趙子坤，李映林，全峰陽(yáng)

核電廠一回路壓力邊界延伸止回閥密封性定期試驗(yàn)驗(yàn)收準(zhǔn)則設(shè)計(jì)方法研究

趙子坤1，李映林2，全峰陽(yáng)2

（1．電力規(guī)劃總院有限公司，北京 100120；2．中國(guó)核電工程有限公司，北京 100084）

核電廠一回路壓力邊界延伸止回閥的密封性直接關(guān)系一回路的泄漏率和完整性，需要定期執(zhí)行密封性檢查，以確保反應(yīng)堆的安全運(yùn)行。國(guó)內(nèi)普遍采用ASME相關(guān)流量標(biāo)準(zhǔn)作為密封性定期試驗(yàn)的驗(yàn)收準(zhǔn)則，但在實(shí)際試驗(yàn)工況下無(wú)法精確測(cè)量通過(guò)止回閥的泄漏量，因此需要對(duì)流量準(zhǔn)則進(jìn)行轉(zhuǎn)換。同時(shí)，由于止回閥尺寸及相關(guān)管線布置各不相同，需要設(shè)計(jì)對(duì)應(yīng)匹配的密封性驗(yàn)收準(zhǔn)則。本文以國(guó)內(nèi)先進(jìn)壓水堆的安全注入系統(tǒng)一回路壓力邊界延伸止回閥為例，基于止回閥密封性試驗(yàn)原理，結(jié)合工程經(jīng)驗(yàn)，從準(zhǔn)則轉(zhuǎn)換出發(fā)，通過(guò)嚴(yán)密分析，提出一套具有普遍適用性的止回閥密封性驗(yàn)收準(zhǔn)則設(shè)計(jì)方法，填補(bǔ)設(shè)計(jì)方法研究的空白。

一回路壓力邊界延伸；止回閥密封性；驗(yàn)收準(zhǔn)則；準(zhǔn)則轉(zhuǎn)換

一回路壓力邊界作為壓水堆核電廠放射性屏蔽的第二道屏障，由反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及與其連接的輔助系統(tǒng)隔離裝置構(gòu)成。其中，與一回路保持隔離的安全注入系統(tǒng)止回閥，作為壓力邊界的延伸，直接關(guān)系一回路的泄漏率和完整性，對(duì)保護(hù)反應(yīng)堆安全運(yùn)行起著至關(guān)重要的作用。核電廠通過(guò)定期對(duì)止回閥進(jìn)行密封性檢查，來(lái)跟蹤機(jī)組壽期內(nèi)一回路的泄漏情況，探明可能的降級(jí)，并降低安全殼外發(fā)生破損的風(fēng)險(xiǎn)。

止回閥的密封性一般依據(jù)通用的ASME流量標(biāo)準(zhǔn)作為驗(yàn)收準(zhǔn)則，該準(zhǔn)則是對(duì)止回閥密封性在正常運(yùn)行工況下的約束。然而，在實(shí)際試驗(yàn)工況下，通過(guò)止回閥的泄漏量無(wú)法被精確測(cè)量。同時(shí)，對(duì)于每個(gè)換料周期執(zhí)行一次的安注系統(tǒng)一回路壓力邊界延伸止回閥的密封性定期試驗(yàn)，其試驗(yàn)工況下的壓力、溫度等條件與正常運(yùn)行工況下有明顯區(qū)別。因此，通過(guò)對(duì)流量準(zhǔn)則進(jìn)行轉(zhuǎn)換具有實(shí)際必要性，可以實(shí)現(xiàn)止回閥密封性試驗(yàn)的可操作性以及驗(yàn)收準(zhǔn)則判定的直觀性和準(zhǔn)確性。此外，由于核電廠止回閥參數(shù)及相關(guān)管線布置各不相同，需要設(shè)計(jì)對(duì)應(yīng)匹配的驗(yàn)收準(zhǔn)則。尤其，對(duì)于國(guó)內(nèi)先進(jìn)壓水堆，此前第二代核電機(jī)組沿用的止回閥密封性驗(yàn)收準(zhǔn)則不再適用。

本文以國(guó)內(nèi)先進(jìn)壓水堆的安全注入系統(tǒng)止回閥為例，針對(duì)一回路壓力邊界延伸止回閥，提出一套具有普遍適用性的驗(yàn)收準(zhǔn)則設(shè)計(jì)方法，為止回閥密封性定期試驗(yàn)提供驗(yàn)收準(zhǔn)則依據(jù)。

1 止回閥密封性定期試驗(yàn)原理

當(dāng)止回閥下游壓力高于上游壓力時(shí)，閥門自動(dòng)關(guān)閉，實(shí)現(xiàn)上、下游管線的隔離。但嚴(yán)格意義上，止回閥閥瓣與閥體之間存在一定間隙，在機(jī)組實(shí)際運(yùn)行過(guò)程中，可能會(huì)出現(xiàn)少量下游介質(zhì)（反應(yīng)堆冷卻劑）通過(guò)閥座密封泄漏到止回閥上游。

止回閥密封性定期試驗(yàn)采取對(duì)止回閥下游管線加壓、對(duì)上游管線泄壓的方法，通過(guò)監(jiān)測(cè)止回閥上游在一段時(shí)間內(nèi)的壓力變化率[1]，根據(jù)驗(yàn)收準(zhǔn)則判定止回閥的密封性。

