一回路水壓試驗方案及技術分析

張 軍

（海南核電有限公司 海口）

一、水壓試驗的目的和在役檢查周期要求

1.試驗目的

水壓試驗的目的是以一個合適的試驗壓力，對RCP系統及其有關輔助系統的高壓部分進行強度性水壓試驗，以檢查一回路系統的設備、管道的密封和焊接質量，驗證其承壓運行時的密封性和安全性。從而證明從本次試驗結束到下次試驗實施之前的這段時間里反應堆一回路系統在正常運行和設計的事故工況下是安全的，并滿足核安全法規的。除此之外，在水壓試驗的升壓過程中進行RRA、RCV等輔助系統的冷態功能試驗。

2.試驗周期

根據RSEM（壓水堆核電廠核島機械設備在役檢查規則）規范要求：反應堆主系統的首次法定水壓試驗，按照制造規則應在制造、安裝完成后和裝料之前進行。以后的水壓試驗，稱為“定期水壓試驗”，應由營運單位負責進行。初始日期（D0），在本節中指的是進行首次水壓試驗的日期。第一次定期水壓試驗應在D0之后30個月以內進行。以后，相鄰2次定期水壓試驗之間的時間間隔不應超過10年。表1規定了重復試驗的計劃。

表1 試驗和相關的在役檢查計劃

表1中VC是全面在役檢查，VC1全面役前檢查，VC01第一次全面在役檢查，VP部分在役檢查。（1）是第一次水壓試驗日期，（2）是第一次定期水壓試驗最遲必須在D0以后30個月（2.5年）內進行，（3）是相鄰兩次定期水壓試驗之間的間隔不得超過10年（4）是相鄰兩次VP或在VC和VP之間的間隔不得超過2年。

二、驗收準則和技術要求

1.泄漏率

水壓試驗期間將分別在2.7 MPa和15.4MPa試驗壓力平臺下實施兩次泄漏率計算，并根據這兩次的泄漏率計算結果來評估一回路焊縫和試驗回路的密封性。第一次泄漏率計算在2.7 MPa壓力平臺下，動態排氣結束后，RRA系統還沒有與主系統隔離的情況下進行。它的作用是在升壓至額定壓力值前評估RCP系統的密封性。如果RCP的密封性未滿足要求（建議應＜100 L/h），應考慮將壓力降到0.3 MPa以進行法蘭連接的重新緊固（注意本次降壓不作為試驗瞬態消耗進行記錄）。第二次泄漏率計算是在15.4 MPa壓力下進行的。總泄漏率＞230 L/h或者未能收集/定位的泄漏率＞50 L/h時表示試驗條件不足，需要立即查找原因。

2.設計壓力和試驗壓力下的檢查

在設計壓力時，確認內側O形環無泄漏，確認泵體、閥門、管道、焊縫、法蘭面、人孔、手孔蓋板及其他連接處無滲漏，壓力表指示基本不變。在設計壓力的1.33倍時，確認焊縫無滲漏，各種密封面的連接處無異常。在22.8 MPa時需維持10 min再開始檢查，水壓試驗的持續時間取決于檢查時間。在要求測量變形時，首先從零點壓力到保持壓力和繼后在達到試驗壓力后又回到零點壓力進行多次測量，所測得的部件總變形量應該符合規定值。

3.水壓試驗邊界確定

RCC-M規定：一回路主系統1級部件的壓力試驗適用于一回路主系統的全部承壓部件。這些承壓部件所包容的流體直接接受核燃料所釋放的能量，且這些部件不能夠與反應堆壓力容器安全地隔離。此規定不適用于內徑＜25 mm的管道。這樣確定一回路水壓試驗邊界為：RPV及其頂蓋；熱電偶套管的導向管（耐壓管）；控制棒驅動機構的耐壓殼；一回路主管道，即一、二回路的冷段、過渡段和熱段；SG的一次側；主泵及其第一級軸密封；穩壓器及其波動管線；PZR安全閥以及相連的管線；內徑＞25 mm的輔助管道及相關的閥門和附件；一回路的測溫旁通管線；PZR的噴淋管線；連接RCP到輔助系統直到并包括第二個隔離閥（從高壓側算起）。

