VVER-1000堆型一回路水壓試驗準備與實施

黃 兵

（江蘇核電有限公司，江蘇 連云港 222042）

VVER-1000堆型一回路水壓試驗準備與實施

黃 兵

（江蘇核電有限公司，江蘇 連云港 222042）

描述了VVER-1000機組水壓試驗過程與步驟，結合上游設計文件、標準規范，通過與田灣一期、國內典型機組的比較，提出了試驗驗收準則、試驗壓力和溫度要求、控制方法，總結了田灣3號機組初始一回路水壓試驗的準備與注意事項，對于水壓試驗程序的編制及試驗的執行具有指導作用，可供后續同類型機組的水壓試驗和調試工作參考。

水壓試驗；一回路；調試

按照國家核安全局1991年7月27日發布的《核電廠運行安全規定》的要求，核電站在投產商運前應執行一回路水壓試驗、安全殼壓力試驗等一系列重要試驗。根據ПНАЭГ-7-008-89《核動力裝置的設置和設備及管道的安全運行規程》俄羅斯標準中規定，水壓試驗的壓力必須不低于按專門公式計算的計算值，來驗證其承壓能力。

1 規范要求

1.1 試驗目的與驗收準則

水壓試驗的主要目的是：在調試期間水實體的工況下，以高于主系統設計壓力的試驗壓力對反應堆冷卻劑系統和有關輔助系統的高壓部分進行強度水壓試驗[3]，以檢查主系統的設備、管道的密封和焊接質量，驗證其承壓運行時的安全性，進而確保從本次試驗結束到下次試驗實施之前的這段時間里，反應堆一回路系統在正常運行和設計基準事故工況下是安全的，是滿足核安全法規的。

水壓試驗的驗收準則是：水壓試驗回路的管道和設備認為可以承受水壓試驗，如果：在超過10 min的時間內，壓力未低于水壓試驗壓力低限；試驗過程中未發現泄漏及爆管現象；試驗后無塑性形變。水壓試驗過程中，管道和設備的溫度未低于允許值。水壓試驗后一回路壓力在19.3～19.9 MPa范圍內進行查看過程中，發現通過密封面、法蘭連接部位有少量的滴漏現象，認為試驗是合格的。消缺完成后，該設備的密封性應同一回路密封性一同驗證。

1.2 試驗周期

根據ПНАЭГ-7-008-89《核動力裝置的設置和設備及管道的安全運行規程》俄羅斯標準的要求，周期定義如下: 一回路系統的初始水壓試驗，按照制造規則應在制造、安裝完成后和裝料之前進行。在役檢查的水壓試驗，應由營運單位負責進行，以后相鄰兩次強度水壓試驗之間的時間間隔不應超過4年。

1.3 壓力和溫度要求

根據ПНАЭГ-7-008-89《核動力裝置的設置和設備及管道的安全運行規程》的規定，液壓試驗的壓力必須不低于按下式確定的值：Ph=KhP[σ]Th/[σ]T，公式中對于設備和管道Kh=1.25，P為在制造企業中試驗時的計算壓力或安裝后和在役檢查試驗時的工作壓力；[σ]Th為在該結構元件的液壓試驗溫度Th時的名義允許應力；[σ]T為在該結構元件的計算溫度T時的名義允許應力。但不得大于下述壓力，在這種壓力下，被試制件中產生的總的膜應力之和及彎曲應力為1.35[σ]Th，而總的及局部膜應力之和及彎曲應力達到1.7[σ]Th（上限）。對于VVER-1000核電機組來說，壓力容器的設計壓力為17.6 MPa，實際規定最大試驗壓力不低于24.5 MPa[1]。

