焦 峰，赵丹妮，禇倩倩，杨未东，孙国臣

(1.环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082；2.国家核安全局核电安全监管司，北京 100034)

核电厂薄壁大直径贮水容器负压变形事件经验反馈

焦 峰1，赵丹妮1，禇倩倩1，杨未东1，孙国臣2，*

(1.环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082；2.国家核安全局核电安全监管司，北京 100034)

核电厂薄壁大直径贮水容器储备了大量核电厂生产工艺用水，为各个相关系统提供水源或冷源，其中一些贮水容器是核电厂的安全功能的重要组成部分，贮水容器的水装量及水质对核电厂的安全运行至关重要。国内核电厂近期发生了数起贮水容器负压变形事件，这些事件多是由于水箱在排水过程中进气不足而产生负压超出水箱设计承受能力，同时因对水箱的负压保护失效，最终导致水箱局部变形。本文介绍了核电厂的主要贮水容器，分析了贮水容器负压变形事件的原因，建议核电厂营运单位保证相关贮水容器负压保护设施的设计、安装正确，加强对贮水容器移交时呼吸阀/孔的检查，减少呼吸阀/孔人为封堵的情况，防异物封堵呼吸阀/孔时使用通气性好的材料，合理安排贮水容器排水工作，制定排水工作程序，加强对相关经验信息的反馈。

薄壁大直径贮水容器；负压变形；经验反馈

近期国内某核电厂大修期间出现了辅助给水箱呼吸管线被防异物布袋封堵，在进行辅助给水箱排水作业时，因进气能力不足，内部负压过大，导致辅助给水箱发生弹塑性变形的事件。通过对历史相关事件的信息分析，发现在国内核电厂类似的贮水容器负压变形事件曾多次发生。

一些核电厂贮水容器是核电厂安全功能的重要组成部分，贮水容器的水装量及水质对核电厂安全运行至关重要[1-3]。此外，核电厂薄壁大直径贮水容器受损变形后受场地、材料、焊接和探伤限制，维修处理难度较大。为了防止类似事件反复发生，本文分析了近年来贮水容器负压变形事件及原因，总结了预防此类事件发生的经验教训。

1 核电厂主要薄壁大直径贮水容器介绍

1.1 辅助给水箱

辅助给水箱是具有一定水质要求的永久性贮水箱，二代改进型核电机组的辅助给水箱位于核电厂连接厂房内，采取现场预制的方式制造，设计承受安全停堆地震(Safe Shut down Earthquake,简称SSE)。

辅助给水系统的主要功能是作为当蒸汽发生器失去主给水供应时的备用系统。辅助给水箱为辅助给水系统中的一个贮水装置，内装有除盐除氧水，水箱上部充有氮气，压力保持在略高于大气压的水平，以防止空气进入导致水中含氧量增加。在所有运行工况下，辅助给水箱都与辅助给水泵相连，构成短期的水储备量，供给蒸汽发生器。水箱用一只呼吸阀提供高压保护和低压保护，该呼吸阀既可以用于充灌水箱时背压控制阀失效情况下进行超压保护，也可在水箱放水时氮气减压阀失效的情况下进行负压保护。辅助给水箱具有薄壁、尺寸大、焊接接头种类多、接管数量多等特点[4]。

辅助给水箱为大直径-壁厚比立式储液容器，由封头、筒体、封底、筒体加强环、接管及梯子和平台等附件组成。容器通过封底上的地脚螺栓固定在基础地面上。辅助给水箱具体结构如图1所示。筒体由五层(不同厚度的)筒体段焊接而成，由下至上筒体名义厚度分别为16 mm、12 mm、10 mm、8 mm、8 mm，筒体外径为9700 mm。由下至上各层的高度分别为3000 mm、3000 mm、3000 mm、3000 mm 和2600 mm，水箱中部设加强环。辅助给水箱总容积为1126 m3，液位标高为14.52 m。容器筒体与封头、封底材料为20HR-B(对应RCC-M 中的P265GH)[5]。容器的主体材料力学性能参数见表1。

