摘要：本文介绍了压水堆核电厂在役一回路水压试验的泄漏率的计算方法。水压试验期间一回路泄漏率是系统密封性的重要指标，压水堆核岛机械设备设计建造规则（RSE-M）对此有着严格的验收标准，通过分析泄漏率计算理论和电厂实时信息监控系统（KNS）的应用，提出了泄漏率计算的自动化和不确定度的研究内容，总结和完善了在役一回路水压试验的泄漏率计算方法。
关键词：一回路；水压试验；泄漏率计算；不确定度
一回路水压试验项目属于国家核安全局实施监督项,是评估主一回路承压和密封能力的重要试验，其中泄漏率计算是规范强制性要求，也是主管当局监管的重要内容，制约着一回路系统是否可以离开泄漏率计算的154 bar.g（1bar=105Pa，表压，下同）压力平台升至更高的试验压力平台，基于中广核集团多基地大修时一回路水压试验泄漏率计算曾遇到过首次计算不合格而重复计算的情况，通过分析泄漏率计算原理和研究电厂实时信息监控系统（KNS），对一回路水压试验的泄漏率计算进行优化。
1泄漏率计算
1.1 验收准则
据统计中广核集团商运机组实施大修一回路水压试验项目时，遵循压水堆核岛机械设备设计建造规则（RSE-M）1997(2000补遗)规范，即核电厂核岛机械设备在役检查规则，RSE-M规范B2000章节关于泄漏率计算的验收标准是[1]：
试验压力相当于主一回路系统运行压力时的允许泄漏率如下：①一回路的总泄漏率不超过230L/h；②
不可鉴别的泄漏率不能超过50L/h；③总泄漏率可以稍微超出，不过在继续试验前必须得到主管当局的认可。
泄漏率计算验收标准针对RSE-M B1000章节规定的一回路水压试验法定边界，若机组实施一回路水压试验进行154bar平台泄漏率计算不满足验收准则，说明一回路系统的密封性不合格，试验准备不充分，需进行系统查漏处理，只有计算结果满足规范要求且经核安全局监管部门认可后，压力才允许上行。
1.2 计算原理
泄漏率计算原理如下图1，在泄漏率计算压力平台，化学和容积控制系统（RCV）上充泵从容控箱取水，通过上充管线和主泵1号轴封注入管线注入反应堆冷却剂系统（RCP）和辅助管线，然后通过RCV下泄管线和1号轴封回流管线至容控箱，重复注入一回路系统和返回容控箱的过程，即进行打循环维持泄漏率计算期间压力恒定。
其泄漏率计算结果通过测量计算开始时刻和计算结束时刻RCV容控箱液位变化，以及结合其他与一回路相连容器的液位变化、现场查漏结果进行计算而得出：
（1）一回路总的泄漏率Qt是容控箱体积变化减一回路边界外的泄漏率和主泵2号轴封回流引起的泄漏率。
（2）可鉴别泄漏率Qi是一回路系统相邻容器的接漏率之和。
（3）不可鉴别的泄漏率Qni是一回路总的泄漏率与可鉴别泄漏率之差。
1.3 计算方法
表1定义了泄漏率计算相关参数：
Qt=(A +B+C)-(E+F+G)-D；
Qi=H+J+K1+K2+K3+L1+L2+L3+M+(P-G)+Q
Qni=Qt- Qi
其中在计算一回路流体比重变化引起的容控箱体积变化时，需测量记录初始时刻和结束时刻一回路系统的温度和压力，通过一回路系统稳压器和3个环路的温度计算初始和结束的加权平均温度，并结合系统压力应用热力学公式计算初始和结束时刻的流体密度即流体比重ρ，最终得出影响容控箱体积的变化值。
（1）加权平均温度的计算
通过选择一回路不同承压部件的各自容积作为权重因子算出，其中稳压器40 m3，每个环路76.66 m3，
一回路合计270 m3即：
TBFi 为环路1－2－3回路冷段温度总和；TBCi 为环路1－2－3回路热段温度总和。上式中T表示温度；MT表示温度变送器。
（2）流体密度即流体比重ρ的计算
通过热力学公式IAPWS-IF97[2]，见下图2，调用初始和结束时刻一回路系统的温度和压力计算其相应的密度，其中水压试验期间的工况应用1区工程。
该公式所涵盖的计算范围为：
273.15K≤T ≤1073.15 K，P ≤100MPa
1073.15K≤T≤2273.15 K，P≤10MPa
式中：T为温度；P为压力。
（3）流体比重引起的容控箱体积变化计算
1.4 计算过程
