ICS 27.120.20 F 69 备案号：29116-2010 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T 20018-2010 代替EJ/T589—1999 核电厂安全壳密封性试验 Containment leaktightness test for nuclear power plants 2010-05-01发布 2010-10-01实施 发布 国家能源局 NB/T20018—2010 目 次 前言 II 1 范围 规范性引用文件 3术语、定义和符号 3.1术语和定义 3.2符号 4试验分类和总要求 4.1分类.. 4.2总要求 4.3 承担试验单位要求 5A类试验要求. 5.1 试验前要求 5.2试验方法 5.3试验压力.. 5.4定期试验周期 5.5验收准则 6B类、C类试验要求 6.1试验方法， 6.2 试验压力 6.3 定期试验周期 6. 4 验收准则 专项试验 7 试验报告 8 6 8.1 总要求 6 8.2 运行前试验的试验报告 8.3 定期试验报告 8. 4 单独报告 附录A（规范性附录） 核电厂安全壳整体密封性试验方案（绝对压力法） 8 附录B（规范性附录） 核电厂安全壳局部密封性试验方案 （流量补充法、压力下降法） 16 附录C（规范性附录） 典型路径最大和最小泄漏率确定 19 NB/T 20018—2010 前言 本标准按照GB/T1.1-2009给出的规则起草。 本标准代替EJ/T589-1999《压水堆核电厂安全壳密封性试验》与EJ/T589-1999相比较有如下变 化： 一A类试验中删去了参考容器法和低压试验的内容，定期试验周期删去十年三次的内容；在气体 稳定性、试验终止准则和测定结果评定方面增加了新的内容； 一局部试验的验收准则有变化； 本标准由中国核工业集团公司提出。 本标准由核工业标准化研究所归口。 本标准起草单位：中冶建筑研究总院有限公司、北京冶核技术发展有限责任公司。 本标准主要起草人：蒋坚毅、李安明、郭红晓、徐森、周文权。 EJ/T589于1991年首次发布，1999年4月第1次修订。 II NB/T20018——2010 核电厂安全壳密封性试验 1范围 本标准规定了核电厂安全壳密封性试验的要求、方法和验收准则。 本标准适用于压水堆安全壳密封性试验，对于双层安全壳本标准只适用于主安全壳（内层壳）试验 其他反应堆安全壳密封性试验也可参照执行。 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。凡是注日期的引用文件，仅所注日期的版本适用于本文 件。凡是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。 JJF1059测量不确定度评定与表示 HAD003/09核电厂调试和运行期间的质量保证 HAD102/06核动力厂反应堆安全壳系统的设计 3 3术语、定义和符号 3.1术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3. 1. 1 泄漏量leakage 从泄漏处（孔、口、裂缝等）漏失的流体量。 3. 1. 2 泄漏率leakagerate 单位时间发生的泄漏量。用在指定的试验压力下，流体从测试容器中流失速率表示。 3.1.3 整体泄漏率 overallintegratedleakagerate 通过所有被试验的泄漏途径，包括安全壳焊缝、言板、阀门、贯穿件、接头等整个压力边界的全部 泄漏率。用在试验压力下24h从安全壳内泄漏到大气中的空气质量与安全壳内部自由容积包容的空气初 始质量之比的百分数表示。 3.1. 4 路径最大泄漏率 maximumpathwayleakage rate(MXPLR) 贯穿件泄漏路径的最大泄漏率。MXPLR是串联的两个边界中泄漏率较大的值。 1 NB/T20018—2010 3.1.5 路径最小泄漏率minimumpathwayleakagerate(MNPLR) 贯穿件泄漏路径的最小泄漏率（例如：内边界或者外边界中较小的泄漏率），当在内外边界之间加 压时，MNPLR是测得的总泄漏率的一半。 3.1.6 验收准则acceptancecriteria 为了证实安全壳作为压力边界的密封功能是否合格，试验结果应满足的标准。 3.1.7 验证试验 verificationtest 证实A类试验方法可行、测定整体泄漏率的仪器设备可靠的试验。 3.2符号 3.2.1下列符号适用于本文件 Pa。一与设计基准事故相应的安全壳内产生的峰值压力，通常在设计技术文件中规定，单位为兆帕 (MPa); P.一安全壳设计压力，通常在设计文件中规定，单位为兆帕（MPa）； L。