核电厂安注管线逆止阀密封性试验结果不合格的

核电厂安注管线逆止阀密封性试验结果不合格的

安全分析

程长生

（苏州热工研究院有限公司，广东 深圳 518026）

摘要：国内某核电厂执行安注管线逆止阀密封性试验PT*RIS061期间，逆止阀密封性试验结果不合格，需将一回路排水至低低水位并执行逆止阀解体检修，导致机组状态大幅后撤，将严重影响大修工期。本文结合概率安全评价（PSA）方法，从定性、定量角度对试验结果不合格的安全影响进行分析，提高大修工作安排的灵活性、优化大修资源配置，对机组安全稳定运行具有重要的指导意义。

关键词：逆止阀；密封性试验；安全分析；

Safety analysis on unqualified sealing test result of check valve in safety injection pipeline of nuclear power plant

CHENG Chang-sheng

（Suzhou Nuclear Power Research Institute, Shenzhen of Guangdong Prov. 518026, China）

Abstract: During the sealing test PT*RIS061 of check valve of safety injection pipeline carried out in a nuclear power plant in China, the sealing test result of check valve was not qualified, so the primary circuit should be drained to low and low water level and the check valve should be disassembled for physical examination and repair, resulting in a large retreat of unit status, which will seriously affect the overhaul period. In this paper, the probabilistic safety assessment (PSA) method is used to analyze and evaluate the safety impact of unqualified test results from the qualitative and quantitative perspectives, so as to improve the flexibility of overhaul work arrangement and optimize the allocation of overhaul resources, which is of great guiding significance for safe and stable operation of units.

Keywords：Check valve; Sealing test; safety analysis

0概述

安全注入系统（RIS）是核电厂重要的专设安全设施之一，在发生一回路破口失水事故（LOCA）、控制棒弹棒、二回路蒸汽管道破裂、主给水管道断裂及蒸汽发生器传热管破裂等设计基准事故时，向反应堆冷却剂系统（RCP）注入含硼水以防止堆芯超温或裸露，维持堆芯的负反应性，保证堆芯燃料组件的完整性[1]。RIS系统由低压安注、中压安注及高压安注三部分组成，根据事故引起一回路的降压情况，在不同的压力下分别从冷管段、热管段注入或同时注入。在安全壳内侧的安注管线上，所有冷管段、热管段注入管线与一回路均装有逆止阀，以实现安注管线在安全壳内侧的隔离和降低由于RIS系统管道破裂而引起LOCA的可能性。

按照《核电厂安全相关系统与设备定期试验监督要求》，每个换料周期在反应堆启动升温升压期间，需对安注管线上的逆止阀进行密封性试验，以验证阀门的密封性是否满足要求，并跟踪其泄漏率在机组寿期内的演变。如果试验不满足验收准则，需将一回路排水至低低水位并执行逆止阀解体检修，即反应堆启动期间若逆止阀本身故障，检修时机组状态将大幅后撤。国内某核电厂在大修期间，执行逆止阀密封性试验PT*RIS061结果不满意，其中RCP320VP试验结果不合格，其外接压力表在10分钟内由0bar上升至25bar，不满足小于10.3bar/h的要求。本文结合概率安全评价（PSA）方法对RCP320VP试验结果不合格的安全影响进行评价，同时对相同位置的逆止阀RCP120/220VP进行分析对比。

1逆止阀密封性试验原理

逆止阀密封性试验的原理基本相同，在逆止阀上、下游存在压差的情况下（下游压力大于上游压力），利用阀门上、下游游压力变化速率与不同公称直径阀门允许的泄漏率标准进行比较，以判断阀门密封性是否满足要求

