高钰文，魏文斌
（山东核电有限公司，山东 烟台 265116）
安全壳作为核电站的第三道安全屏障，能够限制放射性物质向外界环境中的释放。依据HAF 102《核动力厂设计安全规定》，以及HAD 102/06《核电厂反应堆安全壳系统的设计》等相关规定，核电厂需要定期开展安全壳整体泄漏率试验，以验证安全壳作为第三道安全壳屏障的密封性。
安全壳整体泄漏率试验的执行窗口为大修期间，占据大修关键路径工期。试验总体分为三个阶段[1]：试验充压阶段、试验压力平台阶段、试验卸压阶段。试验简要描述为：封闭安全壳，使用压缩空气向安全壳内充压至试验压力（0.397～0.407 MPa），进行试验数据采集和计算，得到当前安全壳的泄漏率。打压完成之后，需要对安全壳进行卸压，卸压后排放的安全壳空气是气载放射性流出物。
根据HAD 401/02《核电厂放射性废物管理系统的设计》第A1.4 节的规定[2]：“所有类型反应堆的排风（污染或可能污染的）在排放前都要通过相应的过滤器处理”。根据GB 6249—2011《核动力厂环境辐射防护规定》第8.1.1 节的要求[3]：“气载放射性流出物必须经净化处理后，经由烟囱释入大气环境”。
依据该三代核电的原始设计，试验卸压过程是直接将安全壳内的试验气体经过VUS 系统（即安全壳泄漏率试验系统，下同）的卸压流道，排放到外界环境中，中间未经任何空气的过滤[4]。调试期间由于没有放射性，可以采用这种方式来执行安全壳整体泄漏率试验的气体排放。但是机组带核运行之后，再采取这种卸压方式，会直接导致安全壳内的放射性物质直接排放到外界环境中，不满足上述流出物排放的要求。
国内某核电厂安全壳整体泄漏率试验后安全壳内厂房放射性碘超标的经验反馈中，也提到了在安全壳整体泄漏率试验期间（特别是卸压期间），整个厂房的压力变化可能会导致一回路内系统水中或系统设备内壁吸附的放射性碘加速释放。在这个经验反馈中，该核电站安全壳整体泄漏率试验完成之后，辐射防护人员在安全壳内，使用移动式碘监测仪表测到读数为170 Bq/m3。
对比之下，三代核电机组VFS 系统（即安全壳空气过滤系统，下同）烟囱气态流出物在线监测仪表的高1 报警值为150 Bq/m3，如果试验卸压的排气不经过空气处理单元，会导致烟囱气态流出物在线监测仪表报警。
除该类型三代核电机组之外，“国和一号”（CAP1400），以及“国和二号”（CAP1000）机组针对安全壳整体泄漏率试验卸压流道的设计也存在同样的缺陷。
综上，机组带核运行期间，执行安全壳整体泄漏率试验的卸压阶段再采取三代核电机组的原始设计，是不合适的，需要研究新的卸压流道和卸压方案。
1.1 总体思路
根据上述分析，需要确保试验卸压之后的气体经过过滤之后，再进行排放。经研究主要有两种技术方案：
（1）机组增设新的空气处理单元，并布置在安全壳整体泄漏率试验卸压流道的下游，确保试验卸压排放的气体经新增的系统空气处理单元后排入电厂烟囱中，则可以满足放射性流出物的排放要求。
（2）机组不新增空气处理单元，采用机组当前现有的空气处理单元。三代核电机组核岛中仅有 VFS 系统设置有两台空气处理单元，如果能够采取变更的方式确保试验卸压排放的气体经VFS 系统空气处理单元后排入电厂烟囱中，则可以满足放射性流出物的排放要求。
具体方案优缺点如表1 所示。
表1 技术方案优缺点分析Table 1 Comparison of advantages and disadvantages
经对比分析两种方案的优缺点，优先采用方案二。但是由于新的设计不在该三代核电系统和设备的设计基准功能之内，需要对系统和设备的承压能力、排放流量、卸压管道减压能力等方面进行评估，以确保能够满足试验的卸压要求。如果经过评估不满足要求，则再执行方案一。
具体对方案二的技术分析和研究如下。
1.2 技术研究及可行性论证
1.2.1 系统承压能力评估
依据VFS 系统的系统规格书，空气处理单元箱体的设计压力为7 500 Pa，此外考虑到机组正常运行期间，VFS 系统能够维持安全壳内大气的压力为- 1 600～6 890 Pa[4]。因此从设计和实际运行来考虑，必须将安全壳整体泄漏率试验卸压的压缩空气降压至6.89 kPa 以下，方可排入VFS 系统空气处理单元进行净化操作。
