從國內(nèi)核電廠調(diào)試事件實例探討調(diào)試管理要點

張祿慶（中國核工業(yè)集團公司科技委，北京 100822）

從國內(nèi)核電廠調(diào)試事件實例探討調(diào)試管理要點

張祿慶
（中國核工業(yè)集團公司科技委，北京 100822）

簡述了核電廠調(diào)試的作用和階段劃分，從若干國內(nèi)核電廠調(diào)試運行事件實例的分析評述，歸納出五種事件起因，進而對核電廠調(diào)試管理要點提出一些建議，以利于改進今后核電機組的調(diào)試管理。

核電廠；調(diào)試管理；調(diào)試運行

1 引言

調(diào)試是核電廠建設中不可或缺的重要階段，是將已安裝完畢的部件和系統(tǒng)運轉(zhuǎn)進行各種試驗(包括非核和核試驗)，以驗證其性能符合供貨和設計要求，并驗證整個核電廠能夠安全運行的過程。

據(jù)統(tǒng)計，一座典型的百萬千瓦級雙機組壓水堆核電廠約有600個系統(tǒng)、4 000項調(diào)試活動，歷時36個月左右。因此，如此浩繁的核電廠調(diào)試需根據(jù)其內(nèi)在邏輯關(guān)系和規(guī)律性分階段由簡單到復雜、由輔助系統(tǒng)到主要系統(tǒng)、由外圍到核心、由部分到全部逐步推進。

通常調(diào)試階段可按反應堆裝料為界劃分為兩個大的階段，即裝料前的運行前試驗階段和從裝料開始到機組商業(yè)運行之前的運行試驗階段。前一階段要證明構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件(不包括在裝料前不能安裝的功能部件)能按設計要求在各種設計運行工況下運行，對試驗中發(fā)現(xiàn)的部件和系統(tǒng)的缺陷采取必要的糾正措施。后一階段要確認設計依據(jù)的正確性，驗證核電廠已按設計要求建造完工，能夠?qū)Π踩治鰣蟾嬷兴枋龅念A期瞬態(tài)和假想事故做出正確的響應，表明該核電廠能夠按合同規(guī)定安全發(fā)電。這兩個大的階段又可分若干子階段。例如，前者一般可分成設備和系統(tǒng)的初步試驗、冷態(tài)功能試驗、熱態(tài)功能試驗準備、熱態(tài)功能試驗等子階段；后者則一般可分為裝料準備、首次裝料、臨界前試驗、首次臨界和低功率試驗，以及功率從50%PN提升到100%PN試驗等子階段[1]。

運行試驗階段與其前試驗階段的明顯區(qū)別在于：（1）存在核安全問題。在裝料之前業(yè)主必須獲得國家核安全監(jiān)管機構(gòu)——國家核安全局（NNSA）頒發(fā)的裝料許可證；首次臨界和低功率試驗也必須事先獲得NNSA的批準；在功率高于50%PN后，每次提升功率前，業(yè)主都必須得到NNSA的批準。（2）試驗涉及范圍逐漸擴大到整個電廠所有系統(tǒng)，試驗內(nèi)容復雜、牽涉部門增多。這期間發(fā)生的運行事件將按照國際核事件分級（INES）規(guī)定適當分級，書面上報有關(guān)部門。

盡管調(diào)試前業(yè)主就已經(jīng)在機構(gòu)設置、計劃制定、人員培訓、文件編制以及物資準備等方面做了大量準備，但由于影響調(diào)試的因素錯綜復雜，調(diào)試往往會出現(xiàn)意想不到的后果，特別在核電建設經(jīng)驗不多的業(yè)主從事新機型的調(diào)試活動時可能會更經(jīng)常遇到這種情況。改進這種狀況的一個重要途徑就是大力開展運行經(jīng)驗反饋活動，亦即從以往類似核電廠調(diào)試的經(jīng)驗教訓中得到啟示和教益，來改進自己的工作。本文試圖從我國部分核電廠調(diào)試期間的運行事件中選擇一些典型事件，對其過程、起因和教訓進行分析，期望能對我國未來核電廠的調(diào)試準備有所裨益。

2 調(diào)試實例分析

調(diào)試事件會因涉及的系統(tǒng)、試驗工況等不同而有不同的表現(xiàn)與后果，但就其起因而言，不外乎有以下五種類型。下文將以一些在我國核電機組發(fā)生的調(diào)試事件為例進行分析點評[2]：

