反应堆安全壳整体泄漏率测量阶段持续时间优化研究

doi:10.3785/j.issn.1006-754X.2024.03.316

工程设计学报

2024, Vol. 31

Issue (1): 74-80 DOI: 10.3785/j.issn.1006-754X.2024.03.316

可靠性与保质设计

反应堆安全壳整体泄漏率测量阶段持续时间优化研究

刘锐¹(

),单强²,梁招瑞³,侯秦脉¹(

)

^1.生态环境部核与辐射安全中心，北京 100082
^2.中广核核电运营有限公司，广东深圳 518000
^3.辽宁红沿河核电有限公司，辽宁大连 116000

Research on optimization of integrated leakage rate measurement stage duration for reactor containment

Rui LIU¹(

),Qiang SHAN²,Zhaorui LIANG³,Qinmai HOU¹(

)

^1.Nuclear and Radiation Safety Center of Ministry of Ecology and Environment, Beijing 100082, China
^2.China Nuclear Power Operations Co. , Ltd. , Shenzhen 518000, China
^3.Liaoning Hongyanhe Nuclear Power Co. , Ltd. , Dalian 116000, China

全文: PDF(1161 KB) HTML

摘要：

为了降低反应堆安全壳整体泄漏率测量试验风险和使泄漏率测量结果更加保守和可信，基于空气稳定准则、函数曲率准则和数据分布准则，提出了一种适用于我国核电机组的安全壳整体泄漏率测量阶段持续时间的优化方法。结合法国电力集团的安全壳整体泄漏率测量阶段持续时间调整方法，明确了安全壳整体泄漏率测量试验结束的判定要求，并提出了增加安全壳内空气稳定判定准则和整体泄漏率测量终止判定准则的优化方法。以20组安全壳打压试验样本为例，计算了安全壳整体泄漏率测量阶段的持续时间。结果表明，共有17组样本满足优化条件，其中15组样本在16 h内满足整体泄漏率测量终止判定准则，其余2组样本分别在19.25 h和18.25 h内满足全部的验收准则。所提出的优化方法能够缩短反应堆安全壳整体泄漏率测量阶段的持续时间，其比法国的方法更为保守、可信。

关键词： 安全壳; 整体泄漏率; 测量阶段; 持续时间; 优化方法

Abstract:

In order to reduce the risk of the integrated leakage rate measurement test of reactor containment and make the leakage rate test results more conservative and reliable, an optimization method for the integrated leakage rate measurement stage duration of containment for China's nuclear power plants is proposed based on the air stability criteria, function curvature criteria and data distribution criteria. Combined with the adjustment method for the containment integrated leakage rate measurement stage duration of the French Power Group, the determination requirements for the end of integrated leakage rate measurement test for containment were clarified, and an optimization method was proposed to add the criteria for determining the stability of air inside the containment and the termination of integrated leakage rate measurement. Taking 20 groups of containment pressure test samples as examples, the integrated leakage rate measurement stage duration for containment was calculated. The results showed that 17 groups of samples met the optimization conditions, of which 15 groups of samples were able to meet the integrated leakage rate measurement termination criteria within 16 h, and 2 groups of samples met all acceptance criteria within 19.25 h and 18.25 h, respectively. The proposed optimization method can shorten the duration of the integrated leakage rate measurement stage for reactor containment, which is more conservative and reliable than the French method.

Key words: containment integrated leakage rate measurement stage duration optimization method

收稿日期: 2023-10-20 出版日期: 2024-03-04

CLC:

TH 183.1

通讯作者: 侯秦脉 E-mail: liurui@chinansc.cn;houqinmai@chinansc.cn

作者简介: 刘锐（1985—），女，河北沧州人，高级工程师，硕士，从事核电厂安全相关设备研究，E-mail: liurui@chinansc.cn，https://orcid.org/0009-0001-1167-4647

	服务
	把本文推荐给朋友
	加入引用管理器
	E-mail Alert
	RSS
	作者相关文章
	刘锐
	单强
	梁招瑞
	侯秦脉

引用本文:

刘锐,单强,梁招瑞,侯秦脉. 反应堆安全壳整体泄漏率测量阶段持续时间优化研究[J]. 工程设计学报, 2024, 31(1): 74-80.

Rui LIU,Qiang SHAN,Zhaorui LIANG,Qinmai HOU. Research on optimization of integrated leakage rate measurement stage duration for reactor containment[J]. Chinese Journal of Engineering Design, 2024, 31(1): 74-80.

