ECMM000 EGDGMM000调试大纲秦山第二核电厂3号、4号机组调试大纲(生效版).doc

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1、调试大纲秦山第二核电厂3号、4号机组调试大纲E-GD/CMM/000版次：1正文页数：42附件页数：33编写校核审定质保审查会签日期姓名姓名日期姓名日期姓名日期姓名日期2008.3.15顾蔚泉袁 旭张涛黄国昭王奇文陈松涛于 涛洪源平戚屯锋程 稳都继超雷鸣泽刘崇都升版原因：生效 批准实施： 杨兰和 生效日期：分发：公司领导、总经理助理、副总师，公司办、调试处、生产准备处、运行二处、工程管理处、设备处、设计处、质保处、信息文档处、计划合同处、运行处、维修处、技术处、安防处、核安全处、生产计划处、机动处、保卫处、行政处密别： 秘密 限制 无密级 原件存信息文档处此文件知识产权属核电秦山联营有限公司，

2、未经许可，外单位不得复制或有其它侵权行为。程 序 修 改 跟 踪版次编写批准日期修改说明1顾蔚泉陈松涛杨兰和2009.03.15生效目 录1、 前言1.1 工程概况1.2 调试大纲的主要内容1.3 调试大纲编制的依据2、 调试的目的3、 调试的基本原则和应具备的条件3.1 调试基本原则3.2 调试应具备的条件4、 调试的阶段划分4.1 预运行试验阶段4.2 初始启动试验阶段5、 调试文件5.1 调试大纲5.2 系统调试大纲（CP）5.3 调试导则（SG）5.4 调试规程导则（STP） 5.5 调试管理手册（E-CMM）5.6 调试规程（TP）5.7 调试连接程序（ENS和DEM）5.8 调试报

3、告（TR）和调试阶段总结报告（PTR）6、 调试各阶段的主要试验内容6.1 预运行试验阶段的主要内容6.2 初始启动试验阶段的主要内容7、 调试监督和试验结果的审查7.1 监督目的7.2 监督形式7.3 监督方法8、 调试计划和进度控制8.1 调试计划原则8.2 调试计划的编制9、 调试组织机构、职责分工和人员资格要求9.1 调试组织机构9.2 职责分工9.3 调试人员资格9.4 调试人员的培训与授权10、 调试的接口与分工10.1 调试与安装的接口与分工10.2 调试与运行、维修的接口与分工11、 调试管理12、 参考文件13、 附录附录1秦山第二核电厂3号、4号机组系统调试大纲清单附录2秦

4、山第二核电厂3号、4号机组调试导则清单附录3秦山第二核电厂3号、4号机组调试规程导则清单附录4秦山第二核电厂3号、4号机组系统安全准则清单附录5秦山第二核电厂3号、4号机组调试管理程序清单附录6秦山第二核电厂3号、4号机组调试项目清单附录7秦山第二核电厂3号、4号机组调试项目试验概要表附图1秦山第二核电厂3号、4号机组调试的阶段划分附图2秦山第二核电厂3号、4号机组预运行试验阶段试验程序附图3秦山第二核电厂3号、4号机组首次临界和低功率试验阶段试验程序附图4秦山第二核电厂3号、4号机组功率试验阶段试验程序附图5秦山第二核电厂3号、4号机组调试组织机构图附图6秦山第二核电厂3号机组调试二级网络进

5、度1 前言1.1 工程概况秦山第二核电厂 3号、4号机组是秦山核电二期工程的扩建工程，工程设计根据国际、国内核电厂的运行实践，特别是吸取了1号、2号机组的运行经验反馈，以1号、2号机组为参考，实行“翻版加改进”的原则，对核岛、常规岛系统设备进行了多项设计改进，安全性、可靠性得到了进一步的提高，同时充分利用了1号、2号机组原有的公用设施（淡水厂、辅助锅炉等）。计划建设工期由1号、2号机组的72个月缩短到60个月。1.2 调试大纲的主要内容核电厂的部件和系统安装完毕后，便进入核电厂调试阶段，在这个阶段要对构筑物、部件和系统进行试验以验证其性能符合设计要求和满足性能标准，其中包括非核试验和带核试验，

6、调试的过程包括从核电厂安装完成到满功率商业运行这一时期为确保电站满足设计参数和性能指标所进行的一系列活动。调试是核电厂初期阶段最重要、最关键的步骤之一，它既是建造阶段的最后一步，又是设备运行的第一步，所有安全方面的问题都必须加以考虑。核电厂的调试工作从安装好的部件开始，继而进行子系统试验及系统整体试验，最后完成核电厂的整体综合性试验，核电厂调试是验证核电厂能够安全、可靠运行的过程。为了安全、有序和有效地开展调试工作，所有调试活动必须遵循经过审批的书面文件。编制调试大纲和相应的调试管理程序、调试试验规程的目的就是指导这一工作的顺利进行。秦山第二核电厂3号、4号机组调试大纲是开展调试工作的纲领性文

