NB-T20669-2023压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则.docx

ICS27.120.20F69NB中华人民共和国能源行业标准NBZT20669-2023代昔NFVT20261-2014压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则2023-11-26实施Designcriteriaforemergencycorecoo1.ingsystemOfpressurizedwaterretctornuc1.earpowerp1.ant2023-05-26发布国家能源局发布目次谛言I1.I9I2规范性引用文件I3术谱和定义14系统功能24.1 安全功能24.2 其它功能25系统范用26系统性能要求3737.1 安金等级和抗震类别37.2 反应性控制要求47.3 系统设计要求47.4 设备设计要求57.5 机械谀计准则67.6 电气设计要求77.7 仪表和控制设计要求77.8 接口要求87.9 布置要求97.10 赚和维脩要求9本文件按照GBT1.1-2020£标准化I：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。奉文件代杯NBJT20261-2014压水堆核电厂的念堆芯冷却系统设计准则",*jNR1T20261-20）4相比,主要变化如下：一一第1章标准的适用范围明确适用于以能动5?安全系统为主的压水堆核电厂：一一对引刖标批进行了相应修改： EJ339替换为NB,T20268; EJ/T331替换为NBjT20406;EJ_3363换为NB，T20472 EJ/T335杼换为NB，T20516一在第3章中,增加“单一故障”、“能动俄件”,“非能动部件”的术语解降：一一脩改第3.1节术语“直接注入阶段”的定义以及全文与直接注入相关的描述.Jf1.tt1.“安注箱、容控箱等”作为过接注入水魂：修改第3.2节术谱“再循环注入阶段”的定义以及全文与再循环注入相关的描述.增加“内置换料水箱”作为再循环注入水源：一一在第4章中.增加4.2.4节,对电厂停堆第间的半管水位运行进行了描述:一一修改第5章系统范用以及全文与之相关的描述,增加中JK注入分系统（如书）和中FK安注泉（如有）：将“7.3.8防止硼析出拮施'中对所有含H浓硼溶液的设备和管路“应设置保温和加热措施”的强制性要求倏改为“应考虑设置保温和加热措施”。本文件由能源行业核电标准化技术委员会提出.本文件由中国核电发展中心归口.本文件起草单位中国核动力研究设计院，中广核工程有限公司.本文件主要起草人，余志云、氽小权、赵国，何劲松、住云、张玉龙、李沛颖，刘向江、刘明皓、刘航、叶竹、陶舒畅、刘E洋、许展彼。压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则1范围本文件规定了压水地核电厂应急堆芯冷却系统设计的基本要求，包括该系统设计直按有关的运行、维修和试验要求.但不包括该系统设备的具体设计要求.本文件适用于以能动型安全系统为主的压水堆核电厂应急堆芯冷却系统的设计.2制蒐性引用文件F列文件对于本文件的应用是必不可少的.