“华龙一号”严重事故用仪表设计

刘 莉，张 雷

（中国核电工程有限公司，北京 100840）

“华龙一号”作为我国自主研发设计的第三代核电技术，采用了能动加非能动的安全设计理念，设置了能动和非能动相结合的安全系统，在严重事故预防和缓解方面采取了很多针对性措施。严重事故仪表和监控系统设计及鉴定服务于核电厂中应对严重事故的工艺设备和工艺系统运行。为保证严重事故管理导则（SAMG）能够有效地在实际的严重事故工况发挥作用，严重事故需要使用的设备和仪表的设计和质量鉴定必须保证其在严重事故下的可用性。

本文介绍了“华龙一号”示范项目福清核电5、6号机组的严重事故仪表设计，针对华龙“走出去”战略进行的严重事故相关仪表国产化研发以及适应新的法规标准要求、提高电站安全性和经济性进行的持续严重事故仪表设计优化等一系列技术内容，并对严重事故相关仪表设计工作中发现的问题和后续项目需要关注可进行研究和持续改进的内容进行了探讨。

1 严重事故用仪表相关法规标准及现状

1.1 法国标准

我国引入法国的 RCC系列标准 RCC-E 1993版中，对于严重事故仪表并无环境试验鉴定等要求，严重事故仪表设计也并未引起重视。RCC-E 2005版在B卷规定了严重事故质量鉴定程序，明确采用型式试验、分析或是两者结合的方法均可。此外，备注中说明作为通用原则，包含有机部件的设备推荐使用试验方法进行质量鉴定。其要求在设备的技术规格书中应说明严重事故下的功能要求、持续运行时间、需要执行的功能及偏差。

此外，由于安全壳外某些区域的环境条件可能因反应堆严重事故而严重恶化，RCC-E 2005版D2223要求“安装在安全壳外但严重事故期间需要运行的设备必须能够在规定的条件和时间段内完成其功能”[1]。

1.2 美国法规标准

美国联邦法规 10 CFR50中规定了严重事故仪表属于非安全相关设备。此外，还规定了堆内严重事故下要求工作的电气仪表设备。例如要求仪表能测量安全壳压力、水位、氢气浓度等。美国核管会明确用于严重事故的设备需要进行事故环境条件下合理可信的分析。

导则 RG1.97—2006中明确严重事故监测参数属于C类变量，且多为3级变量，仅要求使用成熟可靠的产品，并无特殊鉴定要求。IEEE497—2016中说明 C类变量的设计抗震鉴定满足IEEE344—2013，质量鉴定满足 IEEE323—2003，较RG的要求高[2]。

IEC61226—2009中明确严重事故仪表和控制系统属于C类分级，一般可以遵循商业标准，但需要满足严重事故可用的功能需求。

1.3 IAEA

IAEA TECDOC 1818中明确在严重事故下进行功能操作所需要的电气仪控设备必须受到保护，免受恶劣环境条件的影响。如果现有的核电站无法实现足够的保护或不可行，则必须评估设备在严重事故条件下可靠运行的能力。此外，还给出了评估设备在严重事故下可靠运行的一般流程。

1.4 国内法规标准

我国的核安全法规HAF 102—2016《核动力厂设计安全规定》5.5节“设备鉴定”中提出“在可能的范围内，应该以合理的可信度表明在严重事故中必须运行的设备（如某些仪表）能够达到设计要求”，6.4.1.2节中，要求“仪表和记录装置必须足以为严重事故期间确定核动力厂状态和为事故管理期间作出决策提供尽可能实际的信息”。

在HAD 102/17—2006《核动力厂安全评价与验证》3.15节“设备鉴定”中提出“在可能的条件下，预计在严重事故中运行的设备应该通过试验、实验或工程分析，以合理的可信度表明能够在严重事故下实现设计意图”。

《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求（试行）》中第4项“乏燃料池监测的技术要求”和第 5项“氢气监测与控制系统改进的技术要求”中对于测点的设置、设备要求和功能要求给出了规定。

《“十二五”期间新建核电厂安全要求（征求意见稿）》中也要求将氢气浓度监测和控制措施纳入严重事故管理导则或相关规程以及应设置监测乏燃料水池温度、水位的手段及补水措施，以控制乏燃料水池温度、水位，保证乏燃料安全。

2 “华龙一号”严重事故仪表设计及优化

“华龙一号”将严重事故下的设备仪表分为了“必须使用”和“可能用到”的两大类。严重事故下“必须使用”的仪表为执行严重事故管理导则的关键参数（导则的入口参数以及显示电厂状态的关键参数等）以及对表征核电厂设计中应对严重事故的专设系统是否正常运行的参数的监测、测量；“可能用到”的仪表为根据严重事故管理“能用则用”的原则，在严重事故工况下可能会用到的监测、测量仪表。

2.1 “华龙一号”严重事故仪表设计

从仪表可用性评估的角度考虑，设计应该在法规标准、技术文件要求的基础上，考虑下列因素：

2.1.1仪表本体

不同类型的仪表工作原理各不相同，具有不同的关键部件及失效机理，在严重事故恶劣的环境条件下会呈现不同的失效特性。按照严重事故必须监测的参数，对清单进行初步筛选整理。

