摘要
为提高恒压法安全壳泄漏率测量技术的成熟度,评估恒压法安全壳泄漏率理论模型的适用性与可靠性,提出了标况均值法和工况均值法理论分析模型。理论模型的验证须在壳内压力恒定的环境下获取壳内气体参数并计算泄漏率。首先,在自由容积1000 m3的钢制安全壳模拟体内布置传感器监测壳内气体状态,并在充气管路上设计流量调节装置维持壳内恒压,分别在正压和负压环境下开展实验,探究了应用标况均值法和工况均值法计算安全壳泄漏率的稳定性和一致性。其次,应用恒压法理论模型分析某核电厂压降法试验获取的工程数据,探究了恒压法理论模型对工程尺度安全壳的适用性和对压降法的包容性。研究结果表明:两种恒压法理论模型计算的安全壳泄漏率具有较好的一致性,相对偏差小于±0.2%;工程尺度试验数据分析中恒压法理论模型计算的泄漏率可以达到压降法的精度,两种方法之间相对偏差不足5%,恒压法理论模型可用于分析压降法试验数据。本研究成果可为恒压法安全壳泄漏率测量技术的理论研究和工程应用提供支撑。
Abstract
To improve the maturity of the containment leakage rate measurement technology, this study evaluates the applicability and reliability of the theoretical model of constant pressure method for containment leakage rate. Two theoretical analysis models, namely the standard condition mean method and the operating condition mean method were proposed. The validation of the theoretical models requires the acquisition of gas parameters within the containment under a constant internal pressure environment, followed by the calculation of the leakage rate. Firstly, sensors were arranged in the simulation body of steel containment with a free volume of 1000 m3 to monitor the gas status, and a flow regulation device was designed in the inflation pipe to maintain constant pressure. Experiments were carried out in the environment of positive pressure and negative pressure. The stability and consistency of the containment leakage rate calculated by means of standard conditions and working conditions were explored. Secondly, the data from engineering test of pressure drop method in a nuclear power plant were analyzed by using the theoretical model of constant pressure method. The applicability of the theoretical model of constant pressure method to engineering scale containment and its compatibility with pressure drop methods were explored. The study indicates that the two theoretical analysis models have good consistency in calculating the containment leakage rate, with a relative deviation of less than ± 0.2%. The leakage rate calculated by the theoretical model of constant pressure method can achieve the accuracy of the traditional pressure drop method, with a relative deviation of less than 5% between the two methods. Therefore, the theoretical model of constant pressure method can be used to analyze the test data of pressure drop method. The findings of this research can provide support for the theoretical research and engineering application of the constant pressure method for containment leakage rate technology.
核电厂安全壳密封性试验,是一项用来检查安全壳整体泄漏水平的重要试验,直接关系到核电厂第3道安全屏障的可靠性。这对于保障核电厂的安全运行和公众安全都具有非常重要的意义。目前国内外核电厂安全壳密封性试验均采用“绝对压力衰减法”(又称“压降法”)进行测量[1-5]。周文权等[6]曾调研国外安全壳密封性技术路线;郭峰等[7-10]探究了国内各堆型安全壳密封性试验的技术路线。热室的密封性能关系着工作场所的放射性水平以及附近环境的安全。根据张伟等[11]的介绍,国内热室密封性试验采用EJ/T1096—1999《密封箱室密封性分级及其检验方法》标准中的规定[12]。可见,国内外对压降法的研究较为成熟。
恒压法安全壳泄漏率测量技术,通过不断补充气体保持壳内压力稳定,已有的研究表明,这种方法优势明显[13-15]。在应用层面,恒压法安全壳泄漏率测量试验系统是在压降法的基础上增设了恒压测流装置,试验系统对测量传感器的技术要求、布置方案与压降法一致,在硬件方面实现了对压降法的包容,可以根据实际情况随时切换试验方法。此外,与传统的压降法相比,恒压法依赖于更少的假设条件,因此具有更科学的理论支撑。比如,恒压法泄漏率分析理论中采用混合气体计算,而美国标准、法国标准等压降法采用除湿后的干空气计算。恒压法全程壳内压力恒定,泄漏率不会受到压力的影响,而压降法壳内压力非线性单调下降,直线拟合计算的泄漏率存在理论偏差,因此在采用传统压降法试验时相对压力变化明显的场景中,若采用恒压法可以得到更加准确的计算泄漏率。已有研究表明[10],在微负压环境下,压降法每次实验间的重复性偏差超过15%,而恒压法每次实验间的重复性偏差低于1.3%。正因如此华龙一号、EPR等堆型外层安全壳密封性试验,采用压降法重复多次试验才可以得到可信的测量结果,因此在高泄漏或低压环境下采用恒压法开展试验更加简单和可靠。
但是,国内外对核电厂安全壳、大型热室等大空间内恒压法技术应用的研究尚处于早期阶段,行业内对此研究甚少。为了深化该技术的研究,本文提出了分别在标准状态和试验工况下,计算恒压法安全壳泄漏率的理论模型。本文通过实验,探究了标况均值法和工况均值法,两种不同理论模型计算所得泄漏率的一致性和稳定性。本文还应用文中所提出的恒压法泄漏率计算模型分析了某核电厂压降法安全壳密封性试验的工程数据,阐释了恒压法对压降法试验数据的包容性。
1 恒压法泄漏率计算理论模型
1.1 恒压法泄漏率测量原理
核电厂安全壳泄漏率测量环境分为正压和负压、高压和低压。图1(a)展示了中核工程已设计建设的正压环境下的恒压法安全壳泄漏率技术实验平台,对应研究恒压法在压水堆反应堆厂房等高压环境中的应用。其在安全壳内布置一定数量的温度传感器、湿度传感器、绝对压力传感器以检测壳内气体状态,由此可以计算各采集时刻壳内气体的总体积和水蒸气体积;在安全壳外设置充气管路用于安全壳内部的快速升压;壳外与充气回路并联设置气体补充管路,管路上装有电动调节阀和高精密流量计,已设定的控制逻辑实时根据壳内压力传感器的压力反馈调节电动调节阀的开度,维持安全壳内压力恒定,高精密流量计反馈各时刻由壳外向壳内补充的气体流量。图1(b)展示了中核工程建设的负压环境下的安全壳泄漏率测量技术实验平台,对应研究恒压法在第3代压水堆外层安全壳、大型热室等低压环境中的应用。负压实验平台的设计方案与正压平台类似,在环廊模拟空间内布置温度、湿度、绝对压力3类传感器,用真空泵通过抽气回路实现环廊内降压,新增的压差计与补充管路上的电动阀共同作用控制环廊内维持恒定的微负压[13-15]。