链接本文:

https://www.zjujournals.com/gcsjxb/CN/10.3785/j.issn.1006-754X.2024.03.316 或 https://www.zjujournals.com/gcsjxb/CN/Y2024/V31/I1/74

表1 不同标准对安全壳整体泄漏率测量阶段持续时间的要求

图1 法国电力集团核电机组安全壳整体泄漏率试验的执行工期

图2 安全壳整体泄漏率测量阶段持续时间的优化策略

表2 安全壳整体泄漏率测量阶段持续时间优化条件判断 (%/24h)

图3 基于空气稳定性判据1的安全壳整体泄漏率验算结果

图4 基于空气稳定性判据2的安全壳整体泄漏率验算结果

表3 安全壳整体泄漏率测量终止判定结果

1	方兴，翁文庆，叶水祥. CPR1000延长ILRT周期研究［J］. 核动力工程，2021，42（4）：222-227. FANG X， WENG W Q， YE S X， et al. Study on extension of containment ILRT cycle of CPR1000［J］. Nuclear Power Engineering， 2021， 42（4）： 222-227.
2	French Ministry of Electricity. Civil engineering design and construction code for 900 MW（E） pressurized water reactor nuclear power plants： RCC-G（86）［S］. Paris： French Nuclear Island Equipment Design and Construction Rules Association，1986：1-248.
3	沈东明，蔡建涛，何锐，等.基于统计软件R的安全壳泄漏率试验数据有效性分析［J］.核动力工程，2020，41（5）：99-103. SHEN D M， CAI J T， HE R， et al. Data reliability analysis during containment leakage test based on statistical software R［J］. Nuclear Power Engineering， 2020， 41（5）： 99-103.
4	何锐，沈东明，李少纯，等.双层安全壳环廊泄漏率分析方法研究［J］.核动力工程，2021，42（3）：121-125. HE R， SHEN D M， LI S C， et al. Research on double containment annulus leakage rate test［J］. Nuclear Power Engineering， 2021， 42（3）： 121-125.
5	欧阳钦，褚英杰.安全壳整体试验标准ANSI/ANS-56.8-1994在田湾核电厂的应用［J］.核动力工程，2010，31（6）：24-28. OUYANG Q， CHU Y J. Application of containment leakage test code ANSI/ANS-56.8-1994 in Tianwan Nuclear Power Station［J］. Nuclear Power Engineering， 2010， 31（6）： 24-28.
6	褚英杰，欧阳钦.安全壳整体泄漏率计算方法的比较分析［J］.核动力工程，2010，31（6）：33-37. CHU Y J， OUYANG Q. Comparison and analysis of methods for containment leakage rate calculation［J］. Nuclear Power Engineering， 2010， 31（6）： 33-37.
7	杜宇，刘勇，丁小川. 福清核电厂1、2号机组安全壳整体泄漏率试验充压和降压速率优化的分析和研究［J］.核科学与工程，2017，37（2）：199-202. doi：10.3969/j.issn.0258-0918.2017.02.005 DU Y， LIU Y， DING X C. Optimization analysis and study for pressurization and depressurization gradient of Fuqing 1 & 2 overall containment leakage test ［J］. Nuclear Science and Engineering， 2017， 37（2）： 199-202. doi: 10.3969/j.issn.0258-0918.2017.02.005
8	American Nuclear Society. American national standard for containment system leakage testing requirements：［S］. La Grange Park， Illinois： American Nuclear Society， 1994： 1-34.
9	中国核工业集团公司. 核电厂安全壳密封性试验：NB/T 20018—2010 ［S］.北京：中国原子能出版社，2010：1-23. China National Nuclear Corporation. Containment leaktightness test for nuclear power plants： NB/T 20018—2010 ［S］. Beijing： China Atomic Energy Press， 2010： 1-23.
10	中国核工业建设股份有限公司. 核电厂建构筑物维护及可靠性鉴定标准：［S］.北京：中国计划出版社，2018：1-144. China Nuclear Engineering and Construction Corporation Limited. Standard for maintenance and application of reliability of structures in nuclear power plants：［S］. Beijing： China Planning Press， 2018： 1-144.
11	孙锋，潘蓉，严天文，等. 混凝土安全壳整体性能试验峰值压力持续时间探讨［J］.原子能科学技术，2016，50（10）：1846-1852. doi：10.7538/yzk.2016.50.10.1846 SUN F， PAN R， YAN T W， et al. Discussion on duration of maximal pressure plateau in containment structure integrity test［J］. Atomic Energy Science and Technology， 2016， 50（10）： 1846-1852. doi: 10.7538/yzk.2016.50.10.1846
