不同压水堆核电厂低温超压事件的处置与应对

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图
1压力容器KPV 脆性断裂曲线
由于低温超压事件直接对一冋路造成了不可逆且相当 严重的损坏，因此这种现象受到了各个国家安全审査的重 视。

不同压水堆核电技术对于低温超压始发事件的预防也 采取了相应的措施。

这些措施既包括安全泄压阀配置方案, 也包括一定的运行行政措施，以及对低压超压始发事件的规 避等。

应对传统的二代及二代改进型核电厂、以及国内在役 的三代核电厂的低温超压始发事件的预防进行梳理,为后续 的电厂改进、及新电厂的设计提供思路。

二、M 310中的低温超压保护方案
国内在役的电厂，大多以法国引进的大亚湾核电为参考 的二代及二代改进型压水堆核电技术（M 310)。

其一回路系 统为三环路，执行停堆过程中堆芯衰变热导出的余热排出系 统全部布置在安全壳内。

M 310机组低温超压保护始发事
M 310机组的余热排出系统在丨60 ~ 180T ：接入到一回
路，稳压器在丨20弋灭汽腔后一回路进人到水实体状态。

在 稳压器灭汽腔前,始发事件的发生不会导致一回路压力的迅
速上升。

且由于高温下RPV 脆性断裂强度远超过始发事件 导致的峰值压力，因此这个温度区间下的事故，不会导致一 回路的破裂。

但由于始发事件最终会导致一回路压力超过 安全阀的峰值压力，安全阀最终会起跳。

安全阀起跳压力 下、]20T 以上的反应堆冷却剂排放时,会产生汽水混合的流 体,其冲击力也较低温情况下大很多。

考虑到事故的进程以及人员干涉的假定事件，如安注泵 误启动时，操作人员〇.5h 后停止安注泵。

通过余排系统先 导阀排放的总量超过了稳压器卸压箱的容积，最终会导致冷 却剂通过卸压箱进人到卸压箱房间环境中。

M 310堆型中，安全注人系统包括高压安注泵、安注箱、 低压安注泵。

余排系统接人后，运行人员会对安注箱的出口 电动隔离阀进行断电处理，以防止误安注信号引起的安注箱 向一回路的快速注人，有助于降低一回路失效风险。

在役的二代及二代改进型压水堆，稳压器的安全阀均配
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RPV 雎性断裂曲线/
―、低温超压事件的背景介绍
对于压水堆核电厂一回路系统，其低温情况下的主设备 材料韧性较电厂正常运行工况下降。

电厂一回路反应堆压 力容器（RPV )的脆性断裂强度如图1所示。

特别是随着运 行堆年的增加，压力容器中子辐射的积累，材料的初性进一 步降低。

电厂停堆过程中，稳压器消除汽腔后，或电厂启堆 过程中，稳压器建立汽腔前，一回路均处在完全的水实体状 态下，且此时一回路温度较低。

若在此工况有能量或质量的 引人，会引起一回路及其相连接系统压力的快速上升，威胁 到重要设备和系统的完整性。

件，主要包括安全注人系统的误启动、已经停掉的主泵重新 启动、化学和容积系统的上充下泄失衡等。

停堆过程中，由 余排系统冷却泵出口的两台先导式安全阀执行低温超压保 护，将一回路及余热排出系统的压力维持在极限压力下。

余 排系统安全阀的排放管线接人到稳压器卸压箱内，其参数如
表1所示。

M 310卸压箱总容积为37m 3,正常水容积为 25. 5m 3,正常气容积为11.5m 3。

表
1 M 310余排安全阀配置
参数名
参数值
第一组RRA
安全阀开启压力/MPa
4.0±0. 1关闭压力/MPa 3.7 ±0. 1起跳值下的排量mVh
284第二组RRA 安全阀
开启压力/MPa 4.5 ±0. 1关闭压力/MPa 4.2±0. 1起跳值下的排量m3/h
300
产业名科技论柏2021年第20卷第1期
不同压水堆核电厂低温超压事件的处置与应对
□皮月侯婷盛美玲丘锦萌
【内容摘要】压水堆核电厂停堆期间，稳压器灭汽腔后会进入低温水实体状态，此时由于可能因素引起的一回路压力的突然升
高即是低温超压事件。

