核电站用蒸气压缩循环冷水热泵机组-全国冷冻空调设备标准化技术

GB/T《核电厂用蒸气压缩循环冷水机组》送审稿编制说明
一编制目的
核电是一种经济、安全、可靠、清洁的新能源，作为当前可大规模替代化石燃料的清洁能源，越来越受到世界各国的重视，积极发展核电是我国能源建设的一项重要战略任务。

目前，中国已投产核电装机容量约916.4万千瓦，占电力总装机的1.3%，比例很低，而世界各国核电站总发电量的比例平均为16%，法国、日本、美国等国的比例更高。

核电是缓解我国目前能源紧张、电力短缺的一条有效途径，因此国家已制定了一系列政策措施鼓励加快核电发展。

核电中长期发展规划中指出，力争2020年核电占电力总装机比例达到5%以上，即核电投运规模将达到7500万千瓦，新增约6600万千瓦的装机容量。

目前已建和在建的核电站规模将近3450万千瓦，需在未来几年期间新开工建设30多台左右的百万千瓦级核电机组，核电产业将面临一个高速发展的阶段。

空调机组是保证核电站安全稳定运行必须的设备之一，用于核电厂的冷水机组承担着在核电厂正常运行和事故运行期间向核电厂核岛的反应堆厂房、核燃料厂房、核辅助厂房、电气厂房以及核电厂主控制室等各通风系统提供冷源的功能，以满足设备的正常运行和人员可居留性的要求。

近年来用于核电厂的蒸气压缩循环冷水机组市场得到了快速的发展，对核电厂正常运行做出了直接的贡献。

由于核电厂的机组在可靠性及核安全性能等方面有着特殊的要求，且由于国内大多核电厂主要集中在沿海一带，属于地质不稳定区域，为此也更强调了机组的抗震要求。

以上这些要求与一般的工业或商用用途的冷水机组存在着较大的差异，现有的GB/T18430.1标准不能够很好的规范产品的设计和生产，当务之急需编制《核电厂用蒸气压缩循环冷水机组》的产品标准，为产品开发、性能检测提供统一的测试条件与能效目标，促进行业规范健康发展，缩小与国际先进水平的差距。

二任务来源
本标准是根据国家发展和改革委员会2007年度标准制修订计划要求和及全国冷冻空调设备标准化技术委员会2007年度工作计划安排而立项的，计划编号为20078056-T-604，计划完成时间为2008年，后因故延期。

浙江盾安人工环境股份有限公司（简称：盾安环境）于2009年10月18日正式接到承担该标准起草的函，新的计划完成时间为2011年。

三工作过程
盾安环境自2009年年初开始着手准备本标准的起草工作，10月18日正式接到承担本标准起草的任务后，加快了工作进程，2010年5月21日在杭州召开了第一次工作会议，根据会议要求整理的标准征求意见稿和编制说明已发布在2010年第4期“冷冻空调标准与检测”杂志上，但是没有收到反馈意见，考虑到核电厂的特殊性，为慎重起见，冷标委于2011年4月26日在杭州萧山组织召开了第二次工作会议，并在会后组织会议代表到秦山核电现场进行了参观，并与核电运行专家进行了充分的沟通和交流。

两次工作会议的参加代表包括合肥通用机械研究院、中国核电工程有限公司、中广核设计有限公司、中广核工程有限公司、江苏核电有限公司、核电秦山联营有限公司、上海704所、上海井昌制冷设备有限公司、上海冷气机厂、上海理工大学、大金空调（上海）有限公司、上海三菱电机 上菱空调机电器股份有限公司、特灵空调系统（中国）有限公司、广东吉荣空调设备有限公司、武汉麦克维尔空调制冷有限公司、广东欧科空调制冷有限公司、浙江国祥制冷工业股份有限公司、全国冷冻空调设备标准化技术委员会及盾安环境的代表共40人次，本编制说明结合了
两次会议纪要整理而成。

四主要内容及依据
（一）标准名称和适用范围
立项计划中的标准名称为“核电用蒸气压缩循环冷水机组”，我们觉得“核电用”有些笼统，建议改为“核电厂用”，在斟酌该名称时还想到了“核电站用”，后经查资料发现，核电站一般是指将原子核裂变释放的核能转变为电能的系统和设备，核电厂是指将核能转换为热能，用以产生供汽轮机用的蒸汽，汽轮机再带动发电机，构成了产生商用电力的电厂，显然“核电厂”更为贴切，且与其他相关标准比较一致，并经过第一次工作会议达成共识。

