压水堆核电厂的启动调试

核电厂调试机组启动管理模式研究发布时间：2021-08-03T07:21:00.553Z 来源：《电力设备》2021年第5期作者：刘晓[导读] 即存在现实的核安全风险、本质是为了确保堆芯的安全、逐步从“调试机组”向“运行机组”过渡。

（辽宁红沿河核电有限公司）摘要：核电厂调试机组启动采用了三统一的管理模式，经过了多台机组的调试实践证明该模式是科学且行之有效的。

本文通过对这一成功管理模式的系统研究和总结，完善了该管理模式的组织及职责、运作制度。

关键词：调试机组启动；管理模式一、背景介绍调试机组启动是核电工程建设过程中的最后一个阶段，也是通向商运道路上风险最高、难度最大、节奏最快、最为关键的阶段。

机组启动阶段与之前的冷试、热试等联调阶段有了显著的变化，即存在现实的核安全风险、本质是为了确保堆芯的安全、逐步从“调试机组”向“运行机组”过渡。

机组启动“三统一”管理模式起源于岭澳二期，岭澳二期与岭澳一期采用的调试模式不同，工程与生产分属于两家不同的责任单位。

因此，如何在机组启动期间有效地组织和动员工程、生产两线资源，在分清责任的同时又形成强大的合力，就成为摆在核电工程管理者面前的新课题。

在核电机组启动期间，工程、生产两线的主要责任包括：●工程总承包责任：总承包合同框架下总体责任由工程公司承担。

●持照运营者责任：从开始装料起，生产将承担整个电厂的核安全责任。

●集团绩效考核责任：工程、生产共同为按期商运以及商运前无非计划停堆承担责任，即为“同目标、双考核”。

正是基于上述情况，提出了建立“统一目标、统一计划、统一指挥”的机组启动管理新模式的设想，旨在以一体化计划为牵引，以运行技术规范为保障的机组启动过程。

二、三统一管理模式的组织及职责在核电工程项目，工程、生产共同探索建立的“统一目标、统一计划、统一指挥”机组启动新模式主要内容包括：●统一目标：以按期实现商运以及商运前无非计划停堆作为双方共同的工作目标。

●统一计划：实施全面涵盖调试、调试服务、运行和维修活动的一体化计划。

国家能源局公告2017年第7号依据《国家能源局关于印发及实施细则的通知》（国能局科技[2009]52号）有关规定，经审查，国家能源局批准《压水堆核电厂钢制安全壳结构整体性试验》等81项能源行业标准（NB），现予以发布。

