一回路冷态水压试验探讨

刘正春

【摘 要】压水堆核电厂正常运行时一回路压力为15.4MPa，组成一回路压力边界的主要设备为压水反应堆、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵、稳压器等部件组成，通过一回路压力边界内的设备运行将反应堆堆芯中核裂变反应产生的热量传送到蒸汽发生器，从而冷却堆芯，防止燃料元件烧毁，而蒸汽发生器供给汽轮发电机组（二回路）所必需的蒸汽。反应堆冷却剂系统组成的一回路压力边界内设备的正常运行对于保证反应堆稳定运行至关重要。正常运行时，反应堆冷却剂系统维持168吨温度为310℃、压力为15.4MPa的欠饱和水，这些冷却剂在主冷却剂泵的驱动下，循环流动，流经反应堆堆芯，带出裂变反应产生的热量，在蒸汽发生器中，将这些热量传递到二回路给水，产生蒸汽，驱动汽轮机发电。当一回路压力边界失效，将无法维持稳定的一回路压力，一回路压力下降，将使得温度为310℃的过冷水变为饱和水，从而产生大量的蒸汽，进入堆芯的冷却剂将变为汽液两相流或过热蒸汽，传热效果大大下降，同时产生大量的蒸汽，流经主冷却剂泵，将导致主冷却剂泵叶轮发生汽蚀，流量下降，进一步恶化的反应堆堆芯的冷却。堆芯核裂变或核燃料衰变产生的大量热量如果不能及时导出，将可能产生严重的后果甚至堆芯融化，从而造成重大的核安全事故。

【关键词】一回路压力边界；冷却剂；主冷却剂泵

一回路水压试验的目的是使反应堆冷却剂系统经过承受高于正常运行压力的一个合适的水压试验压力，来证明在本次试验结束到下次试验实施之前的这段时间里反应堆一回路系统在正常运行和设计的事故工况下是安全的，是满足核安全法规的。压水堆核电厂水压试验遵照RSEM（1997年版）规范执行。按照规范，第一次重复水压试验应在初次水压试验之后的30个月以内进行。通常核电厂的首次在役水压试验安排在机组首次大修期间执行。核反应堆的一回路水压试验是核电厂在调试及运行期间一项非常重要的高风险试验。

由于水压试验承受高于一回路设备的正常承压范围。试验过程中突然失压将导致较为严重的后果。在水压试验泵投运期间，反应堆冷却剂系统的辅助系统化学和容积控制系统的上充泵保持小流量运行，以便在一回路水压试验泵意外解列和故障时能稳定一回路冷却的试验压力。当在试验过程中发现在一回路法兰组装件、接头之上的泄漏流量大于试验泵的流量时，一回路必须要卸压至3.0MPa进行重新紧固。注意此时余热排出系统不能和一回路相连接，原因是余热排出系统连接后再隔离将作为水压试验一次结果判定的记数。在一回路压力在17.2MPa再往上升压之前试验边界上的阀门已经关闭，并经过联合检查加以确认。阀门在线不到位，或者压力边界的阀门、盲板、人孔门垫片等不在承压范围或设备安装力矩不在要求范围，可能导致严重的一回路失压或跑水后果。当失去压力指示或通讯联系中断时，停止一回路升压。

1 试验压力

RSEM规范规定，试验压力应至少等于压力容器设计压力的1.2倍，并应等于构成主回路系统的承压部件的最大设计压力。反应堆压力容器的设计压力为17.23MPa.a，反应堆冷却剂系统水压试验的压力为设计压力的1.2倍，即20.676MPa.a近似为20.7MPa.a，用相对压力表示即为20.6MPa.g。

2 试验温度

RSEM规范规定试验温度应取下列值中的最大值：第一次试验的规定温度；反应堆压力容器的RTNDT+30℃.某核电厂3号机组首次在役冷态水压试验的温度下限为35℃，同时为防止一回路试验回路温度过高而造成检查人员烫伤，某核电厂301大修一回路水压试验温度范围确定如下：35℃<试验温度<80℃。

3 验收准则

1）对泄漏率的要求。在15.4MPa.g压力下进行泄漏率计算，要求总泄漏率小于2301/h；

2）20.6MPa.g压力平台的检查。试验必须达到，在设计压力的1.2倍时，确认焊缝无渗漏，各种密封面的连接处无异常，国家核安全局现场代表对试验及其结果没有提出异议。

4 超压保护措施

稳压器安全阀先导控制柜上安装固定卡子；在3.0MPa压力以下，余热排出系统处于投运状态，反应堆冷却剂系统的保护将通过余热排出系统的SEB工M安全阀来保证；在3.0MPa和15.4MPa之间，超压保护是由安全注入系统的试验管线构成的（RIS124VP由EHP001/002MP控制）；在15.4MPa和20.6MPa试验压力之间，超压保护由超压保护装置和相应的执行机构来实现。试压过程中，最大的风险是一回路突然泄压，由于试验过程中，轴封注入量较小，且有过剩下泄进行平衡，不会突然升压，特别是化容系统的下泄孔板隔离后。某电厂在进行水压试验时，由于稳压器的安全阀的固定卡子损坏，导致一回路压力在短时间内泄压到常压，使得一回路压力边界承受较大的应力。