核电厂用的冷水机组按照区域有核岛用、常规岛用和辅助设施用三种类型，按照机组安全重要性有常规级、抗震级、核级三种级别，其中常规级与一般冷水机组差别不大，GB/T 18430.1-2007可以将其覆盖，为避免冲突和重复，确定的本标准适用范围为：使用在核电厂的有核级要求或有抗震要求的机组，无核级和无抗震要求的机组仍按GB/T18430.1-2007及用户要求执行执行，但本标准仍是以GB/T18430.1-2007为基础，结合核电厂的不同要求和特点编写而成。

在第一次的讨论会上，对于标准名称和适用范围有一定争议，后形成了两种方案，第一种方案是同意上述名称，但适用范围中无核级和无抗震要求的机组执行要求除按GB/T18430.1-2007外，还应满足用户要求；第二种方案是名称改为“核电厂用核级蒸气压缩循环冷水机组”，取消无核级和无抗震要求的机组仍按GB/T18430.1-2007执行的描述。

最终讨论结果是大多数委员和专家倾向于第一种方案，并在第二次会议上达成了共识，征求意见稿的正文即按此描述。

（二）术语和定义
因核电厂用机组有许多专用名称，故在术语和定义中增加了一些专用名称的定义及解释，包括核级机组、抗震机组、安全停堆地震、运行基准地震、LOCA失水事故等。

为了确保执行安全功能的设备的可靠性，要对机械、电气设备进行安全分级。

核电厂机械设备的安全分级有四种：安全1级、安全2级、安全3级、LS级和NC级。

核电厂电气、仪控设备的安全分级有两种：1E级（安全级）和NC级（非安全级）。

核级机组：用于核电厂的冷水机组承担着在核电厂正常运行和事故运行期间向核电厂核岛的反应堆厂房、核燃料厂房、核辅助厂房、电气厂房、以及核电厂主控制室等各通风系统提供冷源的功能，以满足设备的正常运行和人员可居留性的要求。

考虑到核电厂主控制室DCS系统设备运行所需的环境温度和温度升高后的结果，以及操作人员的可居留性，根据上述的设备分级依据和分级原则，核电厂各工况下都需要运行的、向涉及核安全的重要的通风系统提供冷源的、对核安全有重要作用的冷水机组即为“核级机组”。

抗震机组：在核电厂所有与安全有关的机械和电气设备，包括安全1、2、3、LS级的机械设备和1E级的电气设备都被定为抗震I类的设备，本标准岁定义的“抗震机组”是指物核安全级要求，但有抗震要求的冷水机组。

（三）名义工况的确定
核电厂用机组和常规机组在使用的工况条件上存在以下差异：
1）核电厂的地域分布与常规的空调机组的使用区域存在着一定的差异；
2）核电站的冷却水系统一般为封闭式系统，冷凝量通过换热器与海水进行热交换来散热，所以进入冷水机组的冷却水温度与常规机组存在较大的差异；
3）核电厂空调系统的冷水设计工况与常规空调系统也存在着一些差异，包括冷冻水温差及冷冻水出水温度；
4）根据统计核电厂用抗震或核极风冷机组用于电气厂房，目的是为了设备降温，没有涉及到制热，均为单冷机组。

5）根据以往对核电站使用的机组的了解，发现蒸发冷却式机组一直都没有被使用过，所以在产品标准中删去蒸发冷却式机组的内容。

6）综合部分负荷性能系数（IPLV）是针对舒适性空调制定，而本标准的冷水机组均是针对工艺性空调，故根据第一次会议结论，取消IPLV相关内容。

因此，对于核电厂用机组名义工况我们认为应根据核电站实际设计使用工况统计确定，根据统计表（见附页），冷冻水进水温度14/8℃工况比重为80%，冷却水进水温度35℃工况占统计比重的90%，冷却水水流量0.136m3/（h·kW）比重为50%，故水冷机组名义工况定为冷冻水出水温度8℃，按照6℃温差折算后的冷冻水流量为0.143m3/（h·kW），冷却水进水温度35℃，冷却水水流量0.136m3/（h·kW）。