2.1 設計與制造錯誤

實例1：控制棒無“兩路供電電源失電”報警信號而落棒

為確?？刂瓢魟幼骺煽啃?，控制棒驅(qū)動機構(gòu)設有兩套電源系統(tǒng)（RAM）。某機組試驗中發(fā)現(xiàn)一套跳閘，并未出現(xiàn)兩套電源失電的報警信號，就發(fā)生了控制棒落棒。檢查原因時，在使第一套RAM系統(tǒng)的保護繼電器401JA復位，并試圖使兩套RAM系統(tǒng)投入運行時發(fā)現(xiàn)，第二套RAM系統(tǒng)的勵磁因碳刷故障而不可用，故而相當于兩套RAM系統(tǒng)故障，260 V電源喪失導致控制棒落棒。同時發(fā)現(xiàn)第二套RAM系統(tǒng)出口斷路器601JA 未能斷開，故無報警信號。

在對正在運行的第二套控制柜進行檢查時發(fā)現(xiàn)，由于勵磁上的兩根接線接反了，使勵磁故障繼電器處故障位置。這原本也應使601JA跳開而報警，但601XB的觸點異常開啟，不能發(fā)出使601JA脫扣的命令。分析發(fā)現(xiàn)，601XB的觸點異常開啟是由于602TO的設計問題，結(jié)果使勵磁故障不能監(jiān)測到。

業(yè)主在進行針對性設計修改的同時，在今后一段時間內(nèi)加強對碳刷的監(jiān)督，監(jiān)督頻率增加一倍，以便查明碳刷初始故障的根本原因。為了防止出現(xiàn)共模故障，把檢查范圍也擴展到另一臺機組的RAM系統(tǒng)。

簡評：核電廠建設是一個大型綜合性高科技工程。實踐證明，即使是成熟的商用核電廠或翻版建設的機組，建設過程中出現(xiàn)這樣或那樣的設計、安裝錯誤也是難以完全避免的，進口的設備同樣不例外，就更不用說新型機組了。調(diào)試試驗正是要找出這些問題并從根本上予以解決，并及時反饋到其他建設項目中去。相對而言，那些似是而非的響應后面隱藏的錯誤更難發(fā)現(xiàn)，也成為調(diào)試消缺的重點。

2.2 調(diào)試程序不完備

實例2：汽輪發(fā)電機差動試驗程序缺陷

某機組進行汽輪發(fā)電機差動保護試驗時，試驗前按程序要求解除了差動保護，但沒有解除發(fā)電機出口開關(guān)失靈保護，供應商提供的試驗程序未提出這個要求，試驗人員在試驗準備時也沒有考慮到這一點。故而模擬差動保護故障時，由于發(fā)電機出口開關(guān)失靈保護動作而跳開主變高壓側(cè)出口開關(guān)，導致機組甩負荷到廠用電運行。

事件發(fā)生前，反應堆功率26.7% PN，蒸汽向冷凝器排放系統(tǒng)（GCTc）置于“溫度模式”運行，蒸汽向大氣排放系統(tǒng)GCTa在“壓力模式”運行（開啟定值760 kPa）,給水系統(tǒng)投入自動運行。甩負荷到廠用電10 s后，一回路平均溫度高信號出現(xiàn)，但GCTc第一組閥因“溫度模式”無C7A允許信號而無法打開，致使主蒸汽系統(tǒng)（VVP）壓力快速上升，27 s后達760 kPa，使GCTa的三個閥同時快速開啟向大氣排放，產(chǎn)生大幅蒸汽流量階躍擾動，再加上GCTa開啟前后對給水調(diào)節(jié)系統(tǒng)的大階躍擾動而產(chǎn)生蒸汽發(fā)生器水位調(diào)節(jié)的發(fā)散振蕩而失控。80 s后因反應堆功率與給水流量失配及ATWS信號而緊急停堆。

實例3：蒸汽排放控制方式轉(zhuǎn)換調(diào)試無操作程序

某機組完成反應堆功率28% PN時不停堆汽輪機跳閘試驗后，在等待汽輪機啟動加速運行時，雖然沒有可供使用的現(xiàn)成規(guī)程，也沒有臨時性操作指令，操縱員僅按照調(diào)試值班工程師的口令要求，接著進行蒸汽向冷凝器排放控制方式從“平均溫度（Tavg）方式”向“壓力方式”的轉(zhuǎn)換試驗。

