華龍一號調試試驗項目完整性的研究

朱 偉，侯秦脈，蔡 寧

（生態環境部核與輻射安全中心，北京 100082）

核電廠在機組投入商業運行前，一方面，需要對構筑物、系統和設備進行調試試驗，全面檢驗設計、設備制造、建造及安裝質量，驗證構筑物、系統及設備性能達到設計要求，證明機組能夠在設計的運行工況下安全運行。另一方面，需要對系統及設備進行運行考驗，暴露并消除缺陷，提高核電廠運行的安全可靠性，收集試驗數據并提供運行及事故分析資料，驗證正常運行程序和事故處理程序的適宜性，使運行人員熟悉機組的系統、設備和運行。

某核電機組采用具有自主知識產權的“華龍一號”三代技術。對于全新的堆型，調試大綱中調試試驗項目的完整性對確認核電廠是否滿足設計要求起著至關重要的作用，同時也是保證核安全監管職責落實的關鍵。鑒于此，有必要探討一下針對調試大綱中試驗項目完整性所開展的研究。

1 調試相關法規要求

1.1 國內法規導則

根據《中華人民共和國核安全法》第26條的規定，“核設施建造完成后應當進行調試，驗證其是否滿足設計的核安全要求”；HAF103《核動力廠運行安全規定》4.1 規定，“調試大綱必須能保證提供建造的設施已滿足設計要求并符合安全要求的證據”；4.6規定，“營運單位必須保證調試大綱包括了驗證工作所必需的全部試驗，以驗證建成的核動力廠滿足安全分析報告要求和滿足設計要求以及因此能夠根據運行限值和條件運行”。這些安全法規對試驗完整性均提出了明確要求［1，2］。同時，HAD 103/02《核電廠調試程序》規定了試驗程序的內容，附錄Ⅰ提供了調試試驗的詳細項目［3］。

1.2 國際法規導則

國際原子能機構（IAEA）2016年安全要求SSR-2/2（Rev.1）的第6章對核動力廠調試大綱的編制與實施進行了相關規定［4］，如“6.1調試大綱必須覆蓋設計和安全情況下所要求的全范圍的電廠條件。結果必須用于證明已建成的電廠運行狀況符合設計假設和許可條件。6.4 調試大綱必須包括所有必須的試驗以證明已經建造和安裝的電廠滿足安全分析報告要求以及滿足設計意圖，因此該電廠能按照運行限值和條件安全地運行”。

IAEA2014年的安全導則SSG-28是對NS-G-2.9的修訂，技術內容基本保持不變，但在必要處進行了更新完善；增加了來自其他IAEA標準和導則的開發以及近期調試方面的經驗材料［5，6］，并給出了典型試驗清單。

美國NRC的RG1.68介紹了主要試驗內容，2007年第三版規定了全新試驗（FOAK），FOAK試驗被定義為新的、獨特的或特殊試驗（首堆或原型堆試驗）［7］。

2 試驗項目選取流程與選取原則

2.1 試驗項目選取流程

對功能驗證的完整性分析主要是基于系統的設計功能，首先分析系統功能的安全分級和應對工況，然后確定試驗類型（真實試驗、包絡試驗或轉換試驗），最后確定驗證方式（理論分析、軟件計算、臺架試驗、工廠試驗、安裝調試、調試試驗），從而確定在功能方面需要設置的調試試驗項目。

對物項驗證的完整性分析主要是基于系統物項清單：首先確認物項執行的功能，然后與功能分析類似確定試驗類型和驗證方式，從而確定物項需要驗證的調試試驗項目。接著將功能和物項的項目與工程經驗和法規標準進行對比分析，確定最終的調試試驗項目。試驗項目確定之后，在系統調試大綱設計過程中還要進行歸并處理、邏輯分析、準則計算，最終確定系統試驗程序清單。選取流程見圖1。

圖1 試驗項目選取流程Fig.1 Test selection process

2.2 試驗項目選取原則

核電廠調試項目清單內的試驗程序都是通過區分物項和功能驗證的目的篩選出來的，試驗項目涉及核安全項目的調試重點要求。帶安全準則的試驗程序、核級設備試驗程序、三道安全屏障完整性試驗程序以及與堆芯反應性控制、余熱導出和放射性物質包容三大控制要素相關的試驗程序等應當被優先選取。

經過分析歸類，大綱中試驗項目大致可以分為11條要素：

要素1，涉及核安全三道屏障系統與設備的試驗。

要素2，涉及堆芯核安全的“反應性：次臨界控制系統；冷卻：余熱排出+一回路水裝量+二回路水裝量系統；屏蔽：二次側（SG）完整性+安全殼完整性”的試驗。

要素3，首堆試驗項目。

要素4，非能動試驗項目。

要素5，環境控制：三廢排放系統、電廠輻射監測系統、安全殼內大氣監測系統、安全殼過濾排放系統試驗。

要素6，通風、消防試驗。

要素7，供電系統、電源切換試驗。

要素8，性能試驗。

要素9，瞬態試驗。

要素10，汽輪發電機主機試驗。

要素11，化學監督試驗。

3 選取原則與HAD 103/02的一致性

HAD 103/02附錄Ⅰ調試試驗的詳細目錄提供了典型壓水堆所考慮試驗項目，是試驗項目完整性審查的重要工具。通過對選取原則中的試驗項目與HAD 103/02附錄I進行比對（見表1），得知：試驗程序選取原則包含了HAD 103/02附錄Ⅰ的試驗內容要求，可以說2.2節中11條要素符合HAD 103/02的要求。

