技术领域
[0001] 本
发明属于核电厂调试技术领域，具体涉及一种非能动安全壳热量导出系统调试方法。
背景技术
[0002] 核电厂的调试是指安装工作基本完成后使构筑物、系统和部件进入某一运行模式将执行的所有活动，以对核电厂设计、设备制造、建造和安装
质量进行全面验证，确保核电厂能在额定功率下连续、稳定的运行，整个过程主要分为非核试验和带核试验两大部分。调试既是核电厂的建造阶段的最后一步，又是运行阶段的第一步，调试试验的全面性、安全性、有效性对核电厂的安全、可靠运行至关重要。
[0003] 日本福岛核事故后，根据我国核能政策的调整和国际先进核能的发展趋势，国内新建核电站将采用安全性更高、抗事故能
力更强的先进压
水堆核电技术。先进压水堆核电站首先从设计
角度提高核电站的整体安全性，引入新概念设计和具有新设计特性的物项，其中较为典型的新物项为非能动安全壳热量导出系统。非能动安全壳热量导出系统用于在核电站超设计基准事故工况下安全壳的长期排热，包括与全厂断电、喷淋系统故障相关的事故。在电站发生超设计基准事故(包括严重事故)时，将安全壳内的压力和
温度降低至可以接受的水平，保持安全壳完整性。
[0004] 作为先进压水堆核电厂中采用了新概念设计的工艺系统，在非能动安全壳热量导出系统正式投入运行前需对其所有功能进行调试。通过分析并设计完整的试验项目和试验内容、合理的试验方式和执行逻辑、准确且易于获取和判断的验收准则来全面检验整个系统的设计、制造和安装符合设计要求和满足系统性能标准，从而确保整个系统在核电厂发生超设计基准事故和严重事故时发挥其固有作用来有效地限制事故的后果。然而，在该系统的设计手册和有关文献中，并没有具体描述系统整体的调试试验方案和要求，也没有有关调试技术要求的说明；并且像这样采用了全新设计的非能动系统，更没有任何的调试经验可以采用和借鉴。
发明内容
[0005] 本发明的目的在于针对非能动安全壳热量导出系统的设计特点，提供一种非能动安全壳热量导出系统调试方法，从而全面、高效地验证系统的功能以及与系统设计目标的符合性，为确保非能动安全壳热量导出系统在核电厂发生超设计基准事故和严重事故时充分发挥其固有作用提供有力保障。
[0006] 本发明的技术方案如下：一种非能动安全壳热量导出系统调试方法，包括：
[0007] (1)根据非能动安全壳热量导出系统的功能构成和部件构成，制定系统调试试验项目；
[0008] (2)结合试验执行的先决条件和核电现场可创造的外部条件，制定系统调试试验方式；
[0009] (3)根据非能动安全壳热量导出系统设计的功能、实现功能的方式及其表征的重要指标和参数，制定系统调试试验内容；
[0010] (4)按照非能动安全壳热量导出系统部件的固态物理联系，并结合各部件所构成功能之间的包络关系，制定系统调试试验的逻辑。
[0011] 进一步，如上所述的非能动安全壳热量导出系统调试方法，步骤(1)中所述的调试试验项目包括：系统管道内部冲洗清洁、仪表控制系统调试、
阀门调试、换热水箱调试、再循环回路调试和系统性能调试。
[0012] 进一步，如上所述的非能动安全壳热量导出系统调试方法，步骤(2)中制定的调试试验方式包括：系统管道内部冲洗清洁、仪表控制系统调试、阀门调试、换热水箱调试、再循环回路调试采用核电现场试验的方式进行调试；系统性能调试应采用台架试验或实验室试验，同时开展理论计算和推理的多重并行方式进行调试。
[0013] 进一步，如上所述的非能动安全壳热量导出系统调试方法，步骤(3)中所述的调试试验内容包括：
[0014] 循环回路、水箱和换热器管道内部冲洗清洁；
[0015] 仪表和模拟控制通道、逻辑控制通道性能现场调试；
[0016] 阀门限位
开关、阀杆行程和阀门运行时间等性能的现场调试；