由于一回路此状态下脆性断裂强度下降，一回路更容易彻底失效，引起堆芯的损毁。

如何
有效应对低温超压事件，是所有压水堆核电厂的重要设计内容。

本文针对国内在役核电厂（M 310,AP 1000，VVER ,
EPR )的低温超压方案进行了详细的介绍，并总结了其设计思路和设计特征，以指导后续工程设计和在役电厂方案
优化。

【关键词】低温超压；余热排出系统；安全阀
【作者单位]皮月，侯婷；中国核电工程有限公司北京核工程研究设计院
盛美玲，丘锦萌；
华龙国际核电技术有限公司系统与布置设计所
产at与科教於枯2021年第20卷第1期
置了先导式安全阀。

其先导式安全阀是由保护阀以及隔离 阀串联而成的阀组，基本结构如图2所示。

正常状态下保护 阀关闭、隔离阀开启。

超压事故时，保护阀自动起跳进行超 压保护，压力泄放完成后，保护阀回座恢复正常状态。

当保 护阀回座失效时，回路压力持续降低，此时隔离阀关闭，起到 冗余的隔离作用。

先导式安全阀既可以在设定的整定值下 起跳，这由其自身机械逻辑决定；也可以通过仪控信号使其 在低于整定值的压力下直接起跳。

先导阀组成特性决定了 其保护动作后拒关的失效风险较弹簧阀低，可靠性较高，在 安全分析中具有较大的优势。

图2先导式安全阀外形结构图
随着低温超压保护的重要性上升，以及相关电厂停堆过 程中安注泵误启动事件的发生，低温超压事件已经成为了一 个确切存在的事件。

相关电厂对稳压器安全阀进行了改进, 增加相关的仪控逻辑，使其在余排介人后的低温超压事件下 也能够对一回路及其相连接的系统进行超压保护。

针对不 同的低温超压保护事件，稳压器安全阀起跳整定值设置在 6.3 ~7. 0MPa_a之间，在单一故障假定稳压器第一组安全阀 失效时，剩余的两台均能完成超压保护的功能[1<。

针对稳压器安全阀的修改不涉及硬件层次的修改，无主 设备成本投人，足够的仪控逻辑信号隔离手段，也确保了修 改不影响稳压器安全阀执行原功能。

更重要的是，本次修改 直接将执行低温超压保护的安全阀数量由2台提升至了 5 台，安全性大幅提高。

本次修改是安全性和经济性双线优异 的典型代表。

三、AP1000中的低温超压保护方案
自动*汗阀
直接安注管线反应堆压力容器
蓄压安注箱
给水泵蓄压安注箱
图3 A P1000主回路与非能动堆芯冷却系统示意图AP1000是我国从美国引人的具有非能动特征的三代压水堆核电技术，其在系统配置上较传统压水堆进行了大幅的 优化，具有良好的安全性，同时系统配置大幅简化。

其一回 路为二环路，未设置稳压器卸压箱，而是将稳压器安全阀排 放管线接人到内置换料水箱中,来实现电厂功率运行情况下 的超压保护,AP1000主回路和非能动堆芯冷却系统的示意 图见图3。

