华龙一号调试试验项目完整性的研究

朱 伟，侯秦脉，蔡 宁

（生态环境部核与辐射安全中心，北京 100082）

核电厂在机组投入商业运行前，一方面，需要对构筑物、系统和设备进行调试试验，全面检验设计、设备制造、建造及安装质量，验证构筑物、系统及设备性能达到设计要求，证明机组能够在设计的运行工况下安全运行。另一方面，需要对系统及设备进行运行考验，暴露并消除缺陷，提高核电厂运行的安全可靠性，收集试验数据并提供运行及事故分析资料，验证正常运行程序和事故处理程序的适宜性，使运行人员熟悉机组的系统、设备和运行。

某核电机组采用具有自主知识产权的“华龙一号”三代技术。对于全新的堆型，调试大纲中调试试验项目的完整性对确认核电厂是否满足设计要求起着至关重要的作用，同时也是保证核安全监管职责落实的关键。鉴于此，有必要探讨一下针对调试大纲中试验项目完整性所开展的研究。

1 调试相关法规要求

1.1 国内法规导则

根据《中华人民共和国核安全法》第26条的规定，“核设施建造完成后应当进行调试，验证其是否满足设计的核安全要求”；HAF103《核动力厂运行安全规定》4.1 规定，“调试大纲必须能保证提供建造的设施已满足设计要求并符合安全要求的证据”；4.6规定，“营运单位必须保证调试大纲包括了验证工作所必需的全部试验，以验证建成的核动力厂满足安全分析报告要求和满足设计要求以及因此能够根据运行限值和条件运行”。这些安全法规对试验完整性均提出了明确要求［1，2］。同时，HAD 103/02《核电厂调试程序》规定了试验程序的内容，附录Ⅰ提供了调试试验的详细项目［3］。

1.2 国际法规导则

国际原子能机构（IAEA）2016年安全要求SSR-2/2（Rev.1）的第6章对核动力厂调试大纲的编制与实施进行了相关规定［4］，如“6.1调试大纲必须覆盖设计和安全情况下所要求的全范围的电厂条件。结果必须用于证明已建成的电厂运行状况符合设计假设和许可条件。6.4 调试大纲必须包括所有必须的试验以证明已经建造和安装的电厂满足安全分析报告要求以及满足设计意图，因此该电厂能按照运行限值和条件安全地运行”。

IAEA2014年的安全导则SSG-28是对NS-G-2.9的修订，技术内容基本保持不变，但在必要处进行了更新完善；增加了来自其他IAEA标准和导则的开发以及近期调试方面的经验材料［5，6］，并给出了典型试验清单。

美国NRC的RG1.68介绍了主要试验内容，2007年第三版规定了全新试验（FOAK），FOAK试验被定义为新的、独特的或特殊试验（首堆或原型堆试验）［7］。

2 试验项目选取流程与选取原则

2.1 试验项目选取流程

对功能验证的完整性分析主要是基于系统的设计功能，首先分析系统功能的安全分级和应对工况，然后确定试验类型（真实试验、包络试验或转换试验），最后确定验证方式（理论分析、软件计算、台架试验、工厂试验、安装调试、调试试验），从而确定在功能方面需要设置的调试试验项目。

对物项验证的完整性分析主要是基于系统物项清单：首先确认物项执行的功能，然后与功能分析类似确定试验类型和验证方式，从而确定物项需要验证的调试试验项目。接着将功能和物项的项目与工程经验和法规标准进行对比分析，确定最终的调试试验项目。试验项目确定之后，在系统调试大纲设计过程中还要进行归并处理、逻辑分析、准则计算，最终确定系统试验程序清单。选取流程见图1。

图1 试验项目选取流程Fig.1 Test selection process

2.2 试验项目选取原则

核电厂调试项目清单内的试验程序都是通过区分物项和功能验证的目的筛选出来的，试验项目涉及核安全项目的调试重点要求。带安全准则的试验程序、核级设备试验程序、三道安全屏障完整性试验程序以及与堆芯反应性控制、余热导出和放射性物质包容三大控制要素相关的试验程序等应当被优先选取。

经过分析归类，大纲中试验项目大致可以分为11条要素：

要素1，涉及核安全三道屏障系统与设备的试验。

要素2，涉及堆芯核安全的“反应性：次临界控制系统；冷却：余热排出+一回路水装量+二回路水装量系统；屏蔽：二次侧（SG）完整性+安全壳完整性”的试验。

要素3，首堆试验项目。

要素4，非能动试验项目。

要素5，环境控制：三废排放系统、电厂辐射监测系统、安全壳内大气监测系统、安全壳过滤排放系统试验。

要素6，通风、消防试验。

要素7，供电系统、电源切换试验。

要素8，性能试验。

要素9，瞬态试验。

要素10，汽轮发电机主机试验。

要素11，化学监督试验。

3 选取原则与HAD 103/02的一致性

HAD 103/02附录Ⅰ调试试验的详细目录提供了典型压水堆所考虑试验项目，是试验项目完整性审查的重要工具。通过对选取原则中的试验项目与HAD 103/02附录I进行比对（见表1），得知：试验程序选取原则包含了HAD 103/02附录Ⅰ的试验内容要求，可以说2.2节中11条要素符合HAD 103/02的要求。

