CN105304148B - 一种用于核电厂调试试验项目完整性评估的方法 - Google Patents
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Abstract
本发明公开了一种用于核电厂调试试验项目完整性评估的方法，从核安全法规导则的维度、系统及机组功能分解的维度、事故分析的维度、其他堆型核电厂横向比较的维度等4个维度进行完整性评估，通过以上4个维度的试验项目完整性评估后，将得出的试验项目进行整合，可得到相对完整的试验项目。本发明评估的试验项目符合我国核安全法规导则的要求，包含了对核电厂安全概率分析中事故的响应事件序列的验证，对全面验证核电厂设计功能和要求，保障机组安全可靠运行，具有十分重要的意义。
Description
技术领域
本发明涉及一种用于核电厂调试试验项目完整性评估的方法，可获得完整的核电厂调试试验项目，属于核电厂调试领域。
背景技术
第三代压水堆非能动核电厂，如AP1000，CAP1400等，采用非能动安全理念，安全系数得到很大的提升。依托项目三门、海阳AP1000核电机组是全球首堆及首三堆AP1000堆型，没有现成的AP1000调试经验可以借鉴，特别是AP1000采用非能动安全理念，其机组调试更是没有先例可循。对AP1000调试试验项目的完整性、首堆试验项目、首三堆试验项目等评估不足，在核安全监管方面存在较大的争议。调试试验项目的完整性也一直是核安全监管当局、营运单位及工程设计建安方十分关注的问题。
中国核电由于起步较晚，早期技术基础薄弱，采用自主研发和引进吸收再创新的核电发展模式国内在建和运行的压水堆核电厂采用的技术不尽相同。目前国内部分核电厂已对核电调试的某些阶段试验项目进行了优化，并取得了一定的效果。在核电厂调试试验项目完整性评估与分析方面，主要由设计单位给出要实施的试验项目，该方法缺乏系统的、全面的调试试验项目完整性评估，在进行事故分析时，也可能出现遗漏项，同时在考虑机组层面的试验项目时，往往缺少与其他机组的横向比较，造成一定的试验缺项。在安全评审时已发现AP1000现有试验项目存在少量试验项目缺项。总之，现行由设计单位根据核电设计与系统功能为基础的试验项目方法，具有合理性，但同时缺少第三方有效评估手段进行全面的试验项目评估。
根据国家核安全局(NNSA)对三门、海阳依托项目一期工程调试大纲的评审结果，三门和海阳的调试试验项目有一定的遗漏；另一方面，NNSA对三门海阳调试大纲试验程序的审查，很大程度上是通过两者相互对比的方式对来提出试验项目遗漏项，缺少完整的对标试验项目清单，也难以保证试验项目的完整性。
因此，有必要对AP1000核电厂调试试验项目完整性进行评估，并在此基础上进行项目优化，建立一套AP1000核电厂调试试验项目完整性评估方法，形成一个完整的试验项目清单。这些成果对后续AP1000/CAP1400及其他三代核电机组调试试验项目的完整性评估，对核电机组安全调试与运行，缩短调试周期，提高经济效率具有十分重要的价值。
发明内容
本发明要解决的技术问题是：提供了一种覆盖性高、保障机组安全可靠运行、符合核安全法规要求、实用和推广价值大的用于核电厂调试试验项目完整性评估的方法，解决了设计单位给出要实施的试验项目缺乏系统的、全面的调试试验项目完整性评估的问题。
为了解决上述技术问题，本发明的技术方案是提供了一种用于核电厂调试试验项目完整性评估的方法，其特征在于，从多维度进行试验项目完整性评估，具体如下：
步骤1：基于我国核安全法规导则HAD103/02《核电厂调试程序》的维度，进行核电厂调试试验项目完整性评估。
HAD103/02《核电厂调试程序》对核电厂调试试验项目有较为系统的规范，是指导国内核电调试的重要文件，是国家核安全局对各核电厂调试大纲进行评审的重要依据，其附录对核电调试试验项目有明确的规定。
步骤2：基于系统及机组功能分解的维度，进行核电厂调试试验项目完整性评估。
核电厂任何一个系统都承担着一定的功能和“职责”，共同实现核电厂安全发电的终极目标，调试作为对其功能的实现和检验，应覆盖所有功能。从系统及机组层面功能分解出发，建立系统及机组功能树，首先在机组功能的基础上进行系统分解，再进行系统的功能分解，导出实现该功能对应的系统及设备，最后导出需要实施的试验项目。
步骤3：基于事故分析的维度，进行核电厂调试试验项目完整性评估。