与M310堆型相比，执行停堆过程余热导出的余热排出系 统的泵与换热器位于安全壳外，余排系统的安全阀调整到余 排系统的吸人口壳内管线母管上。

安全阀也从传统M310堆 型中的2台先导式安全阀变更为1台弹簧式安全阀（由于该安 全阀的排量较大，后续调试过程中其频繁起跳，后新增了一台 并列的小排量弹簧阀。

由于新增的安全阀并非应对低温超压 保护，所以认为AP1000余排系统仅设置了一台安全阀），基本 结构如图4所示。

其安全阀排放管线直接接人蒸汽发生器隔 间地漏，并最终进人到壳内放射性废液收集箱内。

其安全阀 整定值为3.45M Pa_g，起跳压力下的排量为193. ImVh。

在弹簧阀失效拒开、或余排系统与一回路隔离后余排安 全阀无法执行超压保护时，由运行人员手动触发稳压器自动 减压阀（ADS)来降低一回路的压力和提供超压保护。

AP1000的低温超压始发事件包括：补水/下泄不匹配；稳压器电加热器误启动;丧失余热排出，反应堆冷却剂系统 由于衰变热和泵加热而升温;一台反应堆冷却剂泵误启动；氢气误添加U
PXS系统（非能动堆芯冷却系统）主要由高压安注箱，非 能动补水箱组成，较传统的M310堆型,其去掉了能动的高压 安注泵和低压安注泵。

同时在停堆过程中，对安注箱进行断 电行政隔离，以防止其意外投运。

得益于两回路的设置及其PXS系统的配置，AP1000去 掉了 M310堆芯中部分可能的低温超压始发事件，降低了事 件始发频率,使其参与低温超压保护的阀门数量减少。

同时弹簧式安全阀的可靠性虽然也较高，但其用于概率 安全分析中的基准数据较先导阀差。

AP1000依赖于其他系 统对于堆芯的保护，采用了造价成本低、维护成本低的弹簧 阀也能够满足总体的安全目标。

四、VVER中的低温超压保护方案
VVER是我国从俄罗斯引人的三代压水堆核电技术。

其
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针对传统的压水堆核电技术进行良好的扩展，强化了系统的 独立性，并针对系统进行整合。

安全壳喷淋系统与余热排出 系统共用了换热器与栗，同时减少了单列的容量，采用了 4 x 50%的配置，既执行安全壳喷淋的功能，也用于停堆过程中 衰变热的导出。

其一回路为4环路，设置了稳压器卸压箱，总容积为 3(W，正常水容积为20m*123,正常气容积为10m3。

由余热排出 系统的8台先导式安全阀与稳压器的2台先导式安全阀共同 执行低温超压保护。

同时余排安全阀的排放管线直接接入 到地面，通过放射性废液收集系统对排放介质进行回收。

这 与AP1000的解决方式一致，适当扩大了安全阀动作影响范围。

稳压器安全阀执行低温超压保护，是基于了先导式安全 阀的自身特性，由逻辑电磁信号来触发稳压器安全阀的打 幵。

同时VVER针对余排系统的安全阀也设定了逻辑控制，其优先采用逻辑电磁信号触发余排安全阀动作进行超压保 护，并由阀门自身的机械逻辑实现更高压力水平的超压保 护。

VVER执行低温超压保护的安全阀配置如表2所示。

表2 VVER低温超压保护安全阀配置
参数名参数值
8台余排安全阀 的逻辑整定值开启压力/MPa 2.32关闭压力/MPa 1.87
8台余排安全阀 的机械整定值开启压力/MPa2.42关闭压力/MPa2.27
余排安全阀排量l/h彡104
2台稳压器安全阀 的逻辑整定值开启压力/MPa 3.7关闭压力/MPa 2.0
VVER采用了大量的行政措施，针对低温超压始发事件 进行规避。

如在停堆过程中，将停掉的一回路主泵、稳压器 电加热器、应急硼注入系统（JDH)、高压安注系统（JND)、应 急给水泵（LAS)等能动泵进行断电处理，防止其误动导致一 回路和蒸发器冷脆。

同时，稳压器灭汽腔后，对稳压器充氮 形成一个1.5〜1.96MPa的氮汽腔，避免一回路进入彻底的 水实体状态。

VVER也采用了较国内其他压水堆不同的运行参数，如M310电厂的余排接入压力位于2.5 ~3.0MP&a之间，而 VVER中将余排的运行压力限制在2. 12MPa_a以下。

针对低温超压保护，VVER采用了全面统筹的设计理念,不仅设置了足够的卸压措施，同时降低余热排出系统的运行 压力，使得在余排系统接人后可以切断高压安注泵系统、应 急硼注人系统等,尽可能消除可能的始发事件，远离影响一 回路完整性的极限脆性压力。

