“華龍一號”嚴重事故用儀表設計

劉 莉，張 雷

（中國核電工程有限公司，北京 100840）

“華龍一號”作為我國自主研發設計的第三代核電技術，采用了能動加非能動的安全設計理念，設置了能動和非能動相結合的安全系統，在嚴重事故預防和緩解方面采取了很多針對性措施。嚴重事故儀表和監控系統設計及鑒定服務于核電廠中應對嚴重事故的工藝設備和工藝系統運行。為保證嚴重事故管理導則（SAMG）能夠有效地在實際的嚴重事故工況發揮作用，嚴重事故需要使用的設備和儀表的設計和質量鑒定必須保證其在嚴重事故下的可用性。

本文介紹了“華龍一號”示范項目福清核電5、6號機組的嚴重事故儀表設計，針對華龍“走出去”戰略進行的嚴重事故相關儀表國產化研發以及適應新的法規標準要求、提高電站安全性和經濟性進行的持續嚴重事故儀表設計優化等一系列技術內容，并對嚴重事故相關儀表設計工作中發現的問題和后續項目需要關注可進行研究和持續改進的內容進行了探討。

1 嚴重事故用儀表相關法規標準及現狀

1.1 法國標準

我國引入法國的 RCC系列標準 RCC-E 1993版中，對于嚴重事故儀表并無環境試驗鑒定等要求，嚴重事故儀表設計也并未引起重視。RCC-E 2005版在B卷規定了嚴重事故質量鑒定程序，明確采用型式試驗、分析或是兩者結合的方法均可。此外，備注中說明作為通用原則，包含有機部件的設備推薦使用試驗方法進行質量鑒定。其要求在設備的技術規格書中應說明嚴重事故下的功能要求、持續運行時間、需要執行的功能及偏差。

此外，由于安全殼外某些區域的環境條件可能因反應堆嚴重事故而嚴重惡化，RCC-E 2005版D2223要求“安裝在安全殼外但嚴重事故期間需要運行的設備必須能夠在規定的條件和時間段內完成其功能”[1]。

1.2 美國法規標準

美國聯邦法規 10 CFR50中規定了嚴重事故儀表屬于非安全相關設備。此外，還規定了堆內嚴重事故下要求工作的電氣儀表設備。例如要求儀表能測量安全殼壓力、水位、氫氣濃度等。美國核管會明確用于嚴重事故的設備需要進行事故環境條件下合理可信的分析。

導則 RG1.97—2006中明確嚴重事故監測參數屬于C類變量，且多為3級變量，僅要求使用成熟可靠的產品，并無特殊鑒定要求。IEEE497—2016中說明 C類變量的設計抗震鑒定滿足IEEE344—2013，質量鑒定滿足 IEEE323—2003，較RG的要求高[2]。

IEC61226—2009中明確嚴重事故儀表和控制系統屬于C類分級，一般可以遵循商業標準，但需要滿足嚴重事故可用的功能需求。

1.3 IAEA

IAEA TECDOC 1818中明確在嚴重事故下進行功能操作所需要的電氣儀控設備必須受到保護，免受惡劣環境條件的影響。如果現有的核電站無法實現足夠的保護或不可行，則必須評估設備在嚴重事故條件下可靠運行的能力。此外，還給出了評估設備在嚴重事故下可靠運行的一般流程。

1.4 國內法規標準

我國的核安全法規HAF 102—2016《核動力廠設計安全規定》5.5節“設備鑒定”中提出“在可能的范圍內，應該以合理的可信度表明在嚴重事故中必須運行的設備（如某些儀表）能夠達到設計要求”，6.4.1.2節中，要求“儀表和記錄裝置必須足以為嚴重事故期間確定核動力廠狀態和為事故管理期間作出決策提供盡可能實際的信息”。

在HAD 102/17—2006《核動力廠安全評價與驗證》3.15節“設備鑒定”中提出“在可能的條件下，預計在嚴重事故中運行的設備應該通過試驗、實驗或工程分析，以合理的可信度表明能夠在嚴重事故下實現設計意圖”。

