核電廠定期試驗

處於運行階段的核電廠按運行技術規格書的要求，在確定的時間間隔內，按照試驗程式所規定的方法，對機組、系統、部件或構築物所進行的測定性能參數或檢查其可用性的工作。試驗的目的是驗證核電廠是否在運行技術規格書所規定的運行限值和條件下運行，機組是否仍有足夠的安全裕量，系統、部件或構築物是否處於運行技術規格書所要求的可用狀態，以保持系統的可靠性，確保所有故障的部件或其低於標準的性能不被長期隱匿。定期試驗、運行監督、儀表和電氣的校驗和標定以及在役檢查構成了對核電廠安全重要物項的全面的監督框架。這四方面的監督活動通常分別通過定期試驗監督大綱、運行規程、儀表和電氣校驗大綱和在役檢查大綱加以規定。有關定期試驗的法規性指導檔案可參見核安全導則《核電廠安全重要物項的監督》(HAF0308)。

基本介紹

• 中文名：核電廠定期試驗  
• 外文名：nuclear power plant periodictests

典型的定期試驗項目和頻度

定期試驗內容涉及到機組的許多性能參數、系統、部件和構築物，試驗項目繁多。以大亞灣核電廠雙機組為例，在一個換料循環周期內，進行的定期試驗總數約為6820項，其中在功率運行時進行的為5950項，在停堆大修時進行的為870項。下面將分別介紹若干典型的定期試驗內容和頻度。

核測量儀表的定期標定試驗

反應堆的功率量程探測器所處位置的中子注量率與反應堆功率之間的相互關係會由於堆芯燃料布置的變化及燃料燃耗而改變。一般在每次停堆換料後作一次一迴路和二迴路的熱平衡試驗，通過二迴路輸出的熱功率來標定中子探測器輸出電流所對應的熱功率。每天計算機數據採集系統還要作一次熱平衡計算，與核測量儀表所顯示的堆功率差值應小於2%P_N(額定功率)，否則要調整參數。此外還要為堆芯燃耗跟蹤計算及為軸向功率傾斜的控制提供參數，定期作不同運行工況下堆芯中子注量率分布和堆外功率量程核探測器的聯合測試，前者測試周期通常為30個等效滿功率日，後者測試周期通常為90個等效滿功率日。

反應堆保護系統的定期試驗

反應堆保護系統的主要功能是在運行工況超出限值時觸發緊急停堆，並且在事故工況下起動安全注射、輔助給水、安全殼隔離等專設安全設施。該系統一般均設有多重通道並在設計上保有可試驗性以驗證其可用性。試驗這樣進行，在正常運行時將某一通道處於測試狀態，其他不處於試驗狀態的通道保持可用，仍對反應堆起有效保護作用，且不會由於被試驗通道本身處於試驗狀態而觸發安全執行機構動作。然而，被測試通道短暫退出運行會使試驗所涉的部分保護系統的誤動機率有所增大(例如若由於試驗的緣故暫使2/4邏輯改為1/3邏輯，則誤動機率由6p+4p+p變為3p+3p+p，p為單通道誤動機率)。

保護系統的定期試驗一般分為T1、T2、T3三類。

(1)T1類：為反應堆保護通道測量和處理部分的定期試驗，試驗範圍從探測元件到閾值繼電器的輸出。

(2)T2類：為反應堆保護邏輯部分定期試驗，試驗範圍從電隔離模組到輸出放大器。T2試驗又分為自動和手動試驗，自動試驗主要檢查邏輯部分，手動試驗主要檢查信號部分。試驗周期為六個月至一個換料周期。

(3)T3類：為反應堆保護執行機構定期試驗，試驗範圍從輸出放大器到執行機構或執行機構的驅動裝置。試驗周期為兩個月。絕大部分執行機構的試驗只能和機械系統的定期試驗同時進行。只有反應堆停堆開關採取了特殊設計，允許它們隨著儀表系統一同作線上試驗，而不會使控制棒脫扣。

機械系統運行功能試驗

其目的是驗證系統或設備的執行功能是否滿足設計要求。主要包括如下幾個方面：

(1)閥門動作時間及其密封性的驗證。

(2)系統熱力、機電參數的驗證。

(3)長期不動設備的定期動作：機組正常運行期間，有些設備是長期不動的，為防止這些設備卡澀而進行定期的動作(但不包括設備定期切換)是非常必要的，這樣可以確保當機組需要時它們能靈活自如地動作。

