本文介绍了 NNSA、IAEA 和 NRC 对反应堆冷却剂系统调试的相关要求， 结合 NRC 对首堆试验的要求和核电厂运行经验反馈， 确定了华龙一号反应堆冷却剂系统调试设计的总体思路。接着， 介绍了部件试验、系统试验和首堆试验的试验阶段和主要试验内容。通过实施以上试验， 可以验证 “华龙一号” 反应堆冷却剂系统和部件的性能符合设计和安全要求。
“华龙一号” 是在充分吸取我国三十余年核电研究、设计、制造、建造和运行经验的基础上，根据日本福岛核事故经验反馈和国内外最新核安全要求，通过实施一系列重要的安全设计和技术改进，由我国研发并具有完全自主知识产权的三代核电机组。
“华龙一号” 反应堆冷却剂系统 (以下简称RCS系统) 与 M310机组相比，堆芯装载的燃料组件由157组增加到177组， 蒸汽发生器换热面积由5430m2增大到6494m2，采用全新的稳压器波动管布置方式等，在保证堆芯安全裕量的前提下，进一步提高了核电厂的安全性、先进性和经济性。因此， 有必要对 RCS 系统的调试进行研究与设计，以验证系统和部件的性能符合设计和安全要求。
1 系统调试要求
1.1 国内法规和导则要求
国家核安全局 (NNSA) 发布的 HAF103 规定了核电厂调试应包括验证工作所必需的全部试验，以验证建成的核动力厂满足安全分析报告和设计要求， 并没有对 RCS 系统调试做相关规定[1]。HAD103/02规定了核电厂调试的阶段划分，以及每个调试阶段执行的主要试验项目， 但未对 RCS系统调试做具体介绍[2]。
1.2 国外核安全导则要求
国际原子能机构 (IAEA) 发布的 No.SSG-28和美国核管会 (NRC) 发布的 RG1.68 从总体上介绍了核电厂在不同调试阶段执行的主要试验内容，同样未对 RCS 系统调试做具体介绍。但是，RG1.68将根据联邦法规第10 章第52 部分设计的新反应堆的构筑物、系统或部件相关的新设计特点的全新的、独特的或者特殊的试验定义为首堆试验[3，4]， “华龙一号”RCS 系统首堆试验研究和设计主要依据这个规定进行。
1.3 核电厂运行经验反馈
美国 Trojan 核电厂于1988 年发现稳压器波动管出现预料之外的位移和弯曲， 调查发现是由于设计中未考虑波动管热分层引起的。为此， NRC 先后发布88-08和88-11公告， 要求所有在役或在建核电厂必须对稳压器波动管热分层进行分析论证，确保其结构完整性[5，6]。
1.4 调试阶段划分
参考国内外核电厂调试实践， 结合核安全导则 HAD103/02要求，核电厂调试分为三个主阶段和十一个阶段，具体见表1。
2.RCS系统调试总体介绍
分析 NNSA、IAEA 和 NRC 对系统调试相关要求后，结合国内外核电厂系统调试实践和运行经验反馈， 将华龙一号 RCS 系统调试分为部件试验、系统试验和首堆试验三个组成部分。其中，部件试验包括阀门、仪表、仪控通道、主泵和稳压器等设备的单体试验; 系统试验包括水压试验、综合试验、调节试验、流量测量试验和性能试验等;首堆试验包括堆内构件流致振动试验、波动管温度监测试验和 RCS自然循环载热试验。
3 部件试验
3.1 阀门试验
在 A0阶段执行， 主要是检查阀门限位开关运行和阀杆行程，检查阀门的失效位置和无效信号，测量阀门动作时间，验证阀门功能满足技术要求。对于严重事故快速卸压阀， 还需检查流体通道的流通性。
3.2 仪表试验
3.2.1 水位测量仪表
在 A1.2阶段，通过可视水位计给出三个不同点的水位定值以校核水位通道， 并通过改变系统水位来检查水位定值以及定值触发的预期动作(报警产生、消失和联锁等)， 从而验证水位测量通道的完整性。在 A2.1 阶段稳压器充水、排水和汽腔形成过程中， 对水位测量通道进行相互校准。 3.2.2 压力测量仪表在 A2.1阶段，通过使用标准的压力表或压力模拟器给出三个不同点的压力定值以校核压力通道，并通过改变系统压力来检查压力定值以及定值触发的预期动作 (报警产生、消失和联锁等)，从而验证压力通道的完整性。 3.2.3 温度测量仪表在 A2.1和 B1.2 阶段四个温度平台， 依据供货商提供的数据表校验所有温度计; 在 A2.1和 B1.2 阶段额定热停堆状态下， 检查温度计 GD 校准模块及 ΔT/Tavg加法器 GD 校准模块的输出在主控室的读数，以确保临界前温度测量通道的可用性; 在 C 阶段 75%FP 平台对加法器 GD 校准模块进行预校准并在100%FP 平台进行最终校准。
