蒸汽发生器泄漏率监测
AP1000电站主给水调节阀泄漏率等级的变更
AP1000电站主给水调节阀泄漏率等级的变更随着核电站技术的不断发展，安全和可靠性成为核电站设计和运营的重要考虑因素。
AP1000是一种第三代压水堆核电站设计，以其先进的安全系统和高可靠性而闻名。
在AP1000电站中，主给水系统起着关键作用，负责将冷却剂供给到主蒸汽发生器，并控制温度和压力。
主给水调节阀是主给水系统中的核心设备，用于控制冷却剂的流量，并保持系统的稳定运行。
主给水调节阀的泄漏率是衡量其性能和可靠性的重要指标。
泄漏率等级决定了是否需要采取措施修复或更换调节阀。
在AP1000设计中，主给水调节阀的泄漏率等级最初设定为2级，即在可接受的范围内，无需即刻采取行动。
经过长时间的运营和实践，AP1000电站的运营商和监管机构对主给水调节阀的泄漏率等级进行了评估，并认为有必要对其进行变更。
根据评估结果，主给水调节阀的泄漏率等级被调整为1级，即需要及时采取措施修复或更换调节阀。
变更泄漏率等级的原因包括以下几点：1. 安全性要求的提高：随着对核电站安全性的要求不断提高，AP1000电站的运营商和监管机构认为，将主给水调节阀的泄漏率等级调整为1级更符合安全性要求。
2. 经验教训的总结：在AP1000电站运营的过程中，可能发生了一些与主给水调节阀相关的故障或事故。
通过对这些故障和事故的调查分析，运营商和监管机构得出结论，将主给水调节阀的泄漏率等级调整为1级更有利于避免潜在的风险。
3. 技术进步的应用：随着科学技术的不断进步，更先进、更可靠的主给水调节阀已经问世。
运营商和监管机构认为，采用这些新技术能够有效降低主给水调节阀的泄漏率，提高整个系统的可靠性。
为了实施泄漏率等级的变更，运营商需要采取以下的步骤：1. 评估主给水调节阀的当前状态和性能，包括泄漏率的测量和评估。
2. 根据评估结果确定是否需要修复或更换主给水调节阀。
3. 如果需要修复或更换，运营商将制定一个详细的计划，并与供应商合作，采取必要的措施。
新型蒸汽发生器泄漏监测装置的研制
关键 词 ： 汽 发 生 器 ； 蒸 Ｎ、 （ 放 射 核 ； 度 比 ”） 活 中 图 分 类 号 ： ５． ３ ＴＩ ３ １ ３ 文献标识码 ： Ａ 文 章 编 号 ：２ ８０ １ （０ ６ ０— １８Ｏ ０ ５ —９ ８２ ０ ） ２０ ２一６
维普资讯
第 ２ ６卷
第 ２期
核 科 学 与 工 程
Ｃｈｎ ｓ ｏ ｒ ａ ｏ ｃｅ ｒＳ ｉｎ ｅ ａ ｄ Ｅ ｇｎ ｅｉ ｇ ｉｅ ｅＪ ｕ ｎ ｌ ｆＮｕ ｌａ ｃｅ ｃ ｎ ｎ ｉｅ ｒ ｎ
Ｖｏｌ ６ ＮＯ． ＿２ ： 装 置 的 工 作 原 理 是 基 于 堆 芯 中子 与 冷 却 剂 中轻 水 或 重 水 中 的 氧 同 位 素 Ｏ、 核 反 应 时 ， 放 本 Ｏ 其
射 性 产 物 Ｎ、 Ｏ 的半 衰期 各 不 相 同 ， ” 由于 Ｎ 和 Ｏ从 堆 芯 通 过 不 同 的 泄 漏 点 到 达 探 测 点 所 经 历 的路
程不同 ， 因此 Ｎ 和 ” 的 活度 比值 也 随 之 不 同 ， 过 所 测 得 的 不 同活 度 比 ， 可 以 反 推 出 Ｕ 形 管泄 漏 的 ０ 通 则 位 置 。将 研 制 的 监测 装 置在 本 院游 泳池 反应 堆 一 回路 水 取 样 室 进 行 了测 量 。结 果 表 明 ， 装 置 性 能 良 本
ｈ ，ｂｅ ｄ ａ ｄ ｃ ｌ ｏｉ ｔｏｆＵ— ｕ ｎ ｓ ｅ ｍ ｎｅ ａ ｏｒ ｏｔ ｎ ｎ ｏ ｄ ｐ ｎ ｔ ｂｅ ｉ ｔ ａ ｇｅ ｒ ｔ ．Ｂｅ ａ ｓ ｆｔ ｅ ａ ｉ ｓ Ｔ１ ｃ ｕ ｅ ｏ ｈｅ ｄ ｃ ｙ ｔｍｅ ／ ２ ｆ Ｎ ｎ Ｏ ｒ ｆｅ ｅ ｏｒ１ ６ ａｄ ａ ｅｄｉｆ ｒ ｎｔ，ｔ ａ ｉ ｆ Ｎ ｏ Ｏ ｃ ｉ ｉｉ ｓａ ｅ ｄｉｆ ｒ ｎｔｔ ｏ． Ｂｙ ｕ ｈｅ ｒ ｔｏｓｏ ｔ ａ ｔｖ ｔｅ ｒ ｆｅ ｅ ｏ — ｓｎｇ ｔ ｆ ｅ ｅ ｒ ｔｏ，ｗｅ ｃ ｎ ｏｂ ａ ｎ ｔ ｅ ｋ ｌ ｃ ｔｏｎ ｏ ｔ ｅ Ｔｈｅ ｒ ｄ ｏ ｃ ｉ ｉｉｓ ｉ ｈｅ ｄｉｆ ｒ ｎｔ ａ ｉ ａ ｔ ｉ ｈｅ ｌａ ｏ ａ ｉ ｆ Ｕ— ｕｂ ． ａ ｉ ａ ｔｖ ｔｅ
试验回路上的小钠水反应特性计算与分析
L r -U 阻塞计L =t z i ~探测器位置图I S C T l 试验回路流程展模型，蒸汽发生器内部相邻传热管破损模型等，通过计算 不同时刻不同位置的氢浓度以及相邻管破损时间，评估探测 器的有效性以及蒸汽发生器传热管间距的安全性。
SSW 程序的计算流程如图3所示。
第一,从程序的输人卡读入几何参数等初始数据完成程序的初始化。
接着根据 钠水反应模型通过水的泄漏率计算出破口处反应产物（氢） 的量和反应热量。
第二,根据氢在钠流中的扩散和溶解模型 计算出回路不同位置处的氢浓度。
第三，根据自损耗和钯管 损耗模型分别计算出自损耗速率、靶管损耗速率、自损耗厚 度以及靶管损耗厚度。
根据输出文件设置输出该时间步长 末的各检测位置处（钠中或者保护气体中）的氢浓度。
