ICS 27.120.20 F 63 备案号：478352015 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T203162014 压水堆核电厂装料前热态性能试验要求 Requirements for hot functional tests before coreloading for PWR nuclear powerplants 2014-10-15发布 2015-03-01实施 发布 国家能源局 NB/T20316—2014 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。 本标准由核工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：尚臣、孙涛、唐涛、赵侠。 II NB/T20316—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厂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态性能试验。 规范性引用文件 2 下列文件对于本文件的应用 是必不可少的。凡是注日期的引用文件，仅所注日期的版本适用于本文 其最新版本 （包活所有的修改单）适用于本文件。主要包括： 件。凡是不注日期的引用文件 HAF103核动力 运行安全 规定 HAD103/02 核电 调试程 9核电调试和运行期间的质量保证 HAD003/09 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 syste 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 包括反应堆、主泵、蒸汽发 证其事故安全的所有辅助系统的总称。 3.2 反应堆冷却剂泵情走 reactor coolantpump coast down 反应堆冷却剂泵断电（或发出停运命令）后，由于惯性作用，泵轴及叶轮仍要继续转动一段时间。 3.3 辅助给水系统 auxiNiaryfeed water system 应急给水系统 Eemergency 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。 3.4 流致振动flowinducedvibration 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，尽可能地模拟核电厂实际运行工况，包括在典型的温度、压力和流 量下的预期运行事件，以验证系统性能是否与设计要求相一致，并生效定期试验、运行程序，同时使电 厂的运行人员通过试验过程进一步熟悉电厂的运行。 1 NB/T20316—2014 5试验前提条件 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已安装完成。 5.5热试相关的支持系统可正常运行，如，化学溶液、疏排水、通风空调、压缩空气和氮气等气体、 供热及冷冻系统等。 5.6试验相关文件已准备齐全。 5.7试验所需的专用仪器、仪表及工具已准备好，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、设施和措施已准备就绪。 6试验内容 6.1总则 核电厂热态性能试验是在堆芯没有装载核燃料的情况下，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压力条件，以验证核蒸汽供应系统功能。试验应包括以 下几个重要阶段的试验。 6.2充水排气阶段 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： a）进行设备和管道支撑件间隙测量： b) 进行稳压器水位定值、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 手段控制反应堆冷却剂系统的升温速率，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 的升压速率： a）进行设备和管道支撑件间隙测量； 进行堆芯测量系统热电偶和电阻温度探测器的互相标定： 进行反应堆冷却剂温度通道的标定； c) 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）： 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/T20316—2014 在本阶段应进行以下主要试验： a) 进行反应堆冷却剂泵性能试验； b) 进行反应堆冷却剂泵情走试验； 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) 检查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： 检查保温层热量损失试验， m) 检查抗震立 或防甩装置 （仅针对木采取破前泄漏技术机组）和主系统设备间的间隙： n) 进行电源切换利仪控 0) 统失电试验 进行主 全阀试 蒸汽发生 立控制试验及蒸汽发生器的排污试验； p) 汽安 参数检查： q) 进行汽车 轮机 核蒸汽 转试验并进行 r) 比对三 控室 与远程停堆站参数指示 降温降压阶段 6.5 利用大气 排放阀 （旁排） 第手段控制反应堆冷 剂系统的降温速率，利用上充下泄、 余热排系 稳压器电加热 器及膜 淋控制反应堆冷却剂系统的降乐建率 在冷却降 压阶段 应进行以下试验： 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： 进行后备盘 b) 远程停地 站进行峰温降压试验： 进行蒸汽发生器一次侧与二次侧何油漏监测试验（如适用）； 进行设备和管道支撑件间隙测量： d) e) 进行中子通量套管的位移测量（如适用）： 7 验收准则 热态性能试验结果应满足设计要 NB/T20316—2014 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 NB/T20316—2014 * 核工业标准化研究所发行 北京海淀区骚子营1号院 邮政编码：100091 电话：010-62863505 机械工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版 2015年3月第1次印刷 印数1-50 定价18.00元 NB/T20316—2014 目 次 前言 II 1 范围 规范性引用文件 2 3 术语 试验目的 5 试验前提条件 试验内容 6 2 验收准则 7