本文介紹了 NNSA、IAEA 和 NRC 對反應堆冷卻劑系統調試的相關要求， 結合 NRC 對首堆試驗的要求和核電廠運行經驗反饋， 確定了華龍一號反應堆冷卻劑系統調試設計的總體思路。接著， 介紹了部件試驗、系統試驗和首堆試驗的試驗階段和主要試驗內容。通過實施以上試驗， 可以驗證 “華龍一號” 反應堆冷卻劑系統和部件的性能符合設計和安全要求。

“華龍一號” 是在充分吸取我國三十余年核電研究、設計、制造、建造和運行經驗的基礎上，根據日本福島核事故經驗反饋和國內外最新核安全要求，通過實施一系列重要的安全設計和技術改進，由我國研發并具有完全自主知識產權的三代核電機組。

“華龍一號” 反應堆冷卻劑系統 (以下簡稱RCS系統) 與 M310機組相比，堆芯裝載的燃料組件由157組增加到177組， 蒸汽發生器換熱面積由5430m2增大到6494m2，采用全新的穩壓器波動管布置方式等，在保證堆芯安全裕量的前提下，進一步提高了核電廠的安全性、先進性和經濟性。因此， 有必要對 RCS 系統的調試進行研究與設計，以驗證系統和部件的性能符合設計和安全要求。

1 系統調試要求

1.1 國內法規和導則要求

國家核安全局 (NNSA) 發布的 HAF103 規定了核電廠調試應包括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和設計要求， 并沒有對 RCS 系統調試做相關規定[1]。HAD103/02規定了核電廠調試的階段劃分，以及每個調試階段執行的主要試驗項目， 但未對 RCS系統調試做具體介紹[2]。

1.2 國外核安全導則要求

國際原子能機構 (IAEA) 發布的 No.SSG-28和美國核管會 (NRC) 發布的 RG1.68 從總體上介紹了核電廠在不同調試階段執行的主要試驗內容，同樣未對 RCS 系統調試做具體介紹。但是，RG1.68將根據聯邦法規第10 章第52 部分設計的新反應堆的構筑物、系統或部件相關的新設計特點的全新的、獨特的或者特殊的試驗定義為首堆試驗[3，4]， “華龍一號”RCS 系統首堆試驗研究和設計主要依據這個規定進行。

1.3 核電廠運行經驗反饋

美國 Trojan 核電廠于1988 年發現穩壓器波動管出現預料之外的位移和彎曲， 調查發現是由于設計中未考慮波動管熱分層引起的。為此， NRC 先后發布88-08和88-11公告， 要求所有在役或在建核電廠必須對穩壓器波動管熱分層進行分析論證，確保其結構完整性[5，6]。

1.4 調試階段劃分

參考國內外核電廠調試實踐， 結合核安全導則 HAD103/02要求，核電廠調試分為三個主階段和十一個階段，具體見表1。

2.RCS系統調試總體介紹

分析 NNSA、IAEA 和 NRC 對系統調試相關要求后，結合國內外核電廠系統調試實踐和運行經驗反饋， 將華龍一號 RCS 系統調試分為部件試驗、系統試驗和首堆試驗三個組成部分。其中，部件試驗包括閥門、儀表、儀控通道、主泵和穩壓器等設備的單體試驗; 系統試驗包括水壓試驗、綜合試驗、調節試驗、流量測量試驗和性能試驗等;首堆試驗包括堆內構件流致振動試驗、波動管溫度監測試驗和 RCS自然循環載熱試驗。

3 部件試驗

3.1 閥門試驗

在 A0階段執行， 主要是檢查閥門限位開關運行和閥桿行程，檢查閥門的失效位置和無效信號，測量閥門動作時間，驗證閥門功能滿足技術要求。對于嚴重事故快速卸壓閥， 還需檢查流體通道的流通性。