汽輪機跳閘后，汽輪機旁路系統(tǒng)冷凝器正確接通。但由于在控制通道增益的初步計算中低估了汽輪機旁路系統(tǒng)的效率，導致汽輪機旁路系統(tǒng)閥門的開度偏大，引起控制通道Tavg偏低（最大達3 ℃左右），從而導致使處于“自動”方式的R組控制棒由原先的191步全部上提，使反應堆功率從28% PN上升到32% PN。同樣是由于低估了汽輪機旁路系統(tǒng)效率，相同工況的Tavg一直低于整定溫度Tref，調(diào)試值班工程師讓操縱員通過增加反應堆功率使Tavg等于Tref。為使反應堆功率和Tavg被控制在規(guī)定范圍內(nèi)，操縱員提升G棒組，然后再進行硼稀釋，結(jié)果R棒組返回到200步，反應堆功率升至36% PN，超過此步驟預期的功率水平。然后操縱員將壓力整定值降為實測壓力，再將控制方式從“Tavg方式”轉(zhuǎn)換為“壓力方式”。

實際上經(jīng)上述操作后，壓力控制方式中的Tref已從原來對應于28% PN汽輪機跳閘時的值增加到36% PN下的實際值，這要求提升反應堆功率，使處于自動狀態(tài)的R棒組升到221步，功率增加到40% PN，產(chǎn)生P16信號。由于C8（汽輪機跳閘）和蒸汽旁路系統(tǒng)（GCT）繼電器控制設計錯誤而發(fā)出“GCT冷凝器不可用”的誤信號，與P16信號符合，引起反應堆緊急停堆。但實際上GCT可用，存在蒸汽排放。盡管操縱員立即進行隔離操作，一回路溫度在6 min內(nèi)從297.5 ℃降至273 ℃，壓力則降到12.8 MPa。壓力容器承受較大熱應力。

簡評：在實例2中，僅僅由于操作規(guī)程中少講要隔離一個開關(guān)，最終導致停堆停機。是不是操作規(guī)程制定者認為這種試驗解除發(fā)電機出口開關(guān)故障保護是常識問題，不得而知。即使如此，作為操作指令也應該寫明。但是如果我們在進行試驗準備時，對每一步操作都能想一想有和沒有這一步操作（例如這兒是不解除差動保護）的后果，做到能知其然，又知其所以然，就能減少許多失誤。而這些都是要建立在對系統(tǒng)的組成與性能相當清楚的基礎上。實例3在沒有可供使用的現(xiàn)成規(guī)程和臨時性操作指令，操作人員也不清楚試驗內(nèi)容，操縱員僅按照調(diào)試工程師的口頭指令操作，則是十分危險的，完全不符合要求。

2.3 設計或安裝錯誤與試驗準備不足的疊加

實例4：汽輪機脫扣試驗引發(fā)停堆

某機組在電功率25%FP進行汽輪機脫扣試驗，在檢查并確認機組參數(shù)及控制系統(tǒng)正常穩(wěn)定后，主控操縱員手動按下汽輪機脫扣按鈕，發(fā)電機出口斷路器及滅磁開關(guān)跳閘。汽輪機跳閘之后反應堆維持在停機前功率水平，一、二回路主要參數(shù)基本維持在試驗要求范圍內(nèi)。

由于調(diào)試人員對調(diào)試節(jié)奏要求過快，急于求成，汽輪機轉(zhuǎn)速下降到2 800 r/min左右時，要求操縱員再次進行汽輪機掛閘操作。當時操縱員在數(shù)字電液調(diào)節(jié)系統(tǒng)（DEH）中正確設置的目標轉(zhuǎn)速3 000 r/min、升速率為100 r/min。但是由于DEH內(nèi)參數(shù)預設值不正確，導致汽輪機轉(zhuǎn)速控制無法投入。掛閘信號導致高壓缸調(diào)節(jié)閥迅速開啟到約12%開度，汽輪機迅速升速至最高3 013 r/min（DEH內(nèi)數(shù)值），接著調(diào)閥關(guān)閉，汽輪機轉(zhuǎn)速下降。由于汽輪機再次掛閘等原因，一回路溫度下降較大，D棒迅速自動提升，堆功率達40%FP，產(chǎn)生P16信號。此時因（Tavg）max-Tref小于3 ℃，GCT402CS2不動作，產(chǎn)生“GCT不可用”信號。調(diào)試人員沒有遇到過DEH中汽輪機轉(zhuǎn)速不能控制的工況，對于汽輪機轉(zhuǎn)速判斷失誤，并且對于反應堆的整個狀態(tài)把握不準，錯誤要求操縱員再次進行汽輪機脫扣。這樣汽輪機脫扣信號C8與反應堆功率超過40% FP的P16信號符合，延時1 s后又與GCT不可用信號符合，觸發(fā)反應堆停堆。整個過程中平均溫度波動達20 ℃，相當于從滿功率突然降到熱停堆。對反應堆的熱沖擊較大。

