核电厂安全壳首次整体在役试验方案优化

王海卫，杨 刚

（中核核电运行管理有限公司，浙江 海盐 314300）

核电厂安全壳首次整体在役试验方案优化

王海卫，杨 刚

（中核核电运行管理有限公司，浙江 海盐 314300）

安全壳整体试验是压水堆核电机组一项特大型、高风险、高难度的试验，通过模拟设计基准事故工况下安全壳内的峰值压力，在事故峰值压力平台下，进行安全壳整体泄漏率测量及各压力平台安全壳结构试验，以验证其密封和结构性能。安全壳整体试验是国家核安全局监管的一个重要见证点，试验结果直接决定是否能够启动反应堆发电。301大修安全壳整体试验是3号机组首次在役试验，本次试验汲取了秦山第二核电厂以往6次安全壳整体试验的经验和其他电厂的反馈，试验方案更加科学，试验的组织管理更为规范。文章对301大修安全壳整体试验的经验进行了论述和总结，希望对电厂以后的安全壳整体试验提供参考。

安全壳；整体在役试验；方案优化；管理创新

1 概述

安全壳是继核燃料包壳、一回路压力边界之后的第三道安全屏障。根据《核电站设计与建造规程》（RCC—G88）及《秦山第二核电厂定期试验监督大纲》的要求，在电厂运行寿期内，反应堆第一次或第二次停堆换料时，进行安全壳的整体密封性试验，以后每隔10年进行一次；在进行安全壳整体密封性试验的同时，对安全壳的整体结构性能进行检测。这两项试验就是常说的安全壳整体试验。

1.1 安全壳整体试验的原理

将安全壳置于模拟LOCA事故状态，核燃料移出安全壳，通过空压系统向安全壳内部充压。当安全壳内空气压力达到试验压力时，停空压系统，安全壳进入保压状态。此时，一方面进行安全壳结构试验；另一方面，由于安全壳系统的泄漏，安全壳内的干空气的质量将随着时间的推移而逐渐减少，通过气体方程推算出安全壳内某一时刻干空气质量，进而计算出安全壳内干空气质量的递减速率，即安全壳整体泄漏率。为了获得安全壳内某一时刻空气质量，需要安全壳内空气的温度、湿度、压力参数，试验期间在安全壳内部布置53支温度传感器、10支湿度计，以准确地反映安全壳内温度场、湿度场分布状况。同时，布置了两台压力表，记录安全壳内空气压力。

1.2 安全壳整体试验验收准则

安全壳整体密封性试验的验收准则：试验工况下最大允许泄漏率Fe与在LOCA工况下最大允许泄漏率Fa应满足相应的关系。

LOCA工况下设计最大允许泄漏率Fa为：0.3%安全壳内气体质量/24 h（Wt%/24 h），在整体泄漏率上考虑由测量仪表产生的误差ΔFm，如测得的泄漏率Fm满足下述条件，则整体试验被认为可以接受。

Fm+ΔFm<0.75Fe，0.75为安全壳自然老化系数，即Fm+ΔFm<0.164%安全壳内气体质量／24 h。

安全壳结构验收标准：对于安全壳的机械性能与强度抗力，没有定量的验收准则，定性上要基本满足：

1) 强度抗力（局部应力、预应力钢束张力）随压力呈线性可逆变化。

2) 静态形变（安全壳直径、安全壳局部应变）随压力呈线性可逆变化。

3) 安全壳外观无损伤，裂缝宽度随压力呈可逆变化。

1.3 301大修安全壳整体试验总体情况

秦山第二核电厂3号机组在2011年10-12月期间进行了第一次换料大修（简称301大修）。按照RCC—G88标准规定，301大修安全壳密封性试验包括A、B、C类试验。其中A类试验为安全壳整体密封性试验，B类试验包括燃料运输通道、人员闸门、应急人员闸门、设备闸门等密封性试验，C类试验包括全部79个机械贯穿件隔离阀的密封性试验。安全壳整体试验泄漏率Fm=0.019 3Wt%/24 h。安全壳整体结构试验的主要内容是对安全壳的变形、应变、钢束力、温度场的测试，以及对安全壳进行内部和外部外观检查，最终通过以上测试内容对安全壳的整体结构性能进行评价。对1、2、3号机组的安全壳首次在役试验的关键数据进行对比分析，如图1所示。

