“华龙一号”调试阶段划分及调试项目设计

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(中国核电工程有限公司，北京 100840)

“华龙一号”是由中核集团和中广核集团在我国三十余年核电科研、设计、制造、建设和运行经验的基础上，根据日本福岛核事故经验反馈以及最新核安全法规要求，研发的具有完全自主知识产权的、中国的三代百万千瓦级压水堆核电技术。采用“华龙一号”核电技术的福建福清核电厂5号机组于2015年5月开工建设，2019年步入调试高峰期。

调试是核电厂投产前的一个重要工程阶段，其承接了核电厂的建造和运行两大阶段[1]。调试阶段的主要目的是将核电厂已安装的部件和系统投入运行并进行性能验证，以确认是否符合设计要求和满足性能标准，包括非核试验和带核试验两大阶段。对调试整个过程进行阶段性划分，其数目和规模取决于安全要求以及技术和管理要求[2]。对调试过程进行阶段划分的目的是指明在每个阶段内预期要完成的一系列试验，并确定在继续下一阶段试验前必须完成试验结果审查的“审查点”。在完成对前阶段调试试验结果的评价和监查，并确认已实现了全部目标和满足了全部核安全管理要求之后，才允许进行下一阶段的调试试验工作。

本文首先分析国内外最新法规、标准要求中有关调试阶段划分的规定和总体性要求，再针对“华龙一号”首堆示范工程(福建福清核电厂5号机组)的设计特点和重大改进项展开分析和研究，并结合国内其他三代核电机组对调试阶段划分的经验，设计得出适用于“华龙一号”核电机组的调试阶段以及各阶段的重要试验内容，从而为“华龙一号”核电厂调试工作安全、高效、有序地开展和后期安全稳定运行提供有力的保障。

1 导则和标准

对于调试阶段的定义和划分，主要在以下导则和标准中进行了规定和说明：

1)《核电厂调试程序》(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)《压水堆核电厂调试大纲编写规范》(NB/T 20239，2013)。

1.1 国内导则

我国核安全导则《核电厂调试程序》(HAD103/02，1987版)规定了调试阶段划分的有关要求。该导则是指导性文件，其中明确规定应合理地、循序地进行调试工作，并必须自始自终确保安全。其目的在于验证构筑物、系统、部件及其仪表是否正确安装，因此首先应验收已安装好的部件，其次进行各个单独系统的试验，然后进行整个系统的试验，直到最终证明整个核电厂能安全运行。HAD103/02(1987版)中将整个调试过程划分为A、B、C三个阶段：A阶段：预运行试验；B阶段：装料、初始临界和低功率试验；C阶段：功率试验。

1.2 国外导则

国外针对核电厂调试阶段划分提出要求的导则主要有IAEA的NS-G-2.9和美国核管会的RG1.68。其中：

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

在该导则中，对于调试阶段的划分和要求有：核动力厂的调试应分阶段进行。该导则将调试过程分为四个阶段：运行前试验(冷态性能试验；热态性能试验)；装料和临界前试验；初始临界和低功率试验；功率试验。

《Commissioning for Nuclear Power Plants》(NS-G-2.9，2003)与《核动力厂调试》(HAD103/02，1987版)的内容基本一致，对于调试过程的阶段划分以及各阶段的试验内容也基本保持一致。

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

该导则将调试过程主要分为五个阶段：运行前试验；首次装料和次临界试验；初始临界试验；低功率试验；功率提升试验。

1.3 标准

我国能源行业标准《压水堆核电厂调试大纲编写规范》(NB/T 20239-2013)对调试阶段划分进行了描述。依次分为下述三个大的调试阶段：A阶段：预运行试验；B阶段：装料、初始试验和低功率试验；C阶段：功率试验。

2 其他核电机组调试阶段划分

2.1 三代引进核电机组调试阶段划分

目前，我国通过技术引进的三代压水堆核电站主要有欧洲的EPR核电机组和美国的AP1000核电机组，并在国内均有工程建设经验(分别为台山核电厂1、2号机组,三门和海阳核电一期工程1、2号机组)。针对这两型核电机组进行调试阶段划分以及各调试阶段主要试验内容的分析和研究，通过横向对比，对“华龙一号”核电机组的调试阶段划分和各阶段试验内容的制定有一定借鉴意义。

(1)AP1000核电机组调试阶段划分

三门和海阳核电一期工程1、2号机组采用美国西屋电气公司的AP1000型反应堆，为单堆布置，设计反应堆热功率水平为3 400 MW，电功率为1 251 MW[3]。调试阶段划分为：预运行试验阶段(A阶段)；启动试验阶段(B阶段和C阶段)；性能试验和示范运行(D阶段)。

(2)EPR核电机组调试阶段划分

台山核电厂1、2号机组采用欧洲压水堆技术(简称EPR)，为单堆布置，在核蒸汽供应系统的保证出力为4 616MW(热功率)时，汽轮发电机的最大连续电气出力为1 750 MW[4]。其调试阶段划分为：预运行试验阶段；初始启动试验阶段。

2.2 M310核电机组调试阶段划分

目前我国绝大部分在役的二代核电厂均源自法国的M310核电堆型，通过研究该堆型对调试阶段划分的要求将为“华龙一号”调试阶段划分的设计提供参考。

M310核电机组将整个调试过程根据机组是否带核运行分为预运行试验阶段和初始启动试验阶段。概括为：阶段Ⅰ：初步试验；阶段Ⅱ：功能试验；阶段Ⅲ：初始启动与核功率提升试验。