7、件，它在整体上规定了核电厂调试工作的总体框架，其主要内容有：1) 前言2) 调试的目的3) 调试的基本原则和应具备的条件4) 调试的阶段划分5) 调试文件6) 调试各阶段的主要试验内容7) 调试监督及试验结果的审查8) 调试计划和进度控制9) 调试组织机构、职责分工及人员资格要求10) 调试的接口与分工11) 调试管理12) 参考文件13) 附录1.3 调试大纲编制的依据秦山第二核电厂3号、4号机组是在原1号、2号机组的基础上遵循“翻版加改进”的原则进行设计的，调试的组织模式也是以1号、2号机组调试组织模式为参考，因此3号、4号机组的调试大纲以1号、2号机组的调试大纲为参考，同时结合3号、4号

8、机组的设计改进进行编写。在编写过程中借鉴了1号、2号机组调试工作的经验反馈，特别是安装与调试的接口分工、调试组织机构、调试计划、调试实施管理等方面的经验反馈，同时充分考虑了利用秦山第二核电厂现有的软硬件设施和人力、技术资源。秦山第二核电厂3号、4号机组调试大纲编制的依据为：1) 核安全法规核动力厂运行安全规定（HAF1O3/04）2) 核安全导则核电厂调试程序（HAD1O3/02）；3) 核安全导则核电厂调试和运行期间的质量保证（HAD003/09）；4) 核安全导则核电厂安全运行管理（HAD1O3/06）；2 调试目的调试工作包括核电厂在交付生产运行前在构筑物、系统和部件上所进行的全部试验。

9、其主要目的如下：1) 验证核电厂能在设计规定的运行工况下安全运行；2) 保证构筑物、系统和部件的性能符合设计和安全要求；3) 全面验证设计、设备制造和安装质量；4) 对系统和设备进行考验，暴露并消除缺陷，以提高核电厂运行的安全可靠性；5) 培训生产人员，使其及早熟悉系统和设备以及核电厂设计与运行特性；6) 验证运行规程、定期试验规程以及某些异常工况下使用的规程；7) 调整运行参数，以便制定合理的运行方式；8) 收集试验参数，为今后核电厂运行提供原始的基础数据。3 调试的基本原则和应具备的条件3.1 调试基本原则核电厂全部调试活动包括预运行试验和初始启动试验两大部分，在整个调试过程中遵循下述基本

10、原则：调试实施管理原则：1) 所有调试活动必须遵循“安全第一，质量第一”的方针，确保人员、系统及设备安全和核安全，确保调试实施过程的质量要求。2) 调试活动应遵循国家核安全法规的要求，同时要遵循设计及设备厂家的有关的技术要求；3) 所有调试活动必须在有效书面文件的指导下进行，避免盲目的、无事先准备的调试活动；4) 应制定切实可行的调试网络计划，调试工作按照网络计划的要求分阶段有序进行。调试实施技术原则：1) 调试大纲用来保证构筑物、系统和部件在在役期间具有符合设计要求的性能，但并非对所有的构筑物和系统都要求相同，最严格的要求将用于最重要的构筑物、系统和设备，如专设安全设施；2) 每项试验的时间

11、应该足够长，以便使设备能够达到正常压力和温度的平衡工况；3) 调试工作分阶段有序进行，在完成上一阶段试验且试验结果评价满意，确认已实现全部目标和核安全管理要求后，才允许进行下一阶段的调试工作； 4) 试验应尽可能模拟正常运行条件，同时应模拟运行参数最大可能达到的范围；5) 在保证人员、系统及设备的安全以及系统的清洁度情况下，可以模拟异常运行工况，以验证核电厂在异常运行工况下的安全保障能力。3.2 调试应具备的条件核电厂调试活动开始时应具备以下条件：1) 有关的构筑物、系统和部件已按照设计要求和技术条件安装完毕；2) 安装单位已向核电厂提交了有关构筑物、系统和部件安装完工报告，并通过检查验收认可

