先进压水堆核电厂余热排出系统全压设计研究

方　俊，赵嘉明，郑云涛，杨长江

先进压水堆核电厂余热排出系统全压设计研究

方俊，赵嘉明，郑云涛，杨长江

（中国核电工程有限公司，北京 100840）

针对先进轻水堆，美国核管会要求在设计中尽可能降低发生界面LOCA（Inter-system Loss-of-Coolant Accident）的可能性。提高余热排出系统（Residual Heat Removal System，简称RHR系统）低压部分的设计压力，是先进压水堆从设计上降低发生界面LOCA风险的措施之一。为了确保在极端的超设计基准事故下，暴露在一回路运行压力下的RHR系统不发生破裂，开展了RHR系统全压设计研究。从相关的法规导则要求、系统设计应对的超设计基准事故、如何确定RHR系统的设计压力，以及验收准则这几个方面展开调研，采用RELAP5程序对超设计基准事故开展了模拟计算，给出全压设计的输入曲线，明确了RHR系统相关设备的全压设计要求，并给出相应的结论。研究成果可用于指导先进压水堆RHR系统的设计以及存在发生界面LOCA风险的其他系统的设计。

全压设计；界面LOCA；余热排出系统；先进压水堆

界面LOCA是指由于高/低压力边界失效导致一回路冷却剂通过与一回路连接的低压系统流失到安全壳外的失水事故。发生界面LOCA后，带放射性的一回路冷却剂将旁通安全壳进入外界环境，导致向环境的大量放射性释放，并且一回路水装量不可恢复地丧失，很可能导致堆芯裸露甚至堆芯熔化。

国内二代压水堆核电厂满功率运行时一回路的压力通常为15.5 MPa，而RHR系统的设计压力仅为4.75 MPa，通过在吸入管线设置4台串/并联电动隔离阀、在排放管线设置1台电动隔离阀和1台止回阀实现在核电厂满功率运行时将RHR系统与一回路隔离。三代压水堆核电厂RHR系统的主要设备（泵和热交换器）均布置在安全壳外，存在典型的壳外高/低压力边界。如果RHR系统吸入管线与一回路之间的4台串/并联隔离阀的联锁信号失效，同时某条支路2台串联隔离阀误开启，将导致整个系统暴露于一回路运行压力15.5 MPa之下。如果系统某个设备或部件的极限破裂强度低于一回路运行压力，可能导致系统整体失效，后果非常严重。

为了预防RHR系统失效导致的界面LOCA发生，要求RHR系统的设备和部件能够承受一回路的运行压力和温度而不发生破裂，此时对设备的可运行性不做要求。如何应对上述设计要求，法规导则提出了哪些要求，设计应该应对何种超设计基准事故，如何确定RHR系统的设计压力，系统的设备和部件如何满足承压要求，构成了RHR系统全压设计需要考虑的全部要素。

国家核安全局已经对三代压水堆核电厂RHR系统的设计进行过审查，但是尚未给出最终的审查意见，因此非常有必要对RHR系统的全压设计开展全面的研究。

1　界面LOCA相关的法规导则要求

1.1　国外的法规导则要求

早在1990年，美国核管会即在SECY-90- 016[1]文件中声明了它的监管立场：先进轻水堆（通常指第三代核电）应当尽可能降低发生界面LOCA的可能性。更具体的要求是：在切实可行范围内，将低压系统按抵御一回路全压设计是解决界面LOCA问题的一种可接受的方法。但是，对于那些没有按抵御一回路全压设计的系统，先进轻水堆的设计应当具备对压力隔离阀开展检漏试验的能力；当隔离阀的执行机构断电时，主控室可得到这些阀门的阀位指示；当一回路压力升高，接近与一回路相连的低压系统的设计压力，并且两道隔离阀未关闭时，触发高压力报警以提醒主控室操纵员。

在美国核管会发布的NUREG-0800[2]标准审查大纲2007版的5.4.7节中，针对RHR系统的设计，审查大纲要求审查人员核实“在切实可行范围内，先进轻水堆的RHR系统的极限破裂强度至少等于反应堆冷却剂系统的正常运行压力。RHR系统的所有部分都将纳入考虑（例如仪表管线、泵密封、热交换器传热管、阀盖）。对于设计极限破裂强度低于反应堆冷却剂系统的正常运行压力的部分，持证者应当提供合理的理由。”

