“華龍一號”調試階段劃分及調試項目設計

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(中國核電工程有限公司，北京 100840)

“華龍一號”是由中核集團和中廣核集團在我國三十余年核電科研、設計、制造、建設和運行經驗的基礎上，根據日本福島核事故經驗反饋以及最新核安全法規要求，研發的具有完全自主知識產權的、中國的三代百萬千瓦級壓水堆核電技術。采用“華龍一號”核電技術的福建福清核電廠5號機組于2015年5月開工建設，2019年步入調試高峰期。

調試是核電廠投產前的一個重要工程階段，其承接了核電廠的建造和運行兩大階段[1]。調試階段的主要目的是將核電廠已安裝的部件和系統投入運行并進行性能驗證，以確認是否符合設計要求和滿足性能標準，包括非核試驗和帶核試驗兩大階段。對調試整個過程進行階段性劃分，其數目和規模取決于安全要求以及技術和管理要求[2]。對調試過程進行階段劃分的目的是指明在每個階段內預期要完成的一系列試驗，并確定在繼續下一階段試驗前必須完成試驗結果審查的“審查點”。在完成對前階段調試試驗結果的評價和監查，并確認已實現了全部目標和滿足了全部核安全管理要求之后，才允許進行下一階段的調試試驗工作。

本文首先分析國內外最新法規、標準要求中有關調試階段劃分的規定和總體性要求，再針對“華龍一號”首堆示范工程(福建福清核電廠5號機組)的設計特點和重大改進項展開分析和研究，并結合國內其他三代核電機組對調試階段劃分的經驗，設計得出適用于“華龍一號”核電機組的調試階段以及各階段的重要試驗內容，從而為“華龍一號”核電廠調試工作安全、高效、有序地開展和后期安全穩定運行提供有力的保障。

1 導則和標準

對于調試階段的定義和劃分，主要在以下導則和標準中進行了規定和說明：

1)《核電廠調試程序》(HAD103/02，1987版)；

2)《Commissioning for Nuclear Power Plants 》(NS-G-2.9，2003)；

3)《Initial Test Programs for Water-cooled Nuclear Power Plants》(RG 1.68，2007)；

4)《壓水堆核電廠調試大綱編寫規范》(NB/T 20239，2013)。

1.1 國內導則

我國核安全導則《核電廠調試程序》(HAD103/02，1987版)規定了調試階段劃分的有關要求。該導則是指導性文件，其中明確規定應合理地、循序地進行調試工作，并必須自始自終確保安全。其目的在于驗證構筑物、系統、部件及其儀表是否正確安裝，因此首先應驗收已安裝好的部件，其次進行各個單獨系統的試驗，然后進行整個系統的試驗，直到最終證明整個核電廠能安全運行。HAD103/02(1987版)中將整個調試過程劃分為A、B、C三個階段：A階段：預運行試驗；B階段：裝料、初始臨界和低功率試驗；C階段：功率試驗。

1.2 國外導則

國外針對核電廠調試階段劃分提出要求的導則主要有IAEA的NS-G-2.9和美國核管會的RG1.68。其中：

(1)《Commissioning for Nuclear Power Plants》(NS-G-2.9，2003)

在該導則中，對于調試階段的劃分和要求有：核動力廠的調試應分階段進行。該導則將調試過程分為四個階段：運行前試驗(冷態性能試驗；熱態性能試驗)；裝料和臨界前試驗；初始臨界和低功率試驗；功率試驗。

《Commissioning for Nuclear Power Plants》(NS-G-2.9，2003)與《核動力廠調試》(HAD103/02，1987版)的內容基本一致，對于調試過程的階段劃分以及各階段的試驗內容也基本保持一致。

(2)《Initial Test Programs for Water-cooled Nuclear Power Plants》(RG 1.68，2007)