图1 辅助给水箱结构示意图Fig.1 Structure of the ASG water tank

材料屈服强度Sy·MPa-1抗拉强度Su·MPa-1许用应力S·MPa-120HR-B229.6410102.5

1.2 反应堆换料腔和乏燃料水池的冷却和处理系统换料水箱

反应堆换料腔和乏燃料水池的冷却和处理系统换料水箱(以下简称换料水箱)在机组出现失水事故的情况下为反应堆提供应急水源。M310核电厂典型换料水箱的水位信号及对应的水位定值和贮水量见表2。反应堆换料时，换料水箱可实现反应堆水池的充水和排水[6]。二代改进型核电机组的换料水箱贮水量可以满足设计基准事故时安全注入和安全壳喷淋以及换料水池注水的需要。换料水箱四周用钢筋混凝土墙包围，该墙能在发生事故的情况下包容水箱的水。换料水箱顶部设有放气管，其尺寸按疏水量设计，保证安全注入系统的两台高压安注泵，二台低压安注泵，二台安全壳喷淋循环泵同时工作时的用水需求。在水箱上部设有溢流管，其尺寸设计能排出一个反应堆硼和水补给系统泵补水时的额定流量[7，8]。

表2 M310机组换料水箱主要参数

1.3 核岛/常规岛除盐水分配系统厂区贮存箱

对于二代改进型核电机组，除盐水生产系统生产出的除盐水分别向核岛除盐水分配系统(简称SED)和常规岛除盐水分配系统(简称SER)供水。SED和SER的除盐水箱内设有水位传感器做监测和控制之用。水箱进水管为鹅颈状，鹅颈顶带有真空破坏管。为了防止水箱超压或出现真空，顶部设有放气管。当水箱内水位达到高水位时，通过溢流管将水排至电厂污水系统(简称SEO)。除盐水生产站设有防止除盐水箱反向排空的保护装置。除盐水箱外壁刷油漆，内壁刷符合要求的涂料[9]。SED/SER除盐水箱主要参数见表3、表4。

表3 核岛除盐水分配系统水箱主要参数

表4 常规岛除盐水分配系统水箱主要参数

1.4 硼回收系统中间贮存箱

二代改进型核电机组的硼回收系统共有3个中间贮存箱，设备安全等级NC，质保等级Q3，清洁度等级A1，结构材料为不锈钢，非抗震。3个中间贮存箱为两个系列共用，能为一回路冷却剂提供足够的贮存容量。中间贮存箱用于贮存除气装置生产的脱气废水，以便蒸发装置批量运行，它也可以贮存硼和水补给系统送来的需进行蒸发再处理的补给水。必要时，可贮存核岛除盐水分配系统的除盐水，再由蒸发装置生产脱气除盐水。箱顶通过核岛排气疏水系统和废气处理系统含氧废气分离系统相连，保持负压并连续更新箱内气体[10，11]。

表5 M310机组硼回收系统中间贮存箱主要参数

核电厂常见薄壁大直径贮水容器直径及有效容积比较见表6。

表6 M310核电厂常见薄壁大直径贮水容器典型参数

2 国内核电厂发生的贮水容器负压变形事件

2.1 岭澳核电厂常规岛除盐水分配系统水箱(L0SER401BA)排水导致水箱顶部严重凹陷变形

2004年9月岭澳核电厂实施常规岛除盐水分配系统水箱(L0SER402BA)防腐施工。由于L0SER402BA内部打磨产生粉尘污染其他水箱而导致水质不合格，为避免再次污染，核电厂对常规岛除盐水分配系统水箱(L0SER401BA)、核岛除盐水分配系统水箱(L0SED401/402BA)的顶部呼吸孔进行了临时封堵。10月24日，L0SER401BA进行溢流和排水操作时，出现顶部严重凹陷变形。

事件造成L0SER401BA靠近YA厂房侧上部围板边缘变形比较严重，焊缝有一个约200×10 mm不规则裂缝；另外水箱变形造成两个控制液位计不可用，产生错误信号；该事件可能影响机组供水和供水水质，影响核电厂正常运行。

