核電廠一回路邊界逆止閥泄漏的安全分析

張捷 陳培鋒 李紅林

摘 要：核電廠一回路邊界作為核電廠與環境間放射性物質屏蔽的第二道屏障起著保障核安全的重要作用，一回路邊界上的逆止閥若發生泄漏則直接威脅到第二道屏障的安全運行。本文結合實際曾發生過的某核電廠一回路邊界逆止閥泄漏故障，利用傳統的確定論安全分析方法和目前廣泛開展的概率安全分析方法，對核電廠一回路邊界逆止閥泄漏故障進行安全評價，探討該故障的具體風險，提出核電廠運行中針對此種故障需采取的應對措施及風險防范建議。

關鍵詞：核電廠一回路邊界;逆止閥泄漏;風險評價;概率安全分析

中圖分類號：TL33文獻標識碼：A文章編號：1003-5168（2018）28-0130-05

Abstract： As the second barrier between the nuclear power plant and the environment， the primary loop boundary of the nuclear power plant plays an important role in ensuring nuclear safety. If the check valve on the primary loop boundary leaks， it directly threatens the safe operation of the second barrier. Based on the leakage fault of boundary check valve in primary circuit of a nuclear power plant， this paper evaluated the leakage fault of boundary check valve in primary circuit of nuclear power plant by using the traditional deterministic safety analysis method and the probabilistic safety analysis method widely developed at present， discussed the specific risk of the failure， and put forward the operation of nuclear power plant. The countermeasures and precautions against risks for such failures were put forward.

Keywords： primary loop boundary of nuclear power plant;check valve leakage;risk assessment; probabilistic safety analysis

核電廠的反應堆是一個放射性裂變產物釋放源。為了保護環境及使公眾免受放射性侵害并控制放射性產物的排放，必須在放射源（核燃料）與環境之間設置屏障。對于在全世界應用廣泛的壓水堆核電廠來說，主要的屏障包括：燃料元件包殼、一回路壓力邊界、反應堆廠房（安全殼）。其中，第二道屏障一回路壓力邊界由反應堆冷卻劑系統構成，包括其與輔助系統連接的隔離裝置，正常運行在15.5MPa壓力下。

2000年，某些核電廠頻繁出現安全注入系統與反應堆冷卻劑系統連接管線上的逆止閥（RCP120VP、RCP220VP、RCP320VP）泄漏率不合格事件，其中與3環路相連的逆止閥（RCP320VP）泄漏率不合格現象尤其頻繁。法國核電廠就曾經出現過因該類逆止閥關閉不嚴而導致機組被迫停運檢修的案例。該缺陷的存在，嚴重影響了核電廠第二道屏障一回路壓力邊界的安全運行，為反應堆安全帶來隱患[1]。

本文以RCP320VP為例，對核電廠一回路邊界逆止閥泄漏問題進行故障后果、安全影響分析及評價，研究了針對該故障的應對措施，并提出建議的處理方案。

1 故障基本情況

在核電廠換料大修期間，會對RCP120VP、RCP220VP、RCP320VP等逆止閥進行密封性試驗，以閥門充壓后的壓降速率來反映閥門泄漏率的大小，若超過相應標準，則需要對逆止閥進行解體檢修。

相關核電廠RCP120VP、RCP220VP、RCP320VP歷次大修閥門密封性試驗數據顯示，逆止閥泄漏率不合格的情況主要發生在RCP320VP上，另兩個閥門泄漏率不合格相對較少。所有泄漏中，最大泄漏率均不超過閥門定期試驗中允許泄漏率的14倍。當發現閥門泄漏進行檢修處理后，在大修后的下一個運行循環內，閥門的密封性基本能滿足要求。

2 一回路邊界逆止閥的安全功能及要求

一回路邊界逆止閥（RCP320VP）為3環路熱段安全注入管線上的逆止閥，用于在安全注入系統啟動時將一回路補給水注入反應堆冷卻劑系統的3環路熱段，是一回路壓力邊界上的閥門。RCP320VP所處位置如圖1所示。

