核电厂一回路边界逆止阀泄漏的安全分析

张捷 陈培锋 李红林

摘 要：核电厂一回路边界作为核电厂与环境间放射性物质屏蔽的第二道屏障起着保障核安全的重要作用，一回路边界上的逆止阀若发生泄漏则直接威胁到第二道屏障的安全运行。本文结合实际曾发生过的某核电厂一回路边界逆止阀泄漏故障，利用传统的确定论安全分析方法和目前广泛开展的概率安全分析方法，对核电厂一回路边界逆止阀泄漏故障进行安全评价，探讨该故障的具体风险，提出核电厂运行中针对此种故障需采取的应对措施及风险防范建议。

关键词：核电厂一回路边界;逆止阀泄漏;风险评价;概率安全分析

中图分类号：TL33文献标识碼：A文章编号：1003-5168（2018）28-0130-05

Abstract： As the second barrier between the nuclear power plant and the environment， the primary loop boundary of the nuclear power plant plays an important role in ensuring nuclear safety. If the check valve on the primary loop boundary leaks， it directly threatens the safe operation of the second barrier. Based on the leakage fault of boundary check valve in primary circuit of a nuclear power plant， this paper evaluated the leakage fault of boundary check valve in primary circuit of nuclear power plant by using the traditional deterministic safety analysis method and the probabilistic safety analysis method widely developed at present， discussed the specific risk of the failure， and put forward the operation of nuclear power plant. The countermeasures and precautions against risks for such failures were put forward.

Keywords： primary loop boundary of nuclear power plant;check valve leakage;risk assessment; probabilistic safety analysis

核电厂的反应堆是一个放射性裂变产物释放源。为了保护环境及使公众免受放射性侵害并控制放射性产物的排放，必须在放射源（核燃料）与环境之间设置屏障。对于在全世界应用广泛的压水堆核电厂来说，主要的屏障包括：燃料元件包壳、一回路压力边界、反应堆厂房（安全壳）。其中，第二道屏障一回路压力边界由反应堆冷却剂系统构成，包括其与辅助系统连接的隔离装置，正常运行在15.5MPa压力下。

2000年，某些核电厂频繁出现安全注入系统与反应堆冷却剂系统连接管线上的逆止阀（RCP120VP、RCP220VP、RCP320VP）泄漏率不合格事件，其中与3环路相连的逆止阀（RCP320VP）泄漏率不合格现象尤其频繁。法国核电厂就曾经出现过因该类逆止阀关闭不严而导致机组被迫停运检修的案例。该缺陷的存在，严重影响了核电厂第二道屏障一回路压力边界的安全运行，为反应堆安全带来隐患[1]。

本文以RCP320VP为例，对核电厂一回路边界逆止阀泄漏问题进行故障后果、安全影响分析及评价，研究了针对该故障的应对措施，并提出建议的处理方案。

1 故障基本情况

在核电厂换料大修期间，会对RCP120VP、RCP220VP、RCP320VP等逆止阀进行密封性试验，以阀门充压后的压降速率来反映阀门泄漏率的大小，若超过相应标准，则需要对逆止阀进行解体检修。

相关核电厂RCP120VP、RCP220VP、RCP320VP历次大修阀门密封性试验数据显示，逆止阀泄漏率不合格的情况主要发生在RCP320VP上，另两个阀门泄漏率不合格相对较少。所有泄漏中，最大泄漏率均不超过阀门定期试验中允许泄漏率的14倍。当发现阀门泄漏进行检修处理后，在大修后的下一个运行循环内，阀门的密封性基本能满足要求。

2 一回路边界逆止阀的安全功能及要求

一回路边界逆止阀（RCP320VP）为3环路热段安全注入管线上的逆止阀，用于在安全注入系统启动时将一回路补给水注入反应堆冷却剂系统的3环路热段，是一回路压力边界上的阀门。RCP320VP所处位置如图1所示。

2.1 安全功能

RCP320VP逆止阀在放射性边界和安全注入两方面承担着安全功能。

2.1.1 放射性边界。根据《核电厂反应堆冷却剂系统设计手册》[2]，RCP320VP作为反应堆冷却剂系统设备及管道的组成部分，构成一回路压力边界，成为第二道放射性屏障。当燃料包壳破损导致放射性物质泄漏时，压力边界可以有效阻止放射性物质向安全壳内泄漏。

2.1.2 安全注入。RCP320VP作为安全注入系统注入管线上的组成部分，构成了安全注入向一回路热段注入的管道，也因此承担着安全注入系统的安全功能。

2.2 设计要求

作为核电厂一回路压力边界上的重要阀门，RCP320VP需要满足的要求有：核安全及抗震等级要求;单一故障准则要求;一回路及其边界完整性要求;密封性要求;可用性要求。

