先進壓水堆核電廠余熱排出系統全壓設計研究

方　俊，趙嘉明，鄭云濤，楊長江

先進壓水堆核電廠余熱排出系統全壓設計研究

方俊，趙嘉明，鄭云濤，楊長江

（中國核電工程有限公司，北京 100840）

針對先進輕水堆，美國核管會要求在設計中盡可能降低發生界面LOCA（Inter-system Loss-of-Coolant Accident）的可能性。提高余熱排出系統（Residual Heat Removal System，簡稱RHR系統）低壓部分的設計壓力，是先進壓水堆從設計上降低發生界面LOCA風險的措施之一。為了確保在極端的超設計基準事故下，暴露在一回路運行壓力下的RHR系統不發生破裂，開展了RHR系統全壓設計研究。從相關的法規導則要求、系統設計應對的超設計基準事故、如何確定RHR系統的設計壓力，以及驗收準則這幾個方面展開調研，采用RELAP5程序對超設計基準事故開展了模擬計算，給出全壓設計的輸入曲線，明確了RHR系統相關設備的全壓設計要求，并給出相應的結論。研究成果可用于指導先進壓水堆RHR系統的設計以及存在發生界面LOCA風險的其他系統的設計。

全壓設計；界面LOCA；余熱排出系統；先進壓水堆

界面LOCA是指由于高/低壓力邊界失效導致一回路冷卻劑通過與一回路連接的低壓系統流失到安全殼外的失水事故。發生界面LOCA后，帶放射性的一回路冷卻劑將旁通安全殼進入外界環境，導致向環境的大量放射性釋放，并且一回路水裝量不可恢復地喪失，很可能導致堆芯裸露甚至堆芯熔化。

國內二代壓水堆核電廠滿功率運行時一回路的壓力通常為15.5 MPa，而RHR系統的設計壓力僅為4.75 MPa，通過在吸入管線設置4臺串/并聯電動隔離閥、在排放管線設置1臺電動隔離閥和1臺止回閥實現在核電廠滿功率運行時將RHR系統與一回路隔離。三代壓水堆核電廠RHR系統的主要設備（泵和熱交換器）均布置在安全殼外，存在典型的殼外高/低壓力邊界。如果RHR系統吸入管線與一回路之間的4臺串/并聯隔離閥的聯鎖信號失效，同時某條支路2臺串聯隔離閥誤開啟，將導致整個系統暴露于一回路運行壓力15.5 MPa之下。如果系統某個設備或部件的極限破裂強度低于一回路運行壓力，可能導致系統整體失效，后果非常嚴重。

為了預防RHR系統失效導致的界面LOCA發生，要求RHR系統的設備和部件能夠承受一回路的運行壓力和溫度而不發生破裂，此時對設備的可運行性不做要求。如何應對上述設計要求，法規導則提出了哪些要求，設計應該應對何種超設計基準事故，如何確定RHR系統的設計壓力，系統的設備和部件如何滿足承壓要求，構成了RHR系統全壓設計需要考慮的全部要素。

國家核安全局已經對三代壓水堆核電廠RHR系統的設計進行過審查，但是尚未給出最終的審查意見，因此非常有必要對RHR系統的全壓設計開展全面的研究。

1　界面LOCA相關的法規導則要求

1.1　國外的法規導則要求

早在1990年，美國核管會即在SECY-90- 016[1]文件中聲明了它的監管立場：先進輕水堆（通常指第三代核電）應當盡可能降低發生界面LOCA的可能性。更具體的要求是：在切實可行范圍內，將低壓系統按抵御一回路全壓設計是解決界面LOCA問題的一種可接受的方法。但是，對于那些沒有按抵御一回路全壓設計的系統，先進輕水堆的設計應當具備對壓力隔離閥開展檢漏試驗的能力；當隔離閥的執行機構斷電時，主控室可得到這些閥門的閥位指示；當一回路壓力升高，接近與一回路相連的低壓系統的設計壓力，并且兩道隔離閥未關閉時，觸發高壓力報警以提醒主控室操縱員。