可见，美国监管当局的立场是先进轻水堆RHR系统的设计压力应提高到其极限破裂强度至少等于反应堆冷却剂系统的正常运行压力，在不满足这一点时应该提供合理的理由。从另外一个角度来理解，监管当局并没有要求将RHR系统的设计压力提高到反应堆冷却剂系统的正常运行压力。

1.2　中国的法规导则要求

在HAF102-2016核动力厂设计安全规定中，在对核动力厂状态分类时引入了设计扩展工况。

设计扩展工况定义为不在设计基准事故考虑范围的事故工况，在设计过程中应该按最佳估算方法加以考虑，并且该事故工况的放射性物质释放在可接受限值以内[3]。设计扩展工况包括没有造成堆芯明显损伤的工况和堆芯熔化（严重事故）工况。

HAF102要求“必须在工程判断、确定论和概率论评价的基础上得出一套设计扩展工况，目的是增强核动力厂应对比设计基准事故更严重的或包含多重故障的事故的承受能力，……设计必须考虑这些设计扩展工况来确定额外的事故情景，并针对这类事故制定切实可行的预防和缓解措施。”“必须对核动力厂开展设计扩展工况分析。考虑设计扩展工况的主要技术目标是预防核动力厂发生超过设计基准事故的事故工况，或合理可行地减轻这类事故工况的后果。”“必须使用设计扩展工况来确定安全设施和其他安全重要物项的设计规格书，这些设施和物项用于预防此类工况的发生或在此类工况发生后用于控制和减轻其后果。”

尽管中国的法规导则没有涉及RHR系统抵御一回路全压设计的条款，但是以上针对设计扩展工况的内容，可以视为对提高核电厂安全性的更为一般化的表述和要求。只有在核电厂发生多重故障时，RHR系统才可能暴露在一回路正常运行压力下从而发生破裂，导致界面LOCA的发生。针对这种事故的可行的预防措施即是提高RHR系统的设计压力，使其在暴露于一回路正常运行压力时不发生破裂。

另一方面，中国从美国西屋电气有限公司引进的AP1000机组的RHR系统采用了全压设计。国家核安全局在对核电厂安全分析报告进行审查时参考NUREG-0800的内容。因此，RHR系统全压设计对中国监管当局而言并不是一个首次接触到的概念。虽然中国的法规导则没有与RHR系统全压设计相关的明确条款，但是从审查实践来看，国家核安全局已经关注到这个问题，并且在对安全分析报告进行审查时，要求执照申请者说明并论证RHR系统的全压设计情况。

2　系统设计应对的超设计基准事故

以百万千瓦级先进压水堆“华龙一号”的设计为例，如图1所示，在核电厂满功率运行，RHR系统与一回路的隔离，在吸入管线上，每条支路由2台串联安装的电动阀实现；在排放管线上，由串联安装的1台电动阀和1台止回阀实现，此外排放管线上在安全壳内设置的1台止回阀也起到一道隔离作用。这为RHR系统的可靠隔离提供了机械冗余。为进一步确保隔离的可靠性，设计上还提供了电气冗余。吸入管线的每台电动阀都与一个独立的反应堆冷却剂压力信号联锁。这些联锁可防止反应堆冷却剂系统压力超过2.7 MPa时电动阀误开。

图1 “华龙一号”余热排出系统简化流程图

时，RHR系统与一回路的隔离，在吸入管线上，每条支路由2台串联安装的电动阀实现；在排放管线上，由串联安装的1台电动阀和1台止回阀实现，此外排放管线上在安全壳内设置的1台止回阀也起到一道隔离作用。这为RHR系统的可靠隔离提供了机械冗余。为进一步确保隔离的可靠性，设计上还提供了电气冗余。吸入管线的每台电动阀都与一个独立的反应堆冷却剂压力信号联锁。这些联锁可防止反应堆冷却剂系统压力超过2.7 MPa时电动阀误开。