該導則將調試過程主要分為五個階段：運行前試驗；首次裝料和次臨界試驗；初始臨界試驗；低功率試驗；功率提升試驗。

1.3 標準

我國能源行業標準《壓水堆核電廠調試大綱編寫規范》(NB/T 20239-2013)對調試階段劃分進行了描述。依次分為下述三個大的調試階段：A階段：預運行試驗；B階段：裝料、初始試驗和低功率試驗；C階段：功率試驗。

2 其他核電機組調試階段劃分

2.1 三代引進核電機組調試階段劃分

目前，我國通過技術引進的三代壓水堆核電站主要有歐洲的EPR核電機組和美國的AP1000核電機組，并在國內均有工程建設經驗(分別為臺山核電廠1、2號機組,三門和海陽核電一期工程1、2號機組)。針對這兩型核電機組進行調試階段劃分以及各調試階段主要試驗內容的分析和研究，通過橫向對比，對“華龍一號”核電機組的調試階段劃分和各階段試驗內容的制定有一定借鑒意義。

(1)AP1000核電機組調試階段劃分

三門和海陽核電一期工程1、2號機組采用美國西屋電氣公司的AP1000型反應堆，為單堆布置，設計反應堆熱功率水平為3 400 MW，電功率為1 251 MW[3]。調試階段劃分為：預運行試驗階段(A階段)；啟動試驗階段(B階段和C階段)；性能試驗和示范運行(D階段)。

(2)EPR核電機組調試階段劃分

臺山核電廠1、2號機組采用歐洲壓水堆技術(簡稱EPR)，為單堆布置，在核蒸汽供應系統的保證出力為4 616MW(熱功率)時，汽輪發電機的最大連續電氣出力為1 750 MW[4]。其調試階段劃分為：預運行試驗階段；初始啟動試驗階段。

2.2 M310核電機組調試階段劃分

目前我國絕大部分在役的二代核電廠均源自法國的M310核電堆型，通過研究該堆型對調試階段劃分的要求將為“華龍一號”調試階段劃分的設計提供參考。

M310核電機組將整個調試過程根據機組是否帶核運行分為預運行試驗階段和初始啟動試驗階段。概括為：階段Ⅰ：初步試驗；階段Ⅱ：功能試驗；階段Ⅲ：初始啟動與核功率提升試驗。

3 “華龍一號”調試階段劃分

3.1 “華龍一號”主要技術特點

福清核電5號機組示范工程以中核集團CP1000技術方案為基礎，充分借鑒吸收三代核電技術的先進設計理念和我國現有壓水堆核電廠設計、建造、調試、運行的經驗，以及利用近年來核電發展及研究領域的成果。主要的技術特點有：堆芯采用177組燃料組件；采用單堆布置方案；采用雙層安全殼并增大安全殼自由容積；設置能動與非能動相結合的堆腔注水冷卻系統；設置非能動安全殼熱量導出系統；設置穩壓器快速卸壓系統；設置壓力容器高位排氣系統；電廠平均可利用率大于等于90%；核島抗震設計輸入采用地面最大加速度0.3g；采用抗商用大飛機撞擊設計等[5]。

3.2 “華龍一號”調試主階段和子階段

根據國內外導則和標準對調試階段劃分的定義和要求，結合“華龍一號”核電機組的技術特點，同時吸收國內三代在建電廠和二代在役電廠對于調試階段劃分的工程經驗，將“華龍一號”調試主階段和子階段劃分為：預運行試驗階段(A階段)；階段(B階段)；功率試驗(C階段)。

“華龍一號”調試階段的劃分基本上按照我國核安全導則《核電廠調試程序》(HAD103/02，1987版)的要求進行設計。其中各主階段、子階段以及核蒸汽供應系統的主要參數如圖1所示。

3.3 “華龍一號”各調試階段的主要試驗內容

基于“華龍一號”核電機組的技術特點，結合國內三代在建核電廠和二代在役核電廠各調試階段的調試試驗內容，列舉了“華龍一號”各調試主階段和子階段的重要調試項目，如表1所示。

