核電廠安全殼首次整體在役試驗方案優化

王海衛，楊 剛

（中核核電運行管理有限公司，浙江 海鹽 314300）

核電廠安全殼首次整體在役試驗方案優化

王海衛，楊 剛

（中核核電運行管理有限公司，浙江 海鹽 314300）

安全殼整體試驗是壓水堆核電機組一項特大型、高風險、高難度的試驗，通過模擬設計基準事故工況下安全殼內的峰值壓力，在事故峰值壓力平臺下，進行安全殼整體泄漏率測量及各壓力平臺安全殼結構試驗，以驗證其密封和結構性能。安全殼整體試驗是國家核安全局監管的一個重要見證點，試驗結果直接決定是否能夠啟動反應堆發電。301大修安全殼整體試驗是3號機組首次在役試驗，本次試驗汲取了秦山第二核電廠以往6次安全殼整體試驗的經驗和其他電廠的反饋，試驗方案更加科學，試驗的組織管理更為規范。文章對301大修安全殼整體試驗的經驗進行了論述和總結，希望對電廠以后的安全殼整體試驗提供參考。

安全殼；整體在役試驗；方案優化；管理創新

1 概述

安全殼是繼核燃料包殼、一回路壓力邊界之后的第三道安全屏障。根據《核電站設計與建造規程》（RCC—G88）及《秦山第二核電廠定期試驗監督大綱》的要求，在電廠運行壽期內，反應堆第一次或第二次停堆換料時，進行安全殼的整體密封性試驗，以后每隔10年進行一次；在進行安全殼整體密封性試驗的同時，對安全殼的整體結構性能進行檢測。這兩項試驗就是常說的安全殼整體試驗。

1.1 安全殼整體試驗的原理

將安全殼置于模擬LOCA事故狀態，核燃料移出安全殼，通過空壓系統向安全殼內部充壓。當安全殼內空氣壓力達到試驗壓力時，停空壓系統，安全殼進入保壓狀態。此時，一方面進行安全殼結構試驗；另一方面，由于安全殼系統的泄漏，安全殼內的干空氣的質量將隨著時間的推移而逐漸減少，通過氣體方程推算出安全殼內某一時刻干空氣質量，進而計算出安全殼內干空氣質量的遞減速率，即安全殼整體泄漏率。為了獲得安全殼內某一時刻空氣質量，需要安全殼內空氣的溫度、濕度、壓力參數，試驗期間在安全殼內部布置53支溫度傳感器、10支濕度計，以準確地反映安全殼內溫度場、濕度場分布狀況。同時，布置了兩臺壓力表，記錄安全殼內空氣壓力。

1.2 安全殼整體試驗驗收準則

安全殼整體密封性試驗的驗收準則：試驗工況下最大允許泄漏率Fe與在LOCA工況下最大允許泄漏率Fa應滿足相應的關系。

LOCA工況下設計最大允許泄漏率Fa為：0.3%安全殼內氣體質量/24 h（Wt%/24 h），在整體泄漏率上考慮由測量儀表產生的誤差ΔFm，如測得的泄漏率Fm滿足下述條件，則整體試驗被認為可以接受。

Fm+ΔFm<0.75Fe，0.75為安全殼自然老化系數，即Fm+ΔFm<0.164%安全殼內氣體質量／24 h。

安全殼結構驗收標準：對于安全殼的機械性能與強度抗力，沒有定量的驗收準則，定性上要基本滿足：

1) 強度抗力（局部應力、預應力鋼束張力）隨壓力呈線性可逆變化。

2) 靜態形變（安全殼直徑、安全殼局部應變）隨壓力呈線性可逆變化。

3) 安全殼外觀無損傷，裂縫寬度隨壓力呈可逆變化。

1.3 301大修安全殼整體試驗總體情況

秦山第二核電廠3號機組在2011年10-12月期間進行了第一次換料大修（簡稱301大修）。按照RCC—G88標準規定，301大修安全殼密封性試驗包括A、B、C類試驗。其中A類試驗為安全殼整體密封性試驗，B類試驗包括燃料運輸通道、人員閘門、應急人員閘門、設備閘門等密封性試驗，C類試驗包括全部79個機械貫穿件隔離閥的密封性試驗。安全殼整體試驗泄漏率Fm=0.019 3Wt%/24 h。安全殼整體結構試驗的主要內容是對安全殼的變形、應變、鋼束力、溫度場的測試，以及對安全殼進行內部和外部外觀檢查，最終通過以上測試內容對安全殼的整體結構性能進行評價。對1、2、3號機組的安全殼首次在役試驗的關鍵數據進行對比分析，如圖1所示。

