刘 永

(中广核工程有限公司，广东 深圳 518172)

在传统压水堆核电站中，高能管道双端断裂一直作为设计基准工况来考虑，考虑管道双端断裂甩击和射流冲击载荷等给核电站的设计带来了复杂性。随着人们对高能管道破裂行为认识的加深，认为通过高质量的设计和制造，管道在双端断裂前会形成稳定的亚临界裂纹，并在裂纹发展到失稳尺度前，可通过泄漏监测系统及时探测到裂纹泄漏状况，即认为管道是破前漏的。通过泄漏监测及相应的降温、降压等操作，可使双端断裂行为的预防和排除成为可能。基于此，世界范围内对破前漏行为进行了广泛研究，并发展形成了相应的工程技术方法，其中最为突出的是以美国为主形成的LBB(破前漏)理念[1-3]和以德国为主形成的BP(破裂排除)理念[1,4]。这两种理念在核电站设计实践中均得到了广泛的应用。在我国先后引入的AP1000和EPR两种三代压水堆型中，也分别采用了LBB和BP理念。

LBB和BP之间有着较深的渊源，但又属于两种不同的范畴。了解LBB和BP两者之间的异同性，对于更准确地理解这两种理念，以及更好地应用和发展这两种技术具有重要意义。

本工作将根据LBB和BP在我国三代核电站管道设计中的实际应用经验，对两者的异同性进行分析。

1 高能管道设计理念含义和应用比较

表1列出了两种理念的定义和所属类型。从表1的对比可知，LBB和BP两种理念的目的相同，均是为了防止裂纹失稳和管道断裂行为。但两者在实现方式上有所差别，LBB理念注重运行阶段的泄漏监测措施和泄漏处理措施[3]；而BP理念除注重运行阶段的监测措施及泄漏处理措施外，还对设计建造阶段的管道材料和制造质量提出了严格要求，具备“全周期技术控制”的特点[1]。

表1 LBB和BP的定义和所属类型

另外，LBB和BP两种理念所属的层次也不同。LBB是一种设计和运行理念，而BP则属于一种安全理念。BP理念是在综合考虑德国KTA规范和德国核能安全委员会RSK相关导则要求的基础上，形成的一种纵深防御的安全理论，它的内容包括纵深防御的4个级别[4]，如图1所示。

图1 BP的纵深防御级别示意图

目前LBB在核电站管道中的应用极为广泛，除主冷却剂管道和主蒸汽管道外，还基本涵盖了安全壳内所有DN≥150 mm的重要高能辅助管道[3]。而BP理念目前只在主冷却剂管道和主蒸汽管道上有所应用。

2 高能管道设计理念的异同性分析

2.1 材料和制造比较

LBB和BP的材料和制造要求列于表2。

表2 LBB和BP的材料和制造要求

从表2可看出，BP管道的材料性能除要满足RCC-M(或KTA)的要求外，在技术规格书中还提出了额外的附加要求。在制造方面，BP管道也有着更高的要求，例如，在制造商的资质认证、制造过程中的质量控制及管道结构的强化等方面的要求更为严格。在焊缝设计方面，BP除满足RCC-M(KTA)1级的要求外，还需对样品实验确定的最小值进行焊接能力的评估。所有这些都是为了满足BP纵深防御体系中第1级别的要求：通过高质量的设计、制造，对管道失效进行预防。而LBB在材料和制造方面的要求总体上是在ASME规范的框架内。另外在主冷却剂管道的制造上，BP需采用整体锻造的方式，而LBB管道并无这方面的特殊要求。总体来说，BP在材料和制造方面的要求较LBB的复杂。

2.2 在役检查和在役监测设计比较

对管道的在役检查，LBB遵循ASME Ⅺ的要求，BP遵循RSE-M的要求，两者的要求基本一致，均要求有能力对相关管道的每个点进行检查，特别对所有的焊接接头和管嘴周围可能发生机械性能退化的点进行检查。

表3列出了LBB和BP管道的在役监测设置。总体来说，BP需监测的项目较LBB的多。如BP需进行疲劳监测，这通过记录BP管道的瞬态历史及应力循环来实现[1]，而LBB理念认为由疲劳造成的管道失效是可排除的[3]，因此它并无这方面的要求。BP还需另外设置一些专设仪表以监测其他额外的复杂情况。

表3 LBB和BP管道的在役监测设置

LBB和BP管道的在役监测设置亦有相同之处：两者均需对管道内介质的化学性质和振动进行监测，对介质的化学性质监测的目的是防止应力腐蚀。但在具体振动监测方面，LBB侧重对主泵等关键部分的振动进行监测；对于BP，除了对主泵等关键部分的振动进行监测外，还会对管道支撑件的间隙和振动进行监测。

在役检查和在役监测属于BP纵深防御体系中第2级别的内容。BP在这一级别的要求基本可包络LBB，目的是通过高质量的运行进一步对管道的失效进行控制。

2.3 泄漏监测设计比较

泄漏监测和裂纹分析均属于BP纵深防御体系中第3级别的要求。表4列出了LBB和BP的泄漏监测系统设计。

从表4可看出，LBB和BP在泄漏监测系统设计上基本相同，遵循RG1.45要求，监测系统要求具有冗余性和多样性。不同的是LBB的泄漏监测系统属于非安全相关系统，而BP的泄漏监测系统则属于安全相关重要系统，从这点看，BP对泄漏监测系统的要求更高一些。