第四， 通过阈值判断探测器是否能够响应，破损管、靶管是否蚀穿, 如果达到阈值则输出探测器响应时间，靶管、破损管蚀穿时 间。
完成此时间步氢浓度等参数的计算后，进人下一个时间 步的计算,直至达到结束时间。
四、程序建模本文使用一维小泄漏钠水反应程序SSW 程序对SCTI 试 验回路进行建模。
模型包括主要管道、中间热交换器、蒸汽Industrial & Science Tribune一、 背景介绍快堆主要采用液态钠作为冷却剂，一般分为三个回路。
主要通过中间热交换器、蒸汽发生器将堆芯产生的热量通过一、二最终传给三回路的水。
蒸汽发生器在快堆热传输系统 中有重要的作用，它既传递热量产生用于发电的水蒸气，又 能阻止钠和水的接触从而避免发生钠水反应。
1983年在海牙召开的快堆蒸汽发生器会议根据泄漏速 率、对蒸汽发生器材料、整个回路的影响把蒸汽发生器泄漏 分为4级，分别是微泄漏、小泄漏、中泄漏和大泄漏[|]。
实践 中一般将小于l 〇g A 的蒸汽发生器水泄漏事故定义为小泄 漏。
小泄漏钠水反应产物主要是氢和氢氧化钠等。
泄漏监 测子系统（小泄漏监测部分）用来保证及时发现小量水泄人 到钠中，并确定出破损的模块。
纯蒸汽发生器验证方案
纯蒸汽发生器验证方案1. 背景介绍纯蒸汽发生器是一种常用于工业生产中的设备，用于生成纯净的蒸汽。
它通常用于供应给需要蒸汽的设备或用于生产过程中的加热、蒸馏等操作。
为了确保纯蒸汽发生器的正常运行和性能稳定，我们需要对其进行验证。
本文将介绍一个纯蒸汽发生器的验证方案，以确保其工作符合预期并满足相关标准和规范。
2. 验证目标纯蒸汽发生器验证的主要目标是确保其满足以下要求：•生成的蒸汽符合规定的纯度要求。
•设备能够稳定地工作，并在预定的工作条件下提供足够的蒸汽。
•设备的安全性能达到标准要求。
3. 验证步骤3.1 设备检查在开始验证之前，我们首先需要对纯蒸汽发生器的设备进行检查，以确保其符合设计和安装要求。
设备检查包括但不限于以下方面：•外观检查：检查设备外观是否完好，是否有损坏或渗漏现象。
•连接检查：检查设备的管道连接是否紧固，是否有松动或漏气现象。
•电气检查：检查设备的电气系统是否正常工作，是否有短路或其他故障。
3.2 性能测试纯蒸汽发生器的性能测试是验证过程中的关键环节，它涉及蒸汽的纯度、产量和稳定性等关键指标的测量。
3.2.1 纯度测试纯度测试用于确定蒸汽中不纯物质的含量，一般使用化学分析方法进行。
测试步骤包括：1.使用适当的采样装置采集蒸汽样品。
2.将采集的样品送往实验室进行化学分析。
3.根据分析结果，比较蒸汽中各种不纯物质的含量与规定的纯度要求，判断蒸汽是否合格。
3.2.2 产量测试产量测试用于确定纯蒸汽发生器在预定工作条件下提供的蒸汽产量。
测试步骤包括：1.测量进入纯蒸汽发生器的水流量。
2.记录进入纯蒸汽发生器的水的初始温度和压力。
3.观察蒸汽发生器的运行，并记录蒸汽的温度和压力。
4.根据测量结果，计算纯蒸汽发生器达到稳定状态时的蒸汽产量。
3.2.3 稳定性测试稳定性测试用于评估纯蒸汽发生器在不同工作条件下的稳定性能。
测试步骤包括：1.改变纯蒸汽发生器的工作条件，如水流量、温度等，并记录这些参数的变化。
辐射测量技术课后题答案
2.1核辐射测量的分类：一是测量核辐射的粒子数如放射源活度、射线强度及通量密度等；二是测量核辐射粒子的能量。
2.2测量装置包括：辐射源、探测器、电子学记录系统及计算机系统。
2.3低水平放射性测量：辐射防护、环境检测、核电站的辐射测量等通常都是极其微弱的放射性测量被称作低水平放射性测量。
2.4低水平放射性测量通常分3步进行：1.在所关心的地点采集具有代表性的样品；2.用物理或者化学方法处理样品3.测量样品并对测量结果作统计学方面的分析判断。
2.5用于低水平放射性测量的测量装置应该具有这样的特点：能用最少的测量时间得到满足测量精度要求的测量数据，可以探测到的最少样品的放射性活度要大。
（这就需要定义优质因子）2.6本底的主要来源：宇宙射线、周围环境的放射性核素、屏蔽材料及探测器件中的放射性核素2.7降低本底的措施：降低本底，要根据本底的来源，采用不同的措施。
1.铅屏蔽材料中有微量放射性核素，选择放置较长时间的老铅或特殊精练过的铅，可使本底降低2.为减少氡钍射气造成的本底，可以采用有效的通风3.为了降低探测元器件的放射性核素带来的本底，可以采用以石英玻璃代替玻璃壳的光电倍增管，可以先对NAI（T1）晶体经过去钾提纯4.降低宇宙射线中的硬成分的影响可采用反符合屏蔽5.对于接地不良造成的对电子学线路的干扰，可以尽可能缩短放大器与探测器之间的距离，所有电子学仪器都一点接地。
4.1、燃料元件破损监测的方法？①一回路冷却剂γ放射性的连续监测②一回路冷却剂放射性的采样测量③辐照后燃料元件包壳破损的啜漏检测2、燃料元件包壳破损的啜漏检测系统的组成和工作原理？在线：固定在装卸料机上的压缩空气注入单元和抽真空单元；控制和测量单元；记录单元。
离线：水循环采样回路、气体回路、隔热回路；啜漏套筒、过滤器原理：在停堆期间，根据一回路冷却剂放射性跟踪监测提供的信息，将全部或部分燃料燃耗未达到额定值的燃料组件从反应堆卸到燃料水池，先采取在线检测系统对元件包壳破损泄漏监测，进而把泄漏的有破损燃料组件和不带泄漏的完好燃料组件区分开，然后采用离线检测系统定量的测定破损情况。
