VVER-1000堆型一回路水压试验准备与实施

黄 兵

（江苏核电有限公司，江苏 连云港 222042）

VVER-1000堆型一回路水压试验准备与实施

黄 兵

（江苏核电有限公司，江苏 连云港 222042）

描述了VVER-1000机组水压试验过程与步骤，结合上游设计文件、标准规范，通过与田湾一期、国内典型机组的比较，提出了试验验收准则、试验压力和温度要求、控制方法，总结了田湾3号机组初始一回路水压试验的准备与注意事项，对于水压试验程序的编制及试验的执行具有指导作用，可供后续同类型机组的水压试验和调试工作参考。

水压试验；一回路；调试

按照国家核安全局1991年7月27日发布的《核电厂运行安全规定》的要求，核电站在投产商运前应执行一回路水压试验、安全壳压力试验等一系列重要试验。根据ПНАЭГ-7-008-89《核动力装置的设置和设备及管道的安全运行规程》俄罗斯标准中规定，水压试验的压力必须不低于按专门公式计算的计算值，来验证其承压能力。

1 规范要求

1.1 试验目的与验收准则

水压试验的主要目的是：在调试期间水实体的工况下，以高于主系统设计压力的试验压力对反应堆冷却剂系统和有关辅助系统的高压部分进行强度水压试验[3]，以检查主系统的设备、管道的密封和焊接质量，验证其承压运行时的安全性，进而确保从本次试验结束到下次试验实施之前的这段时间里，反应堆一回路系统在正常运行和设计基准事故工况下是安全的，是满足核安全法规的。

水压试验的验收准则是：水压试验回路的管道和设备认为可以承受水压试验，如果：在超过10 min的时间内，压力未低于水压试验压力低限；试验过程中未发现泄漏及爆管现象；试验后无塑性形变。水压试验过程中，管道和设备的温度未低于允许值。水压试验后一回路压力在19.3～19.9 MPa范围内进行查看过程中，发现通过密封面、法兰连接部位有少量的滴漏现象，认为试验是合格的。消缺完成后，该设备的密封性应同一回路密封性一同验证。

1.2 试验周期

根据ПНАЭГ-7-008-89《核动力装置的设置和设备及管道的安全运行规程》俄罗斯标准的要求，周期定义如下: 一回路系统的初始水压试验，按照制造规则应在制造、安装完成后和装料之前进行。在役检查的水压试验，应由营运单位负责进行，以后相邻两次强度水压试验之间的时间间隔不应超过4年。

1.3 压力和温度要求

根据ПНАЭГ-7-008-89《核动力装置的设置和设备及管道的安全运行规程》的规定，液压试验的压力必须不低于按下式确定的值：Ph=KhP[σ]Th/[σ]T，公式中对于设备和管道Kh=1.25，P为在制造企业中试验时的计算压力或安装后和在役检查试验时的工作压力；[σ]Th为在该结构元件的液压试验温度Th时的名义允许应力；[σ]T为在该结构元件的计算温度T时的名义允许应力。但不得大于下述压力，在这种压力下，被试制件中产生的总的膜应力之和及弯曲应力为1.35[σ]Th，而总的及局部膜应力之和及弯曲应力达到1.7[σ]Th（上限）。对于VVER-1000核电机组来说，压力容器的设计压力为17.6 MPa，实际规定最大试验压力不低于24.5 MPa[1]。

根据ПНАЭГ-7-008-89《核动力装置的设置和设备及管道的安全运行规程》以及VVER-1000核电机组工程建设期间冷态功能试验对于试验温度控制的要求，避免系统内温度低于压力边界内设备材料的最高的脆性断裂转变温度，考虑一定的裕度，而且停运主泵后一回路系统存在散热降温问题，确定初始试验冷却剂温度的下限值为100 ℃，试验过程中为了防止一回路上充水温度与一回路冷却剂温差超过限值，还需适当控制温度上限，VVER-1000一回路水压试验温度范围如下：100 ℃＜试验温度＜130 ℃。田湾核电站1期机组SG壳体温度限值为70 ℃，3号机组SG壳体温度限值为93 ℃，与一期机组相比有大幅度提高，为了在水压试验过程中维持此温度，参考俄方新电站的做法，利用金属比热容比冷却剂的比热容大，金属比冷却剂的降温速率慢的特点，将一回路加热至135～145 ℃，由余热导出系统将一回路冷却剂温度降至130 ℃进行试验，使SG壳体在试验过程中处于较高的温度。

2 试验过程与步骤

2.1 试验前的准备

初始水压试验安排在调试的冷态性能试验阶段。主要有以下几方面的准备工作: 试验程序有效性检查、试验边界重新确定、临时设施准备情况、根据压力容器、稳压器、主泵、蒸汽发生器等主设备的脆性转变温度确定水压试验温度、安排试验涉及的重要设备/仪表检修、现场检查前文件准备与试验前提前熟悉现场、落实通信设备、保温层拆装准备工作等。

