“华龙一号”调试首堆试验研究

刘　勇

“华龙一号”调试首堆试验研究

刘勇

（中国核电工程有限公司，北京 100840）

“华龙一号”调试首堆试验是指针对该型机组采用了新概念设计和具有新设计特性的构筑物、系统和部件（“新”物项）而开展的全新的、唯一的、独特的或特殊的调试试验。基于国内外核电调试有关法规和导则的研究，通过分析风险因素和代价因素并结合良好实践反馈，采用多元化特性评价和试验可执行的再评价，给出“华龙一号”调试首堆试验的选取原则、选取方法及试验清单，并就各项首堆试验的具体内容进行了简要说明。通过调试首堆试验能全面正确地验证“华龙一号”所有“新”物项的性能符合设计要求和有关规定及准则，能为机组后续安全稳定地运行提供有力保障。

“华龙一号”；调试首堆试验；“新”物项；研究

“华龙一号”是在我国30余年核电科研、设计、制造、建设和运行经验的基础上，根据福岛事故经验反馈以及我国和全球最新安全要求，研发的先进百万千瓦级压水堆核电技术。作为中国核电“走出去”的主打品牌，在设计创新方面，“华龙一号”提出了诸如能动和非能动相结合的安全设计理念，采用177个燃料组件的反应堆堆芯等具备新概念设计和具备新设计特性的“新”物项。然而，新物项的引入必将导致调试难度和工作量的增大，特别是对机组调试进度、人力、物力和财力的投入和试验风险等诸多影响。鉴于此，针对这些新物项开展专题的调试试验方案研究势在必行。

1　简介

调试首堆试验是指在调试阶段针对新型核反应堆中采用新概念设计和具有新设计特性的构筑物、系统和部件（统称“新”物项）而开展的全新的、唯一的、独特的或特殊的调试试验。通常只在新型核反应堆首台机组的调试过程中执行，首堆试验结果可用于该堆型后续机组的设计优化、调试、维修和运行等工作。

2　调试首堆试验要求

目前，我国已颁布的核安全法规《核动力厂运行安全规定（2004版）》（HAF103）[1]和核安全导则《核电厂调试程序（1987版）》（HAD103/02）[2]中，对调试首堆试验均未作要求。

2.1　核安全导则的要求

我国核安全导则《核动力厂调试（HAD103/ 02—2004报批版）中规定：调试大纲可包括不同类型的试验，并应区别于其中：（2）新型设备的试验；（3）对一个系列的原型核动力厂进行试验是为了检验新概念的正确性，对于该系列随后的核动力厂的试验则只是验证其符合性。这两条要求是调试首堆试验项目选取的重要依据之一。

2.2　国际原子能机构的要求

在IAEA核安全导则NS-G-2.9规定了应区分不同类型的调试项目，共分为5类。其中第（b）类和第（c）类的定义[3]被应用于核电厂调试首堆项目选取的重要依据。

在IAEA核安全导则SSG-28中规定：如果将要在核电厂中采用首堆试验（全新的、唯一的或独特的）这样的设计特点，应在早期识别为验证其性能而需在核电厂内执行的功能试验，以便在最终的试验设计中适当考虑对这些试验的要求[4]。

2.3　美国核管会的要求

美国核管会（NRC）在2007年3月颁布的管理导则《Initial Test Programs for Water-Cooled Nuclear Power Plants》（RG1.68）中对首堆试验的定义为：根据联邦法规第10章第52部分进行设计的新反应堆的构筑物、系统或部件相关的新设计特点进行的全新的、唯一的或独特的试验。应在DC（标准设计认证）、ML（制造许可证）和COL（联合执照申请）的过程中对首堆试验性能满足《初始试验大纲》（ITP）的要求作早期识别[5]。

2.4　核电厂运行的良好实践

1988年，美国Trojan核电厂发现了稳压器波动管出现预料之外的位移和管道弯曲，经调查是由于设计中未考虑波动管热分层引起的。波动管内反应堆冷却剂的热分层会引起管壁温度的分层，从而在波动管截面上产生弯曲应力和局部热效应，并使波动管产生非预期的位移和支撑荷载[6]。

为此美国核管会在1988年发布的公报（NRC Bulletin No.88-11）要求所有压水堆核电厂（已建、在建和拟建）营运单位对稳压器波动管温度和位移进行监测并确保其完整性[7]。