AP1000一回路泄漏率试验介绍与分析
１ 一 回 路 泄 漏 率试 验 概 述
一
出ｃ ｖ ｓ ￣ ｂ 水 一下 泄 的净 质量 （ 一 回路泄 漏 率试 验 时一 般要 求无 ｃ ｖ ｓ Ｓ ｂ 水一 下泄 ） 。一 回路 总体 泄
漏 可 以表示 为 ： Ｒ Ｃ Ｓ 总 体泄 漏＝ ＡＰ Ｚ Ｒ 蒸 汽质 量 ＋ ＡＰ Ｚ Ｒ液体
定 量 测 量 泄漏 是通 过 主 蒸 汽 管 线 放射 性 监
收集 到地 坑 ， 但 并不பைடு நூலகம்是被 收集 到 地坑 的冷 却剂 都
是不 可识 别泄 漏 ． 知 道泄 漏来 源 和流 量 的 向地 坑 的泄 漏是 为可 识别 泄漏 。
概括 起来 进行 一 回路泄 漏率 测量 时 ， 作 为输 入 的参数 应包 括 ： Ｒ Ｃ Ｄ Ｔ 液位 、安 全壳 地 坑液 位 、
回路泄漏率 监测 的 目的在于 ：首先 监测无
压力边界 泄漏 。 确保 一 回路压 力边界完 整性 ， 避免
放射 性物质 大量外 泄 ： 其次 Ａ Ｐ １ ０ ０ ０ 安全 壳 内高能
管 道 设 计 均 满 足 先漏 后 破 原 则 （ １ ｅ ａ ｋ ｂ ｅ ｆ ｏ ｒ ｅ
质量＋ △Ｒ Ｃ Ｓ 质量 ＋ ＡＣ Ｖ Ｓ Ｓ ｂ 水一 下 泄
（ Ｒ Ｃ Ｄ Ｔ ） 中 的 泄 漏
算模 型的输入包含 一基准泄漏 率 ，所 以必须 限制
Ｒ Ｃ Ｄ Ｔ 是 一个 位 于 安 全 壳 内 的封 闭 水 箱 ， 收
泄漏率 在要求范 围内来保 证安全分析 的有效性 。
集 的可识别 泄漏 包括压 力 容器 法 兰面 密封 泄漏 、
稳压 器安全 阀泄 漏 、 自动 卸压 阀和 压力 容器 顶盖
包括 ： 凝汽器 抽气 出 口高放射 性 （ 常规 岛排气 口放 需要 注意 的是 ， 不可 识别 泄 漏一 般认 为是 被
核电厂蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率评估方法探讨
核电厂蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率评估方法探讨摘要：本文介绍了压水堆核电站中常见的几种判断蒸汽发生器（SG）泄漏和计算SG泄漏率的方法，结合EPRI导则和工程实际，总结出适合核电厂SG泄漏率的评估方法，通过及时发现和确认泄漏率，以达到降低SG传热管裂纹扩展成裂缝或破裂的可能性。
关键词: 蒸汽发生器；泄漏；评估方法；概述SG是核电站中连接一、二回路的重要设备。
近几年虽然SG传热管材料不断的更新换代，但由于传热管受到机械应力、热应力、微振磨损、杂质腐蚀等原因，在整个压力边界中依然是最薄弱部分[1]。
2.SG泄漏判断和泄漏率计算SG传热管泄漏率监测方法有在线监测和手工监测2种。
在线监测主要对SG出口处16N核素的放射性进行监测。
手工监测主要用于统计在线表响应和泄漏率变化的趋势分析。
3.1 SG泄漏的定性判断核电厂在SG排污系统、凝汽器抽真空系统和蒸汽发生器系统都设有在线放射性监测表。
同时也通过SG排污系统手工监测来判断SG是否存在泄漏。
3.2 SG泄漏率计算3.2.1 16N在线放射性监测正常情况下二回路水汽中不存在16N，当SG泄漏时，反应堆冷却剂进入二回路。
在线放射性监测仪表记录由于16N衰变产生的高能γ射线，计算出SG泄漏率。
3.2.1.4 在线表泄漏率计算16N的半衰期只有7.13s，所以必须考虑泄漏点到监测点由于传输时间引起的衰变消耗，计算公式如下：4 结论通过上述对SG是否泄漏判断以及利用不同核素计算SG泄漏率探讨，核电厂泄漏率计算可以参考以下要点：? 在主蒸汽管线必须设立放射性在线表，能快速发现SG是否泄漏。
? 在运行模式下，可以选择惰性气体和氚来评估SG泄漏率；在非运行模式下，可以选择氚来评估SG泄漏率。
? 可利用SG的溶解固体来定性判断SG是否泄漏。
? 选择定量累计流量阳树脂来评估泄漏率。
参考文献[1] 臧希年.核电厂系统与设备（第二版）[M].北京：清华大学出版社，2010.9[2] 朱继洲、奚树人.核反应堆安全分析[M].西安：西安交通大学出版社，2004.8[3] 薛汉俊.核能动力装置[M].北京：原子能出版社 1990.65-99[4] 黄芳芝,郑福裕.压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理的研究.核动力工程，1993年12月 Vol.14. No.6[5] James C Smith, James K Akeroyd. Applying Experience in an Advanced Design. Nuel Eng Inter, 1986, 31(393):83-86[6] Tube Problems-Worldwide Statistics Reviewed. Nuel EngInter, 1993, 38(462): 20-22[7] 绍翁.日本发生核事故给其核前景投下一层阴影.国外核新闻.1991年04期第1页[8] PWR Primary to Secondary Leak Guideline, EPRI, R3，2004，12。