根據ПНАЭГ-7-008-89《核動力裝置的設置和設備及管道的安全運行規程》以及VVER-1000核電機組工程建設期間冷態功能試驗對于試驗溫度控制的要求，避免系統內溫度低于壓力邊界內設備材料的最高的脆性斷裂轉變溫度，考慮一定的裕度，而且停運主泵后一回路系統存在散熱降溫問題，確定初始試驗冷卻劑溫度的下限值為100 ℃，試驗過程中為了防止一回路上充水溫度與一回路冷卻劑溫差超過限值，還需適當控制溫度上限，VVER-1000一回路水壓試驗溫度范圍如下：100 ℃＜試驗溫度＜130 ℃。田灣核電站1期機組SG殼體溫度限值為70 ℃，3號機組SG殼體溫度限值為93 ℃，與一期機組相比有大幅度提高，為了在水壓試驗過程中維持此溫度，參考俄方新電站的做法，利用金屬比熱容比冷卻劑的比熱容大，金屬比冷卻劑的降溫速率慢的特點，將一回路加熱至135～145 ℃，由余熱導出系統將一回路冷卻劑溫度降至130 ℃進行試驗，使SG殼體在試驗過程中處于較高的溫度。

2 試驗過程與步驟

2.1 試驗前的準備

初始水壓試驗安排在調試的冷態性能試驗階段。主要有以下幾方面的準備工作: 試驗程序有效性檢查、試驗邊界重新確定、臨時設施準備情況、根據壓力容器、穩壓器、主泵、蒸汽發生器等主設備的脆性轉變溫度確定水壓試驗溫度、安排試驗涉及的重要設備/儀表檢修、現場檢查前文件準備與試驗前提前熟悉現場、落實通信設備、保溫層拆裝準備工作等。

2.2 試驗的主要步驟

（1）一回路充水

按照一回路充水的邊界清單做好在線后，用KBB11（12）AP001進行一回路充水、排氣。

（2）0.5 MPa水壓試驗

用泵KBB11（12）AP001向一回路注水，升高一回路壓力到0.5 MPa。

（3）（3.2±0.2）MPa水壓試驗

啟動泵KBA51（52/53）AP001，升高一回路壓力到3.0 MPa后穩定壓力。

（4）加熱一回路到水壓試驗溫度105～130℃

1）降低一回路壓力到0.4 MPa；

2）在穩壓器中建立氮氣墊，并用氮氣維持一回路壓力約為1.8 MPa；

3）啟動主泵加熱一回路到水壓試驗溫度。

（5）再次進行（3.2±0.2）MPa壓力臺階的水壓試驗

1）停運加熱過程啟動的兩臺主泵，排空穩壓器上部的氮氣；

2）啟動泵KBA51/52AP001繼續升高一回路壓力；

3）在一回路壓力升高到1.96 MPa前，閉鎖穩壓器安全閥；

4）繼續升高一回路壓力到3.1 MPa，并穩壓。

（6）進行（9.8±0.3）MPa壓力臺階的水壓試驗

利用泵KBA51/52AP001繼續升高一回路壓力到9.6 MPa，并穩壓。

（7）進行（15.7±0.3）MPa壓力臺階的水壓試驗

1）利用泵KBA51/52AP001繼續升高一回路壓力到15.6 MPa，并穩壓；

2）進行不能承受高壓的儀表的隔離操作，并報告主控室試驗負責人。

（8）進行（17.6±0.4）MPa壓力臺階的水壓試驗

1）利用泵KBA51/52AP001繼續升高一回路壓力到17.5 MPa，并穩壓；

2）平穩轉換到由水壓試驗泵KBA90AP001向一回路供水。

（9）進行（24.5±0.5）MPa壓力臺階的水壓試驗

1）利用水壓試驗泵KBA90AP001升高一回路壓力到24.5 MPa，穩壓10 min；

2）降低一回路壓力到19.6 MPa。

2.3 壓力/溫度曲線

圖1為水壓試驗壓力/溫度曲線。

圖1 水壓試驗壓力/溫度曲線Fig.1 Hydraulic test pressure/temperature curves

3 與國內典型機組的差別

VVER-1000機組初始水壓試驗與國內典型二代加M310的機組相比，有以下一些主要不同點。

3.1 試驗標準

VVER-1000機組是試驗設計局OKB“GIDROPRESS”設計的反應堆裝置，采用俄羅斯標準；M310源自法國阿海琺公司的EPR技術，采用法國RCC—M俄羅斯標準。典型的區別為，最高試驗壓力定義：俄羅斯標準為由專門公式計算得到的計算值，RCC—M標準為1.33倍[2]。俄羅斯標準中，在Ph壓力下的保壓時間不得少于10 min。在水壓試驗的保壓時間過去后，把壓力降低到0.8 Ph，在設備和管道的可達的部位，在檢查的時間內，進行觀察檢查，不用在最高壓力下進行[1]。