12	李阳，聂羽飞.钠燃烧试验厂房隔热密封门的设计与分析［J］.工程设计学报，2022，29（1）：115-122. doi：10.3785/j.issn.1006-754X.2022.00.009 LI Y， NIE Y F. Design and analysis of heat insulation sealing door of sodium combustion test plant［J］. Chinese Journal of Engineering Design， 2022， 29（1）： 115-122. doi: 10.3785/j.issn.1006-754X.2022.00.009
13	郭仪翔，陈立芳.某密封结构密封介质仿真分析及其泄漏特性试验研究［J］.机电工程，2023，40（2）：258-265. doi：10.3969/j.issn.1001-4551.2023.02.014 GUO Y X， CHEN L F. Simulation analysis of sealing medium of a sealing structure and experimental research on its leakage characteristics［J］. Journal of Mechanical & Electrical Engineering， 2023， 40（2）： 258-265. doi: 10.3969/j.issn.1001-4551.2023.02.014
14	李建发，陈广恒，张瑞，等.恒压法安全壳泄漏率测量技术的开发与可行性研究［J］.哈尔滨工程大学学报，2023，44（7）：1124-1130. doi：10.11990/jheu.202304010 LI J F， CHEN G H， ZHANG R， et al. Development and feasibility study of the containment leakage rate measurement technology using the constant pressure method［J］. Journal of Harbin Engineering University， 2023， 44（7）： 1124-1130. doi: 10.11990/jheu.202304010
15	冯利法，黄海涛.核电厂钢制安全壳泄漏率测试系统的开发与验证［J］.核科学与工程，2021，41（6）：1159-1168. doi：10.3969/j.issn.0258-0918.2021.06.009 FENG L F， HUANG H T. Development and verification of steel containment vessel leakage rate testing system of nuclear power plant［J］. Nuclear Science and Engineering， 2021， 41（6）： 1159-1168. doi: 10.3969/j.issn.0258-0918.2021.06.009
16	季刚，苏晓亮，李海东，等.浮动核电站安全壳泄漏率指标分配［J］.中国舰船研究，2022，17（1）：141-146. JI G， SU X L， LI H D， et al. Leakage rate index allocation of reactor safety vessel for floating nuclear power plants［J］. Chinese Journal of Ship Research， 2022，17（1）： 141-146.
17	王海卫，时朝杰，杨刚，等.安全壳泄漏率在线监测系统在秦山第二核电厂的应用及改进［J］.核动力工程，2013，34（3）：129-132. doi：10.3969/j.issn.0258-0926.2013.03.030 WANG H W， SHI C J， YANG G， et al. Application and modification of on-line monitoring system for containment leakage in Qinshan Second Nuclear Power Plant［J］. Nuclear Power Engineering， 2013， 34（3）： 129-132. doi: 10.3969/j.issn.0258-0926.2013.03.030
18	何锐，贾武同，赵健.安全壳泄漏率测量仪表体积权重分配方法研究［J］.核动力工程，2015，36（6）：101-104. HE R， JIA W T， ZHAO J. Research on weight of volume for leakage measurement probe during CTT［J］. Nuclear Power Engineering， 2015， 36（6）： 101-104.
19	高钰文，魏文斌.三代核电安全壳整体泄漏率试验卸压关键技术及应用［J］.核科学与工程，2022，42（4）：954-958. doi：10.3969/j.issn.0258-0918.2022.04.029 GAO Y W， WEI W B. Key technology and application of the third generation nuclear power plant containment integrated leakage rate testing depressurization ［J］. Nuclear Science and Engineering， 2022， 42（4）： 954-958. doi: 10.3969/j.issn.0258-0918.2022.04.029

[1]	王景良,朱天成,朱龙彪,许飞云. 连续体结构的变密度拓扑优化方法研究[J]. 工程设计学报, 2022, 29(3): 279-285.
[2]	王毅，姚卫星. 桁架结构布局优化的并行子空间方法[J]. 工程设计学报, 2015, 22(3): 256-261.
[3]	周志斌, 吕新生, 张晔. 布绒玩具带有省道的曲面展开算法[J]. 工程设计学报, 2007, 14(5): 419-422.

Viewed

Full text

Abstract

Cited

Shared

Discussed