“華龍一號”調(diào)試階段劃分及調(diào)試項(xiàng)目設(shè)計(jì)

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(中國核電工程有限公司，北京 100840)

“華龍一號”是由中核集團(tuán)和中廣核集團(tuán)在我國三十余年核電科研、設(shè)計(jì)、制造、建設(shè)和運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)的基礎(chǔ)上，根據(jù)日本福島核事故經(jīng)驗(yàn)反饋以及最新核安全法規(guī)要求，研發(fā)的具有完全自主知識產(chǎn)權(quán)的、中國的三代百萬千瓦級壓水堆核電技術(shù)。采用“華龍一號”核電技術(shù)的福建福清核電廠5號機(jī)組于2015年5月開工建設(shè)，2019年步入調(diào)試高峰期。

調(diào)試是核電廠投產(chǎn)前的一個重要工程階段，其承接了核電廠的建造和運(yùn)行兩大階段[1]。調(diào)試階段的主要目的是將核電廠已安裝的部件和系統(tǒng)投入運(yùn)行并進(jìn)行性能驗(yàn)證，以確認(rèn)是否符合設(shè)計(jì)要求和滿足性能標(biāo)準(zhǔn)，包括非核試驗(yàn)和帶核試驗(yàn)兩大階段。對調(diào)試整個過程進(jìn)行階段性劃分，其數(shù)目和規(guī)模取決于安全要求以及技術(shù)和管理要求[2]。對調(diào)試過程進(jìn)行階段劃分的目的是指明在每個階段內(nèi)預(yù)期要完成的一系列試驗(yàn)，并確定在繼續(xù)下一階段試驗(yàn)前必須完成試驗(yàn)結(jié)果審查的“審查點(diǎn)”。在完成對前階段調(diào)試試驗(yàn)結(jié)果的評價(jià)和監(jiān)查，并確認(rèn)已實(shí)現(xiàn)了全部目標(biāo)和滿足了全部核安全管理要求之后，才允許進(jìn)行下一階段的調(diào)試試驗(yàn)工作。

本文首先分析國內(nèi)外最新法規(guī)、標(biāo)準(zhǔn)要求中有關(guān)調(diào)試階段劃分的規(guī)定和總體性要求，再針對“華龍一號”首堆示范工程(福建福清核電廠5號機(jī)組)的設(shè)計(jì)特點(diǎn)和重大改進(jìn)項(xiàng)展開分析和研究，并結(jié)合國內(nèi)其他三代核電機(jī)組對調(diào)試階段劃分的經(jīng)驗(yàn)，設(shè)計(jì)得出適用于“華龍一號”核電機(jī)組的調(diào)試階段以及各階段的重要試驗(yàn)內(nèi)容，從而為“華龍一號”核電廠調(diào)試工作安全、高效、有序地開展和后期安全穩(wěn)定運(yùn)行提供有力的保障。

1 導(dǎo)則和標(biāo)準(zhǔn)

對于調(diào)試階段的定義和劃分，主要在以下導(dǎo)則和標(biāo)準(zhǔn)中進(jìn)行了規(guī)定和說明：

1)《核電廠調(diào)試程序》(HAD103/02，1987版)；

2)《Commissioning for Nuclear Power Plants 》(NS-G-2.9，2003)；

3)《Initial Test Programs for Water-cooled Nuclear Power Plants》(RG 1.68，2007)；

4)《壓水堆核電廠調(diào)試大綱編寫規(guī)范》(NB/T 20239，2013)。

1.1 國內(nèi)導(dǎo)則

我國核安全導(dǎo)則《核電廠調(diào)試程序》(HAD103/02，1987版)規(guī)定了調(diào)試階段劃分的有關(guān)要求。該導(dǎo)則是指導(dǎo)性文件，其中明確規(guī)定應(yīng)合理地、循序地進(jìn)行調(diào)試工作，并必須自始自終確保安全。其目的在于驗(yàn)證構(gòu)筑物、系統(tǒng)、部件及其儀表是否正確安裝，因此首先應(yīng)驗(yàn)收已安裝好的部件，其次進(jìn)行各個單獨(dú)系統(tǒng)的試驗(yàn)，然后進(jìn)行整個系統(tǒng)的試驗(yàn)，直到最終證明整個核電廠能安全運(yùn)行。HAD103/02(1987版)中將整個調(diào)試過程劃分為A、B、C三個階段：A階段：預(yù)運(yùn)行試驗(yàn)；B階段：裝料、初始臨界和低功率試驗(yàn)；C階段：功率試驗(yàn)。

