《核电厂反应堆冷却剂系统水压试验与在役检查策略技术见解》通过国家核安全专家委员会审议

近日，国家核安全专家委员会组织召开2023年第一次专题会议，审议通过《核电厂反应堆冷却剂系统水压试验与在役检查策略技术见解》等文件。叶奇蓁院士等国家核安全专家委员会委员、特邀专家，生态环境部核电安全监管司、核与辐射安全中心等相关单位代表参加会议。

“华龙 一号”反应堆冷却剂系统调试研究与设计

本文介绍了 NNSA、IAEA 和 NRC 对反应堆冷却剂系统调试的相关要求， 结合 NRC 对首堆试验的要求和核电厂运行经验反馈， 确定了华龙一号反应堆冷却剂系统调试设计的总体思路。接着， 介绍了部件试验、系统试验和首堆试验的试验阶段和主要试验内容。通过实施以上试验， 可以验证 “华龙一号” 反应堆冷却剂系统和部件的性能符合设计和安全要求。

华龙一号反应堆冷却剂系统的功能

压水堆核电厂的反应堆冷却剂系统(RCS)，又称一回路主系统

华龙一号反应堆冷却剂系统

反应堆冷却剂系统，主要包括系统功能、设备组成、与辅助系统的联系及系统运行原理，反应堆冷却剂系统主要设备包括反应堆压力容器、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵(简称主泵)、稳压器及卸压箱。