2.1 安全功能

RCP320VP逆止閥在放射性邊界和安全注入兩方面承擔著安全功能。

2.1.1 放射性邊界。根據《核電廠反應堆冷卻劑系統設計手冊》[2]，RCP320VP作為反應堆冷卻劑系統設備及管道的組成部分，構成一回路壓力邊界，成為第二道放射性屏障。當燃料包殼破損導致放射性物質泄漏時，壓力邊界可以有效阻止放射性物質向安全殼內泄漏。

2.1.2 安全注入。RCP320VP作為安全注入系統注入管線上的組成部分，構成了安全注入向一回路熱段注入的管道，也因此承擔著安全注入系統的安全功能。

2.2 設計要求

作為核電廠一回路壓力邊界上的重要閥門，RCP320VP需要滿足的要求有：核安全及抗震等級要求;單一故障準則要求;一回路及其邊界完整性要求;密封性要求;可用性要求。

2.2.1 核安全及抗震等級要求。該閥門的核安全等級為RCCP-1級，需滿足《法國900MWe壓水堆核電站系統設計和建造規則》（RCC-P）中對核安全一級機械承壓設備在設計、制造、運行等各方面的安全要求。

該閥門的抗震等級為1A級，屬于抗震1類設備，要求在安全停堆地震（SSE）下應保持其完整性，在地震中和地震后仍可執行其功能。

2.2.2 單一故障準則要求。單一故障準則是核電廠設計中最重要的準則之一。其要求在核電廠系統設計階段應采取各種措施，保證在發生故障時能實現安全停堆和專設安全設施的功能。反應堆冷卻劑系統的隔離必須符合單一故障準則。為此，RCP320VP與安全注入系統的另兩個逆止閥（RIS048VP、RIS069VP）一同確保低壓安注A列熱段注入管線、高壓安注B列熱段注入管線與反應堆冷卻劑系統的隔離，此雙重隔離滿足單一故障準則要求。

2.2.3 一回路及其邊界完整性要求。在《核電廠運行技術規范》[3]中，對于RCP320VP等逆止閥的運行泄漏率沒有明確的要求。但是，RCP320VP作為一回路壓力邊界的組成部分，應共同確保一回路及其邊界的完整性。因此，包括RCP320VP等閥門在內的一回路及其邊界的泄漏率應滿足運行技術規范的要求：一回路關閉狀態下，一回路及其邊界不可直接測量的泄漏率必須小于230L/h，總泄漏率必須小于2 300L/h。

2.2.4 密封性要求。為了保證RCP320VP的放射性屏障功能，需要確保RCP320VP的密封性。根據《核電廠安全相關系統與設備定期試驗監督大綱》[4]，在機組壽期內逆止閥開啟、關閉后（特別是在不適宜的安注后）及每次停堆換料后升功率前，需要對其密封性進行試驗，驗證安全注入系統與反應堆冷卻劑系統連接管線上逆止閥的密封性是否滿足要求。試驗驗收準則為逆止閥充壓后降壓速率≤1.1MPa/h。

2.2.5 可用性要求。為了確保RCP320VP承擔的安全注入功能，應保證閥門可自由開啟，使安全注入流量滿足要求。根據《核電廠安全相關系統與設備定期試驗監督大綱》[4]，每個換料周期需要對RCP320VP等逆止閥進行可用性試驗。如果安注流量可以滿足要求，則認為逆止閥可用性可以得到保證。

3 安全影響分析

分析故障的安全影響，首先需要清楚閥門內漏原因，從而確定可能的故障模式。在此基礎上，分析相應故障模式對逆止閥安全功能、機組事故工況、機組瞬態及事故響應的影響，同時輔以概率安全分析進行定量風險評價。