上述标准由原子能出版社出版发行。

附件：行业标准目录国家能源局2017年4月1日标准编号标准名称代替标准号采标号批准日期实施日期1NB/T20426-2017压水堆核电厂调试阶段设备的保养要求2017-04-012017-10-012NB/T20427-2017核电厂防止人因失误管理2017-04-012017-10-013NB/T20428-2017核电厂仪表和控制系统计算机安全防范总体要求IEC62645:2014,MOD2017-04-012017-10-014NB/T20429-2017核电厂事故处理规程编写要求2017-04-012017-10-015NB/T20430-2017非能动压水堆核电厂反应堆堆顶结构安装技术规程2017-04-012017-10-016NB/T20431-2017压水堆核电厂钢制安全壳结构整体性试验2017-04-012017-10-017NB/T20432-2017核电厂安全重要仪表正常和预计运行事件工况工艺流管内或管旁放射性连续监测设备IEC60768:2009,MOD2017-04-012017-10-018NB/T20433-2017核电厂气态排出流（放射性）活度连续监测设备要求2017-04-012017-10-019NB/T20434-2017RK压水堆核电厂反应堆首次装料试验2017-04-012017-10-0110NB/T20435-2017RK压水堆核电厂反应堆调试启动堆芯物理试验2017-04-012017-10-0111NB/T20436-2017压水堆核电厂水化学控制2017-04-012017-10-0112NB/T20437-2017核电工程混凝土试验、检验规程2017-04-012017-10-0113NB/T20438-2017非能动压水堆核电厂屏蔽厂房屋顶结构施工技术规程2017-04-012017-10-0114NB/T20439-2017压水堆核电厂反应堆压力容器压力-温度限值曲线制定准则2017-04-012017-10-0115NB/T20440-2017压水堆核电厂反应堆压力容器防止快速断裂评定准则2017-04-012017-10-0116NB/T20441-2017压水堆核电厂蒸汽发生器二次侧水压试验技术规程2017-04-012017-10-0117NB/T20442.2-2017核电厂定期安全审查指南第2部分：安全性能2017-04-012017-10-0118NB/T20442.3-2017核电厂定期安全审查指南第3部分：程序2017-04-012017-10-0119NB/T20442.4-2017核电厂定期安全审查指南第4部分：辐射环境影响2017-04-012017-10-0120NB/T20442.5-2017核电厂定期安全审查指南第5部分：概率安全分析2017-04-012017-10-0121NB/T20442.6-2017核电厂定期安全审查指南第6部分：构筑物、系统和部件的实际状态2017-04-012017-10-0122NB/T20442.7-2017核电厂定期安全审查指南第7部分：经验反馈2017-04-012017-10-0123NB/T20442.8-2017核电厂定期安全审查指南第8部分：老化2017-04-012017-10-0124NB/T20442.9-2017核电厂定期安全审查指南第9部分：确定论安全分析2017-04-012017-10-0125NB/T20442.10-2017核电厂定期安全审查指南第10部分：人因2017-04-012017-10-0126NB/T20442.11-2017核电厂定期安全审查指南第11部分：设备合格鉴定2017-04-012017-10-0127NB/T20442.12-2017核电厂定期安全审查指南第12部分：设计2017-04-012017-10-0128NB/T20442.13-2017核电厂定期安全审查指南第13部分：应急计划2017-04-012017-10-0129NB/T20442.14-2017核电厂定期安全审查指南第14部分：灾害分析2017-04-012017-10-0130NB/T20442.15-2017核电厂定期安全审查指南第15部分：组织机构和行政管理2017-04-012017-10-0131NB/T20443-2017RK核电厂运行辐射防护规定2017-04-012017-10-0132NB/T20444-2017RK压水堆核电厂设计基准事故源项分析准则2017-04-012017-10-0133NB/T20037.1-2017RK应用于核电厂的一级概率安全评价第1部分：总体要求2017-04-012017-10-0134应用于核电厂的二级概率安全评价第2部分：功率运行内部事件2017-04-012017-10-0135RK应用于核电厂的一级概率安全评价第7部分：功率运行强风2017-04-012017-10-0136RK应用于核电厂的一级概率安全评价第6部分：功率运行其他外部事件筛选和保守分析2017-04-012017-10-0137RK压水堆核电厂主蒸汽系统设计要求2017-04-012017-10-0138NB/T20447-2017RK与反应堆冷却剂压力边界相连的低压系统的超压保护2017-04-012017-10-0139NB/T20448-2017核电厂系统和软件的验证和确认2017-04-012017-10-0140NB/T20449-2017RK核电厂应急柴油发电机组燃油系统设计准则2017-04-012017-10-0141NB/T20450.1-2017压水堆核电厂核岛机械设备焊接另一规范第1部分：通用要求2017-04-012017-10-0142NB/T20450.2-2017压水堆核电厂核岛机械设备焊接另一规范第2部分：焊接材料2017-04-012017-10-0143压水堆核电厂核岛机械设备焊接另一规范第3部分：焊接工艺评定2017-04-012017-10-0144压水堆核电厂核岛机械设备焊接另一规范第4部分：产品焊接和热处理2017-04-012017-10-0145压水堆核电厂核岛机械设备焊接另一规范第5部分：焊接检验2017-04-012017-10-0146核空气和气体处理规范工艺气体处理第3部分：放射性废气滞留设备2017-04-012017-10-0147压水堆核电厂用碳钢和低合金钢第38部分：安全壳机械贯穿件用15MnHR焊接钢管2017-04-012017-10-0148压水堆核电厂用其他材料第32部分：控制棒驱动机构用NS3306合金板材及带材2017-04-012017-10-0149压水堆核电厂用其他材料第33部分：控制棒驱动机构用GH5605合金棒2017-04-012017-10-0150NB/T20451-2017核电工程施工信息化管理通用要求2017-04-012017-10-0151NB/T20452-2017核电工程安全管理技术规程2017-04-012017-10-0152NB/T20453-2017。

