一回路環(huán)路流量及堆芯總流量超過機械設(shè)計流量的原因分析和改進(jìn)建議

李華升，鄭麗馨，孫樹海，陶書生，焦 峰，周 紅

（環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京 100082）

一回路環(huán)路流量及堆芯總流量超過機械設(shè)計流量的原因分析和改進(jìn)建議

李華升，鄭麗馨*，孫樹海，陶書生，焦 峰，周 紅

（環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京 100082）

介紹了國內(nèi)法系核電機組在首循環(huán)出現(xiàn)一回路環(huán)路流量及堆芯總流量超過機械設(shè)計流量限值的一系列運行事件。通過對這一類型運行事件的深入探討，找出導(dǎo)致事件發(fā)生可能原因，進(jìn)行安全影響分析，提出了建議糾正的措施。可作為運行機組以及后續(xù)新建機組的參考，以期避免類似事件的重復(fù)發(fā)生。

一回路；機械設(shè)計流量；原因分析；改進(jìn)方案

大亞灣核電廠、嶺澳核電廠一期，以及后續(xù)翻版加改進(jìn)的嶺澳核電廠二期、寧德核電廠1號機組、紅沿河核電廠1號機組，在首循環(huán)都出現(xiàn)一回路環(huán)路流量及堆芯總流量超過機械設(shè)計流量限值的現(xiàn)象，詳細(xì)情況見表1。

由于上述測量結(jié)果不滿足《核電廠安全相關(guān)系統(tǒng)和設(shè)備定期試驗監(jiān)督要求》，符合核電廠運行階段事件報告準(zhǔn)則4.1.1［4］，共上報執(zhí)照運行事件8起。

大亞灣核電廠1、2號機組，以及嶺澳核電廠1、2號機組在運行的前幾個循環(huán)，繼續(xù)進(jìn)行流量監(jiān)督，盡管發(fā)現(xiàn)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（簡稱RCP）環(huán)路及堆芯總流量有下降趨勢，但仍然高于機械設(shè)計流量限值。

1 原因分析

1.1 一回路流量測量原理

滿功率工況下一回路流量測量試驗是通過測量二回路的熱功率、一回路的冷和熱段溫度以及一回路的壓力和主泵的電機輸入功率等參數(shù)，參照熱平衡的原理，計算一回路的流量；并通過對環(huán)路流量誤差和堆芯總流量誤差進(jìn)行計算，以最大計算流量（計算值加誤差值）與機械設(shè)計流量比較，以最小計算流量（計算值減誤差值）與熱工設(shè)計流量比較，從而判斷一回路流量是否滿足準(zhǔn)則要求。

表1 首循環(huán)一回路環(huán)路流量及堆芯總流量超機械設(shè)計流量限值數(shù)據(jù)Tab le 1 Data of loop flow and core total flow over themechanicaldesign flow lim it in first fuel cycle

流量驗收準(zhǔn)則：一回路計算流量+測量誤差＜機械設(shè)計流量；一回路計算流量-測量誤差＞熱工設(shè)計流量。

1.2 超機械設(shè)計流量原因分析

根據(jù)流量測量原理，以及一回路的熱工水力特性，可以初步判斷影響一回路環(huán)路流量的因素可能有以下兩個方面：（1）儀表測量誤差超差；（2）一回路系統(tǒng)設(shè)備的阻力特性和主泵特性的影響。

1.2.1 儀表測量誤差超差

（1）功率、壓力、溫度測量的儀器儀表都是經(jīng)過計量檢定的，并且在檢定周期內(nèi)；工程調(diào)試方和電廠在不同時間，使用不同儀器測量的數(shù)據(jù)計算結(jié)果一致，排除了溫度測量的影響。

（2）二回路功率通過汽輪機監(jiān)測系統(tǒng)（簡稱KME）測量結(jié)果計算得出，測量的儀表均在檢定周期內(nèi)，同時與調(diào)試試驗數(shù)據(jù)比對，能夠驗證功率測量的準(zhǔn)確性。

因此，可以判定儀表測量誤差不是環(huán)路流量超差的原因。

1.2.2 一回路系統(tǒng)設(shè)備的阻力特性和主泵特性的影響分析

由流體力學(xué)理論［5］和一回路結(jié)構(gòu)可知：一回路的流量大小是由主泵設(shè)計制造特性以及一回路管路壓力損失（管阻）決定的。在相關(guān)核電廠的最終安全分析報告（簡稱FSAR）5.1節(jié)給出了3種反應(yīng)堆冷卻劑流量：最佳估算流量、熱工水力設(shè)計流量、機械設(shè)計流量［6］。計算這3個流量點及假設(shè)條件見表2。