[0017] 换热水箱补水和排水性能现场调试；
[0018] 换热水箱液位报警性能现场调试；
[0020] 再循环回路电加热器性能现场调试；
[0021] 再循环回路化学添加性能现场调试；
[0022] 换热器换热性能台架试验和计算。
[0023] 进一步，如上所述的非能动安全壳热量导出系统调试方法，步骤(4)中制定的调试试验逻辑如下：首先对整个部件和系统管道内部进行除盐水冲洗和清洁；然后进行单个仪表、控制通道的性能、阀门性能调试；再进行换热水箱性能调试；最后进行再循环回路性能调试；在上述调试工作执行之前或同期，独立开展换热器换热性能的台架试验和计算。
[0024] 本发明的有益效果如下：
[0025] 本发明所提供的调试方法步骤(1)中要求同时对非能动安全壳热量导出系统的功能构成和部件构成进行分析。其目的是从系统的安全和非安全功能、部件和设备构成这两大方面来解读非能动安全壳热量导出系统，从而分别从系统功能构成和系统部件构成两个角度设置调试的工作。本方案一方面能确保系统调试项目设置的完整性以保证系统所有功能和部件都能得到有效验证，另一方面可为每项试验设置合理的试验方式奠定
基础。
[0026] 调试方法步骤(2)首先应梳理每项调试试验执行的先决条件，这些先决条件主要包括执行该试验时要求
核反应堆所处的工况(例如反应堆的温度和压力状态)、上下游关联系统的运行状态、试验所需人员和设备的可用性、试验空间和场所的可达性、安全保护措施的有效性、试验所需水源，电源，气源，热源和冷源供给的可靠性、试验所需外界条件的可实现性(例如
环境温度条件、气压条件、空气流动条件)。当分析认为核电现场可提供的外部条件能够满足试验所需的所有先决条件时，该项试验应在核电现场进行调试；否则应通过台架试验或实验室试验，并开展理论计算和推理的多重方式进行调试。采取多样化的试验方式是为了在调试期间确保工作人员和设备绝对安全的前提下，即达到有效控制试验
风险，又充分验证系统的性能的目的。
[0027] 调试方法步骤(3)主要针对系统所执行的不同功能，采用切实有效的技术方案来执行试验，并能够通过易于读取的技术指标参数来判别试验结果是否满足设计的要求。切实有效的方法主要指：管道空气吹扫清洁、除
氧除盐水冲洗清洁、通过模拟或真实的
信号输入验证系统的控制能力和响应、换热水箱的补水和排水能力、换热水箱的液位报警逻辑、再循环
电动泵的主要性能参数、电加热器的性能参数、化学添加能力、换热器的换热效率。易于读取的指标参数主要指：空气吹扫或除氧除盐水冲洗的产物的异物和杂质含量、模拟或真实信号控制逻辑的正确性和响应时间、阀门的行程距离和运行时间、换热水箱的补水，排水速率及蓄水量、液位报警设定值的准确性和报警触发的及时性、电动泵的电气参数，振动值，温度值和流量值、电热器的电气参数和加热效率、化学添
加速率和管道流通性、换热器的热交换因子。
[0028] 调试方法步骤(4)同时考虑系统中部件的固态物理联系和功能间的包络关系。首先对整个系统进行清洁，确保系统不残留异物或杂质；再针对每个功能中独立部件的固态物理联系(按照水流、气流和工艺流程方向)进行调试；然后隔离各个独立子功能进行针对性调试；最后将独立子功能连通起来执行整体性能调试。在执行上述调试工作期间或之前，可并行执行换热器性能的台架试验和计算，由此可将整个系统的调试工期做到最优化。
附图说明
[0029] 图1为本发明提供的非能动安全壳热量导出系统调试方法的
流程图。
具体实施方式
[0030] 下面结合附图和
实施例对本发明进行详细的描述。