从图1可以看出，秦山第二核电厂3号机组安全壳整体在役试验安全壳泄漏率和试验耗时与其他机组比较，均居首位。3号机组在试验前形成了较为完善的试验程序和试验管理体系，并有一些好的工程实践可供其他类似的项目借鉴。

图1 秦山第二核电厂各机组安全壳整体在役试验关键数据比较图Fig.1 The comparison of key data of containment in-service integrated test between different units of Qinshan Second Nuclear Power Plant

2 试验方案优化

安全壳整体试验是一项综合性试验，试验需要多专业配合，因此，合理完善的试验方案是试验成功的必要前提条件。根据以往试验的经验，对301大修安全壳整体试验的方案进行了一些优化。

2.1 安全壳充压方案设计

1、2号机组安全壳整体试验空压设备采用秦山第二核电厂自带空压系统。试验时，机组几乎所有的压缩空气都供应于试验机组，增加了运行机组的风险。因此，3号机组安全壳整体试验采用租赁空压机方式。比较多家厂商后最终选择了阿特拉斯·科普科公司的无油螺杆压缩机，该空压机无需额外的冷却设备且压缩空气不含油，既保证了压缩空气的品质，又节省了大规模的冷却设备。为此301大修安全壳试验期间租赁了容量为138 m3/min的临时空压机组，其中3台使用，1台备用，使得试验时一方面保证了升压速度，另一方面减少了对运行中的4号机组的影响。

3EPP226TW为系统充压贯穿件，在该贯穿件RX侧加装充压专用盲板，有效减小了充压气流对3EPP226TW附近设备的影响，对附近的设备起到了有效的保护作用。安全壳充压流程如图2所示。

图2 安全壳整体试验充压流程示意图Fig.2 The pressurization of containment integrated test

2.2 安全壳卸压方案设计

根据《核电厂环境辐射防护规定GB 6249—86》中5.2“气载放射性流出物必须通过处理后经烟囱排入大气”及6.3“核电厂的营运单位必须对所有气载和液体放射性流出物进行监测。测量内容应包括排放总量、排放浓度及主要核素的分析”。考虑到在役阶段试验安全壳内空气可能存在放射性，按照法规的要求必须经过过滤后高空排放。

1) 通过贯穿件3ETY342TW进行卸压，卸压管线与DVW系统相连，确保安全壳内空气排放满足环境放射性要求，确保环境安全。

2) 在安全壳压力稳定在0.35 MPa时，为节省试验时间，安排辐射防护人员进行取样，确保在卸压前可以出分析结果。

3) 为防止过高的卸压速度造成安全壳内钢衬里鼓泡，试验时严格控制卸压速率在10 kPa/ h以内。

4) 安全壳卸压后期，壳内压力为0.1 MPa时，启动3ETY系统风机协助卸压，提高卸压速率。

安全壳卸压流程如图3所示。

图3 安全壳整体试验卸压流程示意图Fig.3 The depressurization of containment integrated test

2.3 安全壳内听音检查方案

在安全壳整体试验时，在安全壳内压达到0.1 MPa时，需对安全壳内进行目视听音检查，以便及早发现较大的泄漏点及异常现象，及早采取有效措施，确保安全壳试验的顺利进行。综合以往几次安全壳打压试验的经验，301大修进一步优化了目视听音检查方案：

