重要厂用水泵特性试验不合格期间的安全论证

齐 媛,杨丽丽,李如源,孙国臣

(1.环境保护部核与辐射安全中心，北京100082；2.福建宁德核电有限公司，福建宁德355200)

重要厂用水泵特性试验不合格期间的安全论证

齐 媛1,杨丽丽1,李如源2,孙国臣1

(1.环境保护部核与辐射安全中心，北京100082；2.福建宁德核电有限公司，福建宁德355200)

国内运行核电厂曾出现重要厂用水泵特性试验不合格的情况，对于现场已安装投运的泵，发现异常后很多实验台架上能够进行的检测在现场无法实施，加之缺陷处理的时间压力大，使得原因分析和处理存在较大难度，尤其根据试验条件下的数据论证泵能否满足最苛刻条件下的安全准则的分析更为困难。鉴于重要厂用水泵的安全功能以及出现异常后的处理难度，给出了此类情况下原因排查的思路，并结合具体事件重点阐述了重要厂用水泵叶轮缺陷处理期间判断机组能否继续运行的安全论证方法。最后指出了该方法在其他问题上可能的应用，并提出了部分电厂定期试验大纲相关条款的不足之处。

核电厂，重要厂用水泵，安全准则，特性曲线

泵的扬程、流量和效率是衡量其性能的重要指标，对于现场运行的泵需要定期进行特性试验，与出厂的扬程-流量特性曲线进行比对，检验泵的性能变化。国内二代改进型核电机组的重要厂用水系统承担着核岛最终热阱的重要功能，在电厂的正常运行工况或事故运行工况，都要用于导出设备冷却水系统所传输的热量，传递到海水中[1]。作为重要厂用水系统关键设备的重要厂用水泵，必须对其进行严格的定期特性试验，检验与特性曲线的符合性，以确认相关参数满足安全准则的要求。国内运行核电厂曾出现重要厂用水泵的特性试验不满足验收准则的情况，对于现场已安装投运的泵，发现异常后很多实验台架上能够进行的检测在现场无法实施，因此在原因查找、运行安全论证等多个方面都存在着较大的难度。同时按照运行技术规范的要求，对于满足相关条款的情况，需要停堆进行处理，处理的时间压力很大。鉴于重要厂用水泵的安全功能以及出现异常后的处理难度，现对泵的特性试验不符合验收准则后的处理方案进行了研究，以便电厂出现类似问题时进行借鉴。

1 重要厂用水泵不符合特性曲线的原因排查

我国二代改进型核电机组的重要厂用水泵为立式离心泵，按其定期试验监督大纲的要求，每年对重要厂用水系统泵进行特性H=f(Q)试验(验收准则为泵的出厂特性曲线)，试验“说明”中明确每三个月试验一台泵(共计4台)。本部分将结合国内某核电厂发生的重要厂用水泵相关特性试验不满足验收准则的案例，说明针对重要厂用水泵问题原因排查的主要方面。该电厂在试验中发现有3台泵运行流量工况下对应的扬程、效率低于泵出厂曲线上的对应值。

导致重要厂用水泵定期试验数据偏离泵厂家提供的特性曲线的原因可能包括以下几个方面：管道发生堵塞，需拆开膨胀节后进入管道内部进行防腐检查，确认管道是否发生堵塞；泵的过滤器和设备冷却水换热器发生堵塞，可进行解体检查，发现是否有堵塞情况；确认管系布置方面是否有影响流量等泵性能的问题；泵本体可能存在的问题，可对泵的转子、叶轮、泵体、泵体密封环、泵盖密封环、填料轴套、轴承以及其他可能腐蚀和磨损零部件进行检查；核查现场试验条件与出厂试验的不同点，检查流量计、进出口压力表等仪器仪表，同时核对测量仪表安装布置位置是否与相关标准要求一致。