表4 LBB和BP的泄漏监测系统设计

2.4 管道裂纹机理分析比较

LBB和BP管道的裂纹分析方法分别如图2、3所示。

从两种分析方法的步骤和所涉及的内容看，LBB管道需计算可监测裂纹尺寸和临界裂纹尺寸两项[5]，BP管道除以上两项外还需计算初始贯穿裂纹尺寸和出现贯穿裂纹所经历的换料周期数[1]，通过计算以证明BP管道在正常工况下运行至电站全寿期末不会出现2倍的初始贯穿裂纹大于临界裂纹尺寸。LBB和BP在可监测裂纹尺寸上的计算方法相同，泄漏率计算均取可探测泄漏率的10倍；在计算临界裂纹尺寸时均考虑了载荷的安全系数(≥1.4)；临界裂纹尺寸和可监测裂纹尺寸之间考虑了2倍的安全余量。

另外，两者在裂纹计算方法上有所不同，以两者在AP1000和EPR项目中的实际应用为例进行比较(表5)。LBB采用ASME Ⅺ中Paris公式计算裂纹的扩展，BP采用的则是RSE-M附录中经修正的Paris公式；在临界裂纹尺寸的确定上，LBB采用极限载荷法[3]，BP则采用弹塑性J积分法[1]。

图2 LBB管道的裂纹分析方法

图3 BP管道的裂纹分析方法

总体上讲，BP管道的裂纹分析方法较LBB管道的更为复杂，BP的分析内容基本可包络LBB。

表5 LBB和BP管道的裂纹计算方法比较

2.5 管道破裂局部效应与全局效应

管道破裂的影响包括局部效应和全局效应。其中，局部效应是指由于管道破裂引起的甩击、射流冲击和隔间水淹、辐射等变化及对管道邻近区域和管道支撑的影响；全局效应是指管道破裂引起的安全壳温度压力变化、ECCS系统的补偿行为等影响[1]。

以主冷却剂管道为例，在传统压水堆中一直将其双端断裂定为设计基准事故，因此设置了复杂的防甩设施和隔离屏障。采用LBB和BP后，对主冷却剂管道局部效应和全局效应的假设均发生了变化，表6列出了两者的比较情况。

表6 主冷却剂管道采用LBB和BP后的局部效应和全局效应

注：A为主管道的横截面积；a为主管道支管的横截面积；p为主管道压力

从表6可看出：1) 相比传统压水堆，LBB和BP两者均取消了管道防甩件，节省了布置空间和建设费用，主设备内部构件的动载荷也降低为仅考虑支管断裂载荷；2) 尽管采用了LBB或BP理论，但两者在安全壳环境(如温度、压力)、安全壳内部构件、管道隔间的水淹、辐射情况及ECCS系统的设计方面，仍延续传统压水堆中的管道双端断裂作为设计基准，这是一种基于核安全角度的保守考虑[1,3,6]；3) 在主设备的支撑设计上，BP需假定管道双端断裂，并在管道轴向产生一个2pA的静载荷[1,6]，这其实属于BP纵深防御体系中第4级别的要求，而LBB对此则无相关要求。

3 结论

1) LBB和BP属于两种含义不同的理论，BP对纵深防御安全理念的贯彻更为全面和深刻。LBB的主体内容基本被包含在BP纵深防御第2级别和第3级别的要求中，BP的总体要求包络LBB。

2) BP管道对材料和制造质量的要求、在役监测的要求、裂纹扩展分析的要求及泄漏监测系统的要求方面更严格，总体来说，相对于LBB，BP对管道设计的要求更为复杂。

3) 采用LBB和BP后主冷却剂管道的局部效应和全局效应大体相同，仅有细微差别：在BP中主设备支撑需考虑管道双端断裂产生的2pA静载荷。

参考文献：

[1] NRWG TF on LBB. European safety practices on the application of leak before break (LBB) concept, EUR 18549 EN[R]. [S. l.]: [s.n.], 2000.

[2] 孙造占. LBB对材料性能的要求[J]. 核安全，2006(3)：6-10.

SUN Zaozhan. Material property requirements for LBB[J]. Nuclear Safety, 2006(3): 6-10(in Chinese).

[3] 林诚格. 非能动安全先进压水堆核电技术[M]. 北京:原子能出版社，2010:287-310.

[4] RIECK D, WERNICKE R. Experiences with fracture mechanics leak-before-break evaluations within the German integrity concept for NPPs[C]∥Proceedings of 18th European Conference on Fracture. Dresden, Germany: ECF, 2010: 1-6.

[5] NRC. NURGE-0800 Standard review plan 3.6.3 leak before break evaluation procedures[S]. US: Nuclear Regulatory Commission, 2007.

[6] EDF, SEPTEN. ETC-S Rules for safety analysis of events, Revision E[S]. French: Electricity of France, 2001.