核电厂调试与运行1、专设安全设施的设计原则是什么？A、设备高度可靠B、系统具有多重性C、系统相互独立D、系统能定期检验E、系统具备可靠动力源F、系统具有足够的水源G、系统按设计基准事故确定的冷却性能要满足规定要求2、安注系统由哪些子系统组成？其中非能动的子系统是哪个？高压安注系统：一回路小的泄漏或发生主蒸汽管道破裂事故引起一回路温度和压力下降到一定值（284℃、11.9MPa）时，高压安全注入系统向一回路注入含硼的冷水，冷却和淹没堆芯，维持冷却剂系统压力稍低于正常的值，限制燃料元件温度的上升，防止反应堆重新临界。

蓄压安注系统：非能动系统。

在失水事故情况下，一旦一回路系统的压力急剧下降到低于蓄压箱的压力（4.2MPa）时，向一回路注入含硼水。

蓄压注入系统可在最短的时间内淹没堆芯以避免燃料元件的熔化。

水压试验泵用于一回路水压试验，从换料水箱向蓄压箱充水；在全厂断电时，蓄压安注系统的水压试验泵向主泵供应轴封水。

低压安注系统：在冷却剂管道大破裂，冷却剂压力急剧降低到0.7MPa时，低压安注系统向堆内注入含硼水，淹没堆芯，保证堆芯内水的流动，导出余热。

3、核电站正常运行时，高压安注系统中哪些设备在运行？一台高压安注泵作为上充泵在运行一台硼酸循环泵4、安注系统的运行分为哪几个阶段？各阶段的水源是什么？再循环注入阶段若要冷却安注水，如何冷却？直接注入阶段：换料水箱高压安注泵优先从低压安注泵的排水管吸水再循环注入阶段：地坑安喷系统从地坑汲水，经喷淋热交换器冷却后的水输送到低压安注泵入口，进入安注系统。

因此，安全壳地坑、低压安注泵、安全壳喷淋热交换器也是高压安注系统的一部分。

5、高压安注泵动作后，水先注入冷段还是热段？为什么？冷管段破口后，隔多少时间后，操纵员应以什么方式建立向冷热段同时注入的再循环？为什么？之后冷段注入和冷热段同时注入是否还需要切换？冷段，○1利用一回路水正常流动的方向和惯性，使安注水迅速进入堆芯，冷却淹没堆芯；○2安注水中高浓度的硼酸进入堆芯，使堆芯处于深度的次临界状态。

欧洲压水堆（European Pressurized Reactor ，简称EPR ）是法国FRAMTONE 和德国SIEMENS 根据《欧洲用户文件》的要求联合设计开发的，以法国N4型核电站和德国KONVOI 型核电站为主要设计参考，并充分吸收了法国和德国多年来的核电设计、建造和运行经验［1,2］。

我国台山核电厂1号机组是世界第三台、国内首台EPR 机组，单机容量约为1755MW ［3］。

作为国内EPR 三代机组首堆，国家核安全局高度重视台山核电厂1号机组的调试监督工作。

针对三代机组的特点和核安全监督的新形势，国家核安全局成立调试监督联队，配齐配强调试监督人员，对台山核电厂的调试过程、质量保证和调试缺陷处理等环节进行了全过程审评与监督。

1调试监督情况1.1日常核安全检查日常检查活动包括现场巡查、专题调查、不符合项审查和跟踪、定期对话和观察员活动等［4］。

主要检查营运单位调试阶段质量保证大纲、核安全管理要求的执行情况、核安全相关的构筑物、系统及部件的调试试验情况、不符合项/意外事件的跟踪调查、设计变更/安全重要修改的实施情况等。

台山核电厂1号机组日常核安全检查情况见表1。

1.2例行/控制点核安全检查例行核安全检查是对台山核电厂1号机组调试阶段安全重要活动所进行的有计划的核安全检查［4］。

在检查开展前，营运单位应开展自查，对调试异常和设计变更等进行梳理，并针对控制点检查，完成状态转换清单的全部试验项目，待自评估机组满足控制点释放的基本条件后提交控制点释放申请［5］。

针对台山首堆机组组织开展的调试相关控制点检查见表2。

EPR 首堆机组调试监督及经验浅谈项建英，王进，杨凯，孙振宇（生态环境部华南核与辐射安全监督站，深圳518034）摘要：根据三代堆型EPR 机组的特点，调试监督人员采用不同的监督检查方式，对EPR首堆机组——台山核电厂1号机组的调试全过程进行了审评监督和现场见证，保质保量地完成调试监督任务。

