ICS 27.120.20 CCS F65 NB 中华人民共和国能源 行业标准 NB/T 20711—2023 压水堆核电厂反应堆换料水池和乏燃料 水池冷却处理系统调试技术导则 Commissioning technical guidelines for the reactor cavity and spent fuel pit cooling and treatment system of PWR nuclear power plant 2023 - 12 - 28发布 2024 - 06 - 28实施 国家能源局 发布 NB/T 20711—2023 I 目次 前言 ................................................................................. II 1 范围 ............................................................................... 1 2 规范性引用文件 ..................................................................... 1 3 术语和定义 ......................................................................... 1 4 初始试验 ........................................................................... 1 试验目的 ....................................................................... 1 试验条件 ....................................................................... 1 泵电机试验 ..................................................................... 1 阀门试验 ....................................................................... 1 热交换器、除盐床检查 ........................................................... 1 清洗试验 ....................................................................... 2 仪表和控制逻辑试验 ............................................................. 2 水池密封试验 ................................................................... 2 5 系统试验 ........................................................................... 2 冷却泵启动及性能试验 ........................................................... 2 乏燃料水池和相关隔室的充排水、循环净化试验 ..................................... 2 反应堆换料水池充排水和循环净化试验 ............................................. 2 热交换器试验 ................................................................... 3 乏燃料水池应急补水流量试验 ..................................................... 3 6 文件记录及归档 ..................................................................... 3 NB/T 20711—2023 II 前言 本文件按照GB/T 1.1—2020 《标准化工作导则 第1 部分：标准化文件的结构和起草规则》的规定 起草。 本文件由能源行业核电标准化技术委员会（NEA/TC2 ）提出。 本文件由中国核电发展中心归口。 本文件起草单位：中国核电工程有限公司、中广核工程有限公司、上海核工程研究设计院股份有限 公司。 本文件的主要起草人：张翔、陈伟、赵军、葛宝英、周钊、高鑫、纳红卫。 NB/T 20711—2023 1 压水堆核电厂反应堆换料水池和乏燃料 水池冷却处理系统调试技术导则 1 范围 本文件规定了压水堆核电厂反应堆换料水池和乏燃料水池冷却处理系统调试的试验目的、 试验条件、 试验内容及要求。 本文件适用于压水堆核电厂反应堆换料水池和乏燃料水池冷却处理系统调试， 其他堆型可参照使用。 2 规范性引用文件 下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款。 其中， 注日期的引用文件， 仅该日期对应的版本适用于本文件；不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本 文件。 GB/T 25738 核电厂电动机调试技术导则 GB/T 25739 核电厂阀门调试技术导则 GB/T 28551 核电厂离心泵组调试技术导则 NB/T 20145 核电厂调试试验程序和报告编写规范 NB/T 20160 压水堆核电厂不锈钢水池覆面施工技术规程 3 术语和定义 本文件没有需要界定的术语和定义。 4 初始试验 试验目的 验证反应堆换料水池和乏燃料水池冷却处理系统机械（阀门、容器等）、电气（电机、开关柜等）、 仪控（仪表、控制等）设备或部件特性满足设计、制造及安装的要求。验证水池密封性满足要求。 试验条件 4.2.1 试验所需的支持系统或临时措施满足试验条件。 4.2.2 系统设备、管道、仪表等安装完成。 4.2.3 系统压力试验完成。 4.2.4 试验所需备品备件、耗材等准备完成。 4.2.5 试验用仪表、工器具的调整、校验和检查完成。 泵电机试验 根据国家标准GB/T 25738 的规定执行。 阀门试验 根据国家标准GB/T 25739 的规定执行。 热交换器、除盐床检查 完成热交换器、除盐床和过滤器外观检查。 NB/T 20711—2023 2 清洗试验 4.6.1 利用手工擦拭或高压水枪对水池进行清洁，直至合格。 4.6.2 利用除盐水对反应堆换料水池和乏燃料水池冷却处理系统管线进行重力冲洗，直至冲洗水清澈 透明，无异物。 4.6.3 利用除盐对反应堆换料水池和乏燃料水池冷却处理系统进行动力冲洗，直至冲洗合格。 4.6.4 冲洗过程中检查系统无泄漏。 仪表和控制逻辑试验 4.7.1 检查仪表在检验有效期内，检查仪表量程、单位、线性、迁移等参数设置正确。 4.7.2 验证测量通道读数满足设计要求。 4.7.3 验证反应堆换料水池和乏燃料水池冷却处理系统的逻辑控制通道、定值、报警正确。 水池密封试验 按照能源行业标准NB/T 20160 执行。 5 系统试验 冷却泵启动及性能试验 根据国家标准GB /T 28551的规定执行。 乏燃料水池和相关隔室的充排水、循环净化试验 5.2.1 试验目的 验证乏燃料水池液位报警及自动动作正确；验证乏燃料水池的冷却与过滤净化功能满足设计要求； 验证系统流道、充水流道、疏水流道的可用性；验证乏燃料水池撇沫装置（如适用）的功能满足设计要 求。 5.2.2 试验条件 5.2.2.1 乏燃料水池等相关水池流道具备进水条件。 5.2.2.2 水源满足试验用水要求。 5.2.2.3 系统完成充水排气，满足系统启动要求。 5.2.2.4 过滤器滤芯安装完成。 5.2.2.5 执行撇沫装置试验时乏燃料水池液位满足试验要求。 5.2.3 试验内容及要求 5.2.3.1 对乏燃料水池进行充水，检查相关报警的响应正确，确认报警整定值满足设计要求。在乏燃 料水池水位正常后，确保撇沫器回路取水正常。 5.2.3.2 分别在单列、双列运行工况下，验证系统流量及各参数满足设计要求，泵最小净正吸入压头 满足设计要求。 5.2.3.3 启泵进行循环净化，验证系统流量及各参数满足设计要求。 5.2.3.4 启动撇沫泵，待参数稳定后，确认系统参数满足设计要求。触发泵入口压力低报警，检查撇 沫泵自动停运。 5.2.3.5 继续充水，验证乏燃料水池溢流满足设计要求。 5.2.3.6 对乏燃料水池进行排水，检查相关水位报警信号响应正确，确认自动动作正常。 5.2.3.7 与乏燃料水池相关水池，按照乏燃料水池充排水方法进行水位报警及自动动作验证。 反应堆换料水池充排水和循环净化试验 5.3.1 试验目的 NB/T 207