12、，证明质量符合要求；3) 调试试验所需要的电气、机械设备已经过检查，试验用的仪表已经过标定并在有效期之内；4) 调试所需的备品备件、工器具、材料及临时设施已准备齐全；5) 对中间交工验收后的系统与设备管理、运行维护和检修等已作好安排；6) 所有有关的调试文件已制定并通过审查批准；7) 调试组织机构、职责分工、人员、调试计划和行政管理工作已作好安排；8) 调试人员已经过培训并符合资格要求取得授权；9) 工业安全、消防、辐射防护、急救及通讯联络等设备器材和措施已准备就绪。4 调试的阶段划分秦山第二核电厂3号、4号机组的调试以核岛系统的调试为整个调试计划的关键路径，核岛调试工作分为三个阶段，即：1)

13、 阶段：安装试验阶段（或称初步试验）2) 阶段：功能试验阶段（装料前的试验阶段）3) 阶段：初始启动试验阶段（装料后试验阶段）其中阶段和阶段属于预运行阶段的试验，阶段属于初始启动阶段的试验。三个调试阶段及其子阶段的划分见附图1。上述各主要试验阶段又可分为若干子阶段，各子阶段的细节及有关的主要试验项目将在第6章说明。4.1 预运行试验阶段预运行试验包括堆芯首次装料前的所有试验工作，通常分为两个子阶段，即：1) 阶段：安装试验阶段（或称初步试验）安装试验指单个设备、系统的初步试验，主要包括以下几方面的内容： 系统的充水试验和系统冲洗； 单体部件的初次启动和调整； 部件与系统的初次通电试验； 逻辑通

14、道试验及开环（或模拟）试验等。安装试验由安装承包商的调试人员负责，并在试验完成后通过调试移交手续将系统、设备移交到业主调试处，以便实施后续的功能试验。2) 阶段：功能试验阶段功能试验指装料前反应堆冷却剂系统及辅助系统、二回路主辅系统的全部冷态和热态功能试验，也包括装料前的准备工作。4.2 初始启动试验阶段1) 阶段：初始启动试验阶段初始启动试验包括堆芯首次装料、临界前试验及首次临界到满功率运行全部试验。5 调试文件根据核安全法规的要求，核电厂的整个调试活动必须遵循经过审批的书面文件，秦山第二核电厂3号、4号机组的调试文件有以下几类： 调试大纲； 系统调试大纲（CP）； 调试导则（SG）； 调试

15、规程导则(STP)，包括安全准则（SSC）； 调试管理手册(E-CMM)； 调试规程（TP）； 调试连接程序（ENS和DEM）； 调试报告(TR)和调试阶段总结报告(PTR)等。5.1 调试大纲即本文。5.2 系统调试大纲（CP）系统调试大纲主要包括以下内容： 本系统应进行的试验项目； 每项试验的调试目的和试验条件； 对安全有关系统规定了安全（验收）准则； 列出编写调试规程（TP）时所用到的基本规程或调试导则（SG）； 本系统中各项试验的顺序及其逻辑关系。附录1中列出了秦山第二核电厂3号、4号机组69个系统的CP清单，其中包括10个虚拟（伪）系统（BAS，CDF，COC，COR，NET， PE

16、R，RRC，RAD，ENS和DEM）。5.3 调试导则（SG）调试导则（SG）是编写单体调试规程（TP）的基础文件之一，它们为某种给定类型的部件（如泵、电机等）或某种给定类型的试验（如冲洗）规定了通用的试验方法和规则，用来指导编写具体的调试规程（TP）。附录2中列出了秦山第二核电厂3号、4号机组调试导则（SG）清单。5.4 调试规程导则（STP）调试规程导则（STP）是编写系统调试规程（TP）的基础文件之一。它们为某些重要系统的试验项目介绍了试验目的、条件和方法，这些文件为编制详细的调试规程（TP）时作指导。附录3列出了秦山第二核电厂3号、4号机组调试规程导则（STP）的清单。STP给出了两类

17、验收准则：安全准则和运行准则。定义如下： 安全准则：为某种参数的某些条件，该条件如果不能被验证，将直接或间接地影响事故分析的结果或者不能满足核安全要求。如果安全准则（包括测量误差）不能满足，应对试验方法和结果进行分析、评价，必要时重新试验。附录4列出了秦山第二核电厂3号、4号机组安全准则清单。 运行准则：包括某种参数的全部条件，这些条件如果不能被验证，将对设备按照技术规格书中确定的持续运行产生有害影响。如果运行准则不能满足，则该试验是无效的，应对试验方法和结果进行分析、评价，必要时重做试验，若还不能满足则该部件应由设计单位和设备供货商进行审查，分析设计或（和）设备制造方面的原因。 期望值：是由