核电站-回路压力边界泄漏监测氟-18传输效率分析
力， 其合力与来流方 向一致 ， 叫作摩擦阻力 ； 另 方面 ， Ｆ 埔 微尘受到与来流方 向相 同的压力差 形成 的合力 ， 叫作压差阻力。因而当埽 Ｆ微尘在
一
空 气 中运 动 时 ， 尘 所受 气 流 的阻 力 由摩 擦 阻 微
图 ３ 数值模拟的实现流程 图
力与压力差一并构成。当博 Ｆ微尘 与附近 空气
两相湍流中颗粒相以气相作为承载体 ， 颗粒相 的输运和扩散受气相脉动的直接影 响， 其模拟 的精确性是气粒两相流计算的保障。以往模拟 实践表明 ， 当前对两相湍流 的模拟 比较确切 的
是 雷诺 压力 模 型 （ Ｓ ， Ｒ Ｍ） 因而本 文选 用 Ｒ Ｍ 模 Ｓ
型 。
堕
（） ２
所污染 。这将造成环境污染 ， ］ 同时还会造成
堆芯 失水 事故 ， 响核 电站安 全运行 ， 影 因此对 反
应而又足够准确 的优点， 因此培 微尘输运特性 Ｆ
研 究 必不 可少 。
应堆 一 回路压 力边 界泄 漏 的监测 十分 重要 。 培 Ｆ是 一种具 有 Ｂ 衰 变 的 核 素 ， 一 回路 在
有相 对 运动 时 ， 尘 受 到可 以减弱 彼 此 相对 运 微
２ １ 气相流 场模 型的选 取 ．
为 了便 于运 算 ， 文选 取 湍 流 模 型 对 二 维 本 和三维 取样 通道 的流 场进行模 拟计 算 。在气 固
动速度 的空气阻力作用。因此在通常情况下 ，
微 尘所 受 阻力 由下式计 算 ：
次侧中并没有埔 ， Ｆ 在传热管破裂 以后 ， 二次侧 被来 自一 回路 的液体物质充斥并很快蒸发 ， 包 含 Ｆ的泄露物 以气体状态与二 回路物质一道
移 动 。并依 次经 管束 段 、 上升 区 、 汽水 分离 区及
蒸汽发生器系统(SGS)
（2）非安全相关超压保护
SGS设置非安全相关的PORV，PORV为二次侧超压保护 提供纵深防御并防止安全阀（V030～V035）开启。
（1）蒸汽和给水的输送
SGS将具有一定温度的给水从MFWS输送至安全壳 内的蒸汽发生器，并将蒸汽发生器内产生的蒸汽输 送至MSS，再输送至汽轮机用于发电。
（2）连续运行
在功率运行期间，SGS（与RCS，FWS和MSS一起） 排出RCS产生的热量，并通过蒸汽发生器将热量传 至SGS。在二次侧水总装量正常运行范围内，SGS 进行可靠、稳定的给水流量控制，防止不必要的停 堆和停机。
（5）排污至蒸汽发生器排污系统（BDS）
在启动、停堆、正常功率运行工况和蒸汽发生器全 流量湿保养期间进行除氧与pH值控制工况时，SGS 对蒸汽发生器二次侧进行连续的排污，保证二次侧 工质满足化学要求。
（6）主蒸汽管线预热
SGS设置主蒸汽隔离阀旁路阀（V240），与MSIV 平行，并且先于MSIV开启以平衡蒸汽压力。启动工 况时，通过主蒸汽隔离阀旁路阀（V240）对蒸汽管 线逐渐地进行预热，限制蒸汽管线的热瞬态；并且 控制低温蒸汽管线管壁上蒸汽的凝结，避免发生水 锤。
（2）蒸汽发生器隔离
蒸汽管线破裂或给水管线破裂时，SGS与电站控制系统PLS、主蒸汽 系统MSS、主给水系统MFWS、启动给水系统SFWS共同作用防止超 过一个蒸汽发生器的快速喷放。
（3）给水隔离
各种事故情况下，保护和安全监测系统PMS发出给水隔离信号，对蒸 汽发生器主给水管线进行隔离，防止RCS过度冷却，保证安全停堆。
EPRI《蒸汽发生器完整性评估导则》解读
２０１８ 年 ２ 月
Ｖｏｌ １７，Ｎｏ １
Ｆｅｂ ２０１８
核 安 全
Ｎｕｃｌｅａｒ Ｓａｆｅｔｙ
ＥＰＲＩ 《 蒸汽发生器完整性评估导则》 解读
梅金娜∗ ， 蔡 振， 韩姚磊， 王 勇， 韩传伟， 薛 飞
（苏州热工研究院有限公司， 苏州 ２１５００４）
摘要： 《蒸汽发生器完整性评估导则》 是美国电力研究院发布的用于评估蒸汽发生器
基金项目： 中国广核集团尖峰计划项目———核电厂运行许可证延续论证关键技术研究 （第一阶段）， 项目编号： ＣＧＮＰＣ － Ｔ － ２０１６ － ００３
作者简介： 梅金娜 （１９８１— ） ， 女， 吉林吉林人， 高级工程师， 博士， 材料学， 现主要从事核电厂关键部件材料老化行为和机理研究
∗通讯作者： 梅金娜， Ｅ⁃ｍａｉｌ：ｍｉｎｊｉｎｎａ型识别、 传
热管无损检测 （ Ｎｏｎｄｅｓｔｒｕｃｔｉｖｅ Ｅｘａｍｉｎａｔｉｏｎ， 简
称 ＮＤＥ） 技术检查降质、 应用完整性评估方法
评估 ＳＧ 当前以及检查间隔期末的完整性， 证
明 ＳＧ 在下一个检查间隔内将保持完整性性能
准则要求。 ＳＧ 完整性评估具有重要的实际工程
ＳＧ 大纲。 强制要求核电厂大纲中包括以 下 内
评
ＳＧ 部件的老化效应得到较为有效的管理。 但需
点涉及 ＳＧ 传热管的管理和维修相关问题， 以
ＮＥＩ ９７ － ０６ 提出了建立 ＳＧ 大纲的框架：
全
我国建立了规范的核电厂设备老化管理体
美国核能 研 究 所 （ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｅｎｅｒｇｙ Ｉｎｓｔｉｔｕｔｅ， 简
