AP1000核電/反應堆冷卻劑壓力邊界泄漏及其探測研究

江浩　夏栓

摘要：AP1000核電廠反應堆冷卻劑壓力邊界相對于傳統壓水堆有所簡化，完整性比傳統設計更加可靠，但由于采用了先漏后破技術，屏蔽電機主泵、無引漏壓力邊界隔離閥、無泄漏爆破閥等設備，以及與非能動專設安全設施的接口所帶來的壓力邊界組成差異，使得AP1000反應堆冷卻劑壓力邊界的泄漏及其探測手段相對于傳統壓水堆有所不同。本文總結了AP1000反應堆冷卻劑壓力邊界泄漏及其探測手段的特點，分析了其與美國管理導則RG 1.45的符合性，并提出了合理化建議。

1.引言

反應堆冷卻劑系統（RCS）的安全功能之一是維持反應堆冷卻劑壓力邊界（RCPB）的完整性。除RCPB失效工況外，RCS作為壓力邊界在電廠所有運行工況下容納反應堆冷卻劑和/或應急堆芯冷卻劑，限制放射性向安全殼內釋放，并阻止一次側系統向二次側系統和環境的泄漏。

AP1000核電廠在傳統成熟的壓水堆核電技術的基礎上，采用非能動的安全系統。非能動設計理念的引入和屏蔽電機式反應堆冷卻劑泵的采用，使得其設計與傳統壓水堆反應堆冷卻劑系統有很大的不同。AP1000核電廠的RCS系統包含一臺反應堆壓力容器、一臺穩壓器和兩條環路，其中每條環路由一個熱段主管道、兩個冷段主管道、一臺蒸汽發生器以及與之直接相連的兩臺反應堆冷卻劑泵組成。此外，還包括自動卸壓系統和反應堆壓力容器頂蓋放氣系統。RCS的所有設備都布置在反應堆安全殼內。

由于應用了先漏后破技術，采用了屏蔽電機主泵、無引漏壓力邊界隔離閥、無泄漏爆破閥等設備，以及與非能動專設安全設施的接口所帶來的壓力邊界組成差異，使得AP1000的RCPB泄漏及其探測手段相對于傳統壓水堆有所不同。本文總結了AP1000的RCPB泄漏及其探測手段，分析了其與RG1.45的符合性，并提出合理化建議，對后續設計提供支持。

2.相關規范標準

AP1000的RCPB泄漏探測主要遵循美國管理導則KG 1145《反應堆冷卻劑壓力邊界泄漏探測系統的要求》。其中，APl000依托項目設計遵循RG1.45-1973版本，而APl000后續項目中考慮采用最新的RG1.45-2008版本。

相對于RG 1145-1973，RG 1.45-2008的規定更加詳細和明確，不過除以下兩點外，兩個版本導則的要求是基本一致：

（1）在識別泄漏源流量方面，1973版要求采用精度超過1gpm的儀表進行監測；而在2008版中則要求更高，要求電廠具有確定泄漏流量大于或等于0.05gpm的能力。

（2）在2008版中，增加了對電廠運行階段泄漏趨勢監測和運行規程等的要求：

a）要求定期分析泄漏流量的變化趨勢，并在出現顯著增大時進行安全評估。

b）要求制定規程，詳細說明在發生小于技術規格書中規定的泄漏時操縱員應采取的措施詳細說明泄漏探測的總時間和可能失效的監測儀表，以確保在電廠所有運行階段能有效監測泄漏流量。

c）在電廠維修和換料停堆期間，應采取措施識別電廠運行期間所有未識別泄漏的泄漏源。

3.APl000的RCPB泄漏及其探測手段

3.1泄漏分類 RCPB泄漏分為可識別泄漏和不可識別泄漏兩類。

其中，可識別泄漏包括：

·封閉系統的泄漏，如反應堆壓力容器密封泄漏或閥門泄漏，這些泄漏可以收集并導入收集箱。

·反應堆冷卻劑系統向輔助系統和二次側系統的泄漏（系統間泄漏）。

除上述可識別泄漏外的其它泄漏則歸為不可識別泄漏。

3.2可識別泄漏的收集與監測

除系統間泄漏以外的可識別泄漏將收集到反應堆冷卻劑疏水箱中。該水箱是一個位于安全殼內反應堆堆腔內部的封閉水箱，水箱及其相關聯的泵和傳感器屬于液體放射性廢物系統。水箱向氣體放射性廢物系統排氣，防止放射性氣體釋放入安全殼大氣。根據RG1.45-1973條款1和條款7，反應堆冷卻劑疏水箱的液位和從反應堆冷卻劑疏水箱抽出的總流量可用來計算可識別泄漏率。可識別泄漏率由電廠計算機自動計算并在主控制室內顯示，可以在1小時內探測到一個0.1gpm的小泄漏，可以在1分鐘內探測到10gpm的設計泄漏量。