實例5：安全注射意外啟動

事件發(fā)生前，某機組正進行熱態(tài)功能試驗中一回路向二回路的泄漏檢測試驗，壓力達17.2 MPa、溫度為55 ℃。調(diào)試工程師要求一回路降壓。在回路壓力達13.8 MPa時，操縱員看到反應堆保護系統(tǒng)和停堆余熱排除系統(tǒng)的相應指示燈亮，表明低壓保護信號已被隔離，但操縱員并沒有按規(guī)程要求對此隔離行動進行確認。恰恰由于信號系統(tǒng)的故障，低壓保護信號未被隔離而是指示燈錯誤顯示。當回路壓力繼續(xù)降至11.8 MPa時，安全注射仍然啟動了。由于回路系統(tǒng)處于水密實狀態(tài)，壓力在6 min內(nèi)由11.8 MPa迅速上升到16.2 MPa。

實例6：主/輔助給水系統(tǒng)調(diào)試故障

根據(jù)某機組輔助給水系統(tǒng)（ASG）電動給水泵的設計啟動邏輯，當汽動主給水泵全部停運且停堆余熱排除系統(tǒng)（RRA）流量低到Low3時，ASG電動給水泵將自動啟動。調(diào)試時，一臺電動泵已啟動向蒸汽發(fā)生器供水，汽動給水泵未投運。為了避免RRA退出運行后，另一臺電動泵又啟動，系統(tǒng)調(diào)試實施了臨時修改，模擬產(chǎn)生汽動泵運行信號。當啟動給水系統(tǒng)已經(jīng)投運，蒸發(fā)器供水方式成功地由ASG切換到啟動給水系統(tǒng)運行，兩臺電動泵停運后，需要取消該臨時修改，恢復ASG的正常備用。當班人員接到該取消指令后，未通知給水系統(tǒng)調(diào)試負責人就自己一個人去單獨實施操作。ASG電動泵設計的啟動邏輯分A、B兩列。A列由正邏輯觸發(fā)，即由汽動泵的停運信號觸發(fā)；B列由反邏輯觸發(fā)，即由汽動泵運行的非信號觸發(fā)。由于該當班人員不清楚此A、B列啟動邏輯的不同，也未與系統(tǒng)調(diào)試負責人進行交流，同時操作風險分析不夠，未準備操作指令，并在沒有人員監(jiān)護的情況下，獨自一人操作，以致取消B列的臨時修改的操作順序錯誤，產(chǎn)生了給水泵停運信號，加上另兩臺給水泵停運，且RRA流量低，觸發(fā)ASG電動泵自動啟動，蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)(APG)隔離。

在事件調(diào)查過程中，機組繼續(xù)進行電動和汽動給水泵系統(tǒng)的調(diào)試。當兩臺汽動給水泵運行時，卻相繼發(fā)生了幾次“主給水泵停運”信號，電動泵自動啟動的事件。經(jīng)檢查發(fā)現(xiàn)是由于主給水系統(tǒng)兩臺泵的啟動和停止信號送入ASG啟動邏輯的接線接反了，而最終查找出根本原因卻為設計圖紙的錯誤。

簡評：上述三例中均存在設計或安裝上的錯誤，但試驗的準備工作很不充分也是重要的失誤原因，突出表現(xiàn)為以下幾種情況：調(diào)試人員急于求成，一項試驗未結(jié)束就進行另外的操作，結(jié)果欲速不達；試驗缺少現(xiàn)成的確實適用的規(guī)程，在發(fā)生設備故障的條件下程序缺陷導致事件擴大；操作前操縱人員沒有足夠的風險意識，心中無數(shù)；有的人更是情況不明膽子大，不受監(jiān)護盲目行事；還有人員有章不循等等。這些也反映人員培訓的不足。所以調(diào)試工作必須加強管理，嚴格遵照調(diào)試規(guī)程進行。