凡是注口期的引用文件，仅所注日期的版本适用于本文件，凡是不注H期的引用文件，其最新版木（包括所有的修改革）适用于本文件.GB6249核动力厂环境辐射防护规定GB13285核电厂安全重要系统和部件的实体防护GBT13286核电厂安全级电气设备和电路独立性准则GBT17569JK水堆核电厂物项分级GB18871电卷辑射防护与辐射源安全用本标准NBT20026核电厂安全重要仪衣和控制泰统总体要求NBT20051核电厂厂用电娱统设计准则NBT20053核电厂安全重要电气、仪表和控制设任安装要求NBrr20131压水堆核电厂应急堆芯冷却地坑设计准则NBT20268Jk水堆核电厂安全他和卸乐网管系设计准则NB.，T20406JK水堆核电厂流体系统的安全壳隔疡找葭NB,T20472压水堆核电厂核岛工艺系统管道布置设汁准则NBT20516轻水堆核电厂假想沟道破根裂故防护准则3术和定义下列术语和定义适用于本文件.短期Shortterm索接在事故发生后的一段时间.在这段时间内反应堆的自动保护发生动作.各系统的响应得到证实.事故的类型得以脸明,并规定出在长期中应采取的操作。ftIKUJttS,短期指的是事故发生的J初24h或72h.3.2长期Iongterm紧接着短期之后的系统运行时间，在此期间内仍需要系统的安全功能。一般不少于30天。33单一故障sing1.efai1.ure导致单一系统或部件不能执行其预定安全功能的一种故障.以及用此引起的各种继发故障.3.4能动部件active(Xf)Onent依界触发、机械运动或动力源等外部输入而行使功能的部件.36非ft¾三passivecoponent不依靠触发、机械运动或动力源等外部输入而行使功能的部件.44.1 安全功能4.1.1 脑在反应堆冷却剂系统出现破Ii导致冷却剂大家泄漏而无法通过正常手段补充时，康动本系统向反应堆堆芯提供冷却剂淹没堆芯,以防止堆芯络化，或防止燃料组件和堆内构件出现可能妨碍堆芯冷却的变形。贮存在反应堆冷却剂系统以及燃料中的能情加上衰变热，都应能通过应急堆芯冷却系统传递到安全克中.择放到安全克的能破由安全壳冷却系统排册.4.1.2 应急加应急堆芯冷却系统所提供的冷却水应含有足峨的硼,以维持堆芯的次临界状态.应急堆芯冷却系统通过向堆芯注入足的的浓密水，提供必要的负反应性，以确保在蒸汽饯燃械裂等任故发生之后，反应堆仍可维持在安全状态。4.1.3 WJMt在失水邪故后再循环注入阶段,应急堆芯冷却系统处于安全光外的部分应起到密封屏障的作用.4.2 其它功健4.2.1 若安全壳喷淋泵与低压安注泵采用互为备用的设计，则在事故长期的再循环注入阶段，当安全克喷淋泵出现故障不可用时,可通过应急堆芯次却系统低压安注泵判安全壳地坑或内置换料水箱内的水送入安全壳喷淋系统的热交换器进行冷却。4.2.2 在停埴换料期间，为反应堆换料水池充水。4.2.3 如果电厂在停堆期间的半管水位运行，当堆芯失去余热排出系统的冷却时，应能通过应急堆芯冷却系统向堆芯补水.应急堆芯冷却系统由使完成其功能的那些设饴（其中包括泉、容牌.阀门、测盘仪表和控制设饴）、管遒及其支描件、限位器等处成，也包括完成安全功能所必需的水源.本系统可以由几个部分想成.例如,它可以由离压注入分系统（如有人中压注入分系统（如有）、安全注入箱分系统、低压注入分系统、硼注入设备（或分系统）（如有）和硼酸再循环分系统（M硼注入箱的设跟而设置乂如有）组成，这些分系统组成一个统体，根据力故的不同状况，分别或共同完成本系统的安全功能，系统的主要设备：；0高压安注泵（如有），可以单独设置.