以下章節簡略描述了各種可識別泄漏源及其探測手段。

3.2.1封閉系統的泄漏

（1）反應堆壓力容器封頭密封

反應堆壓力容器法蘭和封頭法蘭由兩道同心密封環密封。密封泄漏有兩個引漏接頭探測：一個位于內外密封之間，另一個在外密封外面。這些管線連接在一根母管上，并排至反應堆冷卻劑疏水箱。母管上安裝有隔離閥，在電廠正常運行過程中，這些閥門相互配合，使得透過內密封的泄漏排至反應堆冷卻劑疏水箱。

反應堆壓力容器密封泄漏母管的底部安裝有一個表面式電阻溫度探測器，能在主控室提供指示和高溫報警信號，指示可能發生的反應堆壓力容器密封泄漏。

（2）閥桿引漏、主泵軸封引漏

傳統壓水堆核電廠壓力邊界閥門的引漏一般進入疏排水箱。在APl000中冷卻劑壓力邊界采用高可靠性閥門，無需閥桿引漏。

APl000采用屏蔽電機主泵，反應堆冷卻劑泵頂蓋法蘭采用一個焊接卡努比密封進行密封，因而也不需要引漏。

（3）穩壓器安全閥和自動卸壓閥

在每臺穩壓器安全閥和自動卸壓閥出口的下游管線上均安裝有電阻溫度探測器，用來探測這些閥門下游管線的溫度。高溫指示（在主控制室報警）確認由某一閥門閥座泄漏所引起的冷卻劑裝量減少。正常運行時該泄漏排至反應堆冷卻劑疏水箱，可通過反應堆冷卻劑疏水箱的液位變化來測量泄漏量。事故工況下該泄漏排放到安全殼大氣或內置換料水箱中。

（4）其它泄漏源

在電廠運行過程中，運行人員可能發現各種RCPB小泄漏。如果這些泄漏可以后續觀察、測量并導入安全殼地坑，則可認為該泄漏是可識別泄漏。

3.2.2系統間泄漏

設計上不希望出現從RCPB向其它系統的大量系統間泄漏。但是，經過非能動屏障或閥門的可能泄漏點及其探測方法是要考慮的。根據RGI.45 1973條款4，連接到反應堆冷卻劑壓力邊界的輔助系統應具有限制泄漏的設計和管理措施。泄漏可以通過輔助系統液位、溫度、流量或壓力的增加被探測到，也可以通過卸壓閥開啟或輔助系統放射性監測值增加被探測到。

對于正常余熱排出系統來說，為了保證不發生系統間的泄漏，從安全殼內連接到RCS的部分開始直到安全殼外的安全殼隔離閥均按照RCS全壓設計。該系統在安全殼外的部分，包括泵、閥門和熱交換器，按照一定的壓力和溫度設計從而確保反應堆冷卻劑系統全壓低于其管道極限破裂強度值。

3.2.2.1蒸汽發生器傳熱管

反應堆冷卻劑可識別泄漏的一個重要可能通道是通過蒸汽發生器傳熱管向蒸汽發生器二次側泄漏。利用下列一項或幾項可以探測源自蒸汽發生器一次側的可識別泄漏：

·凝汽器抽氣出口高放射性，由汽輪機廠房排氣口放射性監測儀監測和報警；

·蒸汽發生器內二次側介質放射性，由蒸汽發生器排污系統的放射性監測儀監測和報警

·二次側蒸汽放射性，由主蒸汽管線的放射性監測儀監測和報警。在主蒸汽安全閥或大氣釋放閥向大氣排放蒸汽時，可使用該儀表的數據計算排入環境的放射性釋放量；

·凝結水的放射性、硼酸或電導率，采樣后由實驗室分析給出。

3.2.2.2設備冷卻水系統

可以通過設備冷卻水系統的放射性監測儀、波動箱液位的增加、特定設備下游的高流量或幾項綜合，探測反應堆冷卻劑系統向設備冷卻水系統的泄漏。當放射性物質的活度濃度超過閾值時，設備冷卻水系統輻射監測儀將向主控制室發送一個報警信號。

3.2.2.3非能動余熱排出熱交換器傳熱管

反應堆冷卻劑可識別泄漏的另一個可能通道是從非能動余熱排出熱交換器向內置換料水箱的泄漏。從非能動余熱排出熱交換器傳熱管來的可識別泄漏通過以下步驟探測：

·非能動余熱排出熱交換器高溫，由熱交換器進口和出口管道上的溫度探測器監測和報警，警告操縱員可能發生泄漏。

·此時操縱員關閉非能動余熱排出熱交換器入口隔離閥，并觀察非能動余熱排出熱交換器的壓力指示。如果壓力保持在RCS壓力，則沒有發生傳熱管泄漏，該報警指示出口隔離閥可能泄漏。