2.2.1 核安全及抗震等级要求。该阀门的核安全等级为RCCP-1级，需满足《法国900MWe压水堆核电站系统设计和建造规则》（RCC-P）中对核安全一级机械承压设备在设计、制造、运行等各方面的安全要求。

该阀门的抗震等级为1A级，属于抗震1类设备，要求在安全停堆地震（SSE）下应保持其完整性，在地震中和地震后仍可执行其功能。

2.2.2 单一故障准则要求。单一故障准则是核电厂设计中最重要的准则之一。其要求在核电厂系统设计阶段应采取各种措施，保证在发生故障时能实现安全停堆和专设安全设施的功能。反应堆冷却剂系统的隔离必须符合单一故障准则。为此，RCP320VP与安全注入系统的另两个逆止阀（RIS048VP、RIS069VP）一同确保低压安注A列热段注入管线、高压安注B列热段注入管线与反应堆冷却剂系统的隔离，此双重隔离满足单一故障准则要求。

2.2.3 一回路及其边界完整性要求。在《核电厂运行技术规范》[3]中，对于RCP320VP等逆止阀的运行泄漏率没有明确的要求。但是，RCP320VP作为一回路压力边界的组成部分，应共同确保一回路及其边界的完整性。因此，包括RCP320VP等阀门在内的一回路及其边界的泄漏率应满足运行技术规范的要求：一回路关闭状态下，一回路及其边界不可直接测量的泄漏率必须小于230L/h，总泄漏率必须小于2 300L/h。

2.2.4 密封性要求。为了保证RCP320VP的放射性屏障功能，需要确保RCP320VP的密封性。根据《核电厂安全相关系统与设备定期试验监督大纲》[4]，在机组寿期内逆止阀开启、关闭后（特别是在不适宜的安注后）及每次停堆换料后升功率前，需要对其密封性进行试验，验证安全注入系统与反应堆冷却剂系统连接管线上逆止阀的密封性是否满足要求。试验验收准则为逆止阀充压后降压速率≤1.1MPa/h。

2.2.5 可用性要求。为了确保RCP320VP承担的安全注入功能，应保证阀门可自由开启，使安全注入流量满足要求。根据《核电厂安全相关系统与设备定期试验监督大纲》[4]，每个换料周期需要对RCP320VP等逆止阀进行可用性试验。如果安注流量可以满足要求，则认为逆止阀可用性可以得到保证。

3 安全影响分析

分析故障的安全影响，首先需要清楚阀门内漏原因，从而确定可能的故障模式。在此基础上，分析相应故障模式对逆止阀安全功能、机组事故工况、机组瞬态及事故响应的影响，同时辅以概率安全分析进行定量风险评价。

3.1 RCP320VP泄漏率不合格的原因

当逆止阀所在管线内存在空气时，气液两相介质分界处的管道、阀门将产生氧化腐蚀作用，对逆止阀的密封面会产生不良影响，导致阀门出现内漏，使逆止阀的泄漏率不满足要求。经阀门解体检查发现，逆止阀的阀瓣和阀座密封面有点状腐蚀，如图2所示。

在機组正常运行期间，反应堆冷却剂系统与安全注入系统逆止阀之间的水宏观静止，此段管道为“死管段”。由于一回路温度超过300℃，此段管道内的水会被一回路冷却剂加热升温，反应堆冷却剂侧逆止阀就成为此段管道的热源。由于“死管段”边界阀门的泄漏，其内部压力将缓慢下降。升温的同时压力下降，导致管道内的水逐渐接近饱和状态。当压力低于逆止阀处水温度对应的饱和压力时，阀瓣壁面的水就会沸腾，引起水中的有害离子向阀瓣壁面集中，加速阀瓣表面的腐蚀，最终影响阀门的密封性。死管段示意图如图3所示。当“死管段”对外微泄漏维持的时间较长时，“死管段”中的水将会进一步减少，从而造成两相空间扩大，最终导致腐蚀范围扩大。

3.2 RCP320VP可能的故障模式

反应堆冷却剂系统与安全注入系统间管线上逆止阀的腐蚀可能引起以下故障模式。

3.2.1 阀门内漏。逆止阀长期受氧化腐蚀，会出现轻微内漏，将导致阀门泄漏率不满足定期试验验收准则。

3.2.2 阀门卡涩或拒开。阀门长期氧化腐蚀，腐蚀产物的积累可能导致逆止阀卡涩或拒开。但是，根据相关核电厂1997年至2016年的运行数据，相关逆止阀还未曾出现过拒开的失效情况。因此，可以认为目前存在的缺陷导致RCP320VP拒开的可能性很低。