，也可以与化学和容枳控制系统的上充泵合用；b）中压安注泵（如有）;O安全注入箱（简称安注箱）；d）低压安注泵,可以取独设置，也可与余热排出系统的余热排出泵合用：O碌注入箱（如有）；f）硼酸再循环泵（如有）；g）换料水贮存箱（简称换料水箱兀一般和换料系统共用，可以为内跣换料水箱（及侬安全壳再M环地坑）。真容量应满足安全功能的要求.6JMK性能要求当下列任一事故发生时.系统被用来冷却反陶堆堆芯和提供附加的停堆能力：a）反质堆冷却剂系统压力边界内的管道破裂或安全俯、卸东阳开启后不能女位.引起冷却剂的池潮此人正常补给系统的补给后，其极限力故为反应增冷却剂系统主管道双桀瞬时衽断坐的切断裂：b）二回路蒸汽系统中的管道破裂或安全阀.卸东网开启后不能复位.造成蒸汽大fit流失.其极限%故为主蒸汽管道的双蜡屏时破断型的切断裂；C）控制棒阴动机构耐压壳破裂引起一束控制棒（包括反应性价值用高的一束）舛出和冷却剂丧失事故;d）蒸汽发生器传热管发生破裂,导致一回路冷却剂泄漏到二回路系统.在发生上述任何种事故时，应急堆芯冷却系统的能力应该满足下列准则要求：燃料包壳最淘计比温度不超过1204C;燃料包光的最大融化厚度在各处都不超过氧化前包克总煌度的17%:包克金属和水（或蒸汽发生化学反应所产生氧气的计口总量，不超过假定所有包克金M都发生化学反应时所产生氮气量的1%;堆芯（燃料如件和堆内构件）几何形状的任何变化，应确保堆芯能纷维持足的的冷却：堆芯能长期保持在足够低的湿度条件下（排出氽热）7设计央求7.1 安全等at和抗鹿类剧7.1.1 系统部件的安全等被和抗震等汲，应遵照GB,T17569划分.7.1.2 提供第4章所述核安全功能的系统压力边界内的设H例如,高乐安注泉（如有），中东女注泉（如有）、低压安注泵、安注箱、阀门写）、管道,附由于安全2级,但从反应堆冷却剂系统到各安全注入分管上第二个止网同之间的部分（包括管道和止网阀）应属于安全1欲.7.1.3 与换料水箱相连接的管道及其阀门应属于安全2级。7.1.4硼酸再循环分系统（如有）应属于安全3级，但其中硼注入箱以及直到第二个隔窗阀的连接管路属于安全2级.1.1.5 系统其它部分为非安全蟆.1.1.6 两个不同安全等级的系统或系统部件交接时,接口部件的安全等级应采用两者中较高的等级.1.1.7 系统中所有安全级的设备的抗规类别均为抗震I类。1.1.8 本系统所有执行安全功能的电气设爵应届安全级UE级）、抗飕I类.7.2 反应性控制要求本系统的投入应防止总的设计停堆深度有任何明显的下降.在发生第6章所提到的任何一种事故期间，当反应性价值蚣商的一束控制棒卡死在堆芯之外时.系统通过注入弼溶液所提供的负反应性连同其余控制棒所提供的仇反应性，应使堆芯能够保持一个适当的负反应性裕鼠.7.3 系统设计要求7.3.1 单一故障痕Je7.3.1.1 本系统设计应遵循总故障准则.7.3.1.2 本系统应设计成在“短期”内允许单一能动部件发生故障.在“长期”内允许单一能动部件或单一非能动邮件发生故解，7.3.1.3 为满足单一故隔准则，本系统应采用下列措施：u）系统至少由两个独立的系列如成：b）系统运行所需供电由独立的两列电源保证，11都有柴油发电机作为应急电源；C）系统投入信号的触发系统应参照有关的电气系统标准：（1）系统两列之间以及其支持系统（电源和冷却水）之间设置屏障分隔或几何分隔，7.3.2 安全壳育相关要求系统贯穿安全壳的管线应遵照NB,T2（M（J6的有关要求进行设计.对系统输送流体到安全壳内的管线.应在安全克内提供一台止1可便.而在安全壳外提供一台远控隔离税.