1、ICS 27.120.20 F 63 备案号:47835-2015 F、fl主中华人民共和国能源行业标准NB/T 20316一-2014压水堆核电厂装料前热态性能试验要求Requirements for hot functional tests before core loading for PWR nuclear power plants 2014 - 10-15发布2015 - 03 -01实施国家能源局发布NB/T 2031 6-2014 目次Ti咱iTA唱iiqrHqLqd件文件用条引的提容则性目前内准围范语验验验收言范规术试试试验、HHti9臼qdA哇民dau町te 崎NB/T 20
2、31 6-2014 11 前言本标准按照GB/T1.1-2009给出的规则起草。本标准由能源行业核电标准化技术委员会提出。本标准由核I:业标准化研究所归口。本标准起草单位:中国核电工程有限公司。本标准主要起草人z尚臣、孙涛、唐诗、赵侠。F NB/T 2031 6-2014 压水堆核电厂装料前热态性能试验要求1 范围本标准规定了压水堆核电J.装料前热态性能试验的范围、目的、试验前提条件、试验内容和验收准则等。本标准适用于压水堆核电厂装料前热恋性能试验。2 规范性引用文件下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注H期的引用文件，仅所注H期的版本适用于本文件。凡是不注H期的引用文件，其最新版本(包
3、括所有的修改单适用于本文件。主要包括:HAF 103核动力厂运行安全规定HAD 103/02核电调试程序HAD003/09核电J.调试和运行期间的质量保证3 术语和定义下列术语和定义适用于本文件。3. 1 核蒸汽供应系统nuclear steam supply system 包括反应堆、主泵、蒸汽发生器、稳压器及主管道组成的一次冷却剂系统以及为维持正常运行和保证其事故安全的所有辅助系统的总称。3.2 3.3 3.4 反庇堆冷却剂泵惰走reactor coolant pump coast down 反应堆冷却剂梨断电(或发出停运命令)后，由于惯性作用，东轴及叶轮仍要继续转动一段时间。辅助给水系统
4、auxitiary feed water system 应急给水系统emergency feed water system 在蒸汽发生器正常给水系统失效时，供水到蒸汽发生器的系统。有时作为启动、停堆给水系统使用。流致振动flow induced vibration 流体流动引起的结构部件(特别是堆内构件)的振动。4 试验目的在堆芯无核燃料装载的情况下，尽可能地模拟核电r实际运行工况，包括在典型的温度、压力和流量下的预期运行事件，以验证系统性能是育与设计要求相一致，并生效定期试验、运行程序，同时使电卜的运行人员通过试验过程进一步熟悉电f的运行。NB/T 2031 6-2014 5 试验前提条件5
5、. 1 热态性能试验的组织机构已经建立，各种管理制度健全。5.2 调试和生产人员的配备符合要求并得到授权。5.3 热试相关的系统和l设备的冷态性能试验已经完成并验收合格。5.4 反应堆冷却剂系统及有关的系统和设备保温层己安装完成。5.5 热试相关的支持系统可正常运行，如，化学溶液、硫排水、通风空调、压缩空气和氯气等气体、供热及冷冻系统等。5.6 试验相关文件己准备齐全。5. 7 试验所需的专用仪器、仪表及工具己准备好，并符合计量规定要求。5.8 备品、备件及材料的配备满足试验要求。5.9 工业安全、消防、急救及通讯等设备、设施和措施己准备就绪。6 试验内容6. 1 总则核电厂热态性能试验是在堆
6、芯没有装载核燃料的情况-f，利用主泵运行产热和稳压器电加热器作为热源，逐步将反应堆从冷态过渡到热态的温度和l压力条件，以验证核蒸汽供应系统功能。试验应包括以F儿个重要阶段的试验。6.2 克水排气阶段利用重力或利用泵对反应堆冷却剂系统进行充水，充水过程中应注意排气。在充水排气阶段应执行以下试验za) 进行设备和管道支撑件间隙测量:b) 进行稳ffi器水位定值、蒸汽发生器水位定值校验:c) 进行已投运系统(如余热排出系统、化学和容积控制系统、控制棒驱动机构通风系统等的运行检查。6.3 升温升压阶段利用主泵和稳压器电加热器运行产生的热量作为热源，利用余热排出系统/:大气排放阀(旁排)等手段控制反应堆
7、冷却剂系统的升温速率，利用上充F泄、稳压器电加热器及喷淋控制反而.堆冷却剂系统的升尿速率za) 进行设备和管道支撑件间隙测量:b) 进行堆芯测量系统热电偶和电阻温度探测器的互相标定:c) 进行反应堆冷却剂温度通道的标定:d) 进行水化学调整:e) 进行低压安全阀试可用性试验、稳压器安全阀可用性试验(适用于先导式安全阀); f) 比对主控室与远程停堆站参数指示。6.4 热停堆温度压力平台利用主泵和稳压器电加热器运行产生的热量作为热源，利用大气排放阀(旁排)等手段稳定反应堆冷却剂系统的温度，利用上充下泄、稳压器电加热器及喷淋稳定反应堆冷却剂系统的压力。2 NB/T 2031 6-2014 在本阶段
8、向进行以下主要试验:a) 进行反应堆冷却剂泵性能试验:b) 进行反应堆冷却剂泵惰走试验:c) 进行反应堆冷却剂系统钝化:d) 进行稳压器电加热器和喷淋效率试验和调整试验:e) 进行稳压器压力和l水位控制系统试验;f) 进行辅助给水系统试验:g) 进行取样系统试验:h) 进行反应堆堆内构件和其他部件的振动监测试验:i) 进行堆内构件流致振动试验(首堆); j) 检资堆芯温度探测器性能:k) 测量反应堆冷却剂系统泄漏率:1) 进行控制棒电源和棒控系统相关试验:m) 检责保温层热量损失试验:n) 检资抗震戒防甩装置(仅针对未采取破前泄漏技术机纽和主系统设备间的间隙:0) 进行电源切换和仪控系统失电试
9、验:p) 进行主蒸汽安全阀试验、蒸汽发生器水位控制试验及蒸汽发生器的排污试验:q) 进行汽轮机非核蒸汽冲转试验并进行各参数检费:r) 比对主控室与远程停堆站参数指示。6.5 降温降压阶段利用大气排放阀(旁排)/余热排出系统等手段控制反应堆冷却剂系统的降温速率，利用上充下泄、稳压器电加热器及喷淋控制反应堆冷却剂系统的降压速率。在冷却降压阶段应进行以F试验za) 进行汽动辅助给水泵(针对设有汽动辅助给水泵的机组)给水能力试验:b) 进行后备盘/远程停堆站进行降泪降压试验:c) 进行蒸汽发生器-次侧与二次侧间泄漏监测试验(如适用); d) 进行设备和管道支撑件间隙测量:e) 进行中子通量套管的位移测量(如适用)。7 验收准则热态性能试验结果向满足设计要求。3 寸FON-CFmON户Z中华人民共和国能源行业标准压水堆核电厂装料前热态性能试验要求NBrr 20316-2014 * 核王业标准化研究所发行北京海提泛骚f营1号院邮政编码:100091 电话:010-62863505 机械业信息研究院印制部印刷版权专有侵权必究* 2015年3月第1次印刷定价18.00元2015年3月第1版印数1-50