规范强制要求的一回路水压试验泄漏率计算是在上行运行压力平台154bar实施，为保证在升至正常运行压力平台前一回路的良好密封性，可在24.5bar和100bar压力平台实施初步泄漏率计算。如果低压平台判断一回路密封性不满意，则降压返回至低压平台进行查漏处理。
考虑到减小热力学公式IAPWS-IF97计算出的密度误差带来的体积变化影响，泄漏率计算要求初始时刻t0和结束时刻t1的状态即压力和加权平均温度基本相等。压力可以通过上充和下泄流量控制，而加权平均温度会受自然冷却影响，为获得相等的加权平均温度，需2次启动主泵，获得过程如图3所示：
（1）在压力上升至145bar时启动一台主泵升水温，主泵启动稳定后将一回路压力升至154bar，开始跟踪、记录、计算和输出泄漏率计算表格所需的所有参数，直至水温上升至90ºC左右停主泵。
（2）维持一回路压力154bar不变，等待约4 h，一回路水温慢慢下降，形成一降温阶跃。
（3）将压力降至145bar，重新启动一台主泵加热一回路水，再次形成一升温阶跃至90℃停泵。
（4）选取起始t0时刻和结束t1时刻，使始末时刻的加权平均温度尽可能相等。
将t0和 t1时刻的泄漏率计算相关温度、压力、液位数据抄录至计算公式，计算加权平均温度，流体密度和查表等完成泄漏率的计算。
2计算优化分析
2.1 问题分析
按照以上方案进行一次泄漏率计算，在压力维持在154bar平台进行泄漏率计算设置和数据采集4 h以后，需要根据加权温度曲线人工选取t0和t1时刻，并将两个时刻的近40个数据抄录至计算表格，然后调用加权平均温度，流体密度公式和体积对照表进行计算和校核，整个过程至少需要10min，若计算不合格，需要重新选择t0和 t1时刻进行计算，因此该种计算方法存在以下问题：
（1）计算工作效率低，不能进行自动计算和批量计算，一笔数据单次手工计算耗时10 min。
（2）计算精确性偏低，需要查表和调用热力学公式进行中间计算后进行数据录入造成误差。
（3）计算准确性偏低，手工抄录数据易出错。
（4）计算时效性偏低，不能进行实时监控计算，不便于及时发现和排查试验边界泄漏故障。
（5）计算兼容性差，不能兼容集团旗下欧洲压水堆（EPR）机组和华龙一号等，需要改进升级。
由于计算模式为抽样计算和监控，不能完全体现泄漏率的实际情况，且单次计算不合格后，需要重现选取数据计算，造成关键路径工作的延误。为解决手工计算带来的弊端，研究泄漏率计算数据库进行计算软件的开发势在必然。
2.2 数据库研究
调查压水堆核电厂机组相关系统和数据库发现，泄漏率监控和计算所用的大部分参数可以从电站计算机信息和控制系统（KIC），试验数据采集系统（KDO）和KNS系统获得，综合比较KNS授权简易和安全风险小，其查询和组态功能除主控室硼表和主控室水表要在主控直接读数外，可以导出计算所需要的数据，因此可以作为泄漏率计算数据库的数据源。
2.3 软件开发和应用
采用.Net Framework4.5为软件的基础运行环境和C/S模式架构，搭建完成泄漏率数据库管理和泄漏率计算软件，见下图4。以中国改进型三环路压水堆（CPR1000）机组为例，软件开发和应用方法如下：
（1）根据KNS系统具备查询和导出泄漏率计算用相关系统参数数据的功能，利用Pi SDK工具和SQL Server建立泄漏率计算数据库，实时同步或导出方式获取参数数据。
（2）利用C#语言对泄漏率计算逻辑和重点试验参数监控要求进行编程，且内置IAPWS-IF97公式和RPE001BA液位体积表。
（3）确认泄漏率计算时间段，调用数据库的数据进行泄漏率批量计算和自动计算。
（4）根据规范要求和经验范围筛选计算合格的典型计算结果，并根据自定义报告模板生成报告。
（5）其余计算合格的数据及结果清单作为报告附件，证明系统密封性的整体情况。
为应对客观条件下的网络故障，具备导入和录入试验参数数据进行计算的功能，以实现泄漏率半自动化计算。
2.4 机组兼容计算改进
由于不同类型核电厂机组一回路水压试验泄漏率计算相关的参数数量有一定差别，自动化计算的兼容需要考虑。如大亚湾核电站的1号机和2号机为M310机组，在原始设计上批量取得泄漏率计算所需要的数据比较困难，针对该种情况进行了M310机组的录入半自动计算功能开发，而EPR和华龙一号机组，根据机组一回路水压试验泄漏率计算原理和计算方法对计算逻辑重新编程即可完成兼容改进，基于以上讨论，优化改进可以做到兼容M310/CPR1000/EPR机组及未来商运的华龙一号新机组在技术上没有难度，目前笔者团队负责的项目已覆盖在运机组类型的泄漏率计算。