3 “华龙一号”调试阶段划分

3.1 “华龙一号”主要技术特点

福清核电5号机组示范工程以中核集团CP1000技术方案为基础，充分借鉴吸收三代核电技术的先进设计理念和我国现有压水堆核电厂设计、建造、调试、运行的经验，以及利用近年来核电发展及研究领域的成果。主要的技术特点有：堆芯采用177组燃料组件；采用单堆布置方案；采用双层安全壳并增大安全壳自由容积；设置能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统；设置非能动安全壳热量导出系统；设置稳压器快速卸压系统；设置压力容器高位排气系统；电厂平均可利用率大于等于90%；核岛抗震设计输入采用地面最大加速度0.3g；采用抗商用大飞机撞击设计等[5]。

3.2 “华龙一号”调试主阶段和子阶段

根据国内外导则和标准对调试阶段划分的定义和要求，结合“华龙一号”核电机组的技术特点，同时吸收国内三代在建电厂和二代在役电厂对于调试阶段划分的工程经验，将“华龙一号”调试主阶段和子阶段划分为：预运行试验阶段(A阶段)；阶段(B阶段)；功率试验(C阶段)。

“华龙一号”调试阶段的划分基本上按照我国核安全导则《核电厂调试程序》(HAD103/02，1987版)的要求进行设计。其中各主阶段、子阶段以及核蒸汽供应系统的主要参数如图1所示。

3.3 “华龙一号”各调试阶段的主要试验内容

基于“华龙一号”核电机组的技术特点，结合国内三代在建核电厂和二代在役核电厂各调试阶段的调试试验内容，列举了“华龙一号”各调试主阶段和子阶段的重要调试项目，如表1所示。

图1 “华龙一号”调试阶段划分Fig.1 HPR1000 commissioning stages

调试主阶段调试子阶段重要调试项目预运行试验阶段(A阶段)初步试验(A0子阶段)单个设备、系统的初步试验:•系统的充水、冲洗、打压和初次启动试验;•核蒸汽供应系统联合冲洗(NCC)等冷态性能试验(A1子阶段)主要进行反应堆冷却剂系统的水压试验和相关系统的冷态功能试验:•反应堆冷却剂系统的水压试验;•一回路水化学调整;•一、二回路主、辅系统和主要设备冷态功能试验;•环形空间通风系统性能试验;•非能动安全壳热量导出系统性能试验;安全壳整体强度与密封性试验等热态性能试验(A2子阶段)模拟核电厂实际运行工况条件下,验证系统的热态功能是否与设计规定要求相一致,验证系统、设备在高温运行时的可靠性,同时对设备、管道内壁在高温下进行钝化。主要内容有:•从冷停堆直到热停堆的全部压力和温度范围内,核蒸汽供应系统部件和功能组件的全部热态性能试验;•对堆内构件和反应堆冷却剂泵等主要部件进行可靠性考核,确认部件、设备和系统的性能满足设计要求;•一回路快速冷却性能试验;•对厂房、系统和设备进行核级清洁等首次装料、初始临界和低功率试验阶段(B阶段)首次装料试验阶段(B1子阶段)•堆芯核燃料首次装料;•一回路硼浓度监测和控制;•热停堆状态下的试验:包括控制棒驱动机构检查、落棒时间、棒控棒位指示、中子通量的电气和机械检查、稳压器喷淋检查、保护通道检查和调整等初始临界试验阶段(B2子阶段)•核仪表保护定值;•首次临界试验等低功率试验阶段(B3子阶段)•低功率试验用于确认反应堆在正确的状态,可在更高功率水平运行。典型的试验项目有:•“零功率”物理试验;•核岛厂房辐射场测量;•核岛辐射场测量等功率试验(C阶段)功率提升试验(C1子阶段)在设定的功率台阶进行稳态和瞬态试验,以验证反应堆冷却剂系统和堆芯的水力、热工和物理性能参数是否符合设计值,同时分析控制系统的响应时间以证明通道的正常运行能力和整定值正确性,并根据初步试验结果作一定调整。典型的功率平台包括:10%、25%、30%、50%、75%、87%满功率试验(C2子阶段)机组满功率工况下应执行的主要试验项目有:•热平衡测量试验;•根据热平衡计算冷却剂流量;•10%负荷阶跃和5%/分钟线性(负向)变化试验;•功率分布测量;•停汽轮机不停堆试验;•甩负荷孤岛运行试验;•紧急停堆试验;•反应堆冷却剂流量惰走试验;•蒸汽发生器额定热功率输出试验;•核岛厂用电负荷测量;•蒸汽发生器蒸汽中含湿量测量;•汽轮发电机组热力性能试验;•满功率堆芯稳态性能试验;•机组连续稳定运行验收试验

4 结束语

调试工作的目的是验证核电厂已安装的部件和系统的性能，并确认其性能符合设计要求和满足性能标准。按照最新核安全法规的要求，核电厂调试工作的整个过程应进行阶段性划分，其数目和规模取决于安全要求以及技术和管理要求。通过研究国内外核安全导则和我国能源行业标准中有关调试阶段划分的规定，结合三代引进核电机组和在役核电机组的调试工作经验反馈，分析“华龙一号”的设计特点和重大改进项，设计得出适用于“华龙一号”的、合理可行的调试主阶段和子阶段，并按照安全以及技术和管理要求设计得出各主要阶段和子阶段的重要调试试验项目。严格按照阶段划分的要求分阶段逐步开展调试试验，可确保“华龙一号”调试工作高效、有序地开展，从而为“华龙一号”安全稳定地运行提供有力保障。