·如果觀察到壓力下降，則非能動余熱排出熱交換器傳熱管發生泄漏。隔離閥關閉時通過RCS的泄漏變化量可以確定非能動余熱排出熱交換器傳熱管的泄漏率。

3.3不可識別泄漏的收集和監測

RG1.45-1973條款3規定至少采用3種方法探測不可識別泄漏。AP1000可以使用以下多種方法確定泄漏量和泄漏位置：

·安全殼地坑液位

·RCS水裝量平衡

·安全殼大氣放射性

以下方法作為上述方法的補充：

·安全殼大氣壓力、溫度和濕度

·安全殼液位

·目視檢查

穩壓器安全閥、反應堆壓力容器封頭、自動卸壓系統第四級爆破閥、穩壓器和蒸汽發生器人孔以及反應堆壓力容器封頭排氣管接頭是法蘭連接，除此之外，RCS全部為焊接連接。在正常運行時，如果安全殼內大氣放射性、壓力、溫度、或比濕度的變化在正常水平以上，則意味著不可識別泄漏率可能增加，并警告操縱員采取可能的糾正動作。同樣，安全殼地坑液位的增加也意味著不可識別泄漏的增加。

以下章節簡述了收集和監測不可識別泄漏的方法。這些方法也用于確定安全殼內主蒸汽管線的泄漏。

3.3.1安全殼地坑液位監測

按照RGl.45 1973條款2，RCPB和其它設備泄漏到安全殼內的不可識別泄漏會冷凝并在重力作用下，通過地面疏水和其它疏水途徑流入安全殼地坑。

一次側系統的泄漏可能導致反應堆冷卻劑流入安全殼地坑。安全殼地坑液位的增加表明發生泄漏。遵照RG1.45 1973條款6的要求，安全殼地坑液位由3個抗震I類液位傳感器監測，這些傳感器由安全相關lE級電源供電，能夠在安全停堆地震后能保持其功能。其中第3個傳感器提供冗余的主蒸汽管線泄漏監測。

即使兩個液位傳感器失效后仍然可滿足在1小時內確定0.5gpm泄漏率的要求。泄漏率計算由數據顯示和處理系統完成，如果在任何給定測量時間內不可識別泄漏的泄漏率變化的平均均值超過0.5gpm，則電廠控制系統會在主控制室發出報警。最小的可檢測泄漏為0.03gpm。不可識別泄漏是總泄漏減去可識別泄漏。

為了滿足RGl.45 1973條款2和條款5，測量間隔必須足夠長以允許測量回路充分探測液位的增加，從而可以響應0.5gpm的泄漏率，但同時也要足夠短以保證在1小時內探測到這樣的泄漏率，因此測量間隔小于等于1小時。

當地坑液位增加到高液位整定點時，一臺地坑泵自動啟動，將積聚的液體送入液體放射性廢物系統的廢液暫存箱和檢測箱。按照RGl.45 1973條款7，地坑泵出口流量可以在主控制室中顯示。

當進入地坑的不可識別泄漏率發生變化時，根據以下幾條確定泄漏源：

·檢查安全殼大氣放射性監測儀指示的變化

·檢查安全殼濕度、壓力和溫度的變化

·檢查向反應堆冷卻劑系統補水量的異常增加

·執行RCS裝量平衡計算

·檢查可能向安全殼泄漏水的系統的液位和其它參數變化

·檢查維修操作記錄，看是否向安全殼內排過水

該程序可以確認主蒸汽管線泄漏和RCS泄漏。

3.3.2 RCS裝量平衡

RCS裝量監測提供對系統泄漏的指示。穩壓器凈液位變化可以指示系統泄漏。化學和容積控制系統的凈補水量監測和凈收集泄漏量監測，是獲取水裝量平衡信息的重要方法。補水要求的異常增加或水裝量平衡的明顯變化可以指示系統泄漏增加。

RCS裝量平衡是定量裝量或質量的平衡計算。該方法可以確定泄漏的類型和程度。正確的裝量平衡計算需要在穩態運行時進行。穩態定義為穩定的反應堆冷卻劑壓力、溫度、功率水平、穩壓器液位、反應堆冷卻劑疏水箱液位和內置換料水箱液位。反應堆冷卻劑裝量平衡計算最小的可探測泄漏是0.13gpm，可定期執行或在其它指示和探測方法顯示泄漏率變化時進行。

質量平衡包括盡可能隔離RCS并觀察在已知時間段內發生的裝量變化。通過觀察穩壓器中液位確定系統裝量。電廠工況下，應對影響水密度的變化進行相應的補償。裝量的改變可確定RCS的總泄漏率。通過對可識別泄漏的監測，計算其泄漏率。然后從RCS總泄漏率中減去可識別泄漏計算不可識別泄漏的泄漏率。