另外，為了滿足試驗時邊界內的設備均能處于試驗壓力下及操作需要需擴大承壓邊界至下列管線：主泵一號軸封的注入管線；直到減壓閥的過剩下泄管線；RIS止回閥的試驗管線（對與一回路相連的RIS系統的第二道逆止閥引壓及超壓保護管線）。

4.水壓試驗的壓力、溫度的確定

（1）試驗壓力及控制要求。在RCC-M中規定：由安裝好及就位在規定位置的全部部件組成的一回路主系統的試驗壓力，至少應等于一回路主系統任何給定部件的最高設計壓力的1.25倍。其中特別說明：系統水壓試驗時，只有當試驗壓力至少達到一回路系統任何部件最高壓力的1.33倍，才允許進行輔助管道水壓試驗。

昌江核電廠主系統的最高設計壓力是17.2 MPa，所以首次試驗壓力最終確定為17.2×1.33=22.8 MPa。

定期水壓試驗壓力值由RSEM規范確定。試驗壓力應至少等于壓力容器設計壓力的1.2倍，并應等于構成主回路系統的承壓部件的最大設計壓力。反應堆壓力容器的設計壓力為17.2 MPa，RCP水壓試驗的壓力為設計壓力的1.2倍，即20.6 MPa。

（2）試驗溫度。RSEM規范內B2141規定試驗溫度應取下列值中的最大值：第一次試驗的規定溫度；

根據由輻照引起的變化所修正的反應堆壓力容器材料的最大RTNDT值上增加30℃。按照最大RTNDT要求和我廠設備出廠記錄，最終確定壽期初RTNDT為-12℃。

綜上考慮水壓試驗的溫度下限為18℃。同時為防止一回路試驗回路溫度過高而造成檢查人員燙傷和考慮主泵停運后主系統在散熱降溫不會導致主系統溫度＜18℃，一回路水壓試驗溫度范圍確定如下：35℃＜試驗溫度＜80℃，在TP ENS 21規程內最終確定為65℃。

三、水壓試驗的實施準備

1.文件準備

一回路水壓試驗是一個復雜的試驗，前期準備工作占整個工作的80%左右，而僅相關文件準備工作的工作量至少占前期準備工作的一半以上。因此，通過深入分析水壓試驗的要求和結合海南工程的特點，一共編制了40份左右的關鍵性準備文件，其中主要文件有：調試水壓試驗規程TP ENS 21；一回路水壓試驗邊界圖；一回路水壓試驗關鍵點控制計劃；一回路水壓試驗在線文件包；一回路水壓試驗TCA方案（正常TCA和1E級TCA）；一回路水壓試驗TSD方案；一回路試壓試驗風險分析及預案；一回路水壓試驗管理規定；一回路水壓試驗組織機構；一回路水壓試驗先決條件調試項目；一回路水壓試驗超壓保護方案；向NNSA提交一回路水壓試驗DCS分析報告；一回路水壓試驗專項操作票；水壓試驗主關鍵路徑圖等。

2.臨時特殊裝置準備

臨時特殊裝置準備是水壓試驗的一項重要準備工作。在水壓試驗期間用到的臨時設備有多種。

（1）穩壓器安全閥模擬體。由于穩壓器安全閥的動作壓力分別為 16.6 MPa、17 MPa和 17.2 MPa，低于主系統試壓壓力22.8 MPa，所以必須用安全閥模擬體代替安全閥，其作用相當于堵頭，模擬體同時還包括安全閥先導箱的模擬體，實現對先導箱脈沖管線的封堵。

（2）堆芯壓差過濾器。為了防止主泵運行時超流量，在壓力容器內裝上堆芯壓差過濾器，在主泵運行時產生一定的壓降，防止主泵超流量，保證主泵的正常運行。堆芯過濾器的另一個作用中收集殘留在主系統的雜物，防止這些雜物在系統中流動對系統造成損傷。堆芯壓差過濾器共有121組，與燃料組件的個數一致。