3.1 RCP320VP泄漏率不合格的原因

當逆止閥所在管線內存在空氣時，氣液兩相介質分界處的管道、閥門將產生氧化腐蝕作用，對逆止閥的密封面會產生不良影響，導致閥門出現內漏，使逆止閥的泄漏率不滿足要求。經閥門解體檢查發現，逆止閥的閥瓣和閥座密封面有點狀腐蝕，如圖2所示。

在機組正常運行期間，反應堆冷卻劑系統與安全注入系統逆止閥之間的水宏觀靜止，此段管道為“死管段”。由于一回路溫度超過300℃，此段管道內的水會被一回路冷卻劑加熱升溫，反應堆冷卻劑側逆止閥就成為此段管道的熱源。由于“死管段”邊界閥門的泄漏，其內部壓力將緩慢下降。升溫的同時壓力下降，導致管道內的水逐漸接近飽和狀態。當壓力低于逆止閥處水溫度對應的飽和壓力時，閥瓣壁面的水就會沸騰，引起水中的有害離子向閥瓣壁面集中，加速閥瓣表面的腐蝕，最終影響閥門的密封性。死管段示意圖如圖3所示。當“死管段”對外微泄漏維持的時間較長時，“死管段”中的水將會進一步減少，從而造成兩相空間擴大，最終導致腐蝕范圍擴大。

3.2 RCP320VP可能的故障模式

反應堆冷卻劑系統與安全注入系統間管線上逆止閥的腐蝕可能引起以下故障模式。

3.2.1 閥門內漏。逆止閥長期受氧化腐蝕，會出現輕微內漏，將導致閥門泄漏率不滿足定期試驗驗收準則。

3.2.2 閥門卡澀或拒開。閥門長期氧化腐蝕，腐蝕產物的積累可能導致逆止閥卡澀或拒開。但是，根據相關核電廠1997年至2016年的運行數據，相關逆止閥還未曾出現過拒開的失效情況。因此，可以認為目前存在的缺陷導致RCP320VP拒開的可能性很低。

3.2.3 管道破裂。逆止閥內漏導致其上游管道承受一回路高壓，有破裂風險。RCP120VP、RCP220VP、RCP320VP設計壓力為20.2MPa，設計溫度為345℃。機組啟動升壓過程中，逆止閥閥瓣與閥座間隙將隨著反應堆冷卻劑壓力的升高逐漸減小，最終消失以保持逆止閥的密封性。正常運行時，一回路反應堆冷卻劑壓力為15.5MPa，溫度為310℃，穩態下死管段內壓力、溫度將低于此值，遠小于設計值，初步分析死管段可保持結構完整性。但是，根據經驗反饋及現場解體檢查，逆止閥所在死管段內存在局部熱分層。在不同溫度流體共存的混合區域，可能引起熱波動、分層或熱渦流效應，頻繁加載的二次應力可能引起疲勞破壞，導致管道破裂。但目前，由于缺少疲勞分析，死管段破裂的可能性還無法預估。

綜上所述，RCP320VP故障模式主要是閥門內漏，而“閥門卡澀或拒開”出現的可能性很低，管道破裂的可能性無法預估。因此，主要對閥門內漏導致的泄漏率不合格進行核安全影響分析。

3.3 安全功能影響

由于RCP320VP逆止閥主要在放射性邊界和安全注入兩方面承擔安全功能，閥門泄漏對安全功能的影響如下。

3.3.1 放射性邊界完整性。RCP320VP泄漏率不合格可能導致反應堆冷卻劑系統第一道隔離失效，如果故障不消除會造成反應堆冷卻劑系統隔離的單一故障準則無法滿足。在燃料包殼破損事故時，如果安全注入系統側逆止閥也發生故障，將無法實現放射性第二道屏障的包容功能。

基于目前的定期試驗結果，RCP320VP多次出現泄漏率超出定期試驗驗收準則的情況，不滿足閥門密封性的要求。根據近5年相關核電廠一回路泄漏率的運行數據，假設在一回路最大的泄漏率下疊加RCP120VP、RCP220VP、RCP320VP逆止閥均出現15倍允許泄漏率的情況，據估算，一回路泄漏率將達到166L/h，也能滿足小于230L/h的規范要求。因此，一回路及其邊界完整性可以得到保證。