1.2 國外導(dǎo)則

國外針對核電廠調(diào)試階段劃分提出要求的導(dǎo)則主要有IAEA的NS-G-2.9和美國核管會的RG1.68。其中：

(1)《Commissioning for Nuclear Power Plants》(NS-G-2.9，2003)

在該導(dǎo)則中，對于調(diào)試階段的劃分和要求有：核動力廠的調(diào)試應(yīng)分階段進(jìn)行。該導(dǎo)則將調(diào)試過程分為四個階段：運(yùn)行前試驗(yàn)(冷態(tài)性能試驗(yàn)；熱態(tài)性能試驗(yàn))；裝料和臨界前試驗(yàn)；初始臨界和低功率試驗(yàn)；功率試驗(yàn)。

《Commissioning for Nuclear Power Plants》(NS-G-2.9，2003)與《核動力廠調(diào)試》(HAD103/02，1987版)的內(nèi)容基本一致，對于調(diào)試過程的階段劃分以及各階段的試驗(yàn)內(nèi)容也基本保持一致。

(2)《Initial Test Programs for Water-cooled Nuclear Power Plants》(RG 1.68，2007)

該導(dǎo)則將調(diào)試過程主要分為五個階段：運(yùn)行前試驗(yàn)；首次裝料和次臨界試驗(yàn)；初始臨界試驗(yàn)；低功率試驗(yàn)；功率提升試驗(yàn)。

1.3 標(biāo)準(zhǔn)

我國能源行業(yè)標(biāo)準(zhǔn)《壓水堆核電廠調(diào)試大綱編寫規(guī)范》(NB/T 20239-2013)對調(diào)試階段劃分進(jìn)行了描述。依次分為下述三個大的調(diào)試階段：A階段：預(yù)運(yùn)行試驗(yàn)；B階段：裝料、初始試驗(yàn)和低功率試驗(yàn)；C階段：功率試驗(yàn)。

2 其他核電機(jī)組調(diào)試階段劃分

2.1 三代引進(jìn)核電機(jī)組調(diào)試階段劃分

目前，我國通過技術(shù)引進(jìn)的三代壓水堆核電站主要有歐洲的EPR核電機(jī)組和美國的AP1000核電機(jī)組，并在國內(nèi)均有工程建設(shè)經(jīng)驗(yàn)(分別為臺山核電廠1、2號機(jī)組,三門和海陽核電一期工程1、2號機(jī)組)。針對這兩型核電機(jī)組進(jìn)行調(diào)試階段劃分以及各調(diào)試階段主要試驗(yàn)內(nèi)容的分析和研究，通過橫向?qū)Ρ龋瑢Α叭A龍一號”核電機(jī)組的調(diào)試階段劃分和各階段試驗(yàn)內(nèi)容的制定有一定借鑒意義。

(1)AP1000核電機(jī)組調(diào)試階段劃分

三門和海陽核電一期工程1、2號機(jī)組采用美國西屋電氣公司的AP1000型反應(yīng)堆，為單堆布置，設(shè)計(jì)反應(yīng)堆熱功率水平為3 400 MW，電功率為1 251 MW[3]。調(diào)試階段劃分為：預(yù)運(yùn)行試驗(yàn)階段(A階段)；啟動試驗(yàn)階段(B階段和C階段)；性能試驗(yàn)和示范運(yùn)行(D階段)。

(2)EPR核電機(jī)組調(diào)試階段劃分

臺山核電廠1、2號機(jī)組采用歐洲壓水堆技術(shù)(簡稱EPR)，為單堆布置，在核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)的保證出力為4 616MW(熱功率)時，汽輪發(fā)電機(jī)的最大連續(xù)電氣出力為1 750 MW[4]。其調(diào)試階段劃分為：預(yù)運(yùn)行試驗(yàn)階段；初始啟動試驗(yàn)階段。

2.2 M310核電機(jī)組調(diào)試階段劃分

目前我國絕大部分在役的二代核電廠均源自法國的M310核電堆型，通過研究該堆型對調(diào)試階段劃分的要求將為“華龍一號”調(diào)試階段劃分的設(shè)計(jì)提供參考。

M310核電機(jī)組將整個調(diào)試過程根據(jù)機(jī)組是否帶核運(yùn)行分為預(yù)運(yùn)行試驗(yàn)階段和初始啟動試驗(yàn)階段。概括為：階段Ⅰ：初步試驗(yàn)；階段Ⅱ：功能試驗(yàn)；階段Ⅲ：初始啟動與核功率提升試驗(yàn)。

