EPR與CPR1000熱態功能試驗對比分析

陶志山

（中廣核核電運營有限公司，深圳 518124）

0 概述

國內南方某核電項目EPR機組為中法聯合設計、共同建造的基于EPR（歐洲第三代先進壓水堆）技術的CEPR（中國的EPR）技術品牌機組，CEPR充分吸收了法國N4核電站和德國KONVOI核電站的設計、建造和運營的成熟經驗，并結合了國內標準體系的應用和CPR1000核電項目建設的良好實踐，滿足中國法律法規的相關要求。

熱態功能試驗（簡稱熱試，HFT）是核蒸汽供應系統（Nuclear Steam Supply System，NSSS）首次在無核燃料裝載的情況下升溫升壓，之后又降溫降壓的過程中進行的試驗，在整個試驗過程中盡可能模擬核電機組實際運行條件，包括模擬在典型的溫度、壓力和流量下預期的運行事件，并進行有關的試驗。

該核電項目1號機組作為EPR全球首堆工程，受制于三廢系統調試、DCS改造，將熱試分為前期階段（嚴格上屬于熱試準備階段工作）和升溫升壓階段。該項目1號機組于2016年11月初開始熱試前期階段試驗，在熱態功能試驗前期階段，主要執行電源切換試驗（BAS）、一回路充水排氣、抽真空、系統缺陷處理及主泵再驗證等工作。1號機組于2017年3月初進入升溫升壓階段，開展相關試驗。

本文主要介紹EPR機組熱試的首堆試驗、一回路鈍化、失電試驗、非核沖轉等試驗項目安排情況，并與CPR1000機組熱試試驗安排情況進行簡要對比和分析。

1 EPR首堆試驗

該核電項目1號機組作為EPR機組首堆，需要開展為驗證EPR設計新理念核新特征所必須進行的試驗（First Of A Kind ，FOAK），EPR堆型FOAK試驗分成三類：（1）FPOT （First Plant Only Test） EPR：僅需全球EPR首臺機組上進行的試驗；（2）FPOT XXX僅需在每一個EPR項目的首臺機組上進行的試驗；（3）FOAK （non-FPOT）對EPR新特點進行驗證的試驗，需要在每個機組上進行的試驗。

經過分析對比，該項目梳理確定了熱試階段有13項 FPOT 首堆試驗[1]，首堆試驗分為FPOT EPR 和FPOT TS1 兩類，試驗項目詳見表1。

表1 EPR熱試階段首堆試驗

2 一回路鈍化

一回路鈍化是使金屬表面轉化為不易被氧化的狀態，鐵、鉻、鎳、鋯和鋁等金屬的鈍化一般可以用成相膜理論解釋。金屬的鈍化是由于金屬和介質作用時在金屬表面生成一種非常薄且致密的覆蓋性良好的保護膜（通常是金屬的氧化物薄膜），這種表面膜作為一個獨立的相存在，它能夠把金屬與腐蝕介質機械的隔離，從而使金屬的溶解速度得以降低，使金屬表面由活化狀態轉變為鈍化狀態。即使離開了原來的環境，這些性質也得以保持，使得金屬可以抵抗腐蝕介的侵蝕。

EPR機組熱試期間鈍化采用一回路加氫方案，加氫鈍化旨在通過減少氧化物數量直接達到減少不必要氧化物數量的目的，分三步進行：

（1）一回路到達熱停平臺（303℃）后，一回路加氫至35cm3/kg；一回路注入氫氧化鋰和硼酸，調節硼濃度至25ppm，然后一回路在熱停平臺穩定300h。通過高溫鈍化，在金屬表面生成一種非常薄且致密的覆蓋性良好的保護膜，此時一回路表面還有一些可溶化合物（鐵，鎳等易活化物質）。

（2）熱停結束48h之前，開始除鋰，并且將一回路硼化至1100ppm左右，即熱停平臺硼化后需穩定48h，然后方可下行降溫降壓。硼化主要是為了溶解去除一回路表面可溶化合物（鐵，鎳等易活化物質）。

（3）一回路溫度降至80℃后，一回路加入雙氧水氧化，類似大修下行時的氧化，將表面的一些化合物氧化成可溶狀態。

CPR1000機組熱試期間一回路鈍化方案采用高溫自然鈍化，一回路溫度保持260℃以上300h，當鈍化后懸浮顆粒濃度小于100ppb時，就可以認為達到了鈍化要求。

3 失電試驗

OIC（Overall I&C）和COC（Cut of Current）試驗屬于EPR機組聯調期間的總體試驗，是虛擬系統試驗。

在核島部分，AREVA為該核電項目設計和編制了OIC試驗程序；在常規島和汽機部分，ALSTOM設計和編制了常規島COC試驗程序。EPR機組OIC&COC試驗范疇與CPR1000差異較大，涵蓋失電試驗、切換試驗、儀控性能試驗、特殊工況驗證試驗和失氣試驗等。簡單地講，OIC可以被理解為核島失電試驗；COC可以被理解為常規島失電試驗。

