AP1000核电/反应堆冷却剂压力边界泄漏及其探测研究

摘要：ap1000核电厂反应堆冷却剂压力边界相对于传统压水堆有所简化，完整性比传统设计更加可靠，但由于采用了先漏后破技术，屏蔽电机主泵、无引漏压力边界隔离阀、无泄漏爆破阀等设备，以及与非能动专设安全设施的接口所带来的压力边界组成差异，使得AP1000反应堆冷却剂压力边界的泄漏及其探测手段相对于传统压水堆有所不同。本文总结了AP1000反应堆冷却剂压力边界泄漏及其探测手段的特点，分析了其与美国管理导则RG 1.45的符合性，并提出了合理化建议。

1.引言

反应堆冷却剂系统（RCS）的安全功能之一是维持反应堆冷却剂压力边界（RCPB）的完整性。除RCPB失效工况外，RCS作为压力边界在电厂所有运行工况下容纳反应堆冷却剂和/或应急堆芯冷却剂，限制放射性向安全壳内释放，并阻止一次侧系统向二次侧系统和环境的泄漏。

AP1000核电厂在传统成熟的压水堆核电技术的基础上，采用非能动的安全系统。非能动设计理念的引入和屏蔽电机式反应堆冷却剂泵的采用，使得其设计与传统压水堆反应堆冷却剂系统有很大的不同。AP1000核电厂的RCS系统包含一台反应堆压力容器、一台稳压器和两条环路，其中每条环路由一个热段主管道、两个冷段主管道、一台蒸汽发生器以及与之直接相连的两台反应堆冷却剂泵组成。此外，还包括自动卸压系统和反应堆压力容器顶盖放气系统。RCS的所有设备都布置在反应堆安全壳内。

由于应用了先漏后破技术，采用了屏蔽电机主泵、无引漏压力边界隔离阀、无泄漏爆破阀等设备，以及与非能动专设安全设施的接口所带来的压力边界组成差异，使得AP1000的RCPB泄漏及其探测手段相对于传统压水堆有所不同。本文总结了AP1000的RCPB泄漏及其探测手段，分析了其与RG1.45的符合性，并提出合理化建议，对后续设计提供支持。

2.相关规范标准

AP1000的RCPB泄漏探测主要遵循美国管理导则KG 1145《反应堆冷却剂压力边界泄漏探测系统的要求》。其中，APl000依托项目设计遵循RG1.45-1973版本，而APl000后续项目中考虑采用最新的RG1.45-2008版本。

相对于RG 1145-1973，RG 1.45-2008的规定更加详细和明确，不过除以下两点外，两个版本导则的要求是基本一致：

（1）在识别泄漏源流量方面，1973版要求采用精度超过1gpm的仪表进行监测；而在2008版中则要求更高，要求电厂具有确定泄漏流量大于或等于0.05gpm的能力。

（2）在2008版中，增加了对电厂运行阶段泄漏趋势监测和运行规程等的要求：

a）要求定期分析泄漏流量的变化趋势，并在出现显著增大时进行安全评估。

b）要求制定规程，详细说明在发生小于技术规格书中规定的泄漏时操纵员应采取的措施详细说明泄漏探测的总时间和可能失效的监测仪表，以确保在电厂所有运行阶段能有效监测泄漏流量。

c）在电厂维修和换料停堆期间，应采取措施识别电厂运行期间所有未识别泄漏的泄漏源。

3.APl000的RCPB泄漏及其探测手段

3.1泄漏分类 RCPB泄漏分为可识别泄漏和不可识别泄漏两类。

其中，可识别泄漏包括：

・封闭系统的泄漏，如反应堆压力容器密封泄漏或阀门泄漏，这些泄漏可以收集并导入收集箱。

・反应堆冷却剂系统向辅助系统和二次侧系统的泄漏（系统间泄漏）。

除上述可识别泄漏外的其它泄漏则归为不可识别泄漏。

3.2可识别泄漏的收集与监测

除系统间泄漏以外的可识别泄漏将收集到反应堆冷却剂疏水箱中。该水箱是一个位于安全壳内反应堆堆腔内部的封闭水箱，水箱及其相关联的泵和传感器属于液体放射性废物系统。水箱向气体放射性废物系统排气，防止放射性气体释放入安全壳大气。根据RG1.45-1973条款1和条款7，反应堆冷却剂疏水箱的液位和从反应堆冷却剂疏水箱抽出的总流量可用来计算可识别泄漏率。可识别泄漏率由电厂计算机自动计算并在主控制室内显示，可以在1小时内探测到一个0.1gpm的小泄漏，可以在1分钟内探测到10gpm的设计泄漏量。