從圖1可以看出，秦山第二核電廠3號機組安全殼整體在役試驗安全殼泄漏率和試驗耗時與其他機組比較，均居首位。3號機組在試驗前形成了較為完善的試驗程序和試驗管理體系，并有一些好的工程實踐可供其他類似的項目借鑒。

圖1 秦山第二核電廠各機組安全殼整體在役試驗關鍵數據比較圖Fig.1 The comparison of key data of containment in-service integrated test between different units of Qinshan Second Nuclear Power Plant

2 試驗方案優化

安全殼整體試驗是一項綜合性試驗，試驗需要多專業配合，因此，合理完善的試驗方案是試驗成功的必要前提條件。根據以往試驗的經驗，對301大修安全殼整體試驗的方案進行了一些優化。

2.1 安全殼充壓方案設計

1、2號機組安全殼整體試驗空壓設備采用秦山第二核電廠自帶空壓系統。試驗時，機組幾乎所有的壓縮空氣都供應于試驗機組，增加了運行機組的風險。因此，3號機組安全殼整體試驗采用租賃空壓機方式。比較多家廠商后最終選擇了阿特拉斯·科普科公司的無油螺桿壓縮機，該空壓機無需額外的冷卻設備且壓縮空氣不含油，既保證了壓縮空氣的品質，又節省了大規模的冷卻設備。為此301大修安全殼試驗期間租賃了容量為138 m3/min的臨時空壓機組，其中3臺使用，1臺備用，使得試驗時一方面保證了升壓速度，另一方面減少了對運行中的4號機組的影響。

3EPP226TW為系統充壓貫穿件，在該貫穿件RX側加裝充壓專用盲板，有效減小了充壓氣流對3EPP226TW附近設備的影響，對附近的設備起到了有效的保護作用。安全殼充壓流程如圖2所示。

圖2 安全殼整體試驗充壓流程示意圖Fig.2 The pressurization of containment integrated test

2.2 安全殼卸壓方案設計

根據《核電廠環境輻射防護規定GB 6249—86》中5.2“氣載放射性流出物必須通過處理后經煙囪排入大氣”及6.3“核電廠的營運單位必須對所有氣載和液體放射性流出物進行監測。測量內容應包括排放總量、排放濃度及主要核素的分析”。考慮到在役階段試驗安全殼內空氣可能存在放射性，按照法規的要求必須經過過濾后高空排放。

1) 通過貫穿件3ETY342TW進行卸壓，卸壓管線與DVW系統相連，確保安全殼內空氣排放滿足環境放射性要求，確保環境安全。

2) 在安全殼壓力穩定在0.35 MPa時，為節省試驗時間，安排輻射防護人員進行取樣，確保在卸壓前可以出分析結果。

3) 為防止過高的卸壓速度造成安全殼內鋼襯里鼓泡，試驗時嚴格控制卸壓速率在10 kPa/ h以內。

4) 安全殼卸壓后期，殼內壓力為0.1 MPa時，啟動3ETY系統風機協助卸壓，提高卸壓速率。

安全殼卸壓流程如圖3所示。

圖3 安全殼整體試驗卸壓流程示意圖Fig.3 The depressurization of containment integrated test

2.3 安全殼內聽音檢查方案

在安全殼整體試驗時，在安全殼內壓達到0.1 MPa時，需對安全殼內進行目視聽音檢查，以便及早發現較大的泄漏點及異常現象，及早采取有效措施，確保安全殼試驗的順利進行。綜合以往幾次安全殼打壓試驗的經驗，301大修進一步優化了目視聽音檢查方案：

1) 在整體試驗開始前，對所有安全殼貫穿件進行預檢查，及時發現可能存在的問題。

2) 在整體試驗開始前，除了組織0.1 MPa殼內檢查人員熟悉目視聽音檢查程序外，至少組織了兩次目視聽音檢查人員對現場檢查路線的熟悉。同時，對檢查小組設置了組長、安全員等職位，進一步明確工作范圍及工作職責，提高檢查效率。