1) 在整体试验开始前，对所有安全壳贯穿件进行预检查，及时发现可能存在的问题。

2) 在整体试验开始前，除了组织0.1 MPa壳内检查人员熟悉目视听音检查程序外，至少组织了两次目视听音检查人员对现场检查路线的熟悉。同时，对检查小组设置了组长、安全员等职位，进一步明确工作范围及工作职责，提高检查效率。

3) 试验前通过应急演练，对试验状态下安全壳的紧急卸压、人员联络、召集、进入路线、消防器材安放、消防干预等问题进行了集中训练、预演。

4) 在整体试验听音检查期间，采取间隔汇报制度，壳内检查人员定期向目视听音检查负责人汇报壳内检查人员情况，以使壳外人员及时了解壳内人员状况，加强人身安全管理。

2.4 安全壳整体泄漏率测试系统优化

安全壳整体泄漏率测试系统作为打压试验的测试系统之一，其担负采集安全壳内温度、湿度及压力数据，对安全壳密封性做出评价的功能，根据以往打压试验的经验反馈，参照同类电厂经验，301大修对安全壳泄漏率测试系统做了优化。

1) 在测试系统搭建前，对EPP测试网络进行通道检查，及时发现通道中存在的问题，提高测试系统搭建效率。

2) 安全壳泄漏率测试系统采用热备用设置，即试验时两套测试系统同时运行，互相备用。

3) 保证安全壳泄漏率测试系统使用的电源3LNE182JA线路24 h持续供电。

由于安全壳整体密封性试验准备工作量大，过程时间长、牵涉面广，且测试过程必须连续进行，如测试过程一旦中断，则有可能造成整个试验失败，迫使试验重复进行，进而造成人力、物力、时间、经济上的重大损失。因此高可靠性、安全性是安全壳整体密封性试验的最基本要求。

冗余技术是系统可靠性设计中常采用的一种技术，是提高系统可靠性的最有效方法之一。为了达到高可靠性和低失效率相统一的目的，301大修在测试系统的设计和应用中采用冗余技术。合理的冗余设计将大大提高系统的可靠性，提高了整个系统的平均无故障时间（MTBF），缩短了平均故障修复时间（MTTR）。

原测试系统硬件数据采集器和数据采集计算机只有一套，如果数据采集器一旦失灵出故障，将使整个试验测试系统受到影响，进而影响到安全壳整体密封性试验。为进一步提高安全壳整体密封性测试系统的可靠性，301大修中对数据采集器和数据采集计算机采用了冗余配置，即用两套数据采集器和数据采集计算机同时对安全壳内压力、温度、湿度数据进行采集。冗余技术的应用，进一步提高了测试系统的可靠性，在整个试验过程中，即使1台数据采集系统出现了短暂故障，但冗余系统仍正常运行，确保了数据采集的连续性及试验结果的有效性。

3 试验管理创新

301大修优化了整体试验组织程序，在人员管理、文件管理、风险管理等各方面进行了一些创新，使整个试验进程在有效的管理之下顺利推进。

3.1 人员管理

1) 成立了安全壳整体试验专项组，设立了整体试验组织机构。作为试验的牵头组织部门，技术处编制了打压试验专项计划，并定期组织涉及整体试验的各个专业召开专项会，及时掌握试验准备进展及遇到的问题。

2) 在安排试验负责人时特意安排了3位有资质的人员担任，3位负责人进行三班倒；同时还配备了3位专职QC人员，也实行三班倒制度，对整个试验过程进行全程监督，确保整个试验过程符合相关法规和程序要求。

3) 为了确保试验过程中能够及时联系到各专业人员，在试验前编制了安全壳整体试验值班表，将每位工作人员姓名、办公电话、手机号码以及值班时间等信息全部收集好，当班试验负责人可以根据试验现场的需要随时联系到相应工作人员。

4) 为了确保各专业都有充足的人员参加听音检查，试验负责人在大修前一个月便组织了各专业人员共计31人赴上海打捞局进行常规体检和专业承压训练，最终26人通过了体检和承压训练，为打压试验期间进行听音检查储备了足够的人力资源。