在设计时已经考虑并采用了机械冗余、电气冗余和信号联锁，将RHR系统隔离失效的可能性降至最低。在吸入管线上，每条支路上2台串联的电动阀误开启；或者，在排放管线上，1台电动阀误开启，2台止回阀防止逆流失效，都会导致RHR系统暴露于一回路正常运行压力下。因此，以上初始事件即是在开展RHR系统全压设计时应当考虑的设计应对的超设计基准事故[4]。

这一初始事件符合HAF102中对于设计扩展工况的定义。设计上必须针对这一初始事件制定切实可行的预防措施，预防核动力厂发生超过设计基准事故的事故工况（即界面LOCA）。RHR系统的设计需要考虑这一初始事件带来的影响。

3　全压设计下RHR系统的设计压力

为了应对界面LOCA，一种简单直接的方法是将RHR系统位于壳外的管道、阀门、法兰、泵、热交换器等的设计压力提高到一回路的设计压力17.23 MPa。这种设计确实能够确保RHR系统在暴露于一回路正常运行压力15.5 MPa时不发生破裂，但是考虑到设计预防的设计扩展工况发生频率极低，付出的经济代价是不可接受的。

设计时需要考虑利益和代价之间的平衡，选取一个能满足要求的最小设计压力。选取的最小设计压力尽可能实现以下目标：

（1） RHR系统压力边界发生破裂的可能性不会使得安全壳条件失效概率超过10%；

（2）虽然可能会出现一些泄漏，但是法兰连接和阀盖发生不能接受的泄漏的可能性相当低；

（3）某些管道可能会经历整体屈服和永久变形。

张佳佳等[5]对安全壳条件失效概率进行了相对全面的研究，发现界面LOCA是大量释放频率的主要贡献项，采取措施降低界面LOCA的风险，可以显著降低安全壳条件失效概率，而提高RHR系统的设计压力正是降低界面LOCA发生频率的有效措施。

美国NRC和爱达荷国家工程实验室选定一回路正常运行压力的40%作为RHR系统的设计压力[6]，依据这个设计压力开展RHR系统各个设备和部件的论证工作。

NUREG/CR-6121[6]对将40%一回路正常运行压力选定为低压系统的设计压力开展了详细的论证。从概率的角度，论证发生界面LOCA后整个系统不失效概率不低于90%，这意味着发生界面LOCA后安全壳条件失效概率将小于10%。系统部件被划分为五类：管道、法兰、泵、阀门和热交换器。如果这五类部件在发生界面LOCA后不失效概率限定为98%，则整个系统不失效概率为90.4%。因此，问题转化为分别论证管道、法兰、泵、阀门和热交换器的设计压力为40%一回路正常运行压力时，发生界面LOCA后这些部件不失效概率大于98%。NUREG/CR-6121的结论是，40%一回路正常运行压力作为低压系统的设计压力是适当的，能够满足概率目标，并给出了各个部件的推荐尺寸。

NUREG/CR-6121论证的压水堆包括AP600，AP1000也采用NUREG/CR-6121的论证方法开展了RHR系统全压设计。AP600和AP1000的一回路正常运行压力约15.5 MPa，与我国绝大多数运行核电厂和新建核电厂的一回路正常运行压力相同，因此，我国在开展RHR系统全压设计时可以采用同样的设计压力。如果部件的壁厚或等级不低于AP1000的对应部件，也将能够满足发生界面LOCA后整个系统不失效概率不低于90%的概率目标。

4　总体验收准则

NUREG-0800的3.12节提出了管道系统设计的验收准则：由于反应堆冷却剂压力边界隔离失效引起的低压管道系统超压不会导致安全壳外的低压管道发生破裂。这一条验收准则可以视为对RHR系统全压设计的高层次要求。

作为高层次要求的补充，NRC要求对低压系统的所有组成部分都进行论证，包括管道、仪表管线、阀门、法兰、热交换器和泵。

判断设计满足高层次要求的依据是RHR系统所有组成部分的极限破裂强度至少等于反应堆冷却剂系统的正常运行压力。

除了以上监管要求，西屋电气有限公司还引入了一条额外的验收准则：在发生界面LOCA时，对于所有设备，允许的总泄漏流量应当小于化学与容积控制系统的最大补水能力。

5　全压设计输入参数计算

论证RHR系统是否能够抵御一回路正常运行压力的设计输入是发生RHR系统与一回路隔离失效后的压力/温度瞬态数据。该事故属于设计扩展工况。依据HAF102-2016的5.1.9.2条款，相关的分析可采用最佳估算方法。因此可以选取最佳估算程序RELAP5对该设计扩展工况开展计算分析，并采用现实的系统可用性假设、现实的初始条件和边界条件。