表2 一回路各流量點假設(shè)條件Table2 Assum ptionsof flow point in primary loop

根據(jù)一回路流量—阻力特性曲線和主泵流量—揚程曲線，以及回路阻力的不確定性和主泵揚程的不確定性，即可計算出各個流量點如圖1所示。

圖1 一回路各流量點計算示意圖Fig.1 Sketch ofeach flow calculation in primary loop

由圖1可以得出以下結(jié)論。

①主泵的實際揚程正偏差超過了預(yù)估的正不確定性時，會使流量偏大；

②一回路實際阻力特性的負(fù)偏差超過了預(yù)估的負(fù)不確定性時，會導(dǎo)致流量偏大；

③反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的流量受泵特性和管道阻力特性綜合影響，泵特性及管道阻力特性又受到設(shè)計、制造、安裝的影響。

由此可對一回路流量超過機械設(shè)計流量的潛在因素進(jìn)一步分析如下。

（1）一回路壓力損失的負(fù)不確定性超過設(shè)計值

一回路壓力損失分類（按百分比分類壓力損失）見表3，最大的壓力損失來自蒸汽發(fā)生器和反應(yīng)堆壓力容器。

表3 一回路壓力損失分類[7]Table 3 Category of p ressure loss in prim ary loop

根據(jù)參考資料［8］，法瑪通公司研究表明，設(shè)計上高估了在蒸汽發(fā)生器和反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)的壓力損失值，特別是蒸汽發(fā)生器內(nèi)傳熱管的壓力損失值被高估了約3%［8］。

（2）主泵揚程特性的正不確定性超過設(shè)計值

主泵是一回路的主要設(shè)備，在一回路的熱工水力計算過程中，設(shè)計給定一個主泵特性的正負(fù)不確定性。但是由于主泵流量大、設(shè)備體積大，在當(dāng)時條件下制造廠沒有條件進(jìn)行原型試驗，所以只進(jìn)行過模型試驗，泵特性曲線由模型試驗根據(jù)泵的相似理論［9］推導(dǎo)而來，但是原型泵跟模型泵之間的特性差異并沒有得到驗證。同時，也不排除在主泵制造過程中，沒有嚴(yán)格按照核安全設(shè)備質(zhì)量管理的要求進(jìn)行制造［10］。造成實際特性偏離設(shè)計特性的這種不確定性（如果主泵特性存在正不確定性時）將造成一回路環(huán)路流量超過機械設(shè)計流量。

（3）管道和設(shè)備安裝偏差

管道和設(shè)備安裝及布置與設(shè)計相比，少量的偏差是客觀存在的，相同設(shè)計類型的核電廠之間及同一電廠的不同環(huán)路之間的實際環(huán)路流量存在偏差就是佐證。

2 超機械設(shè)計流量運行的安全影響評價

結(jié)合大亞灣核電廠、嶺澳核電廠、寧德和電焊等機組的實際流量測量數(shù)據(jù)，并考慮一定的包絡(luò)性，從中選取最大環(huán)路計算流量25300m3h-1，保守考慮堆芯流量為3倍的環(huán)路流量75 900m3h-1。本節(jié)評價可能對機組造成的安全影響。

由于熱工設(shè)計流量和最佳估算流量值不變，只需要評價受機械設(shè)計流量影響的如下因素：（1）關(guān)鍵設(shè)備的結(jié)構(gòu)完整性：主要包括燃料組件、堆內(nèi)構(gòu)件的結(jié)構(gòu)完整性；（2）安全評價：包括二回路系統(tǒng)管道破裂（簡稱SLB）質(zhì)能釋放和安全殼響應(yīng)、二回路超壓分析、落棒時間影響分析。

2.1 關(guān)鍵設(shè)備的結(jié)構(gòu)完整性評價

2.1.1 燃料組件的結(jié)構(gòu)完整性

以有代表性的全M 5AFA 3G燃料組件為例，堆芯機械設(shè)計流量準(zhǔn)則調(diào)整為75 900m3h-1后，將直接影響燃料組件水力載荷，進(jìn)而影響燃料組件機械性能驗證。通過分析發(fā)現(xiàn)，涉及到的驗證內(nèi)容關(guān)鍵在于燃料組件壓緊系統(tǒng)驗證。

根據(jù)CARAFE 4.1版本程序計算作用于組件上的水力載荷，假設(shè)堆芯流量為機械設(shè)計流量、堆芯入口流量分布按照保守分布（外圍1.05內(nèi)部0.95）、水力學(xué)旁流采用保守值進(jìn)行計算，全M 5AFA 3G燃料組件的壓緊系統(tǒng)驗證結(jié)果見表4。

