朱 偉，侯秦脈，蔡 寧

（生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心，北京 100082）

核電廠在機(jī)組投入商業(yè)運(yùn)行前，一方面，需要對構(gòu)筑物、系統(tǒng)和設(shè)備進(jìn)行調(diào)試試驗，全面檢驗設(shè)計、設(shè)備制造、建造及安裝質(zhì)量，驗證構(gòu)筑物、系統(tǒng)及設(shè)備性能達(dá)到設(shè)計要求，證明機(jī)組能夠在設(shè)計的運(yùn)行工況下安全運(yùn)行。另一方面，需要對系統(tǒng)及設(shè)備進(jìn)行運(yùn)行考驗，暴露并消除缺陷，提高核電廠運(yùn)行的安全可靠性，收集試驗數(shù)據(jù)并提供運(yùn)行及事故分析資料，驗證正常運(yùn)行程序和事故處理程序的適宜性，使運(yùn)行人員熟悉機(jī)組的系統(tǒng)、設(shè)備和運(yùn)行。

某核電機(jī)組采用具有自主知識產(chǎn)權(quán)的“華龍一號”三代技術(shù)。對于全新的堆型，調(diào)試大綱中調(diào)試試驗項目的完整性對確認(rèn)核電廠是否滿足設(shè)計要求起著至關(guān)重要的作用，同時也是保證核安全監(jiān)管職責(zé)落實的關(guān)鍵。鑒于此，有必要探討一下針對調(diào)試大綱中試驗項目完整性所開展的研究。

1 調(diào)試相關(guān)法規(guī)要求

1.1 國內(nèi)法規(guī)導(dǎo)則

根據(jù)《中華人民共和國核安全法》第26條的規(guī)定，“核設(shè)施建造完成后應(yīng)當(dāng)進(jìn)行調(diào)試，驗證其是否滿足設(shè)計的核安全要求”；HAF103《核動力廠運(yùn)行安全規(guī)定》4.1 規(guī)定，“調(diào)試大綱必須能保證提供建造的設(shè)施已滿足設(shè)計要求并符合安全要求的證據(jù)”；4.6規(guī)定，“營運(yùn)單位必須保證調(diào)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(shè)計要求以及因此能夠根據(jù)運(yùn)行限值和條件運(yùn)行”。這些安全法規(guī)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(diào)試程序》規(guī)定了試驗程序的內(nèi)容，附錄Ⅰ提供了調(diào)試試驗的詳細(xì)項目［3］。

1.2 國際法規(guī)導(dǎo)則

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

IAEA2014年的安全導(dǎo)則SSG-28是對NS-G-2.9的修訂，技術(shù)內(nèi)容基本保持不變，但在必要處進(jìn)行了更新完善；增加了來自其他IAEA標(biāo)準(zhǔn)和導(dǎo)則的開發(fā)以及近期調(diào)試方面的經(jīng)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(nèi)容，2007年第三版規(guī)定了全新試驗（FOAK），F(xiàn)OAK試驗被定義為新的、獨(dú)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(tǒng)的設(shè)計功能，首先分析系統(tǒng)功能的安全分級和應(yīng)對工況，然后確定試驗類型（真實試驗、包絡(luò)試驗或轉(zhuǎn)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(diào)試、調(diào)試試驗），從而確定在功能方面需要設(shè)置的調(diào)試試驗項目。

對物項驗證的完整性分析主要是基于系統(tǒng)物項清單：首先確認(rèn)物項執(zhí)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(diào)試試驗項目。接著將功能和物項的項目與工程經(jīng)驗和法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)進(jìn)行對比分析，確定最終的調(diào)試試驗項目。試驗項目確定之后，在系統(tǒng)調(diào)試大綱設(shè)計過程中還要進(jìn)行歸并處理、邏輯分析、準(zhǔn)則計算，最終確定系統(tǒng)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(diào)試項目清單內(nèi)的試驗程序都是通過區(qū)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(diào)試重點(diǎn)要求。帶安全準(zhǔn)則的試驗程序、核級設(shè)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(yīng)性控制、余熱導(dǎo)出和放射性物質(zhì)包容三大控制要素相關(guān)的試驗程序等應(yīng)當(dāng)被優(yōu)先選取。

經(jīng)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(tǒng)與設(shè)備的試驗。

要素2，涉及堆芯核安全的“反應(yīng)性：次臨界控制系統(tǒng)；冷卻：余熱排出+一回路水裝量+二回路水裝量系統(tǒng)；屏蔽：二次側(cè)（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(huán)境控制：三廢排放系統(tǒng)、電廠輻射監(jiān)測系統(tǒng)、安全殼內(nèi)大氣監(jiān)測系統(tǒng)、安全殼過濾排放系統(tǒng)試驗。

要素6，通風(fēng)、消防試驗。

要素7，供電系統(tǒng)、電源切換試驗。

要素8，性能試驗。

要素9，瞬態(tài)試驗。

要素10，汽輪發(fā)電機(jī)主機(jī)試驗。

要素11，化學(xué)監(jiān)督試驗。

3 選取原則與HAD 103/02的一致性

HAD 103/02附錄Ⅰ調(diào)試試驗的詳細(xì)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(jìn)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(nèi)容要求，可以說2.2節(jié)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(xù)表