18、计算或由过去的经验得出的具体数值，或厂家推荐的最优值，该值如果能在试验前获得，则有助于试验结果的评价和建立初始设备或系统运行的数据库。运行准则中对于未规定的，而依赖于通过试验获得的运行参数，则给出期望值。试验的结果可以高于或低于这个数值而不会影响试验的有效性。5.5 调试管理手册（E-CMM）调试管理手册是调试管理程序的集合，它以秦山第二核电厂3号、4号机组调试大纲（即本文）和秦山第二核电厂3号、4号机组生产准备大纲为依据，对调试活动的具体开展进行了规范，是顺利实施各项调试活动的管理依据。附录5列出了秦山第二核电厂3号、4号机组调试管理程序（E-CMM）的清单，调试管理程序的具体说明见第11节

19、。5.6 调试规程（TP）调试规程是具体进行每项试验的工作执行文件，它规定了每项试验的具体实施方法。内容包括：试验目的、测量仪表和专用试验设备清单、专门预防措施、试验条件、初始状态、试验步骤、恢复、验收准则、参考文件和附件等。附录6给出了秦山第二核电厂3号、4号机组调试项目清单。每个试验项目的试验概要和验收准则见附录7：秦山第二核电厂3号、4号机组调试项目试验概要表。5.7 调试连接程序（ENS和DEM）调试规程中一类特殊的规程为调试连接程序（ENS和DEM），连接程序（ENS和DEM）规定了某个调试子阶段在不同系统上进行的若干试验，并说明试验的先后顺序。其中ENS是用于预运行试验阶段的连接程

20、序，DEM是用于初始启动试验阶段的连接程序。连接程序为每项试验规定了适用的TP和SG，必要时，还会涉及到使用的运行规程和定期试验规程。连接程序规定了的每一个子阶段全部试验前要求的总条件，必要时还指出为执行某些试验所必须的与运行技术规格书的某种偏离。5.8 调试报告（TR）和调试阶段总结报告(PTR)在试验实施过程中按规定记录试验参数和收集试验数据，试验完成后进行计算分析，对试验结果进行评价，然后编写成调试试验报告（TR），经校对、审核、批准后出版。在某一调试阶段的试验实施工作完成后，将该阶段试验实施情况、试验中发生的异常事件进行总结，编写成试验阶段总结报告（PTR），提交调试启动委员会审评，决

21、定是否可以开展下一阶段的调试工作，在调试工作全部完成后，编写该机组的调试总结总报告。6 调试各阶段的主要试验内容6.1 预运行试验的主要内容预运行试验应证明，在设计规定的运行模式下和在整个设计的运行范围内，构筑物、系统和部件的运行都将符合设计要求。预运行试验包括所有的监测、调节、标定和各种功能试验，以保证装料、首次临界和低功率试验能安全地进行。预运行试验在接近安装完毕时开始，其试验结果的分析应证明设备和功能组件的运行是满意的，或者在异常时能允许采取必要的纠正措施。一般情况下，所有的预运行试验应在首次装料前完成，但对于只能在堆芯装料后才能安装的设备或功能组件的试验不循此例。此外，如果在装料前由于

22、相关设备和（或）系统不可用，预运行试验不能正常完成（或对其试验结果不满意）时，可以在装料后进行（或重作试验），但这种推迟试验不能与运行技术规格书规定的安全要求相矛盾。预运行试验程序见附图2，预运行试验包括下述两个阶段：6.1.1 安装试验阶段（阶段）安装试验是指对建造、安装好的设备和系统进行独立试验和检查，一般包括系统和设备的冲洗、清洁，部件的检查，充水打压和单体功能试验，调节阀门的扭矩和限位，核对电气和保护装置，仪表的初始标定以及开环（数字或模拟）通道试验，测量保护系统的响应时间等，同时对供电、供水、通风、供气等系统进行启动试验。在对泵进行单体功能试验过程中，应解开电机与泵的靠背轮，以便对电

23、机单独进行试验；试验完成后对靠背轮进行连接，泵在小流量管线上进行单体功能试验。在本阶段系统的最终清洁度是通过高速冲洗管线（通过启动泵进行流体的循环）来达到的，因此供水或贮存系统，如除盐水分配系统（SED）、硼和水补给系统（REA）、换料水池和乏燃料贮存水池冷却系统（PTR）,必须首先进行冲洗。对于所有与反应堆冷却剂主管道相连的系统，在反应堆压力容器顶盖和堆内构件安装之前，都要冲洗到反应堆压力容器。本阶段上述试验主要属于安装范畴的试验，由施工单位进行，并通过中间交工验收程序向联营公司调试处进行移交。在冷态功能试验之前，在反应堆压力容器开盖情况下可着手进行部分系统的冷态功能试验，这些试验也可在冷态