3.2 文件管理

1) 文件准备是该试验准备的一项重要任务，包括试验规程、运行隔离单、大修工作包等。与安全壳整体打压试验直接相关的管理、试验和操作程序近30本，运行隔离单30份，大修工作包更是多达70个左右。各专业在试验准备阶段都对试验相关程序进行了审查和升版，对运行隔离单进行了认真核实，对每个工作包进行了详细的准备。

2) 编制了安全壳整体试验执行程序《3号机组安全壳整体试验准备、实施和恢复》，在该程序中将整体试验前的准备工作、试验中的操作内容、试验后的恢复工作全部包含在内，并在进行每一步操作后都由相应负责人签字确认，签字时注明具体完成时间（准确到分钟）。有了这本程序，试验负责人在试验中依据该程序操作，条理清晰，不会有遗漏项，操作性强，同时可避免人因失误；另外，由于试验总时间较长，签字时注明完成时间，便于试验人员查阅试验进程。

3.3 风险管理

301大修参照以往大修经验，制定并完善了安全壳整体试验应急预案，主要针对试验中能出现的火灾、设备损坏、人员伤亡、安全壳超压等风险。

1）安全壳试验时的火灾风险：试验前对安全壳内进行彻底核清洁，并组织多次检查，确保RX内没有油迹、塑料、尼龙、布、木材及有机溶剂等易燃易爆物品，试验中切断除仪表电源外安全壳内所有电源。另外，在试验前进行了消防专项演习。

2）设备损坏风险：为避免RX厂房内的系统、设备损坏，试验前严格对系统进行设置，保证所有各种密闭空间（房间、容器、仪表壳、电气箱、设备空腔、管道等）与安全壳大气相通，精密仪表、传感器和不确定能否承压的各种设备,根据“安全第一，保守设置”的原则，移出RX厂房。试验开始前举行最终联合检查，检查相关系统、设备安全措施是否满足要求。检查完毕各方确认无误签字后才开始安全壳打压试验。

3）0.1 MPa听音检查风险：针对人员在0.1 MPa平台需进入RX进行声响泄漏探测试验，人员在承压环境下可能出现减压病、肺气压伤等情况，以上海救捞局、医务室为主要救护力量，制定人员救护应急预案，同时组织相应承压作业人员进行培训并在试验前进行演练。

4）人员闸门功能试验失败风险：打压试验期间，在不同的压力平台要进行人员闸门功能试验，根据经验反馈，人员闸门比较容易在打压试验阶段出现故障，由于这个原因，人员闸门往往容易引起试验进度延误或者试验停滞，为了处理故障，有的时候必须将压力重新撤回到试验初始状态。为此，301大修制定了人员闸门应急预案，确保在试验阶段，当人员闸门出现故障的时候，可以第一时间将故障处理掉，保证试验顺利完成。

5）在现场安装租借来的小型应急加压舱，建立详细的应急预案，确保进壳人员的健康与安全。

6）泄漏率不合格风险:在打压试验之前，完成所有的B类和C类密封性试验并且满足验收准则要求，另外，当整体泄漏率超标时，需要组织人力对所有可能泄漏点进行全面检查，为此编制“泄漏率不合格查漏方案”，确保试验顺利进行。

4 结论

根据秦山第二核电厂前6次安全壳整体试验的经验反馈，通过充压、卸压、听音检查、整体泄漏率测试系统等试验方案的优化，及在人员、文件、风险等方面的管理创新，形成了一套科学合理的试验和管理程序，确保了301大修安全壳整体试验圆满完成。试验取得了秦山第二核电厂各机组安全壳整体在役试验泄漏率最低和试验耗时最短的优异成绩，整体试验的组织上已达到了国内同类电厂先进水平。

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

王海卫（1977—），男，浙江舟山人，工程师，硕士，现从事核电厂性能试验管理和分析工作。

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