核电站运行人员参与机组调试启动方案探讨摘要：核电站机组调试启动是一项极为复杂且繁琐的工作，系统和设备单体调试结束后，就要进行机组整体的调试：冷试、热试。

运行人员开始根据调试部门的指令在主控室进行操作。

以下主要是对我国核电站运行专业在机组调试启动阶段的运行模式展开的研究与探讨，并对其进行了合理化分析和阐述，目的是为之后核电站的调试启动发展参考依据。

关键词：核电站；运行专业；机组调试启动引言：一座大型压水堆核电站的建设工程可以分为设计、制造、建造、调试与运行几个阶段。

调试启动过程是核电厂投产运行的前一工程阶段，其目的是：使安装好的核电厂成千上万个设备部件和几百个系统运转、并验证其性能是否符合设计要求及有关规定和准则的过程；进行各种必要的试验包括无核反应和带核反应的试验。

通过这些试验来验证合同中规定的设备性能。

核电站的建设方式分为：“大业主模式”和“小业主模式”。

其本质的区别在于参与调试的主导方只有工程公司还是由工程公司与业主组成的联合调试队共同主导。

其中，由工程公司主导整个调试活动的建设方式称为“小业主模式”，反之为“大业主模式”。

目前核电行业以“小业主模式”为主流，因此本文以“小业主模式”下的运行专业参与调试启动活动进行讨论分析。

1 明确调试过程中的责任分工核电厂调试阶段包括调试前期准备工作、装料前的预运行试验、装料及装料以后功率阶段下进行的启动试验（包括装料和临界前试验、初次临界、低功率试验和功率提升试验）。

运行人员参与调试的主要活动有：1）预运行试验期间的初步试验期间（即系统、设备的单体调试阶段），运行值派现操学习设备的操作经验；2）TOTO后，运行人员按照运行程序或临时运行指令（TOI）与调试人员配合，完成总体调试试验，总体调试试验包括预运行试验期间的冷试、热试及之后的BC 阶段试验。

第一种情况是在运行部领导的许可下，运行值值长为了尽快让现场操作员熟悉设备的操作技巧，以学习为目的进行的调试活动。

压水堆核电厂反应堆首次临界试验作者：朱元武来源：《科技视界》 2015年第17期朱元武（中核核电运行管理有限公司，浙江海盐 314300）反应堆启动前，必须按照核安全法规HAF0304《核电厂调试程序》中规定的调试试验项目，对电厂系统如反应性控制棒的功能、保护系统的功能和临测装置的功能等进行试验和检查，使其满足核安全的要求。

并按照物理试验质量和安全计划中的相关要求，完成启动试验前的准备工作。

1 启动试验目的和内容反应堆启动是指将反应堆从次临界状态启动到临界状态，暨达到自持链式裂变反应的过程。

堆芯首次临界物理试验的目的是在堆芯装料完成后，引导反应堆首次安全地、顺利地达到初始临界；并在临界后检验堆外探测器（源量程和中间量程通道）的重叠和线性关系、确定零功率物理试验中子通量水平和校核反应性仪。

压水堆核电站的首次临界通常采用提棒、连续稀释向临界逼近，最后分段提棒向超临界过渡三阶段实现。

为使整个临界过程中能够随时掌握反应堆的次临界状态，并预计临界点，使临界操作有据可依，在达临界的过程中需要进行中子计数率的测量，并作出中子计数率的倒数外推曲线。

由中子动力学方程：式中：n──中子密度 n/cm3；dn/dt──中子密度随时间的变化率，n/(cm3·s)；βi──第i组缓发中子在全部裂变中子中所占的有效份额；l──中子平均寿命，s；Ci──第I组缓发中子的先驱核浓度，N/cm3；S──外中子源强度，Bq；λi──第i组缓发中子先驱核裂变碎片的衰变常数，1/s。

在反应堆达临界过程中，若堆内存在外中子源，则处于次临界状态的反应堆也可形成稳定的中子分布，即：这样，解(式3)和(式4)，得：在（式5）中：1-keff表征反应堆的次临界度。