表4 全M 5AFA 3G燃料組件壓緊系統(tǒng)驗證結(jié)果Table4 Verification results for clam ping system ofM 5 AFA 3G fuelassem bly

2.1.2 堆內(nèi)構(gòu)件的結(jié)構(gòu)完整性

保守考慮堆芯流量最大值為75900m3h-1，相當(dāng)于在原機械設(shè)計總流量基礎(chǔ)上（74220m3h-1）增加2.26%。

2.1.2.1 堆內(nèi)構(gòu)件豎直穩(wěn)定性影響分析

在反應(yīng)堆各種正常運行工況下，應(yīng)確保上部堆內(nèi)構(gòu)件法蘭、吊籃法蘭、頂蓋法蘭和反應(yīng)堆壓力容器（簡稱RPV）支承凸臺之間保持豎直方向穩(wěn)定，如圖2所示。

考慮堆內(nèi)構(gòu)件的3類工況：正常和擾動工況、緊急工況、事故工況［安全停堆地震（SSE）、冷卻劑喪失事故（LOCA）］。

在緊急工況、事故工況下，影響堆內(nèi)構(gòu)件的主要載荷因素為地震激勵的安全停堆地震（SSE）、壓力波冷卻劑喪失事故（LOCA）等，水力載荷與之相比影響很小。因此僅需對正常和擾動工況下堆內(nèi)構(gòu)件豎直穩(wěn)定性進(jìn)行評價。

圖2 堆內(nèi)構(gòu)件法蘭位置受載示意圖Fig.2 Sketch for flangeunder load of RPV internals

在正常和擾動工況下，考慮壓力容器總流量在機械設(shè)計總流量基礎(chǔ)上增加2.26%，根據(jù)水力載荷與流量的平方成正比關(guān)系，則堆內(nèi)構(gòu)件的水力載荷增加4.57%。堆內(nèi)構(gòu)件吊籃法蘭處的載荷包括結(jié)構(gòu)重力、燃料組件載荷、壓緊彈簧載荷和水力載荷。

根據(jù)堆內(nèi)構(gòu)件應(yīng)力分析報告，吊籃法蘭豎直方向載荷如下。

向下載荷：下部堆內(nèi)構(gòu)件結(jié)構(gòu)自重869500N，燃料組件對下支承板載荷1 137 810 N，堆內(nèi)構(gòu)件壓緊彈簧載荷1990 000N，向下總載荷為3997310N。

向上載荷：下部堆內(nèi)構(gòu)件在主泵超速時的水力載荷為2360989N。

保守考慮，即使在主泵超速時的水力載荷基礎(chǔ)上再增加4.57%，向上載荷值增加至2468 886N，仍小于向下總載荷值3 997 310N，仍然可以保證吊籃法蘭和壓力容器法蘭的豎直穩(wěn)定性。

2.1.2.2 堆內(nèi)構(gòu)件應(yīng)力影響分析

對于堆內(nèi)構(gòu)件的應(yīng)力分析，流量增大主要影響水力載荷，分別考慮流量增大對失水事故分析（簡稱LOCA）工況、正常和擾動工況下的水力載荷影響。

（1）失水事故分析工況下水力載荷的影響

失水事故分析事故下的水力載荷集中在噴放階段，在此期間影響水力載荷變化的主導(dǎo)因素是卸壓波的傳遞。由于冷卻劑流速相對卸壓波的傳遞速度（聲速）非常小，冷卻劑流速的增大量相對于冷卻劑流速更小，不會對卸壓波傳遞產(chǎn)生影響，因此不會對失水事故分析水力載荷產(chǎn)生影響。

（2）正常和擾動工況下水力載荷的影響

在堆內(nèi)構(gòu)件應(yīng)力分析報告中，考慮了3種流量工況產(chǎn)生的水力載荷，并與其他載荷組合后進(jìn)行應(yīng)力評價，3種流量工況分別為。

①零流量工況：流量為0，對應(yīng)的水力載荷為0；

②設(shè)計工況：機械設(shè)計流量；

③主泵超速工況：流量為機械設(shè)計流量的120%。

此次論證的CPR1000堆芯流量為75900m3h-1，在上述2、3工況下堆內(nèi)構(gòu)件水力載荷都相應(yīng)增加4.57%。由于堆內(nèi)構(gòu)件總的載荷至少包括重力、水力載荷、運行基準(zhǔn)地震載荷等組合，則堆內(nèi)構(gòu)件總載荷增加幅度小于4.57%。下表為堆內(nèi)構(gòu)件各部分應(yīng)力分析結(jié)果，考慮水力載荷主要引起一次應(yīng)力，因此基于一次應(yīng)力進(jìn)行評價。在各部件的水力載荷增加4.57%時，安全因子（應(yīng)力比值）仍小于1。實際上，當(dāng)前評估對所有部件的一次應(yīng)力水平都增加了4.57%，這種方法是很保守的。

