核电厂反应堆功率运行工况下安全壳隔离阀泄漏对安全壳密封性影响的评价方法研究

李尚科

摘  要：核电机组安全壳内、外侧机械隔离阀的密封性直接影响到反应堆第三道屏障的完整性，测量或评估安全壳隔离阀的密封性是核电厂安全监督的一项十分重要的工作。一般情况下都会在机组停堆检修期间，用仪器设备直接对其进行有计划的系统性的测量，但在反应堆功率运行工况下，由于不具备直接测量的条件，如何准确评估安全壳隔离阀的密封性变得十分棘手。文章提出了一种在反应堆功率运行工况下对安全壳隔离阀泄漏率进行测量的方法，进而分析其对安全壳完整性影响，并以核取样系统（REN）安全壳隔离阀REN121/131VP为例说明该方法的具体应用，为今后处理类似问题提供了一种思路。

关键词：安全壳隔离阀;贯穿件;泄漏率;密封性;核取样系统

中图分类号：TM623.7      文献标志码：A         文章编号：2095-2945（2019）15-0125-03

Abstract： The sealing of the inner and outer mechanical isolation valves of the containment of nuclear power units directly affects the integrity of the third barrier of the reactor， and measuring or evaluating the sealing of the containment isolation valves is a very important work in the safety supervision of nuclear power plants. In general， during the shutdown and maintenance of the unit， a planned and systematic measurement will be carried out directly with the instrument and equipment， but under the operating condition of the reactor power， due to the lack of direct measurement conditions， how to accurately evaluate the sealing of containment isolation valves becomes very difficult. In this paper， a method of measuring the leakage rate of containment isolation valve under reactor power operating condition is presented， and its influence on containment integrity is analyzed. Taking the nuclear sampling system（REN） containment isolation valve REN121/131VP as an example， the concrete application of this method is illustrated， which provides an idea for dealing with similar problems in the future.

Keywords： containment isolation valve; penetration; leakage rate; sealing; nuclear sampling system

反應堆安全壳及其内外侧隔离阀是核电厂的第三道安全屏障[1]，它具有放射性屏蔽功能，在反应堆正常运行或事故情况下保证其密封性，防止放射性物质释放到环境中，保护环境和人员安全[2]。因此，它们的密封性能显得尤为重要。

安全壳内外侧隔离阀作为第三道屏障的一部分，其密封性能直接影响到第三道屏障的完整性。按照《安全相关系统和设备定期试验监督大纲》要求，需定期（一般为一个燃料循环周期）对这些隔离阀进行密封性试验，以检验其密封性能。试验方法一般为机组大修期间利用加压工具和泄漏率测量仪表进行直接测量。但近年来，由于阀门的老化、维护和使用不当等原因，在机组功率运行阶段偶尔出现某些隔离阀泄漏突然增加的情况，而此时机组正在功率运行，无法用常规的方法对泄漏率进行直接测量。而本文提出在这种情况下如何对安全壳隔离阀泄漏率进行测量，进而评价其对安全壳密封性影响的方法。并以REN121/131VP为例阐述了该方法的应用。

1 方法介绍

由于机组处于功率运行阶段[3]，无法直接用仪器对泄漏的阀门进行泄漏率测量，需建立如图1所示的评价模型。

假设安全壳内外侧隔离阀V1、V3密封不严，由于系统内上游压力P0的存在而发生泄漏，在功率运行的状态下，可以通过关闭阀门V2，在V4阀门下游安装压力计，并通过开启阀门V4来测量系统内压力P的变化情况，通过观察压力P的变化情况来判断V1、V3的泄漏情况。

《安全相关系统和设备定期试验监督大纲》中要求：“没有与单个安全壳贯穿件泄漏有关的安全准则，安全准则和整个安全壳的泄漏有关。[4]”因此，以下的规则仅仅作为实用的指南。

2 阀门上下游高差压下泄漏率与压差的关系

应当注意到上述评价方法是建立在《安全相关系统和设备定期试验监督大纲》对安全壳隔离阀在LOCA工况（一回路失水事故工况，安全壳内压力4.2bar，1bar=105Pa，表压）下的密封性要求的基础上的。实际上，系统在运行期间，阀门V3上游压力P0根据系统运行压力要求而不同，有可能高达155 bar。因此，以上判断标准必须转换到系统压力P0下。但压力与泄漏率的关系较为复杂，它与气体的种类、温度、漏孔的尺寸和形状等均有关系。为了研究压力与泄漏率的关系，用如图2所示试验装置进行模拟试验。

试验过程如下：

取被试验阀微小开度模拟漏孔，漏孔由压缩气瓶经减压阀逐步提高其上游压力，通过下游流量计观察其泄漏情况并记录读数，直到170bar左右，通过泄压阀逐步泄掉上游压力直到0bar，记录流量计读数。试验得出泄漏量与漏孔上游压力关系曲线如图3所示。

4 评估方法在REN121/131 VP阀门泄漏中的应用

近年，某核电厂REN131VP阀门在关闭情况下下游管线压力异常升高，系统简图如图4所示[6]。自5月26日9：40-5月28日9：00，下游管线压力从0.22bar上升至6.5bar，经检查试验和排除，证实REN121/131VP阀门内漏。

由于REN121/131VP属安全壳机械贯穿件内、外侧隔离阀，阀门的泄漏直接影响安全壳的密封性能，必须定量评估其泄漏量对安全壳密封性的影响。

通过现场监测REN011LP的壓力，自5月26日9：40-5月28日9：00，从0.22bar上升至6.5bar，经计算？驻P=0.13 bar/h。根据上述评估准则？驻P≤2bar/h，由此得出REN121/131VP的密封性可以接受，以当前的泄漏量不会对安全壳的完整性产生严重影响，机组可维持正常运行。后续可通过持续监测REN011LP的压力进一步评估安全壳的完整性。

5 结论

本文提出的安全壳隔离阀泄漏对安全壳整体密封性影响的评价方法，适用于安全壳内侧隔离阀上游具备一定压力的系统的评估，如化学和容积控制系统（RCV）、安全注入系统（RIS）、核取样系统（REN）等，具有较强的现场可操作性，可用于核电机组运行期间部分系统安全壳隔离阀泄漏评价与决策参考。

参考文献：

[1]杨玲，陈德淦，林树谋，等.大亚湾核电站应急状态下的事故评价[J].辐射防护，2004（24）：250-256.

[2]国家核安全局.HAD102/06核电厂反应堆安全壳系统的设计[S].北京：国家核安全局，1990.

[3]沈如刚.广东核电机组设计运行特性及其运行模式[J].中国电力，1994（1）：29-34.

[4]安全相关系统和设备定期试验监督大纲：L-TS/TST/000[Z].深圳：大亚湾核电运营管理有限责任公司，2019：79-79.

[5]闫治平，黄淑英.漏率与压力关系的研究[J].中国空间科学技术，1999（2）：42-46.

[6]REN系统EOMM手册：PLX42EOM902FCIR45SS[Z].深圳：大亚湾核电运营管理有限责任公司，2014：15-15.