国核电厂因 ＳＧ 一次侧 － 二次侧泄漏事件导致
０６ 以及同年发布的 ＥＰＲＩ 《 ＳＧ 完整性评估导则》
LBB泄漏监测系统在三代压水堆核电厂的应用研究
LBB泄漏监测系统在三代压水堆核电厂的应用研究蒋天植;沈峰;杨戴博;王银丽;黄有骏;袁彬【摘要】LBB(Leak-Before-Break)技术是保证核反应堆结构安全和可靠的一种重要分析方法,广泛应用于三代核电堆型中.该技术降低了核电厂设计、建造及维护的复杂性,提升了核电厂的经济性.本文对LBB技术在三代核电堆型中的应用情况进行了研究,并对各堆型中基于LBB技术的泄漏监测系统的原理、技术特点及性能指标进行了介绍和分析.最后,对各种探测技术进行了总结.【期刊名称】《科技视界》【年(卷),期】2017(000)006【总页数】2页(P20-21)【关键词】LBB;压水堆;泄漏监测;三代核电厂【作者】蒋天植;沈峰;杨戴博;王银丽;黄有骏;袁彬【作者单位】中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,四川成都610041;中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,四川成都610041;中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,四川成都610041;中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,四川成都610041;中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,四川成都610041;中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,四川成都610041【正文语种】中文三代核电总体设计准则要求：对安全重要的结构、系统和部件必须被设计成能够承受正常运行、预期瞬态和假定事故工况的影响。
当分析证明流体系统管道破裂的概率极低时，由于管道破裂引起的动力效应的影响可以不考虑[1]。
LBB(Leak Before Break)简称“破前漏”，其主要原理是在管道裂纹扩展到发生突然破裂的临界裂纹尺寸前，其泄漏量已大到可以监测出来，以提醒操作员进行及时修复，避免突然破裂的发生，从而在设计中可以不考虑管道破裂引起的动力效应的影响。
目前世界上各种三代核电堆型都采用了LBB技术，该技术应用在管道上用来取消管道破裂动力效应的评估，主要包括以下四方面的内容：材料选择、分析、检查和泄漏监测。
余热蒸汽发生器风险管控措施
余热蒸汽发生器风险管控措施
余热蒸汽发生器是一种利用工业生产中产生的余热将水加热为蒸汽的设备。
虽然它具有高效节能的优点，但在操作过程中仍然存在一些潜在的风险，需要进行管控措施，以确保设备的运行安全。
下面是一些常见的风险和对策措施。
1.高温高压造成的安全风险：
-安装安全阀：安全阀是一种自动保护装置，能够在设备内部压力超过设定值时自动排除多余压力，防止设备爆炸。
-加强设备维护：定期对设备进行维护和检查，确保设备的工作压力和温度正常，防止压力过高导致事故。
2.泄漏引起的安全隐患：
-加强设备密封：确保余热蒸汽发生器的连接部位和设备本身的密封性良好，防止压力泄漏和化学品泄露。
-安装泄漏报警装置：在设备关键部位安装泄漏探测器，一旦发生泄漏，能够及时发出报警并采取相应措施。
3.燃烧引起的火灾风险：
-定期检查燃烧控制系统：确保燃烧控制系统的正常运行，保持燃烧过程的稳定和完全燃烧，防止火灾发生。
-加强火灾防护措施：在设备周围设置灭火器和火灾报警设备，以便及时控制和报警。
4.设备故障引起的安全风险：
-进行预防性维护：定期对设备进行维护和检修，及时更换老化的零部件，防止意外事故的发生。
-加强员工培训：对操作人员进行全面的培训，使其能够熟悉设备的工作原理和操作要点，提高工作技能和安全意识。
综上所述，余热蒸汽发生器的风险管控措施主要包括加强设备维护和检查、安装安全阀和泄漏报警装置、增加火灾防护设备以及进行员工培训等。
通过这些措施的全面实施，可以有效降低余热蒸汽发生器在工作过程中可能出现的安全风险，保证设备的运行安全和生产效率。
核电厂蒸汽发生器运行中的安全问题
3882018.7MEC 对策建议MODERNENTERPRISECULTURE传热管是蒸汽发生器的重要组成部分，具有保障核电厂放射性介质不泄漏的功能。
传热管的破损是严重影响蒸汽发生器使用寿命的关键因素，我国核电厂有的蒸汽发生器随着运行时间的延长，即使加强了对传热管质量的研究，也不可避免蒸发器传热管出现部分损伤的情况，所以我国在加强技术研究的同时，也要重视传热管的安全防护措施。
一、传热管降质形式分析（一）凹痕与耗蚀传热管与支撑板之间具有缝隙，会在运行中堆积大量的杂质，杂质中蕴含高浓度的离子。
杂质是二次侧水产生的，在二回路系统中，一旦发生泄漏，会严重的影响杂质的含量，其中包含大量的磷酸钠物质，经过浓缩之后，会导致传热管出现降质的情况，影响蒸汽发生器的正常运行。
