VVER机组松脱部件监测系统设计差异及功能验证探究

宋雨珂

摘  要：在核电站生产运行中，VVER机组松脱部件监测系统可以分析生产设备零件的稳定性和完全性，避免设备零件发生脱落意外。本文以某核电站水能高反应堆（VVER）机组松脱部件检测系统为研究对象，探讨了该设备的设计以及结构的组成，对应了现有的运用规范标准和限制条款，提出了优化VVER机组松脱部件监测系统设计的措施建议，希望能够为对应的工业生产单位提供参考借鉴。

关键词：VVER机组  松脱部件  监测系统设计  功能验证

中图分类号：TM62           文献标识码：A                 文章编号：1674-098X（2021）01（b）-0040-03

On Design Difference and Function Verification of VVER Loose Parts Monitoring System

SONG Yuke

（CNNC Zhongyuan International Engineering Co.， Ltd.， Shanghai， 200234 China）

Abstract： In the production and operation of nuclear power plant， the monitoring system of loose parts of VVER unit can analyze the stability and completeness of production equipment parts， and avoid the accident of equipment parts falling off. This paper takes the loose parts detection system of a nuclear power high reactor （VVER） unit as the research object， discusses the design and structure composition of the equipment， corresponding to the existing application standards and restrictions， and puts forward measures and suggestions for optimizing the design of the loose parts monitoring system of VVER unit， hoping to provide reference for the corresponding industrial production units.

Key Words： VVER unit; Loose parts; Monitoring system design; Function verification

核能是世界最新的能源，随着人类对核能的不断探索，与之相应的和核反应技术也在不断优化和升级。但是，随着核反应堆的运行年限增加，内部零部件也需要及时检修更换，若处理不到位，长期忽视隐患而增加使用量，反而会影响整个支架结构的稳定性，直接导致零部件如螺钉和销钉松动、脱落等问题;安装人员若没有加强警惕，也可能倒置外来物件遗落在反应堆主回路中，这些问题都可能导致反应运行，如干扰冷却剂系统稳定性。针对此，不少核电站都安装有脱落部件检测系统，预防对能源生产造成隐患。

本次研究的某核电站一期、其水-水高能反应堆（VVER）都安装有LPMS系统，并设置有初步安全分析、预评审研究以及审评处理系统。判断脱落问题时候，出现了机组中的LPMS系统以及 RG1.133 要求评审差异性问题，现分析两个机组的设计特点以及差异性，并对机组进行补充试验，分析VVER机组松脱部件监测系统功能性。

1  分析VVER机组松脱部件监测系统结构和RG1.133 要求的差异性

1.1 机组松脱部件检测系统特点

结合国核电站生产的相关规范要求，核电站需要设置预防回路设备收到外来件的破坏装置，即为核电站松脱部件检测系统，也被业内简称为KIR系统。该系统可以实时反映核电站反应堆内部如蒸汽发生器、压力容器的部件可能发生的松脱倾向，若出现了不稳固问题，该装置就会发出报警信号，提升技术人员及时对现场问题分析诊断，内部系统也会自动判定报警的性质，如松脱件、松动件，或是设备振动干扰，这也能够为检修工作提供科学的指导意见。值得注意的是，松动件监测系统作为检测和诊断反应堆内部金属零部件松动和脱落的系统，可以在长期辐射或者是高温环境下检测组件运动状态，能够精准判断设备发生松脱件脱落问题。

1.2 松脱部件监测系统结构

某核电站的3、4号机组松脱部件监测系统设置有20个压电加速传感器，生产时候，可表示松脱件脱落速度和电荷信号的加速度成正比，且每个环路上都安装有传感器、脉冲锤，以此来模拟松脱件撞击系统管道产生信号。在该系统中，事件监测单元可通过通道测量了解噪声幅值有效值，并对其阈值计算，得到信息分析结果，若发现有效值响应幅值大于相对报警阈值;相对报警阈值大于绝对报警阈值时候，表示系统出现了松脱件事件。

1.3 LPMS 系統与 RG1.133 差异性

针对清水反应堆回路的松脱部件监测系统，美国核管会制定的RG1.133明确要求了压力传感器覆盖的监测范围，如必须要位于自然收集的区域（压力容器封头位置），需要保证能够检测到冲击能0.68J以内的松动部件。本核电站的松脱部件监测系统综合考虑了 RG1.133设计要求，在系统灵敏性（松动部件如冲击力检测大于小于0.68J）;信息覆盖范围（传感器安置在主管道、蒸汽发生器、主容器壳体）;检测部件更换后，在设备服役期限内依旧能够满足 RG1.133的需求。虽然以上有共同性，但是 RG1.133标准下，本核电站的松脱部件监测系统在以下几点还存在差异，这主要是该核电站特殊的反应堆以及支撑结构形式所影响。首先，反应堆压力容器底部没有仪表贯穿全部系统，整个反应器底封头设计有待优化;反应堆吊篮下结构多是焊接方式，避免了松脱件问题;该系统设置了堆芯熔融物捕集器，可及时收集冷却变形的压力容器融化材料，冷却变形的堆芯，并避免放射性影响周围环境，在主体组装以及反应堆竖井运行中有应用价值。

2  VVER机组松脱部件监测系统设计差异下存在的功能性风险

结合 VVER 堆型的结构特点，若要在反应堆压力容器底部安装松脱件监测传感器，以上可知，要将反应堆竖井的结构变成开放式的结构，必须要增设专用通道，及时运出拆除件，并保证工作人员的正常运作，这也存在很多一定功能性运用风险。