3.3 通道试验
在 A0 阶段， 通过传感器和执行器性能试验，检查接线正确性、相关 DCS 硬件/软件组态正确性和通道模拟试验， 验证仪表和控制通道; 通过执行器和接触器性能试验， 检查信号处理正确性、IIC/BUP/ECP 状态指示和控制正确性、就地报警指示正确性，验证逻辑控制通道。
3.4 主泵试验
在 A0阶段，检查电机润滑油系统， 检查和调节电机用冷却水， 验证电机的机械和电气参数，验证相关报警及联锁。在 A1.1 阶段检查主泵轴封注入系统、停车密封系统和应急轴封系统，检查轴封的高压泄露和低压泄漏参数， 检查和调节高压冷却器的设冷水量，验证相关报警及联锁，确认主泵在冷态水压试验和热态性能试验期间的运行正常。
3.5 稳压器及卸压箱试验
在 A1.1阶段，将稳压器充满水后进行通断式电加热器通电试验，测量单组电加热器供电后的输出功率， 同时检查比例式电加热器的性能。在 A1.2阶段，通过改变卸压箱水位和压力， 验证水位和压力测量通道的正确性， 通过卸压箱水位变化测量喷淋和疏水流量满足设计要求。
4 系统试验
4.1 水压试验
在 A1.1阶段，通过对反应堆冷却剂系统和相关系统的高压部分执行1.3倍设计压力的水压试验，检查压力容器密封环、管道、阀门、焊缝、法兰等连接处的渗漏情况和压力表的指示情况，验证系统的密封性能。
4.2 综合试验
4.2.1 主设备支承间隙测量
在 A2.1 阶段热停堆工况稳定120h 后， 通过测量蒸汽发生器上、下部水平支承间隙， 确定调整垫片厚度;通过调整调节螺柱， 将稳压器上部水平支承间隙调整至设计理论值; 通过测量蒸汽发生器、波动管阻尼器和弹簧支吊架、蒸汽发生器和主泵阻尼器相对冷态安装的位置， 验证实测值与理论值的符合性。
在 B1.2 阶段热停堆工况稳定120h 后， 通过测量蒸汽发生器上、下部水平支承间隙和稳压器上部水平支承间隙， 验证实测值满足设计要求。
4.2.2 管道和支架验证
在 A2.1阶段系统充水且处于冷态时确定管道位移测量参考点，在180 ℃和291.7 ℃温度平台测量管道位移，验证测量值与理论值偏差在设计范围内;在 A2.1阶段系统充水且处于冷态时调整并检查支吊架和阻尼器，以确定支吊架的正确性，在180 ℃和291.7 ℃温度平台目视检查支吊架，验证支吊架的机械性能符合要求。
4.2.3 热损失测量
在 A2.1阶段， 通过测量蒸汽发生器、稳压器、主管道、波动管、主泵泵壳和辅助管道保温层外表面温度，以及环境温度和流体温度， 计算保温层实际热损失，验证与理论热损失偏差在设计允许范围内。
4.3 调节试验
4.3.1 稳压器连续喷雾调节试验
在 A2.1和 B1.2阶段热停堆平台，通过停运通断式电加热器和喷雾阀，用比例式电加热器调节反应堆维持在热停堆工况，测量稳压器的热损失，计算连续喷雾流量;然后使调整比例式电加热器至50%输出，手动调节喷雾阀维持稳定的热停堆工况，将喷雾阀挡块锁定在试验结束的位置。
4.3.2 稳压器电加热和喷雾效率试验
在 A2.1和 B1.2阶段热停堆平台，通过断开所有电加热器、全开喷雾阀，验证实际的喷雾效率在设计限值内;通过触发通断式电加热器、关闭喷雾阀，验证实际的加热效率在设计限值内。
4.3.3 稳压器安全阀组件功能试验
在 A2.1阶段， 系统压力约为3.4 MPa 时，通过调节系统压力开启和关闭稳压器安全阀， 测量阀门开启和关闭时间，验证阀门的低温超压保护功能;系统压力约为14.5 MPa时， 通过调节系统压力打开安全阀， 保持开启直到隔离阀关闭，检查各个阀位的所有报警， 验证安全阀开启时间和实际卸压梯度在设计限值内。
4.4 流量测量试验
4.4.1 反应堆冷却剂流量验证试验
在 A1.1、A2.1和 B1.2阶段的四个工况下，通过测量主泵电机的功率和主泵进出口压差， 采用主泵电功率与扬程、流量的关系式确定每条环路的流量，验证环路的流量和反应堆压力容器的流量大于所要求的最小流量。
4.4.2 反应堆冷却剂流量惰性试验
