LBB和BP在核電站管道設計中的異同性分析

劉 永

(中廣核工程有限公司，廣東 深圳 518172)

在傳統壓水堆核電站中，高能管道雙端斷裂一直作為設計基準工況來考慮，考慮管道雙端斷裂甩擊和射流沖擊載荷等給核電站的設計帶來了復雜性。隨著人們對高能管道破裂行為認識的加深，認為通過高質量的設計和制造，管道在雙端斷裂前會形成穩定的亞臨界裂紋，并在裂紋發展到失穩尺度前，可通過泄漏監測系統及時探測到裂紋泄漏狀況，即認為管道是破前漏的。通過泄漏監測及相應的降溫、降壓等操作，可使雙端斷裂行為的預防和排除成為可能。基于此，世界范圍內對破前漏行為進行了廣泛研究，并發展形成了相應的工程技術方法，其中最為突出的是以美國為主形成的LBB(破前漏)理念[1-3]和以德國為主形成的BP(破裂排除)理念[1,4]。這兩種理念在核電站設計實踐中均得到了廣泛的應用。在我國先后引入的AP1000和EPR兩種三代壓水堆型中，也分別采用了LBB和BP理念。

LBB和BP之間有著較深的淵源，但又屬于兩種不同的范疇。了解LBB和BP兩者之間的異同性，對于更準確地理解這兩種理念，以及更好地應用和發展這兩種技術具有重要意義。

本工作將根據LBB和BP在我國三代核電站管道設計中的實際應用經驗，對兩者的異同性進行分析。

1 高能管道設計理念含義和應用比較

表1列出了兩種理念的定義和所屬類型。從表1的對比可知，LBB和BP兩種理念的目的相同，均是為了防止裂紋失穩和管道斷裂行為。但兩者在實現方式上有所差別，LBB理念注重運行階段的泄漏監測措施和泄漏處理措施[3]；而BP理念除注重運行階段的監測措施及泄漏處理措施外，還對設計建造階段的管道材料和制造質量提出了嚴格要求，具備“全周期技術控制”的特點[1]。

表1 LBB和BP的定義和所屬類型

另外，LBB和BP兩種理念所屬的層次也不同。LBB是一種設計和運行理念，而BP則屬于一種安全理念。BP理念是在綜合考慮德國KTA規范和德國核能安全委員會RSK相關導則要求的基礎上，形成的一種縱深防御的安全理論，它的內容包括縱深防御的4個級別[4]，如圖1所示。

圖1 BP的縱深防御級別示意圖

目前LBB在核電站管道中的應用極為廣泛，除主冷卻劑管道和主蒸汽管道外，還基本涵蓋了安全殼內所有DN≥150 mm的重要高能輔助管道[3]。而BP理念目前只在主冷卻劑管道和主蒸汽管道上有所應用。

2 高能管道設計理念的異同性分析

2.1 材料和制造比較

LBB和BP的材料和制造要求列于表2。

表2 LBB和BP的材料和制造要求

從表2可看出，BP管道的材料性能除要滿足RCC-M(或KTA)的要求外，在技術規格書中還提出了額外的附加要求。在制造方面，BP管道也有著更高的要求，例如，在制造商的資質認證、制造過程中的質量控制及管道結構的強化等方面的要求更為嚴格。在焊縫設計方面，BP除滿足RCC-M(KTA)1級的要求外，還需對樣品實驗確定的最小值進行焊接能力的評估。所有這些都是為了滿足BP縱深防御體系中第1級別的要求：通過高質量的設計、制造，對管道失效進行預防。而LBB在材料和制造方面的要求總體上是在ASME規范的框架內。另外在主冷卻劑管道的制造上，BP需采用整體鍛造的方式，而LBB管道并無這方面的特殊要求。總體來說，BP在材料和制造方面的要求較LBB的復雜。

2.2 在役檢查和在役監測設計比較

對管道的在役檢查，LBB遵循ASME Ⅺ的要求，BP遵循RSE-M的要求，兩者的要求基本一致，均要求有能力對相關管道的每個點進行檢查，特別對所有的焊接接頭和管嘴周圍可能發生機械性能退化的點進行檢查。

表3列出了LBB和BP管道的在役監測設置。總體來說，BP需監測的項目較LBB的多。如BP需進行疲勞監測，這通過記錄BP管道的瞬態歷史及應力循環來實現[1]，而LBB理念認為由疲勞造成的管道失效是可排除的[3]，因此它并無這方面的要求。BP還需另外設置一些專設儀表以監測其他額外的復雜情況。

表3 LBB和BP管道的在役監測設置

LBB和BP管道的在役監測設置亦有相同之處：兩者均需對管道內介質的化學性質和振動進行監測，對介質的化學性質監測的目的是防止應力腐蝕。但在具體振動監測方面，LBB側重對主泵等關鍵部分的振動進行監測；對于BP，除了對主泵等關鍵部分的振動進行監測外，還會對管道支撐件的間隙和振動進行監測。

在役檢查和在役監測屬于BP縱深防御體系中第2級別的內容。BP在這一級別的要求基本可包絡LBB，目的是通過高質量的運行進一步對管道的失效進行控制。

2.3 泄漏監測設計比較

泄漏監測和裂紋分析均屬于BP縱深防御體系中第3級別的要求。表4列出了LBB和BP的泄漏監測系統設計。

從表4可看出，LBB和BP在泄漏監測系統設計上基本相同，遵循RG1.45要求，監測系統要求具有冗余性和多樣性。不同的是LBB的泄漏監測系統屬于非安全相關系統，而BP的泄漏監測系統則屬于安全相關重要系統，從這點看，BP對泄漏監測系統的要求更高一些。

