“華龍一號”調試首堆試驗研究

劉　勇

“華龍一號”調試首堆試驗研究

劉勇

（中國核電工程有限公司，北京 100840）

“華龍一號”調試首堆試驗是指針對該型機組采用了新概念設計和具有新設計特性的構筑物、系統和部件（“新”物項）而開展的全新的、唯一的、獨特的或特殊的調試試驗。基于國內外核電調試有關法規和導則的研究，通過分析風險因素和代價因素并結合良好實踐反饋，采用多元化特性評價和試驗可執行的再評價，給出“華龍一號”調試首堆試驗的選取原則、選取方法及試驗清單，并就各項首堆試驗的具體內容進行了簡要說明。通過調試首堆試驗能全面正確地驗證“華龍一號”所有“新”物項的性能符合設計要求和有關規定及準則，能為機組后續安全穩定地運行提供有力保障。

“華龍一號”；調試首堆試驗；“新”物項；研究

“華龍一號”是在我國30余年核電科研、設計、制造、建設和運行經驗的基礎上，根據福島事故經驗反饋以及我國和全球最新安全要求，研發的先進百萬千瓦級壓水堆核電技術。作為中國核電“走出去”的主打品牌，在設計創新方面，“華龍一號”提出了諸如能動和非能動相結合的安全設計理念，采用177個燃料組件的反應堆堆芯等具備新概念設計和具備新設計特性的“新”物項。然而，新物項的引入必將導致調試難度和工作量的增大，特別是對機組調試進度、人力、物力和財力的投入和試驗風險等諸多影響。鑒于此，針對這些新物項開展專題的調試試驗方案研究勢在必行。

1　簡介

調試首堆試驗是指在調試階段針對新型核反應堆中采用新概念設計和具有新設計特性的構筑物、系統和部件（統稱“新”物項）而開展的全新的、唯一的、獨特的或特殊的調試試驗。通常只在新型核反應堆首臺機組的調試過程中執行，首堆試驗結果可用于該堆型后續機組的設計優化、調試、維修和運行等工作。

2　調試首堆試驗要求

目前，我國已頒布的核安全法規《核動力廠運行安全規定（2004版）》（HAF103）[1]和核安全導則《核電廠調試程序（1987版）》（HAD103/02）[2]中，對調試首堆試驗均未作要求。

2.1　核安全導則的要求

我國核安全導則《核動力廠調試（HAD103/ 02—2004報批版）中規定：調試大綱可包括不同類型的試驗，并應區別于其中：（2）新型設備的試驗；（3）對一個系列的原型核動力廠進行試驗是為了檢驗新概念的正確性，對于該系列隨后的核動力廠的試驗則只是驗證其符合性。這兩條要求是調試首堆試驗項目選取的重要依據之一。

2.2　國際原子能機構的要求

在IAEA核安全導則NS-G-2.9規定了應區分不同類型的調試項目，共分為5類。其中第（b）類和第（c）類的定義[3]被應用于核電廠調試首堆項目選取的重要依據。

在IAEA核安全導則SSG-28中規定：如果將要在核電廠中采用首堆試驗（全新的、唯一的或獨特的）這樣的設計特點，應在早期識別為驗證其性能而需在核電廠內執行的功能試驗，以便在最終的試驗設計中適當考慮對這些試驗的要求[4]。

2.3　美國核管會的要求

美國核管會（NRC）在2007年3月頒布的管理導則《Initial Test Programs for Water-Cooled Nuclear Power Plants》（RG1.68）中對首堆試驗的定義為：根據聯邦法規第10章第52部分進行設計的新反應堆的構筑物、系統或部件相關的新設計特點進行的全新的、唯一的或獨特的試驗。應在DC（標準設計認證）、ML（制造許可證）和COL（聯合執照申請）的過程中對首堆試驗性能滿足《初始試驗大綱》（ITP）的要求作早期識別[5]。