3.2 儀表試驗

3.2.1 水位測量儀表

在 A1.2階段，通過可視水位計給出三個不同點的水位定值以校核水位通道， 并通過改變系統水位來檢查水位定值以及定值觸發的預期動作(報警產生、消失和聯鎖等)， 從而驗證水位測量通道的完整性。在 A2.1 階段穩壓器充水、排水和汽腔形成過程中， 對水位測量通道進行相互校準。 3.2.2 壓力測量儀表在 A2.1階段，通過使用標準的壓力表或壓力模擬器給出三個不同點的壓力定值以校核壓力通道，并通過改變系統壓力來檢查壓力定值以及定值觸發的預期動作 (報警產生、消失和聯鎖等)，從而驗證壓力通道的完整性。 3.2.3 溫度測量儀表在 A2.1和 B1.2 階段四個溫度平臺， 依據供貨商提供的數據表校驗所有溫度計; 在 A2.1和 B1.2 階段額定熱停堆狀態下， 檢查溫度計 GD 校準模塊及 ΔT/Tavg加法器 GD 校準模塊的輸出在主控室的讀數，以確保臨界前溫度測量通道的可用性; 在 C 階段 75%FP 平臺對加法器 GD 校準模塊進行預校準并在100%FP 平臺進行最終校準。

3.3 通道試驗

在 A0 階段， 通過傳感器和執行器性能試驗，檢查接線正確性、相關 DCS 硬件/軟件組態正確性和通道模擬試驗， 驗證儀表和控制通道; 通過執行器和接觸器性能試驗， 檢查信號處理正確性、IIC/BUP/ECP 狀態指示和控制正確性、就地報警指示正確性，驗證邏輯控制通道。

3.4 主泵試驗

在 A0階段，檢查電機潤滑油系統， 檢查和調節電機用冷卻水， 驗證電機的機械和電氣參數，驗證相關報警及聯鎖。在 A1.1 階段檢查主泵軸封注入系統、停車密封系統和應急軸封系統，檢查軸封的高壓泄露和低壓泄漏參數， 檢查和調節高壓冷卻器的設冷水量，驗證相關報警及聯鎖，確認主泵在冷態水壓試驗和熱態性能試驗期間的運行正常。

3.5 穩壓器及卸壓箱試驗

在 A1.1階段，將穩壓器充滿水后進行通斷式電加熱器通電試驗，測量單組電加熱器供電后的輸出功率， 同時檢查比例式電加熱器的性能。在 A1.2階段，通過改變卸壓箱水位和壓力， 驗證水位和壓力測量通道的正確性， 通過卸壓箱水位變化測量噴淋和疏水流量滿足設計要求。

4 系統試驗

4.1 水壓試驗

在 A1.1階段，通過對反應堆冷卻劑系統和相關系統的高壓部分執行1.3倍設計壓力的水壓試驗，檢查壓力容器密封環、管道、閥門、焊縫、法蘭等連接處的滲漏情況和壓力表的指示情況，驗證系統的密封性能。

4.2 綜合試驗

4.2.1 主設備支承間隙測量

在 A2.1 階段熱停堆工況穩定120h 后， 通過測量蒸汽發生器上、下部水平支承間隙， 確定調整墊片厚度;通過調整調節螺柱， 將穩壓器上部水平支承間隙調整至設計理論值; 通過測量蒸汽發生器、波動管阻尼器和彈簧支吊架、蒸汽發生器和主泵阻尼器相對冷態安裝的位置， 驗證實測值與理論值的符合性。

在 B1.2 階段熱停堆工況穩定120h 后， 通過測量蒸汽發生器上、下部水平支承間隙和穩壓器上部水平支承間隙， 驗證實測值滿足設計要求。

4.2.2 管道和支架驗證

在 A2.1階段系統充水且處于冷態時確定管道位移測量參考點，在180 ℃和291.7 ℃溫度平臺測量管道位移，驗證測量值與理論值偏差在設計范圍內;在 A2.1階段系統充水且處于冷態時調整并檢查支吊架和阻尼器，以確定支吊架的正確性，在180 ℃和291.7 ℃溫度平臺目視檢查支吊架，驗證支吊架的機械性能符合要求。