一在试验工况下，安全壳内压力为Pac的整体最大允许泄漏率，通常在技术文件中规定，%/24h； Lm一在安全壳内设备和系统尽可能接近设计基准事故状态时，在压力P下对安全壳进行试验而 得到的安全壳整体泄漏率最佳估计值，%/24h： L。一验证试验时在安全壳上叠加的已知泄漏率，%/24h； L一叠加L。后的安全壳整体泄漏率，%/24h； UCL一上置信限，指安全壳整体泄漏率最佳估计值的统计计算上限，本标准按95%置信水平进行计算。 3.2.2下列符号仅适用于附录A P一安全壳内空气的绝对压力，单位为兆帕（MPa）； Py一安全壳内水蒸气加权平均分压力，单位为兆帕（MPa）： R一干空气气体常数，287.0J/（kg·K） T一第i组数据对应的安全壳内空气加权平均温度，单位为开尔文（K）； V一安全壳内自由空间的容积，单位为立方米（m）； W一第i组数据对应的安全壳内干空气质量，单位为千克（kg）； W一直线回归W的最佳估计值，单位为千克（kg）： t，一从测定开始基准时刻至第i组数据所经过的时间，单位为小时（h）： A一最小二乘法回归直线的斜率，单位为千克每小时（kg/h）； B一最小二乘法回归直线的截距，单位为千克（kg）； n一测量数据组（t，W）数量； 2 NB/T 20018—2010 S一最小二乘法直线回归斜率标准偏差的无偏估计值，即A类评定的不确定度分量，单位为千克 每小时（kg/h）； uB,一B类评定的第i项标准不确定度分量； u。一合成标准不确定度； U95rel一置信水平为95%的相对扩展不确定度。 3.2.3下列符号仅适用于附录B Li——气体泄漏率，单位为标准升每分钟（NL/min）； L-—水泄漏率，单位为升每分钟（L/min）； P,、P一一分别为试验开始和结束时的绝对压力，单位为千帕（kPa）； P,、P，——分别为上游和下游水的绝对压力，单位为千帕（kPa）； Ps——标准状态大气压力（0.101325MPa)，单位为兆帕(MPa)； μ—水的粘度，单位为帕·秒(Pa·s)； μ——空气的粘度，单位为帕·秒(Pa·-s)； T，、T,一一分别为试验开始和结束时的环境温度，单位为开尔文（K）； Ts——标准状态空气温度（273.15K)，单位为开尔文（K）； V——试验的自由空间容积，单位为升（L）； t一—试验持续时间，单位为分钟（min）。 4试验分类和总要求 4.1分类 4.1.1 按试验对象分为如下3类： a）A类试验：对安全壳压力边界整体加压进行的整体密封性试验； b) B类试验：对安全壳贯穿件的密封部件（如电气贯穿件、人员闸门和设备闸门等）加压进行的 局部密封性试验； c) C类试验：对安全壳隔离阀加压进行的局部密封性试验。 4.1.2按反应堆运行不同阶段分类： a）运行前试验（验收试验）：安全壳峻工后运行前进行的试验； b）定期试验：反应堆运行后，经一定时间间隔再进行的试验。 4.2总要求 4.2.1核电厂安全壳需承受因设计基准事故产生的内压，因此应具有足够的强度和密封性。用密封性 试验来检测安全壳的泄漏率，密封性试验结果应满足验收准则要求。 4.2.2承担试验单位应制定包括A类、B类和C类试验在内的安全壳压力边界密封性试验大纲和实施 细则。 4.2.3在核电厂设计时，应对安全壳的基准事故最高温度、峰值压力（P。）、设计压力（P。）、自 由空间容积、验收准则作出规定。对于A类试验应设计测试室和信号通道以及壳内外的接线箱（柜）等 3 NB/T20018—2010 相关设施。对于B类、C类试验应考虑试验接口和隔离边界，增加可试验性（如尽量减少C类试验的加 压空间，缩小隔离边界；对于那些能够承受正反向加压的阀门，应在两个隔离阀之间设计试验接口）。 4.2.4安全壳建造完工（包括贯穿反应堆安全壳压力边界的机械、电气和仪表系统的所有设备和零部 件安装完成）之后或在反应堆运行之前应遵照HAD102/06的规定，按本标准要求进行运行前密封性试 验，在反应堆运行后定期进行密封性试验。 4.2.5实施可能影响安全壳完整性的改进、部件更换、修理和调整，应进行A类或B、C类试验（见第 7章），以证实改变了的部件能满足泄漏率要求。 4.2.6在安全壳内或外事故发生的情况下应根据第7章的要求进行专项试验。 4.2.7对于有缓解严重事故的压水堆双层安全壳的外壳应做密封性检查，以确定向壳外的直接泄漏率。 可按照HAD102/06进行，采用在安全壳整体密封性试验期间环形空间抽气量减去正常运行条件下环形 空间抽气量的计算方法确定。 4.3承担试验单位要求 4.3.1承担试验单位应是一个能够承担法律责任的实体。必须确保判断的独立性、测定结果的正确性 和公正性。 4.3.2承担试验单位应有安全壳密封性试验或类似大型试验的经历和经验。 4.3.3承担试验单位应根据HAD003/09的要求建立健全相应的组织机构和质保体系。 国家计量部门认可的检定证明。 4.3.5参加试验的人员应经过培训，考核合格，具备相关的理论知识和实践经验。