核电厂超设计基准事故下热交换器的密封结构设计及分析方法

矫 明，张菲茜，贺寅彪，张丽艳，李 波，黄 庆

(上海核工程研究设计院有限公司，上海 200233)

0 引言

在核电厂中，存在正常运行工况、预计运行工况、设计基准事故以及超设计基准事故等。其中，超设计基准事故是指超过电厂及其安全系统包络、事故后果比设计基准事故更为严重的事故工况[1]。例如，核电厂中不同设计压力系统通过联锁装置和泄压阀相连，如果联锁装置旁路以及泄压阀不能及时打开，发生系统内部失水事故(ISLOCA)时，中低压系统可能会与高压系统相通，中压系统将承受高压系统的全压，这对于中低压系统的设备属于超设计基准事故。但超设计基准事故发生概率极低，以三代核电站余热排出热交换器为例，其在60年的寿期内，仅可能发生一次超设计基准事故。发生超设计基准事故时，余热排出热交换器管侧需承受2.5倍的设计压力，此时，设备无需满足换热功能要求，管侧允许产生局部变形，但不允许破裂或泄漏。此外，该设备属于大型核级热交换器，若对超设计基准事故采用保守的设计，将显著增大法兰及管板尺寸，极大增加制造成本和布置难度。根据核电厂纵深防御理论，本文以超设计基准事故下密封和边界完整性要求为导向，提出密封结构的优化设计和评定方法，以确保核级热交换器的安全性。

1 设计要求及结构介绍

余热排出热交换器是三代核电站正常余热排出系统的主要设备之一，用于核电站正常停堆或事故后堆芯、反应堆冷却系统和乏燃料池等系统和设备的冷却[2-4]。……