2.1 增加放射物外泄

若破坏了整个反应堆堆芯捕集器结构、会直接影响其后期的熔融密封性、强度以及控制能力，会增加放射性物质外泄的风险。

2.2 阻塞部分通风孔道爆炸问题

若堵塞了部分通风孔道，会增加水蒸气和空气的聚集密度，在封闭的空间内，极易导致局部氢气浓度超过极限值，严重时候会引起爆炸问题。

2.3 安全风险

在商业运输期间加大传感器的维护期限，会增加设备表面的接触频率，增加操作人员的照射、安全风险。

2.4 冷区熔融物导致失水问题

若采用冷却熔融物硼水会带来失水的风险，这些物质可能通过竖井预留的人员/设备发生泄漏问题，进而带来失水的问题。此外，在后期反应堆处理时候也要增设电缆管道，也可增加失水风险。

综上所述，针对该核电站反应堆压力容器的布置问题，堆芯捕集器设置需要考虑多方面的因素，若没有处理得当，可能会增加反应堆压力底部松动问题，也会限制传感器的应用质量，最终影响熔融物熔穿反应堆风险。

3  对于松脱部件监测系统的补充功能验证

松脱部件属于核电站检测松脱件存在的必要系统之一，除开分析系统中的构件基本状态，判断其基本回路和运作方式，松脱部件和振动监测系统可还能够分析反应堆冷却是偶存在的松动以及脱落部件问题。经过研究分析可知，目前回路系统中的松脱件主要有两大来源，首先是紧固件发生了脱落或断裂，另一种是检修人员在安装、维修或者是更换材料时候造成了部件之间的碰撞，因此发生脱落问题。以上可知，本站点的VVER机组松脱部件监测系统设计和美国 RG1.133存在差异，现对现存脱部件监测系统的补充功能进行验证分析。

3.1 确定试验方案

考虑到核电站VVER机组所对应LPMS系统无法完全符合导则文件中有关反应堆下封头布置松脱件传感器装置的要求，因此必须通过沿压力容器装置进出口主管道四个传感器装置的方式实现对反应堆压力容器装置下封头松脱件的科学性检测。为进一步验证LPMS系统是否能够对压力容器装置底部的的所触发的规定能量区间内撞击信号进行可靠探测，在针对3#机组进行调试的过程当中，通过引入设计实验方案的方式，对LPMS系统进行功能补充实验验证。实验期间，需要确保压力容器装置内部所有介质处于充分排空的状态下，并选用规格不同的钢球的对压力容器装置底部内壁进行自由落体式撞击，提供0.68J以上冲击能，从而对反应堆周边所布置四个传感器装置是否能够对松脱件信号进行可靠探测进行检验，以满足对撞击事件进行识别与记录的目的。为确保LPMS系统功能补充实验验证所得到结果的可靠性与真实性，每次操作均重复进行5次。

因此，设计实验目的及其方案如下：针对检测反应堆压力容器和系统的内部构件特征分析，本次设计针对核电站机组不满足美国 RG1.133在反应堆下封头布置松脱部件感应器的问题进行试验分析，在压力容器进出口管道设置了4个传感器，以此来验证该系统是否能够探测压力容器的底部能量范围的撞击信号。在整个调试时间，多通过实验设计的方法进行了能量补充验证试验。实验中排空压力容器中的所有介质都需要从不同的高度下垂直下落，采用自由落体的方式来冲击压力容器底部内部，提供大于测定范围的（0.68J）冲击能。每一个高度重复5次。

估测保守情况下，钢球可以满足0.68J的冲击能（高度h=0.68/（质量m×重力加速度g）。经过计算测验得到结果如表1所示。

3.2 实验结果分析

本次实验分析了系统各个检测通道的本底噪声信号，可观察VVER机组松脱部件监测系统的运行情况，研究表示，压力容器中进出口有4个传感器检测到了0.68J的桩基信息，系统并精确识别、记录撞击事件，且试验表示机组在静态时候，本底噪音不明显，当整个机组进入到了运行状态，机组的本底噪音随之增大。经过对比参照后，机组进入功率运行时候，若发生大于0.68J的撞击事件，该系统完全可以捕捉、记录撞击事件。

4  结语

综上所述，通过分析VVER机组芯捕集器结构和反应堆结构的影响，采用底部封头的处理方式不满足核电站生产运行。因为该站的VVER机组松脱部件监测系统设计在压力容器底部依赖传感器，但是没有合适的设备保证其检测精度，整个检测结果也不满足 RG1.133 的传感灵敏度要求。本次研究对VVER机组松脱部件监测系统进行了补充试验研究，验证结果表明，该机组通过连接压力容器进出口管道的多个传感器，可以控制对阈因子保持2以上的极限值，并能够探测压力容器的底部能量，保证其大于0.68J，该结果表示，站点的功能可满足压力容器松脱件监测的基本要求。

參考文献

[1] 焦龙，朱健，徐庆越，等.国内某M310机组松脱部件和震动监测系统的安装调试[J].仪器仪表用户， 2020，27（7）：40-44.

[2] 简捷，罗婷，刘才学，等.核电厂松脱部件报警案例分析[J].核动力工程， 2020，41（2）：198-202.

[3] 朱军，周正平，刘文超.VVER机组松脱部件监测系统设计差异及功能验证[J].核动力工程， 2018，39（5）：117-121.

[4] 王泽鸣.VVER-1000偏环运行蒸汽发生器换热特性数值模拟研究[D].哈尔滨：哈尔滨工业大学，2016.

[5] 崔孝斌.VVER涡流导热管管道圆图像定位算法技术研究[D].武汉：华中科技大学，2019.

[6] 侯炳君，赵鸿翮，温晋爱，等.VVER机组商运后的氚剂量监测与评价[J].中国辐射卫生，2019，28（6）：671-676.