对于输送流体到安全克外的管线，应在安全壳两例各提供一台远控隔离阀，7.3.3 系有效汽蚀余的保证系统的设计,应时系统中所有泵提供足筋的净正吸入压头（即有效汽蚀余量NPS1.hI）,应对它接注入阶段和再循环注入阶段内系统所能提供给泵的实际净正吸入压头进行必要的计算验证，以防止泵运行时发生汽蚀。系统在可循环注入阶段所能提供的实际净正吸入压头为最小，应根据再循环流体最离温度进行计修.在计算中不考虑'B故后安全壳内压力的增加，并假定安全壳内的压力等于地坑（或内冏换料水箱）水的饱和压力。此外，净正吸入缶头的计算还应他定再循环地坑（或内置换料水箱）底囹标而为零田头。该标高以上的水被视为附加的裕量，吸入管内的流选应按同时从该吸入管吸水的各种泵最大流收之和计犯，1.1.1 X4.第三明屏*功IB的保证加果系统中怆送放射性水的某些郃分位于安全壳之外.则系统中的该郃分也承担与安全壳类蚁的“第三道密封屏蔽”功能.其设计应能在事故后的工况下提供：a）符合GB18871和GB6249所耍求的屏蔽：b）压力称放装置排放物的收集措推：）放时性向环境潴谢的监测和控制手段。限制洪洞，使之符合GB6249中的有关条款.1.1.5 ，故环境下的性MA求系统应设计成能在事故工况下的温度，压力、漫货或蒸汽以及存在裂变产物辎射效应的环境中达到其性能要求.1.1.6 内修、外危险的防护系统的设计,应能防止诸如火灾、爆炸、内部水淹'内陆飞射物、管道甩动及喷射流冲击等内郃危险和地段、洪水、狂风、龙卷风、海啸（潮汐波）和极端气象条件等外部危险所引起的失效.1.1.7 MUfi压保护为防止由于阀门失效、阀门泄漏、容积受热膨胀或运行人员的某一误掾作所引起的系统任何部分不力粕过设计伯.系统的设计中应在如卜部位安装超压保护奘置：a）高K管路与低乐管路之间以及本系统。外系统接口处应有限高措施.弁根据需要在低乐部分设18超压译放装M.b）所有的安注箱上应设置安全他.c）泵出口管路应安装适当大小的超乐糅放装置.除耶所设计的管路和泵可以承受可能达到的最大压力.d）两个常关同之间的检段上，必要时应提供超压保护措施.起压保护奘员的择放压力，不应超过其保护范圉内任何个部件的设计压力.根据按11隔离要求，本系统与反应堆冷却剂系统连接的安全注入分钟上均应串接二道止向同和道电动隔离阀.考虑到止回阀有可能泄漏.电动隔亮阀及其下诩管路应按高乐设计.木系统所采刖的妞压保护装W的支承设计及布巴，应满足NB"20268的有关要求,1.1.8 防止的出指Ik系统设计中，对所有含在浓谡溶液的设法和管路都应考虑设置保温和加热Ift施，防止VA析出，7.4 设备设计要求7.4.1 安注桌安注泵应满足以下要求：a）所枭刖的安注泵应能在工作介质存在经过池后的外来杂质（混能土撅粒、保温材料碎片等）并发生热冲击的僧况F可修地工作.b）离心式安注泵应具有连续上升至关闭压头的特性曲般.不允许出现“笠峰O案机组投入运行后，为了防止由f泵出口管堵塞等原因导致系在关闭压头下长期运行，应在泵出口设置小流显网漉管.d）泵的疆动装置应满足全部运行范围的功率和转矩要求,如果驶动装置是电机，应考虑预期的安全级供电的电压变化.O泵的设计应能在最小撕环流量条件下持续可靠运行.0系的选取、管系的设计和布置，应保证系在全部运行范国内、H到最大流录时，具有足够的净正吸入年头（详见7.3.3节）以及有足好的总压头.7.4.2 安注安注箱是充有含硼水且利用级气加压的压力容器，在正常运行期间,每台安注箱通过两个半联的止同阀与反应堆冷却剂系统隔离,在反应堆冷却剂系统发生失水事故时，当反应堆冷却剂系统压力降到低于安注箱的压力，止网网打开，含微水被压入反应堆冷却剂系统.