2.4　核電廠運行的良好實踐

1988年，美國Trojan核電廠發現了穩壓器波動管出現預料之外的位移和管道彎曲，經調查是由于設計中未考慮波動管熱分層引起的。波動管內反應堆冷卻劑的熱分層會引起管壁溫度的分層，從而在波動管截面上產生彎曲應力和局部熱效應，并使波動管產生非預期的位移和支撐荷載[6]。

為此美國核管會在1988年發布的公報（NRC Bulletin No.88-11）要求所有壓水堆核電廠（已建、在建和擬建）營運單位對穩壓器波動管溫度和位移進行監測并確保其完整性[7]。

3　“華龍一號”調試首堆試驗選取

3.1　選取原則

首堆試驗選取主要考慮以下方面：

（1）法規和導則要求：主要指為驗證原型設計和新型設備的試驗等；

（2）國家核安全部門的建議和意見；

（3）重大風險因素：試驗可能對機組或設備引入較大瞬態導致運行參數的急劇變化，從而導致系統或設備超出運行限值的要求等；

（4）在役機組良好實踐反饋；

（5）代價因素：試驗執行過程較為復雜，需要額外投入資源并采用專門的工器具等；同時會對調試的工作主線產生較大影響；

（6）工程實踐：其他新型核電機組的調試工程實踐和經驗反饋等。

3.2　選取步驟

首堆試驗項目的選取流程通常包括以下步驟。

（1）核電廠新概念設計和新設計特性物項的梳理和歸類

根據核電廠設計特點和相關設計文件，篩選出所有采用了新概念設計和具有新設計特性的物項，并按設計的復雜程度和設計理念類型進行分類和同類項合并。

（2）物項的配置分解和性能分析

對采用了新概念設計和具有新設計特性的物項逐一進行配置分解和性能分析。具體方法是先對物項的配置進行分解，再基于分解的設備和部件進行性能分析，包括正常運行工況和事故運行工況下應具備的性能、與上下游系統的接口等。

（3）調試試驗項目和內容的確定

根據物項配置分解和功能分析的結論，確定該物項應執行的調試試驗項目和內容、擬定的試驗執行窗口、試驗驗收準則等。

（4）多元化特性評價

首堆試驗特性評價是一項綜合性的多元化評價，其依據首堆試驗選取原則開展。

通過多元化特性評價，能從物項的所有調試試驗項目中篩選出初步的調試首堆試驗項目，其他試驗則為標準調試試驗項目，即需要在每臺機組上執行。

（5）可執行的再評價

在初步的調試首堆試驗項目的基礎上，還需預判各首堆試驗項目現場試驗的可執行性或需制定合理可行的替代方案。

當預判到試驗所需的先決條件在現場調試時無法實現或無法模擬時，則可考慮通過臺架試驗、出廠試驗及相關的理論計算予以替代和驗證。但必須首先分析臺架試驗、出廠試驗與調試試驗的一致性和符合性，特別是試驗對象、試驗目的和內容及試驗驗收準則等，并同時確保理論計算假設的保守性和計算方法的正確性。

3.3　選取流程

通過上述的選取原則和選取步驟，總結得出“華龍一號”調試首堆試驗選取流程，如圖1所示。

圖1　調試首堆試驗選取流程

3.4　首堆試驗項目

按照調試首堆試驗項目選取原則和流程，結合“華龍一號”所采用的新設計理念和具有新設計特性的構筑物、系統和部件，研究得出“華龍一號”調試首堆試驗項目，如表1所示。

表1 “華龍一號”調試首堆試驗項目

續表

首堆試驗項目對應的新物項選取原則 堆內構件流致振動試驗新概念設計：反應堆177個燃料組件的新設計堆芯1. 法規和導則要求；2. 國家核安全部門的建議和意見；3. 重大風險因素；4. 代價因素 波動管溫度及位移監測試驗新設計特性：穩壓器波動管采用新的布置方案1. 法規和導則要求；2. 良好實踐反饋；3. 代價因素 二次側非能動余熱排出系統（PRS）換熱能力驗證試驗新概念設計：新增二次側非能動余熱排出系統（PRS）1. 法規和導則要求；2. 重大風險因素 反應堆冷卻劑系統自然循環載熱試驗新概念設計和新設計特性：反應堆177個燃料組件的新設計堆芯，新型號蒸汽發生器，新的主回路布置方案1. 法規和導則要求；2. 國家核安全部門的建議和意見；3. 重大風險因素；4. 工程實踐