通常对于某一关键参数的监测有不同数量、安全等级和仪表类型的仪表进行测量，经调研国内外大量试验数据，智能仪表耐辐照性能薄弱，因此对于需要经过严重事故鉴定的仪表优先选择模拟仪表。因此对于“必须使用”的仪表筛选考虑尽可能地减少仪表类型、数量，以减少设备鉴定的风险及节约不必要的成本投入。

2.1.2仪表安装布置情况

严重事故时安全壳内各位置的环境条件不尽相同，并且部分仪表安装位置还存在水淹的潜在风险。因此在严重事故仪表设计时，应充分考虑仪表的实际安装位置的环境条件，综合水淹、防火、防爆、电磁兼容等环境要求，在设计中选择合适的仪表，并且考虑后期运行维护方便，尽量将仪表安装在易于运行维护的位置。

2.1.3时间窗口

严重事故不同阶段的现象和环境将直接影响在该阶段需要使用的仪表需要承受的环境条件。仪表在严重事故中需要执行功能的时间称为仪表可用的时间窗口。仪表设计及鉴定要求应结合要求其可用的时间窗口及窗口内的实际事故环境条件进行。

“华龙一号”严重事故下设备仪表的鉴定时间分为三类鉴定时间。

（1） 鉴定时间1

用于鉴定完成进入严重事故管理任务的相关设备仪表。鉴定时间为3 h。

（2） 鉴定时间2

用于鉴定完成进入严重事故管理到压力容器破裂或者堆腔注水成功实现压力容器内熔融物滞留期间所需的相关设备仪表。具鉴定时间为24 h。

（3） 鉴定时间3

用于鉴定完成整个事故期间任务的相关设备和仪表。鉴定时间为15天。

2.1.4仪表质量鉴定

“华龙一号”核电厂的严重事故仪表鉴定要求在《ACP1000鉴定条件》要求的环境条件基础上，按照仪表执行的功能和时间窗口，细化不同仪表的环境条件要求。

HPR1000严重事故下温度压力鉴定条件分为安全壳内设备仪表的鉴定条件以及安全壳密封相关设备仪表鉴定条件两种。严重事故下安全壳内设备仪表的温度压力鉴定曲线分别如图1和图2所示。

HPR1000严重事故下辐射鉴定条件考虑在辐射环境条件的基础上考虑加 10%的裕量，各个设备仪表的具体的辐射鉴定条件由其对应的鉴定时间确定。HPR1000严重事故下安全壳内设备仪表的辐射鉴定条件如下所示。

图1 HPR1000安全壳内设备仪表压力鉴定曲线Fig.1 Qualification pressure curve of equipment and instruments in HPR1000 containment

图2 HPR1000安全壳内设备仪表温度鉴定曲线Fig.2 Qualification temperature curve of equipment and instruments in HPR1000 containment

（1） 满足鉴定时间1的辐射鉴定条件

鉴定的最大γ吸收剂量率为2.12 × 107mGy/h，最大β吸收剂量率为5.63 × 107mGy/h；鉴定的累积 γ剂量为 4.31 × 104Gy，累积β剂量为1.28 ×105Gy（鉴定时间1为3 h）。

（2） 满足鉴定时间2的辐射鉴定条件

鉴定的最大γ吸收剂量率为2.12 × 107mGy/h，最大β吸收剂量率为5.63 × 107mGy/h；鉴定的累积 γ剂量为 1.08 × 105Gy，累积β剂量为3.71 ×105Gy（鉴定时间2为24 h）。

（3） 满足鉴定时间3的辐射鉴定条件

鉴定的最大γ吸收剂量率为2.12 × 107mGy/h，最大β吸收剂量率为5.63 × 107mGy/h；鉴定的累积 γ剂量为 1.40 × 105Gy，累积 β剂量为 8.85 ×105Gy（鉴定时间3为15天）。

为保证“华龙一号”示范工程福清核电 5、6号机组的进度，部分严重事故必须使用的仪表选用了已按照AP1000，EPR三代电厂环境条件要求鉴定过的进口仪表，但与“华龙一号”鉴定要求略有差别，因此需要进行补充计算、分析，必要时需要补充试验，以证明其可以完全满足“华龙一号”鉴定条件。示范工程设计的同时，按照严重事故仪表的鉴定要求进行了用于华龙海外项目的仪表国产化研发。

2.1.5相关支持设备

为保障仪表测量通道在严重事故下可用，确保提供真实有效的测量参数。在正常及事故工况下的供电是否可靠也直接影响严重事故下监测信息的可用性，因此要求严重事故可用的整个仪表通道视仪表使用的工况，应该是由安全级电源和/或严重事故专用电源供电。仪表输出信号的连接电缆、电缆需要经过的电气贯穿件，均应考虑耐受严重事故环境条件，确保事故后将仪表的信号准确地传输和处理，给操作员提供正确的信息。