在国内某核电厂的排查中发现实测叶轮外径小于原始设计外径(型式鉴定的泵)，怀疑泵特性试验不合格可能由叶轮尺寸存在问题所致。此时应注意除尺寸方面存在异常外，叶轮是否存在其他问题，例如与设计相比在型线方面是否有变化，如果型线有变化，泵的特性曲线将会完全不同，将影响到原设计分析。如确认叶轮存在的缺陷，需要更换新的满足要求的叶轮(使用备件或重新制造)。

2 重要厂用水泵问题处理期间的运行安全论证

对于泵叶轮尺寸上存在的问题，必须对叶轮进行更换，但往往叶轮备件同一批次生产，存在同样问题的概率较大。如备件也不能满足要求，需要重新制造新的叶轮，如果数量较大,到货可能需要数月时间，这一阶段面临的最大问题是在泵的特性曲线不能满足要求的情况下，未完成更换叶轮的泵能否满足安全准则的要求，这决定着机组在此期间能否继续运行。

该电厂重要厂用水系统安全准则流量对应的工况是当机组出现LOCA 事故，考虑LOCA工况最大热负荷(设备冷却水系统/重要厂用水系统板式换热器)叠加海水温度为Tmax，此时要求1台重要厂用水泵运行即可以安全排出热负荷(对应板式换热器设备冷却水系统侧出口温度≤45℃)。对应于安全准则工况的相关参数条件，需要重要厂用水系统为板式换热器提供的流量为3360m3/h。综上所述，重要厂用水系统安全准则即任何情况下单泵运行的流量均不低于3360m3/h。

影响重要厂用水系统流量的因素包括：泵特性曲线、系统阻力特性和进口水位。泵特性曲线是其中可以视为不变的因素；系统阻力特性随着主要设备(主要集中在换热器和贝类捕集器)的堵塞情况而变化；进口水位即海水潮位也是可变因素。因此，任何情况下单泵运行的流量均不低于3360m3/h，更为具体的解释是当系统堵塞在设计考虑允许范围内的最严重情况下、且海水潮位处于设计最低水位时，重要厂用水系统仍然可以提供不低于3360m3/h 的流量。

进行泵运行安全的论证难点在于不能直接判定系统是否满足安全准则要求的流量。从当时定期特性试验的数据看，测得的最小流量都大于安全准则要求的流量3360m3/h，但特性试验的条件与安全准则要求的条件不同。实际上设计最低水位、系统堵塞最严重均是概率极低的事件，同时出现的可能性更是微乎其微；试验时通常海水水位处于平均海平面附近，远高于设计最低水位；贝类捕集器设有反冲洗、换热器设有压差监测，通常其压差值与设计允许上限之间均有明显差距；这些因素都有利于流量提高。因此试验流量≥安全准则流量不能直接证明重要厂用水系统在设计最低水位叠加系统堵塞最严重的情况出现时，仍能满足安全准则流量要求。因此需要通过间接法证明安全重要水系统流量满足安全准则要求。根据现场试验流量换算出安全准则规定的最苛刻条件下流量的方法和过程是研究的重点。

在验证过程中必须使用流量-水位下限曲线的理念，流量-水位下限曲线(见图1)是设计过程中给出的在运行1台重要厂用水泵，系统流动阻力处于最大状态时，流量与水位的关系曲线。

图 1 流量-水位下限曲线Fig.1 Flow-water level lower limit curve

计算验收曲线主要包括以下假设条件：泵特性曲线是不变的，由制造完工报告中的泵试验报告提供数据；系统处于堵塞最严重的情况，其中包括贝类捕集器和换热器均处于堵塞最严重的情况，即贝类捕集器和换热器取最大流动阻力系数。在这样的条件下，影响系统流量的因素就只剩下海水水位。通过上述参数计算得出流量-水位关系曲线，这一曲线即为重要厂用水系统流量-水位的下限曲线。

