核电厂蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值研究

何戈宁，周美玲，赖建永，李冬慧，吴 舸，胡 彧

(1.中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，成都 610041；2.中原运维海外工程有限公司，上海 200233)

蒸汽发生器(SG)是核电厂最重要的主设备之一，是核电厂第二道屏障的重要组成部分，将带放射性的一回路与二回路隔离开。由于蒸汽发生器传热管数量巨大，其面积通常占核电站一回路承压边界总面积的80%以上，且壁厚通常只有1 mm左右，是一回路承压边界最薄弱的环节之一。

国内外核电厂运行实践表明，即使采用最严格的制造要求，随着核电厂的运行，蒸汽发生器一次侧向二次侧的少量泄漏仍是不可避免的。因此，合理地配置蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏监测系统，确定泄漏率监测阈值，并结合监测结果制定核电厂运行策略，对核电厂长期安全稳定运行意义重大。

理想情况下，放射性核素只存在于一回路系统中。当蒸汽发生器发生一次侧向二次侧泄漏时，一回路冷却剂中的放射性核素就会迁移到蒸汽发生器二次侧。以气体形式存在的放射性核素(16N、惰性气体)可认为全部随蒸汽被蒸发带走。其余核素则溶解在蒸汽发生器锅水中或以固态形式沉积在蒸汽发生器二次侧。锅水中的放射性核素仅极少部分会随蒸汽中携带的水进入主蒸汽系统，绝大部分则会随着蒸汽发生器排污水，进入蒸汽发生器排污系统中。结合多样性、冗余性的检测要求，国内外核电厂通常分别在蒸汽发生器排污水以及主蒸汽中取样，分别设置放射性监测系统以监测蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏。

合理控制蒸汽发生器一次侧向二次侧的泄漏率是相关工作的关键环节，但国内蒸汽发生器泄漏率检测控制阈值多来源于早期的国外技术转让并沿用下来，少量的研究均是基于确定的泄漏阈值开展。如张君南等[1]基于M310机组SG泄漏率以及放射性监测阈值的取值进行分析，探讨了两者间的关系。贾靖轩等[2]基于给定的SG泄漏率阈值，计算了排污水放射性活度，并提出了放射性活度监测的建议。本研究旨在调研并梳理SG一次侧向二次侧泄漏率数值的使用目的，提出我国自主三代核电厂SG一次侧向二次侧泄漏率取值及控制的建议。

1 SG一次侧向二次侧泄漏率取值的确定依据

核电厂安全分析报告第10章、第16章均规定了蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率值，16N监测系统也规定了蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏报警值；此外，蒸汽发生器排污水放射性检测系统规定的放射性监测报警阈值也与SG 一次侧向二次侧泄漏率相关。这些泄漏率取值各不相同，容易造成混淆，本文根据泄漏率数值使用目的梳理为三类。

1.1 用于辐射防护设计的泄漏率取值

用于辐射防护设计的蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值作为核电厂二回路放射性源项的计算输入。用于该目的的泄漏率通常分为“正常泄漏率”和“事故工况泄漏率”。相关取值在安全分析报告第11章“设计基准源项或保守假设源项”中列出。

(1)正常泄漏率

参考文献[3]、[4]中，给出了进行源项计算时SG一次侧向二次侧泄漏正常泄漏率总量为75 磅/天(1.4 kg/h)。参考文献[3]中解释了此取值基于美国PWR电厂的运行经验。参考文献[5]表2-11中列出了1970—1978年，美国压水堆核电厂共79个堆年的实测泄漏率，其平均值为75 磅/天，误差±25%。

我国国家标准 GB/T 13976[6]的编制参考了美国标准，其中SG一次侧向二次侧正常泄漏率总量取值为3.9×10-4kg/s(1.4 kg/h)。

(2)事故工况泄漏率

考虑发生事故时(如主蒸汽管道断裂、蒸汽发生器传热管断裂)SG一次侧向二次侧的泄漏率最大值，用于事故工况下的放射性释放评估。参考文献[7]规定，事故工况泄漏率可根据核电厂SG传热管的维修标准不同，考虑不同的取值。