24、水压试验之后进行。这些试验有： 安全注入系统功能试验，包括： 按照安全要求调节各流道的注入流量； 验证安注箱在模拟状态下的排放能力； 验证整个系统的可运行性。 安全壳喷淋系统功能试验； 余热排出系统常压下功能试验； 反应堆换料水池和乏燃料贮存水池冷却系统功能试验； 安注与安喷系统的地坑再循环试验。为完成上述试验，所必需的电源供给系统、设备冷却水系统、压缩空气供给系统和除盐水供给系统以及模拟机柜、逻辑机柜、监测和控制仪表通道、电站计算机的试验也必须在上述试验实施前完成并投入运行。此外，为下一步整体系统试验所需要的辅助系统，如部分厂房通风冷冻系统投运和燃料厂房内的燃料装卸系统试验也可在此时同时进行

25、，而且必须在机组接收燃料元件之前完成。6.1.2 功能试验阶段（阶段）功能试验阶段的试验要模拟从换料冷停堆直到热停堆的NSSS全部运行工况（无燃料）。功能试验阶段分成四个子阶段实施，分别是： 冷态功能试验（子阶段.1） 热态功能试验准备（子阶段.2） 热态功能试验（子阶段.3） 装料准备（子阶段.4）上述四个试验阶段是分开进行的，为相互衔接的调试关键路径上的四个子阶段，其时间间隔要考虑到核电厂的安装和装料准备工作。计划安排的原则是：完成上一子阶段的试验必须保证下一子阶段试验人员和设备的安全。因此在试验开始之前，必须进行检查，以保证具备一定的先决条件。1) 冷态功能试验（子阶段.1）本子阶段试验

26、的主要内容是进行反应堆冷却剂系统的水压试验和相关系统的冷态功能试验，目的是为了获得系统和设备的初始运行数据，并验证相关系统的运行相容性和这些系统的功能。冷态功能试验主要包括： 水化学调整； 与反应堆冷却剂系统相连接的高压管线的泄漏试验，以及一些与反应堆冷却剂相关系统（RRA，RCV和PTR等）的试验和反应堆冷却剂泵的功能试验； 一、二回路主、辅系统和主要设备冷态功能试验； 安全壳C类、B类试验； 反应堆冷却剂系统的水压试验。为了保证满意地进行反应堆冷却剂系统的水压试验，必须满足以下条件： 所有相关系统的焊接和法兰连接件都是完好的，全部无损探伤工作都已完成并经验收合格； 反应堆冷却剂回路和接口系

27、统已冲洗和清洗完毕； 反应堆压力容器上部堆内构件和下部堆内构件（包括模拟压降过滤器）已经安装，压力容器顶盖已经就位，压力容器法兰螺栓已按水压试验的推荐值进行拉伸拧紧； 试验过程中要用的设备和需要投入的辅助系统全部必要的试验和检查都已完成，与反应堆冷却剂系统压力边界相连接的系统包括化容（RCV）、余热排出（RRA）、安注（RIS）、一回路取样系统（REN）、核岛疏水排气等系统的冷态功能试验应完成。 为进行试验所必需的其它辅助系统已运行或可用； 试验指挥人员和执行人员之间的通讯已畅通； 水压试验临时设施（临时加热装置等）、超压保护装置和临时监测仪表已安装； 流体及电源（水、电和压缩空气等）可用；

28、主控室已可用，供电T20？盘、部分仪表盘、电站计算机系统（KIT）和报警系统（KSA）已投入运行。水压试验时的反应堆冷却剂及其补给水温度应控制在蒸汽发生器管板脆性转变温度（NDTT）规定的设计限值范围内，该温度由反应堆冷却剂泵的运行来控制。反应堆冷却剂系统压力开始由上充泵提供，压力由化容系统低压下泄控制；达到上充泵的最高压力之后，改用水压试验泵将压力提高到试验压力进行试验，压力由过剩下泄控制。为保护试验时不被超压，在反应堆冷却剂系统上事先安装了临时超压保护系统。在每个压力平台上都要进行压力边界的一般性检查（阀门、法兰、人孔和堵头等有无泄漏）,在最高压力下必须稳压10分钟后，检查水压试验边界的密

29、封性，部件本体、管道和阀门焊缝目视检查。水压试验完成后，反应堆冷却剂系统卸压、排水，将反应堆压力容器开盖并排空，对主管道焊缝、压力容器及各部件进行役前检查，通过这种检查可为电站投运后的在役检查提供一种参照。2) 热态功能试验准备（子阶段.2）有些系统的试验在前一子阶段试验中未能完成，但在热态功能试验时这些系统又是必须要用的（如安注系统和反应堆硼和水补给系统等），则应继续在冷态功能试验后进行。因此水压试验后的热态功能试验准备子阶段用于完成下列工作： 完成后续的安装工作： 主管道、主蒸汽管道保温层安装； 主管道甩击限制器、主设备支承、阻尼器和弹吊等支承件的调整和初始位置测量； 蒸汽发生器抱环安装临