事件主要原因：

(1)设备状态变更未按核电厂程序流程进行管理

在生产部化学环保处(简称OPC)与技术部土建处(简称TCW)双方人员讨论封堵常规岛除盐水分配系统水箱和核岛除盐水分配系统水箱(L0SER401BA)呼吸孔时，都未认识到这属于临时特殊装置(Temporary Special Device,简称TSD)的管理范畴，没有执行核电厂的TSD管理流程。

(2)风险分析不到位

为防止常规岛除盐水分配系统水箱(L0SER402BA)防腐工作影响水质，在人为封堵了常规岛除盐水分配系统水箱和核岛除盐水分配系统水箱的呼吸孔后，OPC人员认为可以利用溢流管临时兼作呼吸孔使用，但未考虑到若在溢流的同时水箱排水会使溢流管无法起到呼吸孔的功能。

(3)未编写专门工作文件

由于风险分析不到位，OPC对呼吸孔封堵后可能对系统运行产生的影响估计不足，没有认识到常规岛除盐水分配系统水箱液位很高的情况下可能造成溢流管淹没，从而形成水封产生负压的风险，因而没有编写专门的临时运行指令，也没有对原排水指令进行修改。

(4)核岛除盐水分配系统水箱(L0SED401BA)发生局部轻微变形时未能查清原因

2004年10月4日，防腐施工人员发现核岛除盐水分配系统水箱(L0SED401BA)顶部有两个部位有较轻下陷现象。化学人员确认并在10月8日在科处内汇报了情况，处长要求进行原因分析和现场调查，但未能确认形成真空是核岛除盐水分配系统水箱变形的原因。

(5)特殊高风险作业安排在周末

(6)防尘措施不完善

此次常规岛除盐水分配系统水箱(SER402BA)施工前期，采用顶部呼吸孔送风，底部大功率风机强制排风，风管罩在水槽上排入大气，整个施工附近区域较多粉尘。在发生水质污染后，双方讨论改进了通风措施：将排风管引入水中，施工现场区域灰尘有一定改善。

2.2 秦山第二核电厂3号机组硼回收系统中间贮存箱(TEP004BA)变形

秦山第二核电厂3号机组中间贮存箱TEP002BA由联营公司设备处委托中国核工业第五建设有限公司(以下简称五公司)进行制作，2008年4月18日，经联营公司组织验收合格后交中国核工业二三建设有限公司(以下简称二三公司)进行安装。2010年3月3日，二三公司将硼回收系统(简称TEP)向调试处临时移交，由调试处开展相关调试项目。

在TEP临时移交后，由联营公司调试处执行TP8TEP11规程。调试人员为了校验中间贮存箱液位通/断信号(TEP306SN)的高液位报警信号(10.5 m)，用循环泵(TEP007PO)以100 t·h-1的流量从中间贮存箱(TEP002BA)向中间贮存箱(TEP004BA)充水。当TEP004BA液位充至10.78 m(302MN显示)，TEP306SN高液位报警未触发，由调试处人员处理后报警触发。

调试人员为了校验TEP306SN报警消失定值，将阀门TEP110VP/112VP打开一个小开度，将TEP004BA的水排向TEP002BA。当TEP004BA的液位降至9.98 m关闭TEP110VP/112VP，但高液位报警未消失。经分析以后判断为TEP306SN故障或中间贮存箱液位测量信号(TEP302MN)不准，故调试人员决定继续排水重新校核TEP302MN，以便确认故障的仪表。

调试人员开启阀门TEP110VP/112VP，将水由TEP004BA排至TEP002BA。当时TEP002BA液位2.45 m，TEP004BA液位9.98 m，TEP004BA在排水过程中垮塌。

事件发生后联营公司调试试验人员关闭了排水阀TEP112VP，并打开TEP277VA使TEP004BA对空。联营公司调试试验人员对TEP004BA进行了排水操作，防止事件进一步发展。事件造成中间贮存箱TEP004BA上部变形损坏，TEP004BA设备不可用，调试相关工作终止。

