T/CNEA 086-2023 高温气冷堆核动力厂核岛冷却水系统试验导则 ,该文件为pdf格式 ,请用户放心下载!
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资源简介
《高温气冷堆核动力厂核岛冷却水系统试验导则》主要内容总结
1. 范围
本文件规定了高温气冷堆核动力厂中以下三个核岛冷却水系统的调试试验要求：
- 设备冷却水系统（中间隔离系统，防止放射性物质泄漏）
- 反应堆压力容器支承冷却系统（非能动系统，保障承重支承混凝土温度）
- 屏蔽冷却水系统（冷却反应堆舱室和蒸汽发生器舱室混凝土墙壁）
适用于高温气冷堆核动力厂的调试阶段，涵盖试验目的、条件、内容、记录及报告编制。
2. 规范性引用文件
包括离心泵、阀门调试、核电厂调试程序等技术标准（如GB/T 5656、GB/T 25739、NB/T 20145等）。
3. 术语和定义
- 设备冷却水系统：为核岛设备提供冷却，热阱为厂用水系统。
- 反应堆压力容器支承冷却系统：非能动设计，事故下保护承重支承混凝土。
- 屏蔽冷却水系统：运行期间冷却舱室混凝土墙壁，防止过热。
4. 试验目的
4.1 设备冷却水系统
- 验证阀门性能、循环泵扬程等参数。
- 检查膨胀水箱液位报警功能。
- 测试泵组自动启停逻辑（如故障切换、轮换）。
- 冷态流量整定（分正常、事故、检修工况）。
- 满功率下验证载热能力（通过换热器温差和流量计算）。
4.2 反应堆压力容器支承冷却系统
- 阀门性能测试。
- 膨胀水箱液位及压力报警验证。
- 热态功能试验：验证自然循环建立及载热能力。
4.3 屏蔽冷却水系统
- 阀门性能测试。
- 热态功能试验：验证舱室混凝土温度控制在设计限值内。
5. 试验条件
- 人员：需通过核电厂调试培训并授权。
- 文件：调试规程符合HAD 103/02要求。
- 通用要求：
- 完成风险分析（如触电、超压）及安全措施。
- 管道冲洗试压合格，仪表校验有效。
- 供水/供电系统、控制系统可用。
6. 试验内容
6.1 设备冷却水系统
- 阀门试验：电动/手动阀动作、密封性、信号反馈测试。
- 循环泵试验：4小时额定负荷运行，绘制性能曲线。
- 膨胀水箱试验：液位高低报警验证。
- 逻辑功能试验：模拟信号触发泵组启停切换（附录A记录表）。
- 冷态流量整定：分工况调整用户流量，避免泵过载。
- 载热能力验证：满功率下微调流量，计算载热量（公式1）。
6.2 反应堆压力容器支承冷却系统
- 热态功能试验：记录温度、流量（附录B记录表），验证自然循环流量>0.5 m³/h，计算载热量（公式2）。
6.3 屏蔽冷却水系统
- 热态功能试验：记录舱室温度、冷却水进出口温差，计算载热量（公式3）。
7. 试验记录及报告
按NB/T 20145-2012编写，包括原始数据、验收结论、负责人签字等。
附录
- 附录A：逻辑功能试验记录表（泵组动作信号与响应）。
- 附录B：反应堆支承冷却系统热态试验数据表（压力、温度、流量等）。
核心要点
- 系统性：覆盖三大冷却水系统从单体设备到整体功能的调试。
- 分工况验证：冷态流量整定区分正常、事故、检修工况。
- 热态试验：满功率或装料前验证载热能力与温度控制。
- 标准化：引用多项国标/行标，确保试验方法统一。
- 安全导向：强调风险分析与非能动系统的可靠性验证。
本文件为首次发布，由中国核能行业协会牵头，华能、西安热工院等单位参与起草，适用于高温气冷堆核电站的调试阶段。
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