EPR熱試OIC&COC試驗項目如下，其中核島OIC試驗12份，常規島4份。OIC失電試驗部分及COC相關試驗，主要是為了檢查單列失電后，機組的總體響應；檢查失電對于儀控架構的影響和預期一致。OIC切換試驗，主要是DCS方面的相關切換試驗，主要是為了驗證生效儀控系統切換功能；抽樣檢查切換后儀控系統的閉鎖和抑制功能；檢查確認切換后機組后撤的能力；檢查失電對于工藝系統功能的影響和預期一致。OIC性能試驗部分主要是通過試驗確認TXS（安全相關儀控系統）響應時間分析的準確性；確認大瞬態試驗期間，SPPA-T2000平臺負荷增加不會導致通信故障；檢驗KAE（Operating team help system，運行值輔助系統）總體功能。OIC切換試驗類似于CPR1000機組熱試下行期間主控操作員工作站與輔助操作盤、主控操作員工作站/遠程停堆站的切換操作驗證試驗。

CPR1000機組熱試期間COC失電失氣試驗涵蓋核島和常規島重要220V不間斷交流電源、125V和48V直流盤的失電試驗以及RX廠房SAR系統失氣試驗，總計15份試驗（TP COC 50～TP COC 64）。

4 蒸發器一二次側泄漏率試驗

CPR1000機組在完成相關試驗下行之后，需將一回路硼濃度調節至 1500-2000ppm，并升壓至172bar、60℃，開展TP CDF 52 蒸發器一二次側泄漏率試驗。EPR機組在熱試期間無類似試驗。

5 非核沖轉

在熱試階段，利用反應堆冷卻劑泵和穩壓器內電加熱器所提供的熱量使一回路冷卻劑溫度升高，并將一回路溫度通過蒸汽發生器傳遞給二回路產生蒸汽，進行常規島非核沖轉，提前發現缺陷，驗證設備制造、安裝質量；檢驗汽機8～1500rpm沖轉過程中汽輪機組振動、瓦溫、脹差等性能符合設計要求。

在滿足熱試期間一、二回路限值條件的前提下，汽輪機非核蒸汽沖轉試驗，分為五次升速，升速率為50rpm/min，并進行各轉速平臺的運行試驗。通過計算在 500rpm 之前，汽輪機沖轉期間一回路產熱量大于汽輪機沖轉所需的熱量，因此在500rpm 轉速平臺下調整參數恢復到初態參數。

EPR機組非核沖轉試驗大致經歷如下三個階段：第一次升速8～100rpm，然后打閘進行摩擦檢查試驗；第二次升速8～250rpm；第三次升速250～500rpm，500rpm平臺進行機組狀態參數檢查和調整；第四次升速500～1500rpm，汽輪機到達1500rpm 平臺，停留5min 打閘停機（5min 根據模擬機的試驗結果，實際停留時間根據機組沖轉實際情況確定）。

該核電項目1號機組非核沖轉過程比較順利，汽輪發電機振動情況良好，機組一回路參數情況變化符合預期，且在允許限值范圍內。汽機轉速升至500rpm期間，SG水位基本穩定在16.7m，SG壓力下降至87.9bar.g，一回路溫度降至301℃；汽機升速至1500rpm過程，剛升速時SG水位由16.8m閃蒸至16.83m，汽機升速至1000rpm，SG水位下降約0.35m；汽機升速到達1500rpm，SG水位下降約0.9m，一回路溫度降至281.7℃，一回路最大降溫梯度約48.7℃/h，SG壓力降至約64bar.g。

EPR首堆機組在熱試期間即進行了汽機非核沖轉，而CPR1000前期調試機組因各種因素未開展非核沖轉試驗，至陽江/紅沿河項目后面機組在熱試期間才開展了非核沖轉試驗。

6 結束語

本文以EPR首堆項目作為參考，簡介了EPR熱試的主要過程和試驗安排情況，對比分析了EPR與CPR1000熱試試驗安排的不同點。EPR作為歐洲三代核電技術，其熱試過程及試驗安排與CPR1000有很大的相似性，同時在部分試驗項目和安排上有著顯著的不同點，這些不同點主要由于兩種堆型設計理念不同引起的。