圖1 “華龍一號”調試階段劃分Fig.1 HPR1000 commissioning stages

調試主階段調試子階段重要調試項目預運行試驗階段(A階段)初步試驗(A0子階段)單個設備、系統的初步試驗:?系統的充水、沖洗、打壓和初次啟動試驗;?核蒸汽供應系統聯合沖洗(NCC)等冷態性能試驗(A1子階段)主要進行反應堆冷卻劑系統的水壓試驗和相關系統的冷態功能試驗:?反應堆冷卻劑系統的水壓試驗;?一回路水化學調整;?一、二回路主、輔系統和主要設備冷態功能試驗;?環形空間通風系統性能試驗;?非能動安全殼熱量導出系統性能試驗;安全殼整體強度與密封性試驗等熱態性能試驗(A2子階段)模擬核電廠實際運行工況條件下,驗證系統的熱態功能是否與設計規定要求相一致,驗證系統、設備在高溫運行時的可靠性,同時對設備、管道內壁在高溫下進行鈍化。主要內容有:?從冷停堆直到熱停堆的全部壓力和溫度范圍內,核蒸汽供應系統部件和功能組件的全部熱態性能試驗;?對堆內構件和反應堆冷卻劑泵等主要部件進行可靠性考核,確認部件、設備和系統的性能滿足設計要求;?一回路快速冷卻性能試驗;?對廠房、系統和設備進行核級清潔等首次裝料、初始臨界和低功率試驗階段(B階段)首次裝料試驗階段(B1子階段)?堆芯核燃料首次裝料;?一回路硼濃度監測和控制;?熱停堆狀態下的試驗:包括控制棒驅動機構檢查、落棒時間、棒控棒位指示、中子通量的電氣和機械檢查、穩壓器噴淋檢查、保護通道檢查和調整等初始臨界試驗階段(B2子階段)?核儀表保護定值;?首次臨界試驗等低功率試驗階段(B3子階段)?低功率試驗用于確認反應堆在正確的狀態,可在更高功率水平運行。典型的試驗項目有:?“零功率”物理試驗;?核島廠房輻射場測量;?核島輻射場測量等功率試驗(C階段)功率提升試驗(C1子階段)在設定的功率臺階進行穩態和瞬態試驗,以驗證反應堆冷卻劑系統和堆芯的水力、熱工和物理性能參數是否符合設計值,同時分析控制系統的響應時間以證明通道的正常運行能力和整定值正確性,并根據初步試驗結果作一定調整。典型的功率平臺包括:10%、25%、30%、50%、75%、87%滿功率試驗(C2子階段)機組滿功率工況下應執行的主要試驗項目有:?熱平衡測量試驗;?根據熱平衡計算冷卻劑流量;?10%負荷階躍和5%/分鐘線性(負向)變化試驗;?功率分布測量;?停汽輪機不停堆試驗;?甩負荷孤島運行試驗;?緊急停堆試驗;?反應堆冷卻劑流量惰走試驗;?蒸汽發生器額定熱功率輸出試驗;?核島廠用電負荷測量;?蒸汽發生器蒸汽中含濕量測量;?汽輪發電機組熱力性能試驗;?滿功率堆芯穩態性能試驗;?機組連續穩定運行驗收試驗

4 結束語

調試工作的目的是驗證核電廠已安裝的部件和系統的性能，并確認其性能符合設計要求和滿足性能標準。按照最新核安全法規的要求，核電廠調試工作的整個過程應進行階段性劃分，其數目和規模取決于安全要求以及技術和管理要求。通過研究國內外核安全導則和我國能源行業標準中有關調試階段劃分的規定，結合三代引進核電機組和在役核電機組的調試工作經驗反饋，分析“華龍一號”的設計特點和重大改進項，設計得出適用于“華龍一號”的、合理可行的調試主階段和子階段，并按照安全以及技術和管理要求設計得出各主要階段和子階段的重要調試試驗項目。嚴格按照階段劃分的要求分階段逐步開展調試試驗，可確?！叭A龍一號”調試工作高效、有序地開展，從而為“華龍一號”安全穩定地運行提供有力保障。