核电厂一回路压力边界延伸止回阀密封性定期试验验收准则设计方法研究

赵子坤，李映林，全峰阳

核电厂一回路压力边界延伸止回阀密封性定期试验验收准则设计方法研究

赵子坤1，李映林2，全峰阳2

（1．电力规划总院有限公司，北京 100120；2．中国核电工程有限公司，北京 100084）

核电厂一回路压力边界延伸止回阀的密封性直接关系一回路的泄漏率和完整性，需要定期执行密封性检查，以确保反应堆的安全运行。国内普遍采用ASME相关流量标准作为密封性定期试验的验收准则，但在实际试验工况下无法精确测量通过止回阀的泄漏量，因此需要对流量准则进行转换。同时，由于止回阀尺寸及相关管线布置各不相同，需要设计对应匹配的密封性验收准则。本文以国内先进压水堆的安全注入系统一回路压力边界延伸止回阀为例，基于止回阀密封性试验原理，结合工程经验，从准则转换出发，通过严密分析，提出一套具有普遍适用性的止回阀密封性验收准则设计方法，填补设计方法研究的空白。

一回路压力边界延伸；止回阀密封性；验收准则；准则转换

一回路压力边界作为压水堆核电厂放射性屏蔽的第二道屏障，由反应堆冷却剂系统及与其连接的辅助系统隔离装置构成。其中，与一回路保持隔离的安全注入系统止回阀，作为压力边界的延伸，直接关系一回路的泄漏率和完整性，对保护反应堆安全运行起着至关重要的作用。核电厂通过定期对止回阀进行密封性检查，来跟踪机组寿期内一回路的泄漏情况，探明可能的降级，并降低安全壳外发生破损的风险。

止回阀的密封性一般依据通用的ASME流量标准作为验收准则，该准则是对止回阀密封性在正常运行工况下的约束。然而，在实际试验工况下，通过止回阀的泄漏量无法被精确测量。同时，对于每个换料周期执行一次的安注系统一回路压力边界延伸止回阀的密封性定期试验，其试验工况下的压力、温度等条件与正常运行工况下有明显区别。因此，通过对流量准则进行转换具有实际必要性，可以实现止回阀密封性试验的可操作性以及验收准则判定的直观性和准确性。此外，由于核电厂止回阀参数及相关管线布置各不相同，需要设计对应匹配的验收准则。尤其，对于国内先进压水堆，此前第二代核电机组沿用的止回阀密封性验收准则不再适用。

本文以国内先进压水堆的安全注入系统止回阀为例，针对一回路压力边界延伸止回阀，提出一套具有普遍适用性的验收准则设计方法，为止回阀密封性定期试验提供验收准则依据。

1 止回阀密封性定期试验原理

当止回阀下游压力高于上游压力时，阀门自动关闭，实现上、下游管线的隔离。但严格意义上，止回阀阀瓣与阀体之间存在一定间隙，在机组实际运行过程中，可能会出现少量下游介质（反应堆冷却剂）通过阀座密封泄漏到止回阀上游。

止回阀密封性定期试验采取对止回阀下游管线加压、对上游管线泄压的方法，通过监测止回阀上游在一段时间内的压力变化率[1]，根据验收准则判定止回阀的密封性。

2 验收准则设计方法

设计止回阀密封性定期试验的验收准则，首先需要对通用的流量准则进行转换，然后按照试验流程，配置所需的试验条件及设备参数，进而分析计算得到针对单体止回阀等效匹配的密封性验收准则。最后，通过验证，证明设计方法的可行性和有效性。

2.1 验收准则转换

我国压水堆核电厂普遍采用ASME标准[2]作为止回阀密封性定期试验的验收准则，即以水为介质，在最大压差下（核电厂正常运行时）单体止回阀的最大允许泄漏率为：

式中：

——止回阀公称直径，英尺。

止回阀密封性定期试验通常在常温下进行，水的动力黏度可忽略不计（25 ℃，标准大气压下为0.890×10-3Pa•s），水的压缩系数微小（25 ℃，0.5×10-3MPa-1）[3]，因此，试验工况下可视为不可压缩流体。根据理想流体一维稳定流动欧拉方程，止回阀上、下游压差与泄漏速率的关系为：