4.2.3 熱損失測量

在 A2.1階段， 通過測量蒸汽發生器、穩壓器、主管道、波動管、主泵泵殼和輔助管道保溫層外表面溫度，以及環境溫度和流體溫度， 計算保溫層實際熱損失，驗證與理論熱損失偏差在設計允許范圍內。

4.3 調節試驗

4.3.1 穩壓器連續噴霧調節試驗

在 A2.1和 B1.2階段熱停堆平臺，通過停運通斷式電加熱器和噴霧閥，用比例式電加熱器調節反應堆維持在熱停堆工況，測量穩壓器的熱損失，計算連續噴霧流量;然后使調整比例式電加熱器至50%輸出，手動調節噴霧閥維持穩定的熱停堆工況，將噴霧閥擋塊鎖定在試驗結束的位置。

4.3.2 穩壓器電加熱和噴霧效率試驗

在 A2.1和 B1.2階段熱停堆平臺，通過斷開所有電加熱器、全開噴霧閥，驗證實際的噴霧效率在設計限值內;通過觸發通斷式電加熱器、關閉噴霧閥，驗證實際的加熱效率在設計限值內。

4.3.3 穩壓器安全閥組件功能試驗

在 A2.1階段， 系統壓力約為3.4 MPa 時，通過調節系統壓力開啟和關閉穩壓器安全閥， 測量閥門開啟和關閉時間，驗證閥門的低溫超壓保護功能;系統壓力約為14.5 MPa時， 通過調節系統壓力打開安全閥， 保持開啟直到隔離閥關閉，檢查各個閥位的所有報警， 驗證安全閥開啟時間和實際卸壓梯度在設計限值內。

4.4 流量測量試驗

4.4.1 反應堆冷卻劑流量驗證試驗

在 A1.1、A2.1和 B1.2階段的四個工況下，通過測量主泵電機的功率和主泵進出口壓差， 采用主泵電功率與揚程、流量的關系式確定每條環路的流量，驗證環路的流量和反應堆壓力容器的流量大于所要求的最小流量。

4.4.2 反應堆冷卻劑流量惰性試驗

在B1.2階段， 通過停運三臺主泵使反應堆冷卻劑強迫循環流量喪失，確定環路冷卻劑流量的下降趨勢大于設計限值， 同時驗證主泵轉速、進出口壓差和環路流量低等整定值。

4.4.3 根據熱平衡計算反應堆冷卻劑流量

在C 階段30%、50%、75%、87% 和100%FP 五個功率平臺， 通過熱平衡計算得到每條環路流量，驗證環路流量在熱工設計流量和機械設計流量之間，反應堆壓力容器的流量在3 倍熱工設計流量和3倍機械設計流量之間。

4.5 性能試驗

4.5.1 蒸汽發生器出口蒸汽濕度測量

在 C2階段與參考平均溫度對應的出口蒸汽壓力下，采用示蹤法通過測定蒸汽發生器出口蒸汽和流過汽水分離裝置后的疏水液相中所帶出的示蹤劑濃度確定蒸汽發生器出口蒸汽濕度， 以驗證蒸汽品質滿足設計要求。

4.5.2 額定熱功率輸出試驗

在C2階段，通過測量蒸汽發生器二次側進、出口之間的焓差確定機組的額定熱功率， 從而檢驗電廠的性能滿足設計要求。

4.5.3 蒸汽發生器設計裕度試驗

在 C2階段，通過降低一回路平均溫度將蒸汽發生器出口蒸汽壓力調整值6.8 MPa (對應環路流量等于最佳估算流量，10% 堵管情況下蒸汽發生器出口蒸汽的最小壓力)， 測量蒸汽發生器的額定熱輸出功率和蒸汽含濕量， 從而驗證蒸汽發生器在設計堵管率的情況下所提供的蒸汽品質仍可滿足設計需求。