(4)生產用介質儲備量的驗證：生產用介質儲備量是機組安全、穩發、滿發的基本保障，生產用介質包括硼酸、CO₂、液氮、氫氣、潤滑油、應急柴油機的燃油等。

(5)大修期間系統整體功能的驗證。

(6)模擬事故試驗：按程式人為假設一個或幾個故障模式，驗證系統或設備是否能按規定的要求動作並完全發揮其應有的功能。

現以輔助給水系統的定期試驗作為機械系統定期試驗的一個例子。在反應堆功率運行時，為了驗證處於備用狀態的電動輔助給水泵和汽動輔助給水泵的可用性，反應堆操縱員要定期手動起動這兩種輔助給水泵，此時輔助給水泵出口閥關閉，輔助給水泵從輔助給水箱汲水，水流通過小流量旁通管線返回輔助給水箱。每次開始試驗後，還要在輔助給水泵停轉時對其出口閥作開啟試驗(由於止回閥與出口閥串接，主給水不會倒流)。上述類型的試驗周期為兩個月，每一機械系列單獨進行。

為保證輔助給水箱的裝水量符合運行技術規格書的限值，必須每周核對一次主控制室水位讀數與就地水位指示的一致性。為了保證輔助給水箱的水質，每月還要專門起動補水系統的水泵，在輔助給水箱內的水充分混合後再作化學取樣。

此外，每兩個月還要人為關閉蒸汽發生器排污系統的閥門一次，以確保事故時輔助給水不會從此子系統分流。

上述各項功能試驗在機組功率運行狀態下進行，但有一些功能試驗則必須在停機狀態下進行。例如為了檢查輔助給水泵額定流量、揚程等運行參數，則必須在主給水泵不工作時進行。該類試驗周期為一個燃料循環。還要模仿在一根主給水管線破裂的情況下輔助給水系統的供水能力，試驗周期為三個燃料循環。此外，還要在每次換料大修時做主給水泵跳閘信號或電動主給水泵母線電壓低信號觸發下電動輔助給水泵的自起動試驗和輔助給水系統設備故障報警試驗。

三道屏障的完整性監督試驗

見燃料包殼完整性監督、反應堆冷卻劑系統承壓邊界完整性監督、安全殼完整性監督。

化學和放射化學監督

不論是線上還是離線(取樣分析)的化學和放射化學監督，按其性質基本上屬於運行監督，但通常也將其列入定期試驗監督大綱，其內容見核電廠水化學。

用機率風險分析方法評價定期試驗頻度

處於備用狀態的安全系統，通過縮短定期試驗周期可以及早發現設備的故障，並採取糾正行動，從而提高安全系統起動成功率，降低堆芯熔化機率。但是定期試驗的周期也不是越短越好，定期試驗不僅受機組運行狀態的限制，而且，如果起動頻繁，也會增加設備的磨損、增加人因故障和增加試驗相關係統的不可用率。營運單位通常按主設備設計單位或供貨商的推薦，在運行技術規格書和定期試驗監督大綱中確定安全相關係統的各類定期試驗周期，並呈報國家核安全監管機構。營運單位可根據定期試驗的統計數據通過機率風險分析，來評價定期試驗周期的合理性。以大亞灣核電廠應急柴油發電機組為例，統計數據分析得到它的設備故障率為6.36×10/h，該柴油機組試驗周期為一個月，對應的起動失效機率為2.29×10，由於柴油機起動失效而引起的堆芯熔化機率為1.16×10/a，該系統拒動對堆芯熔化機率的這一風險份額屬可接受水平。如構想把它的定期試驗周期從一個月延長為兩個月，則一年內由於試驗次數減少6次，試驗相關的不可用度由2.74×10減少為1.37×10(設每次試驗時該子系統不可用時間為2h)，對應的試驗相關不可用度造成的堆芯熔化風險雖可減少6.6×10/a，但系統拒動機率卻因試驗周期延長而增加一倍。因系統拒動引起的熔堆機率也相應增加，把改變試驗周期的這種正負效應累加，該系統(拒動加試驗不可用)的熔堆機率份額變為2.39×10/a，明顯高於國際推薦的允許值1.0×10/a。通過機率風險分析表明上述例子中要把試驗周期從一個月延長為兩個月是不可接受的。