2.2 安全評價

2.2.1 主蒸汽管線破裂事故（SLB）下的質(zhì)能釋放和安全殼響應(yīng)

在本文的主蒸汽管線破裂事故質(zhì)能釋放分析中采用調(diào)試中的最大環(huán)路流量，對于不超限的環(huán)路流量仍保守地采用環(huán)路的機械設(shè)計流量，并考慮初始反應(yīng)堆運行功率為102%。

3個環(huán)路的流量均為 25 700m3h-1和26 000m3h-1的情況下，盡管此時3個環(huán)路流量均超過環(huán)路機械設(shè)計流量，分析結(jié)果表明此偏差對安全殼響應(yīng)的結(jié)果影響很小（除了環(huán)路流量差別以外，分析所用到的分析方法、分析假設(shè)均與最終安全分析報告第六章中的主蒸汽管線破裂事故質(zhì)能釋放分析保持一致，安全殼峰值壓力上升約為0.002 2MPa，露點溫度上升約0.2℃），安全殼的壓力和溫度仍滿足準(zhǔn)則要求（壓力限值為0.52MPa）［11］。新準(zhǔn)則流量25300m3h-1的結(jié)果被上述結(jié)果包絡(luò)。

2.2.2 二回路超壓分析

二回路超壓分析保守的采用堆芯機械設(shè)計流量進(jìn)行分析。為分析流量變化對超壓分析結(jié)果的影響，對不同流量做了敏感性分析。計算結(jié)果表明當(dāng)堆芯流量超出原機械設(shè)計流量3%及以上時，最惡劣三類工況壓力峰值才會超限，詳見表5超壓分析。

表5 超壓分析［12］Table 5 Overpressure analysis

2.2.3 落棒時間的影響分析

反應(yīng)堆內(nèi)冷卻劑流量的增加會導(dǎo)致落棒時間的延長。為了分析最大流量對落棒時間的影響，開展了不同流量工況對落棒時間的敏感性分析，計算了正常工況和安全停堆地震工況在熱工設(shè)計流量22840m3h-1/loop、最佳估算流量23790m3h-1/loop、機械設(shè)計流量24 740m3h-1/loop、環(huán)路流量25 300m3h-1/loop、環(huán)路流量25 700m3h-1/loop下的落棒時間，計算分析結(jié)果表明，CPR1000機組環(huán)路流量為25 300m3h-1/loop時，正常工況和安全停堆地震工況下控制棒落棒時間仍然滿足設(shè)計要求。

另外，在反應(yīng)堆啟堆階段進(jìn)行落棒時間T5的測試，嶺澳二期4號機組熱態(tài)落棒試驗實測的落棒時間數(shù)據(jù)T5=1.586 s、T5+T6=2.429 s，滿足準(zhǔn)則要求（T5＜2.15 s，T5+T6＜3 s），且有較大裕量，其他機組的落棒時間也滿足準(zhǔn)則要求。

3 結(jié)論

經(jīng)過原因分析和安全影響評價，國內(nèi)法系核電機組3個環(huán)路和堆芯最大計算總流量略超機械設(shè)計流量值的情況，對燃料組件、堆內(nèi)構(gòu)件、主泵、蒸汽發(fā)生器、管道等沒有明顯影響，安全評價分析滿足相關(guān)驗收準(zhǔn)則，流量超限對機組的影響是可以接受的。并且經(jīng)過大亞灣十幾個燃料循環(huán)的運行經(jīng)驗表明，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)環(huán)路和堆芯總流量超限對于機組安全沒有現(xiàn)實影響。

考慮到后續(xù)大量翻版加改進(jìn)核電廠將投入運行，為了避免再出現(xiàn)類似流量超限值的執(zhí)照運行事件，提出如下建議。

（1）對于同類型新建核電廠，建議在工程設(shè)計階段，要求執(zhí)照申請者根據(jù)前述機組的運行經(jīng)驗，分析計算反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)環(huán)路和堆芯總流量的最大限值，并嚴(yán)格控制設(shè)備制造和安裝偏差［13］，有條件的項目可以對一回路主泵和管道進(jìn)行全流量特性試驗［14］，控制不確定性在設(shè)計范圍內(nèi)，避免再次重復(fù)出現(xiàn)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)環(huán)路和堆芯總流量超限的執(zhí)照運行事件。