3 “華龍一號”調(diào)試階段劃分

3.1 “華龍一號”主要技術(shù)特點(diǎn)

福清核電5號機(jī)組示范工程以中核集團(tuán)CP1000技術(shù)方案為基礎(chǔ)，充分借鑒吸收三代核電技術(shù)的先進(jìn)設(shè)計(jì)理念和我國現(xiàn)有壓水堆核電廠設(shè)計(jì)、建造、調(diào)試、運(yùn)行的經(jīng)驗(yàn)，以及利用近年來核電發(fā)展及研究領(lǐng)域的成果。主要的技術(shù)特點(diǎn)有：堆芯采用177組燃料組件；采用單堆布置方案；采用雙層安全殼并增大安全殼自由容積；設(shè)置能動與非能動相結(jié)合的堆腔注水冷卻系統(tǒng)；設(shè)置非能動安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)；設(shè)置穩(wěn)壓器快速卸壓系統(tǒng)；設(shè)置壓力容器高位排氣系統(tǒng)；電廠平均可利用率大于等于90%；核島抗震設(shè)計(jì)輸入采用地面最大加速度0.3g；采用抗商用大飛機(jī)撞擊設(shè)計(jì)等[5]。

3.2 “華龍一號”調(diào)試主階段和子階段

根據(jù)國內(nèi)外導(dǎo)則和標(biāo)準(zhǔn)對調(diào)試階段劃分的定義和要求，結(jié)合“華龍一號”核電機(jī)組的技術(shù)特點(diǎn)，同時吸收國內(nèi)三代在建電廠和二代在役電廠對于調(diào)試階段劃分的工程經(jīng)驗(yàn)，將“華龍一號”調(diào)試主階段和子階段劃分為：預(yù)運(yùn)行試驗(yàn)階段(A階段)；階段(B階段)；功率試驗(yàn)(C階段)。

“華龍一號”調(diào)試階段的劃分基本上按照我國核安全導(dǎo)則《核電廠調(diào)試程序》(HAD103/02，1987版)的要求進(jìn)行設(shè)計(jì)。其中各主階段、子階段以及核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)的主要參數(shù)如圖1所示。

3.3 “華龍一號”各調(diào)試階段的主要試驗(yàn)內(nèi)容

基于“華龍一號”核電機(jī)組的技術(shù)特點(diǎn)，結(jié)合國內(nèi)三代在建核電廠和二代在役核電廠各調(diào)試階段的調(diào)試試驗(yàn)內(nèi)容，列舉了“華龍一號”各調(diào)試主階段和子階段的重要調(diào)試項(xiàng)目，如表1所示。

