NB-T20312.3-2023压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则 第3部分:水压试验.docx
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1、ICS27.120.20F69NB中华人民共和国能源行业标准NB/T20312.32023代替NB1.iT203122014压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则第3部分:压力试验Codeonthein-ponentsofpressurizedwaterreactornuc1.earis1.andsPart3Pressuretest20235-26发布20231126实施国家能源局发布目次WaIII范围I2规莅性引用文件I3术语和定义I4通用现则I5一回路主系统水压试脸26二回路主系统水压试验57设备及管道在役检查2、3级部件水压试脸58泄漏试验69维修或更换后水屎试验7IO水压试验期间的声发射
2、监测7附录A(资料性附录)水压试脸压力平台下降低人员风险的保护擀施8本文件按照GBT1.1-20202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。本文件是NBmaMT.60C).T0第1次出验的规定淞度5.2.4特殊要求响路主系统水压试验特殊要求如F:a)在压力保持稳定期间,若无严重缺陷和除按技术规格书规定可接受的渤量泄漏外的较大泄漏时,则试验应被认为是合格的:b)试验期间评价tttiW的方法和可接受的限(ft在泄漏率计算程序中明确:C)在确定总的泄海率时.只考虑源自一网路主系统的泄湿.在泄湿率计算中不考虑临时装置(如:夹紧装置、软管等)的泄潮;(1)泄漏率计拉应在检定-回
3、路主系统正常运行出力平台期间实施;O在水压试验压力等于一回路主系统运行压力时,允许的泄漏率如下:D密封接头部位泄漏率不和过0.05mh;2)猿汽发生器管束部位泄漏不超过花役期间的允许限值:3)不可识别泄漏率不超过0.05inJ/h:4)对所有水压试验中的承压部分,可识别泄温率和不可识别泄漏率的总和不超过0.23mVh.D对于总泄诉率,少mSI过是允许的,但是否可继续试验取决于核安全管理部门的意见:)对蒸汽发生器传热管:D泄漏测st在试验期间实施数次.测Ja的乐力平台在再鉴定程序中明隔:2根据传热管类型和己卷别的降爆机制,在核安全管理部门批准的情况下,试的平台的可忽略的泄漏水平应逐个情况进行评估
4、I3)蒸汽发生港传热管泄部率羯计入以遵守一回路主系统总泄漏率的收标准:I)水压送验时源F可测H的泄讯的降级机制应来取特殊的监督和维修措施:5)在水田试收后实施的氮检漏和轴向探头涡流检取有助于蒸汽发生器传热管状况的判断.6二回路主系统水压试脸二回路主系统水田试验规定如下:a)按照4.I.1的要求,在没有一次的背压的情况下定期对蒸汽发生器二次侧承压边界进行后续水压试验:b)水JK试物JK力等于蒸汽发生器二次刈设计乐力的1.2倍,但是在部件更换后,可要求较高的试及招压系数.以替代IM造名义实施的部件水压试验;O为避免传热管脆性断裂的风险试验所用水温应为如下情况的破大位:D首次二回路主系统水质试验视定
5、的水温:2)构成二次例群静材料(股是管板)的挺高KT,ifif30-C.d)水压试蛤实施需完成试龄报告,以详细记录实际的压力和温型,实施检衣的结果和测峡的洪海率:e)二网路主系统管道水压试验期间拆保温和检杳的区域在水压试验程序中确定,应至少包拈如F域感区域;D根据设计文件,正常运行时承极加大的区域,包括热疲劳区域和特殊经验反馈所述区域:2)首次评价会发生快逑断裂,需整作补充分析的区域:3)有制造缺陷,需要检查频率少于或等于10年的区域.f)试照期间泄漏评价的方法在泄漏率计算程序中规定.对二回路主联统的设备,试魁压力平台测得的泄漏率可接受标准如下:D单台设缶试验总泄汨率:0.23mh;2)两台设
6、备组合的试验总泄漏率:堀台0.23mh.7设备及管道在役柳查2、3级郃件水压试验1.1 ff三管道的水压试验不是强制执行的,但当维修影响到管道系统的性能时,则维修后应进行水压试验。1.2 IBIr1.及用件对于眼役的阀门和阀门附件,当其由制造厂在有关部门指定代表的见证下进行过首次水压试脍,F1.试脸压力不低-FG腐运行压力的2倍时,可不进行水压试脸。1.3 两次相邻的后续水压试蕤的最长时间间隔为IQ年。后续水压试紧压力定为设计压力的1.2倍。如果没有特别说明,后续水出试验的压力应低于首次水压试验的压力,1.4 ff三饰如果该管道附件已由制造厂在在有关部门指定代表的见证下进行过首次水压试粉,且试
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