在美國核管會發布的NUREG-0800[2]標準審查大綱2007版的5.4.7節中，針對RHR系統的設計，審查大綱要求審查人員核實“在切實可行范圍內，先進輕水堆的RHR系統的極限破裂強度至少等于反應堆冷卻劑系統的正常運行壓力。RHR系統的所有部分都將納入考慮（例如儀表管線、泵密封、熱交換器傳熱管、閥蓋）。對于設計極限破裂強度低于反應堆冷卻劑系統的正常運行壓力的部分，持證者應當提供合理的理由。”

可見，美國監管當局的立場是先進輕水堆RHR系統的設計壓力應提高到其極限破裂強度至少等于反應堆冷卻劑系統的正常運行壓力，在不滿足這一點時應該提供合理的理由。從另外一個角度來理解，監管當局并沒有要求將RHR系統的設計壓力提高到反應堆冷卻劑系統的正常運行壓力。

1.2　中國的法規導則要求

在HAF102-2016核動力廠設計安全規定中，在對核動力廠狀態分類時引入了設計擴展工況。

設計擴展工況定義為不在設計基準事故考慮范圍的事故工況，在設計過程中應該按最佳估算方法加以考慮，并且該事故工況的放射性物質釋放在可接受限值以內[3]。設計擴展工況包括沒有造成堆芯明顯損傷的工況和堆芯熔化（嚴重事故）工況。

HAF102要求“必須在工程判斷、確定論和概率論評價的基礎上得出一套設計擴展工況，目的是增強核動力廠應對比設計基準事故更嚴重的或包含多重故障的事故的承受能力，……設計必須考慮這些設計擴展工況來確定額外的事故情景，并針對這類事故制定切實可行的預防和緩解措施。”“必須對核動力廠開展設計擴展工況分析。考慮設計擴展工況的主要技術目標是預防核動力廠發生超過設計基準事故的事故工況，或合理可行地減輕這類事故工況的后果。”“必須使用設計擴展工況來確定安全設施和其他安全重要物項的設計規格書，這些設施和物項用于預防此類工況的發生或在此類工況發生后用于控制和減輕其后果。”

盡管中國的法規導則沒有涉及RHR系統抵御一回路全壓設計的條款，但是以上針對設計擴展工況的內容，可以視為對提高核電廠安全性的更為一般化的表述和要求。只有在核電廠發生多重故障時，RHR系統才可能暴露在一回路正常運行壓力下從而發生破裂，導致界面LOCA的發生。針對這種事故的可行的預防措施即是提高RHR系統的設計壓力，使其在暴露于一回路正常運行壓力時不發生破裂。

另一方面，中國從美國西屋電氣有限公司引進的AP1000機組的RHR系統采用了全壓設計。國家核安全局在對核電廠安全分析報告進行審查時參考NUREG-0800的內容。因此，RHR系統全壓設計對中國監管當局而言并不是一個首次接觸到的概念。雖然中國的法規導則沒有與RHR系統全壓設計相關的明確條款，但是從審查實踐來看，國家核安全局已經關注到這個問題，并且在對安全分析報告進行審查時，要求執照申請者說明并論證RHR系統的全壓設計情況。

2　系統設計應對的超設計基準事故

以百萬千瓦級先進壓水堆“華龍一號”的設計為例，如圖1所示，在核電廠滿功率運行，RHR系統與一回路的隔離，在吸入管線上，每條支路由2臺串聯安裝的電動閥實現；在排放管線上，由串聯安裝的1臺電動閥和1臺止回閥實現，此外排放管線上在安全殼內設置的1臺止回閥也起到一道隔離作用。這為RHR系統的可靠隔離提供了機械冗余。為進一步確保隔離的可靠性，設計上還提供了電氣冗余。吸入管線的每臺電動閥都與一個獨立的反應堆冷卻劑壓力信號聯鎖。這些聯鎖可防止反應堆冷卻劑系統壓力超過2.7 MPa時電動閥誤開。

