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(shè)計院核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計技術(shù)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(fā)生器(SG)是核電廠最重要的主設(shè)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(fā)生器傳熱管數(shù)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(huán)節(jié)之一。

國內(nèi)外核電廠運行實踐表明，即使采用最嚴(yán)格的制造要求，隨著核電廠的運行，蒸汽發(fā)生器一次側(cè)向二次側(cè)的少量泄漏仍是不可避免的。因此，合理地配置蒸汽發(fā)生器一次側(cè)向二次側(cè)泄漏監(jiān)測系統(tǒng)，確定泄漏率監(jiān)測閾值，并結(jié)合監(jiān)測結(jié)果制定核電廠運行策略，對核電廠長期安全穩(wěn)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(tǒng)中。當(dāng)蒸汽發(fā)生器發(fā)生一次側(cè)向二次側(cè)泄漏時，一回路冷卻劑中的放射性核素就會遷移到蒸汽發(fā)生器二次側(cè)。以氣體形式存在的放射性核素(16N、惰性氣體)可認(rèn)為全部隨蒸汽被蒸發(fā)帶走。其余核素則溶解在蒸汽發(fā)生器鍋水中或以固態(tài)形式沉積在蒸汽發(fā)生器二次側(cè)。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(tǒng)，絕大部分則會隨著蒸汽發(fā)生器排污水，進入蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)中。結(jié)合多樣性、冗余性的檢測要求，國內(nèi)外核電廠通常分別在蒸汽發(fā)生器排污水以及主蒸汽中取樣，分別設(shè)置放射性監(jiān)測系統(tǒng)以監(jiān)測蒸汽發(fā)生器一次側(cè)向二次側(cè)泄漏。

合理控制蒸汽發(fā)生器一次側(cè)向二次側(cè)的泄漏率是相關(guān)工作的關(guān)鍵環(huán)節(jié)，但國內(nèi)蒸汽發(fā)生器泄漏率檢測控制閾值多來源于早期的國外技術(shù)轉(zhuǎn)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(jiān)測閾值的取值進行分析，探討了兩者間的關(guān)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(jiān)測的建議。本研究旨在調(diào)研并梳理SG一次側(cè)向二次側(cè)泄漏率數(shù)值的使用目的，提出我國自主三代核電廠SG一次側(cè)向二次側(cè)泄漏率取值及控制的建議。

1 SG一次側(cè)向二次側(cè)泄漏率取值的確定依據(jù)

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

1.1 用于輻射防護設(shè)計的泄漏率取值

用于輻射防護設(shè)計的蒸汽發(fā)生器一次側(cè)向二次側(cè)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(guān)取值在安全分析報告第11章“設(shè)計基準(zhǔn)源項或保守假設(shè)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(cè)向二次側(cè)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(jīng)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(biāo)準(zhǔn) GB/T 13976[6]的編制參考了美國標(biāo)準(zhǔn)，其中SG一次側(cè)向二次側(cè)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(fā)生事故時(如主蒸汽管道斷裂、蒸汽發(fā)生器傳熱管斷裂)SG一次側(cè)向二次側(cè)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(guī)定，事故工況泄漏率可根據(jù)核電廠SG傳熱管的維修標(biāo)準(zhǔn)不同，考慮不同的取值。

對于常規(guī)的以40%壁厚損失為傳熱管維修標(biāo)準(zhǔn)的核電廠，事故工況泄漏率取值應(yīng)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(dāng)運行技術(shù)規(guī)范規(guī)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(shè)計的泄漏率取值應(yīng)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(guī)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(biāo)準(zhǔn)(ARC)的核電廠(需要美國核管會單獨批準(zhǔn))，SG的檢測維修采用“蒸汽發(fā)生器降質(zhì)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(biāo)準(zhǔn)。SGDSM包括特定的在役檢查計劃，以及特定狀態(tài)監(jiān)測和運行評估方法。與SGDSM策略相關(guān)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(biāo)準(zhǔn)一致。對于未受事故影響的SG，技術(shù)規(guī)范中規(guī)定的總泄漏率閾值也需要在未受影響的蒸汽發(fā)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(xié)會(EPRI)對SG傳熱管缺陷與泄漏率的關(guān)系進行了研究[9]，包括應(yīng)力腐蝕開裂與泄漏率的關(guān)系、疲勞裂紋與泄漏率增加的關(guān)系、磨損點蝕等其他降質(zhì)機理與泄漏率關(guān)系等等。同時，結(jié)合美國機組運行經(jīng)驗以及泄漏率檢測的技術(shù)發(fā)展情況，給出了SG泄漏率控制的操作導(dǎo)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(xù)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(dǎo)則和基于持續(xù)泄漏率的控制導(dǎo)則，列于表1。

表1 美國EPRI SG泄漏率控制導(dǎo)則Tab.1 SG leakage rate control guidelines of EPRI

1.3 用于保證蒸汽發(fā)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(fā)生器傳熱管的完整性，核心目的是即使傳熱管上出現(xiàn)微小裂紋，控制其不會產(chǎn)生裂紋擴展乃至發(fā)展為SGTR事故，確保在SGTR事故發(fā)生前，核電廠完成運行狀態(tài)的后撤。蒸汽發(fā)生器一次側(cè)向二次側(cè)泄漏率的保護閾值及對應(yīng)的電廠操作要求在安全分析報告第16章“運行技術(shù)規(guī)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(fā)生器一次側(cè)向二次側(cè)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(shù)規(guī)格書”的規(guī)定與之保持一致。

2 國內(nèi)外核電廠SG一次側(cè)向二次側(cè)泄漏率取值情況

2.1 用于輻射防護設(shè)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(guī)定，取值75磅/天(1.4 kg/h)。

