李尚科

摘 ?要：核電機組安全殼內(nèi)、外側(cè)機械隔離閥的密封性直接影響到反應(yīng)堆第三道屏障的完整性，測量或評估安全殼隔離閥的密封性是核電廠安全監(jiān)督的一項十分重要的工作。一般情況下都會在機組停堆檢修期間，用儀器設(shè)備直接對其進(jìn)行有計劃的系統(tǒng)性的測量，但在反應(yīng)堆功率運行工況下，由于不具備直接測量的條件，如何準(zhǔn)確評估安全殼隔離閥的密封性變得十分棘手。文章提出了一種在反應(yīng)堆功率運行工況下對安全殼隔離閥泄漏率進(jìn)行測量的方法，進(jìn)而分析其對安全殼完整性影響，并以核取樣系統(tǒng)（REN）安全殼隔離閥REN121/131VP為例說明該方法的具體應(yīng)用，為今后處理類似問題提供了一種思路。

關(guān)鍵詞：安全殼隔離閥;貫穿件;泄漏率;密封性;核取樣系統(tǒng)

中圖分類號：TM623.7 ? ? ?文獻(xiàn)標(biāo)志碼：A ? ? ? ? 文章編號：2095-2945（2019）15-0125-03

Abstract： The sealing of the inner and outer mechanical isolation valves of the containment of nuclear power units directly affects the integrity of the third barrier of the reactor， and measuring or evaluating the sealing of the containment isolation valves is a very important work in the safety supervision of nuclear power plants. In general， during the shutdown and maintenance of the unit， a planned and systematic measurement will be carried out directly with the instrument and equipment， but under the operating condition of the reactor power， due to the lack of direct measurement conditions， how to accurately evaluate the sealing of containment isolation valves becomes very difficult. In this paper， a method of measuring the leakage rate of containment isolation valve under reactor power operating condition is presented， and its influence on containment integrity is analyzed. Taking the nuclear sampling system（REN） containment isolation valve REN121/131VP as an example， the concrete application of this method is illustrated， which provides an idea for dealing with similar problems in the future.

Keywords： containment isolation valve; penetration; leakage rate; sealing; nuclear sampling system

反應(yīng)堆安全殼及其內(nèi)外側(cè)隔離閥是核電廠的第三道安全屏障[1]，它具有放射性屏蔽功能，在反應(yīng)堆正常運行或事故情況下保證其密封性，防止放射性物質(zhì)釋放到環(huán)境中，保護(hù)環(huán)境和人員安全[2]。因此，它們的密封性能顯得尤為重要。

安全殼內(nèi)外側(cè)隔離閥作為第三道屏障的一部分，其密封性能直接影響到第三道屏障的完整性。按照《安全相關(guān)系統(tǒng)和設(shè)備定期試驗監(jiān)督大綱》要求，需定期（一般為一個燃料循環(huán)周期）對這些隔離閥進(jìn)行密封性試驗，以檢驗其密封性能。試驗方法一般為機組大修期間利用加壓工具和泄漏率測量儀表進(jìn)行直接測量。但近年來，由于閥門的老化、維護(hù)和使用不當(dāng)?shù)仍颍跈C組功率運行階段偶爾出現(xiàn)某些隔離閥泄漏突然增加的情況，而此時機組正在功率運行，無法用常規(guī)的方法對泄漏率進(jìn)行直接測量。而本文提出在這種情況下如何對安全殼隔離閥泄漏率進(jìn)行測量，進(jìn)而評價其對安全殼密封性影響的方法。并以REN121/131VP為例闡述了該方法的應(yīng)用。

1 方法介紹

由于機組處于功率運行階段[3]，無法直接用儀器對泄漏的閥門進(jìn)行泄漏率測量，需建立如圖1所示的評價模型。

假設(shè)安全殼內(nèi)外側(cè)隔離閥V1、V3密封不嚴(yán)，由于系統(tǒng)內(nèi)上游壓力P0的存在而發(fā)生泄漏，在功率運行的狀態(tài)下，可以通過關(guān)閉閥門V2，在V4閥門下游安裝壓力計，并通過開啟閥門V4來測量系統(tǒng)內(nèi)壓力P的變化情況，通過觀察壓力P的變化情況來判斷V1、V3的泄漏情況。