（二）侧应力腐蚀侧应力腐蚀产生的环境要素三种，分别是高温水、高应力、敏感结构。
在三种环境中工作，会导致蒸汽发生器晶间出现腐蚀，甚至会导致其出现破裂的情况。
在运行的过程中出现腐蚀的情况，会导致核电厂蒸汽发生器出现严重的安全问题。
（三）微振磨损与作业疲劳传热管在作业中会使管子出现严重的磨损，会使管子减薄。
其出现微振磨损的情况时管内液体流动产生的，其磨损受到各种因素的影响，包括管子与防振条的距离，作业的流速等。
作业疲劳是U 型管内液体流动形成的，其在作业中会出现诱发振动的情况，会导致管子破损。
二、蒸汽发生器安全问题预防措施（一）重视对二回路水化学监测工作人员要重视对二回路水的管理与监测，对水质进行科学的控制能够有效的避免其出现腐蚀的情况。
控制二回路的水质能够保障蒸汽发生器在绿色的环境内运行，保持其水质的碱性，并保障水质中化学离子成分的稳定性。
对水质进行控制可以采用摩尔比、乙醇胺等，现已经得到了广泛的应用。
在监测过程中，要维持水质的指标，并对异常值进行分类分析，按照其对传热管的腐蚀程度进行划分，将其腐蚀程度控制在最小。
另外，如果海水进入冷凝器中，会导致蒸汽发生器出现严重的破损。
核电站蒸汽发生器排污水监测道报警阈值研究
常运行 ， 防止任何超剂量事故 的发生。辐射监测
系统包 含多 种监 测 通 道 ， 分 别 监测 核 电站 工 艺 系 统、 工 作 区域 和排 出流 的放 射性水 平 ， 每个 通道设 置 了两 级报 警 阈值 ， 以确 保 在 发 生 异 常情 况 时 发 出报警 信 号 ， 确 保 电站 和 人 员 （ 包 括公众 ） 的 安
发 生器 微小 的泄漏 ， 因为微漏 在长 时 间运 行后 ， 蒸
全＿ １ ｊ 。报警阈值作为辐射监测系统是否发出报
警 信号 的重要 指 标 ， 是 辐 射监 测 系统 的 核 心运 行 参数 ， 其 设 置的合 理 与 否 直 接影 响到 辐 射 监测 系 统 的稳 定有 效运 行 ， 并 问接 影 响 到 电站 的安 全稳
汽发生 器 的二次 侧水将 会受 到放射 性 污染 。 当测 量 的蒸 汽发 生器 取样水 的放 射性 超 出预定值 时 给 出警报 ， 提 醒工作 人员 排查 泄漏 点 。
定运行 。简单地说 ， 如果阈值设置过高， 辐射监测
系统 可能 在发 生事 故 的情 况下 不 能 及 时 报警 ， 从 而对 电站 和工 作人 员 的安 全 造 成极 大 威 胁 ； 如 果
第３ ５ 卷
第１ 期
贾靖轩 ， 等： 核电站蒸 汽发生器排污水监测道报警 阈值 研究
５ ３
（ 如一回路水 的活化和腐蚀产物的活化 ） ， 当蒸汽 发生器一 、 二次侧发生泄漏时 ， 一次侧水 的放射性 核素会迁移到二 回路水 中， 其 中全部惰性气体都 随蒸 汽被 蒸发 带 走 ， 因此 在 核 取 样 系 统 中 只考 虑
同工况下 的放射性核素活度谱可 以参 照核 电站 《 安全分析报告》 中给出的活度谱 Ｊ 。一般情况 下， 一 回路冷却剂 中的放射性核素包括裂变产物 （ 如惰性气体 、 碘 和其 他裂变产 物 ） 和活 化产物
“华龙一号”主蒸汽管道局部泄漏监测系统设计
第41卷第1期核科学与工程Vol.41 No.1 2021年2月Nuclear Science and Engineering Feb.2021“华龙一号”主蒸汽管道局部泄漏监测系统设计张 雷，魏华彤，闫桂银（中国核电工程有限公司，北京 100840）摘要：中核集团在二代改进型压水堆成熟技术的基础上，开展了“华龙一号”三代堆型的设计建设工作。
其中LBB技术作为“华龙一号”堆型的重要技术改进，其应用于反应堆冷却剂管道、波动管、安全壳内主蒸汽管道等高能管道。
由于主蒸汽管道LBB技术的应用，属于新的研究领域，目前并没有专门的法规要求，并且目前用于主蒸汽管道泄漏检测的手段很少，缺少有效的定量、定位测量手段，不足以支撑主蒸汽管道LBB技术的应用。
鉴于此，增设“华龙一号”主蒸汽管道局部泄漏监测系统，采用声发射泄漏监测技术，作为对现有主蒸汽管道泄漏检测技术的补充和完善，为主蒸汽管道应用LBB技术提供有力支撑。
该文主要介绍主蒸汽泄露监测系统的主框架设计、检测原理设计、系统结构设计、传感器安装设计、处理机柜设计、保温层优化设计六个方面进行简述，对工程设计具有一定的指导意义。
关键词：LBB技术；主蒸汽管道泄漏；声发射技术中图分类号：TL48文章标志码：A文章编号：0258-0918（2021）01-0096-07Design and Application of the Main Steam LineLocal Leakage Measuring System in HPR1000ZHANG Lei，WEI Huatong，YAN Guiyin（China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Beijing 100840，China）Abstract：Based on the mature technology of the advanced second generation PWR, CNNC