圖1 “華龍一號”余熱排出系統簡化流程圖

時，RHR系統與一回路的隔離，在吸入管線上，每條支路由2臺串聯安裝的電動閥實現；在排放管線上，由串聯安裝的1臺電動閥和1臺止回閥實現，此外排放管線上在安全殼內設置的1臺止回閥也起到一道隔離作用。這為RHR系統的可靠隔離提供了機械冗余。為進一步確保隔離的可靠性，設計上還提供了電氣冗余。吸入管線的每臺電動閥都與一個獨立的反應堆冷卻劑壓力信號聯鎖。這些聯鎖可防止反應堆冷卻劑系統壓力超過2.7 MPa時電動閥誤開。

在設計時已經考慮并采用了機械冗余、電氣冗余和信號聯鎖，將RHR系統隔離失效的可能性降至最低。在吸入管線上，每條支路上2臺串聯的電動閥誤開啟；或者，在排放管線上，1臺電動閥誤開啟，2臺止回閥防止逆流失效，都會導致RHR系統暴露于一回路正常運行壓力下。因此，以上初始事件即是在開展RHR系統全壓設計時應當考慮的設計應對的超設計基準事故[4]。

這一初始事件符合HAF102中對于設計擴展工況的定義。設計上必須針對這一初始事件制定切實可行的預防措施，預防核動力廠發生超過設計基準事故的事故工況（即界面LOCA）。RHR系統的設計需要考慮這一初始事件帶來的影響。

3　全壓設計下RHR系統的設計壓力

為了應對界面LOCA，一種簡單直接的方法是將RHR系統位于殼外的管道、閥門、法蘭、泵、熱交換器等的設計壓力提高到一回路的設計壓力17.23 MPa。這種設計確實能夠確保RHR系統在暴露于一回路正常運行壓力15.5 MPa時不發生破裂，但是考慮到設計預防的設計擴展工況發生頻率極低，付出的經濟代價是不可接受的。

設計時需要考慮利益和代價之間的平衡，選取一個能滿足要求的最小設計壓力。選取的最小設計壓力盡可能實現以下目標：

（1） RHR系統壓力邊界發生破裂的可能性不會使得安全殼條件失效概率超過10%；

（2）雖然可能會出現一些泄漏，但是法蘭連接和閥蓋發生不能接受的泄漏的可能性相當低；

（3）某些管道可能會經歷整體屈服和永久變形。

張佳佳等[5]對安全殼條件失效概率進行了相對全面的研究，發現界面LOCA是大量釋放頻率的主要貢獻項，采取措施降低界面LOCA的風險，可以顯著降低安全殼條件失效概率，而提高RHR系統的設計壓力正是降低界面LOCA發生頻率的有效措施。

美國NRC和愛達荷國家工程實驗室選定一回路正常運行壓力的40%作為RHR系統的設計壓力[6]，依據這個設計壓力開展RHR系統各個設備和部件的論證工作。

NUREG/CR-6121[6]對將40%一回路正常運行壓力選定為低壓系統的設計壓力開展了詳細的論證。從概率的角度，論證發生界面LOCA后整個系統不失效概率不低于90%，這意味著發生界面LOCA后安全殼條件失效概率將小于10%。系統部件被劃分為五類：管道、法蘭、泵、閥門和熱交換器。如果這五類部件在發生界面LOCA后不失效概率限定為98%，則整個系統不失效概率為90.4%。因此，問題轉化為分別論證管道、法蘭、泵、閥門和熱交換器的設計壓力為40%一回路正常運行壓力時，發生界面LOCA后這些部件不失效概率大于98%。NUREG/CR-6121的結論是，40%一回路正常運行壓力作為低壓系統的設計壓力是適當的，能夠滿足概率目標，并給出了各個部件的推薦尺寸。