以“华龙一号”的设计为例，说明在开展该设计扩展工况计算分析时考虑的因素。RELAP5程序的版本是RELAP5/SCDAP Mod 3.4。

5.1　初始条件

初始事件是RHR系统吸入管线某条支路上两台串联的电动阀误开启。电动阀完全开启需要一段时间。

事故发生时电厂处于100%额定功率运行，一回路压力为15.5 MPa，热腿冷却剂温度为328.5 ℃，均采用名义值。稳压器初始水位取名义值。

SG初始压力和初始水装量均为名义值。

RHR系统初始压力为0.3 MPa，初始冷却剂温度为60 ℃，均采用现实值。

5.2　边界条件和系统可用性假设

不假设丧失厂外电源。

不假设单一故障，安全系统的所有系列都可用，安注流量和辅助给水流量取最佳估算流量。

化学和容积控制系统、稳压器电加热器、汽轮机旁路排放系统可用。

5.3　操纵员动作假设

假设事故开始后30 min内操纵员不采取任何干预操作。几乎在与初始事件发生同一时刻，主控室就会出现RHR系统压力大于2.7 MPa报警。事故开始后30 min操纵员可以采取干预措施，因此事故只分析30 min。

5.4　RELAP5模型

为了尽可能准确地得到RHR系统的压力/温度响应，除了模拟核电厂的一、二回路，对RHR系统的管道、阀门、泵、热交换器进行了完整地建模，并连接到一回路的热腿。

5.5　计算结果

计算得到的事件序列如表1所示。

表1　事件序列

泵和热交换器处的冷却剂的压力、温度随时间的变化曲线如图2～图3所示。一回路压力迅速传导至整个RHR系统，而由于排放管线上设置了一个排量仅为2.3 m3/h的小安全阀，一回路冷却剂向这台安全阀的推进速度非常缓慢，在事故后30 min仍未到达热交换器的位置，因此热交换器处的冷却剂温度一直保持在初始温度。

这些压力、温度曲线可以作为RHR系统管道、阀门和泵等设备和部件的全压设计输入条件。

图2　泵和换热器处的冷却剂压力

图3　泵和换热器处的冷却剂温度

6　系统中设备和部件的全压设计

全压设计要求RHR系统中所有设备和部件在30 min内能承受事故瞬态对应的压力和温度而不发生破裂（即保证完整性要求），对设备的可运行性不做要求。对于所有设备的泄漏（安全阀排放除外）要求小于化学与容积控制系统的最大上充流量。

6.1　管道（包括仪表管线）

对RHR系统的所有管道，包括仪表管线，进行梳理，按照管道等级、外径、内径进行分类，评估所有类别管道在给定的温度下的失效压力。失效压力必须大于15.5 MPa，并且留有一定裕量。这是从失效压力的角度对管道的设计进行论证。

6.2　阀门

阀门可能发生泄漏的部位有三个：阀体（包括阀盖），螺栓连接和阀门填料。对于阀体、阀盖的设计，标准通常要求其壁厚不低于相连管道的壁厚，因此阀体、阀盖在全压设计瞬态下不发生破裂的概率不低于相连管道。

实际设计中对于一些起到隔离功能的阀门可以按照高磅级设计满足一回路运行压力，对于管道中的阀门则按照管道设计压力进行制造，由厂家进行全压设计工况的校核。

6.3　法兰

在全压设计时对于法兰连接主要考虑其密封性能。对于管道和孔板法兰可采用高磅级设计满足一回路运行压力，并要求厂家采用密封效果好的垫片，在进行试验时满足一定的泄漏率要求。对于其他法兰可以要求厂家按照高磅级进行预紧或者拧紧密封。

6.4　仪表

通过增加仪表的耐压要求和压力试验要求，要求厂家实现全压设计要求。

6.5　热交换器

热交换器管侧设计压力和管道一致。要求设备专业对其传热管设计和两侧水室等结构进行全压设计。

6.6　泵

要求余热排出泵在全压设计瞬态后30 min内能够保持结构完整性，并且要求其泄漏流量在可接受的范围内。实际上泵和热交换器的泄漏为系统的主要泄漏点，其总流量不应超过化学与容积控制系统的最大补水能力。