五、EPR中的低温超压保护方案
EPR是我国从法国引人的三代压水堆核电技术。

其与 VVER类似，强化了系统的能动特性。

延承自M310技术，EPR削弱了安全壳喷淋系统的安全级别，将安全注人系统与 余热排出系统合并，并分为4个安全列。

一回路为4环路，设置了稳压器卸压箱，总容积为40m3,正常水容积为31.5m3,正常气容积为8.5m3。

稳压器自身配 置了 3台先导式稳压器安全阀，电厂功率运行情况下，其整 定值为17.IMPa;停堆过程中，余排接入后，下调其整定值至
2021年第20卷第1期
7.OMPa参与冷态超压保护，其排量为688t/h。

余热排出系 统系列1和4投运时，一回路温度应低于120"C,系列2和3 投运时，一回路温度应低于1001,且仅三个用于停堆带热。

四列余热排出系统的每列壳内吸入口管线上均设置了一台 弹簧式安全阀，其压力起跳值为5.6MPa_a,完全开启值为 6. 16MPa.a,全开下的流量为230mVh。

在最不利的情况下，仅有3台稳压器安全阀可用；在大部分的冷态工况下，由余 热排出系统的与稳压器的安全阀，总计6台安全阀共同执行 超压保护。

EPR同VVER—样，安全系统设置了完全独立的4列，因此即便设置了稳压器卸压箱，将余排系统的安全阀的排放 介质导流至卸压箱内，仍然具有较大的布置难度。

但不同于 VVER直接排放至地面,EPR将余排系统的安全阀排放管接 人到了位于反应堆厂房底层的内置换料水箱内。

这得益于 EPR机型中，余排系统接人到一回路的温度较低，仅为 120T，其排放介质的闪蒸现象较小，可以将排放对内置换料 水箱的影响控制在尽可能小的范围内。

E R P对低温超压事件按照设计基准事故进行了细分。

如DBC-2类工况为安注泵误启动，且操作员辅助干预对RCV泵停运;DBC-3类工况为安注栗误启动,不考虑操作员 的干预导致RCV正常运行;DBC-4类工况为在DBC- 3类 工况的基础上，假定一台中压安注泵的小流量管线关闭，导 致注人扬程升高，-•回路面临了更大的压力。

根据不同的叠 加场景,EPR对安全阀能否满足排放量进行了分析和论证，确保安全阀的排量能够满足要求。

六、结语
本文对不同电厂的低温超压保护方案进行介绍，针对这 一危害较大的事故情况,三代压水堆核电技术均给出了不同 的策略，包括安全阀种类的选择，始发事件的规避，排放方式 的处理，统筹全厂策略，均具有自身的鲜明特色。

在电厂投资成本高居不下、核电经济较差的背景下，在 满足总体安全目标的前提下，应尽量选择合适的设备类型，如弹簧阀的单台造价远低于先导阀，且维护成本低。

同时应 扩宽设备执行功能的范围，如先导阀既可以实现机械开启、也可以利用仪控逻辑触发开启，稳压器承担低温超压保护的 功能,可以集中功能，减少余排系统的安全阀配置数量，直接 降低了电厂的设备规模，利于设备的投资成本控制和电厂的 运营维护。

在应对低温超压保护的事故下，许多三代核电技 术将安全阀的排放直接接人了地面，考虑到低温超压事故 下，排放介质基本为流体，挥发性较差，合理地设置房间的密 闭性可有效避免事故影响范围扩大至整个安全壳内，对场外 环境无影响，同时无需复杂的管道布置。

最后，低温超压事 件作为一个有可能直接导致一回路失效的事件，应统筹电厂 的事故分析，合理控制或减少始发事件，保护一回路的完整性。

【参考文献】
[1] 欧阳勇，蒋晓华，卢向晖.百万千瓦级压水堆核电厂低温水密实超压保护改进[J].核科学与工程,2014,4
[2] 张亚奇，唐祥.CPY核电厂低温超压保护改进的研究[J].核科学与工程,2019,10
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