30、时紧固铜销； 安装测温旁路温度计、控制棒驱动机构电磁线圈和堆芯温度测量仪表电缆连接。 对有故障的设备进行修复或采取纠正行动； 进行那些在热态功能试验中要用，但其试验在冷态水压试验之前和在试验期间不能进行试验的系统进行功能试验； 对主管道焊缝、压力容器及各部件进行役前检查；对经受水压试验的管道安装焊缝进行役前检查。 役前检查完成后进行安全壳整体密封性与强度试验。3) 热态功能试验（子阶段.3）热态功能试验是在尽可能模拟核电厂实际运行工况条件下，验证系统的热态功能是否与设计规定要求相一致，验证系统、设备在高温运行时的可靠性，同时对设备、管道内壁进行钝化。在此子阶段必须进行下列工作： 在直到热停堆为

31、止的全部压力和温度范围内试验NSSS的部件和功能组件； 验证电源系统的独立性； 堆内构件和反应堆冷却剂泵的可靠性考核试验； 装料前运行规程和定期试验规程的验证；为保证满意地完成这些试验，必须满足下列要求： 上部和下部堆内构件已安装，反应堆压力容器顶盖已就位； 反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统压力边界的保温层安装完毕； 试验中要用的部件和辅助系统全部必要的试验和检查工作已完成； 为进行试验所必须的辅助系统已投入运行或可用； 流体和电源（压缩空气、辅助蒸汽、水和电等）可用。通过以下方式使NSSS进入热停堆状态： 用反应堆冷却剂泵分段升温，在180以前，此温度由余热排出系统控制，180以后由蒸汽排放系统

32、控制。 为了保证反应堆冷却剂系统中不产生沸腾，在加热过程中同时分段升压。在稳压器中形成汽汽腔之前，反应堆冷却剂系统压力由上充泵通过容积控制系统的上充和下泄管线控制，在稳压器形成汽腔后由稳压器的加热器和喷淋控制。在反应堆冷却剂加热过程中和热停堆状态下进行下列试验工作： 目视检查并测量主管道和部件的位移； 核查仪表和控制器以及允许（P信号）和禁止（C信号）联锁的正确动作； 检查和调整反应堆保护和控制通道； 核查稳压器电加热器和喷淋的性能； 核查稳压器超压保护的正确运行； 核查主蒸汽安全阀、大气释放阀与旁路排放控制阀的各整定值； 检查CRDM（不带控制棒）的正确运行； 检查保温层保温效果； 核查稳压

33、器压力和液位整定值； 辅助系统（RCV，RRA，RRI，REN，APG，REA和RPE等）的性能和运行试验； 核辅助厂房和反应堆厂房通风系统的功能试验； 应急柴油发电机组带载与甩负荷试验（失去厂外电源之后）； 二回路系统和部件（主蒸汽管线和主蒸汽隔离阀，ASG和GCT-A系统）在名义压力和温度下的初始试验； 核查安注系统和辅助给水、启动给水系统在热态下的运行； 在冷却过程中，在应急停堆盘上进行性能试验。热态功能试验后对厂房、系统和设备进行核清洁。4) 装料准备（子阶段.4）反应堆冷却剂系统降温降压至冷态并卸压之后，将反应堆压力容器排空并开盖，对压力容器内各部件进行全面检查，通过役前检查可为今后

34、在役检查提供一种参照。如果在反应堆压力容器开盖情况下安全注入系统整体试验结果还有些问题，则在本子阶段可以重复这些试验。在装料准备子阶段，要进行下述工作： 通过测量每个保护通道的响应时间，检查或调整保护整定值到装料要求的数值，检查保护系统和专设安全设施的最终可运行性，以便进行装料和为定期试验大纲提供参考值； 进行装卸料机和燃料转运装置的试验； 制取并贮存硼水，整个NSSS系统都应充满硼水，并处于在役状态。 核查辐射监测防护设备和硼表的正确运行。 安装堆外核测系统（RPN）电缆和电离室并进行试验。 下部堆内构件在（包括辐照监督管）压力容器中安装就位，在用假燃料组件在燃料操作系统上完成装料操作人员的