以下章节简略描述了各种可识别泄漏源及其探测手段。

3.2.1封闭系统的泄漏

（1）反应堆压力容器封头密封

反应堆压力容器法兰和封头法兰由两道同心密封环密封。密封泄漏有两个引漏接头探测：一个位于内外密封之间，另一个在外密封外面。这些管线连接在一根母管上，并排至反应堆冷却剂疏水箱。母管上安装有隔离阀，在电厂正常运行过程中，这些阀门相互配合，使得透过内密封的泄漏排至反应堆冷却剂疏水箱。

反应堆压力容器密封泄漏母管的底部安装有一个表面式电阻温度探测器，能在主控室提供指示和高温报警信号，指示可能发生的反应堆压力容器密封泄漏。

（2）阀杆引漏、主泵轴封引漏

传统压水堆核电厂压力边界阀门的引漏一般进入疏排水箱。在APl000中冷却剂压力边界采用高可靠性阀门，无需阀杆引漏。

APl000采用屏蔽电机主泵，反应堆冷却剂泵顶盖法兰采用一个焊接卡努比密封进行密封，因而也不需要引漏。

（3）稳压器安全阀和自动卸压阀

在每台稳压器安全阀和自动卸压阀出口的下游管线上均安装有电阻温度探测器，用来探测这些阀门下游管线的温度。高温指示（在主控制室报警）确认由某一阀门阀座泄漏所引起的冷却剂装量减少。正常运行时该泄漏排至反应堆冷却剂疏水箱，可通过反应堆冷却剂疏水箱的液位变化来测量泄漏量。事故工况下该泄漏排放到安全壳大气或内置换料水箱中。

（4）其它泄漏源

在电厂运行过程中，运行人员可能发现各种RCPB小泄漏。如果这些泄漏可以后续观察、测量并导入安全壳地坑，则可认为该泄漏是可识别泄漏。

3.2.2系统间泄漏

设计上不希望出现从RCPB向其它系统的大量系统间泄漏。但是，经过非能动屏障或阀门的可能泄漏点及其探测方法是要考虑的。根据RGI.45 1973条款4，连接到反应堆冷却剂压力边界的辅助系统应具有限制泄漏的设计和管理措施。泄漏可以通过辅助系统液位、温度、流量或压力的增加被探测到，也可以通过卸压阀开启或辅助系统放射性监测值增加被探测到。

对于正常余热排出系统来说，为了保证不发生系统间的泄漏，从安全壳内连接到RCS的部分开始直到安全壳外的安全壳隔离阀均按照RCS全压设计。该系统在安全壳外的部分，包括泵、阀门和热交换器，按照一定的压力和温度设计从而确保反应堆冷却剂系统全压低于其管道极限破裂强度值。

3.2.2.1蒸汽发生器传热管

反应堆冷却剂可识别泄漏的一个重要可能通道是通过蒸汽发生器传热管向蒸汽发生器二次侧泄漏。利用下列一项或几项可以探测源自蒸汽发生器一次侧的可识别泄漏：

・凝汽器抽气出口高放射性，由汽轮机厂房排气口放射性监测仪监测和报警；

・蒸汽发生器内二次侧介质放射性，由蒸汽发生器排污系统的放射性监测仪监测和报警

・二次侧蒸汽放射性，由主蒸汽管线的放射性监测仪监测和报警。在主蒸汽安全阀或大气释放阀向大气排放蒸汽时，可使用该仪表的数据计算排入环境的放射性释放量；

・凝结水的放射性、硼酸或电导率，采样后由实验室分析给出。

3.2.2.2设备冷却水系统

可以通过设备冷却水系统的放射性监测仪、波动箱液位的增加、特定设备下游的高流量或几项综合，探测反应堆冷却剂系统向设备冷却水系统的泄漏。当放射性物质的活度浓度超过阈值时，设备冷却水系统辐射监测仪将向主控制室发送一个报警信号。

3.2.2.3非能动余热排出热交换器传热管

反应堆冷却剂可识别泄漏的另一个可能通道是从非能动余热排出热交换器向内置换料水箱的泄漏。从非能动余热排出热交换器传热管来的可识别泄漏通过以下步骤探测：

・非能动余热排出热交换器高温，由热交换器进口和出口管道上的温度探测器监测和报警，警告操纵员可能发生泄漏。

・此时操纵员关闭非能动余热排出热交换器入口隔离阀，并观察非能动余热排出热交换器的压力指示。如果压力保持在RCS压力，则没有发生传热管泄漏，该报警指示出口隔离阀可能泄漏。