事件主要原因：

(1)二三公司、监理公司在TEP004BA移交前检查时，未发现TEP004BA上部呼吸口被胶布封堵。

(2)二三公司将TEP向调试处临时移交时，未拆除呼吸口上封堵的胶布，TEP004BA上部呼吸口被胶布封堵，排水时无法与大气进行换气，丧失其功能。

(3)调试人员在进行排水操作前检查时，未发现TEP004BA上部呼吸口被胶布封堵。

(4)TEP004BA溢流管口在约10.8 m位置，而溢流管下部出口在地坑底部被积水淹没，在TEP004BA排水时溢流管内形成了水封，无法替代完成呼吸功能。

(5)TEP004BA周围脚手架搭设不完整，人员无法近距离对TEP004BA上部呼吸口等部位进行检查。

2.3 红沿河核电厂2号机组辅助给水箱(2ASG001BA)负压造成水箱变形

2013年3月1日，红沿河核电厂2号机组辅助给水系统(2ASG)调试人员到2W272房间实施辅助给水箱(2ASG001BA)排水在线检查时，发现2ASG001BA上半部外壁扭曲变形。经现场检查，下半部未见变形，上半部第3、4、5层板和顶盖变形严重，最大凹陷位于水箱的东北方向，深度约有2 m，顶部向东北方向倾斜大约20°，部分管线及支架受拉变形。

事件发生后，电厂对2ASG状态进行了全面检查，发现连接2ASG001BA的对空管道(直径为88.9 mm)末端被封头焊死，连接在该管道上的呼吸阀(2ASG126VZ)应调试要求尚未安装，而是采用对空管代替，但安装完成后的对空管道末端用堵头进行了封堵，导致2ASG001BA丧失了与大气连通的主要通道。

事件主要原因：

(1)水箱在排水过程中进气不足产生的负压超出了水箱设计承受能力，同时因对水箱负压的保护失效，导致水箱局部变形。

(2)红沿河2号机施工图与流程图不一致，流程图中管道应连通大气，施工图中却设计为焊接的堵头，导致水箱顶部与大气未有效连通。

这个事件是因设计变更缺陷发生的一起典型事件，事件暴露出设计人员凭经验工作、对相关文件评估不充分的情况。

2.4 秦山第二核电厂2号机组辅助给水箱(2ASG001BA)失稳瘪塌事件

2016年2月12日，秦山第二核电厂2号机组进行211大修，维修三处执行辅助给水箱呼吸阀(2ASG126VZ)例行年检工作，需要拆除该阀门并进行防异物封堵，考虑到容器存在负压失稳的风险，在拆除呼吸阀2ASG126VZ后未使用胶带，而是使用了防异物布袋进行封堵，以保持有一定通气功能且不违反防异物管理要求。运行人员随后对辅助给水箱(2ASG001BA)进行排水作业。

2ASG001BA从2月12日下午15:00开始疏水(从水箱底部疏水管道，靠自重排水)，持续到2月13日上午8:00，直到被发现失稳瘪塌后停止，水位从8.52 m降至5.81 m。

经检查，2ASG001BA水箱顶部1/3-2/3面积发生坍塌，其中一条拼接焊缝发生开裂，长度约为20 cm-30 cm。水箱有三处发生内瘪，对应在筒体上部第二拼接层，发生变形的总长度为30%-40%周长，对应标高为9 m左右。

事件原因分析：

对整个辅助给水箱上部实施目视检查，发现上封头的局部及筒体侧壁的局部存在不同程度变形；上封头上接近顶部的变形钢板的对接焊缝上存在1处贯穿性缺陷。变形呈不同程度凹瘪状，属于薄壁容器因承受异常外部正压载荷而发生屈曲的典型外貌特征；结合上述现场排水情况，判断辅助给水箱壳体顶部局部机械变形的原因为呼吸阀所在位置的进气能力不足，在容器排水过程容器内部负压程度逐渐增加，当容器壳体承载达临界载荷以上，发生弹塑性变形。

