核電廠蒸汽發生器一次側向二次側泄漏率取值研究

何戈寧，周美玲，賴建永，李冬慧，吳 舸，胡 彧

(1.中國核動力研究設計院核反應堆系統設計技術重點實驗室，成都 610041；2.中原運維海外工程有限公司，上海 200233)

蒸汽發生器(SG)是核電廠最重要的主設備之一，是核電廠第二道屏障的重要組成部分，將帶放射性的一回路與二回路隔離開。由于蒸汽發生器傳熱管數量巨大，其面積通常占核電站一回路承壓邊界總面積的80%以上，且壁厚通常只有1 mm左右，是一回路承壓邊界最薄弱的環節之一。

國內外核電廠運行實踐表明，即使采用最嚴格的制造要求，隨著核電廠的運行，蒸汽發生器一次側向二次側的少量泄漏仍是不可避免的。因此，合理地配置蒸汽發生器一次側向二次側泄漏監測系統，確定泄漏率監測閾值，并結合監測結果制定核電廠運行策略，對核電廠長期安全穩定運行意義重大。

理想情況下，放射性核素只存在于一回路系統中。當蒸汽發生器發生一次側向二次側泄漏時，一回路冷卻劑中的放射性核素就會遷移到蒸汽發生器二次側。以氣體形式存在的放射性核素(16N、惰性氣體)可認為全部隨蒸汽被蒸發帶走。其余核素則溶解在蒸汽發生器鍋水中或以固態形式沉積在蒸汽發生器二次側。鍋水中的放射性核素僅極少部分會隨蒸汽中攜帶的水進入主蒸汽系統，絕大部分則會隨著蒸汽發生器排污水，進入蒸汽發生器排污系統中。結合多樣性、冗余性的檢測要求，國內外核電廠通常分別在蒸汽發生器排污水以及主蒸汽中取樣，分別設置放射性監測系統以監測蒸汽發生器一次側向二次側泄漏。

合理控制蒸汽發生器一次側向二次側的泄漏率是相關工作的關鍵環節，但國內蒸汽發生器泄漏率檢測控制閾值多來源于早期的國外技術轉讓并沿用下來，少量的研究均是基于確定的泄漏閾值開展。如張君南等[1]基于M310機組SG泄漏率以及放射性監測閾值的取值進行分析，探討了兩者間的關系。賈靖軒等[2]基于給定的SG泄漏率閾值，計算了排污水放射性活度，并提出了放射性活度監測的建議。本研究旨在調研并梳理SG一次側向二次側泄漏率數值的使用目的，提出我國自主三代核電廠SG一次側向二次側泄漏率取值及控制的建議。

1 SG一次側向二次側泄漏率取值的確定依據

核電廠安全分析報告第10章、第16章均規定了蒸汽發生器一次側向二次側泄漏率值，16N監測系統也規定了蒸汽發生器一次側向二次側泄漏報警值；此外，蒸汽發生器排污水放射性檢測系統規定的放射性監測報警閾值也與SG 一次側向二次側泄漏率相關。這些泄漏率取值各不相同，容易造成混淆，本文根據泄漏率數值使用目的梳理為三類。

1.1 用于輻射防護設計的泄漏率取值

用于輻射防護設計的蒸汽發生器一次側向二次側泄漏率取值作為核電廠二回路放射性源項的計算輸入。用于該目的的泄漏率通常分為“正常泄漏率”和“事故工況泄漏率”。相關取值在安全分析報告第11章“設計基準源項或保守假設源項”中列出。

(1)正常泄漏率

參考文獻[3]、[4]中，給出了進行源項計算時SG一次側向二次側泄漏正常泄漏率總量為75 磅/天(1.4 kg/h)。參考文獻[3]中解釋了此取值基于美國PWR電廠的運行經驗。參考文獻[5]表2-11中列出了1970—1978年，美國壓水堆核電廠共79個堆年的實測泄漏率，其平均值為75 磅/天，誤差±25%。

我國國家標準 GB/T 13976[6]的編制參考了美國標準，其中SG一次側向二次側正常泄漏率總量取值為3.9×10-4kg/s(1.4 kg/h)。

(2)事故工況泄漏率

考慮發生事故時(如主蒸汽管道斷裂、蒸汽發生器傳熱管斷裂)SG一次側向二次側的泄漏率最大值，用于事故工況下的放射性釋放評估。參考文獻[7]規定，事故工況泄漏率可根據核電廠SG傳熱管的維修標準不同，考慮不同的取值。