[2]。

以定期试验PT*RIS061中RCP320VP密封性试验为例，试验流程如图1所示。

图1 安注管线逆止阀试验流程简图

试验过程如下：

①安装仪表：关闭RIS417VP，打开RPE720VP，泄压后安装临时仪表。

②下游升压：下游与一回路直接连接，将逆止阀RCP320VP下游升压至25bar。

③上游降压：开启RIS417VP后，关闭仪表排气阀RPE720VP，给上游降压。

④测量泄漏：以1个时间间隔（间隔为10min）监测压力上升计算逆止阀的泄漏率。

⑤试验恢复：关闭RIS417VP，开启RPE720VP给逆止阀上游降压后关闭，将临时仪表拆除。

2密封性试验不合格对安全影响的定性分析

RCP120/220/320VP是RIS到RCP的一回路逆止阀，国内某核电厂执行PT*RIS061试验时，经常发现这些阀门泄漏率不合格，解体后发现阀瓣和阀座密封面有点状腐蚀。若RCP120/220/320VP阀门缺陷无法根治且缺陷持续时间长，将导致的阀门失效模式为内漏。上述阀门内漏不影响RIS系统热段注入功能，但影响RCP压力边界的完整性，造成上述逆止阀的压力边界的隔离功能降级，相关联的安全功能包括：RIS系统冷热段同时注入阶段的热段注入功能、RCP压力边界的隔离功能。

2.1RCP120/220/320VP阀门内漏对安注热段注入功能的影响

LOCA事故后大约5~7小时，为了终止蒸发和由此造成的反应堆压力容器内水中硼酸的结晶，需要操纵员将安注系统调整到冷热段同时再循环模式。通过在长期注入期间的冷段和热段同时再循环注入，使冷却水流经堆芯的反向冲刷可以防止反应堆压力容器中硼的析出，保证堆芯的硼浓度保持在低于溶解度限值内。因此，热段注入功能在双端注入阶段是必须的。

在系统位于安全壳外的部分出现泄漏的情况下，可以将任一子系统隔离并使其退出工作状态。在长期期间，如果隔离了这两个子系统中的一个，则另一个子系统保持运行。就长期应急堆芯冷却功能而言，在一个流径退出工作的情况下，仍有足够的堆芯冷却的能力。

因此，对于安注管线下游的逆止阀RCP120/220/320VP，阀瓣和阀座处有部分泄漏导致其密封不能保证，但该缺陷不影响安注热段注入功能。除非发生RCP120/220/320VP阀门内漏且同时其所在管段发生破口（LOCA）时，才可能导致RIS系统的注入缓解功能降级。

2.2RCP120/220/320VP阀门内漏对反应堆冷却剂压力边界隔离功能的影响

与隔离逆止阀RCP120/220/320VP相连接的安全壳外低压系统即RIS系统低压子系统，RIS系统本身设计了下列措施以防止出现较大的泄漏：

1、RIS压力边界根据RCC-P，管道分级为安全2级。

2、根据RCC-P安全2级的抗震分类设计、管道、设备和支撑，以便使得系统在安全停堆地震下不失去其功能。

3、LHSI子系统中备有足够冗余的逆止阀，允许一个逆止阀在长期期间作为非能动部件发生故障。

4、管道材料为奥氏体不锈钢，由于它具有延展性，所以可承受严重的变形而不会失效。与含硼水接触的部件的所有部分是用奥氏体不锈钢堆焊制造的，或用等效的耐腐蚀材料。再循环期间，与地坑溶液相接触（内部）的所有部件都是用奥氏体不锈钢或等效耐腐蚀材料制造的；地坑溶液温度的升高完全在所有RIS部件的设计温度范围以内。此外，还考虑了暴露在事故后或长期再循环运行期间的流体条件下各种金属腐蚀的可能性。

5、阀座表面通常用斯太雷合金或等效材料进行表面硬化处理以防止擦伤减小磨损，选用阀杆材料考虑到防腐蚀、高张力特性，并且防止填料划伤表面。

此外，对于在安全壳外部的管道和机械设备、辅助厂房及其相关设备，考虑采用目视检查和泄漏探测的保护措施，以便在它们扩展为大面积之前就将其检查出来。泵的密封故障、管道泄漏、阀门填料的泄漏、或法兰密封垫的泄漏处理能力最大为200l/min，并提供在30分钟内检查和隔离发生在应急堆芯冷却流径上的这种泄漏的手段。