上述分析也证明了直接通过VFS 排风空气处理单元来净化试验的压缩空气是不可行的，必须先减压，再净化。
1.2.2 系统减压能力评估
系统的减压能力可以采取类比的方式来证明。在调试阶段已经执行过一次安全壳整体泄漏率试验，试验结束之后的压缩空气经由VUS系统（安全壳泄漏率试验系统，下同）的管道和阀门之后，排入核岛的烟囱中。核岛烟囱的承压等级为Ⅴ级，即承压能力≤1 500 Pa。
由此可以证明VUS 系统可以把安全壳整体泄漏率试验的压缩空气减压至6.89 kPa 以下。
1.2.3 排放流量与时间估算
安全壳整体泄漏率试验占据大修主关键路径，在考虑技术方案的同时，必须考虑电厂经济性的问题，即新的方案在满足核电机组安全和可操作性的基础之上，需要对卸压方案的排放流量与时间进行估算。具体评估和估算过程如下。
VFS 设置有两台排风空气处理单元，且每台机组的空气处理能力为6 800 m³/h，考虑到安全壳整体泄漏率试验向安全壳内打压至0.407 MPa 左右，安全壳自由容积为58 000 m³，换算成标准空气为236 000 m³。
在不考虑启动、调整，以及卸压后期的减速操作等因素的情况下，单纯理论计算：
（1）启动单台VFS 排风机，在全速下，卸压时间为：236 000 m3÷ 6 800 m3/h = 34.7 h；
（2）启动两台VFS 排风机，在全速下，卸压时间为：236 000 m3÷ 13 600 m3/h = 17.4 h。
在实际试验卸压操作过程中，在试验卸压初期，以及卸压后期的调整阶段，风机的转速达不到全速，因此实际的卸压时间会比理论时间长。依据海阳核电首次大修执行经验，卸压时间约为20 h。
参照三代核电四台机组调试期间安全壳整体泄漏率试验的卸压时间约为 26.5 h。如果能够两台VFS 排风风机同时启动，则可以大幅缩短卸压时间。
因此如果确保技术方案的经济性，需要尽量确保卸压过程中两台排风风机均投入运行。
1.3 具体改造方案
综上分析，VUS 系统可以把安全壳整体泄漏率试验的压缩空气减压至VFS 系统排风空气处理单元的承压能力之外，且在启动VFS 系统两列VFS 排风风机的情况下，相较于调试试验，试验卸压速率可以大幅度提升。但是基于三代核电机组当前的设置，VUS 系统减压的管线和阀门，并没有直接与VFS 系统排风空气处理单元相连接，因此，要实现上述功能必须对现有系统进行改造。
因此技术方案设定为：采取变更的方式，改变试验的卸压流道，将VUS 试验卸压阀下游与VFS 系统排风空气处理单元的母管相连，试验卸压的气体经由VUS 系统减压之后，再通过VFS 系统排风空气处理单元。既可以满足核电厂流出物排放的控制需求，又可以缩短试验时间。
新设计示意图如图1 所示，其中标红的为三代核电原始设计的卸压流道，标绿部分为新设计的卸压流道。
1.4 开发配套的卸压方案
为确保试验卸压速率的安全、高效和稳定，新的设计之下，需要开发配套的卸压控制方案。
总体思路：在确保核安全、辐射安全、系统设备安全、试验安全的前提下，采取技术手段，确保试验卸压过程的高效开展。
具体实施措施包括如下三个方面：
1.4.1 逻辑信号强制与闭锁
该三代核电机组在设计上设置了一定数量的仪控逻辑信号，试验卸压过程中可能会触发部分逻辑信号，导致VFS 风机的切换，从而影响试验的卸压气体的过滤和排放。
因此项目组在复杂的三代核电仪控信号系统中精准的定位到了三个可能影响试验卸压的逻辑信号：核岛厂房压差高报警信号、风机流量低报警信号、风机连锁切换逻辑信号。
通过逻辑信号的强制和闭锁，确保试验卸压过程中，两列VFS 排风空气处理单元优先全部支持A 类试验的卸压。
1.4.2 监视与操作
由于新的设计不在该三代核电的系统和设备的原始设计中，为确保系统和设备的安全，需要新增监视仪表和传感器。
（1）卸压管线压力。通过监视安装在卸压管线上的压力表，确保卸压管线压力始终在VFS排风空气单元的设计承受压力范围之内，防止超压损坏设备。当出现压力波动时，第一时间调节VUS 系统卸压管线上阀门开度，调节压力。