3.2 升壓方式

VVER-1000機組的升壓方式同M310機組一樣，VVER-1000機組在17.6 MPa壓力以下的平臺采用上充泵升壓，在17.6 MPa壓力以上的平臺采用水壓試驗泵升壓。田灣一期的水壓試驗泵KBA90AP001靠調節再循環閥的開度來調節流量。3號機組水壓試驗泵KBA90AP001的電機安裝了變頻器，電動閥替換了田灣一期水壓試驗泵KBA90AP001再循環管線上的手動閥，使水壓試驗泵的調節操作更方便。VVER-1000機組利用調節上充泵（或水壓試驗泵）的頻率來控制升壓速率，M310利用上充下泄功能來控制升壓速率。

3.3 穩壓器安全閥

在水壓試驗期間，存在一回路意外卸壓的風險，M310機組穩壓器安全閥前的隔離閥風險最大，試驗期間將隔離閥電磁線圈斷電, 安裝卡子閉鎖隔離閥開啟；解除安全閥的保護閥的強制開啟信號, 以便當隔離閥意外開啟卸壓后，保護閥能夠關閉，阻止壓力進一步下降。VVER-1000機組同M310機組一樣，穩壓器安全閥風險最大，試驗前拆除彈簧式先導閥的電磁加載裝置，安裝鎖緊螺栓將彈簧先導閥閉鎖。先導閥閉鎖裝置生產廠家與田灣一期不一樣，若在水壓試驗時拆除閉鎖裝置以操作手動閥門，就不需要閉鎖裝置總鑰匙。在水壓試驗過程中，需關注閉鎖穩壓器安全閥的可靠性，從管理上采取措施嚴格控制穩壓器安全閥的閉鎖。

4 結束語

通過編制專門的試驗文件包、水壓試驗專項計劃，建立水壓試驗專項組，提前做好水壓試驗的準備工作，以確保水壓試驗成功實施。水壓試驗對于VVER-1000機組調試的成功起著關鍵性的作用，通過對于田灣VVER-1000機組的水壓試驗的特點分析，對于后續同類型機組的水壓試驗和調試奠定堅實的基礎。

[1] ПНАЭГ-7-008-89核動力裝置的設置和設備及管道的安全運行規程[S]，1996.

Settings of ПНАЭГ-7-008-89 Nuclear Power Plant, and Safety Operating Procedures for its Equipment and Pipeline [S], 1996.

[2] RCC-M.壓水堆核島機械設備設計和建造規則[S]，第I卷B篇，1993.

RCC-M. Rules for the Design and Construction of Nuclear Island Machinery and Equipment for Pressurized Water Reactors [S], Volume I, Part B, 1993.

[3] RS-00452-C 俄一回路水壓試驗及清洗[S]. RS-00452-C Russian Primary Loop Hydraulic Test and Cleaning [S].

Preparation and Implementation of the Primary Loop Hydraulic Test for VVER-1000 NPP

HUANG Bing
(Jiangsu Nuclear Power Co., Ltd., Lianyungang, Jiangsu Prov. 222042，China)

The paper describes the process and steps of hydraulic test for VVER-1000 nuclear power plant. Combined with design documents, standards and specifications and compared with first-stage project of Tianwan and typical plants in China, it puts forward the test acceptance criteria, test pressure, temperature requirements and control methods, and summarizes the preparation and precautions for the primary loop hydraulic test for Tianwan Unit 3, which leads a guiding role for the hydraulic test procedure and test execution, and offers reference for the follow-up hydraulic test and commissioning for plants of the same kind.

hydraulic test; primary loop; commissioning

TL353 Article character: A Article ID: 1674-1617(2016)04-0340-04

TL353

A

1674-1617(2016)04-0340-04

2016-09-15

黃 兵（1981—），男，四川資中人，工程師，現從事VVER-1000機組調試工作。