[0031] 在核电厂的建设过程中，调试的目的是使核电厂的构筑物、部件和系统运转并验证其性能符合设计要求和满足性能标准，核电厂所有系统及其功能需执行完调试试验且试验结果满足设计准则后方能投入运行。非能动安全壳热量导出系统作为先进压水堆核电厂中采用了新概念设计的非能动系统，在其系统设计手册中未涉及调试方法有关的描述，也没有相关调试经验可以借鉴和参考。
[0032] 本发明给出一种非能动安全壳热量导出系统调试方法。该方法是基于非能动安全壳热量导出系统的设计特点，考虑不同的因素来依次制定系统的整体调试方法。即通过系统功能构成和部件构成制定系统调试试验项目；通过试验执行的先决条件和核电现场可创造的外部条件来制定系统调试试验方式；通过系统设计的功能、实现功能的方式及其表征的重要指标和参数来制定调试试验内容；通过系统部件的固态物理联系和各项功能的包络关系制定调试试验的逻辑。
[0033] 具体实施步骤如下：
[0034] (1)调试试验项目制定
[0035] 非能动安全壳热量导出系统采用非能动设计理念，利用内置于安全壳内的换热器组，通过水
蒸汽在换热器上的冷凝、混合气体与换热器之间的
对流和
辐射换热实现安全壳的冷却，并通过换热器管内水的流动，连续不断地将安全壳内的热量带到安全壳外。同时在安全壳外设置换热水箱，利用水的温度差导致的
密度差实现安全壳热量非能动排出。根据该系统的功能构成和部件构成，制定其调试试验项目有：系统管道内部清洁、控制系统调试、阀门调试、换热水箱调试、再循环回路调试和系统性能调试。
[0036] (2)调试试验方式制定
[0037] 先梳理各项调试试验执行所需的先决条件，再分析核电现场可创造的外部条件是否能够满足这些先决条件，依此制定切实可行的执行方式。系统管道内部清洁、控制系统调试、阀门调试、换热水箱调试、再循环回路调试可采用核电现场试验的方式进行调试；系统性能验证应采用台架试验或实验室试验，同时开展理论计算和推理的多重并行方式进行调试。
[0038] (3)调试试验内容制定
[0039] 根据该系统设计的功能、实现该项功能的方式以及功能实现所表征的重要指标和参数，制定调试试验内容。主要包括：
[0040] 循环回路、水箱和换热器管道内部冲洗清洁；
[0041] 仪表和模拟控制通道、逻辑控制通道性能现场调试；
[0042] 阀门限位开关、阀杆行程和阀门运行时间等性能的现场调试；
[0043] ·换热水箱补水和排水性能现场调试；
[0044] 换热水箱液位报警性能现场调试；
[0045] 再循环回路电动泵性能现场调试；
[0046] 再循环回路电加热器性能现场调试；
[0047] 再循环回路化学添加性能现场调试；
[0048] 换热器换热性能台架试验和计算。
[0049] (4)调试试验逻辑制定
[0050] 按照系统中各部件的固态物理联系，并结合部件所构成功能之间包络关系，制定各项调试试验的逻辑关系。执行逻辑如下：
[0051] 首先对整个部件和系统管道内部进行除盐水冲洗和清洁；然后进行单个仪表、控制通道的性能、阀门性能调试；再进行换热水箱性能调试；最后进行再循环回路性能调试。在上述调试工作执行之前或同期，可独立开展换热器性能的台架试验和计算。
[0052] 上述所有试验必须在核反应堆
堆芯装载核
燃料前完成且试验结果满足设计准则。
[0053] 实施例
[0054] 如图1所示，非能动安全壳热量导出系统调试方法的具体设计过程包括如下步骤：
[0055] (1)调试试验项目制定
[0056] 非能动安全壳热量导出系统(PCS)用于在超设计基准事故工况下安全壳的长期排热，包括与全厂断电、喷淋系统故障相关的事故。在电站发生超设计基准事故(包括严重事故)时，将安全壳压力和温度降低至可以接受的水平，保持安全壳完整性。PCS配备了外置安全壳
冷却水箱的液封措施，防止安全壳换热水箱水质被壳外环境污染。电站正常运行和检修时，系统配置了