（3）控制棒驅動機構CRDM保護過濾器。用于防止異物損壞控制棒驅動機構，共計33個。

（4）RIC模擬指套管（36個）。用于對壓力容器底部的儀表測量導向管進行密封。其中兩個使用正式的，用于接堆芯壓差計。

（5）絲堵。用于封堵測溫旁路熱電阻的測量孔，共計16個。熱電阻溫度計（6個）。需要重新敷設電纜，在KME系統中組態。待扣蓋后最終接線并通道檢查。

（6）RIC熱電偶機械密封。在頂蓋拉伸后執行。RIC熱電偶堵頭。在頂蓋拉伸后執行。

（7）RIS臨時引壓管線（止回閥旁路管線）。用于水壓試驗是從主系統引壓至安注逆止閥。

（8）SG二次側測量。此次不測量管板的變形，僅使用量杯來測量泄漏率。

3.常規臨時控制變更準備

為防止在水壓試驗過程中一些不必要的保護信號動作干擾水壓試驗的正常進行，需要采取臨時控制變更，閉鎖信號的誤發。通過分析，需要執行臨時控制變更。

（1）取消ADP信號以免在主泵停運時上充泵入口切至PTR。

（2）取消PZR液位低信號，防止自動關閉RCV002/003/007/008/009VP閥門導致下泄隔離引起的壓力波動。

（3）取消RCV002/003MT高關閉RCV002/003VP信號，防止下泄意外隔離導致壓力波動。

（4）取消“ CIA”和“ RPE 閉鎖”兩信號關閉 RCV010VP。

（5）RCV030VP僅保留容控箱水位控制信號，其余閉鎖。

（ 6）閉鎖“ REA 誤稀釋”、“ RPA/B 源量程中子通量高”和“ SI”信號。僅保留容控箱水位低RCV033/034VP切換到PTR信號。

（ 7）閉鎖“ SI”信號關 RCV048VP。

（ 8）閉鎖“ CIA”信號關 RCV050VP。

（ 9）閉鎖“ CIB”信號關 RCV088VP。

（ 10）閉鎖“ CIB”和“ RPE 隔離”信號關 RCV089VP。

（11）閉鎖RPR過來的主泵轉速LL和A系列的P7信號及主泵轉速LL和B系列的跳泵和閉鎖泵啟動信號。

（12）閉鎖防硼誤稀釋信號使自動補給，手動補給，稀釋硼化停止，保證自動補給手動補給。

（13）閉鎖 RPR直接安注信號（A/列），閉鎖 PTR隔離信號（A/B列），閉鎖源量程中子通量高（A/B列）、REA誤稀釋信號開RIS012/13VP信號。

四、水壓試驗DCS儀控方案

1.1 E級TRICON臨時方案

（1）由于海南核電項目DCS系統1E級保護系統（控制部分TRICON）到貨時間遠遠不能滿足一回路水壓試驗時間要求，為避免工程進度過分延誤、保證一回路水壓試驗及時開展，特對水壓試驗準備和試驗期間所有調試規程中牽涉到TRICON內容進行梳理和影響分析，在確保安全和調試質量的前提下，通過采取一些臨時措施來滿足一回路水壓試驗的試驗前提條件。

昌江核電廠DCS控制系統可以簡單分為零層設備、一層設備和二層設備。零層設備指的是現場各具體被控的設備以及相關的接線；一層設備主要是與零層的硬接控制線、包含邏輯控制軟件在內的電站過程控制機柜系統以及KSN系統；二層設備主要是對電廠進行綜合監視和控制，主要包含的系統為BUP、RSS、KIC。