4　“華龍一號”調試首堆試驗說明

4.1　快速冷卻功能驗證試驗

快速冷卻功能是一項全新的設計，在事故工況下，由安注信號觸發大氣排放閥開啟，對反應堆冷卻劑系統實施快速冷卻，確保中壓安注盡快注入。快速冷卻功能需要滿足單一故障準則要求，即在事故發生階段，即使1臺大氣排放閥失效，剩余2臺閥門仍可自動調節。試驗工況考慮正常工況與單一故障工況，單一故障工況的驗證可以包絡正常工況，因此試驗隔離1臺蒸汽發生器，模擬單一故障即可。

在機組處于熱態性能試驗期間，大氣排放閥在接收到快速冷卻觸發信號后，由函數發生器自動調節的大氣排放閥執行快速冷卻功能，根據快速冷卻公式［見公式（1）］將大氣排放閥壓力整定值從7.85 MPa逐漸降低到4.5 MPa。

式中：——常數；

Grad——二回路降溫速率；

Δ——兩循環之間的時間步長；

——二次側壓力；

——二回路平均溫度；

setpoint()——時刻大氣排放閥整定值。

觸發快速冷卻后，從蒸汽壓力通過由函數發生器自動調節的大氣排放閥控制開始到達目標壓力這段時間內，二回路蒸汽壓力值實測曲線與大氣排放閥整定壓力曲線的偏差在設計允許的范圍之內。

4.2　堆內構件流致振動試驗

在機組處于熱態性能試驗期間，通過安裝在吊籃組件、控制棒導向筒組件、上支撐柱、堆內測量導向組件和下部二次支撐及流量分配組件上的應變計（32個）、加速度計（16個）和壓力傳感器（3個）來測量額定運行工況、主泵啟動和惰轉瞬態工況下的堆內構件在反應堆冷卻劑流動激勵下的振動響應。在正常運行工況下進行240 h耐振考驗試驗。流致振動試驗數據測量采集系統包括傳感器、動態應變儀、數據采集分析系統和存儲介質，如圖2所示。

圖2　數據測量采集系統

對測量結果和分析預計值做比較，如果測量值在預計值的范圍之內則可以接受；如果測量值超過分析結果的振動預計值，應分析原因，評價其對堆內構件完整性的影響。

4.3　波動管溫度及位移監測試驗

在機組處于熱態性能試驗期間，以充水完成關閉穩壓器人孔作為試驗監測記錄數據的開始時間，通過安裝在穩壓器波動管管壁外側的溫度傳感器（65個）和位移傳感器（8個），按照每隔1秒的頻度記錄相應測點的溫度和位移數據。同時記錄穩壓器壓力和水位、反應堆冷卻劑系統環路流量和溫度、上充和下泄流量。試驗完成后將記錄的數據發至設計院進行評估是否滿足設計要求。

4.4　二次側非能動余熱排出系統換熱能力驗證試驗

在機組處于熱態性能試驗期間手動啟動PRS系統，通過測量PRS系統換熱能力計算所需參數，以此驗證PRS系統的換熱能力。

當三臺反應堆冷卻劑泵處于運行狀態，穩壓器液位控制在50%左右，壓力自動控制在15.5 MPa，二次側壓力通過大氣排放系統控制在7.6 MPa時，首先閉鎖PRS系統、輔助給水系統和安全注入系統的啟動信號；然后關閉輔助給水系統的調節閥并手動開啟PRS系統的凝水隔離閥；最后連續監視一、二回路壓力、溫度以及蒸汽發生器的液位變化。