2.4 管理協(xié)調(diào)渠道不通暢

實例7：蒸汽發(fā)生器水位高－高

某機組在進行給水流量控制系統(tǒng)（ARE）調(diào)試時，該系統(tǒng)的三個旁通控制閥被試驗信號關(guān)閉，致使三臺蒸汽發(fā)生器水位降低。操縱員增加電動主給水泵轉(zhuǎn)速，以提高給水流量。后來ARE閥門恢復打開，蒸汽發(fā)生器水位快速增加到高－高水位，導致電動主給水泵停泵及ARE隔離，但輔助電動給水泵由于ARE隔離使得保護未被接入而未能自動啟動。幸而操縱員及時手動予以啟動。

實例8：安全注射誤啟動

某機組的調(diào)試試驗負責人在進行一回路壓力測量保護系統(tǒng)試驗時，將邏輯控制電路上P11信號解除了閉鎖，但沒有通知主控室操縱員。P11與一回路系統(tǒng)壓力低信號共同觸發(fā)安全注射。數(shù)分鐘后主控室操縱員發(fā)現(xiàn)安全注射報警信號，并發(fā)現(xiàn)安全注射已按順序動作，柴油發(fā)電機啟動、上充泵啟動對一回路進行注入。由于機組正處于正常冷停堆狀態(tài)，一回路在充水和排氣，操縱員正確判斷這次安全注射是誤動作。但由于安全注射動作后5 min內(nèi)不能停止，只得斷開化學和容積控制系統(tǒng)（RCV）及安全注射系統(tǒng)（RIS）水泵的125 V控制電源，以便阻止安注，使機組恢復正常。

簡評：主控制室是為操縱員提供對核電廠進行監(jiān)督、控制和操縱所需的人機接口和有關(guān)信息設備并進行操作的場所，是核電廠的神經(jīng)中樞。操縱人員將會判斷各種局部的參數(shù)變化對核電廠總體性能，特別是安全方面的影響并及時作出反應。所以在進行系統(tǒng)調(diào)試，特別是那些提供觸發(fā)保護系統(tǒng)動作信號、本身又十分敏感難以調(diào)節(jié)的設備和系統(tǒng)（例如主給水系統(tǒng)的給水調(diào)節(jié)閥）的調(diào)試時，加強主控制室與調(diào)試現(xiàn)場的溝通和聯(lián)系十分重要。這包括試驗前有關(guān)試驗內(nèi)容的交流、試驗中有關(guān)試驗現(xiàn)象的及時溝通，以及試驗后的總結(jié)活動。許多事例證明，在低功率運行期間，蒸汽發(fā)生器水位的控制是一個比較難的課題，特別是在主輔給水切換和主旁閥切換時要特別謹慎，絕對不可操之過急。如有可能一定要等機組狀態(tài)穩(wěn)定后再進行操作。

2.5 人因事件

由于調(diào)試本身就是一個對設備和系統(tǒng)的功能特性從不甚了解到熟悉直至掌握的過程，所以調(diào)試期間出現(xiàn)人因事件一點也不奇怪。重要的是認真分析原因，從中吸取教訓避免再次發(fā)生類似事件。

出現(xiàn)人因事件的原因大體上可以分為兩類：一類是由于各種原因（新設計、新系統(tǒng)、新狀態(tài)等）造成的無章可循，操作人員臨時憑自己的經(jīng)驗和知識進行操作而出現(xiàn)問題；另一類則是有章不循，想當然或無意識的低級違章操作，諸如該關(guān)的未關(guān)或該開的未開，還包括誤觸開關(guān)或繼電器、誤拔保險等，觸發(fā)意外動作，甚至引起緊急停堆。至于那些有意識地消極怠工或破壞性違章不在本文討論之列。隨著核電運行經(jīng)驗的積累，運行操作規(guī)程的不斷完善和深化，無章可循的情況會愈來愈少，但有章不循的事例仍然不斷出現(xiàn)，亟需通過加強人員培訓、提升企業(yè)的安全文化加以克服。