NUREG/CR-6121論證的壓水堆包括AP600，AP1000也采用NUREG/CR-6121的論證方法開展了RHR系統全壓設計。AP600和AP1000的一回路正常運行壓力約15.5 MPa，與我國絕大多數運行核電廠和新建核電廠的一回路正常運行壓力相同，因此，我國在開展RHR系統全壓設計時可以采用同樣的設計壓力。如果部件的壁厚或等級不低于AP1000的對應部件，也將能夠滿足發生界面LOCA后整個系統不失效概率不低于90%的概率目標。

4　總體驗收準則

NUREG-0800的3.12節提出了管道系統設計的驗收準則：由于反應堆冷卻劑壓力邊界隔離失效引起的低壓管道系統超壓不會導致安全殼外的低壓管道發生破裂。這一條驗收準則可以視為對RHR系統全壓設計的高層次要求。

作為高層次要求的補充，NRC要求對低壓系統的所有組成部分都進行論證，包括管道、儀表管線、閥門、法蘭、熱交換器和泵。

判斷設計滿足高層次要求的依據是RHR系統所有組成部分的極限破裂強度至少等于反應堆冷卻劑系統的正常運行壓力。

除了以上監管要求，西屋電氣有限公司還引入了一條額外的驗收準則：在發生界面LOCA時，對于所有設備，允許的總泄漏流量應當小于化學與容積控制系統的最大補水能力。

5　全壓設計輸入參數計算

論證RHR系統是否能夠抵御一回路正常運行壓力的設計輸入是發生RHR系統與一回路隔離失效后的壓力/溫度瞬態數據。該事故屬于設計擴展工況。依據HAF102-2016的5.1.9.2條款，相關的分析可采用最佳估算方法。因此可以選取最佳估算程序RELAP5對該設計擴展工況開展計算分析，并采用現實的系統可用性假設、現實的初始條件和邊界條件。

以“華龍一號”的設計為例，說明在開展該設計擴展工況計算分析時考慮的因素。RELAP5程序的版本是RELAP5/SCDAP Mod 3.4。

5.1　初始條件

初始事件是RHR系統吸入管線某條支路上兩臺串聯的電動閥誤開啟。電動閥完全開啟需要一段時間。

事故發生時電廠處于100%額定功率運行，一回路壓力為15.5 MPa，熱腿冷卻劑溫度為328.5 ℃，均采用名義值。穩壓器初始水位取名義值。

SG初始壓力和初始水裝量均為名義值。

RHR系統初始壓力為0.3 MPa，初始冷卻劑溫度為60 ℃，均采用現實值。

5.2　邊界條件和系統可用性假設

不假設喪失廠外電源。

不假設單一故障，安全系統的所有系列都可用，安注流量和輔助給水流量取最佳估算流量。

化學和容積控制系統、穩壓器電加熱器、汽輪機旁路排放系統可用。

5.3　操縱員動作假設

假設事故開始后30 min內操縱員不采取任何干預操作。幾乎在與初始事件發生同一時刻，主控室就會出現RHR系統壓力大于2.7 MPa報警。事故開始后30 min操縱員可以采取干預措施，因此事故只分析30 min。

5.4　RELAP5模型

為了盡可能準確地得到RHR系統的壓力/溫度響應，除了模擬核電廠的一、二回路，對RHR系統的管道、閥門、泵、熱交換器進行了完整地建模，并連接到一回路的熱腿。

5.5　計算結果

計算得到的事件序列如表1所示。

表1　事件序列

泵和熱交換器處的冷卻劑的壓力、溫度隨時間的變化曲線如圖2～圖3所示。一回路壓力迅速傳導至整個RHR系統，而由于排放管線上設置了一個排量僅為2.3 m3/h的小安全閥，一回路冷卻劑向這臺安全閥的推進速度非常緩慢，在事故后30 min仍未到達熱交換器的位置，因此熱交換器處的冷卻劑溫度一直保持在初始溫度。

這些壓力、溫度曲線可以作為RHR系統管道、閥門和泵等設備和部件的全壓設計輸入條件。

圖2　泵和換熱器處的冷卻劑壓力

圖3　泵和換熱器處的冷卻劑溫度

6　系統中設備和部件的全壓設計

全壓設計要求RHR系統中所有設備和部件在30 min內能承受事故瞬態對應的壓力和溫度而不發生破裂（即保證完整性要求），對設備的可運行性不做要求。對于所有設備的泄漏（安全閥排放除外）要求小于化學與容積控制系統的最大上充流量。