carried out the design and construction of the third generation of HPR1000. Among them, as an important improvement of HPR1000, LBB technique is applied to reactor coolant pipelines, wave tubes, main steam pipelines in the containment vessel and other high-energy pipelines.Due to the application of LBB technique in the main steam pipeline, which belongs to a new research field, there are no specific regulatory requirements at present. In addition, there are few methods for leak detection in the main steam pipeline, and the lack of effective ______________________收稿日期：2020-12-29作者简介：张雷（1982—），男，河北保定人，高级工程师，硕士，现主要从事核电站仪控系统设计方面研究9697quantitative and positioning measurement means is insufficient to support the application of LBB technique in the main steam pipeline. In view of this, the local leakage monitoring system of HPR1000 main steam pipeline was added and acoustic emission leakage monitoring technique was adopted to supplement and improve the existing main steam pipeline leakage detection technique and provide strong support for the application of LBB technique in the main steam pipeline. The main steam pipeline leakage monitoring technique will be described in details from the main frame design, detection principle design, system structure design, sensor installation design, processing cabinet design, and insulation layer optimization design. Key words ：LBB technology ；The main steam pipeline leakage ；Acoustic emission techniqueLBB 技术（破前泄漏，Leak Before Break ），其基本思想是当管道发生早期泄漏，泄漏量达到一定程度之前，可以通过泄漏监测装置测量出来，这样在管道裂纹扩展到临界裂纹尺寸而突然断裂之前，可以有充裕时间实现安全停堆，对泄漏管道进行修补或更换等处理，以避免管道双端断裂的发生[1]｡LBB 技术应用于反应堆冷却剂管道、波动管、安全壳内主蒸汽管道等高能管道，其中一回路反应堆冷却剂管道和波动管LBB 技术的应用，其法规要求和检测手段较为完善，而主蒸汽管道LBB 技术的应用，属于新的研究领域，目前并没有专门的法规要求，主蒸汽管道的泄漏检测手段也很少，针对二代加M310堆型，安全壳地坑液位测量作为主蒸汽管道泄漏率定量测量的唯一方法，暂无其他定量测量手段，检测手段较为单一。
二氧化碳再生塔喷射蒸汽发生器的泄漏和防范
Ｋｅ ｒ ｓ ｒ ｇ ｎ ｒ ｔ ｒｊ ｔｓｅ ｍ ｅ ｅ ａｏ ；ｅ ｋ ｇ ； ｒｃ ｕ ｉｎ ｙｗｏ ｄ ：ｅ ｅ ｅ ａｏ ；ｅ ｔａ ｇ ｎ ｒ ｔ ｒ ｌａ ａ ｅ ｐ ｅａ ｔ ｏ
二氧化 碳再 生塔 喷射蒸汽 发生器 是合 成氨装 置二 氧化碳 脱碳 系统关键 设备 之一 。在运 行过 程 中，该设备 的故 障发生 率 比较 高 ，经 常 出现管束 内漏 和封头 泄漏 的事件 ，给安 全平稳 长周期 生产
ＹＵＥ ｉ ｇ— ｏ ｇ ， Ｍ ｎ ｃ ｎ ＺＨ Ａ Ｎ Ｇ ７ｇ ， Ａ Ｎ Ｇ Ｐｃ７ ＬＩ Ｚｈｅ ｎ