辅助给水箱排水透气与水箱呼吸阀检修两项工作交叉进行，水箱在排水时失去进气保护装置。工作执行文件中仅有正常呼吸阀检修工作，无水箱排水透气工作执行文件。阀门检修工作后，排水操作前，缺少对水箱透气措施执行情况的现场独立检查确认。

现场工作人员没有严格执行防异物管理规定，在电厂内部规程中明确规定对于呼吸阀防异物需要用硬质的铁丝网，但是，工作人员使用了通气性差的布袋，致使呼吸阀进气能力不足，辅助给水箱出现局部机械变形。

3 贮水容器负压变形事件原因分析

国内核电厂发生的四起薄壁大直径贮水容器负压变形事件总结见表7。

这四起事件均是在设备安装调试时，由于水箱在排水过程中进气不足而产生负压超出水箱设计承受能力，同时因对水箱的负压保护失效，最终导致水箱局部变形。部分核电厂存在呼吸阀/孔设计不当、负压保护管线被焊死或由于运行/维修需要对其进行了封堵。工作人员在设备移交时未发现负压保护装置存在缺陷，在执行排水操作时也并未意识到负压保护失效风险，未对相关设备进行排查。

表7 国内核电厂贮水容器负压变形事件统计

4 贮水容器负压变形事件经验反馈

薄壁大直径贮水容器在排水过程中容易出现负压变形的情况[12]，本文通过总结共性规律，建议核电厂营运单位从以下六个方面采取措施防止类似事件重复发生：

(1)保证相关贮水容器负压保护装置的设计、安装正确。对将贮水容器负压保护的相关管线焊死、没有呼吸阀/孔设计的情况进行排查，加强相关设计过程控制及文件审查力度，确保设计文件的一致性和完整性。强化对相关设计变更的管理，确保原设计贮水容器负压保护功能要求。

(2)加强对贮水容器移交时呼吸阀/孔的检查。注意对贮水容器的呼吸阀/孔的检查中由于位置等原因出现的漏检或检查不到位问题，通过检查及时发现可能的封堵情况或设计缺陷，保证贮水容器通大气保护功能有效。

(3)尽可能减少对呼吸阀/孔人为封堵的情况，如在运行、维修中确实需要对呼吸阀/孔封堵，须进行风险分析，使用通气性好的材料(如铁丝网)，充分考虑对呼吸阀/孔封堵后可能对系统运行产生的影响，制定相关的临时控制措施。同时，要加强对临时封堵措施的管控，相关工作完成后须及时拆除封堵。

(4)合理安排贮水容器排水工作。在呼吸阀/孔检修、封堵或未安装到位期间，不安排贮水容器的排水工作，避免在贮水容器缺少负压保护的情况下，工作交叉进行引发贮水容器损坏的情况。此外，从以往事件的经验可以看出，溢流管下部出口在排水时会被淹没形成水封，无法起到呼吸孔的功能，因此应慎重考虑溢流管兼作为负压保护的临时设施。

(5)制定完善的贮水容器排水工作程序，对工作人员在进行贮水容器排水前的状态检查、排水速度控制等做出明确规定。

(6)加强对相关经验信息的反馈，注重排查本电厂类似的贮水容器，若发现相关异常及时查明原因，切实落实相应的纠正措施[13，14]。

5 总结

核电厂内布置的贮水容器为各相关系统提供水源或冷源，其中一些贮水容器是核电厂安全功能的重要组成部分，贮水容器的水装量及水质对核电厂的安全运行至关重要。国内核电厂发生了多起贮水容器排水过程中由于进气不足，水箱负压超出其设计承受能力，最终导致水箱局部变形的事件。本文对这些贮水容器负压变形事件进行了分析，总结了类似事件中的经验教训。希望各核电厂营运单位及时吸取这些事件的经验教训，采取措施防止类似事件重发[15]。

[1] 张往锁, 曹夏昕, 阎昌琪，等. 辅助给水系统对缓解全厂断电事故能力研究[J].原子能科学技术, 2012, 46 (5)：565-569.