式中：

式中：

——流体泄漏率，m³/s。

式中：

2.2 验收准则计算

式中：

经过上述分析计算，得到止回阀密封性定期试验的验收准则。验收准则分析计算流程，如图1所示。验收准则计算中涉及的设备参数、试验配置参数和重要过程参数，以及以安全注入系统一回路压力边界延伸的某个止回阀为例给出的具体参数，如表1所示。

图1 止回阀密封性验收准则设计流程

3 验收准则设计方法验证

为了验证验收准则设计方法的可靠性，选取某在运行核电厂的安全注入系统一回路压力边界延伸止回阀，按照图1所示的设计流程，重新设计输入、梳理计算各止回阀相关参数。分析发现，所得验收准则，与此前沿用的参考电厂成熟的验收准则值保持一致，因此可以证明，设计方法具有可行性，据此计算的验收准则是有效的。此外，目前国内某新建电厂已顺利完成安全注入系统一回路压力边界延伸止回阀密封性定期试验，各止回阀密封性均已验收合格，据本方法设计的验收准则已经过核安全监管机构评定，得到认可（见表1）。

表1 止回阀密封性验收准则计算参数及示例

续表

4 总结

本文首次对国内先进压水堆的安全注入系统一回路压力边界延伸止回阀密封性定期试验的验收准则进行了设计计算。基于止回阀密封性试验原理，结合工程经验，从准则转换出发，经过严密分析，提出了一套完整的验收准则设计方法，填补了设计方法研究的空白。

本文提出的止回阀密封性试验验收准则设计方法，可以为同类型单体止回阀的密封性验收准则的设计提供参考，例如，反应堆冷却剂系统各环路至安注管线的止回阀，以及同样作为一回路压力边界延伸的应急硼注系统冷段注入管线止回阀。对于后续机组同类型相关功能止回阀密封性验收准则，本设计方法具有普遍适用性。

［1］ 国家能源局．压水堆核电厂止回阀鉴定规程：NB/T 20168—2012［S］．北京：国家能源局，2012.

［2］ ASME．2017 ASME Boiler and Pressure Vessel Code Rules for Inservice Inspection of Nuclear Power Plant Components：ASME BPVC.XI-2017［S］．New York：The American Society of Mechanical Engineers，2017.

［3］ 莫乃榕．工程流体力学［M］．武汉：华中科技大学出版社，2015.

［4］ 中国核电工程有限公司．安全注入系统手册［R］．2018.

Study on the Acceptance Criterion for the Check Valves as NPP Primary Circuit Pressure Boundary Extension in Leakage Periodic Test

ZHAO Zikun1，LI Yinglin2，QUAN Fengyang2

（1．China Electric Power Planning & Engineering Institute Co.，Ltd，Beijing 100120，China；2． China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd，Beijing 100084，China）

The sealing of check valves as the NPP primary circuit pressure boundary extension is directly related to the leakage and integrity of the primary circuit, which requires periodic tests to ensure the safe operation of the reactor. The relevant ASME flow rate standard is generally used as the acceptance criterion for leakage periodic tests. However, the leakage rate of check valves cannot be accurately measured, so it is necessary to convert the flow rate criterion. Meanwhile, the corresponding and matching acceptance criterion is required to be designed due to the different sizes of check valves and various layouts of associated pipelines. This article takes the check valves as the primary circuit pressure boundary extension of safety injection system of China’s advanced PWR as an example. Based on the leakage test principle of check valves and combined with engineering experience, a generally applicable method of the acceptance criterion design for the check valve leakage is proposed, starting from the criterion conversion and through rigorous analysis, which fills the blank in the design method study.

Primary circuit pressure boundary extension；Check valve leakage；Acceptance criterion；Criterion conversion

TL48

A

0258-0918（2022）01-0117-05

2020-11-25

赵子坤（1992—），女，内蒙古自治区呼和浩特人，硕士研究生，工程师，现主要从事核电厂运行与调试相关设计相关研究