2.2 试验的主要步骤

（1）一回路充水

按照一回路充水的边界清单做好在线后，用KBB11（12）AP001进行一回路充水、排气。

（2）0.5 MPa水压试验

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

（3）（3.2±0.2）MPa水压试验

启动泵KBA51（52/53）AP001，升高一回路压力到3.0 MPa后稳定压力。

（4）加热一回路到水压试验温度105～130℃

1）降低一回路压力到0.4 MPa；

2）在稳压器中建立氮气垫，并用氮气维持一回路压力约为1.8 MPa；

3）启动主泵加热一回路到水压试验温度。

（5）再次进行（3.2±0.2）MPa压力台阶的水压试验

1）停运加热过程启动的两台主泵，排空稳压器上部的氮气；

2）启动泵KBA51/52AP001继续升高一回路压力；

3）在一回路压力升高到1.96 MPa前，闭锁稳压器安全阀；

4）继续升高一回路压力到3.1 MPa，并稳压。

（6）进行（9.8±0.3）MPa压力台阶的水压试验

利用泵KBA51/52AP001继续升高一回路压力到9.6 MPa，并稳压。

（7）进行（15.7±0.3）MPa压力台阶的水压试验

1）利用泵KBA51/52AP001继续升高一回路压力到15.6 MPa，并稳压；

2）进行不能承受高压的仪表的隔离操作，并报告主控室试验负责人。

（8）进行（17.6±0.4）MPa压力台阶的水压试验

1）利用泵KBA51/52AP001继续升高一回路压力到17.5 MPa，并稳压；

2）平稳转换到由水压试验泵KBA90AP001向一回路供水。

（9）进行（24.5±0.5）MPa压力台阶的水压试验

1）利用水压试验泵KBA90AP001升高一回路压力到24.5 MPa，稳压10 min；

2）降低一回路压力到19.6 MPa。

2.3 压力/温度曲线

图1为水压试验压力/温度曲线。

图1 水压试验压力/温度曲线Fig.1 Hydraulic test pressure/temperature curves

3 与国内典型机组的差别

VVER-1000机组初始水压试验与国内典型二代加M310的机组相比，有以下一些主要不同点。

3.1 试验标准

VVER-1000机组是试验设计局OKB“GIDROPRESS”设计的反应堆装置，采用俄罗斯标准；M310源自法国阿海珐公司的EPR技术，采用法国RCC—M俄罗斯标准。典型的区别为，最高试验压力定义：俄罗斯标准为由专门公式计算得到的计算值，RCC—M标准为1.33倍[2]。俄罗斯标准中，在Ph压力下的保压时间不得少于10 min。在水压试验的保压时间过去后，把压力降低到0.8 Ph，在设备和管道的可达的部位，在检查的时间内，进行观察检查，不用在最高压力下进行[1]。

3.2 升压方式

VVER-1000机组的升压方式同M310机组一样，VVER-1000机组在17.6 MPa压力以下的平台采用上充泵升压，在17.6 MPa压力以上的平台采用水压试验泵升压。田湾一期的水压试验泵KBA90AP001靠调节再循环阀的开度来调节流量。3号机组水压试验泵KBA90AP001的电机安装了变频器，电动阀替换了田湾一期水压试验泵KBA90AP001再循环管线上的手动阀，使水压试验泵的调节操作更方便。VVER-1000机组利用调节上充泵（或水压试验泵）的频率来控制升压速率，M310利用上充下泄功能来控制升压速率。

3.3 稳压器安全阀

在水压试验期间，存在一回路意外卸压的风险，M310机组稳压器安全阀前的隔离阀风险最大，试验期间将隔离阀电磁线圈断电, 安装卡子闭锁隔离阀开启；解除安全阀的保护阀的强制开启信号, 以便当隔离阀意外开启卸压后，保护阀能够关闭，阻止压力进一步下降。VVER-1000机组同M310机组一样，稳压器安全阀风险最大，试验前拆除弹簧式先导阀的电磁加载装置，安装锁紧螺栓将弹簧先导阀闭锁。先导阀闭锁装置生产厂家与田湾一期不一样，若在水压试验时拆除闭锁装置以操作手动阀门，就不需要闭锁装置总钥匙。在水压试验过程中，需关注闭锁稳压器安全阀的可靠性，从管理上采取措施严格控制稳压器安全阀的闭锁。

4 结束语

通过编制专门的试验文件包、水压试验专项计划，建立水压试验专项组，提前做好水压试验的准备工作，以确保水压试验成功实施。水压试验对于VVER-1000机组调试的成功起着关键性的作用，通过对于田湾VVER-1000机组的水压试验的特点分析，对于后续同类型机组的水压试验和调试奠定坚实的基础。

[1] ПНАЭГ-7-008-89核动力装置的设置和设备及管道的安全运行规程[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.压水堆核岛机械设备设计和建造规则[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 俄一回路水压试验及清洗[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

黄 兵（1981—），男，四川资中人，工程师，现从事VVER-1000机组调试工作。