3.2.3 管道破裂。逆止阀内漏导致其上游管道承受一回路高压，有破裂风险。RCP120VP、RCP220VP、RCP320VP设计压力为20.2MPa，设计温度为345℃。机组启动升压过程中，逆止阀阀瓣与阀座间隙将随着反应堆冷却剂压力的升高逐渐减小，最终消失以保持逆止阀的密封性。正常运行时，一回路反应堆冷却剂压力为15.5MPa，温度为310℃，稳态下死管段内压力、温度将低于此值，远小于设计值，初步分析死管段可保持结构完整性。但是，根据经验反馈及现场解体检查，逆止阀所在死管段内存在局部热分层。在不同温度流体共存的混合区域，可能引起热波动、分层或热涡流效应，频繁加载的二次应力可能引起疲劳破坏，导致管道破裂。但目前，由于缺少疲劳分析，死管段破裂的可能性还无法预估。

综上所述，RCP320VP故障模式主要是阀门内漏，而“阀门卡涩或拒开”出现的可能性很低，管道破裂的可能性无法预估。因此，主要对阀门内漏导致的泄漏率不合格进行核安全影响分析。

3.3 安全功能影响

由于RCP320VP逆止阀主要在放射性边界和安全注入两方面承担安全功能，阀门泄漏对安全功能的影响如下。

3.3.1 放射性边界完整性。RCP320VP泄漏率不合格可能导致反应堆冷却剂系统第一道隔离失效，如果故障不消除会造成反应堆冷却剂系统隔离的单一故障准则无法满足。在燃料包壳破损事故时，如果安全注入系统侧逆止阀也发生故障，将无法实现放射性第二道屏障的包容功能。

基于目前的定期试验结果，RCP320VP多次出现泄漏率超出定期试验验收准则的情况，不满足阀门密封性的要求。根据近5年相关核电厂一回路泄漏率的运行数据，假设在一回路最大的泄漏率下叠加RCP120VP、RCP220VP、RCP320VP逆止阀均出现15倍允许泄漏率的情况，据估算，一回路泄漏率将达到166L/h，也能满足小于230L/h的规范要求。因此，一回路及其边界完整性可以得到保证。

3.3.2 安全注入功能。阀门内漏导致的泄漏率不合格不影响注入管线上逆止阀的自由开启，因此不影响安全注入功能。

3.4 对机组事故工况的影响

RCP320VP泄漏率不合格并不会导致机组瞬态、自动停堆，一回路及其边界完整性可以得到保证。但是，RCP320VP出现腐蚀内漏，如果不及时处理，会逐步损害阀门隔离功能。如果阀门隔离失效，将导致安全注入系统“界面破口失水事故”发生的频率增加，机组核安全风险也将增加。

“界面破口失水事故”是指安全壳外相关系统的管道发生破口而导致安全壳被旁通的一回路失水事故。此事故不仅导致反应堆冷却剂系统完整性的丧失，还会使一回路冷却剂旁通安全壳直接排放到外界环境。

由于安全注入系统侧逆止阀上游管道的设计等级较低，机组在余热排出系统接入前，如果发生反应堆冷却剂系统与低压安注系统之间连接管线的隔离阀门失效，可能会出现安全注入系统侧上游管道破口的情况。如果破口发生在安全壳外，则安全壳将被旁通，机组将发生安全注入系统“界面破口失水事故”。从当前相关机组的运行数据来看，安全注入系统侧的逆止阀确实存在泄漏率不合格的情况，因此上述情况确实存在发生的可能性。

3.5 对机组瞬态及事故响应的影响

逆止阀内漏故障对机组瞬态及事故响应的影响主要体现在人员响应和系统响应两方面。

3.5.1 人员响应。RCP320VP泄漏率不合格不影响机组瞬态及事故工况下机组控制所需的人机接口信息和控制手段，因此RCP320VP泄漏率不合格不影响机组瞬态及事故后的人员响应。

3.5.2 系统响应。目前，RCP320VP阀门泄漏率不合格不影响放射性屏障和安全注入功能的可用性，不影响机组瞬态下的控制或事故缓解。但如果不及时处理，可能导致阀门隔离失效，由此导致第二道放射性屏障降级。当燃料包壳破损时，不能有效阻止放射性物质泄漏。

3.6 核安全风险定量分析与评价

利用概率安全分析（PSA）方法可评价阀门泄漏的定量影响。在定量分析时，保守假设RCP320VP阀门泄漏率不合格就会导致阀门隔离功能失效。

3.6.1 模型及评价范围。机组在余热排出系统连接之前一回路压力较高，如果反应堆冷却剂系统与低压安注系统之间连接管线的逆止阀隔离失效，可能导致低压管道破裂，一回路冷却剂流失并影响事故工况下安全注入系统的功能。由于蒸汽发生器冷却正常停堆模式下低压安注系统连接管线出现破口的事故处理手段与功率运行工况类似，且该模式的平均运行时间与功率运行工况时间相比较短，因此，目前在停堆工况PSA模型下不对安全注入系统低压管道破裂导致的界面破口进行分析，而是将其归并到功率工况PSA模型中进行建模分析。因此，对于RCP320VP内漏导致阀门隔离失效的情况，将选用相关核电厂功率运行工况PSA模型进行评价。