图1恒压法安全壳泄漏率测量方案
Fig.1Constant pressure method for measuring leakage rate in containment vessels
安全壳等大空间中应用恒压法,须在壳内布置多个温度计和湿度计,以提高壳内环境测量的代表性。表1对比信息表明,实验平台中温度、湿度、压力传感器的选型、测点布置原则应保持与当前核电工程压降法试验系统完全一致。温度传感器和湿度传感器将壳内自由容积划分为多个温度分区和湿度分区。如图2(a)所示,壳内自由空间所有坐标点的温度和湿度,由距离该点最近的温度传感器和湿度传感器数据映射,由此确定每个温度传感器代表的温度分区和体积分配系数,并确定每个湿度传感器代表湿度分区和体积分配系数。本文实验平台共布置了28个温度传感器和10个湿度传感器,测点布置方案和各测点体积分配系数分别见图3、表2。为更好阐释本文中提出的理论模型,文中壳内温度计数量取为k,壳内湿度计数量取为m。
表1实验平台与华龙一号传感器选型对比
Tab.1 Comparison of experimental platform and sensor selection for Hualong No.1


图2恒压法安全壳泄漏率计算过程
Fig.2Calculation process of constant pressure method for containment leakage rate

图3中核工程实验平台测点布置图
Fig.3Arrangement layout of measurement points for CNPE engineering experimental platform
表2实验平台测点布置及体积分配系数
Tab.2 Layout and volume distribution coefficien of experimental platform measurement points

表2(续)

在控制安全壳恒压的过程中,补充管路的气体补充体积、壳内的气体体积、壳体的气体泄漏体积三者处于动态平衡。平衡过程会受到壳内混合气体状态的影响。壳内温度或湿度上升,会引起壳内滞留气体压力上升,从而抑制补充气体流入;相反,温度或湿度下降,会增加补充气体流入。图4中的实验数据证明,伴随壳内气体状态变化,各采集时刻的补充流量、补偿流量有着显著变化。在实验平台上,将恒压控制期间所有时段的补充流量和补偿流量累积,获取实验全过程中的气体补充体积和环境补偿体积。图2(b)展示了由“单周期、单分区”到“多分区、多周期”,计算实验时段内的温度补偿体积、湿度补偿体积、平均体积泄漏率的过程。累积后的各项体积与壳内气体温度变化关系如图5所示,可见温度补偿体积变化趋势与壳内平均温度保持一致,湿度补偿体积占比低且波动幅度小,气体补充体积虽有波动但保持着总体增加的趋势,因此安全壳泄漏率的计算须考虑壳内环境变化的影响。