3.3.2 安全注入功能。閥門內漏導致的泄漏率不合格不影響注入管線上逆止閥的自由開啟，因此不影響安全注入功能。

3.4 對機組事故工況的影響

RCP320VP泄漏率不合格并不會導致機組瞬態、自動停堆，一回路及其邊界完整性可以得到保證。但是，RCP320VP出現腐蝕內漏，如果不及時處理，會逐步損害閥門隔離功能。如果閥門隔離失效，將導致安全注入系統“界面破口失水事故”發生的頻率增加，機組核安全風險也將增加。

“界面破口失水事故”是指安全殼外相關系統的管道發生破口而導致安全殼被旁通的一回路失水事故。此事故不僅導致反應堆冷卻劑系統完整性的喪失，還會使一回路冷卻劑旁通安全殼直接排放到外界環境。

由于安全注入系統側逆止閥上游管道的設計等級較低，機組在余熱排出系統接入前，如果發生反應堆冷卻劑系統與低壓安注系統之間連接管線的隔離閥門失效，可能會出現安全注入系統側上游管道破口的情況。如果破口發生在安全殼外，則安全殼將被旁通，機組將發生安全注入系統“界面破口失水事故”。從當前相關機組的運行數據來看，安全注入系統側的逆止閥確實存在泄漏率不合格的情況，因此上述情況確實存在發生的可能性。

3.5 對機組瞬態及事故響應的影響

逆止閥內漏故障對機組瞬態及事故響應的影響主要體現在人員響應和系統響應兩方面。

3.5.1 人員響應。RCP320VP泄漏率不合格不影響機組瞬態及事故工況下機組控制所需的人機接口信息和控制手段，因此RCP320VP泄漏率不合格不影響機組瞬態及事故后的人員響應。

3.5.2 系統響應。目前，RCP320VP閥門泄漏率不合格不影響放射性屏障和安全注入功能的可用性，不影響機組瞬態下的控制或事故緩解。但如果不及時處理，可能導致閥門隔離失效，由此導致第二道放射性屏障降級。當燃料包殼破損時，不能有效阻止放射性物質泄漏。

3.6 核安全風險定量分析與評價

利用概率安全分析（PSA）方法可評價閥門泄漏的定量影響。在定量分析時，保守假設RCP320VP閥門泄漏率不合格就會導致閥門隔離功能失效。

3.6.1 模型及評價范圍。機組在余熱排出系統連接之前一回路壓力較高，如果反應堆冷卻劑系統與低壓安注系統之間連接管線的逆止閥隔離失效，可能導致低壓管道破裂，一回路冷卻劑流失并影響事故工況下安全注入系統的功能。由于蒸汽發生器冷卻正常停堆模式下低壓安注系統連接管線出現破口的事故處理手段與功率運行工況類似，且該模式的平均運行時間與功率運行工況時間相比較短，因此，目前在停堆工況PSA模型下不對安全注入系統低壓管道破裂導致的界面破口進行分析，而是將其歸并到功率工況PSA模型中進行建模分析。因此，對于RCP320VP內漏導致閥門隔離失效的情況，將選用相關核電廠功率運行工況PSA模型進行評價。

3.6.2 定量評價結果。通過PSA計算，在RCP320VP內漏缺陷導致閥門隔離失效的情況下，機組整體風險較基準風險增加約160%，總體風險增加明顯。也就是說，RCP320VP閥門內漏失效對機組堆芯安全影響明顯。同時，安全注入系統低壓管道發生界面破口失水事故的頻率大幅增加。

4 基于PSA風險分析結果的補充措施

基于目前的維修及運行情況，經過檢修后閥門在下一個循環的密封性試驗結果能夠合格，說明閥門在一個循環內的腐蝕量不多，基本能夠保證閥門的密封性。因此，為了保證在下一個循環內閥門的腐蝕不會造成閥門泄漏率超標，在閥門密封性試驗結果合格的情況下也應考慮對閥門進行檢修。