核电安全具有举足轻重的地位，核电设计通过概率安全分析来评估核电的安全特性。在概率安全分析时，有大量假设的事故及严重事故，但这些事故不能现场验证，通过计算软件及试验台架进行论证。以安全概率分析为基础，进行事故环节分解，将这一系列事件序列分解为单独事件，对相同单独事件进行合并，得出有限事件，并将各环节上的事件进行验证。
步骤4：基于其他堆型核电厂横向比较的维度，进行核电厂调试试验项目完整性评估。
中国核电起步于上世纪80年代，中国第一座自行设计、建造与调试的秦山核电于1985年3月浇灌第一罐混凝土，1991年12月成功并网发电。引进法国M310核电技术的大亚湾核电于1987年开建，由中法共同建设与调试，机组于1994年投入商运。引进俄罗斯VVER核电技术的田湾核电于1999年开建，由中俄共同建设与调试，2007年投入商业运行。
从中国第一台核电机组秦山核电自主化建设与调试，到目前第三代核电机组AP/CAP、华龙一号的建造与调试，国内核电业已经历了30年，成功调试20余台核电机组。这些机组运行情况良好，因此大量的良好调试经验，具有很好的参考价值。
步骤5：通过以上4个维度的试验项目完整性评估后，将得出的试验项目进行整合，得出完整的核电厂调试试验项目清单。得出的试验项目符合核安全法规导则的要求。
通过以上步骤，可以从多个角度全面的对试验项目进行完整性评估，与现有由设计单位给出的试验项目相比，考虑的因素全面，可获得完整的核电厂调试试验项目。
本发明融入了核安全法规导则对核电厂调试试验项目的要求，通过该方法评估符合核安全法规的要求；从系统及机组层面进行试验项目完整性评估，具有很高的覆盖性；从概率安全分析的角度出发，能覆盖预期事件和设计基准事故的响应功能；从多个维度、全面地对核电厂调试试验项目进行完整性评估。
本发明包含了对核安全法规要求的试验项目的符合性评估，系统及机组功能层面对试验项目进行评估，事故分析的角度进行试验项目评估，也与其他核电厂试验项目横向对比分析，可有效对AP1000/CAP1400及其他核电堆型进行调试试验项目完整性评估，对确保调试试验项目的完整性和有效性提供了保障，为核电机组调试试验项目的整体把握提供了一种有效途径，也为机组安全运行提供了保障，具有较大的实用和推广价值。
本发明评估的试验项目符合核安全法规导则的要求，包含了对核电厂安全概率分析中事故的响应事件序列的验证，对全面验证核电厂设计功能和要求，保障机组安全可靠运行，具有十分重要的意义。
附图说明
图1为一种用于核电厂调试试验项目完整性评估的方法；
图2为基于功能分解的核电厂调试试验项目完整性评估方法。
具体实施方式
为使本发明更明显易懂，兹以优选实施例，并配合附图作详细说明如下。
以AP1000型核电厂非能动堆型冷却剂系统为例进行调试试验项目完整性评估，具体步骤如下：
步骤1：基于我国核安全法规导则HAD103/02《核电厂调试程序》的维度，进行核电厂调试试验项目完整性评估。
对于应急堆芯冷却系统，核安全导则强调其能够在事故发生后保证其可靠启动，向堆芯注入一定压力和流量的含硼水，以满足堆芯冷却和反应性控制的要求。
AP1000的PXS试验与HAD103/02的对比分析详见表1，核安全导则对安注系统有多方面的试验要求，其核心是为了验证在事故发生后向堆芯注入一定压力的冷却剂。由于AP1000的安注系统与二代加的安注系统的区别，AP1000相关试验侧重于其非能动热量排出系统能否实现，自然循环能否建立。由于安注的驱动力在于安注箱体(CMT/ACC/IRWST)和反应堆冷却剂系统(RCS)的位差和温度差以及安注管道的流阻，只要保障驱动力和阻力在规定范围内，即可保证安注流量。这些试验能够充分验证事故后，系统向堆芯提供一定压力的流量，保证反应堆冷却和反应性控制的要求。
热态工况下的PRHR HX热交换能力试验验证PXS排热能力，自然循环试验在机组满功率后验证PXS能带走堆芯的衰变热。通过以上分析表明，PXS试验项目的设置符合HAD103/02的要求。
表1 PXS系统调试试验项目与HAD103/02对比
步骤2：基于系统及机组功能分解的维度，进行核电厂调试试验项目完整性评估。
从系统及机组层面功能分解出发，对试验项目进行完整性评估，功能分解按照功能树的模式开展，如图2所示。建立基于系统及机组功能分解的功能树模型包括以下步骤：首先在机组功能的基础上进行系统分解，再进行系统的功能分解，导出实现该功能对应的系统及设备，最后导出需要实施的试验项目。