3不确定度研究
3.1 不确定的定义和计算原理
根据国家计量技术规范《测量不确定度评定与表示》(JJF 1059.1-2012) [3]的定义，测量不确定度简称不确定度，根据所用到的信息，表征赋予被测量值分散性的非负参数。
（1）当被测量（即输出量）Y由N个其他量X1，X2，…，Xn（即输入量），通过函数F来确定时，测量模型为：Y=f（X1，X2…，Xn）
（2）当各输入量间均不相关时，相关系数为零。被测量的估计值y的合成标准不确定度uc（y）按以下公式计算：
被测量Y与有关的输入量Xi之间的函数对于输入量的偏导数,称灵敏系数；是输入量Xi的标准不确定度。
一回路水压试验泄漏率计算程序中关于测量精确度的计算原理为：
K=f（A,B,…），K的精确度=Sqrt(A的精确度²+ B的精确度²+…)
3.2 不确定度的计算过程
以RCP039MP为例，测量的输出值y和固有精度capteur、转换通道RS、IS、CA、KDO等输入量相关，故其输出值的不确定度计算过程如下：
=200，u（capteur）=0.50%，u（RS）=0.15%，u（IS）=0.50%，u（CA）=0.15%，u（KDO）=0.25%，u（chain）==0.78%；
（y）=200×0.78%=1.56≈1.6bar。
泄漏率计算其他参数的不确定度的计算方法同上，分析阳江核电站3号机组大修一回路水压试验泄漏率计算程序中关于不确定计算结果如下：
泄漏率的总的不确定度：
可计量的泄漏率的不确定度：
笔者认为泄漏率与计算始末时刻的温度、压力和计算时间跨度相关，因为温度和压力影响流体密度进而影响体积，时间跨度影响体积变化。而程序中选择固定压力和温度（155bar，70℃）和时间跨度（4 h）进行计算相对而言不严谨，需要进行了修正。关于泄漏率的不确定度，笔者分析认为，泄漏率的不确定度=泄漏量的不确定度/时间跨度，与计算所选择的始末时刻的温度、压力及时间跨度相关。分析基本数学模型结论如下：
（1）泄漏量的不确定度与计算始末时刻的温度和压力相关，温度和压力变化，其值会变化；
（2）泄漏率的不确定度与泄漏量不确定度和时间跨度相关，时间跨度大，其值变小；
（3）时间跨度相对压力温度对于泄漏率的确定度的影响要大；
（4）在一回路系统密封性良好的情况下，取等温等压点计算将不受限制，结合不确定度数据泄漏率计算可以满足规范要求
（5）由于RSE-M规范关于泄漏率的计算结果是Qt＜230L/h，Qni＜50L/h，为避免仪表测量及通道转换的不确定度引起的泄漏率不确定度过大，而导致使用测量的输出值计算的泄漏率结果超出规范要求，建议时间跨度大于1h为宜。
4结束语
通过一回路水压试验泄漏率计算的自动化和不确定度研究，设计出的自动化批量化计算软件能实现用大量的计算数据衡量一回路系统的密封性，同时不确定度对泄漏率结果的影响研究指引了泄漏率计算优化的空间和方向，即在理论上泄漏率计算可以突破以往传统的方式，只启动一次主泵或两次主泵启动间隔小于4 h的形式也能完成154bar泄漏率计算，实现泄漏率计算工期的减少。
参考文献
[1] 法国压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则：RSE-M [S]. FRANCE：AFCEN，1997（B）：14-15.
[2] 郝文涛，李卫华，杨星团，等．基于IAPWS-IF97的自然循环差压测量修正技术[J]．原子能科学技术，2012（42）：765-766．
[3] 全国法制计量管理计量技术委员会．中国标准书号：JJF 1059.1—2012[S]．北京：国家质量监督检验检疫总局，2013：4-6.
论文作者:程钢,陆自立,刘伯欢,冉威,刘俊宏
论文发表刊物:《电力设备》2018年第14期
论文发表时间:2018/9/12
标签：回路论文; 不确定论文; 水压论文; 压力论文; 机组论文; 时刻论文; 温度论文; 《电力设备》2018年第14期论文;