・如果观察到压力下降，则非能动余热排出热交换器传热管发生泄漏。隔离阀关闭时通过RCS的泄漏变化量可以确定非能动余热排出热交换器传热管的泄漏率。

3.3不可识别泄漏的收集和监测

RG1.45-1973条款3规定至少采用3种方法探测不可识别泄漏。AP1000可以使用以下多种方法确定泄漏量和泄漏位置：

・安全壳地坑液位

・RCS水装量平衡

・安全壳大气放射性

以下方法作为上述方法的补充：

・安全壳大气压力、温度和湿度

・安全壳液位

・目视检查

稳压器安全阀、反应堆压力容器封头、自动卸压系统第四级爆破阀、稳压器和蒸汽发生器人孔以及反应堆压力容器封头排气管接头是法兰连接，除此之外，RCS全部为焊接连接。在正常运行时，如果安全壳内大气放射性、压力、温度、或比湿度的变化在正常水平以上，则意味着不可识别泄漏率可能增加，并警告操纵员采取可能的纠正动作。同样，安全壳地坑液位的增加也意味着不可识别泄漏的增加。

以下章节简述了收集和监测不可识别泄漏的方法。这些方法也用于确定安全壳内主蒸汽管线的泄漏。

3.3.1安全壳地坑液位监测

按照RGl.45 1973条款2，RCPB和其它设备泄漏到安全壳内的不可识别泄漏会冷凝并在重力作用下，通过地面疏水和其它疏水途径流入安全壳地坑。

一次侧系统的泄漏可能导致反应堆冷却剂流入安全壳地坑。安全壳地坑液位的增加表明发生泄漏。遵照RG1.45 1973条款6的要求，安全壳地坑液位由3个抗震I类液位传感器监测，这些传感器由安全相关lE级电源供电，能够在安全停堆地震后能保持其功能。其中第3个传感器提供冗余的主蒸汽管线泄漏监测。

即使两个液位传感器失效后仍然可满足在1小时内确定0.5gpm泄漏率的要求。泄漏率计算由数据显示和处理系统完成，如果在任何给定测量时间内不可识别泄漏的泄漏率变化的平均均值超过0.5gpm，则电厂控制系统会在主控制室发出报警。最小的可检测泄漏为0.03gpm。不可识别泄漏是总泄漏减去可识别泄漏。

为了满足RGl.45 1973条款2和条款5，测量间隔必须足够长以允许测量回路充分探测液位的增加，从而可以响应0.5gpm的泄漏率，但同时也要足够短以保证在1小时内探测到这样的泄漏率，因此测量间隔小于等于1小时。

当地坑液位增加到高液位整定点时，一台地坑泵自动启动，将积聚的液体送入液体放射性废物系统的废液暂存箱和检测箱。按照RGl.45 1973条款7，地坑泵出口流量可以在主控制室中显示。

当进入地坑的不可识别泄漏率发生变化时，根据以下几条确定泄漏源：

・检查安全壳大气放射性监测仪指示的变化

・检查安全壳湿度、压力和温度的变化

・检查向反应堆冷却剂系统补水量的异常增加

・执行RCS装量平衡计算

・检查可能向安全壳泄漏水的系统的液位和其它参数变化

・检查维修操作记录，看是否向安全壳内排过水

该程序可以确认主蒸汽管线泄漏和RCS泄漏。

3.3.2 RCS装量平衡

RCS装量监测提供对系统泄漏的指示。稳压器净液位变化可以指示系统泄漏。化学和容积控制系统的净补水量监测和净收集泄漏量监测，是获取水装量平衡信息的重要方法。补水要求的异常增加或水装量平衡的明显变化可以指示系统泄漏增加。

RCS装量平衡是定量装量或质量的平衡计算。该方法可以确定泄漏的类型和程度。正确的装量平衡计算需要在稳态运行时进行。稳态定义为稳定的反应堆冷却剂压力、温度、功率水平、稳压器液位、反应堆冷却剂疏水箱液位和内置换料水箱液位。反应堆冷却剂装量平衡计算最小的可探测泄漏是0.13gpm，可定期执行或在其它指示和探测方法显示泄漏率变化时进行。

质量平衡包括尽可能隔离RCS并观察在已知时间段内发生的装量变化。通过观察稳压器中液位确定系统装量。电厂工况下，应对影响水密度的变化进行相应的补偿。装量的改变可确定RCS的总泄漏率。通过对可识别泄漏的监测，计算其泄漏率。然后从RCS总泄漏率中减去可识别泄漏计算不可识别泄漏的泄漏率。