3 改進調(diào)試管理要點的建議

運行事件發(fā)生后，電廠營運單位都及時采取了各種糾正措施，使得調(diào)試得以順利進行下去，并不斷規(guī)范其調(diào)試管理，表現(xiàn)在各個核電廠相繼機組的調(diào)試事件數(shù)目呈明顯下降趨勢，各電廠運行業(yè)績普遍良好。一些有普遍意義的措施可歸納如下：

糾正設計或安裝錯誤，分析原因并進行經(jīng)驗反饋；

試驗前就應編制操作規(guī)程及事故處理規(guī)程；在出現(xiàn)設計預期外運行模式時，應準備好臨時專門指令后再進行試驗；

在試驗之前，應向包括主控室操縱員在內(nèi)的全體參試人員全面介紹試驗內(nèi)容及其風險，并對運行人員進行必要的專項培訓，使之明確意識到在機組處于特殊狀態(tài)時可能會產(chǎn)生的后果及對策；

操作前，有關(guān)操作人員應認真學習試驗規(guī)程，嚴格按操作程序規(guī)定進行操作；

在調(diào)試操作前，運行處運行工程師應檢查準備情況，包括文件準備和人員的培訓等；

保持就地調(diào)試人員與主控室操縱員之間的密切聯(lián)系，明確值長是調(diào)試隊與運行處之間的聯(lián)絡人，操縱員只接受來自值長的指令；

加強操作人員的模擬機培訓和復訓，使之真正掌握系統(tǒng)狀態(tài)的內(nèi)涵及其狀態(tài)不符合的后果，養(yǎng)成嚴格遵守運行操作規(guī)程審慎操作的良好習慣；

嚴格限制主控室中的人數(shù)，改善工作條件；

試驗開始前檢查核對系統(tǒng)狀態(tài)是否與試驗要求一致；試驗結(jié)束后檢查系統(tǒng)狀態(tài)是否已恢復到原始狀態(tài)，或已按要求調(diào)整；

換班前30分鐘內(nèi)一般不進行臨界操作；

試驗須經(jīng)批準后方可進行，試驗結(jié)果按程序?qū)徍送ㄟ^后試驗才告結(jié)束；

為保證總體調(diào)試進度，調(diào)試試驗應在規(guī)定時間內(nèi)完成。如果試驗過程中出現(xiàn)未預料到的困難，應停止試驗并及時報告，待做好準備后再繼續(xù)進行。

4 結(jié)束語

調(diào)試過程的順利結(jié)束標志核電廠性能滿足設計要求，能夠安全可靠地投入商業(yè)運行。通過調(diào)試驗證和修訂了有關(guān)規(guī)程，包括正常運行規(guī)程、定期試驗規(guī)程、某些異常工況規(guī)程以及管理規(guī)程等，并使其生效。通過組織核電廠運行、維修、管理等方面的人員以適當方式最大限度地參與到調(diào)試過程中，經(jīng)實際操作培訓，使其熟悉本職工作，具備核電廠運行、管理的合格資質(zhì)。所以調(diào)試也是核電業(yè)主自我成長、自我完善的過程。只要我們勤于學習、認真準備、善于總結(jié)、不斷提高，就一定能安全、高效、和諧、協(xié)調(diào)并且全面受控地完成正在建設中的核電機組的調(diào)試工作，為其今后“又好又快又安全”地商業(yè)運行奠定良好的基礎。

[1] 丁玉佩，主編. 中國電力百科全書（第二版） 核能及新能源發(fā)電卷[M]. 北京：中國電力出版社：376－380.

[2] 核電廠運行事件報告[R]（1992－2007）.

Exploring key-point of NPP commissioning management based on analysis of events from NPP commissioning practice in China

ZHANG Lu-qing
(STC of China National Nuclear Corporation，Beijing 100822，China)

In this paper function and phase division of nuclear power plant (NPP) commissioning were described. Several practical events occurred during commissioning of NPPs in China were introduced and analyzed, so that 5 sorts of main causes of events were summarized. Based on that, a set of key-points of NPP commissioning management were proposed, which would be helpful for commissioning management of those nuclear power units currently under construction in China.

nuclear power plant；commissioning management；commissioning practice

TM623

A

1674-1617(2009)01-0053-06

2008-09-10

張祿慶（1945－），男，博士，研究員，長期從事反應堆運行研究和支持，以及核電廠安全分析研究。