打开从安注箱通过冷段到堆芯的注入通道应只需要该止回阀的机械动作。安注箱应采取冗余设置,以保证其中任何一台安注箱不能实现向反应堆冷却剂系统注入时，其余安注箱的注入址仍能满足相关安全分析所需的注入以要求.在电厂正常运行期间，好台安注箱中含硼水的液位应可监测和调节，安注箱的设计中,应采取措施防其内部加压用的觎气的含硼水注入反应堆冷却剂系统.7.4.3 注入箱（如有）硼注入箱应为封闭结构，其上游与相应的安注泵出口相连接，下游与安全注入管战相连接。其内部充满定浓度的期酸溶液，该硼酸溶液的硼浓度应能保证在最严地的蒸汽管道破裂情况下，其全部注入堆芯后可以使堆芯保持次临界状态。7.4.4 安全身再环地填（或内量按X水箱）安全无再循环地坑（或内置换料水箱）功能为收集冷却剂.以及提供应急堆芯冷却系统和安全壳喷淋系统的水源,应满足NBrr20131的要求.7.4.5 系和房门本系统的管系和统门设计应满足以下要求：a）安注泵管线上的动力操作佣至少能够在安注泵关闭肝头下开启.阀门开启时间应满足事故安全分析相关的要求.b）贯穿安全壳的管系和阀门，应符合NB120406的规定，C）系统止回阀应健终通过流体流动或操作装置枚脸其是否失效“d）系统的设计应考虑必要的排气、疏水措施,且系统的管线布置及阀门流向应防止不凝气体和蒸汽流集在泵吸入口管线内，C）对于出现故障时停由在原位的执行安全功能的动力操作阀,要能进行手动操作.7.5 机械设计准则7.5.1系统连同其控制和保护设施的设计应在相应规范的任力限值内，承受任何一种运行工况或事故工况时所达到的系统压力、温度以及所壮诙的系统相互作用，包括运行安全地欣动（S1.d）我荷效应导致的系统相互作用.1.1.2 系统的设计应在极限安全地屐动（S1.-2）及任何一种运行I.况或事故1：况时共同施加的我简作用下不会造成系统破裂，在安全停堆时应动作的能动部件不应丧失其功能,允许管道和容寄发牛.塑性变形.但应防止部件弹性或堂性失根.对于执行安全功能的部分,不应导致安全功能的失效.1.1.3 系统承J,设备的材料应具有足够的断裂翎性.以防止在电厂的运行寿期内,在电厂任何一种运行方式，水压试验或事故工况下发生脆性断裂，1.1.4 系统设计中应燃照NBb20516的有关要求，采取必要的防护措施，当本系统周用区城内其它系统的某些设备和管道发生损坏时,本系统的设备和节道应能防止动态效应的影响而不丧失功能.1.1.5 系统的结构材料应"任何种运行工况或事故I：况所预期的水化学特性相适应.系统中。含硼水或再循环地坑（或内曰换料水箱）水接触的所有设备和管道应采用奥氏体不镑纲或具右相当抗腐蚀能力的材料.1.1.6 系统的支承件和限位器等结构部件的设计.考虑其所受我苛时，质与系统设计时所采用的务此共同施加的我份相致,需要满足本准则要求的支承件和双位器可以发生般性变形.但陶限制钝件的相对移动，使其与这些部件的突性变形相适应.7.6 电，设计要求7.6.1 系统的供电设计应符合单一故障掂则和安全级供电得求,具体应湎足NB门2（X>51.和NB.T2OO53的设计要求.7.6.2 在失去厂外正常电源的情况下，应急电源应自动投入供电，并且系统的正要用电设得应自动地按预定顺序投入运行,设备投入时间的延退应不影响系统安全功能的完成，7.7 仪表和拄制设计鬟求7.7.1 本系统的仪表和拧制设计时满足NBT2（>053和NBjT20026的设计要求.1.1.1 7.2设计中应提供一定数供的定式及控制设备.