对于核级或抗震级风冷机组目前了解只有2个核电站用到，且两个核电站的环境温度差异较大。

综合考虑，风冷机组的使用测工况按照水冷机组，热源侧工况延用GB/T18430.1，且取消热泵制热工况。

综上所述，确定的核电厂用机组的名义工况如下：
GB/T 18430.1中蒸发器水侧污垢系数为0.018 m 2.℃/ kW, 冷凝器水侧污垢系数为0.044 m 2.℃/ kW，针对核电厂用冷水机组资料的统计分析：统计共10个核电站，其中冷冻水污垢系数0.086m2.℃/kW占比为80%,冷却水污垢系数基本均为0.086 m2.℃/kW。

且采用的冷冻水基本为PH=11.5~12且用磷酸三钠处理过的SED系统水，故蒸发器水侧污垢系数定为0.086 m 2.℃/ kW，冷凝器水侧污垢系数定为0.086 m 2.℃/ kW。

（四）设计和使用条件
机组设计温度/流量条件考虑到核级机组在LOCA及低温工况下要能安全运行，LOCA工况为冷却水进水为40-45℃。

将原国标中的最大负荷工况（15℃冷冻水出，33℃冷却水进）更改为LOCA 工况（8℃冷冻水出，45℃冷却水进），低温工况（5℃冷冻水出，19℃冷冻水进）更改为（8℃冷冻水出，15℃冷却水进）。

另风冷式机组考虑到冬季仍需制冷故低温工况热源侧的干球温度从原21℃更改为5℃。

（五）能效限定值
本标准规定的水冷机组名义工况冷却水进水温度由30℃提高到35℃，冷却水流量由0.215 m3/（h·kW）降低到0.136 m3/（h·kW）。

这对机组名义工况性能有很大的影响。

冷凝温度提高1℃，COP将下降3%左右。

现随着名义工况的更改，冷凝温度将比原标准提高7℃左右，因此标准对水冷机组的名义工况COP限定值调整到3.5，风冷机组维持GB/T 18430.1的水平。

（六）特殊要求等
通常对于能动（即通过机械运动实现其安全功能）的机械设备和IE级电气设备，在原型样机第一次抗震鉴定时，宜采用试验方法。

并须在样机检验合格后，方能进行机组正式生产。

机组安全功能就是确保核电厂在正常运行和事故运行期间，向主控室和各相关厂房各通风系统提供所需的冷冻水，以保持厂房内各种设备的安全运行以及确保操作人员所要求的环境温湿度。

应被设计成能经受核电厂安全停堆地震(SSE)的干扰，设备设计符合保持功能和可运行准则(1A、1F)。

根据核电厂的设计寿命，机组设计寿命不低于40年，主体零部件的设计寿命按用户规格书要求执行，其中消耗件、易损件、非金属部件等是可以更换的。

机组整机应按照抗震1I类进行设计。

其中，冷水机组中的压缩机、电机、油泵和能动阀门等为1A类；冷水机组中的冷凝器、蒸发器、油分离器和机组框架等为1F类。

根据核电厂相关规范，增加了对核电站用机组使用的材料在防火、抗辐照以及材质上的基本要求，机组本体所用材料应为不燃材料，其它部分的原材料应采用难燃或非易燃材料；选择的非金属材料应为耐辐射产品，应按照40年放射性累积剂量为103Gy进行考虑。

对质量保证进行了强调，要求符合HAF 003的规定，建立质保大纲和程序，必须按合同要求向用户提交每台机组的最终制造报告和产品合格证等文件，这些文件至少包括图样、计算书、机组及主要部件性能测试报告、原材料质量证明、机组及主要部件抗震分析报告或抗震试验报告、无损检测报告等。

（七）名义工况性能
考虑到核电厂主控制室DCS系统设备运行所需的环境温度和温度升高后的结果以及核电厂机组应用场合的特殊性，机组在制冷名义工况下进行试验时，制冷量、水侧压力损失均不得有负偏差，原型机在抗震前后的偏差应在5%以内，这与GB/T 18430.1有区别。

（八）安全级设备环境鉴定和抗震鉴定
安全级设备环境鉴定的目的是：保证该设备在核电厂的整个寿期内，在各种预期的运行和事故工况下，在内部和外部事件的作用下，都能可靠的动作和运行，履行其规定的安全功能。

环境鉴定包括长期正常运行工况下的老化鉴定和事故环境工况下的LOCA鉴定。

设备鉴定次序应按老化鉴定试验（运行老化、振动老化）、抗震鉴定试验、LOCA环境鉴定试验的次序在同一试验件进行。

电气设备长时间运行老化试验：按规定的正常使用限值和寿期内预计的循环次数对设备进行周期性的功能试验。

核级机组应按GB/T12727-2002的规定，对于电动机、电磁阀、断路器、继电器等包含运动部件的电气设备必须进行长时间运行老化试验，以模拟随时可能出现的机械磨损（锁定、结合处泄漏等）或电气故障（触电腐蚀、氧化等）。