7　结论

本文对先进压水堆RHR系统的全压设计开展了系统的研究，明确了全压设计需要考虑的各个要素。

RHR系统全压设计应对的超设计基准工况为“余排吸入管线上阀门或者返回管线上阀门误开启的工况”。

位于壳外的管道和设备按照40%的一回路正常运行压力进行设计。

全压设计工况下“RHR系统所有组成部分的极限破裂强度至少等于反应堆冷却剂系统的正常运行压力，且允许的总泄漏流量应当小于化学与容积控制系统的最大补水能力”。

通过对RHR系统完整地建模，并连接至主回路模型，计算得到全压设计工况下的压力和温度曲线。

给出了RHR系统的管道（包括仪表管线）、阀门、法兰、仪表、热交换器和泵全压设计的要求和实现方法。

以上内容构成了RHR系统全压设计的全部要素，研究的成果可用于指导先进压水堆RHR系统的设计以及存在发生界面LOCA风险的其他系统的设计。

存在高/低压边界的系统，采用全压设计后，即使高/低压边界被穿透，低压系统也能够承受一回路运行压力而不发生破裂，低压系统的总泄漏流量小于化学与容积控制系统的最大补水能力。与非全压设计相比，采用全压设计的核电厂发生界面LOCA的频率降低；由于化学与容器控制系统能够补偿高/低压边界被穿透后的系统泄漏，堆芯不会损坏，从而不会发生大量放射性释放，安全壳条件失效概率也将减小。

［1］ NRC.SECY-90-016，Evolutionary Light Water Reactor（LWR）Certification Issues and Their Relationship to Current Regulatory Requirements［R］．US NRC，1990.

［2］ NRC.NUREG-0800，Standard Review Plan［R］. Washington DC：NRC，2007.

［3］ 国家核安全局．核动力厂设计安全规定：HAF102-2016［Z］．2016.

［4］ NB/T 20035-2011（2014RK）：压水堆核电厂工况分类：［S］．

［5］ 张佳佳，李春，杨志义，等．国内先进压水堆核电厂安全壳条件失效概率探讨［J］．核安全，2015，14（3）：82-89.

［6］ A.G.Ware. NUREG/CR-6121，Component Evaluation for Intersystem Loss-of-Coolant Accidents in Advanced Light Water Reactors［R］．Idaho：Idaho National Engineering Laboratory，1994.

Study on the Residual Heat Removal System Withstanding Full Reactor Coolant System Pressure of Advanced PWR

FANG Jun，ZHAO Jiaming，ZHENG Yuntao，YANG Changjiang

（China Nuclear Power Engineering Co.Ltd.，Beijing 100840，China）

USNRC has developed a position on design requirements necessary to minimize the potential of ISLOCA（Inter-system Loss-of-Coolant Accident）for advanced light water reactor.Enhancing the design pressure of low-pressure portions of Residual Heat Removal System is one of the measurements used to lower the potential of ISLOCA for advanced PWR.To ensure that Residual Heat Removal System exposed to full Reactor Coolant System（RCS）pressure will not rupture in case of extreme Beyond Design Basis Accidents，researches on Residual Heat Removal System withstanding full RCS pressure have been made.An investigation on related laws and regulations，Beyond Design Basis Accidents to which this system should be designed，how to determine the enhanced design pressure of Residual Heat Removal System，and the acceptance criteria was carried on first.Based on the above work，the identified Beyond Design Basis Accident was calculated and analyzed by using RELAP5 code，which provides inputs for RHR design.All the elements needed to be taken into consideration have been identified and conclusions corresponding to each element have been drawn.The research findings could be used to provide guidance on the design of Residual Heat Removal System and other systems which have the potential of ISLOCA for advanced PWR.

Full RCS pressure；ISLOCA；Residual Heat Removal System；Advanced PWR

TL353+.1

A

0258-0918（2021）05-0907-07

2021-01-17

方俊（1989—），男，江西吉安人，高级工程师，硕士，现主要从事热工水力与安全分析方面研究