[2]卢岳川，吴万军，臧峰刚，等. 大亚湾核电站换料水箱底板渗漏分析与评估[J].原子能科学技术，2008，42：648-651.

[3]贾斌，靖剑平，乔雪冬，等. 基于CFD方法的非能动余热排出系统数值模拟[J].核安全，2013，12(3)：37-41.

[4]阚强生,黄灿华. 核电站辅助给水系统设计[J].核动力工程, 1998，19(3)：208-213.

[5] 韩治，唐晖. 核电厂ASG 水箱液晃问题的分析方法研究[C].第25届全国结构工程学术会议. 中国内蒙古包头，2016：189-196.

[6]杨志超，郑伟.大亚湾核电站换料水箱漏装内部弯管的概率安全评价[J].原子能科学技术， 43(11)：961-965.

[7] 唐识，唐宏伟，程晓玲，等.核电站换料水箱焊接质量控制[J].电焊机，2016，46(5)：117-122.

[8] 罗月. 某核电厂除盐水箱焊接及防变形措施[J].科技专论，2012(12)：303.

[9] 美国核管理委员会. NUREG 0800SRP-2007标准审查大纲(轻水反应堆版)[S].华盛顿：美国核管理委员会核反应堆管理局，2007.

[10] 法国核岛机械设备设计和建造规则协会.RCCM-2004压水堆核岛机械设备设计和建造规则J篇：低压或常压储罐[S].上海：上海科学技术文献出版社，2004.

[11] 广东核电培训中心. 900MW压水堆核电站系统与设备[M].北京: 原子能出版社. 2005.

[12] 杨利娜. 薄壁大直径压力容器水压试验中应注意的问题[J].石油和化工设备，2013(16)：28-29.

[13] 孙国臣，陈睿，杨堤，等. 国内运行核电厂经验反馈在新建电厂应用的研究[J].核安全，2010(4)：19-24.

[14] 罗杰，刘志明，朱杰. 浅谈核电厂换料大修经验反馈 [J].核安全，2013，12(2)：30-35.

[15] 肖志，陶书生，孙国臣，等. 关于岭澳二期核电厂运行事件的经验反馈[J].核安全，2012(1)：22-25.

ExperienceFeedbackofWaterTankDeformationDuetoNegativePressureinNuclearPowerPlant

JIAO Feng1, ZHAO Danni1,CHU Qianqian1, YANG Weidong1,SUN Guochen2,*

(1.Nuclear and Radiation Safety Center, MEP, Beijing 100082, China；2.Nuclear Power Safety Regulation Department, MEP,Beijing 100034,CHina)

Thin wall large diameter water storage containers of nuclear power plant reserves lots of water, which provide water or cold source for the relevant system, some of the water storage containers are important part of the nuclear power plant safety functions, the water in the water storage container loading quantity and quality of the safe operation of nuclear power plants is very important. several water storage container pressure deformation events occurred recently in Chinese nuclear power plants. These water tank damage events were caused by the drainage process intake is insufficient and negative pressure beyond tank designed to withstand ability. At the same time, due to the negative pressure protection of water tank failure, eventually leading to the local deformation of the tank. Primary water storage containers of nuclear power plant are introduced in this paper, analysis the reason of negative pressure of a water storage container deformation events, and suggest that nuclear plants operators to ensure that relevant water storage container vacuum protection facilities design, are installed correctly, strengthening of water storage container transfer breathing valve / hole inspection, reduce the respiratory valve / hole plugged by human, use the material with good ventilation when the respiratory valve / hole plugged, reasonable arrangements for water storage container drainage work, develop drainage working procedure and reinforcing feedback to the relevant experience and information.

thin wall large diameter water storage container; negative pressure deformation; experience feedback

TL48

：C

：1672- 5360(2017)02- 0035- 07

2016- 08- 14

2016- 11- 23

国家科技重大专项，项目编号：2011ZX06002-010

焦峰(1985—)，男，山西高平人，工程师，硕士,热能工程专业,现主要从事核电厂运行事件和安全重要物项修改审评工作