2.2 严重事故仪表设计实例

以堆腔注水系统的注水流量测量CIS003 MD为例进行说明，该测量参数在鉴定条件中要求鉴定时间为时间窗口3（15天）。

福清核电5、6号核电工程该仪表采用罗斯蒙特3155系列电容式差压变送器，该仪表的检测方案设计如图3所示。

图3 堆腔注水系统流量测量通道Fig.3 Flow measurement channel for CIS

仪表安装在R215房间，信号由经严重事故鉴定的电缆和电气贯穿件传输，送至A列严重事故监测和控制系统机柜（SA机柜）采集、处理后送至操纵员工作站、后备盘以及应急指挥中心指示。

将仪表的鉴定试验曲线与“华龙一号”鉴定要求比较如图4所示，鉴定试验曲线并不能完全包括鉴定要求。

图4 3155K与“华龙一号”鉴定要求对比Fig.4 HPR1000 severe accident qualification requirement vs. 3155K

3155N系列根据 AP1000电站要求进行了严重事故鉴定，3155K系列根据EPR电站的要求进行了严重事故鉴定和TLOCC（Total Loss of Coolant Chain）鉴定。考虑设计、结构的一致性以及蒸汽环境鉴定试验程序的相似性，采用3155K系列的SA + TLOCC曲线与“华龙一号”严重事故鉴定要求进行覆盖性分析。将其鉴定试验温度、压力曲线与该项目严重事故环境条件包络线进行对比如下，对于不能鉴定曲线不能完全覆盖“华龙一号”严重事故鉴定包络曲线的部分，应根据具体仪表在事故后需要执行功能的时间及该时间段内的具体环境条件进行判断，并补充相应试验，以满足该段时间内的环境条件要求。

图 5显示仪表鉴定试验 120 h后的保温保压阶段压力值低于要求，但该类型的压力变送器有不锈钢外壳保护，对环境压力不敏感，且根据试验期间仪表的精度可以证明，因此认为该仪表的可用性可以满足要求。

图 6显示仪表的鉴定试验时间没有满足严重事故要求，但试验的热冲击峰值高于严重事故鉴定要求，因其试验温度没有超过仪表材料的极限温度耐受值，根据 NB/T 20149《核电厂安全重要压力变送器鉴定规程》规定，在设备老化的热当量分析上，使用阿伦纽斯方程式进行高温短时的加速老化试验来模拟设备在较低温度和较长时间影响下的老化性能的折算分析。

图5 3155K变送器鉴定压力曲线与“华龙一号”鉴定要求对比Fig.5 HPR1000 severe accident qualification pressure requirement vs. 3155K

图6 3155K变送器鉴定温度曲线与“华龙一号”鉴定要求对比Fig.6 HPR1000 severe accident qualification temperature requirement vs. 3155K

通过阿伦纽斯公式进行热当量换算后，仍有一部分温度鉴定时间不能满足（计算中活化能选取元器件中活化能最低的薄膜电阻，计算值偏于保守）。得到的覆盖曲线时长为310.6 h，相比于严重事故鉴定曲线15天的时间，仍缺少49.4 h。通过对同一样机补充该时长下的温度时间，误差在样本给出的精度范围之内，故仪表在严重事故鉴定时间3范围内的温度试验可以满足要求。

针对辐照试验，堆腔注水流量的鉴定时间窗口3的辐照条件为γ累积剂量为1.40 × 105Gy，β累积剂量为 8.85 × 105Gy，保守考虑将 β等效折算后，累积剂量为 1.025 × 106Gy，3155变送器的鉴定试验辐照累积剂量为1.65 × 106Gy，可以满足HPR1000鉴定条件要求。

堆腔注水系统流量的信号采集与处理在 A列 SA机柜进行，可以满足严重事故供电及环境条件要求。

综上分析，堆腔注水系统流量测量仪表设计在严重事故下规定的执行功能时间窗口内是可以满足使用要求的。

2.3 设计优化

后续可考虑进行相关设计优化，对于环境条件极其恶劣的位置，进行仪表测量方式的设计优化，将仪表的电子部件进行分体式设计，采用远传的隔离容器贯穿安全壳，仪表安装在壳外环境较为和缓的位置，亦可将传感部件及转换部件分别安装在壳内和壳外，以减少严重事故恶劣的环境条件对仪表中电子部件的影响，提高仪表耐受严重事故环境条件的能力。可以减少严重事故鉴定的仪表使用，从而减少仪表的投资，改善仪表的日常维护环境。

3 结论

严重事故仪表设计及鉴定在国内处于起步阶段，需要综合考虑仪表设计准则、安装位置、严重事故环境条件，借鉴先进的研究方法，国外的相关工程经验和大量的仪表运行数据不断的进行探索和完善。本文为严重事故仪表可用性评估工作提供了技术支持，促进了“华龙一号”示范工程的顺利建设。结合示范工程中遇到的问题，对严重事故相关仪表进行设计优化，并对后续项目的工作提出了思考和建议，也对其他先进的核电技术研究设计中的严重事故仪表设计工作具有一定的推广和借鉴意义。