在B1.2阶段， 通过停运三台主泵使反应堆冷却剂强迫循环流量丧失，确定环路冷却剂流量的下降趋势大于设计限值， 同时验证主泵转速、进出口压差和环路流量低等整定值。
4.4.3 根据热平衡计算反应堆冷却剂流量
在C 阶段30%、50%、75%、87% 和100%FP 五个功率平台， 通过热平衡计算得到每条环路流量，验证环路流量在热工设计流量和机械设计流量之间，反应堆压力容器的流量在3 倍热工设计流量和3倍机械设计流量之间。
4.5 性能试验
4.5.1 蒸汽发生器出口蒸汽湿度测量
在 C2阶段与参考平均温度对应的出口蒸汽压力下，采用示踪法通过测定蒸汽发生器出口蒸汽和流过汽水分离装置后的疏水液相中所带出的示踪剂浓度确定蒸汽发生器出口蒸汽湿度， 以验证蒸汽品质满足设计要求。
4.5.2 额定热功率输出试验
在C2阶段，通过测量蒸汽发生器二次侧进、出口之间的焓差确定机组的额定热功率， 从而检验电厂的性能满足设计要求。
4.5.3 蒸汽发生器设计裕度试验
在 C2阶段，通过降低一回路平均温度将蒸汽发生器出口蒸汽压力调整值6.8 MPa (对应环路流量等于最佳估算流量，10% 堵管情况下蒸汽发生器出口蒸汽的最小压力)， 测量蒸汽发生器的额定热输出功率和蒸汽含湿量， 从而验证蒸汽发生器在设计堵管率的情况下所提供的蒸汽品质仍可满足设计需求。
5 首堆试验
根据 RG1.68 对首堆试验的要求和核电厂运行经验的反馈，确定华龙一号首堆试验项目为堆内构件流致振动试验、波动管温度监测试验和RCS自然循环载热试验。
5.1 堆内构件流致振动试验
国家核安全局颁发的华龙一号建造许可证要求福清业主按照 RG1.20原型类开展堆内构件流致振动堆内实测工作。首先建立华龙一号1∶1 反应堆流场 CFD 模型， 通过分析预计堆内构件在热态功能试验期间因一回路冷却剂流动而产生的动态响应和振动热性。然后基于1∶5 比例模型试验和预分析结果，在吊篮、堆芯板和堆内测量导向结构等位置布置16 个加速度计、32 个应变计和3个压力传感器进行堆内实测。
在 A2.1阶段升、降温不同工况下， 测量主泵启动瞬态、稳定运行和停运瞬态下堆内构件的流致振动响应;在热停堆工况下进行240h 耐振考验试验;在 A2.1阶段试验结束后对堆内构件进行全面检查。
比较堆内实测结果和预分析值， 如果测量的结构部件的振动应力在预分析值内， 则实测结果合格;如果实测结果超过预分析值， 应分析原因并评价对堆内构件结构完整性的影响; 同时， 热态功能试验后对堆内构件的检查结果应满足检查大纲的要求。
5.2 波动管温度监测试验
基于 CFD 理论分析结果， 在稳压器波动管不同位置布置13 组温度传感器， 每组传感器沿波动管半截面均匀布置。根据不同位置热分层现象的差异，采用三种传感器布置方案。在预计热分层现象明显的位置，布置7 支温度传感器; 在预计热分层现象较弱的位置，布置5 支温度传感器;在预计不会出现热分层现象的位置， 布置1 支温度传感器用于监测。
在 A2.1阶段，实时监测并记录13组温度传感器的数据，同时记录稳压器压力和水位、反应堆冷却剂系统环路流量和温度、上充和下泄流量等运行数据。如果某一位置不同传感器的最大温差<35 ℃， 表明试验结果满足预期; 如果最大温差≥35 ℃， 则由设计院依据记录的温度和运行数据做进一步评价。
5.3 RCS自然循环载热试验
为了验证堆芯衰变热能够通过 RCS 自然循环由蒸汽发生器带出， 在 B3 阶段3%FP 功率水平 (模拟堆芯衰变热) 稳定运行30 分钟， 按照运行规程手动停运三台主泵，维持反应堆功率水平在试验初始值，监测反应堆入口温度、稳压器压力、水位和蒸汽发生器水位变化趋势无异常。测量的反应堆压力容器出口温度过冷度变化趋势能够收敛，且>16.3 ℃;反应堆压力容器进出口温差变化趋势能够收敛，且>37 ℃;堆芯出口温度过冷度变化趋势能够收敛，且>8 ℃，表明通过RCS自然循环能够持续稳定带走堆芯衰变热。
6 总 结
本文通过研究国内外核安全法规和导则对RCS系统调试的相关要求， 结合核电厂系统调试实践和运行经验反馈， 确定了华龙一号 RCS 系统的主要调试项目。这些调试项目作为机组调试大纲的一部分内容通过了国家核安全局的审评，在华龙一号执行以上试验， 能够验证 RCS 系统和部件的性能符合设计和安全要求， 从而保障华龙一号核电机组安全稳定运行。