5 首堆試驗

根據 RG1.68 對首堆試驗的要求和核電廠運行經驗的反饋，確定華龍一號首堆試驗項目為堆內構件流致振動試驗、波動管溫度監測試驗和RCS自然循環載熱試驗。

5.1 堆內構件流致振動試驗
?國家核安全局頒發的華龍一號建造許可證要求福清業主按照 RG1.20原型類開展堆內構件流致振動堆內實測工作。首先建立華龍一號1∶1 反應堆流場 CFD 模型， 通過分析預計堆內構件在熱態功能試驗期間因一回路冷卻劑流動而產生的動態響應和振動熱性。然后基于1∶5 比例模型試驗和預分析結果，在吊籃、堆芯板和堆內測量導向結構等位置布置16 個加速度計、32 個應變計和3個壓力傳感器進行堆內實測。

在 A2.1階段升、降溫不同工況下， 測量主泵啟動瞬態、穩定運行和停運瞬態下堆內構件的流致振動響應;在熱停堆工況下進行240h 耐振考驗試驗;在 A2.1階段試驗結束后對堆內構件進行全面檢查。

比較堆內實測結果和預分析值， 如果測量的結構部件的振動應力在預分析值內， 則實測結果合格;如果實測結果超過預分析值， 應分析原因并評價對堆內構件結構完整性的影響; 同時， 熱態功能試驗后對堆內構件的檢查結果應滿足檢查大綱的要求。

5.2 波動管溫度監測試驗

基于 CFD 理論分析結果， 在穩壓器波動管不同位置布置13 組溫度傳感器， 每組傳感器沿波動管半截面均勻布置。根據不同位置熱分層現象的差異，采用三種傳感器布置方案。在預計熱分層現象明顯的位置，布置7 支溫度傳感器; 在預計熱分層現象較弱的位置，布置5 支溫度傳感器;在預計不會出現熱分層現象的位置， 布置1 支溫度傳感器用于監測。

在 A2.1階段，實時監測并記錄13組溫度傳感器的數據，同時記錄穩壓器壓力和水位、反應堆冷卻劑系統環路流量和溫度、上充和下泄流量等運行數據。如果某一位置不同傳感器的最大溫差<35 ℃， 表明試驗結果滿足預期; 如果最大溫差≥35 ℃， 則由設計院依據記錄的溫度和運行數據做進一步評價。

5.3 RCS自然循環載熱試驗

為了驗證堆芯衰變熱能夠通過 RCS 自然循環由蒸汽發生器帶出， 在 B3 階段3%FP 功率水平 (模擬堆芯衰變熱) 穩定運行30 分鐘， 按照運行規程手動停運三臺主泵，維持反應堆功率水平在試驗初始值，監測反應堆入口溫度、穩壓器壓力、水位和蒸汽發生器水位變化趨勢無異常。測量的反應堆壓力容器出口溫度過冷度變化趨勢能夠收斂，且>16.3 ℃;反應堆壓力容器進出口溫差變化趨勢能夠收斂，且>37 ℃;堆芯出口溫度過冷度變化趨勢能夠收斂，且>8 ℃，表明通過RCS自然循環能夠持續穩定帶走堆芯衰變熱。

6 總 結

本文通過研究國內外核安全法規和導則對RCS系統調試的相關要求， 結合核電廠系統調試實踐和運行經驗反饋， 確定了華龍一號 RCS 系統的主要調試項目。這些調試項目作為機組調試大綱的一部分內容通過了國家核安全局的審評，在華龍一號執行以上試驗， 能夠驗證 RCS 系統和部件的性能符合設計和安全要求， 從而保障華龍一號核電機組安全穩定運行。