对于常规的以40%壁厚损失为传热管维修标准的核电厂，事故工况泄漏率取值应基于泄漏率运行控制阈值，并在事故SG和未受事故影响SG之间进行分配，以使计算剂量最大化[7]，保证源项计算的保守性。例如，对于一个四回路电厂，当运行技术规范规定任何一台SG的泄漏率阈值为500 磅/d，所有SG的泄漏率总阈值为1 磅/min(1 440磅/d)时，则用于辐射防护设计的泄漏率取值应将500 磅/d分配给事故SG，将313磅/d分配给每个未受影响的SG。美国核动力研究院(NEI)规定了事故工况泄漏率的取值上限，单台SG不超过1加仑/min(约227 kg/h)[8]。

对于实施了替代维修标准(ARC)的核电厂(需要美国核管会单独批准)，SG的检测维修采用“蒸汽发生器降质特殊管理(SGDSM)”策略。SGDSM是一种综合方法，旨在确保在下次计划检查之前满足性能标准。SGDSM包括特定的在役检查计划，以及特定状态监测和运行评估方法。与SGDSM策略相关的ARC可能不是一个固定值，但可能涉及一种计算方法，作为运行评估的一部分，用于确定可接受的ARC值，该值与确保在下一次计划检查前满足管道完整性的性能标准一致。对于未受事故影响的SG，技术规范中规定的总泄漏率阈值也需要在未受影响的蒸汽发生器之间平均分配。

1.2 用于核电厂运行控制的泄漏率阈值

美国电力研究协会(EPRI)对SG传热管缺陷与泄漏率的关系进行了研究[9]，包括应力腐蚀开裂与泄漏率的关系、疲劳裂纹与泄漏率增加的关系、磨损点蚀等其他降质机理与泄漏率关系等等。同时，结合美国机组运行经验以及泄漏率检测的技术发展情况，给出了SG泄漏率控制的操作导则。

EPRI将基于SG泄漏率的运行控制分为5个等级。对于有连续泄漏检测手段的机组，EPRI给出了两种控制方法，即基于泄漏率和变化率的控制导则和基于持续泄漏率的控制导则，列于表1。

表1 美国EPRI SG泄漏率控制导则Tab.1 SG leakage rate control guidelines of EPRI

1.3 用于保证蒸汽发生器传热管完整性的泄漏率保护阈值

该阈值用于保证蒸汽发生器传热管的完整性，核心目的是即使传热管上出现微小裂纹，控制其不会产生裂纹扩展乃至发展为SGTR事故，确保在SGTR事故发生前，核电厂完成运行状态的后撤。蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率的保护阈值及对应的电厂操作要求在安全分析报告第16章“运行技术规格书”中列出。该值可看作将泄漏率控制阈值中行动等级3的取值上升到安全限值层面。

NEI基于EPRI的研究[9]，在参考文献[8]中给出了蒸汽发生器一次侧向二次侧的泄漏率的保护阈值，即任意一台SG泄漏不超过150加仑/天(24 kg/h)，并要求安全分析报告第16章“运行技术规格书”的规定与之保持一致。

2 国内外核电厂SG一次侧向二次侧泄漏率取值情况

2.1 用于辐射防护设计的泄漏率取值

(1)正常泄漏率

AP1000[10]和韩国3代核电APR1400[11]，正常泄漏率均按参考文献[3]的规定，取值75磅/天(1.4 kg/h)。

国内M310机组正常运行时3台SG总泄漏率取值为3 kg/h[12]，该值大于参考文献[3]的规定，更为保守。

EPR机组[13]规定SG正常运行时每个SG泄漏率为3 L/h，4台SG共12 L/h，折合约12 kg/h，该值大于参考文献[3]的规定，满足保守原则。同时，EPR机组安全分析报告第16章中将任一台SG泄漏率为3 L/h作为区分正常运行和非正常运行的控制阈值。在缺少大量运行数据支持的情况下，正常泄漏率与运行状态挂钩的做法更容易解释且具有足够的保守性，相关做法值得借鉴。

俄罗斯和其他国家的 VVER 核电站的一回路和二回路冷却剂中放射性核素活度运行数据分析表明，当回路之间的压差值为 7 MPa 时，蒸汽发生器会发生一回路至二回路泄漏，平均泄漏率为12～19 g/h。基于上述经验，保守地将1 kg/h 的泄漏率作为辐射防护设计的基准[14]，该取值小于参考文献[3]的规定，满足保守原则。