《福島核事故后核電廠改進行動通用技術要求（試行）》中第4項“乏燃料池監測的技術要求”和第 5項“氫氣監測與控制系統改進的技術要求”中對于測點的設置、設備要求和功能要求給出了規定。

《“十二五”期間新建核電廠安全要求（征求意見稿）》中也要求將氫氣濃度監測和控制措施納入嚴重事故管理導則或相關規程以及應設置監測乏燃料水池溫度、水位的手段及補水措施，以控制乏燃料水池溫度、水位，保證乏燃料安全。

2 “華龍一號”嚴重事故儀表設計及優化

“華龍一號”將嚴重事故下的設備儀表分為了“必須使用”和“可能用到”的兩大類。嚴重事故下“必須使用”的儀表為執行嚴重事故管理導則的關鍵參數（導則的入口參數以及顯示電廠狀態的關鍵參數等）以及對表征核電廠設計中應對嚴重事故的專設系統是否正常運行的參數的監測、測量；“可能用到”的儀表為根據嚴重事故管理“能用則用”的原則，在嚴重事故工況下可能會用到的監測、測量儀表。

2.1 “華龍一號”嚴重事故儀表設計

從儀表可用性評估的角度考慮，設計應該在法規標準、技術文件要求的基礎上，考慮下列因素：

2.1.1儀表本體

不同類型的儀表工作原理各不相同，具有不同的關鍵部件及失效機理，在嚴重事故惡劣的環境條件下會呈現不同的失效特性。按照嚴重事故必須監測的參數，對清單進行初步篩選整理。

通常對于某一關鍵參數的監測有不同數量、安全等級和儀表類型的儀表進行測量，經調研國內外大量試驗數據，智能儀表耐輻照性能薄弱，因此對于需要經過嚴重事故鑒定的儀表優先選擇模擬儀表。因此對于“必須使用”的儀表篩選考慮盡可能地減少儀表類型、數量，以減少設備鑒定的風險及節約不必要的成本投入。

2.1.2儀表安裝布置情況

嚴重事故時安全殼內各位置的環境條件不盡相同，并且部分儀表安裝位置還存在水淹的潛在風險。因此在嚴重事故儀表設計時，應充分考慮儀表的實際安裝位置的環境條件，綜合水淹、防火、防爆、電磁兼容等環境要求，在設計中選擇合適的儀表，并且考慮后期運行維護方便，盡量將儀表安裝在易于運行維護的位置。

2.1.3時間窗口

嚴重事故不同階段的現象和環境將直接影響在該階段需要使用的儀表需要承受的環境條件。儀表在嚴重事故中需要執行功能的時間稱為儀表可用的時間窗口。儀表設計及鑒定要求應結合要求其可用的時間窗口及窗口內的實際事故環境條件進行。

“華龍一號”嚴重事故下設備儀表的鑒定時間分為三類鑒定時間。

（1） 鑒定時間1

用于鑒定完成進入嚴重事故管理任務的相關設備儀表。鑒定時間為3 h。

（2） 鑒定時間2

用于鑒定完成進入嚴重事故管理到壓力容器破裂或者堆腔注水成功實現壓力容器內熔融物滯留期間所需的相關設備儀表。具鑒定時間為24 h。

（3） 鑒定時間3

用于鑒定完成整個事故期間任務的相關設備和儀表。鑒定時間為15天。

2.1.4儀表質量鑒定

“華龍一號”核電廠的嚴重事故儀表鑒定要求在《ACP1000鑒定條件》要求的環境條件基礎上，按照儀表執行的功能和時間窗口，細化不同儀表的環境條件要求。

HPR1000嚴重事故下溫度壓力鑒定條件分為安全殼內設備儀表的鑒定條件以及安全殼密封相關設備儀表鑒定條件兩種。嚴重事故下安全殼內設備儀表的溫度壓力鑒定曲線分別如圖1和圖2所示。