由于在電廠正常運行時穩壓器水裝量通過液位控制系統控制，因此即使存在泄漏，穩壓器的液位仍可適當地保持恒定。但是，穩壓器中的質量波動可能很大，這對計算泄漏率有明顯的影響。穩壓器質量計算包括蒸汽和水的質量組成。

RCS質量裝量的變化是液體密度變化的結果。液體密度受溫度影響很大而受壓力影響較小。整個RCS存在一個可能隨時問變化的溫度范圍。一個簡化但具有可接受精度的確定質量變化的模型是假設整個反應堆冷卻劑系統的溫度是Tavg。

裝量平衡計算通過數據顯示和處理系統的附加輸入完成，附加輸入來自于保護和安全監測系統、化學和容積控制系統和液體放射性廢物系統的傳感器。電廠運行時系統部件和傳感器的用法與RGl.45 1973條款6一致：在無需電廠停堆地震后泄漏探測可保持其功能。

3.3.3安全殼大氣輻射監測儀

F18是與功率水平成比例的中子活化產物，因此安全殼內放射性的增加可能指示RCPB的泄漏。根據F18的濃度和功率水平，可以估計反應堆冷卻劑壓力邊界的泄漏。由真空泵驅動氣流經過F18監測儀，連續監測安全殼大氣的氣載放射性。

F18監測儀是抗震I類設備，能夠滿足RGl.45 1973條款6的要求，即可在不需要電廠停堆的地震后繼續監測泄漏。電廠在20%功率水平以上時可以使用F18監測儀，并且在電廠滿功率時能在1小時內探測到0.5gpm的泄漏。

對于取樣流喪失、高放射性和指示喪失提供指示和報警，此外還設置了取樣接管收集樣本，用于實驗室分析。該監測儀可以在功率運行時標定。

3.3.4安全殼壓力、溫度和濕度監測儀

RCPB泄漏將使安全殼的壓力、溫度和濕度有所增加，操縱員可以通過電廠控制系統獲得相關數據。

安全殼壓力的增加指示泄漏的增加或高能管線破裂。安全殼壓力由冗余的1E級壓力傳感器監測。

安全殼平均溫度用安全殼風機冷卻器進口的溫度儀表監測，可指示泄漏增加或高能管線破裂。該儀表和指定區域內的溫度儀表是安全殼循環冷卻系統的一部分，指定區域包括蒸汽發生器區域、穩壓器區域和安全殼隔間。獨立隔間區域的溫度可以幫助確定泄漏位置。

安全殼濕度使用溫度補償濕度探測器監測，以確定安全殼大氣的水蒸汽含量。安全殼大氣濕度的增加指示安全殼內水蒸汽泄漏。該儀表是安全殼泄漏率試驗系統的一部分。

濕度探測器在沒有出現冷凝的工況下最靈敏，是安全殼地坑液位監測儀的有力補充。當濕度快速增大并超過周圍環境濕度的10%時表明可能發生泄漏。

安全殼壓力、溫度和濕度可以幫助確定和定位泄漏，但不能用來確定泄漏量。 4.分析和總結 通過上述分析，APl000核電廠反應堆冷卻劑壓力邊界泄漏及其探測系統的設計基本符合RGl.45 1973的要求，唯一的例外情況是對于條款8，雖然所有相關的儀表都能夠進行試驗和標定，但是在功率運行期間出于合理可行盡量低（ALARA）的考慮可能無法對某些傳感器進行標定，但這對電廠的可運行性及安全性無影響。 根據本文3.3.1節的描述，APl000地坑液位探測系統具有確定大于或等于O.03gpm泄漏的能力，因此APl000設計亦可滿足RGl.452008的精度要求。對于RGl.45 2008中對于運行過程中對泄漏趨勢監測、運行規程等的要求，在APl000依托項目的設計中已有所體現，但還需按照RGl.45 2008的具體要求在編制運行過程的過程中進行細化和落實。

參考文獻

[1] APl000 Design Control Documents，Rev.19；

[2] 美國管理導則RG 1_45，ReactorC001ant Pre s sure Boundary LeakageDetection Systmes，Rev.O，May，1973.

[3] 美國管理導則RGl.45，ReactorC001ant Pre s sure Boundary LeakageDetection 8ystmes，Rev.1j May，2008

作者簡介

江浩（1983），男，山東，碩士研究生，工程師，工藝系統設計。2011年11月至今，在上海核工程研究設計院工作。曾參與恰希瑪核電廠工程、三門和海陽核電依托項目及APl000國產化后續項目等項目。

夏栓（1982），男，河南，碩士研究生，工程師，工藝系統設計。2004年7月至今，在上海核工程研究設計院工作。曾參與恰希瑪核電廠工程、三門和海陽核電依托項目及APl000國產化后續項目等工程項目。