（2）一層的軟件特點是單個模塊故障不會影響其他模塊的運行，軟件也可以實現增量式修改下裝。一層軟件包括保護系統控制模塊（1E 級）、核島控制模塊（NC 和 NC+）、三廢控制模塊和常規島BOP控制模塊。保護系統控制模塊主要是處理反應堆保護系統和專設安全控制系統的動作邏輯；核島控制模塊主要是處理核島系統的動作控制，涉及的范圍很廣，控制量最大；三廢控制模塊主要集中控制三廢系統；常規島BOP控制模塊主要是控制常規島和外圍系統的相關設備。1E級模擬信號與保護系統控制模塊和核島控制模塊之間設置了1E級信號隔離機柜，目的是保證1E級控制模塊輸入信號和非1E級控制模塊輸入信號之間的可靠隔離；保護系統控制模塊和核島控制模塊與被控制設備之間設置了優先模塊（PLM 機柜），目的是保證保護信號能夠優先被執行。

根據DCS控制系統的設計以及模塊劃分的情況以及調試邏輯的分析，DCS零層和一層是核心控制模塊，只要這些模塊能夠滿足基本的控制需要，就可以進行相關系統的物理特性試驗，也就是單體試驗，主要包括：振動、流量、壓力、動作時間等。

（3）核島控制模塊（NC 和 NC+）控制了RCV、RCP、RRA、REA、RIS、EAS 等系統的主要邏輯運行，這些系統具備基本的控制運行就能夠對一回路進行充水、主泵運轉升溫控制、一回路壓力的自動控制、設備運行相關參數的監視等功能，這些功能是保證進行一回路水壓試驗安全進行的關鍵。核島系統在前期的機械性能試驗階段以及水壓試驗階段還未進入帶核運行狀態，所以并不需要反應堆保護系統在這個階段投入運行。

按照正常的調試狀態控制，反應堆保護系統是在熱態功能試驗的后期，需要對反應堆保護系統進行聯調、聯試時，才短時投入，試驗完成合格后，需要重新退出。反應堆裝料后，機組起動前，將反應堆保護系統正式投入運行，執行反應堆保護的功能。反應堆保護系統除了執行反應堆保護系統的功能之外，同時對機組的一些重要系統的參數進行處理，這些參數需要在水壓試驗期間所必須運行的一些系統、設備的運行與監控過程中被使用。因此，為保證水壓試驗的安全進行必須通過臨時接線的方式將一些相關的測量信號接入目前的非1E級控制設備，實現水壓試驗必須的監控功能。與正式的接線方式唯一的區別只是信號的傳遞渠道不一樣。

（4）一旦線路在正常接線之后，所有的邏輯控制功能將重新進行驗證。對水壓試驗之前需要完成但受1E影響的試驗規程，通過逐一分析并采取臨時措施，保證不會影響水壓試驗的實施，待1E級設備全部到場后再重新驗證這部分邏輯并出具正式報告。對水壓試驗期間必須用到的1E級儀表采用NC/NC+供電，不會影響其性能。少量部分1E級邏輯可以做到NC/NC+模塊中實現其功能。

綜上所述，通過分階段重疊驗證DCS邏輯和完成水壓試驗相關機械設備性能驗證后，能夠保證在無TRICON條件下安全高質量的完成一回路水壓試驗。

五、水壓試驗實施過程

一回路水壓試驗分為7個升壓平臺2.5/7.0/10.0/15.4/16.5/17.2/22.8MPa和6個降壓平臺17.2/16.5/15.4/7.0/2.5 MPa。各壓力平臺下操作見表2。

表2 各壓力平臺操作

六、結論和指導意義

介紹了一回路水壓試驗的目的、技術條件、準備等基本情況，同時根據海南昌江核電廠的實際工程進度情況，提出了實施過程中臨時特殊裝置、常規臨時控制變更的實施方案；還提出了具體TCA方案和二層喪失的應對方案。該方案在技術上具有很高的可行性和和成熟性，考慮了潛在的風險并制定了可靠的控制措施；該實施方案在工程上具有很高的借鑒和參考意義，可以作為業內一回路水壓試驗的專項培訓教材。

通過對以上一回路水壓試驗技術問題的詳細分析和技術準備，按照提出的試驗方案，相信最終能夠順利、圓滿完成這項重大試驗，為接下來調試工作的全面開展奠定了良好基礎。