由于在电厂正常运行时稳压器水装量通过液位控制系统控制，因此即使存在泄漏，稳压器的液位仍可适当地保持恒定。但是，稳压器中的质量波动可能很大，这对计算泄漏率有明显的影响。稳压器质量计算包括蒸汽和水的质量组成。

RCS质量装量的变化是液体密度变化的结果。液体密度受温度影响很大而受压力影响较小。整个RCS存在一个可能随时问变化的温度范围。一个简化但具有可接受精度的确定质量变化的模型是假设整个反应堆冷却剂系统的温度是Tavg。

装量平衡计算通过数据显示和处理系统的附加输入完成，附加输入来自于保护和安全监测系统、化学和容积控制系统和液体放射性废物系统的传感器。电厂运行时系统部件和传感器的用法与RGl.45 1973条款6一致：在无需电厂停堆地震后泄漏探测可保持其功能。

3.3.3安全壳大气辐射监测仪

F18是与功率水平成比例的中子活化产物，因此安全壳内放射性的增加可能指示RCPB的泄漏。根据F18的浓度和功率水平，可以估计反应堆冷却剂压力边界的泄漏。由真空泵驱动气流经过F18监测仪，连续监测安全壳大气的气载放射性。

F18监测仪是抗震I类设备，能够满足RGl.45 1973条款6的要求，即可在不需要电厂停堆的地震后继续监测泄漏。电厂在20%功率水平以上时可以使用F18监测仪，并且在电厂满功率时能在1小时内探测到0.5gpm的泄漏。

对于取样流丧失、高放射性和指示丧失提供指示和报警，此外还设置了取样接管收集样本，用于实验室分析。该监测仪可以在功率运行时标定。

3.3.4安全壳压力、温度和湿度监测仪

RCPB泄漏将使安全壳的压力、温度和湿度有所增加，操纵员可以通过电厂控制系统获得相关数据。

安全壳压力的增加指示泄漏的增加或高能管线破裂。安全壳压力由冗余的1E级压力传感器监测。

安全壳平均温度用安全壳风机冷却器进口的温度仪表监测，可指示泄漏增加或高能管线破裂。该仪表和指定区域内的温度仪表是安全壳循环冷却系统的一部分，指定区域包括蒸汽发生器区域、稳压器区域和安全壳隔间。独立隔间区域的温度可以帮助确定泄漏位置。

安全壳湿度使用温度补偿湿度探测器监测，以确定安全壳大气的水蒸汽含量。安全壳大气湿度的增加指示安全壳内水蒸汽泄漏。该仪表是安全壳泄漏率试验系统的一部分。

湿度探测器在没有出现冷凝的工况下最灵敏，是安全壳地坑液位监测仪的有力补充。当湿度快速增大并超过周围环境湿度的10%时表明可能发生泄漏。

安全壳压力、温度和湿度可以帮助确定和定位泄漏，但不能用来确定泄漏量。 4.分析和总结 通过上述分析，APl000核电厂反应堆冷却剂压力边界泄漏及其探测系统的设计基本符合RGl.45 1973的要求，唯一的例外情况是对于条款8，虽然所有相关的仪表都能够进行试验和标定，但是在功率运行期间出于合理可行尽量低（ALARA）的考虑可能无法对某些传感器进行标定，但这对电厂的可运行性及安全性无影响。 根据本文3.3.1节的描述，APl000地坑液位探测系统具有确定大于或等于O.03gpm泄漏的能力，因此APl000设计亦可满足RGl.452008的精度要求。对于RGl.45 2008中对于运行过程中对泄漏趋势监测、运行规程等的要求，在APl000依托项目的设计中已有所体现，但还需按照RGl.45 2008的具体要求在编制运行过程的过程中进行细化和落实。

参考文献

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

[2] 美国管理导则RG 1_45，ReactorC001ant Pre s sure Boundary LeakageDetection Systmes，Rev.O，May，1973.

[3] 美国管理导则RGl.45，ReactorC001ant Pre s sure Boundary LeakageDetection 8ystmes，Rev.1j May，2008

作者简介

江浩（1983），男，山东，硕士研究生，工程师，工艺系统设计。2011年11月至今，在上海核工程研究设计院工作。曾参与恰希玛核电厂工程、三门和海阳核电依托项目及APl000国产化后续项目等项目。

夏栓（1982），男，河南，硕士研究生，工程师，工艺系统设计。2004年7月至今，在上海核工程研究设计院工作。曾参与恰希玛核电厂工程、三门和海阳核电依托项目及APl000国产化后续项目等工程项目。