应保证足够的精度和响应时间.以满足一统性能要求.7.7.3 对于系统的某些重要动力操纵设备（如安注泵等），应由电厂保护系统发出触发信号自动起动.对于系统所仃的动力操纵设务，应能在控制室遥控手动操纵：对J安注泵等设在，还可就施设置操洪井关,以便就地进行出股，在处理动力操纵责备白动控制和手动控制的关系时,凡要求自动控制的设得均以手动控制为后备。在允许手动干预的条件下，提供人为干K1.的可能。7.7.4 系统的测量仪表和控制设爵应能在事故工况下可能出现的恶劣环境中执行其功能.7.7.5 在主控制室,应至少对系统的卜列参数给予显示和（或）报警：a）系统的注入流量：b）安注箱的压力和液位：C）换料水箱的液位和温度：d）再循环水温度；O硼注入箱（如存）湿度：0安注泵状态：g）动力探洪阀状态。7.8接口要求7.8.1 反田地冷却剂系统的接口晏来应急堆芯冷却系统应在反应堆冷却剂系统的热段和冷段（或反应堆压力容直接注入接管）上均设河有安全注入接口，以保证应急堆芯冷却系统可实现冷段、热段的同时注入。系统的注入管线上应提供至少的道止回阀与反应堆冷却剂系统隔离.为了确保止回网隔离的有效性,前提供对止回伸泄M情况进行定期检测的措施.此外两道隔成阀与反应堆冷却剂系统之间的管内容枳应尽诉小，以便使含硼溶液注入到堆芯的近迟时间及到址少.7.8.2 化学和总积控IN系筑的接口要求若应急堆芯冷却系统的高压安注系与化学和容积控制系统上充泵为共用泵，则在化学和容积控制系统中该系（或泵组）的上下游应急堆芯冷却系统接口均应分两列设置，以满足应急堆芯冷却系统的安全注入要求。7.8.3 安注水塞的接口要求在直接注入阶段，应急堆芯冷却系统的水源为换料水箱：在再循环注入阶段，应急堆芯冷却系统的水源为安全壳地坑或内置换料水箭。因此，在安全壳地坑和/或换料水箱上应分两列设置应急电芯冷却系统接II,该接口应满足系统安全注入相关流量要求.另外，如安全壳地坑和换料水箱分开设计，应急堆芯冷却系统应能弱实现在不同阶段的快速切换，7.8.4 安全身淋系倭接口要求由初若低压安注泵与安全壳喷淋泉互为备用,则应急堆芯冷却系统中应设计彳f与安全壳喷淋系统相连接的接口管税.该备用接口告现在布置上应是可接近的.7.8.5 外U时应供水接口应急堆芯冷却系统中应设置盯可接近的外部临时应急供水接11.以保证在事故工况下，因所有电源失效而导狭安注泵和其招用系（如有）均不Ur用时,电厂可采用配有移动应急电源的应急供水设法沿应急堆芯冷却系统的注入管线向反应堆补充冷却水.若系统采用低压安注泵与安全壳喷淋泵互为备用的设计，则应急堆芯冷却系统的外部柩时应急供水接口可借用安全壳喷淋系统的外部临时应急供水接II,而不单独设置.7.8.6 设备冷却水系统接口要求系统运行过程中，应时安注泵提供足峡的冷却水，以保证设得IE常执行其安全功能。7.8.7 工艺取样系帕*口要求7.8.7.1 为了监测系统流体的硼浓度和放射性活度,工艺取样系统应提供远距离或就博取样的措施。7.8.7.2 工之取样系统应至少从以下位置提取液体样品：安注箱、换料水筒以及佃注入箱（如有）.1.1.1 气供*系帕1口要求应提供足筋压力和足枯容收的氮气，以使安注箱运行压力维持在规定范困内。1.1.9 电气接口要求本系统的电气接口应满足76条的要求。