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

續表

4 新概念和新設計特性的驗證

具有自主知識產權的我國三代核電技術“華龍一號”，為改進型設計壓水堆，新概念和新設計特性需要經過調試試驗進行驗證，與CPR1000 （嶺澳二期）和 CEPR（中國臺山）相比較，有13個新概念和新設計的特性，下面就其驗證方式進行說明。

4.1 堆內構件設計

RCP系統堆內構件相對CPR1000上支承柱和控制棒導向筒組件等有變化。將通過縮比模型試驗、堆內構件流致振動力學分析和堆內構件流致振動實測試驗（首堆試驗）進行驗證。

4.2 穩壓器波動管設計及布置

RCP系統穩壓器波動管相對CPR1000和CEPR的設計和布置有變化。將通過穩壓器波動管力學分析和穩壓器波動管熱分層評價試驗（首堆試驗）進行驗證。

4.3 一回路整體設計特性

RCP系統一回路整體設計和蒸發器等設備相對CPR1000和CEPR發生了變化。將通過模擬計算分析和自然循環試驗（首堆試驗）進行驗證。

4.4 二次側非能動余熱排出系統 （ASP） 的系統設計特性

ASP系統設計及容量相對CPR1000和CEPR發生了變化。將通過臺架試驗、模擬計算分析和二次側非能動余熱排出熱態功能試驗（首堆試驗）進行驗證。

4.5 中壓快速冷卻功能

VDA系統中壓快速冷卻功能相對CPR1000為新設計，中壓快速冷卻功能與CEPR在環路設計等方面存在差異。將通過模擬計算、設備單體試驗（標準試驗）和中壓快速冷卻試驗（首堆試驗）進行驗證。

4.6 能動堆坑注水功能

EHR系統堆坑注水功能與CPR1000和CEPR存在設計理念和功能的不同。將通過設備單體試驗（標準試驗）和系統功能試驗（標準試驗）進行驗證。

4.7 非能動堆坑注水功能

EHR系統IVR 功能與CPR1000和CEPR的設計理念和功能不同。將通過設備單體試驗（標準試驗）和系統功能試驗（標準試驗）進行驗證。

4.8 多樣化熱阱

ECS系統工藝設計相對CEPR發生了變化。將通過設備單體試驗（標準試驗）和系統功能試驗（標準試驗）進行驗證。

4.9 氫復合消氫功能

EUH系統氫復合器容量和布置相對CPR1000發生了變化。將通過設備單體試驗（標準試驗）進行驗證。

4.10 RBS系統單列容量差異

RBS系統為獨立的3列，每列連接至相應的RCP系統主道冷段DBC2-4工況下，每列容量為 100%；而CEPR的RBS 系統為獨立的2列，每列連接至2個RCP系統主管道冷段，在DBC2-4工況下每列容量為100%。將通過標準試驗進行驗證。

4.11 ASG 系統單列容量差異

ASG 系統為獨立的3列配置方案，每列均連接至1個蒸汽發生器，在FLB工況下其每列應急給水泵的容量為100%；而CEPR的ASG 系統為獨立的4列配置方案，每列均連接至1個蒸汽發生器，在 FLB 工況下其每列應急給水泵的容量為50%。將通過標準試驗進行驗證。

4.12 主泵采用動壓密封

RCP系統的主泵軸封結構形式為動壓密封，在SBO工況下，依靠主泵的動壓密封確保軸封的密封性；而CEPR 的主泵軸封結構形式為靜壓密封+能動式停車密封，在 SBO 工況下，依靠主泵的能動式停車密封確保軸封的密封性。將通過鑒定試驗進行驗證。

4.13 數字化ACP方案

KSC系統的輔助控制盤（ACP）作為電廠的 DCS Level2層KIC的后備監控手段，相對CPR1000和ACPR1000發生了變化。將通過FT/FAT 出廠試驗、系統功能試驗、KIC/ACP切換功能試驗、總體性能試驗和模擬機等進行驗證。

5 結論

華龍一號調試大綱的調試試驗項目設置充分體現了安全重要性、均衡性、復雜性和獨特性，既要覆蓋各個安全重要系統，又要考慮多系統聯調，還要兼顧調試試驗本身較大的風險。目前國內已完成50多臺機組的調試工作，具有豐富的調試經驗。面對華龍一號這一新堆型，我們通過試驗項目選取流程、選取原則、與HAD 103/02附錄Ⅰ對比，以及對新設計特有功能和特性充分驗證等確定了調試試驗程序。試驗結果表明：其完整性和充分性是滿足核安全要求的，能夠確保核電廠安全完成調試工作，達到核電廠設計目的。