(2)事故工况泄漏率

AP1000机组取值为总泄漏率500加仑/天(合约78.9 kg/h)[10]。

APR1400取值为总泄漏率0.6 加仑/min(合约136.3 kg/h)，参考文献[11]说明该值大于“运行技术规格书”规定的保护阈值，所以是保守的。

国内M310机组[12]，假定3 台SG中有一台在每个换料周期内发生两个月的附加泄漏，且附加泄漏的时间段与常年泄漏的末期重合，附加泄漏率为0～72 kg/h线性变化。

2.2 用于核电厂运行控制的泄漏率阈值

AP1000、韩国APR1400等三代核电机型，未将核电厂运行控制泄漏率阈值的相关内容列入安全分析报告中。

EPR机组[13]用于核电厂运行控制的泄漏率阈值规定如下：(1)任一台SG泄漏率大于3 L/h(约合3 kg/h)，机组将停止符合跟踪、调频并在72小时内后撤；(2)任一台SG泄漏率大于20 L/h(约合20 kg/h)，或变化率超限，在1小时内后撤；(3)任一台SG泄漏率大于70 L/h(约合70 kg/h)，执行事故程序。上述行动对应的变化率准则为：(1)24小时内泄漏率增加超过3 L/h；(2)连续3天，每天的泄漏增加均超过1 L/h；(3)3天以内，一台SG与其他SG之间的泄漏率偏差增加超过3 L/h。

VVER 核电站[14]用于核电厂运行控制的泄漏率阈值规定如下：(1)泄漏水平超过2.0 kg/h时，提高泄漏率检测的记录频度；(2)单台SG泄漏率超过 5 kg/h时，在30个小时内后撤至冷停堆工况。

国内M310机组[12]，用于核电厂运行控制的泄漏率阈值规定如下：(1)任一台SG泄漏率大于44 L/h(44 kg/h)，在1小时内后撤；(2)任一台SG泄漏率大于70 L/h(70 kg/h)，执行事故程序。

2.3 用于保证SG传热管完整性的泄漏率保护阈值

AP1000[10]和APR1400[11]，在安全分析报告第16章中，用于保证SG传热管完整性的泄漏率阈值按参考文献[8]要求取值，规定任意一台SG泄漏率不允许超过150加仑/天(24 kg/h)。

本文第2.2节中，EPR机组用于核电厂运行控制泄漏率阈值的第(2)等级可视作用于保证SG传热管完整性的泄漏率阈值，即任一台SG泄漏率大于20 L/h(20 kg/h)。

国内M310机组[12]，44 L/h的后撤阈值(见2.2节)可视作用于保证SG传热管完整性的泄漏率阈值。在安全分析报告第16章中对44 L/h的取值进行了说明，即如果传热管裂纹达到某一长度时,主蒸汽管道断裂事故不会导致SGTR。

由于VVER 核电站泄漏率运行限值(单台蒸汽发生器5 kg/h)明显小于其他核电机组，没有再基于保证SG传热管完整性的考虑另行规定泄漏率阈值。

3 比较与分析

结合前文的研究，将第1章中美国标准规范对SG一次侧向二次侧泄漏率的取值要求与国内外核电厂蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值情况进行汇总比较，列于表2。

表2 SG一次侧向二次侧泄漏率汇总表Tab.2 Summary of SG primary side to secondary side leakage rate

从表2中可以看出，国内外核电厂目前尚未有统一按美国规范要求进行SG泄漏率取值的情况。尤其是用于核电厂运行控制的SG泄漏率阈值，目前均未按参考文献[7]的要求进行取值。

除用于核电厂运行控制的SG泄漏率阈值外，AP1000、APR1400等基于美国法规体系设计的核电厂，SG泄漏率阈值均可满足美国核管会取值要求，但也存在一定的问题。例如，对于AP1000机组，按参考文献[9]规定，运行技术规范规定任何一台SG的泄漏率控制阈值为150 磅/d，所有SG的泄漏率总控制阈值为500磅/d，则用于辐射防护设计的事故工况泄漏率取值应将150磅/d的泄漏率分配给事故SG，将350磅/d的泄漏率分配给另一个未受影响的SG，但显然这种取值是值得商榷的。