3.6.2 定量评价结果。通过PSA计算，在RCP320VP内漏缺陷导致阀门隔离失效的情况下，机组整体风险较基准风险增加约160%，总体风险增加明显。也就是说，RCP320VP阀门内漏失效对机组堆芯安全影响明显。同时，安全注入系统低压管道发生界面破口失水事故的频率大幅增加。

4 基于PSA风险分析结果的补充措施

基于目前的维修及运行情况，经过检修后阀门在下一个循环的密封性试验结果能够合格，说明阀门在一个循环内的腐蚀量不多，基本能够保证阀门的密封性。因此，为了保证在下一个循环内阀门的腐蚀不会造成阀门泄漏率超标，在阀门密封性试验结果合格的情况下也应考虑对阀门进行检修。

根据前述定量分析结果，RCP320VP内漏失效会明显增加反应堆堆芯损伤风险。因此，从风险管控的角度，电厂可优先关注阀门内漏失效模式引发的风险。由于RCP320VP内漏后，最严重的情况是叠加其上游的安全注入系统逆止阀RIS069VP内漏，导致发生安全注入系统界面破口失水事故，因此需要关注RIS069VP设备可靠性，在阀门密封性试验中关注其性能。

对于安全注入系统界面破口失水事故来说，PSA计算显示反应堆堆芯损坏概率为1.56%。同时PSA计算得到导致此堆芯损坏的各种事故的概率及分布占比如表1所示。

以上各种事故对安全注入系统界面破口失水事故导致堆芯损坏的风险贡献如图4所示。

由此可以看出，机组在安全注入界面破口失水事故的缓解上主要依赖于余热排出系统的成功运行。因此，在RCP320VP阀门缺陷处理前，需加强对余热排出系统运行情况的监测。

通过PSA进一步计算得到引起余热排出系统失效的主要故障的风险贡献如图5所示。

余热排出系统失效的风险主要来自于反应堆冷却剂系统的一回路压力测量传感器RCP037MP和RCP039MP故障、化学和容积控制系统低压下泄控制阀RCV310VP故障、手动投运余热排出系统失效。其中，反应堆冷却剂系统的一回路压力测量传感器RCP037MP和RCP039MP的失效占比高达84%。因此，需要重点关注反应堆冷却剂系统的一回路压力测量传感器RCP037MP和RCP039MP定期检查工作的结果，出现异常时，应尽快确认其可用性并确保故障能得到及时处理[5]。

5 结论及建议

根据以上分析，可得出如下结论。

①根据目前的运行数据，RCP320VP泄漏率不合格虽然不满足定期试验的验收准则，但总体上满足运行技术规范一回路泄漏率的限值要求，一回路及其边界的完整性可以得到保证。

②RCP320VP泄漏率不合格故障若不及时处理可能会导致阀门隔离失效，导致一回路放射性屏障降级，使機组发生安全注入系统“界面破口失水事故”的频率增加。

③RCP320VP泄漏率不合格不会导致机组瞬态、自动停堆的发生，也不影响机组瞬态、事故下的响应。

鉴于RCP320VP阀门泄漏率不合格对机组引入的风险还处于可接受的范围，电厂在短期内如果仍然维持当前的维修处理方法，机组的核安全风险可控。如果RCP320VP阀门状况持续恶化导致发生“内漏”会产生较为明显的核安全风险，建议电厂重视该问题，并彻底解决RCP320VP阀门泄漏率不合格问题，维持机组核安全水平。该问题得到有效解决前，在事故防范上，为了保证阀门泄漏率不超标，建议即使在阀门密封性结果合格的情况下也考虑机组大修时对阀门进行检修。另外，为有效应对安全注入系统界面破口失水事故的风险，建议操纵员加强相关规程的演练，同时关注余热排出系统的性能，特别是当反应堆冷却剂系统的一回路压力测量传感器RCP037MP、RCP039MP出现异常时应尽快确认其可用性并确保其出现故障时能够得到及时处理。

参考文献：

[1]United States Nuclear Regulatory Commission. An Approach for Using Probabilistic Risk Assessment in Risk Informed Decisions on Plant Specific Changes to the Licensing Basis [R].Washington D.C：USNRC，2011.

[2]核电厂反应堆冷却剂系统设计手册[Z].

[3]核电厂运行技术规范[Z].

[4]核电厂安全相关系统与设备定期试验监督大纲[Z].

[5]核电厂最终安全分析报告[Z].