3) 試驗前通過應急演練，對試驗狀態下安全殼的緊急卸壓、人員聯絡、召集、進入路線、消防器材安放、消防干預等問題進行了集中訓練、預演。

4) 在整體試驗聽音檢查期間，采取間隔匯報制度，殼內檢查人員定期向目視聽音檢查負責人匯報殼內檢查人員情況，以使殼外人員及時了解殼內人員狀況，加強人身安全管理。

2.4 安全殼整體泄漏率測試系統優化

安全殼整體泄漏率測試系統作為打壓試驗的測試系統之一，其擔負采集安全殼內溫度、濕度及壓力數據，對安全殼密封性做出評價的功能，根據以往打壓試驗的經驗反饋，參照同類電廠經驗，301大修對安全殼泄漏率測試系統做了優化。

1) 在測試系統搭建前，對EPP測試網絡進行通道檢查，及時發現通道中存在的問題，提高測試系統搭建效率。

2) 安全殼泄漏率測試系統采用熱備用設置，即試驗時兩套測試系統同時運行，互相備用。

3) 保證安全殼泄漏率測試系統使用的電源3LNE182JA線路24 h持續供電。

由于安全殼整體密封性試驗準備工作量大，過程時間長、牽涉面廣，且測試過程必須連續進行，如測試過程一旦中斷，則有可能造成整個試驗失敗，迫使試驗重復進行，進而造成人力、物力、時間、經濟上的重大損失。因此高可靠性、安全性是安全殼整體密封性試驗的最基本要求。

冗余技術是系統可靠性設計中常采用的一種技術，是提高系統可靠性的最有效方法之一。為了達到高可靠性和低失效率相統一的目的，301大修在測試系統的設計和應用中采用冗余技術。合理的冗余設計將大大提高系統的可靠性，提高了整個系統的平均無故障時間（MTBF），縮短了平均故障修復時間（MTTR）。

原測試系統硬件數據采集器和數據采集計算機只有一套，如果數據采集器一旦失靈出故障，將使整個試驗測試系統受到影響，進而影響到安全殼整體密封性試驗。為進一步提高安全殼整體密封性測試系統的可靠性，301大修中對數據采集器和數據采集計算機采用了冗余配置，即用兩套數據采集器和數據采集計算機同時對安全殼內壓力、溫度、濕度數據進行采集。冗余技術的應用，進一步提高了測試系統的可靠性，在整個試驗過程中，即使1臺數據采集系統出現了短暫故障，但冗余系統仍正常運行，確保了數據采集的連續性及試驗結果的有效性。

3 試驗管理創新

301大修優化了整體試驗組織程序，在人員管理、文件管理、風險管理等各方面進行了一些創新，使整個試驗進程在有效的管理之下順利推進。

3.1 人員管理

1) 成立了安全殼整體試驗專項組，設立了整體試驗組織機構。作為試驗的牽頭組織部門，技術處編制了打壓試驗專項計劃，并定期組織涉及整體試驗的各個專業召開專項會，及時掌握試驗準備進展及遇到的問題。

2) 在安排試驗負責人時特意安排了3位有資質的人員擔任，3位負責人進行三班倒；同時還配備了3位專職QC人員，也實行三班倒制度，對整個試驗過程進行全程監督，確保整個試驗過程符合相關法規和程序要求。

3) 為了確保試驗過程中能夠及時聯系到各專業人員，在試驗前編制了安全殼整體試驗值班表，將每位工作人員姓名、辦公電話、手機號碼以及值班時間等信息全部收集好，當班試驗負責人可以根據試驗現場的需要隨時聯系到相應工作人員。

4) 為了確保各專業都有充足的人員參加聽音檢查，試驗負責人在大修前一個月便組織了各專業人員共計31人赴上海打撈局進行常規體檢和專業承壓訓練，最終26人通過了體檢和承壓訓練，為打壓試驗期間進行聽音檢查儲備了足夠的人力資源。

3.2 文件管理

1) 文件準備是該試驗準備的一項重要任務，包括試驗規程、運行隔離單、大修工作包等。與安全殼整體打壓試驗直接相關的管理、試驗和操作程序近30本，運行隔離單30份，大修工作包更是多達70個左右。各專業在試驗準備階段都對試驗相關程序進行了審查和升版，對運行隔離單進行了認真核實，對每個工作包進行了詳細的準備。

2) 編制了安全殼整體試驗執行程序《3號機組安全殼整體試驗準備、實施和恢復》，在該程序中將整體試驗前的準備工作、試驗中的操作內容、試驗后的恢復工作全部包含在內，并在進行每一步操作后都由相應負責人簽字確認，簽字時注明具體完成時間（準確到分鐘）。有了這本程序，試驗負責人在試驗中依據該程序操作，條理清晰，不會有遺漏項，操作性強，同時可避免人因失誤；另外，由于試驗總時間較長，簽字時注明完成時間，便于試驗人員查閱試驗進程。

