AP1000安全壳整体泄漏率试验探讨

于泾纬　左涛

摘要：核电机组在投入运行前，需模拟设计基准事故状态来测量和计算安全壳的整体泄漏率，以确保安全壳的密封性符合法规要求。文章在介绍了试验准备、试验方法的基础上，分析了国内首次钢制安全壳整体泄漏率试验的特点，探讨了试验的难点和风险，以期为国内首次试验执行提供参考与指导。

关键词：AP1000钢制安全壳；整体泄漏率；泄漏率试验；核电机组；密封性 文献标识码：A

中图分类号：TL364 文章编号：1009-2374（2015）16-0038-03 DOI：10.13535/j.cnki.11-4406/n.2015.16.018

1 概述

安全壳作为核电站的第三道安全屏障，在正常运行时及失水事故（LOCA）造成的温度和压力下，均应保证具有规定的密封性。在机组投入运行前，安全壳要承受一次被称为预运行的整体泄漏率试验（Integrated Leakage Rate Test，ILRT，又称为A类试验），主要目的是模拟设计基准事故下测量和计算安全壳的泄漏率，以确保安全壳的密封性符合法规要求。目前国内运营核电厂安全壳均为预应力混凝土式结构，钢制安全壳也是首次运用，对该项试验的研究尚属起步阶段。本文在初步介绍了试验要求、试验方法的基础上，分析了国内首次钢制安全壳整体泄漏率试验的特点，探讨了试验的难点和风险，以期为国内首次试验执行提供参考与指导。

2 AP1000整体泄漏率试验要求

AP1000安全壳为钢制结构，除了在事故工况限制裂变产物的释放外，还与非能动安全壳冷却系统一起将壳内的热量传递给壳外最终热阱——大气。

AP1000安全壳参数如表1所示：

2.1 试验准备

ILRT试验时要向安全壳内充压到设计压力0.407MPa（表压，称为Pd），安全壳内许多仪器设备无法承受这个压力，需要进行技术处理，系统或设备需要隔离等，因此，执行该试验前需做大量的准备工作。以下列出了一些重要准备工作：（1）设计基准事故后需暴露在大气环境下的工艺系统已按照要求排空并打开对空；（2）一回路主冷却剂系统液位应降到热段半管液位或更低；（3）安全壳内不能承受设计基准事故压力的物项已被移除或者隔离，如仪表盘等；（4）安全壳内已清除易燃易爆的物品，对已承压容器进行降压或者对空；（5）试验用仪器仪表已按照要求安装好；（6）所有安全壳隔离阀已处于关闭状态；（7）安全壳压力高触发的仪控逻辑控制已被闭锁；（8）已完成试验前的安全壳检查，对于发现的任何影响到安全壳结构完整性或者泄漏密封性的结构退化需在试验前进行修复和再确认。

2.2 试验设备

安全壳临时空气供给设备包：（1）至少包括3台空气压缩机，能提供0.689MPa（表压）的无油空气，流量10194m3/hr；（2）一组空气干燥器，总容量能处理上述流量的空气流；（3）空气过滤机组，总能力能处理上述流量的空气流。临时安全壳监测仪表数量和参数要求如表2所示：

2.3 其他试验要求

（1）安全壳结构完整性试验（Structure Integrality Test，SIT）与整体泄漏率试验一并进行，先执行SIT后执行ILRT；（2）安全壳贯穿件泄漏率试验（B类试验）和安全壳隔离阀泄漏率试验（C类试验）已成功完成；（3）试验用的数据采集装置及数据分析软件满足美国10CFR50法规要求，临时安全壳监测仪表需在ILRT试验执行前最近半年内标定过；（4）试验整个过程中，升压速率不超过2.5psig/h（0.017MPa·g/h），降压速率不超过10psig/h（0.069MPa·g）。

3 试验方法和原理

3.1 试验执行

ILRT试验执行阶段可分为7个阶段：（1）升压阶段。将安全壳内空气加压到0.455MPa·g（1.1倍Pd）之上，执行SIT试验；（2）检查阶段。将安全壳压力降至设计压力0.407MPa·g，进行SIT试验的整个安全壳外壁检查；（3）降压阶段。成功完成SIT试验后，将安全壳内空气降压到0.346MPa·g（85%Pa）；（4）稳定阶段。至少稳定24小时，为ILRT试验执行建立好初始状态；（5）升压阶段。重新将安全壳内空气加压到设计压力0.407MPa·g（Pd）并维持至少24小时，以相同时间间隔收集至少30组ILRT试验数据；（6）验证性试验。A类试验结果需进行验证性试验来确认，验证性试验采用ANSI/ANS-56.8中的叠加泄漏法。试验至少持续4小时，以相同时间间隔收集至少15组数据；（7）降压阶段。降压安全壳内空气压力并恢复到大气压力状态。

3.2 试验原理

上述算式表明，每个测量值对泄漏率的计算都有直接影响。因此，绘制每个试验阶段的、、和随时间变化图以利于泄漏率的分析和预测。

这种方法在于测量包容在安全壳内空气的压力变化和平均温度的变化，干空气的压力等于安全壳内总的绝对压力P减去水蒸汽的分压力Pv，通过测定局部湿度经加权计算获得水蒸汽分压力。安全壳内水蒸汽平均分压计算：Pv=；平均温度可通过对部分容积测定足够数量的局部温度经加权计算得到：。