6.1　管道（包括儀表管線）

對RHR系統的所有管道，包括儀表管線，進行梳理，按照管道等級、外徑、內徑進行分類，評估所有類別管道在給定的溫度下的失效壓力。失效壓力必須大于15.5 MPa，并且留有一定裕量。這是從失效壓力的角度對管道的設計進行論證。

6.2　閥門

閥門可能發生泄漏的部位有三個：閥體（包括閥蓋），螺栓連接和閥門填料。對于閥體、閥蓋的設計，標準通常要求其壁厚不低于相連管道的壁厚，因此閥體、閥蓋在全壓設計瞬態下不發生破裂的概率不低于相連管道。

實際設計中對于一些起到隔離功能的閥門可以按照高磅級設計滿足一回路運行壓力，對于管道中的閥門則按照管道設計壓力進行制造，由廠家進行全壓設計工況的校核。

6.3　法蘭

在全壓設計時對于法蘭連接主要考慮其密封性能。對于管道和孔板法蘭可采用高磅級設計滿足一回路運行壓力，并要求廠家采用密封效果好的墊片，在進行試驗時滿足一定的泄漏率要求。對于其他法蘭可以要求廠家按照高磅級進行預緊或者擰緊密封。

6.4　儀表

通過增加儀表的耐壓要求和壓力試驗要求，要求廠家實現全壓設計要求。

6.5　熱交換器

熱交換器管側設計壓力和管道一致。要求設備專業對其傳熱管設計和兩側水室等結構進行全壓設計。

6.6　泵

要求余熱排出泵在全壓設計瞬態后30 min內能夠保持結構完整性，并且要求其泄漏流量在可接受的范圍內。實際上泵和熱交換器的泄漏為系統的主要泄漏點，其總流量不應超過化學與容積控制系統的最大補水能力。

7　結論

本文對先進壓水堆RHR系統的全壓設計開展了系統的研究，明確了全壓設計需要考慮的各個要素。

RHR系統全壓設計應對的超設計基準工況為“余排吸入管線上閥門或者返回管線上閥門誤開啟的工況”。

位于殼外的管道和設備按照40%的一回路正常運行壓力進行設計。

全壓設計工況下“RHR系統所有組成部分的極限破裂強度至少等于反應堆冷卻劑系統的正常運行壓力，且允許的總泄漏流量應當小于化學與容積控制系統的最大補水能力”。

通過對RHR系統完整地建模，并連接至主回路模型，計算得到全壓設計工況下的壓力和溫度曲線。

給出了RHR系統的管道（包括儀表管線）、閥門、法蘭、儀表、熱交換器和泵全壓設計的要求和實現方法。

以上內容構成了RHR系統全壓設計的全部要素，研究的成果可用于指導先進壓水堆RHR系統的設計以及存在發生界面LOCA風險的其他系統的設計。

存在高/低壓邊界的系統，采用全壓設計后，即使高/低壓邊界被穿透，低壓系統也能夠承受一回路運行壓力而不發生破裂，低壓系統的總泄漏流量小于化學與容積控制系統的最大補水能力。與非全壓設計相比，采用全壓設計的核電廠發生界面LOCA的頻率降低；由于化學與容器控制系統能夠補償高/低壓邊界被穿透后的系統泄漏，堆芯不會損壞，從而不會發生大量放射性釋放，安全殼條件失效概率也將減小。

［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］ 國家核安全局．核動力廠設計安全規定：HAF102-2016［Z］．2016.

［4］ NB/T 20035-2011（2014RK）：壓水堆核電廠工況分類：［S］．

［5］ 張佳佳，李春，楊志義，等．國內先進壓水堆核電廠安全殼條件失效概率探討［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，高級工程師，碩士，現主要從事熱工水力與安全分析方面研究