F65 NB 中华人民共和国能源行业标准
NB/T20560.6-2019
压水堆核电厂应急堆芯 冷却系统过滤器设计和性能评价 第6部分：化学效应试验技术要求
Design and performance evaluation of emergencycore cooling system strainer for pressurized water reactor nuclear power plant-Part 6: Technical requirements for chemical effects testing
国家能源局 发布
目 次
前言1范围..2规范性引用文件3术语和定义4一般要求.5试验材料制备5.1传输至过滤器的碎片制备，浸没材料及未浸没材料的制备5.25.3 金属元素溶液的制备，5.4 化学沉淀物替代物的制备.6试验装置. 57试验方法.57.1长期试验，7.2短期试验8分析结果评估.8.1评估内容..8.2评估方法及结果判定9记录及报告，9.1记录.9.2报告.
前言
本标准NB/T20560《压水堆核电厂应急堆芯冷却系统过滤器设计和性能评价》分为8个部分：
第1部分：总则；-第2部分：碎渣源项踏勘技术要求；一第3部分：上游分析技术要求；第4部分：设备设计技术要求；-第5部分：碎渣压降试验技术要求；-第6部分：化学效应试验技术要求；第7部分：下游效应（堆芯内）试验技术要求；一第8部分：下游效应（堆芯外）分析技术要求.本部分为NB/T20560的第6部分：化学效应试验技术要求.本部分按GB/T1.1一2009给出的规则起草.本部分由能源行业核电标准化技术委员会提出.本部分由核工业标准化研究所归口.本部分负贵起草单位：中国核动力研究设计院.本部分参加起草单位：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有限本部分主要起草人：夏小娇、刘蔚伟、龚钊、赵延辉、郭丹丹、于江、傅伟、王春、李志明、鲍一晨.
公司、中广核研究院有限公司.
压水堆核电厂应急堆芯冷却系统过滤器设计和性能评价 第6部分：化学效应试验技术要求
1范围
本部分规定了压水堆核电厂（简称PWR）应急堆芯冷却系统过滤器化学效应试验的一般要求、试验材料制备、试验装置、试验方法、分析结果评估、记录及报告等方面的技术要求.
本部分适用于PWR应急堆芯冷却系统过滤器化学效应试验分析.
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（包括的修改单）适用于本文件.
GB8978污水综合排放标准JB/T6074腐蚀试样的制备、清洗和评定
3术语和定义
下列术语和定义适用于本文件.
3.1
化学效应chemicaleffects
PWR一回路发生破口失水事故（简称LOCA）后，安全壳内部分金属、保温材料、油漆涂层、混凝土、潜在碎片等与喷淋液、冷却剂及地坑或内置换料水箱内的水溶液发生化学反应形成的化学沉淀物沉积在应急堆芯冷却系统过滤器中，造成应急堆芯冷却系统过滤器压头损失增加的一种现象.
3.2
碎片debris
LOCA后，破口附近被撕碎的保温材料、油漆涂层、混凝土等及安全壳内存在可能被水流带到应急堆芯冷却系统过滤器的潜在材料.
3.3
浸没材料submergedmaterlals
LOCA后，未传输至过滤器，但被地坑或内置换料水箱水溶液浸没并可能发生化学反应的安全壳内金属材料、混凝土及保温材料等.
3.4
未浸没材料unsubmergedmaterals
LOCA后，未传输至过滤器，但可能与喷淋液接触并发生化学反应的安全壳内金属材料、混凝土及保温材料等.
3.5
化学沉淀物替代物chemlcalprecipitatlonsurrogates
化学效应试验中，用于模拟LOCA后PWR安全壳内可能生成的化学沉淀物的物质.