5 试验回路的构成

反应堆冷却剂系统的水压试验回路由以下构成：压力容器及其顶盖、压力容器热电偶套管的导向管（耐压管）、压力容器驱动机构的套管、一回路主管道，即1，2回路的冷段、过渡段和热段；蒸汽发生器的一次侧；承压情况下主泵的泵壳；稳压器及其波动管线；稳压器安全阀管线；内径大于25mm的辅助管道及相关的阀门和附件：回路的旁通管线、稳压器和喷淋管线：连接反应堆冷却剂系统到辅助系统直到第二个隔离机构的管线。鉴于试验操作的理由，承压边界扩展到超出反应堆冷却剂边界外的高压辅助管线的管段，这些系统是：主泵一号轴封的注入管线；直到减压阀的过剩下泄管线；安全注入系统止回阀的试验管线。

6 试验过程

反应堆冷却剂系统及辅助系统完成充水排气。需要充水排气的系统为化学容积系统、安全注入系统、余热排出系统、反应堆冷却剂系统、取样系统、废气废液处理系统。

反应堆冷却剂回路及辅助系统充水排气完成后，主系统升压到2.5MPa压力，余热排出系统保持运行，启动两台主冷却剂泵进行一回路冷却剂的加热，温度保持在70℃。持续10小时以上，以保证较厚的一回路设备及管道温度均匀，减少温差产生的热应力。并在2.5MPa进行一回路冷却剂的泄露率测量，如果泄露量较大，需要进行查漏，防止在高压情况下失控泄露。

泄露率计算合格后，余热排出系统推出运行，保持核反应堆冷却剂系统隔离。主冷却剂泵停运，开始一回路冷却剂的第一阶段升压。同时停运反应堆安全壳的通风系统，减少空气流动产生的对一回路承压的管道设备冷却而产生的热应力。

以0.1MPa/min的速率，反应堆冷却剂系统升压到7.0MPa。关闭一个化学和容积控制系统的隔离阀及孔板。同时第一次对一回路冷却剂承压边界的设备、阀门、焊缝进行检查，确认完好无泄露。

继续以0.1MPa/min的速率，反应堆冷却剂系统升压到10.0MPa.隔离化学和容积控制系统的第二个孔板和阀门。继续升压到15.4MPa的正常运行压力。进行一回路压力边界的隔离阀门、孔板、承压部件、焊缝的完整性检查。启动主冷却剂泵，搅混一回路冷却剂，使得温度均匀后停运主冷却剂泵。

启动水压试验泵，一回路继续以0.1MPa/min进行升压到16.5MPa，隔离化学容积控制系统的第三个孔板，从而实现下泄的隔离。水压试验泵启动后，通过主泵轴封注入和过剩下泄，进行一回路冷却的升压。

一回路继续升压到17.2MPa，进行一回路承压边界的阀门、孔板焊缝的检查，确认完整无泄漏后，升压到最高压力20.6MPa。

在最高压力平台20.6MPa，保压10分钟后，开始进行最高压力平台的检查工作，对一回路承压边界的阀门、孔板、焊缝、盲板等进行检查确认，确认完整无泄漏异常。国家核安全局监督人员认可后，开始一回路以0.1MPa/min的速率进行降压2.5MPa。

降压到2.5MPa后，余热排出系统和反应堆冷却剂系统连接。

水压试验结束。

7 泄漏率计算

在15.4MPa下进行的主系统泄漏率计算，在进行泄露率试验时，一回路温度是影响最大的因素。一回路两台主泵运行搅混后，记录一环路冷段温度、一环路热段温度、二回路冷段温度、二环路热段温度、容控箱温度、稳压器液相温度、稳压器气相温度，这些温度加权平均等到一回路平均温度θ0，停运两台主泵，等待4小时以上。重新启动两台主泵，每分钟检查一次温度并计算权重平均温度，当计算得到的温度等于初始的温度θ0，记录时间。计算出试验整体用时。泄漏率分为两种泄露率，可识别的泄露率及不可识别的泄露率。可识别的泄露包括，泄压箱水位变化量、中压安注箱水位变化量、一回路外漏，但可被收集的泄露、主泵的轴封泄露率等。不可识别的泄露率为一回路的总的泄露率减去可识别的泄露率。阀门或设备的外漏分别在以下各压力平台下分别进行了相应的检查，升压阶段，2.7MPa压力平台：实施压力边界阀门目视检查；10.OMPa压力平台：实施压力边界阀门目视检查；15.4MPa压力平台：实施压力边界阀门目视检查：17.2MPa压力平台：投入声发射检查系统，开始进行声发射检查；20.6MPa压力平台：声发射检查CRDM、稳压器接管、RIC指套管焊缝、及其他压力边界的目视检查；降压阶段：17.2MPa压力平台：停止进行声发射检查；15.4MPa压力平台：实施压力边界阀门及管道焊缝的目视检查。焊缝和声发射检查结果，大修结束后，在役检查报告中将会提交详细检查结果。

[责任编辑：王楠]