计算主要的设计输入包括：

(1) 电厂的设计最低水位-6.5m(85国家高程)和最高水位8.85m(85国家高程)。

(2) 换热器流动的最大阻力系数，堵塞状态取洁净状态下阻力系数的1.6倍。贝类捕集器的最大阻力系数，堵塞状态取洁净状态下阻力系数的2倍。

(3) 泵出厂的特性曲线。

将上述的输入代入现场管网的水力学模型，可以计算海水水位从最低-6.5m至最高8.85m范围内重要厂用水系统的流量，根据计算出的数值可以绘制出一条曲线，即流量-水位下限曲线，图1所示流量-水位下限曲线可以拟合成经验关系式，即：

qL=(27.361×H+3713.4)m3/h

其中H为水位，单位为米。从上述计算数据可以看出在最低海水水位-6.5m时流量为3534m3/h。

影响流量-水位下限曲线不确定度的因素主要有两方面，一是实际供电频率，按±0.5Hz 考虑；二是模型本身的计算误差，按工程经验取为1%。由供电频率为(50±0.5)Hz，即相对误差为1%，由于频率与转速成正比，而转速对流量的影响为平方关系，因此频率偏差对流量的影响为1%×20.5=1.41%；与模型本身的计算误差叠加，总的不确定度为流量的1.73%。安全准则流量q0为3360m3/h，因此流量-水位下限曲线在设计最低水位的流量值qL,min必须满足：

qL,min×(1-1.73%)≥3360m3/h

计算得到qL,min≥3419m3/h。工程上通常包络并简化考虑，要求qL,min-q0≥80m3/h，则可以得到qL,min≥3440m3/h。因此，如果原有输入数据都可信的情况下，计算的最低海水水位为3534m3/h，满足最低3440m3/h要求。

根据上述流量-水位下限曲线的方法，对于泵运行安全的间接论证可以按两个阶段进行考虑，第一阶段初步估算系统现有堵塞率情况下，出现最低海水水位的系统流量。第二阶段为按照泵的现有实际情况，论证在出现最严重堵塞率，最低海水水位情况下符合安全准则的情况。

第一阶段采用的论证方法简单，耗时短，可用于对现有风险的快速判断，因为现有堵塞率情况下出现最低海水水位的概率相对较大。论证中需要实测电厂出现不同潮位时系统的流量，如果数据点比较多且分布较广，可以拟合出曲线，推算出现最低海水水位时的系统流量，该流量必须大于原设计值3534m3/h，因为此时系统的堵塞率低于最严重的工况。如果大于3534m3/h可以说明如控制好系统现有堵塞率，此时泵的性能在出现最低水位时仍能达到安全准则所要求的最小流量。电厂利用现场仪表，实测了如下数据(见表1、图2)。

表1 实测的流量与水位数据Table 1 measured data of flow and water level

根据实测数据可以拟合得到流量和海水水位之间的关系式：

qL=56.03H+3960

图2 实测流量-水位数据拟合的曲线Fig.2 Fitting curve base on measured flow-water level data

根据上述关系式，可推导出在最低水位-6.5m 时对应的流量为3595.81m3/h大于安全准则工况的3534m3/h。但该种方法的缺点是过于粗糙，因为短期内海水水位变化不大，所以数据点比较集中，拟合出的曲线误差过大，而且无法估算出真正安全准则条件下系统的流量。但该方法可以大致估计当时条件下继续运行的现有风险，为完成第二阶段的计算争取时间。

第二阶段需要根据泵的实际情况，论证在安全准则条件下符合安全准则的情况。通过泵的特性试验可以看出泵的特性曲线与出厂时的曲线有所偏离，原有的流量-水位下限曲线可信度受到了质疑，必须按照现有泵的特性重新计算在最大系统堵塞率时的流量。计算流量-水位下限曲线的设计输入中，产生变化的只有泵的特性曲线，需要重新给出实际泵的特性曲线，泵的特性曲线一般在厂家进行实测比较准确，但对于现场已经安装的泵而言实测特性曲线是不可能的。计算得出泵的特性曲线，需要明确泵的叶轮外径变化对特性曲线的影响，并要保证计算得到特性曲线有足够的精度。根据泵相似定律的第一相似定律，流量之比与叶轮外径三次方成正比，扬程之比与叶轮外径的平方成正比[2]，可以利用相似定律重新计算出一条实际的泵的特性曲线。以往的相关研究和实践已经表明，通过相似理论计算出的泵的特性曲线与实际测量获得泵的特性曲线非常接近，误差较小。因此，计算得到的泵的特性曲线是可信的，将该曲线重新带入管网的水力模型，并假设相关的最大堵塞率，计算出新的流量-水位下限曲线，同样考虑影响流量-水位下限曲线不确定度的实际供电频率、模型本身的计算误差等因素(一般取80m3/h)，最终校核在最低海水水位点的流量是否满足3360m3/h的要求。第二阶段的计算遵循了系统原有的设计方法，推导出的数值是可信的。

