[发明专利]核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试方法

权利要求书

1.一种核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试方法，包括：

(1)针对中长期排热冷却水系统主要功能和相关设计文件，筛选出需要进行调试的设备；所述的中长期排热冷却水系统主要功能包括：

在全厂断电+丧失最终热阱+一回路小破口失水事故以及全厂断电+丧失最终热阱+异常全堆芯卸料工况下排出堆芯及乏燃料水池的余热；

在乏燃料水池失去正常冷链冷却，并且有效补水丧失的情况下通过中长期排热冷却水系统导出乏燃料水池的余热；

当被冷却的换热器可能受污染时，防止放射性物质不可控制的释放到大气中；

(2)根据中长期排热冷却水系统需要进行调试的设备，对设备进行性能分析，确定每个设备应执行的调试试验项目和内容；

(3)通过对中长期排热冷却水系统功能和配置的解析，确定中长期排热冷却水系统的试验内容。

2.如权利要求1所述的核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试方法，其特征在于，步骤(1)中所述的需要进行调试的设备包括波动箱、循环泵、热交换器，波动箱设置在循环泵的吸入端母管上，热交换器位于循环泵的入口。

3.如权利要求2所述的核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试方法，其特征在于，步骤(2)中，波动箱调试应检验与波动箱水位传感器有关的信息处理通道的性能；通过波动箱的液位达到中长期排热冷却水系统手册中规定的整定值时引发波动箱液位报警，来验证其信息处理通道的正确运行。

4.如权利要求2所述的核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试方法，其特征在于，步骤(2)中，循环泵调试应校核泵启动情况、验证额定流量；循环泵启动时，记录电机的电气参数，并与泵电机运行维修手册中的规定值进行对比；对循环泵小流量管线进行试验。

5.如权利要求2所述的核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试方法，其特征在于，步骤(2)中，热交换器调试应验证中长期排热冷却水系统的热交换器换热能力；测量热交换器热侧和冷侧的温度和流量，现场测定的热功率必须大于或等于根据试验条件计算的理论值。

6.如权利要求2所述的核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试方法，其特征在于，步骤(3)中，中长期排热冷却水系统的试验内容包括先进行初步试验、再进行子系统试验，最后开展系统的综合性能调试试验，其中，初步试验包括中长期排热冷却水的系统冲洗、仪表和模拟控制功能试验、逻辑控制控制通道试验、循环泵的电机试验，子系统试验包括波动箱试验和循环泵启动试验，综合性能调试试验用于验证中长期排热冷却水系统的热交换器换热能力。