3.3 風險管理

301大修參照以往大修經驗，制定并完善了安全殼整體試驗應急預案，主要針對試驗中能出現的火災、設備損壞、人員傷亡、安全殼超壓等風險。

1）安全殼試驗時的火災風險：試驗前對安全殼內進行徹底核清潔，并組織多次檢查，確保RX內沒有油跡、塑料、尼龍、布、木材及有機溶劑等易燃易爆物品，試驗中切斷除儀表電源外安全殼內所有電源。另外，在試驗前進行了消防專項演習。

2）設備損壞風險：為避免RX廠房內的系統、設備損壞，試驗前嚴格對系統進行設置，保證所有各種密閉空間（房間、容器、儀表殼、電氣箱、設備空腔、管道等）與安全殼大氣相通，精密儀表、傳感器和不確定能否承壓的各種設備,根據“安全第一，保守設置”的原則，移出RX廠房。試驗開始前舉行最終聯合檢查，檢查相關系統、設備安全措施是否滿足要求。檢查完畢各方確認無誤簽字后才開始安全殼打壓試驗。

3）0.1 MPa聽音檢查風險：針對人員在0.1 MPa平臺需進入RX進行聲響泄漏探測試驗，人員在承壓環境下可能出現減壓病、肺氣壓傷等情況，以上海救撈局、醫務室為主要救護力量，制定人員救護應急預案，同時組織相應承壓作業人員進行培訓并在試驗前進行演練。

4）人員閘門功能試驗失敗風險：打壓試驗期間，在不同的壓力平臺要進行人員閘門功能試驗，根據經驗反饋，人員閘門比較容易在打壓試驗階段出現故障，由于這個原因，人員閘門往往容易引起試驗進度延誤或者試驗停滯，為了處理故障，有的時候必須將壓力重新撤回到試驗初始狀態。為此，301大修制定了人員閘門應急預案，確保在試驗階段，當人員閘門出現故障的時候，可以第一時間將故障處理掉，保證試驗順利完成。

5）在現場安裝租借來的小型應急加壓艙，建立詳細的應急預案，確保進殼人員的健康與安全。

6）泄漏率不合格風險:在打壓試驗之前，完成所有的B類和C類密封性試驗并且滿足驗收準則要求，另外，當整體泄漏率超標時，需要組織人力對所有可能泄漏點進行全面檢查，為此編制“泄漏率不合格查漏方案”，確保試驗順利進行。

4 結論

根據秦山第二核電廠前6次安全殼整體試驗的經驗反饋，通過充壓、卸壓、聽音檢查、整體泄漏率測試系統等試驗方案的優化，及在人員、文件、風險等方面的管理創新，形成了一套科學合理的試驗和管理程序，確保了301大修安全殼整體試驗圓滿完成。試驗取得了秦山第二核電廠各機組安全殼整體在役試驗泄漏率最低和試驗耗時最短的優異成績，整體試驗的組織上已達到了國內同類電廠先進水平。

The Scheme Optimization and Management Innovation for the First Containment Integrated In-service Test of Nuclear Power Plant

WANG Hai-wei，YANG Gang
(CNNC Nuclear Power Operantions Management Co.，Ltd., Haiyan of Zhejiang Prov. 314300，China)

The containment integrated test is a large-scale, high risk and very difficult test in pressurized water reactor nuclear power plants. By simulating peak pressure inside the containment in design basis accident conditions，measuring the total leakage rate of the containment with the peak pressure, and implementing the structure inspection test on several pressure levels, the containment’s performance can be verified. Containment integrated test is an important witness point supervised by NNSA. The test results crucially decide the reactor to be started or not. The containment integrated test in 301 overhaul is the first in-service test of Unit 3. By the experience of the same 6 former tests in Qinshan Second Nuclear Power Plant and the feedback from other plants, the test scheme get more scientific and the

containment; in-service integrated test; scheme optimization; management innovation

TM623 Article character：A Article ID：1674-1617(2014)01-0018-06

for the following containment integrated tests in the future.

TM623

A

1674-1617(2014)01-0018-06

2013-12-22

王海衛（1977—），男，浙江舟山人，工程師，碩士，現從事核電廠性能試驗管理和分析工作。

organization management more standardized. This article discusses the containment integrated test in 301 overhaul and summarizes the experience to provide some