因此，RCP120/220/320VP阀门内漏不会立刻导致RCP压力边界隔离功能丧失，但长时间超出泄漏限值的阀门内漏将导致该功能降级，从而使安全壳外（低压系统）失水事故（界面LOCA）的可能性增加。分析表明，该功能降级的贡献主要来自RCP120/220/320VP阀门内漏叠加RIS069/070VP阀门内漏导致的界面LOCA。所谓界面LOCA事故，指的是RCP的高压管道与贯穿安全壳的低压管道界面处的隔离设备失效，造成一回路冷却剂进入安全壳外低压管道使其超压产生破口而丧失。这种丧失使冷却剂无法通过再循环方式回到堆芯中，如果在PTR水箱中存水耗尽之前将一回路降至大气压则可以消除泄漏。

3密封性试验不合格对安全影响的定量分析

当前PSA模型在LOCA始发事件中，未考虑RCP120/220/320VP阀门内漏叠加其所在管段破口这种情形。对于这种情形，单一流径上，阀门内漏叠加其所在管段破口发生的频率=阀门内漏失效率*其所在的各管段破口频率之和。经计算，RCP120VP内漏叠加其所在管段破口发生的频率为3.29E-14/堆年；RCP220VP内漏叠加其所在管段破口发生的频率为9.56E-15/堆年；RCP320VP内漏叠加其所在管段破口发生的频率为4E-14/堆年。上述计算结果表明，RCP120/220/320VP阀门内漏叠加其所在管段破口发生的频率已经低至可忽略其失效影响。因此，当前模型不考虑这种情形是合理的，即使阀门缺陷导致内漏的概率增加，发生这种情形的可能性依然是很低的，因此不需要定量评价此类情形。本次分析仅考虑RCP120/220/320VP阀门内漏叠加RIS069/070VP阀门内漏导致的界面LOCA。

正如图1所示，对于一回路与HP管线（高压安注系统HHSI）之间的连接管线，由于高压安注泵的设计压力为21.1MPa，高压安注泵的出口管线均能承受21.1MPa的压力，此时不考虑该连接管线发生界面LOCA的可能性。其中，RCP120VP所在管线上游仅与高压安注管线相连，不考虑发生界面LOCA的可能性；RCP220/320VP与低压安注管线相连，存在发生界面LOCA的可能性。

本次定量分析选取国内某核电厂最新的PSA模型，以RCP220VP为例进行定量计算。定量评价结果如表1所示，其中CDF（堆芯损坏频率）/LERF（早期大量释放频率）单位为：/堆年。

表1 RCP220VP密封性不合格对CDF、LERF影响结果

图2、3给出了美国风险指引型决策的管理导则RG1.174中的风险准则[3]，从评价结果看，RCP220VP密封性不合格所计算的CDF、LERF风险增量分别处于区域III、区域II。

图2 CDF的可接受准则

图3 LERF的可接受准则

4结论及建议

根据以上分析得出结论：RCP120VP密封性不合格对堆芯安全基本没有影响，PSA模型中对CDF、LERF无影响。如果RCP220/320VP密封性不合格时，那么可能对LERF产生较大影响，进入RG1.174的区域II，核电厂运行人员需持续关注一回路泄漏率，重点关注其上游逆止阀RIS069/070VP密封性，避免一回路冷却剂连续通过两道逆止阀泄漏到安全壳外低压管道，导致界面LOCA事故及安全壳旁通事故。

参考文献

[1]陈济东，大亚湾核电站系统及运行[M]．北京：原子能出版社，1994：189．

[2]康青松，大亚湾核电. 《安全注入系统逆止阀密封性试验影响因素分析与改进》. 2019年第5期.

[3]USNRC An Approach for Using Probabilistic Risk Assessmentin Risk-Informed Decisions on Plant-Specific Changes to

the Licensing Basis USNRC, Regulatory Guide 1.174 Jul.1998