35、培训后，主系统充入硼水，安装初级中子源和临时中子计数装置并进行试验。在完成上述工作后，本子阶段试验工作即告结束。6.2 初始启动试验（阶段）的主要内容初始启动试验包括：堆芯首次装料、临界前试验、首次临界试验和低功率试验以及功率提升试验。这些试验的结果应确认设计基准，并证明电厂的运行是与设计要求相符的，同时具有在安全分析报告中规定的对预期瞬态和假想事故作出正确响应的能力。根据初始启动试验中获得的电厂各系统性能基本数据，有利于及早发现任何性能下降和状态的恶化趋势。初始启动试验要在对所完成的预运行试验的结果作出评价之后方可开始进行。如果某些试验结果不能满足验收准则，则应采取适当的纠正行动，包括重新进

36、行试验。这些试验必须严格遵循为保证试验安全进行和试验结果可靠而预先制定并已获批准的规程。初始启动试验可分为下述四个子阶段。6.2.1 首次装料试验（子阶段.1）装料前必须满足以下要求： 业主必须获得国家核安全局颁发的装料批准书； 装有控制棒组件、中子源组件或可燃毒物组件的燃料组件已经过检查并按储存设计要求存放在燃料厂房中； 反应堆冷却剂系统已充硼水，反应堆换料水池充水至淹没倾翻机轨道，硼浓度满足要求。 已采取必要措施以防止硼稀释和意外临界，防止燃料组件和异物跌落，对装料区清洁度和人员进行控制等； 正常的源量程探测器和装在反应堆压力容器中的临时中子探测器已标定好，可以运行； 燃料装卸系统已经过试

37、验，可投入运行，装料操作人员已获得授权，并完成了装卸料综合演练； 装料需要用的所有系统已投入运行或可用； 综合应急演习已完成。装料期间，应按事先批准的装料顺序，将装有控制棒组件、中子源组件或可燃毒物组件的燃料组件逐个地从燃料厂房运送到反应堆厂房并装入反应堆压力容器中。为防止在首次装料时发生意外临界，应满足下列要求： 技术规格书中所有与防止反应堆意外临界相关的要求和其他先决条件均已满足； 装料过程中至少有两套源量程探测器（正常用的或临时装的）对中子通量进行连续监测，当增殖因子发生变化时能发出报警以保证能及时发现误稀释的异常情况； 在装料过程中要连续进行检查，以保证燃料组件的安装符合堆芯装载图；

38、定期检查反应堆冷却剂系统和有关辅助系统中的硼浓度； 已制定防稀释、防意外临界的安全措施，并得到切实执行。装料结束后，应插入堆内核测仪表的指套管，堆芯上部堆内构件安装到位，同时安装控制棒驱动杆，并进行与控制棒组件的联扣操作。吊装反应堆压力容器顶盖到位，并对压力容器法兰螺栓进行拉伸拧紧。然后连接堆芯温度测量系统和CRDM驱动系统电缆，安装控制棒驱动机构冷却风管，最后盖上防飞射物盖板。燃料装入反应堆，标志核电厂运行的开始，机组必须满足运行技术规格书规定的运行限值和条件。6.2.2 临界前试验（子阶段.2）临界前试验在于证明首次临界前在堆芯已装料的冷态和热态工况下全部设备和系统能正常和安全地运行。本子

39、阶段的试验主要包括装料后要求进行的各种调整以及校核非核的安全参数。本子阶段试验完成后，各系统已准备就绪，可以进行核功率的运行。在进行临界前试验之前，下列要求必须满足： 压力容器顶盖已经安装就位，螺栓拉伸到制造商推荐的数值； 核仪表保护通道已整定在要求的整定值上（低于正常运行整定值）； 辐射防护规程已经执行，相关辐射监测仪表已投入正常运行； 必要的废物收集、处理、排放和监测设备可用。临界前试验的第一步是在冷停堆状态下进行的，它包括下述内容： 控制棒驱动机构的性能检查； 在反应堆冷却剂流量正常的条件下，测量每个控制棒束组件的落棒时间； 检查并调整控制棒棒位指示系统； 堆芯中子通量测量仪表的电气和机

40、械试验。临界前试验的第二步是在热停堆状态的温度和压力条件下重复进行上述试验。还要进行下列补充试验： 稳压器喷淋系统有效性检查； 反应堆保护和控制通道的检查和调整； 反应堆冷却剂流动工况下的某些特定参数的检查（反应堆冷却剂惯性流量测量，反应堆冷却剂旁路温度测量等）。6.2.3 首次临界和低功率试验（子阶段.3）此子阶段试验包括首次临界、零功率、低功率试验、首次并网和功率提升到约50%满功率的试验。此子阶段的主要任务如下： 验证装料的正确性； 标定中子通量测量仪表； 测量主要的堆芯物理和热工水力参数（包括直到约50%的满功率水平），以验证在运行和安全设计分析中使用的假设的合理性； 在提升到满功率之