图4恒压法基础流量及补偿流量曲线
Fig.4Basic flow rate and compensation flow rate curves of constant pressure method

图5恒压法累计的补充体积和补偿体积曲线
Fig.5Cumulative supplementary volume and compensation volume curves of constant pressure method
基于上述分析,本文提出的恒压法安全壳泄漏率由4部分组成。泄漏率为
(1)
式中:L∑∑为计算的安全壳泄漏率; LQ,∑∑为基础泄漏率,是通过补充回路流量计获取的补充流量计算的泄漏率;LT,∑∑为温度补偿泄漏率,是由于壳内各时刻温度变化计算的体积补偿泄漏率;LH,∑∑为湿度补偿泄漏率,是由于壳内湿度变化计算的体积补偿泄漏率;UL为泄漏率测量不确定度,是按照JJF1059.1—2012《测量不确定度评定与表示》技术规范计算的不确定度[16],参照美国标准ANS/ANSI-56.8—2002本文仅分析A类不确定度。
实际工程中,通常补充回路流量计提供的是标准工况下的气体流量,而温度传感器、湿度传感器、压力传感器提供的是试验工况下的数据,需要换算到相同的状态计算泄漏率。根据理想气体状态方程,本文对转换至试验工况的泄漏率计算模型和转换至标准工况的泄漏率计算模型分别进行了研究。
1.2 不同状态下的恒压法理论模型[13]
1.2.1 工况均值法计算模型
根据理想气体状态方程,工况均值法将各时刻采集的标况状态下的补充气体流量,转换为当前时刻壳内试验工况下所对应的气体流量,代入式(1)计算安全壳泄漏率。以下标A表示工况,式(1)可描述为
(2)
其中:
式中:n为时段数,m为湿度分区的数量,k为温度分区的数量,i为ti时刻或ti-1至ti时间段,Δt为ti-1至ti时刻的时间长度,h;j为第j温度分区或第j湿度分区,Qi为各时刻的补充流量,m3/h;Tji为第j温度分区在ti时刻的绝对温度,K;Tji-1为第j温度分区在ti-1时刻的绝对温度,K; Hji为第j湿度分区在ti时刻的相对湿度,Hji-1为第j湿度分区在ti-1时刻的相对湿度,TH,ji为第j湿度分区在ti时刻的绝对温度,K;TH,ji-1为第j湿度分区在ti-1时刻的绝对温度,K;PH,ji为第j湿度分区在ti时刻的饱和水蒸气分压,Pa;PH,ji-1为第j湿度分区在ti-1时刻的饱和水蒸气分压,Pa;vT,j为第j温度分区占安全壳的自由容积的百分比,vH,j为第j湿度分区占安全壳的自由容积的百分比,V0为安全壳的自由容积,m3;Pi为ti时刻壳内压力,Pa。其中下标A表示试验工况,如LA∑,i为工况状态各时段的体积泄漏率;UL,Α为工况状态泄漏率的不确定性;下标N表示标况状态,如PN为标况状态环境下的压力,TN为标况状态环境下的温度。
1.2.2 标况均值法计算模型
标况均值法将各采集时刻壳内试验工况下计算的气体补偿体积转换为标况状态下所对应的气体体积,代入式(1)中计算安全壳泄漏率。以下标N表示标况,则式(1)可描述为
(3)
其中:
式中:下标N表示标况状态,如LN∑,i为标况状态各时段的体积泄漏率; UL,N为标况状态泄漏率的不确定性;式中其余未定义变量的物理意义同式(2)。
2 恒压法理论模型实验验证
用于正压环境验证研究的实验装置见图1(a)。其中,安全壳为覆盖200 mm厚度保温层的钢制壳体。壳内自由容积1 000 m3,根据壳内隔间情况布置温度传感器28个,湿度传感器10个,压力传感器1个。由空压机提供0.8 MPa气源,额定流量3.6 m3/min,充气回路在壳内压力提升至430 kPa·g后隔离,运行补充回路进行恒压控制。采用不同状态模型计算安全壳泄漏率,实验结果见图6。图6(a)表明,在整个实验过程中,标况泄漏率LN∑∑与工况泄漏率LΑ∑∑有着较高的符合性;图6(b)表明,在8 h附近LN∑∑与LΑ∑∑两者间的相对偏差绝对值达到最大,约为0.17%。由于实验安全壳保温效果不足,壳内温度变化剧烈。对比累计泄漏率和壳内平均温度还发现,泄漏率计算值与壳内平均温度变化有着正向强耦合关系,两者变化趋势一致。