下标i表示测量期间的第i个采样周期。

3.3 验收准则

4 AP1000钢制安全壳整体泄漏率试验的特点

第一，AP1000 ILRT试验采用美国ANSI/ANS-56.8 1994标准，国内安全壳泄漏率试验基本采用法国RCCM标准。试验采用不同标准导致了测量泄漏率的压力平台不同。ANSI仅要求在设计压力平台下收集泄漏率数据，而法国标准则除了在升压和降压的设计压力平台收集数据外，还需在低压力平台测量参考泄漏率。

第二，AP1000 ILRT在试验数据收集处理后，还需要进行一次验证试验以验证得出的泄漏率是有效并准确的，验证试验是通过叠加已知流量的泄露，在对数据处理系统不进行任何调整的前提下，再次进行测量和计算，验收准则参考3.3。目前国内核电厂的泄漏率验证，均是采用比对SIT试验前后的两次泄漏率测量数据，人为的认定是否准确，还缺乏系统的验证。

第三，目前国内核电在ILRT期间使用的空压机一般为租赁3台，AP1000 ILRT由于充压速率快，目前要求使用6台（5用1备）空压器，租赁费用较高，占用场地较大，目前设计摆放在YARD区域。

第四，AP1000 ILRT试验过程中不要求人员带压进入安全壳内进行目视和听音检查。如果实在有必要，可以在低于0.0545MPa下派遣有资质人员进入。不带压进入安全壳降低了人员安全的风险，也减少了由此带来的体检、救护等方面的支出。

第五，升压和降压速率远大于预应力混凝土式安全壳的泄漏率试验。预应力混凝土式安全壳为保护钢衬里不与筒身混凝土剥离，加压速率和降压速率一般不得超过12kPa/hr，而钢制安全壳为单层结构，无此担忧，故升压速率可达到34kPa/hr，目前由于为了与SIT试验升压速率匹配，降低了升压速率，要求不超过17kPa/hr；试验后降压速率可达到69kPa/hr，极大地缩短了试验

时间。

第六，安全壳外观检查的压力平台与国内核电厂安全壳外观检查的压力平台稍微不同。AP1000需进行3次安全壳外观检查，分别在SIT试验中，SIT试验结束后且ILRT试验前，以及ILRT试验后。而国内的外观检查也有3次，但分别在试验前、试验峰值和试验后，亦即国内带压下外观检查仅一次。

5 试验难点和风险分析

第一，试验准备周期长，一般在试验前几个月就开始统计安全壳内非耐压设备清单，试验前1个月开始安装临时试验设备，对非耐压设备进行隔离或拆除以及对壳内的设备在线等工作。试验后安全壳内设备恢复也需要半周时间。

第二，试验执行直接占据电厂调试的关键路径。ILRT试验期间，安全壳内无法进行其他工作，直接占用试验人力和花费昂贵，为避免影响调试主路径以及节约成本考虑，要求试验一次成功且尽可能的缩短试验

工期。

第三，试验中安全壳的外观目视检查存在一定困难。机组运行后的定期试验时，安全壳地面10m之上的外观检查通过屏蔽厂房地面42m平台的人员吊篮进行，调试期间首次试验也需要借助大量脚手架。由于AP1000中屏蔽厂房与安全壳之间的上部环形空间设计狭小，间距仅为1.2m，人员检查存在困难，也会延长关键路径上的工作。另外，空间处的正常照明还不足够，需临时搭设大功率照明灯以及使用辅助手电筒方便检查人员进行外观检查。

第四，上部环形空间处空气导流板的拆除和安装工期较长，对调试进度影响较大。为方便安全壳外观检查，需拆除空气导流板，检查完后还需恢复导流板，或试验前不安装导流板。由于环形空间狭小，西屋公司初步分析仅导流板恢复工期就需2个月。如何在狭小环形空间方便导流板拆除和恢复安装，缩短对调试工期的影响，需要现场设计人员就地考虑临时脚手架的搭设等

问题。

第五，钢制安全壳的变形量较大。根据目前加压要求使用ANSYS软件进行有限元分析后，AP1000钢制安全壳在加压到设计压力时会存在大变形（径向约50mm，轴向约70mm），如此较大变形带来的问题，如安全壳附属结构的保护问题是在准备期间就需解决的问题。

6 结语

ILRT试验为一项涉及到大量临时试验设备以及电厂工艺系统的综合性试验，加上试验人力和花费昂贵，若想试验一次成功必须做好充分的准备和高度的计划性。本文仅初步探讨了试验的流程和试验难点，以期抛砖引玉为同行研究该项试验提供参考。

参考文献

[1] ANSI ANS-56.8-1994，Containment System Leakage Testing Requirements.

[2] 10 CFR Appendix J to Part 50——Primary Reactor Containment Leakage Testing for Water-Cooled Power Reactors.

[3] AP1000 Document APP-CNS-T1-501，Rev.2，Containment System Preoperational Test Specification.

作者简介：于泾纬（1987-），男，辽宁朝阳人，三门核电有限公司调试处助理工程师，研究方向：AP1000安全系统调试。

（责任编辑：秦逊玉）