HPR1000嚴重事故下輻射鑒定條件考慮在輻射環境條件的基礎上考慮加 10%的裕量，各個設備儀表的具體的輻射鑒定條件由其對應的鑒定時間確定。HPR1000嚴重事故下安全殼內設備儀表的輻射鑒定條件如下所示。

圖1 HPR1000安全殼內設備儀表壓力鑒定曲線Fig.1 Qualification pressure curve of equipment and instruments in HPR1000 containment

圖2 HPR1000安全殼內設備儀表溫度鑒定曲線Fig.2 Qualification temperature curve of equipment and instruments in HPR1000 containment

（1） 滿足鑒定時間1的輻射鑒定條件

鑒定的最大γ吸收劑量率為2.12 × 107mGy/h，最大β吸收劑量率為5.63 × 107mGy/h；鑒定的累積 γ劑量為 4.31 × 104Gy，累積β劑量為1.28 ×105Gy（鑒定時間1為3 h）。

（2） 滿足鑒定時間2的輻射鑒定條件

鑒定的最大γ吸收劑量率為2.12 × 107mGy/h，最大β吸收劑量率為5.63 × 107mGy/h；鑒定的累積 γ劑量為 1.08 × 105Gy，累積β劑量為3.71 ×105Gy（鑒定時間2為24 h）。

（3） 滿足鑒定時間3的輻射鑒定條件

鑒定的最大γ吸收劑量率為2.12 × 107mGy/h，最大β吸收劑量率為5.63 × 107mGy/h；鑒定的累積 γ劑量為 1.40 × 105Gy，累積 β劑量為 8.85 ×105Gy（鑒定時間3為15天）。

為保證“華龍一號”示范工程福清核電 5、6號機組的進度，部分嚴重事故必須使用的儀表選用了已按照AP1000，EPR三代電廠環境條件要求鑒定過的進口儀表，但與“華龍一號”鑒定要求略有差別，因此需要進行補充計算、分析，必要時需要補充試驗，以證明其可以完全滿足“華龍一號”鑒定條件。示范工程設計的同時，按照嚴重事故儀表的鑒定要求進行了用于華龍海外項目的儀表國產化研發。

2.1.5相關支持設備

為保障儀表測量通道在嚴重事故下可用，確保提供真實有效的測量參數。在正常及事故工況下的供電是否可靠也直接影響嚴重事故下監測信息的可用性，因此要求嚴重事故可用的整個儀表通道視儀表使用的工況，應該是由安全級電源和/或嚴重事故專用電源供電。儀表輸出信號的連接電纜、電纜需要經過的電氣貫穿件，均應考慮耐受嚴重事故環境條件，確保事故后將儀表的信號準確地傳輸和處理，給操作員提供正確的信息。

2.2 嚴重事故儀表設計實例

以堆腔注水系統的注水流量測量CIS003 MD為例進行說明，該測量參數在鑒定條件中要求鑒定時間為時間窗口3（15天）。

福清核電5、6號核電工程該儀表采用羅斯蒙特3155系列電容式差壓變送器，該儀表的檢測方案設計如圖3所示。

圖3 堆腔注水系統流量測量通道Fig.3 Flow measurement channel for CIS

儀表安裝在R215房間，信號由經嚴重事故鑒定的電纜和電氣貫穿件傳輸，送至A列嚴重事故監測和控制系統機柜（SA機柜）采集、處理后送至操縱員工作站、后備盤以及應急指揮中心指示。

將儀表的鑒定試驗曲線與“華龍一號”鑒定要求比較如圖4所示，鑒定試驗曲線并不能完全包括鑒定要求。

圖4 3155K與“華龍一號”鑒定要求對比Fig.4 HPR1000 severe accident qualification requirement vs. 3155K