3　“华龙一号”调试首堆试验选取

3.1　选取原则

首堆试验选取主要考虑以下方面：

（1）法规和导则要求：主要指为验证原型设计和新型设备的试验等；

（2）国家核安全部门的建议和意见；

（3）重大风险因素：试验可能对机组或设备引入较大瞬态导致运行参数的急剧变化，从而导致系统或设备超出运行限值的要求等；

（4）在役机组良好实践反馈；

（5）代价因素：试验执行过程较为复杂，需要额外投入资源并采用专门的工器具等；同时会对调试的工作主线产生较大影响；

（6）工程实践：其他新型核电机组的调试工程实践和经验反馈等。

3.2　选取步骤

首堆试验项目的选取流程通常包括以下步骤。

（1）核电厂新概念设计和新设计特性物项的梳理和归类

根据核电厂设计特点和相关设计文件，筛选出所有采用了新概念设计和具有新设计特性的物项，并按设计的复杂程度和设计理念类型进行分类和同类项合并。

（2）物项的配置分解和性能分析

对采用了新概念设计和具有新设计特性的物项逐一进行配置分解和性能分析。具体方法是先对物项的配置进行分解，再基于分解的设备和部件进行性能分析，包括正常运行工况和事故运行工况下应具备的性能、与上下游系统的接口等。

（3）调试试验项目和内容的确定

根据物项配置分解和功能分析的结论，确定该物项应执行的调试试验项目和内容、拟定的试验执行窗口、试验验收准则等。

（4）多元化特性评价

首堆试验特性评价是一项综合性的多元化评价，其依据首堆试验选取原则开展。

通过多元化特性评价，能从物项的所有调试试验项目中筛选出初步的调试首堆试验项目，其他试验则为标准调试试验项目，即需要在每台机组上执行。

（5）可执行的再评价

在初步的调试首堆试验项目的基础上，还需预判各首堆试验项目现场试验的可执行性或需制定合理可行的替代方案。

当预判到试验所需的先决条件在现场调试时无法实现或无法模拟时，则可考虑通过台架试验、出厂试验及相关的理论计算予以替代和验证。但必须首先分析台架试验、出厂试验与调试试验的一致性和符合性，特别是试验对象、试验目的和内容及试验验收准则等，并同时确保理论计算假设的保守性和计算方法的正确性。

3.3　选取流程

通过上述的选取原则和选取步骤，总结得出“华龙一号”调试首堆试验选取流程，如图1所示。

图1　调试首堆试验选取流程

3.4　首堆试验项目

按照调试首堆试验项目选取原则和流程，结合“华龙一号”所采用的新设计理念和具有新设计特性的构筑物、系统和部件，研究得出“华龙一号”调试首堆试验项目，如表1所示。

表1 “华龙一号”调试首堆试验项目

续表

首堆试验项目对应的新物项选取原则 堆内构件流致振动试验新概念设计：反应堆177个燃料组件的新设计堆芯1. 法规和导则要求；2. 国家核安全部门的建议和意见；3. 重大风险因素；4. 代价因素 波动管温度及位移监测试验新设计特性：稳压器波动管采用新的布置方案1. 法规和导则要求；2. 良好实践反馈；3. 代价因素 二次侧非能动余热排出系统（PRS）换热能力验证试验新概念设计：新增二次侧非能动余热排出系统（PRS）1. 法规和导则要求；2. 重大风险因素 反应堆冷却剂系统自然循环载热试验新概念设计和新设计特性：反应堆177个燃料组件的新设计堆芯，新型号蒸汽发生器，新的主回路布置方案1. 法规和导则要求；2. 国家核安全部门的建议和意见；3. 重大风险因素；4. 工程实践

4　“华龙一号”调试首堆试验说明

4.1　快速冷却功能验证试验

快速冷却功能是一项全新的设计，在事故工况下，由安注信号触发大气排放阀开启，对反应堆冷却剂系统实施快速冷却，确保中压安注尽快注入。快速冷却功能需要满足单一故障准则要求，即在事故发生阶段，即使1台大气排放阀失效，剩余2台阀门仍可自动调节。试验工况考虑正常工况与单一故障工况，单一故障工况的验证可以包络正常工况，因此试验隔离1台蒸汽发生器，模拟单一故障即可。

在机组处于热态性能试验期间，大气排放阀在接收到快速冷却触发信号后，由函数发生器自动调节的大气排放阀执行快速冷却功能，根据快速冷却公式［见公式（1）］将大气排放阀压力整定值从7.85 MPa逐渐降低到4.5 MPa。

式中：——常数；

Grad——二回路降温速率；

Δ——两循环之间的时间步长；

——二次侧压力；

——二回路平均温度；

setpoint()——时刻大气排放阀整定值。

触发快速冷却后，从蒸汽压力通过由函数发生器自动调节的大气排放阀控制开始到达目标压力这段时间内，二回路蒸汽压力值实测曲线与大气排放阀整定压力曲线的偏差在设计允许的范围之内。

4.2　堆内构件流致振动试验

在机组处于热态性能试验期间，通过安装在吊篮组件、控制棒导向筒组件、上支撑柱、堆内测量导向组件和下部二次支撑及流量分配组件上的应变计（32个）、加速度计（16个）和压力传感器（3个）来测量额定运行工况、主泵启动和惰转瞬态工况下的堆内构件在反应堆冷却剂流动激励下的振动响应。在正常运行工况下进行240 h耐振考验试验。流致振动试验数据测量采集系统包括传感器、动态应变仪、数据采集分析系统和存储介质，如图2所示。