1.1.10 仪拄接口本系统的仪控接口应满足77条的要求7.9 布要求7.9.1 系统设法及其管道和门的布置设计应按照NB,T20472执行，不同系列的部件之间应按GBTI3285和GBTI3286的要求进行实体隔离.7.9.2 对干假想管道破裂事故的防护,系统的设计应遵照NB"20516的有关要求.7.9.3 安注泵的布置和安装应满足下列要求；a）应提供足够的净正吸入压头,以防止出现泵的汽t.其中要考虑以下因素：泉的最大流崎、系统阻力、多泵运行的祖令、最高供水温度、水源最低液位以及安全壳戢低压力：b）相关管线的布置应防止同部积气，以保证泵投入运行时既不用充水，也不用放气：C）在反应堆正常功率运行期间，维修人员应能接近泵；d）祭出I管线的布置应使泉启动时的水锤效桢最小.7.9.4 系统的设计和布建应提供可接近的通道和空间，以满足在役检也要求.7.9.5 系统的布比设计应满足维修、在役检查、物射防护和实体保护考虑的有关准则和措施.7.9.6 9.6本系统安全相关设备的布置设计应保证内部危险（如火灾、内部水淹、高能管道或中能管道损坏等）不会导致本系统的安全功能失效。7.9.7 本系统应布置在能对安全停堆地耗、最大可能的外部犷件（例如，洪水、龙卷风和飞射物等）提供保护的构筑物中.7.10 试IHDit修要求7.10.1 要求7.10.1.1 水压试It系统的设计应考虑进行初次水压试验的措施,设计应允许按照有关规范的要求进行定期的水压试验.7.10.1.2 运行iCtt系统应具有运行前试验的能力，以便在呆大可能范围内和尽可能接近实际的条件下，胺证系统设计的合理性以及系统的功能.运行前试验应包括设备试验、各分系统的性能试验、各安全注入分管的流IA平衡试缝以及使系统投入运行的整个操作程序试验（包括正行电源失效时向应急电源的切换等八7.10.1.3 JtmtCIft7.10.1.4 .1系统的设计，应详细规定必要的定期试验要求，以脸证系统具有完成安全功能的能力；在装置运行期间应能做密封性试脸和设备可操作性试验：整体水压试验和解个系统的联合运行试验仅需在电厂换料杼堆期间进行：系统与反应堆代力边界福禹的最后一道御口也仅需在电厂换料件堆期间进行试蛤：向反应堆堆芯直接注水的试骁，除了装花初次运行前进行外，不篙要再骁证。7.10.1.3.2系统设计应包括R定期试验指版，以便能定期评价系统能动部件的可操作性和所要求的功能特件,并允许作定期的连续性流业试购.制造厂的试验或初期的运行试验连同定期试验的数据.如果合理，可以用作部件性能评价的参照基准7.10.1.3.3系统的设计应包括，些措施，以便定期地证实系统的加些在电厂正常运行期间通常不执行功能的作能动部分（例如管子联箱等）或部件处在可用状态。制造厂的试脸或初期的运行试龄连同定期的试脸数据,如果合理.可以用作部件性能评价的参照基准.7.10.1.3.4对单个设备或整个系统的定期试验应加以必要的控制,不应危及电厂的安全,不应产生非预期的瞬态。7.10.2在役检查和雉修要求7.10.2.1 为了保证在电厂运行期间能够及时发现设符的安全缺陷，系统设计应包括必要的在役检比措施和相关技术要求,7.10.2.2 为保证本系统完成核电厂设计中所规定的系统功能，系统设计应包括必要的检伤、雉修措施和相关技术要求。7.10.2.3 系统设计应考虑为维修提供通道.7.10.2.4 设伍的选蟹应使设备所需的维脩频度减到呆低程度.7.10.2.5设备放评.的位况应考虑：工作人员所受的照射以少；检修工作人员、工具及更换部件所需的空间和通路要求；在例行操作期间可能发生温度过高和其它不利的环境条件。7.10.2.6对IR列设备的维修，不应影响系统男一列的正常投入，不应危及电厂的安全，不应产生非预期的瞬态.