3155N系列根據 AP1000電站要求進行了嚴重事故鑒定，3155K系列根據EPR電站的要求進行了嚴重事故鑒定和TLOCC（Total Loss of Coolant Chain）鑒定。考慮設計、結構的一致性以及蒸汽環境鑒定試驗程序的相似性，采用3155K系列的SA + TLOCC曲線與“華龍一號”嚴重事故鑒定要求進行覆蓋性分析。將其鑒定試驗溫度、壓力曲線與該項目嚴重事故環境條件包絡線進行對比如下，對于不能鑒定曲線不能完全覆蓋“華龍一號”嚴重事故鑒定包絡曲線的部分，應根據具體儀表在事故后需要執行功能的時間及該時間段內的具體環境條件進行判斷，并補充相應試驗，以滿足該段時間內的環境條件要求。

圖 5顯示儀表鑒定試驗 120 h后的保溫保壓階段壓力值低于要求，但該類型的壓力變送器有不銹鋼外殼保護，對環境壓力不敏感，且根據試驗期間儀表的精度可以證明，因此認為該儀表的可用性可以滿足要求。

圖 6顯示儀表的鑒定試驗時間沒有滿足嚴重事故要求，但試驗的熱沖擊峰值高于嚴重事故鑒定要求，因其試驗溫度沒有超過儀表材料的極限溫度耐受值，根據 NB/T 20149《核電廠安全重要壓力變送器鑒定規程》規定，在設備老化的熱當量分析上，使用阿倫紐斯方程式進行高溫短時的加速老化試驗來模擬設備在較低溫度和較長時間影響下的老化性能的折算分析。

圖5 3155K變送器鑒定壓力曲線與“華龍一號”鑒定要求對比Fig.5 HPR1000 severe accident qualification pressure requirement vs. 3155K

圖6 3155K變送器鑒定溫度曲線與“華龍一號”鑒定要求對比Fig.6 HPR1000 severe accident qualification temperature requirement vs. 3155K

通過阿倫紐斯公式進行熱當量換算后，仍有一部分溫度鑒定時間不能滿足（計算中活化能選取元器件中活化能最低的薄膜電阻，計算值偏于保守）。得到的覆蓋曲線時長為310.6 h，相比于嚴重事故鑒定曲線15天的時間，仍缺少49.4 h。通過對同一樣機補充該時長下的溫度時間，誤差在樣本給出的精度范圍之內，故儀表在嚴重事故鑒定時間3范圍內的溫度試驗可以滿足要求。

針對輻照試驗，堆腔注水流量的鑒定時間窗口3的輻照條件為γ累積劑量為1.40 × 105Gy，β累積劑量為 8.85 × 105Gy，保守考慮將 β等效折算后，累積劑量為 1.025 × 106Gy，3155變送器的鑒定試驗輻照累積劑量為1.65 × 106Gy，可以滿足HPR1000鑒定條件要求。

堆腔注水系統流量的信號采集與處理在 A列 SA機柜進行，可以滿足嚴重事故供電及環境條件要求。

綜上分析，堆腔注水系統流量測量儀表設計在嚴重事故下規定的執行功能時間窗口內是可以滿足使用要求的。

2.3 設計優化

后續可考慮進行相關設計優化，對于環境條件極其惡劣的位置，進行儀表測量方式的設計優化，將儀表的電子部件進行分體式設計，采用遠傳的隔離容器貫穿安全殼，儀表安裝在殼外環境較為和緩的位置，亦可將傳感部件及轉換部件分別安裝在殼內和殼外，以減少嚴重事故惡劣的環境條件對儀表中電子部件的影響，提高儀表耐受嚴重事故環境條件的能力。可以減少嚴重事故鑒定的儀表使用，從而減少儀表的投資，改善儀表的日常維護環境。

3 結論

嚴重事故儀表設計及鑒定在國內處于起步階段，需要綜合考慮儀表設計準則、安裝位置、嚴重事故環境條件，借鑒先進的研究方法，國外的相關工程經驗和大量的儀表運行數據不斷的進行探索和完善。本文為嚴重事故儀表可用性評估工作提供了技術支持，促進了“華龍一號”示范工程的順利建設。結合示范工程中遇到的問題，對嚴重事故相關儀表進行設計優化，并對后續項目的工作提出了思考和建議，也對其他先進的核電技術研究設計中的嚴重事故儀表設計工作具有一定的推廣和借鑒意義。