（2）试验卸压流量。通过监视流量，确保卸压流量始终维持在VFS 系统的设计范围之内，且尽量高，在满足设备安全的前提下，维持试验高效的卸压。
1.4.3 运行操作及应急预案的开发
针对该三代核电核电机组的技术复杂性，以及试验卸压过程中不可预见的问题，编制操作和应急预案，对可能出现的风机连锁切换、风机跳机等情况提前编制运行操作和应急预案，通过这种措施，既能确保核安全、辐射安全，又能尽可能保障安全壳整体泄漏率试验的高效开展。
本技术已经成功应用于海阳核电两台机组首次大修安全壳整体泄漏率试验。经实践证明，本技术成果的应用，既克服了三代核电机组安全壳整体泄漏率试验卸压流道的设计缺陷，又大大提高了卸压速率。
经验证：
（1）整个试验卸压过程中核电站放射性流出物排放满足国家法律法规的要求
在整个试验卸压过程中，持续监视电厂烟囱气态流出物在线监测仪表，未出现报警信号，证明了本技术成果的应用能够确保试验气体经过过滤之后再进行排放，避免了气载放射性流出物的直接排放，规避了海阳核电放射性流出物违规排放的风险。
（2）各参数均在系统设计要求内
在整个试验卸压过程中，持续监视卸压管道的压力以及流量等各项参数，始终维持在AP1000 系统和设备的设计范围之内，未超过系统设备的要求，确保了系统和设备的安全。
（3）提高了电厂经济性，缩短了大修关键路径工期。
采用本技术的海阳核电首次大修安全壳整体泄漏率试验的卸压所耗时间为：1 号机组为20 h 10 min，2 号机组为19 h 48 min。
而采用三代核电原始设计的调试阶段的安全壳整体泄漏率试验的卸压速率为26 h 38 min（该数据为海阳核电2 号机组调试试验数据，1号机组调试试验数据时间更长，在这里仅采用调试试验中耗时最短的试验来计算）。
相较于调试试验，采用本成果之后的海阳核电两台机组首次大修安全壳整体泄漏率试验共计缩短卸压时间 13 h 18 min。由于安全壳整体泄漏率试验为大修关键路径工作，因此，本技术成果的应用为海阳核电两台机组首次大修缩短了 13 h 18 min 的关键路径工期。
经调研，国内AP/CAP 三代核电之外的核电机组在设计之初就已经考虑到了安全壳整体泄漏率试验卸压气体的过滤之后再排放的问题。经调研国内通用堆型的安全壳整体泄漏率试验的卸压速率和时间如表2 所示。
表2 国内主要核电堆型试验卸压速率比较Table 2 Comparison of the depressurization rate
经过对比分析，可以很直观的可以得到结论：相较于国内各个堆型的核电机组，以及该三代核电的原始设计，本项改造项目应用之后的三代核电机组的安全壳整体泄漏率试验的卸压速率最快，卸压耗时最短。进一步验证了本成果的应用能够大幅度提高安全壳整体泄漏率试验卸压速率，降低卸压时间，为大修关键路径的缩短提供强有力的支撑。
4.1 提高核电厂安全性指标
本项改造项目的应用克服了三代核电机组安全壳整体泄漏率试验卸压流道设计的缺陷，重新设计之后的试验卸压流道，试验气体经过机组现有的空气处理单元过滤之后再进行排放，避免了气载放射性流出物的直接排放，规避了三代核电放射性流出物违规排放的风险。提高了机组的核安全和辐射安全。
4.2 提高电厂经济效益
经上述数据分析，相较于调试试验，本项目的应用为三代核电两台机组首次大修缩短了13 h 18 min 的关键路径工期。按照每小时50 万人民币的电价来估算，本成果的应用为三代核电首次大修节省665 万元。
本文针对三代核电机组安全壳整体泄漏率试验卸压流道的设计缺陷（即：试验气体未经过滤直接排放到外界环境，存在放射性流出物违规排放的风险），提出了安全壳整体泄漏率试验卸压流道的新设计，并自主开发了配套的卸压方案。在不新增机组空气处理单元的同时，满足了核电厂放射性流出物排放的要求，同时相较于调试试验，大大提高了试验卸压速率。本项成果和方案，可以广泛适用于后续同类型三代核电机组，以及“国和一号”（CAP1400）、“国和二号”（CAP1000）等三代核电项目。
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