对于本实施例中的AP1000核电机组进行系统分解，如图2所示，AP1000核电机组包括非能动安全壳冷却系统PCS、非能动堆芯冷却系统PXS、反应堆冷却剂系统RCS以及其他系统，再进行系统的功能分解，非能动堆芯冷却系统PXS的功能包括RCS紧急补水与硼化、紧急堆芯衰变热排出、安全注入功能以及其他功能，实现安全注入功能对应的系统及设备包括堆芯补水箱、安注箱、安全壳内置换料水箱、安全壳地坑、自动泄压系统，需要实施的试验项目为堆芯补水箱，其包括堆芯补水箱CMT至DVI管嘴流阻试验、CMT循环试验、测试堆芯补水箱液位报警信号的触发和解除、测量试验压力下堆芯补水箱顶部排气管线的排气流量、获取堆芯补水箱安注管线流量性能。
通过上述方式对功能分解，得出的试验项目如表2所示。对于阻止核电厂损坏、满足概率风险分析准则和预期未能停堆瞬态准则等功能，通过事故分析进行试验项目评估。
表2基于功能分解的PXS试验项目
与已有试验项目比较，发现第23项验证PH调节功能和第31、32项验证PXS对换料水池淹没的功能没有通过现场试验验证。对于PH调节功能，由于RCS、IRWST水装量太大，不宜进行现场试验，可通过试验台架验证PH调节篮性能是否满足要求；对于31项，可通过设计和检查来保障足够的水装量，对于32项，可进行IRWST与换料水池连接管线通道检查。
步骤3：基于事故分析的维度，进行核电厂调试试验项目完整性评估。
事故分析包括以下步骤：以安全概率分析为基础，进行事故环节分解，将这一系列事件序列分解为单独事件，对相同单独事件进行合并，得出有限事件，并将各环节上的事件进行验证。事故分析包含了对核电厂安全概率分析中事故的响应事件序列的验证。
根据核电厂安全概率分析，基于预计运行事件和设计基准事故，对试验项目进行完整性评估。对于预计运行事件和设计基准事故，可归纳为以下几类的假设始发事件：反应堆排热增加；反应堆排热减少；反应堆冷却剂系统流量减少；反应性和功率分布异常；反应堆冷却剂装量增加；反应堆冷却剂装量减少；放射性物质从子系统或部件释放。以小破口失水事故为例进行分析，小破口失水事故可归为反应堆冷却剂装量减少。
在小破口失水事故期间，反应堆冷却剂系统的压力下降到稳压器的低压设定值，触发反应堆停堆信号，同时产生“S”信号。CMT和加压的ACC给RCS提供额外的含硼水，IRWST向堆芯提供长期冷却水，与PXS相关的事件序列及试验项目如表3所示。
表3基于LOCA事故后事件序列的试验项目
步骤4：基于其他堆型核电厂横向比较的维度，进行核电厂调试试验项目完整性评估。
由于选取的PXS是AP1000核电厂特有的安全专设系统，与其他核电厂可比性不强，且与其他核电厂试验项目的比较主要在机组层面的试验项目，如负荷扰动/跟踪试验、失去场外电源试验等。因此本实例中对此进行简要说明。
与CPR1000堆型进行比较，CPR1000完成堆芯安注和紧急硼化功能的系统由安全注入系统、反应堆硼和水的补给系统组成，与AP1000相比，CPR1000多了能动部件的试验，如高、低压安注泵、硼酸注入箱循环泵等相关试验；AP1000多了管道流阻测量试验。从功能需求分析而言，虽堆型不同、技术有异，但试验项目存在相似性。
步骤5：通过以上4个维度的试验项目完整性评估后，将得出的试验项目进行合并，得出核电厂调试试验项目。得出的试验项目符合核安全法规导则的要求。
本发明可应用于第三代核电技术AP1000核电厂调试试验项目完整性评估，以非能动堆型冷却剂系统PXS为例进行调试试验项目完整性评估，通过4个维度评估，与已有试验项目比较，发现PXS的PH调节功能和PXS对换料水池淹没的功能没有通过现场试验验证。
本发明包含了对核安全法规要求的试验项目的符合性评估，系统及机组功能层面对试验项目进行评估，事故分析的角度进行试验项目评估，也与其他核电厂试验项目横向对比分析，可有效对AP1000/CAP1400及其他核电堆型进行调试试验项目完整性评估，对确保调试试验项目的完整性和有效性提供了保障，为核电机组调试试验项目的整体把握提供了一种有效途径，也为机组安全运行提供了保障，具有较大的实用和推广价值。
Claims (6)
1.一种用于核电厂调试试验项目完整性评估的方法，其特征在于，从多维度进行试验项目完整性评估，具体如下：
步骤1：基于核安全法规导则的维度，进行核电厂调试试验项目完整性评估；
步骤2：基于系统及机组功能分解的维度，进行核电厂调试试验项目完整性评估；