EPR机组规定的SG泄漏率取值均不同于美国的标准规范取值要求，但相关数值接近且更保守。

VVER 核电站正常泄漏率取值满足保守原则，后撤运行限值(单台SG 5 kg/h)明显小于其他核电机组，可以更好地满足运行安全性，但对运行的稳定性提出了更严峻的挑战。此外，VVER 的安全分析报告中未明确事故工况泄漏率的取值情况。

国内M310机组SG正常泄漏率取值满足保守原则，但用于保证SG传热管完整性的泄漏率阈值明显高于美国标准规范以及EPR、VVER等其他机组取值，事故工况泄漏率两个月内从0～72 kg/h线性变化的取值也缺少支撑依据。

4 建议

4.1 建立SG正常泄漏率取值标准

相比参考文献[4]中SG一次侧向二次侧正常泄漏率总量75 磅/d(约1.4 kg/h)的取值，目前国内M310机组SG一次侧到二次侧泄漏率取值相对偏大(单台SG 1 kg/h，总量3 kg/h)。自主三代核电机组华龙一号沿袭了国内M310机组的取值，虽然足够保守，但可能会降低自主三代核电机组运行经济性。

目前国内M310核电机组实际运行情况良好，SG一次侧到二次侧泄漏率控制在较低的水平。例如，表3给出了某2台国内M310机组SG一次侧到二次侧泄漏率的实测值，单台SG的平均泄漏率小于0.3 kg/h，远低于1 kg/h的设计取值。

表3 国内某些M310机组SG一次侧到二次侧泄漏率实测值Tab.3 Measured leak rate from primary side to secondary side of SG for some M310 unit in China

建议对于华龙一号等自主三代核电机组，广泛收集运行数据，建立我国自己的泄漏率数据库，以建立符合我国核电实际情况的辐射防护设计的基准。

4.2 优化事故工况SG泄漏率取值要求

目前，国内尚未建立针对事故工况下SG一次侧向二次侧泄漏率取值的规范。部分电厂的安全分析报告中未明确事故工况SG泄漏率取值情况，部分电厂的取值存在值得商榷之处。

建议借鉴参考文献[7]的规定，梳理优化事故工况下SG一次侧向二次侧泄漏率取值，并在安全分析报告中明确。对于自主三代核电机组，着手建立符合自主三代核电机组实际情况的事故工况SG泄漏率取值规范，并开展自主的SG替代维修标准(ARC)以及SG降质特殊管理策略研究，以实现对事故工况SG泄漏率取值的进一步优化。

4.3 建立SG泄漏率运行控制体系

国内电厂目前尚未建立通过SG泄漏率阈值进行核电厂运行控制的技术规范，SG一次侧向二次侧泄漏率取值缺乏系统性考虑，相关各专业的研究缺少沟通协调，泄漏率运行控制阈值存在一些尚待优化的问题。

EPRI的SG泄漏率控制导则[9]有较为坚实的理论依据，基于SG 泄漏率变化实施核电厂运行控制，对提高核电厂运行安全稳定性有重要意义。由于EPRI的阈值确定是基于美国在役核电机组的实际情况，根据不同传热管厚度、管径、设计压力计算出泄漏值，并包络性地给出了阈值取值建议，因此这些取值可能出现过于保守的情况，需要充分研究后方可用于国内电厂，否则可能会降低运行经济性。

建议参考EPRI的理论基础，建立自主三代核电机组的泄漏率运行控制体系。并通过不同控制等级的阈值设定，将泄漏率偏离正常、用于辐射防护计算的泄漏率取值、用于保证蒸汽发生器传热管完整性的泄漏率保护阈值等设计考虑与电厂运行控制有机地结合起来，具体建议包括：

(1)当正常泄漏率取值考虑的保守性较小时，综合考虑正常泄漏率取值以及泄漏检测系统检测灵敏度，确定“增加监测”阈值；

(2)当正常泄漏率取值考虑的保守性较大时，基于正常泄漏率取值确定“行动等级1”阈值，并综合考虑16N监测系统报警值；

(3)根据自主三代核电机组蒸汽发生器传热管管径、厚度、运行压力、温度等指标计算出对应条件下的泄漏率，确定“行动等级3”、“行动等级2”的阈值。同时综合考虑用于辐射防护设计的事故工况泄漏率取值以及在安全分析报告第16章“运行技术规格书”中规定的运行限值。