國內(nèi)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(guī)定，更為保守。

EPR機組[13]規(guī)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(guī)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(qū)分正常運行和非正常運行的控制閾值。在缺少大量運行數(shù)據(jù)支持的情況下，正常泄漏率與運行狀態(tài)掛鉤的做法更容易解釋且具有足夠的保守性，相關(guān)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(shù)據(jù)分析表明，當(dāng)回路之間的壓差值為 7 MPa 時，蒸汽發(fā)生器會發(fā)生一回路至二回路泄漏，平均泄漏率為12～19 g/h?；谏鲜鼋?jīng)驗，保守地將1 kg/h 的泄漏率作為輻射防護設(shè)計的基準(zhǔn)[14]，該取值小于參考文獻[3]的規(guī)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(shù)規(guī)格書”規(guī)定的保護閾值，所以是保守的。

國內(nèi)M310機組[12]，假定3 臺SG中有一臺在每個換料周期內(nèi)發(fā)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(guān)內(nèi)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(guī)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(diào)頻并在72小時內(nèi)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(nèi)后撤；(3)任一臺SG泄漏率大于70 L/h(約合70 kg/h)，執(zhí)行事故程序。上述行動對應(yīng)的變化率準(zhǔn)則為：(1)24小時內(nèi)泄漏率增加超過3 L/h；(2)連續(xù)3天，每天的泄漏增加均超過1 L/h；(3)3天以內(nèi)，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(guī)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(nèi)后撤至冷停堆工況。

國內(nèi)M310機組[12]，用于核電廠運行控制的泄漏率閾值規(guī)定如下：(1)任一臺SG泄漏率大于44 L/h(44 kg/h)，在1小時內(nèi)后撤；(2)任一臺SG泄漏率大于70 L/h(70 kg/h)，執(zhí)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(guī)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(jié)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(nèi)M310機組[12]，44 L/h的后撤閾值(見2.2節(jié))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(dǎo)致SGTR。

由于VVER 核電站泄漏率運行限值(單臺蒸汽發(fā)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(guī)定泄漏率閾值。

3 比較與分析

結(jié)合前文的研究，將第1章中美國標(biāo)準(zhǔn)規(guī)范對SG一次側(cè)向二次側(cè)泄漏率的取值要求與國內(nèi)外核電廠蒸汽發(fā)生器一次側(cè)向二次側(cè)泄漏率取值情況進行匯總比較，列于表2。

表2 SG一次側(cè)向二次側(cè)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(nèi)外核電廠目前尚未有統(tǒng)一按美國規(guī)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(guī)體系設(shè)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(guī)定，運行技術(shù)規(guī)范規(guī)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(shè)計的事故工況泄漏率取值應(yīng)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(guī)定的SG泄漏率取值均不同于美國的標(biāo)準(zhǔn)規(guī)范取值要求，但相關(guān)數(shù)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(wěn)定性提出了更嚴(yán)峻的挑戰(zhàn)。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(nèi)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(biāo)準(zhǔn)規(guī)范以及EPR、VVER等其他機組取值，事故工況泄漏率兩個月內(nèi)從0～72 kg/h線性變化的取值也缺少支撐依據(jù)。

4 建議

4.1 建立SG正常泄漏率取值標(biāo)準(zhǔn)

相比參考文獻[4]中SG一次側(cè)向二次側(cè)正常泄漏率總量75 磅/d(約1.4 kg/h)的取值，目前國內(nèi)M310機組SG一次側(cè)到二次側(cè)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(nèi)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(jīng)濟性。

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

表3 國內(nèi)某些M310機組SG一次側(cè)到二次側(cè)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(shù)據(jù)，建立我國自己的泄漏率數(shù)據(jù)庫，以建立符合我國核電實際情況的輻射防護設(shè)計的基準(zhǔn)。

4.2 優(yōu)化事故工況SG泄漏率取值要求

目前，國內(nèi)尚未建立針對事故工況下SG一次側(cè)向二次側(cè)泄漏率取值的規(guī)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(guī)定，梳理優(yōu)化事故工況下SG一次側(cè)向二次側(cè)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(guī)范，并開展自主的SG替代維修標(biāo)準(zhǔn)(ARC)以及SG降質(zhì)特殊管理策略研究，以實現(xiàn)對事故工況SG泄漏率取值的進一步優(yōu)化。

4.3 建立SG泄漏率運行控制體系

國內(nèi)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(shù)規(guī)范，SG一次側(cè)向二次側(cè)泄漏率取值缺乏系統(tǒng)性考慮，相關(guān)各專業(yè)的研究缺少溝通協(xié)調(diào)，泄漏率運行控制閾值存在一些尚待優(yōu)化的問題。

EPRI的SG泄漏率控制導(dǎo)則[9]有較為堅實的理論依據(jù)，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(wěn)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(jù)不同傳熱管厚度、管徑、設(shè)計壓力計算出泄漏值，并包絡(luò)性地給出了閾值取值建議，因此這些取值可能出現(xiàn)過于保守的情況，需要充分研究后方可用于國內(nèi)電廠，否則可能會降低運行經(jīng)濟性。

建議參考EPRI的理論基礎(chǔ)，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(shè)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(fā)生器傳熱管完整性的泄漏率保護閾值等設(shè)計考慮與電廠運行控制有機地結(jié)合起來，具體建議包括：

(1)當(dāng)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(tǒng)檢測靈敏度，確定“增加監(jiān)測”閾值；

(2)當(dāng)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(jiān)測系統(tǒng)報警值；

(3)根據(jù)自主三代核電機組蒸汽發(fā)生器傳熱管管徑、厚度、運行壓力、溫度等指標(biāo)計算出對應(yīng)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(shè)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(shù)規(guī)格書”中規(guī)定的運行限值。