图2　数据测量采集系统

对测量结果和分析预计值做比较，如果测量值在预计值的范围之内则可以接受；如果测量值超过分析结果的振动预计值，应分析原因，评价其对堆内构件完整性的影响。

4.3　波动管温度及位移监测试验

在机组处于热态性能试验期间，以充水完成关闭稳压器人孔作为试验监测记录数据的开始时间，通过安装在稳压器波动管管壁外侧的温度传感器（65个）和位移传感器（8个），按照每隔1秒的频度记录相应测点的温度和位移数据。同时记录稳压器压力和水位、反应堆冷却剂系统环路流量和温度、上充和下泄流量。试验完成后将记录的数据发至设计院进行评估是否满足设计要求。

4.4　二次侧非能动余热排出系统换热能力验证试验

在机组处于热态性能试验期间手动启动PRS系统，通过测量PRS系统换热能力计算所需参数，以此验证PRS系统的换热能力。

当三台反应堆冷却剂泵处于运行状态，稳压器液位控制在50%左右，压力自动控制在15.5 MPa，二次侧压力通过大气排放系统控制在7.6 MPa时，首先闭锁PRS系统、辅助给水系统和安全注入系统的启动信号；然后关闭辅助给水系统的调节阀并手动开启PRS系统的凝水隔离阀；最后连续监视一、二回路压力、温度以及蒸汽发生器的液位变化。

当稳压器液位低于10%量程或热段平均温度低于270 ℃时停运PRS系统。试验选取PRS应急余热排出冷却器的传热功率作为验收准则。运行稳定后，通过测量得到的PRS应急余热排出冷却器的传热功率应高于理论计算值。

4.5　反应堆冷却剂系统自然循环载热试验

自然循环载热试验是为了验证堆芯衰变热（用3%满功率模拟）能够通过反应堆冷却剂系统自然循环（反应堆冷却剂泵停运）由蒸汽发生器导出。

首先将堆功率维持在3%满功率平台稳定运行半小时以上。然后手动停运反应堆冷却剂泵，并维持反应堆入口温度、堆功率和稳压器及蒸汽发生器水位，进行相关参数的记录。最后利用测得的反应堆压力容器进、出口冷却剂温度和根据热平衡试验方法计算得到的蒸汽发生器带走的热量来计算出自然循环流量。

试验目的是验证能够通过反应堆冷却剂系统自然循环持续稳定地带走一回路热量，反应堆压力容器出口温度过冷度变化趋势、反应堆压力容器进出口温差变化趋势、堆芯出口温度过冷度变化趋势均能够收敛。

5　结论

本文以“华龙一号”新概念设计和具有新设计特性的物项为基础，依据调试相关法规和导则的要求以及我国核安全部门的意见和建议，研究风险因素、代价因素并结合良好实践反馈，采用多元化特性评价和试验可执行的再评价确定了“华龙一号”调试首堆试验项目，并对每项首堆试验进行了简要说明。

“华龙一号”调试首堆试验项目已通过国家核安全监管部门的审评和批准，并顺利在“华龙一号”首台机组的调试期间执行。调试首堆试验的完成能全面地、有效地、正确地验证“华龙一号”新概念设计和具有新设计特性的物项性能符合设计要求和有关规定和准则，从而为机组安全稳定的运行提供有力保障。

［1］ 国家核安全局．核动力厂运行安全规定：HAF103［S］．北京，2004．

［2］ 国家核安全局．核电厂调试程序：HAF103/02［S］．北京，1987．

［3］ NS-G-2.9 Commissioning for Nuclear Power Plants［S］. Vienna：IAEA，2003．

［4］ SSG-28 Commissioning for Nuclear Power Plants［S］. Vienna：IAEA，2014．

［5］ RG 1.68 Initial test programs for water-cooled Nuclear Power Plants［S］．Washington，D C：NRC，2007．

［6］ 李澍，曹小伟．压水堆稳压器波动管热分层的分析研究［J］．核动力工程，2009，30（6）：31-34．

［7］ Bulletin 88-11 Pressurizer surge line thermal stratification［EB］．Washington，D C：NRC，2012．

Research on First Plant Only Test of HPR1000

LIU Yong

（China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Beijing 100840，China）

First Plant Only Tests of HPR1000（FPOT）are defined as new，unique，particular，or special commissioning tests for new concepts design and new design features（New items）associated with structures，systems，and components．Based on the regulations and requirements of nuclear commissioning guides，the FPOT selection principle，selection process，selection flow and each FPOT description are given by using the pluralistic characteristic appraisements and executable appraisements，considering the test risk factor，test cost factor and operation favorable feedback focus on HPR1000.The FPOT could validate integrally and accurately that the functions of all the new items own by HPR1000 are consistent with the design principles and criteria，which will laid a solid foundation for unit safety operation and steady operation．

HPR1000；FPOT；New items；Research

TL374

A

0258-0918（2021）03-0447-05

2021-02-08

刘勇（1983—），男，湖北武汉人，高级工程师，硕士研究生，现主要从事核电厂调试和运行方面研究