對于常規的以40%壁厚損失為傳熱管維修標準的核電廠，事故工況泄漏率取值應基于泄漏率運行控制閾值，并在事故SG和未受事故影響SG之間進行分配，以使計算劑量最大化[7]，保證源項計算的保守性。例如，對于一個四回路電廠，當運行技術規范規定任何一臺SG的泄漏率閾值為500 磅/d，所有SG的泄漏率總閾值為1 磅/min(1 440磅/d)時，則用于輻射防護設計的泄漏率取值應將500 磅/d分配給事故SG，將313磅/d分配給每個未受影響的SG。美國核動力研究院(NEI)規定了事故工況泄漏率的取值上限，單臺SG不超過1加侖/min(約227 kg/h)[8]。

對于實施了替代維修標準(ARC)的核電廠(需要美國核管會單獨批準)，SG的檢測維修采用“蒸汽發生器降質特殊管理(SGDSM)”策略。SGDSM是一種綜合方法，旨在確保在下次計劃檢查之前滿足性能標準。SGDSM包括特定的在役檢查計劃，以及特定狀態監測和運行評估方法。與SGDSM策略相關的ARC可能不是一個固定值，但可能涉及一種計算方法，作為運行評估的一部分，用于確定可接受的ARC值，該值與確保在下一次計劃檢查前滿足管道完整性的性能標準一致。對于未受事故影響的SG，技術規范中規定的總泄漏率閾值也需要在未受影響的蒸汽發生器之間平均分配。

1.2 用于核電廠運行控制的泄漏率閾值

美國電力研究協會(EPRI)對SG傳熱管缺陷與泄漏率的關系進行了研究[9]，包括應力腐蝕開裂與泄漏率的關系、疲勞裂紋與泄漏率增加的關系、磨損點蝕等其他降質機理與泄漏率關系等等。同時，結合美國機組運行經驗以及泄漏率檢測的技術發展情況，給出了SG泄漏率控制的操作導則。

EPRI將基于SG泄漏率的運行控制分為5個等級。對于有連續泄漏檢測手段的機組，EPRI給出了兩種控制方法，即基于泄漏率和變化率的控制導則和基于持續泄漏率的控制導則，列于表1。

表1 美國EPRI SG泄漏率控制導則Tab.1 SG leakage rate control guidelines of EPRI

1.3 用于保證蒸汽發生器傳熱管完整性的泄漏率保護閾值

該閾值用于保證蒸汽發生器傳熱管的完整性，核心目的是即使傳熱管上出現微小裂紋，控制其不會產生裂紋擴展乃至發展為SGTR事故，確保在SGTR事故發生前，核電廠完成運行狀態的后撤。蒸汽發生器一次側向二次側泄漏率的保護閾值及對應的電廠操作要求在安全分析報告第16章“運行技術規格書”中列出。該值可看作將泄漏率控制閾值中行動等級3的取值上升到安全限值層面。

NEI基于EPRI的研究[9]，在參考文獻[8]中給出了蒸汽發生器一次側向二次側的泄漏率的保護閾值，即任意一臺SG泄漏不超過150加侖/天(24 kg/h)，并要求安全分析報告第16章“運行技術規格書”的規定與之保持一致。

2 國內外核電廠SG一次側向二次側泄漏率取值情況

2.1 用于輻射防護設計的泄漏率取值

(1)正常泄漏率

AP1000[10]和韓國3代核電APR1400[11]，正常泄漏率均按參考文獻[3]的規定，取值75磅/天(1.4 kg/h)。

國內M310機組正常運行時3臺SG總泄漏率取值為3 kg/h[12]，該值大于參考文獻[3]的規定，更為保守。

EPR機組[13]規定SG正常運行時每個SG泄漏率為3 L/h，4臺SG共12 L/h，折合約12 kg/h，該值大于參考文獻[3]的規定，滿足保守原則。同時，EPR機組安全分析報告第16章中將任一臺SG泄漏率為3 L/h作為區分正常運行和非正常運行的控制閾值。在缺少大量運行數據支持的情況下，正常泄漏率與運行狀態掛鉤的做法更容易解釋且具有足夠的保守性，相關做法值得借鑒。

俄羅斯和其他國家的 VVER 核電站的一回路和二回路冷卻劑中放射性核素活度運行數據分析表明，當回路之間的壓差值為 7 MPa 時，蒸汽發生器會發生一回路至二回路泄漏，平均泄漏率為12～19 g/h。基于上述經驗，保守地將1 kg/h 的泄漏率作為輻射防護設計的基準[14]，該取值小于參考文獻[3]的規定，滿足保守原則。