41、前，建立用于调整仪表和控制器的基本数据； 通过并网和提升出力验证汽轮发电机组及其相关系统能否正常运行； 确认在电站瞬态中各控制通道的性能良好； 验证电厂具有适应反应堆紧急停堆而不会有过度的瞬态变化，并能使电厂恢复到稳定的热停堆状态的能力； 进行甩负荷等瞬态预试验，以验证电站各控制和工艺系统的综合性能； 在运行中对运行人员进行实践培训。在进行此子阶段试验之前，下列要求必须满足： 在临界和功率提升到50%满功率之前，业主应取得国家核安全局的授权； 核仪表通道必须可用，有关的紧急停堆整定点应根据各功率试验台阶给定； 提升功率之前主给水和凝汽器必须可运行。在反应堆从热停堆向临界过渡时，要求谨慎地逼近临

42、界。除了一个控制棒组部分地提出堆芯以外，其余控制棒组都提出堆外。然后通过连续的硼稀释使反应堆逼近临界。在此过程中要连续监测倒计数率以预测达到临界的时刻。反应堆冷却剂中的硼浓度通过手动取样进行测量。当归一化的倒计数率达约0.10时，停止硼稀释，然后通过提升控制棒组使反应堆首次达到临界。在准备首次提升核功率之前必须完成“零功率”水平下的物理试验，并对试验结果进行分析评价，确认满足设计安全要求。“零功率”水平指反应堆处于临界状态，但是通量水平在“多普勒发热点”之下，在这个功率水平下通量水平足够高以便用功率量程探测器进行测量，而且又可以避免燃料温度效应的干扰。这些物理试验的目的是检验下列静态和动态堆芯

43、特性，包括以下内容： 所有控制棒的总价值； 硼和控制棒组件在简单配置情况下的微分价值； 控制棒组件在不同配置情况下的中子通量分布，以便发现在装料、燃料组件富集度或可燃毒物组件分组上的差错；并检查控制棒组件的装载位置是否正确； 在简单的控制棒组件配置情况下慢化剂温度系数值。“零功率”试验结束并对其试验结果经过分析和认可之后，堆芯功率可以从0逐级（2，10%，15%和30%）地提升到约满功率的50%。在达到临界后向低功率过渡时，必须采用保守的启动速率来提高中子通量水平。在提升到大于2额定功率前，应进行主蒸汽管道的暖管，启动给水与主给水的切换。在10%满功率水平时进行失去厂外电源并向柴油发电机切换的

44、试验。在15%满功率水平和以上时要进行： 汽轮发电机首次核蒸冲转试验和发电机首次同步并网试验，并进行汽轮机超速试验； 主蒸汽旁路排放从压力控制模式向平均温度控制模式的切换试验； 反应堆功率调节系统从手动向自动的切换试验； 主给水从旁路调节阀向主调节阀切换的试验。在电站30%满功率要进行以下试验： 氙平衡后要进行热平衡试验验证反应堆冷却剂的流量； 对蒸汽流量进行标定； 通过堆内外核测比较，对堆外核测仪表进行刻度； NSSS控制系统可以在稳态和瞬态条件下进行试验，分析该系统的响应时间以证明控制通道的正常运行能力和整定值正确性。在50%功率水平，重作上述试验，同时测量反应性功率系数和检查功率分布。在

45、确定了堆内外通量探测器测量的关系式之后，对核仪表进行标定。在50%功率水平上进行“汽轮机跳闸而反应堆不停堆”和“功率从50%甩厂用负荷”试验，这两项试验是满功率时试验的预试验，其目的在于检验汽轮机旁路和反应堆控制系统，并验证保护通道的动作。最后进行紧急停堆试验，返回到热停堆状态。如果有损坏的部件需要修复，或者要求采取其他纠正行动，可使NSSS进入中间停堆或冷停堆状态。如果没有，则将反应堆从热停堆状态重新提升到50%满功率。如果根据初步试验结果要求作某些调整，可在此时进行。临界和低功率试验子阶段（子阶段.3）试验程序见附图3。6.2.4 功率提升试验（子阶段.4）功率提升试验阶段的主要任务如下： 完成主要的堆芯静态和动态特性试验，并着重评价那些对NSSS运行所必须的特性。必要时重复初步试验并修正其结果，同时证实这些数值是否符合设计值和满足验收准则； 把核仪表和热工仪表通道整定到最终数值； 建立为NSSS今后运行所要求的堆芯基准特性； 检查或调整仪表通道整定值； 证明瞬态下控制通道的性能正确，以及在不触发保护动作的情况下，机组具有从满功率过渡到厂用电运行的能力；