循环水泵和加药措施防止安全壳外换热水箱
微生物滋生和水质降低。系统安全壳内换热器、安全壳外隔离阀和两者之间的管道为电站第三道安全屏障的组成部分。在系统设备、管道出现破口时，及时关闭隔离阀，防止
放射性物质外泄，确保电站第三道安全屏障的完整性。换热水箱为
蒸发器二次侧非能动余热排出系统(PRS)的提供冷却水源。在二次侧丧失动力和冷却水源的时候，为
蒸发器二次侧提供自然循环冷却动力和冷却水源。收集事故后换热器外表面冷凝水，汇流至堆芯注入和冷却系统(CIS)，用于事故后堆腔注水和冷却。
[0057] 由此根据该系统的功能构成和部件构成，制定其调试试验项目有：
[0058] ·系统管道内部冲洗清洁；
[0059] ·仪表和模拟控制通道试验；
[0060] ·逻辑控制通道试验；
[0062] ·换热水箱试验；
[0063] ·再循环回路启动试验(电动泵性能试验、加热器性能试验和化学添加性能试验)；
[0064] ·系统性能调试。
[0065] (2)调试试验方式制定
[0066] 结合试验执行的先决条件和核电现场可创造的外部条件，制定系统调试试验方式，下列调试试验项目采用核电现场试验的方式进行调试：
[0067] -系统管道内部冲洗清洁(现场调试)；
[0068] -仪表和模拟控制通道试验(现场调试)；
[0069] -逻辑控制通道试验(现场调试)；
[0070] -电动阀门试验(现场调试)；
[0071] -换热水箱试验(现场调试)；
[0072] -再循环回路启动试验：电动泵性能试验、加热器性能试验和化学添加性能试验(现场调试)。
[0073] 系统性能调试应采用台架试验或实验室试验，同时开展理论计算和推理的多重并行方式进行调试。
[0074] (3)调试试验内容制定
[0075] 根据非能动安全壳热量导出系统设计的功能、实现功能的方式及其表征的重要指标和参数，制定系统调试试验内容如下：
[0076] ·循环回路、水箱和换热器管道内部冲洗清洁(异物和杂质含量)；
[0077] ·仪表和模拟控制通道、逻辑控制通道性能现场调试(控制逻辑和信号的响应时间)；
[0078] ·阀门限位开关、阀杆行程和阀门运行时间等性能的现场调试(阀门的行程距离和运行时间)；
[0079] ·换热水箱补水和排水性能现场调试(速率和蓄水量)；
[0080] ·换热水箱液位报警性能现场调试(设定值的准确性和报警触发的及时性)；
[0081] ·再循环回路电动泵性能现场调试(电气参数，振动值，温度值和流量值)；
[0082] ·再循环回路电加热器性能现场调试(电气参数和加热效率)；
[0083] ·再循环回路化学添加性能现场调试(添加速率和管道流通性)；
[0084] ·换热器换热性能台架试验(热交换因子)。
[0085] (4)调试试验逻辑制定
[0086] 按照系统中各部件的固态物理联系，并结合部件所构成功能之间包络关系，制定各项调试试验的逻辑关系。执行逻辑如下：
[0087] 1)对整个部件和系统管道内部进行除盐水冲洗和清洁；
[0088] 2)进行单个仪表、控制通道的性能、阀门性能调试；
[0089] 3)进行换热水箱性能调试；
[0090] 4)进行再循环回路性能调试。
[0091] ·在上述调试工作执行之前或同期，可独立开展换热器性能的台架试验和计算。
[0092] 上述所有试验必须在核反应堆堆芯装载核燃料前完成且试验结果满足设计准则。
[0093] 显然，本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若对本发明的这些
修改和变型属于本发明
权利要求及其同等技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。