(2)事故工況泄漏率

AP1000機組取值為總泄漏率500加侖/天(合約78.9 kg/h)[10]。

APR1400取值為總泄漏率0.6 加侖/min(合約136.3 kg/h)，參考文獻[11]說明該值大于“運行技術規格書”規定的保護閾值，所以是保守的。

國內M310機組[12]，假定3 臺SG中有一臺在每個換料周期內發生兩個月的附加泄漏，且附加泄漏的時間段與常年泄漏的末期重合，附加泄漏率為0～72 kg/h線性變化。

2.2 用于核電廠運行控制的泄漏率閾值

AP1000、韓國APR1400等三代核電機型，未將核電廠運行控制泄漏率閾值的相關內容列入安全分析報告中。

EPR機組[13]用于核電廠運行控制的泄漏率閾值規定如下：(1)任一臺SG泄漏率大于3 L/h(約合3 kg/h)，機組將停止符合跟蹤、調頻并在72小時內后撤；(2)任一臺SG泄漏率大于20 L/h(約合20 kg/h)，或變化率超限，在1小時內后撤；(3)任一臺SG泄漏率大于70 L/h(約合70 kg/h)，執行事故程序。上述行動對應的變化率準則為：(1)24小時內泄漏率增加超過3 L/h；(2)連續3天，每天的泄漏增加均超過1 L/h；(3)3天以內，一臺SG與其他SG之間的泄漏率偏差增加超過3 L/h。

VVER 核電站[14]用于核電廠運行控制的泄漏率閾值規定如下：(1)泄漏水平超過2.0 kg/h時，提高泄漏率檢測的記錄頻度；(2)單臺SG泄漏率超過 5 kg/h時，在30個小時內后撤至冷停堆工況。

國內M310機組[12]，用于核電廠運行控制的泄漏率閾值規定如下：(1)任一臺SG泄漏率大于44 L/h(44 kg/h)，在1小時內后撤；(2)任一臺SG泄漏率大于70 L/h(70 kg/h)，執行事故程序。

2.3 用于保證SG傳熱管完整性的泄漏率保護閾值

AP1000[10]和APR1400[11]，在安全分析報告第16章中，用于保證SG傳熱管完整性的泄漏率閾值按參考文獻[8]要求取值，規定任意一臺SG泄漏率不允許超過150加侖/天(24 kg/h)。

本文第2.2節中，EPR機組用于核電廠運行控制泄漏率閾值的第(2)等級可視作用于保證SG傳熱管完整性的泄漏率閾值，即任一臺SG泄漏率大于20 L/h(20 kg/h)。

國內M310機組[12]，44 L/h的后撤閾值(見2.2節)可視作用于保證SG傳熱管完整性的泄漏率閾值。在安全分析報告第16章中對44 L/h的取值進行了說明，即如果傳熱管裂紋達到某一長度時,主蒸汽管道斷裂事故不會導致SGTR。

由于VVER 核電站泄漏率運行限值(單臺蒸汽發生器5 kg/h)明顯小于其他核電機組，沒有再基于保證SG傳熱管完整性的考慮另行規定泄漏率閾值。

3 比較與分析

結合前文的研究，將第1章中美國標準規范對SG一次側向二次側泄漏率的取值要求與國內外核電廠蒸汽發生器一次側向二次側泄漏率取值情況進行匯總比較，列于表2。

表2 SG一次側向二次側泄漏率匯總表Tab.2 Summary of SG primary side to secondary side leakage rate

從表2中可以看出，國內外核電廠目前尚未有統一按美國規范要求進行SG泄漏率取值的情況。尤其是用于核電廠運行控制的SG泄漏率閾值，目前均未按參考文獻[7]的要求進行取值。

除用于核電廠運行控制的SG泄漏率閾值外，AP1000、APR1400等基于美國法規體系設計的核電廠，SG泄漏率閾值均可滿足美國核管會取值要求，但也存在一定的問題。例如，對于AP1000機組，按參考文獻[9]規定，運行技術規范規定任何一臺SG的泄漏率控制閾值為150 磅/d，所有SG的泄漏率總控制閾值為500磅/d，則用于輻射防護設計的事故工況泄漏率取值應將150磅/d的泄漏率分配給事故SG，將350磅/d的泄漏率分配給另一個未受影響的SG，但顯然這種取值是值得商榷的。