2 驗(yàn)收準(zhǔn)則設(shè)計(jì)方法

設(shè)計(jì)止回閥密封性定期試驗(yàn)的驗(yàn)收準(zhǔn)則，首先需要對(duì)通用的流量準(zhǔn)則進(jìn)行轉(zhuǎn)換，然后按照試驗(yàn)流程，配置所需的試驗(yàn)條件及設(shè)備參數(shù)，進(jìn)而分析計(jì)算得到針對(duì)單體止回閥等效匹配的密封性驗(yàn)收準(zhǔn)則。最后，通過(guò)驗(yàn)證，證明設(shè)計(jì)方法的可行性和有效性。

2.1 驗(yàn)收準(zhǔn)則轉(zhuǎn)換

我國(guó)壓水堆核電廠普遍采用ASME標(biāo)準(zhǔn)[2]作為止回閥密封性定期試驗(yàn)的驗(yàn)收準(zhǔn)則，即以水為介質(zhì)，在最大壓差下（核電廠正常運(yùn)行時(shí)）單體止回閥的最大允許泄漏率為：

式中：

——止回閥公稱直徑，英尺。

止回閥密封性定期試驗(yàn)通常在常溫下進(jìn)行，水的動(dòng)力黏度可忽略不計(jì)（25 ℃，標(biāo)準(zhǔn)大氣壓下為0.890×10-3Pa?s），水的壓縮系數(shù)微?。?5 ℃，0.5×10-3MPa-1）[3]，因此，試驗(yàn)工況下可視為不可壓縮流體。根據(jù)理想流體一維穩(wěn)定流動(dòng)歐拉方程，止回閥上、下游壓差與泄漏速率的關(guān)系為：

式中：

式中：

——流體泄漏率，m3/s。

式中：

2.2 驗(yàn)收準(zhǔn)則計(jì)算

式中：

經(jīng)過(guò)上述分析計(jì)算，得到止回閥密封性定期試驗(yàn)的驗(yàn)收準(zhǔn)則。驗(yàn)收準(zhǔn)則分析計(jì)算流程，如圖1所示。驗(yàn)收準(zhǔn)則計(jì)算中涉及的設(shè)備參數(shù)、試驗(yàn)配置參數(shù)和重要過(guò)程參數(shù)，以及以安全注入系統(tǒng)一回路壓力邊界延伸的某個(gè)止回閥為例給出的具體參數(shù)，如表1所示。

圖1 止回閥密封性驗(yàn)收準(zhǔn)則設(shè)計(jì)流程

3 驗(yàn)收準(zhǔn)則設(shè)計(jì)方法驗(yàn)證

為了驗(yàn)證驗(yàn)收準(zhǔn)則設(shè)計(jì)方法的可靠性，選取某在運(yùn)行核電廠的安全注入系統(tǒng)一回路壓力邊界延伸止回閥，按照?qǐng)D1所示的設(shè)計(jì)流程，重新設(shè)計(jì)輸入、梳理計(jì)算各止回閥相關(guān)參數(shù)。分析發(fā)現(xiàn)，所得驗(yàn)收準(zhǔn)則，與此前沿用的參考電廠成熟的驗(yàn)收準(zhǔn)則值保持一致，因此可以證明，設(shè)計(jì)方法具有可行性，據(jù)此計(jì)算的驗(yàn)收準(zhǔn)則是有效的。此外，目前國(guó)內(nèi)某新建電廠已順利完成安全注入系統(tǒng)一回路壓力邊界延伸止回閥密封性定期試驗(yàn)，各止回閥密封性均已驗(yàn)收合格，據(jù)本方法設(shè)計(jì)的驗(yàn)收準(zhǔn)則已經(jīng)過(guò)核安全監(jiān)管機(jī)構(gòu)評(píng)定，得到認(rèn)可（見(jiàn)表1）。

表1 止回閥密封性驗(yàn)收準(zhǔn)則計(jì)算參數(shù)及示例

續(xù)表

4 總結(jié)

本文首次對(duì)國(guó)內(nèi)先進(jìn)壓水堆的安全注入系統(tǒng)一回路壓力邊界延伸止回閥密封性定期試驗(yàn)的驗(yàn)收準(zhǔn)則進(jìn)行了設(shè)計(jì)計(jì)算?；谥够亻y密封性試驗(yàn)原理，結(jié)合工程經(jīng)驗(yàn)，從準(zhǔn)則轉(zhuǎn)換出發(fā)，經(jīng)過(guò)嚴(yán)密分析，提出了一套完整的驗(yàn)收準(zhǔn)則設(shè)計(jì)方法，填補(bǔ)了設(shè)計(jì)方法研究的空白。

本文提出的止回閥密封性試驗(yàn)驗(yàn)收準(zhǔn)則設(shè)計(jì)方法，可以為同類型單體止回閥的密封性驗(yàn)收準(zhǔn)則的設(shè)計(jì)提供參考，例如，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)各環(huán)路至安注管線的止回閥，以及同樣作為一回路壓力邊界延伸的應(yīng)急硼注系統(tǒng)冷段注入管線止回閥。對(duì)于后續(xù)機(jī)組同類型相關(guān)功能止回閥密封性驗(yàn)收準(zhǔn)則，本設(shè)計(jì)方法具有普遍適用性。

［1］ 國(guó)家能源局．壓水堆核電廠止回閥鑒定規(guī)程：NB/T 20168—2012［S］．北京：國(guó)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．工程流體力學(xué)［M］．武漢：華中科技大學(xué)出版社，2015.

［4］ 中國(guó)核電工程有限公司．安全注入系統(tǒng)手冊(cè)［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

趙子坤（1992—），女，內(nèi)蒙古自治區(qū)呼和浩特人，碩士研究生，工程師，現(xiàn)主要從事核電廠運(yùn)行與調(diào)試相關(guān)設(shè)計(jì)相關(guān)研究