仪控设备机械振动试验：核级机组的仪控设备按GB/T12727-2002的规定进行机械振动试验。

振动结束后样机外形应完好无损，功能特性符合基准试验的要求。

核级机组样机，包括安全等级能动机械设备和1E级(LOCA环境鉴定试验（主电机）)仪控设备，设备的具体鉴定次序按如下原则：
1) 基准试验（环境鉴定试验前的功能试验）；
2) 运行老化和振动老化鉴定试验；
3）机组抗震前性能试验
4) 抗震鉴定试验；
5) 机组抗震后性能试验(含耐久试验)；
6) 环境鉴定试验后的功能试验，以便与基准试验比较。

这个规定说明只有通过了这一系列试验，才能够说这些设备能够经受设备寿期内各种工况考验（正常和事故），才能达到核安全级设备的寿命使用要求，才能称之为核级设备。

抗震机组样机，设备的具体鉴定次序按如下原则：
1) 基准试验（环境鉴定试验前的功能试验）；
2）机组抗震前性能试验
3) 抗震鉴定试验；
4) 机组抗震后性能试验(含耐久试验)；
5) 抗震鉴定试验后的功能试验，以便与基准试验比较。

试验件的选择：应尽量选择工程原型件进行试验。

抗震鉴定
抗震性能试验的目的是考核设备在规定的地震动下，设备能否履行其规定的安全功能。

在试验中和试验前后应对设备的功能特性和可运行能力进行测量，对其承压边界的结构完整性进行监测。

抗震性能试验的试件应是经老化的试件，试验程序是根据设备安装位置处的安全停堆地震（SSE）和运行基准地震（OBE）的楼板响应谱，或技术规格书规定的设备响应谱，对设备先作5次OBE地震模拟试验，再作1次SSE地震模拟试验。

设备抗震性能试验后，应对设备的外形，结构和功能进行测试和检查，并与试验前的基准数据相比，以证明设备在地震后的完整性，功能性和可运行性。

必要时可拆卸检查，将重大的损伤及修改应记录在鉴定试验报告中，并进行评价。

鉴定试验的合格标准一般考虑以下因素：发生结构完整性的故障（例如裂纹、泄漏等），典型部位应力、应变位移变形超过允许值，产生了阻止和防碍执行其安全功能的功能性和可运行性故障等。

（九）试验方法
核级机组的压力试验值有所提升，要求水侧在1.5倍设计压力（液压）或在1.25倍设计压力（气压）下，按JB/T4750中压力试验方法进行检验；并均应符合5.7的规定。

从可靠性角度考虑，试验要求增加了耐久试验、电气设备长时间运行老化试验、仪控设备机械振动试验、抗震鉴定试验方法等条款。

（十）检验规则
型式检验时间不应少于试验方法中规定的时间，其中名义工况运行不少于24 h，高于GB/T18430.1要求的12h。

（十一）标志、包装和贮存
由于核电项目实际的使用工况与标准规定的名义工况有一定的差异，而且一般在核电产品的规格书中对机组的冷量也是按使用工况来定的，为了使产品铭牌参数与规格书对应，标准中规定机组的性能参数允许按使用工况进行标定，但必须同时说明工况参数。

包装：设备或部件在清洁后立即进行包装。

根据清洁度等级在相应工作区内进行包装。

规定了包装设备、部件的材料和包装箱衬里材料必须满足的有关要求等。

附页：核电机组的工况汇总
35℃工况占统计的比重,90%，冷却水水流量0.136m3/（h·kW）占比重为50%，故名义工况定为冷冻水进水温度14/8℃，冷却水进水温度35℃，冷却水水流量0.136m3/（h·kW）。

系数基本均为0.086 m2.℃/kW。

故名义工况定为冷冻水污垢系数0.086m2.℃/kW，冷却水污垢系数0.086m2.℃/kW。

4、NC级风冷冷水机组水流量、水温及环温统计表：
DEL：核电厂电气厂房冷冻水系统BOP：厂房通风空调系统DWL：热洗衣房通风系统EG：保安楼通风空调系统SLT：更衣室通风系统QS：厂房制冷机。