《安全相關(guān)系統(tǒng)和設(shè)備定期試驗監(jiān)督大綱》中要求：“沒有與單個安全殼貫穿件泄漏有關(guān)的安全準(zhǔn)則，安全準(zhǔn)則和整個安全殼的泄漏有關(guān)。[4]”因此，以下的規(guī)則僅僅作為實用的指南。

2 閥門上下游高差壓下泄漏率與壓差的關(guān)系

應(yīng)當(dāng)注意到上述評價方法是建立在《安全相關(guān)系統(tǒng)和設(shè)備定期試驗監(jiān)督大綱》對安全殼隔離閥在LOCA工況（一回路失水事故工況，安全殼內(nèi)壓力4.2bar，1bar=105Pa，表壓）下的密封性要求的基礎(chǔ)上的。實際上，系統(tǒng)在運行期間，閥門V3上游壓力P0根據(jù)系統(tǒng)運行壓力要求而不同，有可能高達(dá)155 bar。因此，以上判斷標(biāo)準(zhǔn)必須轉(zhuǎn)換到系統(tǒng)壓力P0下。但壓力與泄漏率的關(guān)系較為復(fù)雜，它與氣體的種類、溫度、漏孔的尺寸和形狀等均有關(guān)系。為了研究壓力與泄漏率的關(guān)系，用如圖2所示試驗裝置進(jìn)行模擬試驗。

試驗過程如下：

取被試驗閥微小開度模擬漏孔，漏孔由壓縮氣瓶經(jīng)減壓閥逐步提高其上游壓力，通過下游流量計觀察其泄漏情況并記錄讀數(shù)，直到170bar左右，通過泄壓閥逐步泄掉上游壓力直到0bar，記錄流量計讀數(shù)。試驗得出泄漏量與漏孔上游壓力關(guān)系曲線如圖3所示。

4 評估方法在REN121/131 VP閥門泄漏中的應(yīng)用

近年，某核電廠REN131VP閥門在關(guān)閉情況下下游管線壓力異常升高，系統(tǒng)簡圖如圖4所示[6]。自5月26日9：40-5月28日9：00，下游管線壓力從0.22bar上升至6.5bar，經(jīng)檢查試驗和排除，證實REN121/131VP閥門內(nèi)漏。

由于REN121/131VP屬安全殼機械貫穿件內(nèi)、外側(cè)隔離閥，閥門的泄漏直接影響安全殼的密封性能，必須定量評估其泄漏量對安全殼密封性的影響。

通過現(xiàn)場監(jiān)測REN011LP的壓力，自5月26日9：40-5月28日9：00，從0.22bar上升至6.5bar，經(jīng)計算？駐P=0.13 bar/h。根據(jù)上述評估準(zhǔn)則？駐P≤2bar/h，由此得出REN121/131VP的密封性可以接受，以當(dāng)前的泄漏量不會對安全殼的完整性產(chǎn)生嚴(yán)重影響，機組可維持正常運行。后續(xù)可通過持續(xù)監(jiān)測REN011LP的壓力進(jìn)一步評估安全殼的完整性。

5 結(jié)論

本文提出的安全殼隔離閥泄漏對安全殼整體密封性影響的評價方法，適用于安全殼內(nèi)側(cè)隔離閥上游具備一定壓力的系統(tǒng)的評估，如化學(xué)和容積控制系統(tǒng)（RCV）、安全注入系統(tǒng)（RIS）、核取樣系統(tǒng)（REN）等，具有較強的現(xiàn)場可操作性，可用于核電機組運行期間部分系統(tǒng)安全殼隔離閥泄漏評價與決策參考。

參考文獻(xiàn)：

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[3]沈如剛.廣東核電機組設(shè)計運行特性及其運行模式[J].中國電力，1994（1）：29-34.

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