可以看出，n∝1/（1-keff），当n →∞时，keff→1，反应堆便达临界。

临界过程中根据不同的操作过程和监督参数有不同的外推方法。

1.1 中子计数率的倒数外推可以采用中子倒计数率（1/M）对控制棒棒位、一回路硼浓度和稀释水量进行外推。

压水堆核电厂无源装料及启动研究反应堆堆芯实行无外中子源起动可以有效减少氚产量和放射性废物产量，具有很好的经济和环保效益。

文章简要介绍压水堆核电厂反应堆无源装料以及启动过程，并采用MCNP程序包对反应堆堆芯进行模拟，对其换料及启动的可行性进行分析和研究。

标签：压水反应堆；无源启动；模拟计算前言目前国内运行和在建的压水堆核电厂，基本上都是按照有外中子源（包括一次中子源和二次中子源）启动设计。

二次中子源的主要功能是在装料和卸料时提供足够的中子以使源量程能够获得有效计数。

乏燃料组件中包含能产生大量中子的（α，n）中子源和自发裂变中子源。

在无二次中子源的情况下，利用一定燃耗的乏燃料组件也可以使源量程获得有效计数。

根据EDF（法国电力公司）的运行经验，取消二次中子源可以有效降低一回路氚的产量。

因此，为了降低核电厂氚的排放量（源棒内的锑-铍芯块活化会产生氚），减少氚排放对环境的影响、消除二次源棒包壳破损所引起的一回路放射性污染，各核电站启动了取消二次中子源改进研究项目。

秦山二期电站现有4个65万千瓦级机组，分别为1、2、3、4 号机组，依次为2002年、2004 年、2010 年、2011 年商运，目前正在运行的依次是第11、10、4、3 燃料循环。

秦山核电厂一号机第5循环、第11循环和大亚湾核电厂二号机第15循环分别在1999、2008和2010年成功实现了无源启动。

这在实践上初步证明了不改变后续循环硬件的条件下压水堆核电厂无源启动具有可行性，但依然属于个别尝试，尚不具备在国内全面推广的条件。

文章简单介绍堆芯燃料管理的主要特点，采用MCNP程序包成功模拟了秦山核电站某压水堆堆芯的无源装料及启动过程，进一步探索无源启动的可行性。

1 堆芯描述燃料组件由燃料棒、组件骨架、压紧弹簧等部件组成，长约3200mm，截面尺寸为199.5mm×199.5mm，重约470kg。

按15×15排列成正方形的栅格，堆芯内总的燃料组件数为121个。

核电站压水堆核电厂的启动与停运（29页）压水堆核电厂的启动与停运§1.5.1核电厂的启动概述**第二核电站与常规火电厂不同，常规火电厂根据电力负荷需求量来调整锅炉的发热量，使热功率与电负荷相匹配。

而**二期基本上不考虑电网对电能需求量的变化而产生的对核电站的约束，即反应堆能输出多大功率，就向电网输出多大功率，也称“机跟堆”模式。

它优先考虑核电站，避免了核电站的频繁调节，有利于核电厂安全、经济地运行。

但并不是说**二期不具有功率调节的能力，设计上已考虑了这种运行方式12-3-6-3，即12小时满功率运行，3小时从100%降至50%满功率，6小时50%满功率运行，3小时从50%满功率升到100%。

§1.5.2运行状态核电机组的运行状态往往由于外部（如电网故障）或内部（某一设备故障或失效）的原因，使各种运行参数产生变化。

为了使运行人员能在各种工况下控制好各种重要的运行参数，保证机组正常运行和核安全，在技术规范中对反应堆的各种标准运行状态都做出了具体的规定。

技术规范书（GOR）对每一种运行工况都规定了具体的运行参数，而且各种运行参数都具有一定的变化范围和运行区间，见图1（反应堆标准工况P-T图）。

§1.5.2.1 换料冷停堆状态1）换料冷停堆状态是指允许反应堆更换燃料操作的停堆状态，此时，必须具备以下条件：·反应堆压力容器顶盖已移开·反应堆的次临界度至少大于5000pcm，冷却剂硼浓度大于2100ppm，所有控制棒插入堆芯。

·RCP平均温度处于10℃～60℃之间。

2）系统运行状态·余热导出和冷却剂温度控制由RRA来完成，PTR备用。

171·冷却剂的化容控制由RCV和REA来完成。

·用于停堆的高通量报警定值为3ф0，ф0为换料停堆前，未开盖前的中子通量。

·换料腔水位：——如果没有安装水闸门，15m——如果已安装水闸门，19.3m·实施防止误稀释的行政隔离（D类）§1.2.2 维修冷停堆状态1）维修冷停堆状态指允许对一回路设备进行维修的停堆状态，特征是：·一回路通大气，部份水被排空。