3 结束语

对于重要厂用水系统的安全核心功能是保证系统的流量能够满足各类设计工况的需求，但在正常运行情况下，不能直接验证最恶劣工况的实际流量。如果在系统管系布置没有变更，对整个系统阻力监测可用的情况下，泵的特性曲线是定期检查的重点，这是设置定期的泵特性试验的目的。如果试验中确认泵的特性曲线符合出厂曲线，可以判定整个系统会满足原设计的要求，即在任何工况下都会达到安全准则所要求的最低流量要求。如果出现偏离，必须进行相关因素的排查，包括对系统布置、系统阻力和泵本体的检查，根据情况及时开展相应的维修。由于在泵设计、或者部件的制造加工环节的问题，可能导致泵叶轮尺寸方面存在缺陷，针对此类问题可以基于泵的相似理论，并利用流量-水位下限曲线的计算方法开展运行安全的论证。另外，除重要厂用水泵外，一回路流量超过运行技术规范要求的机械流量限值的问题在国内二代改进型核电机组中比较普遍，此问题在新建电厂中并未得到有效解决，重要厂用水泵问题处理中相似理论的应用，可以供电厂借鉴，对主泵进一步优化，保证泵的性能匹配系统各项要求。此外，重要厂用水泵的特性试验必不可少，但国内核电厂定期试验监督大纲中相关特性试验的验收准则有一定差异，部分电厂仅仅采用了流量范围值的验收准则，而不是与泵的特性曲线相比较。如本文所述，重要厂用水泵的流量与海水水位和系统堵塞率相关，即便测得的泵的流量满足泵的流量范围，也无法确定泵能否在要求的极端情况下满足安全准则的要求，因此，定期特性试验应侧重核实泵的性能，验收准则应考虑泵的出厂特性曲线。

[1] 广东核电培训中心.900MW压水堆核电站系统与设备[M].北京:原子能出版社,2005: 162-166.

[2] 关醒凡.泵的理论与设计[M].北京:机械工业出版社,1987: 29-46.

Safety Criteria Analysis on Unsuccessful Characteristic test ofEssential Service Water pump in Nuclear Power Plant

QI Yuan1，YANG Li-li1，LI Ru-yuan2，SUN Guo-chen1

(1.Nuclear and Radiation Safety Center, MEP, Beijing 100082, China;2. Ningde Nuclear Power Company, Ningde of Fujian Prov.355200, China)

Unsuccessful characteristic test of essential service water pump ever occurred in domestic operating NPP. As far as installed pump is concerned, many on site tests following an abnormity can’t be implemented as on test rigs. Maintenance time pressure is also very great. So cause analysis and treatment are difficult, especially for proving whether the safety criteria can be met according to existing condition. In view of the safety function of essential service water system and treatment difficulty of its degradation, directions for cause investigation on this situation are provided firstly. And operation safety analysis, which is used to determine if continuous operation during treatment of pump impeller flaw can be accepted, is elaborated emphatically. At last possible other application of the analysis method is proposed, and related deficiency in some existing periodic test program is also presented.

Nuclear power plant; Essential service water pump; Safety criterion; Characteristic curve

2015-09-01

齐 媛(1982—)，女，北京人，工程师，学士，从事核安全相关研究

孙国臣：E-mail:sunguochen@chinansc.cn

TL38+7

A

0258-0918(2016)05-0601-05