當穩壓器液位低于10%量程或熱段平均溫度低于270 ℃時停運PRS系統。試驗選取PRS應急余熱排出冷卻器的傳熱功率作為驗收準則。運行穩定后，通過測量得到的PRS應急余熱排出冷卻器的傳熱功率應高于理論計算值。

4.5　反應堆冷卻劑系統自然循環載熱試驗

自然循環載熱試驗是為了驗證堆芯衰變熱（用3%滿功率模擬）能夠通過反應堆冷卻劑系統自然循環（反應堆冷卻劑泵停運）由蒸汽發生器導出。

首先將堆功率維持在3%滿功率平臺穩定運行半小時以上。然后手動停運反應堆冷卻劑泵，并維持反應堆入口溫度、堆功率和穩壓器及蒸汽發生器水位，進行相關參數的記錄。最后利用測得的反應堆壓力容器進、出口冷卻劑溫度和根據熱平衡試驗方法計算得到的蒸汽發生器帶走的熱量來計算出自然循環流量。

試驗目的是驗證能夠通過反應堆冷卻劑系統自然循環持續穩定地帶走一回路熱量，反應堆壓力容器出口溫度過冷度變化趨勢、反應堆壓力容器進出口溫差變化趨勢、堆芯出口溫度過冷度變化趨勢均能夠收斂。

5　結論

本文以“華龍一號”新概念設計和具有新設計特性的物項為基礎，依據調試相關法規和導則的要求以及我國核安全部門的意見和建議，研究風險因素、代價因素并結合良好實踐反饋，采用多元化特性評價和試驗可執行的再評價確定了“華龍一號”調試首堆試驗項目，并對每項首堆試驗進行了簡要說明。

“華龍一號”調試首堆試驗項目已通過國家核安全監管部門的審評和批準，并順利在“華龍一號”首臺機組的調試期間執行。調試首堆試驗的完成能全面地、有效地、正確地驗證“華龍一號”新概念設計和具有新設計特性的物項性能符合設計要求和有關規定和準則，從而為機組安全穩定的運行提供有力保障。

［1］ 國家核安全局．核動力廠運行安全規定：HAF103［S］．北京，2004．

［2］ 國家核安全局．核電廠調試程序：HAF103/02［S］．北京，1987．

［3］ NS-G-2.9 Commissioning for Nuclear Power Plants［S］. Vienna：IAEA，2003．

［4］ SSG-28 Commissioning for Nuclear Power Plants［S］. Vienna：IAEA，2014．

［5］ RG 1.68 Initial test programs for water-cooled Nuclear Power Plants［S］．Washington，D C：NRC，2007．

［6］ 李澍，曹小偉．壓水堆穩壓器波動管熱分層的分析研究［J］．核動力工程，2009，30（6）：31-34．

［7］ Bulletin 88-11 Pressurizer surge line thermal stratification［EB］．Washington，D C：NRC，2012．

Research on First Plant Only Test of HPR1000

LIU Yong

（China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Beijing 100840，China）

First Plant Only Tests of HPR1000（FPOT）are defined as new，unique，particular，or special commissioning tests for new concepts design and new design features（New items）associated with structures，systems，and components．Based on the regulations and requirements of nuclear commissioning guides，the FPOT selection principle，selection process，selection flow and each FPOT description are given by using the pluralistic characteristic appraisements and executable appraisements，considering the test risk factor，test cost factor and operation favorable feedback focus on HPR1000.The FPOT could validate integrally and accurately that the functions of all the new items own by HPR1000 are consistent with the design principles and criteria，which will laid a solid foundation for unit safety operation and steady operation．

HPR1000；FPOT；New items；Research

TL374

A

0258-0918（2021）03-0447-05

2021-02-08

劉勇（1983—），男，湖北武漢人，高級工程師，碩士研究生，現主要從事核電廠調試和運行方面研究