4 新概念和新設(shè)計特性的驗證

具有自主知識產(chǎn)權(quán)的我國三代核電技術(shù)“華龍一號”，為改進(jìn)型設(shè)計壓水堆，新概念和新設(shè)計特性需要經(jīng)過調(diào)試試驗進(jìn)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(shè)計的特性，下面就其驗證方式進(jìn)行說明。

4.1 堆內(nèi)構(gòu)件設(shè)計

RCP系統(tǒng)堆內(nèi)構(gòu)件相對CPR1000上支承柱和控制棒導(dǎo)向筒組件等有變化。將通過縮比模型試驗、堆內(nèi)構(gòu)件流致振動力學(xué)分析和堆內(nèi)構(gòu)件流致振動實測試驗（首堆試驗）進(jìn)行驗證。

4.2 穩(wěn)壓器波動管設(shè)計及布置

RCP系統(tǒng)穩(wěn)壓器波動管相對CPR1000和CEPR的設(shè)計和布置有變化。將通過穩(wěn)壓器波動管力學(xué)分析和穩(wěn)壓器波動管熱分層評價試驗（首堆試驗）進(jìn)行驗證。

4.3 一回路整體設(shè)計特性

RCP系統(tǒng)一回路整體設(shè)計和蒸發(fā)器等設(shè)備相對CPR1000和CEPR發(fā)生了變化。將通過模擬計算分析和自然循環(huán)試驗（首堆試驗）進(jìn)行驗證。

4.4 二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng) （ASP） 的系統(tǒng)設(shè)計特性

ASP系統(tǒng)設(shè)計及容量相對CPR1000和CEPR發(fā)生了變化。將通過臺架試驗、模擬計算分析和二次側(cè)非能動余熱排出熱態(tài)功能試驗（首堆試驗）進(jìn)行驗證。

4.5 中壓快速冷卻功能

VDA系統(tǒng)中壓快速冷卻功能相對CPR1000為新設(shè)計，中壓快速冷卻功能與CEPR在環(huán)路設(shè)計等方面存在差異。將通過模擬計算、設(shè)備單體試驗（標(biāo)準(zhǔn)試驗）和中壓快速冷卻試驗（首堆試驗）進(jìn)行驗證。

4.6 能動堆坑注水功能

EHR系統(tǒng)堆坑注水功能與CPR1000和CEPR存在設(shè)計理念和功能的不同。將通過設(shè)備單體試驗（標(biāo)準(zhǔn)試驗）和系統(tǒng)功能試驗（標(biāo)準(zhǔn)試驗）進(jìn)行驗證。

4.7 非能動堆坑注水功能

EHR系統(tǒng)IVR 功能與CPR1000和CEPR的設(shè)計理念和功能不同。將通過設(shè)備單體試驗（標(biāo)準(zhǔn)試驗）和系統(tǒng)功能試驗（標(biāo)準(zhǔn)試驗）進(jìn)行驗證。

4.8 多樣化熱阱

ECS系統(tǒng)工藝設(shè)計相對CEPR發(fā)生了變化。將通過設(shè)備單體試驗（標(biāo)準(zhǔn)試驗）和系統(tǒng)功能試驗（標(biāo)準(zhǔn)試驗）進(jìn)行驗證。

4.9 氫復(fù)合消氫功能

EUH系統(tǒng)氫復(fù)合器容量和布置相對CPR1000發(fā)生了變化。將通過設(shè)備單體試驗（標(biāo)準(zhǔn)試驗）進(jìn)行驗證。

4.10 RBS系統(tǒng)單列容量差異

RBS系統(tǒng)為獨(dú)立的3列，每列連接至相應(yīng)的RCP系統(tǒng)主道冷段DBC2-4工況下，每列容量為 100%；而CEPR的RBS 系統(tǒng)為獨(dú)立的2列，每列連接至2個RCP系統(tǒng)主管道冷段，在DBC2-4工況下每列容量為100%。將通過標(biāo)準(zhǔn)試驗進(jìn)行驗證。

4.11 ASG 系統(tǒng)單列容量差異

ASG 系統(tǒng)為獨(dú)立的3列配置方案，每列均連接至1個蒸汽發(fā)生器，在FLB工況下其每列應(yīng)急給水泵的容量為100%；而CEPR的ASG 系統(tǒng)為獨(dú)立的4列配置方案，每列均連接至1個蒸汽發(fā)生器，在 FLB 工況下其每列應(yīng)急給水泵的容量為50%。將通過標(biāo)準(zhǔn)試驗進(jìn)行驗證。

4.12 主泵采用動壓密封

RCP系統(tǒng)的主泵軸封結(jié)構(gòu)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(jié)構(gòu)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(jìn)行驗證。

4.13 數(shù)字化ACP方案

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

5 結(jié)論

華龍一號調(diào)試大綱的調(diào)試試驗項目設(shè)置充分體現(xiàn)了安全重要性、均衡性、復(fù)雜性和獨(dú)特性，既要覆蓋各個安全重要系統(tǒng)，又要考慮多系統(tǒng)聯(lián)調(diào)，還要兼顧調(diào)試試驗本身較大的風(fēng)險。目前國內(nèi)已完成50多臺機(jī)組的調(diào)試工作，具有豐富的調(diào)試經(jīng)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(shè)計特有功能和特性充分驗證等確定了調(diào)試試驗程序。試驗結(jié)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(diào)試工作，達(dá)到核電廠設(shè)計目的。