步骤3：基于事故分析的维度，进行核电厂调试试验项目完整性评估；
步骤4：基于其他堆型核电厂横向比较的维度，进行核电厂调试试验项目完整性评估；
步骤5：通过以上4个维度的试验项目完整性评估后，将得出的试验项目进行整合，得出完整的核电厂调试试验项目清单。
2.如权利要求1所述的一种用于核电厂调试试验项目完整性评估的方法，其特征在于，从所述的系统及机组功能分解出发，建立基于系统及机组功能分解的功能树模型。
3.如权利要求2所述的一种用于核电厂调试试验项目完整性评估的方法，其特征在于，所述的建立基于系统及机组功能分解的功能树模型包括以下步骤：首先在机组功能的基础上进行系统分解，再进行系统的功能分解，导出实现该功能对应的系统及设备，最后导出需要实施的试验项目。
4.如权利要求1所述的一种用于核电厂调试试验项目完整性评估的方法，其特征在于，所述的事故分析包含了对核电厂安全概率分析中事故的响应事件序列的验证。
5.如权利要求1所述的一种用于核电厂调试试验项目完整性评估的方法，其特征在于，所述的事故分析包括以下步骤：以安全概率分析为基础，进行事故环节分解，将事故分解获得的一系列事件序列分解为单独事件，对相同单独事件进行合并，得出有限事件，并对各环节上的事件进行验证。
6.如权利要求1所述的一种用于核电厂调试试验项目完整性评估的方法，其特征在于，所述得出的试验项目符合核安全法规导则的要求。
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Effective date of registration: 20210122 Address after: No. 29 Hong Cao Road, Xuhui District, Shanghai Patentee after: SHANGHAI NUCLEAR ENGINEERING RESEARCH & DESIGN INSTITUTE Co.,Ltd. Address before: 200233 Building 2, 888 Tianlin Road, Minhang District, Shanghai Patentee before: STATE NUCLEAR POWER ENGINEERING Co. |
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Address after: No. 29 Hong Cao Road, Xuhui District, Shanghai Patentee after: Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co.,Ltd. Address before: No. 29 Hong Cao Road, Xuhui District, Shanghai Patentee before: SHANGHAI NUCLEAR ENGINEERING RESEARCH & DESIGN INSTITUTE Co.,Ltd. |
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Effective date of registration: 20241118 Address after: No. 29 Hong Cao Road, Xuhui District, Shanghai Patentee after: Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co.,Ltd. Country or region after: China Patentee after: State Nuclear Power Technology Service Co.,Ltd. Address before: No. 29 Hong Cao Road, Xuhui District, Shanghai Patentee before: Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co.,Ltd. Country or region before: China |
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