EPR機組規定的SG泄漏率取值均不同于美國的標準規范取值要求，但相關數值接近且更保守。

VVER 核電站正常泄漏率取值滿足保守原則，后撤運行限值(單臺SG 5 kg/h)明顯小于其他核電機組，可以更好地滿足運行安全性，但對運行的穩定性提出了更嚴峻的挑戰。此外，VVER 的安全分析報告中未明確事故工況泄漏率的取值情況。

國內M310機組SG正常泄漏率取值滿足保守原則，但用于保證SG傳熱管完整性的泄漏率閾值明顯高于美國標準規范以及EPR、VVER等其他機組取值，事故工況泄漏率兩個月內從0～72 kg/h線性變化的取值也缺少支撐依據。

4 建議

4.1 建立SG正常泄漏率取值標準

相比參考文獻[4]中SG一次側向二次側正常泄漏率總量75 磅/d(約1.4 kg/h)的取值，目前國內M310機組SG一次側到二次側泄漏率取值相對偏大(單臺SG 1 kg/h，總量3 kg/h)。自主三代核電機組華龍一號沿襲了國內M310機組的取值，雖然足夠保守，但可能會降低自主三代核電機組運行經濟性。

目前國內M310核電機組實際運行情況良好，SG一次側到二次側泄漏率控制在較低的水平。例如，表3給出了某2臺國內M310機組SG一次側到二次側泄漏率的實測值，單臺SG的平均泄漏率小于0.3 kg/h，遠低于1 kg/h的設計取值。

表3 國內某些M310機組SG一次側到二次側泄漏率實測值Tab.3 Measured leak rate from primary side to secondary side of SG for some M310 unit in China

建議對于華龍一號等自主三代核電機組，廣泛收集運行數據，建立我國自己的泄漏率數據庫，以建立符合我國核電實際情況的輻射防護設計的基準。

4.2 優化事故工況SG泄漏率取值要求

目前，國內尚未建立針對事故工況下SG一次側向二次側泄漏率取值的規范。部分電廠的安全分析報告中未明確事故工況SG泄漏率取值情況，部分電廠的取值存在值得商榷之處。

建議借鑒參考文獻[7]的規定，梳理優化事故工況下SG一次側向二次側泄漏率取值，并在安全分析報告中明確。對于自主三代核電機組，著手建立符合自主三代核電機組實際情況的事故工況SG泄漏率取值規范，并開展自主的SG替代維修標準(ARC)以及SG降質特殊管理策略研究，以實現對事故工況SG泄漏率取值的進一步優化。

4.3 建立SG泄漏率運行控制體系

國內電廠目前尚未建立通過SG泄漏率閾值進行核電廠運行控制的技術規范，SG一次側向二次側泄漏率取值缺乏系統性考慮，相關各專業的研究缺少溝通協調，泄漏率運行控制閾值存在一些尚待優化的問題。

EPRI的SG泄漏率控制導則[9]有較為堅實的理論依據，基于SG 泄漏率變化實施核電廠運行控制，對提高核電廠運行安全穩定性有重要意義。由于EPRI的閾值確定是基于美國在役核電機組的實際情況，根據不同傳熱管厚度、管徑、設計壓力計算出泄漏值，并包絡性地給出了閾值取值建議，因此這些取值可能出現過于保守的情況，需要充分研究后方可用于國內電廠，否則可能會降低運行經濟性。

建議參考EPRI的理論基礎，建立自主三代核電機組的泄漏率運行控制體系。并通過不同控制等級的閾值設定，將泄漏率偏離正常、用于輻射防護計算的泄漏率取值、用于保證蒸汽發生器傳熱管完整性的泄漏率保護閾值等設計考慮與電廠運行控制有機地結合起來，具體建議包括：

(1)當正常泄漏率取值考慮的保守性較小時，綜合考慮正常泄漏率取值以及泄漏檢測系統檢測靈敏度，確定“增加監測”閾值；

(2)當正常泄漏率取值考慮的保守性較大時，基于正常泄漏率取值確定“行動等級1”閾值，并綜合考慮16N監測系統報警值；

(3)根據自主三代核電機組蒸汽發生器傳熱管管徑、厚度、運行壓力、溫度等指標計算出對應條件下的泄漏率，確定“行動等級3”、“行動等級2”的閾值。同時綜合考慮用于輻射防護設計的事故工況泄漏率取值以及在安全分析報告第16章“運行技術規格書”中規定的運行限值。