图6正压环境不同状态模型泄漏率曲线
Fig.6Leakage rate curves of different state models in positive pressure environment
用于负压环境验证研究的实验装置见图1(b)。采用钢制壳体模拟环廊和热室,自由容积1 000 m3,布置温度传感器28个,湿度传感器10个,压力传感器1个,压差计1个。在环廊与内层安全壳压差到达-300 Pa后隔离抽气回路,运行补充回路进行恒压控制,抽风机流量20 m3/h,实验数据分析结果见图7。图7(a)表明,在安全壳微负压实验中,LN∑∑与LΑ∑∑同样高度相符;图7(b)表明在初始时刻LN∑∑与LΑ∑∑两者间的相对偏差绝对值最大,低于0.01%。另外,图7中展示的壳内平均温度较图6波动平缓,稳定的降温环境不会对泄漏率测量产生明显影响,因此计算泄漏率更快达到了稳定。此外,由于负压验证实验时安全壳本体泄漏率较大,温度所产生的影响相对本体泄漏率较小,在负压验证实验期间泄漏率计算值与壳内平均温度变化没有出现明显的相关性。

图7微负压环境不同状态模型泄漏率曲线
Fig.7Leakage rate curves of different state models in micro-negative pressure environment
式(2)和式(3)恒压法理论模型通过Pi变化,考虑了每个采集周期内压力微幅变化的影响,因此引用某核电厂华龙一号内层安全壳打压试验数据,验证恒压法安全壳泄漏率理论模型对压降法数据的包容性。华龙一号是中国自主知识产权的第3代先进堆型,内层安全壳泄漏率测量采用压降法试验技术,壳内布置72个温度传感器和18个湿度传感器。初始充压至约0.425 MPa·g,充气系统隔离后壳内压力缓慢下降,且试验全程压力高于0.420 MPa·g。根据NB/T20018—2021《压水堆核电厂安全壳密封性试验》规范[5]的要求,压降法安全壳密封性试验需要在试验平台持续不少于24 h,工程上通常将最后10 h数据计算的累计泄漏率作为最终测得的安全壳泄漏率,因此选取最后10 h的工程试验数据,分别采用压降法分析模型和不同状态恒压法理论模型计算安全壳泄漏率,计算结果见图8。试验结束时刻的泄漏率,依次为0.016 53%、0.016 81%、0.016 55%,此时压降法泄漏率与恒压法标况、工况泄漏率之间的相对偏差不足5%。上述研究表明,恒压法理论模型可应用于工程核电机组,分析压降法内层安全壳密封性试验数据。
图8中的趋势还表明,基于工程堆中安全壳壳体良好的绝热效果,工程试验过程中壳内温度变化为近似线性缓慢下降的准稳态,采用恒压法理论模型计算的安全壳泄漏率较图6、7更加稳定。此外,压降法通过对各时刻壳内干空气质量进行直线拟合计算泄漏率,而恒压法由各个采集时段内补充流量、补偿流量累加计算泄漏率,由于两种试验方法对数据处理方式不同,在采样数据较少时计算结果容易受到单个数据点的影响,计算结果存在较大的不确定性,此时不仅泄漏率计算值与泄漏率实际值不符,两种方法计算出来的泄漏率也会存在较大偏差。图8中压降法泄漏率曲线和恒压法泄漏率曲线在整个过程中的符合性证明了这个论点。华龙一号工程数据,采样周期为5 min,试验持续4 h采样数仅为48组,压降法和恒压法的泄漏率仍存在明显偏差。试验持续6 h,采样数据超过70组后,泄漏率计算值趋于稳定,表明计算结果的不确定性已明显降低,两种方法计算的泄漏率也在此后趋于一致。

图8压降法与恒压法计算泄漏率曲线
Fig.8Leakage rate curves for pressure drop method and constant pressure method
3 结论
1)在正压和微负压两种实验环境下,采用标况均值法和工况均值法计算的安全壳泄漏率均保持较高的一致性,相对偏差未超过0.2%。
2)标况均值法和工况均值法的泄漏率测量值对壳内气体温度变化比较敏感,泄漏率测量值与壳内平均气温呈现正相关的变化规律。
3)根据核电厂安全壳泄漏率试验数据的验证,恒压法的泄漏率测量值与传统压降法具有较好的一致性,可以用于工程尺度下的安全壳泄漏率测量。恒压法理论模型对压降法试验数据具有包容性。