（ ｒｍ （ｉ ｉｌ ｘｎ ｎ Ｅｘ ｌｒ ｔ ｎ ａ ｄＤｅ ｅｏ ｍｅ ｔＣｏ ａ ｙ， ｅ ｎｉｎ ４ ８ ４ Ｃｈ ｎ ） Ｔａ ｉ ） ｆ ｄ Ｔａ ｉａ ｐｏ ａｉ ｎ ｖ ｌｐ ｎ ｍｐ ｎ Ｚ ｐ Ｘｉｊａ ｇ ８ ４ ０ ， ｉａ ｌｅ ｏ Ａｂ ｔａ ｔ Ａｎ ｌｚ ｈ ｅ ｓ ｎ ｏ ｅ ｋ ｇ ｆｊｔｓｅ ｍ ｅ ｅａ ｏ ｒ ｍ ｈ ｎｔｏ ｅａ ｉｎ， ｑ ｉ ｓｒ ｃ ： ａｙ ｅｔ ｅｒ ａ ｏ ｓ ｆｒ ｌａ ａ ｅ ｏ ｅ ｔａ ｇ ｎ ｒ ｔ ｒ ｆｏ ｔ ｅ ｕ ｉ ｐ ｒ ｔ ｏ ｅ ｕｐ
ｌ 设 备 工 作 原 理 和 结构
凯 洛 格 工 艺 中 二 氧 化 碳 再 生 塔 喷 射 蒸 汽 发 生
收 稿 日期 ：２ １ ０２ ０ ０１—１ 作 者 简 介 ：乐 明 聪 （ ９ ８ ） １ ７ ～ ．男 ，重 庆 人 ，炼 化 工 程 师 。从 ２ ０ 年 起 一 直 从 事 炼 化 工 艺 、安 全 管理 工 作 。 ０４
化 工 设 计 通 讯
・
第 ３ ７卷 第 ｌ期
２１ 年 ０１ ｍ ｃ ｌＥｎｇ ｎ ｅ ｉ ｓｇ ｍ ｍ ｕ ｃ ｔｏ ｉ ｅ ｒｎｇ Ｄｅ ｉ ｎ Ｃｏ ｎｉａ ｉｎｓ
PRS系统蒸汽管道隔离阀泄漏率计算分析
由于 Ｐ Ｒ Ｓ 蒸汽 隔离阀闸 阀泄 漏率试验所 采用的介质 为水 ． 而正 常运行环境为蒸 汽， 而试验得到的最大泄漏率为体积泄漏率。由于阀 后为常温 ． 且经过阀门的降压 ． 则泄漏至阀后介 质都将变为液态水。 因 此需要计算阀后泄漏介质在常温常压下的体 积。
２ 计算
２ ． １ 基 本 假 设 不考虑蒸汽隔离阀后温度与压力 的变化 ． 以及通过 阀瓣冷凝的液
【 关键词 】 田湾核 电厂 ５ 、 ６ 号机 组 ； 二 次侧非能动冷却 系统（ Ｐ Ｒ ｓ ） ； 蒸汽 隔离阀 ； 泄漏率 ０ 前 言 算适用。
蒸汽发生 器二次侧非 能动冷却 系统 （ Ｐ Ｒ Ｓ ） 为压水堆核 电厂严 重 事故预防与缓解措施 ． 在发生全厂断电事故叠加辅助 给水系统汽动泵 系列失效事故 ． 和全部 丧失给水事故工况下 ， 在 不超过冷却剂压力边 界设计条件的前 提下 ． 通过蒸汽发生器 以非能 动的方 式导出堆芯衰变 热及反应堆冷却 剂系统 各设备 的显热至环境 最终 热阱 ． 实现事故后的 缓解作用 图 １ 给 出了 Ｐ ＲＳ系统蒸汽管道隔离 阀常关情况下 系统流
滴泄漏到 阀门下游 ２ ． ２ 计算输入 蒸汽压力 ： ６ ． ８ ９ ＭＰ ａ ． ａ ｂ ｓ 蒸汽温度 ： ２ ８ ３ ￣ Ｃ 阀 门公 称 直 径 ： ２ ０ ０ ｍ ｍ 阀门下游最低温度 ： ５ ０ ℃（ 厂房环境条件最低值 ） 阀门下游压力 ： ０ ． １ ０ ３ ＭＰ ａ ２ ． ３ 计算过程 Ｔｈ ＝ ２ ８ ３ ｏ Ｃ 阀前蒸汽温度 Ｐ ６ ． ８ ９ ＭＰ ａ ． ａ ｂ ｓ 阀前蒸汽压力 ０ ． ０ ３ ０ １ ２ ９ｍ３ ／ ｋ ｇ 阀前蒸汽 比容 阀后液体温度 ； ５ ０ ℃ 阀后液体压力 Ｐ ０ ． １ ０ ３ ＭＰ ａ 阀后液体 比容 ０ ． ０ ０ １ ０ １ ２ ｍ ３ ／ ｋ ｇ 阀门公称直径 ＤＮ ＝ ２ ０ ０ ｍｍ 阀门体积泄漏率 Ｖ ｈ ＝ ０ ． Ｉ Ｃ ｍ￣ ／ （ ｈ ・ ｍｍ ） ￣ ２ ０ Ｏ ｍ ｍ＝ ２ ０ ｅ ｍ３ ／ ｈ
设备泄漏率统计标准
设备泄漏率统计标准一、密封点分类和统计范围1、动密封：各种机电设备(包括机床）的连续运动、旋转和住复、的两个部件之间的密封，属于动密封。
如压缩机轴，泵轴，各种釜类旋转轴等的密封均属动密封。
2、静密封：设备（包括机床）和厂内采暖设备、及其附属管线和附件，在运行过程中两个没有相对运动的部件之间的密封属于静密封。
如设备管线上的法兰、各种阀门、丝堵、活接头；机泵设备上的油标、附属管线；电气设备的变压器、油开关、电缆头；仪表孔板、调节阀、附属引线;以及其他设备的结合部位均属静密封。
二、密封点统计标准：1、动密封点的统计标准：一对连续运动、旋转或往复、两个部件之间的密封算一个动密封点。
2、静密封点的统计标准：一个静密封点接合处，算一个静密封点。
如一对法兰，不论其规格大小，均算一个密封点。
一个阀门一般算四个密封点，如阀门后有丝堵或阀后紧接放空，则应各多算一点。
一个丝扣活接头，算三个密封点。
特别部位如连接法兰的螺栓孔与设备内部是连通的，除了接合面算一个密封点外，有几个螺栓孔应加几个密封点.3、泄漏点的统计标准：有一处泄漏，就算一个泄漏点,不论是密封点或因焊缝裂纹、砂眼、腐蚀以及其他原因造成的泄漏，均作泄漏点统计。
泄漏率计算公式: 泄漏率=(泄漏点数/静密封点数）×1000（0/00）三、动、静密封检验标准:（一）、静密封检验标准：1、设备及管线的接合部位用，肉眼观察不结焦、不冒烟、无漏痕、无渗迹、无污垢。
2、仪表设备及汽、风源引线，焊接及其他连接部位用肥皂水试漏,无气泡；真空部位，用薄纸条顺的办法。
3、电气设备变压器、油开关、油浸纸绝缘电缆头等接合部位，用肉眼观察无渗漏。
4、氧气、氮气、空气系统，用用肥皂水检查无气泡。
5、蒸汽系统，用肉眼观察不漏气无水垢。
6、酸、碱等化学系统，用肉眼观察无渗迹、无漏痕、不结垢、不冒烟或用精密试纸试漏不变色.7、水、油系统，宏观检查或用手摸无渗漏、无水垢。
8、各种机床的各种变速箱、立轴、变速手柄、宏观检查无明显渗漏。