表1 HAD 103/02对比表Table 1 HAD 103/02 comparison table

续表

4 新概念和新设计特性的验证

具有自主知识产权的我国三代核电技术“华龙一号”，为改进型设计压水堆，新概念和新设计特性需要经过调试试验进行验证，与CPR1000 （岭澳二期）和 CEPR（中国台山）相比较，有13个新概念和新设计的特性，下面就其验证方式进行说明。

4.1 堆内构件设计

RCP系统堆内构件相对CPR1000上支承柱和控制棒导向筒组件等有变化。将通过缩比模型试验、堆内构件流致振动力学分析和堆内构件流致振动实测试验（首堆试验）进行验证。

4.2 稳压器波动管设计及布置

RCP系统稳压器波动管相对CPR1000和CEPR的设计和布置有变化。将通过稳压器波动管力学分析和稳压器波动管热分层评价试验（首堆试验）进行验证。

4.3 一回路整体设计特性

RCP系统一回路整体设计和蒸发器等设备相对CPR1000和CEPR发生了变化。将通过模拟计算分析和自然循环试验（首堆试验）进行验证。

4.4 二次侧非能动余热排出系统 （ASP） 的系统设计特性

ASP系统设计及容量相对CPR1000和CEPR发生了变化。将通过台架试验、模拟计算分析和二次侧非能动余热排出热态功能试验（首堆试验）进行验证。

4.5 中压快速冷却功能

VDA系统中压快速冷却功能相对CPR1000为新设计，中压快速冷却功能与CEPR在环路设计等方面存在差异。将通过模拟计算、设备单体试验（标准试验）和中压快速冷却试验（首堆试验）进行验证。

4.6 能动堆坑注水功能

EHR系统堆坑注水功能与CPR1000和CEPR存在设计理念和功能的不同。将通过设备单体试验（标准试验）和系统功能试验（标准试验）进行验证。

4.7 非能动堆坑注水功能

EHR系统IVR 功能与CPR1000和CEPR的设计理念和功能不同。将通过设备单体试验（标准试验）和系统功能试验（标准试验）进行验证。

4.8 多样化热阱

ECS系统工艺设计相对CEPR发生了变化。将通过设备单体试验（标准试验）和系统功能试验（标准试验）进行验证。

4.9 氢复合消氢功能

EUH系统氢复合器容量和布置相对CPR1000发生了变化。将通过设备单体试验（标准试验）进行验证。

4.10 RBS系统单列容量差异

RBS系统为独立的3列，每列连接至相应的RCP系统主道冷段DBC2-4工况下，每列容量为 100%；而CEPR的RBS 系统为独立的2列，每列连接至2个RCP系统主管道冷段，在DBC2-4工况下每列容量为100%。将通过标准试验进行验证。

4.11 ASG 系统单列容量差异

ASG 系统为独立的3列配置方案，每列均连接至1个蒸汽发生器，在FLB工况下其每列应急给水泵的容量为100%；而CEPR的ASG 系统为独立的4列配置方案，每列均连接至1个蒸汽发生器，在 FLB 工况下其每列应急给水泵的容量为50%。将通过标准试验进行验证。

4.12 主泵采用动压密封

RCP系统的主泵轴封结构形式为动压密封，在SBO工况下，依靠主泵的动压密封确保轴封的密封性；而CEPR 的主泵轴封结构形式为静压密封+能动式停车密封，在 SBO 工况下，依靠主泵的能动式停车密封确保轴封的密封性。将通过鉴定试验进行验证。

4.13 数字化ACP方案

KSC系统的辅助控制盘（ACP）作为电厂的 DCS Level2层KIC的后备监控手段，相对CPR1000和ACPR1000发生了变化。将通过FT/FAT 出厂试验、系统功能试验、KIC/ACP切换功能试验、总体性能试验和模拟机等进行验证。

5 结论

华龙一号调试大纲的调试试验项目设置充分体现了安全重要性、均衡性、复杂性和独特性，既要覆盖各个安全重要系统，又要考虑多系统联调，还要兼顾调试试验本身较大的风险。目前国内已完成50多台机组的调试工作，具有丰富的调试经验。面对华龙一号这一新堆型，我们通过试验项目选取流程、选取原则、与HAD 103/02附录Ⅰ对比，以及对新设计特有功能和特性充分验证等确定了调试试验程序。试验结果表明：其完整性和充分性是满足核安全要求的，能够确保核电厂安全完成调试工作，达到核电厂设计目的。