根據前述定量分析結果，RCP320VP內漏失效會明顯增加反應堆堆芯損傷風險。因此，從風險管控的角度，電廠可優先關注閥門內漏失效模式引發的風險。由于RCP320VP內漏后，最嚴重的情況是疊加其上游的安全注入系統逆止閥RIS069VP內漏，導致發生安全注入系統界面破口失水事故，因此需要關注RIS069VP設備可靠性，在閥門密封性試驗中關注其性能。

對于安全注入系統界面破口失水事故來說，PSA計算顯示反應堆堆芯損壞概率為1.56%。同時PSA計算得到導致此堆芯損壞的各種事故的概率及分布占比如表1所示。

以上各種事故對安全注入系統界面破口失水事故導致堆芯損壞的風險貢獻如圖4所示。

由此可以看出，機組在安全注入界面破口失水事故的緩解上主要依賴于余熱排出系統的成功運行。因此，在RCP320VP閥門缺陷處理前，需加強對余熱排出系統運行情況的監測。

通過PSA進一步計算得到引起余熱排出系統失效的主要故障的風險貢獻如圖5所示。

余熱排出系統失效的風險主要來自于反應堆冷卻劑系統的一回路壓力測量傳感器RCP037MP和RCP039MP故障、化學和容積控制系統低壓下泄控制閥RCV310VP故障、手動投運余熱排出系統失效。其中，反應堆冷卻劑系統的一回路壓力測量傳感器RCP037MP和RCP039MP的失效占比高達84%。因此，需要重點關注反應堆冷卻劑系統的一回路壓力測量傳感器RCP037MP和RCP039MP定期檢查工作的結果，出現異常時，應盡快確認其可用性并確保故障能得到及時處理[5]。

5 結論及建議

根據以上分析，可得出如下結論。

①根據目前的運行數據，RCP320VP泄漏率不合格雖然不滿足定期試驗的驗收準則，但總體上滿足運行技術規范一回路泄漏率的限值要求，一回路及其邊界的完整性可以得到保證。

②RCP320VP泄漏率不合格故障若不及時處理可能會導致閥門隔離失效，導致一回路放射性屏障降級，使機組發生安全注入系統“界面破口失水事故”的頻率增加。

③RCP320VP泄漏率不合格不會導致機組瞬態、自動停堆的發生，也不影響機組瞬態、事故下的響應。

鑒于RCP320VP閥門泄漏率不合格對機組引入的風險還處于可接受的范圍，電廠在短期內如果仍然維持當前的維修處理方法，機組的核安全風險可控。如果RCP320VP閥門狀況持續惡化導致發生“內漏”會產生較為明顯的核安全風險，建議電廠重視該問題，并徹底解決RCP320VP閥門泄漏率不合格問題，維持機組核安全水平。該問題得到有效解決前，在事故防范上，為了保證閥門泄漏率不超標，建議即使在閥門密封性結果合格的情況下也考慮機組大修時對閥門進行檢修。另外，為有效應對安全注入系統界面破口失水事故的風險，建議操縱員加強相關規程的演練，同時關注余熱排出系統的性能，特別是當反應堆冷卻劑系統的一回路壓力測量傳感器RCP037MP、RCP039MP出現異常時應盡快確認其可用性并確保其出現故障時能夠得到及時處理。

參考文獻：

[1]United States Nuclear Regulatory Commission. An Approach for Using Probabilistic Risk Assessment in Risk Informed Decisions on Plant Specific Changes to the Licensing Basis [R].Washington D.C：USNRC，2011.

[2]核電廠反應堆冷卻劑系統設計手冊[Z].

[3]核電廠運行技術規范[Z].

[4]核電廠安全相關系統與設備定期試驗監督大綱[Z].

[5]核電廠最終安全分析報告[Z].