表4 LBB和BP的泄漏監測系統設計

2.4 管道裂紋機理分析比較

LBB和BP管道的裂紋分析方法分別如圖2、3所示。

從兩種分析方法的步驟和所涉及的內容看，LBB管道需計算可監測裂紋尺寸和臨界裂紋尺寸兩項[5]，BP管道除以上兩項外還需計算初始貫穿裂紋尺寸和出現貫穿裂紋所經歷的換料周期數[1]，通過計算以證明BP管道在正常工況下運行至電站全壽期末不會出現2倍的初始貫穿裂紋大于臨界裂紋尺寸。LBB和BP在可監測裂紋尺寸上的計算方法相同，泄漏率計算均取可探測泄漏率的10倍；在計算臨界裂紋尺寸時均考慮了載荷的安全系數(≥1.4)；臨界裂紋尺寸和可監測裂紋尺寸之間考慮了2倍的安全余量。

另外，兩者在裂紋計算方法上有所不同，以兩者在AP1000和EPR項目中的實際應用為例進行比較(表5)。LBB采用ASME Ⅺ中Paris公式計算裂紋的擴展，BP采用的則是RSE-M附錄中經修正的Paris公式；在臨界裂紋尺寸的確定上，LBB采用極限載荷法[3]，BP則采用彈塑性J積分法[1]。

圖2 LBB管道的裂紋分析方法

圖3 BP管道的裂紋分析方法

總體上講，BP管道的裂紋分析方法較LBB管道的更為復雜，BP的分析內容基本可包絡LBB。

表5 LBB和BP管道的裂紋計算方法比較

2.5 管道破裂局部效應與全局效應

管道破裂的影響包括局部效應和全局效應。其中，局部效應是指由于管道破裂引起的甩擊、射流沖擊和隔間水淹、輻射等變化及對管道鄰近區域和管道支撐的影響；全局效應是指管道破裂引起的安全殼溫度壓力變化、ECCS系統的補償行為等影響[1]。

以主冷卻劑管道為例，在傳統壓水堆中一直將其雙端斷裂定為設計基準事故，因此設置了復雜的防甩設施和隔離屏障。采用LBB和BP后，對主冷卻劑管道局部效應和全局效應的假設均發生了變化，表6列出了兩者的比較情況。

表6 主冷卻劑管道采用LBB和BP后的局部效應和全局效應

注：A為主管道的橫截面積；a為主管道支管的橫截面積；p為主管道壓力

從表6可看出：1) 相比傳統壓水堆，LBB和BP兩者均取消了管道防甩件，節省了布置空間和建設費用，主設備內部構件的動載荷也降低為僅考慮支管斷裂載荷；2) 盡管采用了LBB或BP理論，但兩者在安全殼環境(如溫度、壓力)、安全殼內部構件、管道隔間的水淹、輻射情況及ECCS系統的設計方面，仍延續傳統壓水堆中的管道雙端斷裂作為設計基準，這是一種基于核安全角度的保守考慮[1,3,6]；3) 在主設備的支撐設計上，BP需假定管道雙端斷裂，并在管道軸向產生一個2pA的靜載荷[1,6]，這其實屬于BP縱深防御體系中第4級別的要求，而LBB對此則無相關要求。

3 結論

1) LBB和BP屬于兩種含義不同的理論，BP對縱深防御安全理念的貫徹更為全面和深刻。LBB的主體內容基本被包含在BP縱深防御第2級別和第3級別的要求中，BP的總體要求包絡LBB。

2) BP管道對材料和制造質量的要求、在役監測的要求、裂紋擴展分析的要求及泄漏監測系統的要求方面更嚴格，總體來說，相對于LBB，BP對管道設計的要求更為復雜。

3) 采用LBB和BP后主冷卻劑管道的局部效應和全局效應大體相同，僅有細微差別：在BP中主設備支撐需考慮管道雙端斷裂產生的2pA靜載荷。

參考文獻：

[1] NRWG TF on LBB. European safety practices on the application of leak before break (LBB) concept, EUR 18549 EN[R]. [S. l.]: [s.n.], 2000.

[2] 孫造占. LBB對材料性能的要求[J]. 核安全，2006(3)：6-10.

SUN Zaozhan. Material property requirements for LBB[J]. Nuclear Safety, 2006(3): 6-10(in Chinese).

[3] 林誠格. 非能動安全先進壓水堆核電技術[M]. 北京:原子能出版社，2010:287-310.

[4] RIECK D, WERNICKE R. Experiences with fracture mechanics leak-before-break evaluations within the German integrity concept for NPPs[C]∥Proceedings of 18th European Conference on Fracture. Dresden, Germany: ECF, 2010: 1-6.

[5] NRC. NURGE-0800 Standard review plan 3.6.3 leak before break evaluation procedures[S]. US: Nuclear Regulatory Commission, 2007.

[6] EDF, SEPTEN. ETC-S Rules for safety analysis of events, Revision E[S]. French: Electricity of France, 2001.