（2）針對運行核電廠，建議參照大亞灣和嶺澳一期的18個月?lián)Q料修改經(jīng)驗［15］，通過論證分析和安全評價后，采用新的機械設(shè)計流量，以使反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)環(huán)路和堆芯總流量能滿足安全相關(guān)系統(tǒng)和設(shè)備定期試驗監(jiān)督要求。

［1］大亞灣核電運營管理有限責(zé)任公司.嶺澳核電廠3號機組RCP一二回路環(huán)路流量超過機械設(shè)計流量準(zhǔn)則的運行事件報告［R］.深圳：大亞灣核電運營管理有限責(zé)任公司，2011.

［2］福建寧德核電有限公司.福建寧德核電廠1號機組RCP環(huán)路流量及堆芯總流量超過機械設(shè)計流量準(zhǔn)則的運行事件報告［R］.寧德：福建寧德核電有限公司，2013.

［3］遼寧紅沿河核電有限公司.遼寧紅沿河核電廠1號機組RCP環(huán)路流量及堆芯總流量超過機械設(shè)計流量準(zhǔn)則的運行事件報告［R］.大連：遼寧紅沿河核電有限公司，2013.

［4］國家核安全局.核電廠營運單位報告制度HAF 001/02/01-1995［S］.北京：國家核安全局，1995.

［5］袁壽其，施衛(wèi)東，劉厚林.泵理論與技術(shù)［M］.北京：機械工業(yè)出版社，2014.

［6］福建寧德核電有限公司.寧德核電廠一期工程最終安全分析報告（FSAR）［R］.寧德：福建寧德核電有限公司，2011.

［7］DNMC.GNPS 1&2-Thermal hydraulic design report（PGX 11300012FP1045GNRev.C）［R］.Shenzhen：DNMC，1991.

［8］FRAMATOME.STEAM GENRATOR TUBEBUNDLEAND PART LIST RIGHT AND LEFT HAND SG（NEEG-F DB 2212，Rev B，79/19TE）［R］.Paris：FRAMATOME.

［9］羅先武，季斌，許宏元.流體機械設(shè)計及優(yōu)化［M］.北京：清華大學(xué)出版社，2012.

［10］國家核安全局.HAF003核電廠質(zhì)量保證安全規(guī)定［S］.北京：國家核安全局，1991.

［11］肖紅.壓水堆核電廠超壓分析探討［J］.核安全，2014（3）：50-55.

［12］中廣核工程設(shè)計有限公司.CPR1000一回路流量超機械設(shè)計流量準(zhǔn)則原因分析及處理方案［R］.深圳：中廣核工程設(shè)計有限公司，2014.

［13］馬樺.總結(jié)經(jīng)驗綜合施策，確保民用核安全設(shè)備質(zhì)量［J］.核安全，2013（增刊1）：31-35.

［14］賈巖巍，李亞新.1 000MW級核電站主泵水力部件數(shù)值分析與試驗研究［J］.哈爾濱：中國電工技術(shù)學(xué)會大電機專業(yè)委員會2014年學(xué)術(shù)年會論文集，2014.

［15］DNMC.GNPS 1&2-18MONTH FUEL CYCLE NSSSOPERATINGPARAMETERS（PGX11120002FZ0018GN Rev. A）［M］.Shenzhen：DNMC，2006.

Proposed Solutionsand RootCauseof theM 310TypePWR LicenseeEventson RCPLoop Flow and Core Total Flow over theM echanicalDesign Flow Lim it

LIHuasheng，ZHENG Lixin*，SUNShuhai，TAOShusheng，JIAOFeng
（Nuclearand Radiation SafetyCenter，MEP，Beijing100082，China）

Thispaper introducesaseriesof licenseeevents，that thedomestic import from French systemsof thenuclearpowerplantsin the firstfuelcycleappeared RCP loop flow and core total flow over themechanical design flow lim it.Study these event to identify the root cause，also analysisofaffect to system safety，and provide proposed correctivemeasures.Reference foroperating units and subsequentnew units，in order to avoid the recurrenceofsim ilarevents.

primary loop；mechanicaldesign flow；rootcauseanalysis；proposed solutions

TL33

：A

：1672-5360（2015）04-0030-06

2015-06-21

2015-07-30

國家科技重大專項，課題編號2011ZX 06002-010

李華升（1975—），男，江西興國人，高級工程師，現(xiàn)主要從事核電廠運行事件和安全重要物項修改審評工作

*通訊作者：鄭麗馨，E-mail：zhenglixin@chinansc.cn