圖1 “華龍一號”調(diào)試階段劃分Fig.1 HPR1000 commissioning stages

調(diào)試主階段調(diào)試子階段重要調(diào)試項(xiàng)目預(yù)運(yùn)行試驗(yàn)階段(A階段)初步試驗(yàn)(A0子階段)單個設(shè)備、系統(tǒng)的初步試驗(yàn):?系統(tǒng)的充水、沖洗、打壓和初次啟動試驗(yàn);?核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)聯(lián)合沖洗(NCC)等冷態(tài)性能試驗(yàn)(A1子階段)主要進(jìn)行反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的水壓試驗(yàn)和相關(guān)系統(tǒng)的冷態(tài)功能試驗(yàn):?反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的水壓試驗(yàn);?一回路水化學(xué)調(diào)整;?一、二回路主、輔系統(tǒng)和主要設(shè)備冷態(tài)功能試驗(yàn);?環(huán)形空間通風(fēng)系統(tǒng)性能試驗(yàn);?非能動安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)性能試驗(yàn);安全殼整體強(qiáng)度與密封性試驗(yàn)等熱態(tài)性能試驗(yàn)(A2子階段)模擬核電廠實(shí)際運(yùn)行工況條件下,驗(yàn)證系統(tǒng)的熱態(tài)功能是否與設(shè)計(jì)規(guī)定要求相一致,驗(yàn)證系統(tǒng)、設(shè)備在高溫運(yùn)行時的可靠性,同時對設(shè)備、管道內(nèi)壁在高溫下進(jìn)行鈍化。主要內(nèi)容有:?從冷停堆直到熱停堆的全部壓力和溫度范圍內(nèi),核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)部件和功能組件的全部熱態(tài)性能試驗(yàn);?對堆內(nèi)構(gòu)件和反應(yīng)堆冷卻劑泵等主要部件進(jìn)行可靠性考核,確認(rèn)部件、設(shè)備和系統(tǒng)的性能滿足設(shè)計(jì)要求;?一回路快速冷卻性能試驗(yàn);?對廠房、系統(tǒng)和設(shè)備進(jìn)行核級清潔等首次裝料、初始臨界和低功率試驗(yàn)階段(B階段)首次裝料試驗(yàn)階段(B1子階段)?堆芯核燃料首次裝料;?一回路硼濃度監(jiān)測和控制;?熱停堆狀態(tài)下的試驗(yàn):包括控制棒驅(qū)動機(jī)構(gòu)檢查、落棒時間、棒控棒位指示、中子通量的電氣和機(jī)械檢查、穩(wěn)壓器噴淋檢查、保護(hù)通道檢查和調(diào)整等初始臨界試驗(yàn)階段(B2子階段)?核儀表保護(hù)定值;?首次臨界試驗(yàn)等低功率試驗(yàn)階段(B3子階段)?低功率試驗(yàn)用于確認(rèn)反應(yīng)堆在正確的狀態(tài),可在更高功率水平運(yùn)行。典型的試驗(yàn)項(xiàng)目有:?“零功率”物理試驗(yàn);?核島廠房輻射場測量;?核島輻射場測量等功率試驗(yàn)(C階段)功率提升試驗(yàn)(C1子階段)在設(shè)定的功率臺階進(jìn)行穩(wěn)態(tài)和瞬態(tài)試驗(yàn),以驗(yàn)證反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和堆芯的水力、熱工和物理性能參數(shù)是否符合設(shè)計(jì)值,同時分析控制系統(tǒng)的響應(yīng)時間以證明通道的正常運(yùn)行能力和整定值正確性,并根據(jù)初步試驗(yàn)結(jié)果作一定調(diào)整。典型的功率平臺包括:10%、25%、30%、50%、75%、87%滿功率試驗(yàn)(C2子階段)機(jī)組滿功率工況下應(yīng)執(zhí)行的主要試驗(yàn)項(xiàng)目有:?熱平衡測量試驗(yàn);?根據(jù)熱平衡計(jì)算冷卻劑流量;?10%負(fù)荷階躍和5%/分鐘線性(負(fù)向)變化試驗(yàn);?功率分布測量;?停汽輪機(jī)不停堆試驗(yàn);?甩負(fù)荷孤島運(yùn)行試驗(yàn);?緊急停堆試驗(yàn);?反應(yīng)堆冷卻劑流量惰走試驗(yàn);?蒸汽發(fā)生器額定熱功率輸出試驗(yàn);?核島廠用電負(fù)荷測量;?蒸汽發(fā)生器蒸汽中含濕量測量;?汽輪發(fā)電機(jī)組熱力性能試驗(yàn);?滿功率堆芯穩(wěn)態(tài)性能試驗(yàn);?機(jī)組連續(xù)穩(wěn)定運(yùn)行驗(yàn)收試驗(yàn)

4 結(jié)束語

調(diào)試工作的目的是驗(yàn)證核電廠已安裝的部件和系統(tǒng)的性能，并確認(rèn)其性能符合設(shè)計(jì)要求和滿足性能標(biāo)準(zhǔn)。按照最新核安全法規(guī)的要求，核電廠調(diào)試工作的整個過程應(yīng)進(jìn)行階段性劃分，其數(shù)目和規(guī)模取決于安全要求以及技術(shù)和管理要求。通過研究國內(nèi)外核安全導(dǎo)則和我國能源行業(yè)標(biāo)準(zhǔn)中有關(guān)調(diào)試階段劃分的規(guī)定，結(jié)合三代引進(jìn)核電機(jī)組和在役核電機(jī)組的調(diào)試工作經(jīng)驗(yàn)反饋，分析“華龍一號”的設(shè)計(jì)特點(diǎn)和重大改進(jìn)項(xiàng)，設(shè)計(jì)得出適用于“華龍一號”的、合理可行的調(diào)試主階段和子階段，并按照安全以及技術(shù)和管理要求設(shè)計(jì)得出各主要階段和子階段的重要調(diào)試試驗(yàn)項(xiàng)目。嚴(yán)格按照階段劃分的要求分階段逐步開展調(diào)試試驗(yàn)，可確保“華龍一號”調(diào)試工作高效、有序地開展，從而為“華龍一號”安全穩(wěn)定地運(yùn)行提供有力保障。