NB/T 20187-2012 标准解读

一、核心基础术语释义

• 反应堆冷却剂系统：指用于将反应堆堆芯产生的热量传输至蒸汽发生器或其他热阱的流体循环系统。该系统包含反应堆冷却剂泵、蒸汽发生器、稳压器及其连接管道，是核电厂热量传递的核心回路。
• 反应堆冷却剂压力边界：指包容反应堆冷却剂的承压部件所构成的物理边界。其主要由反应堆压力容器、冷却剂泵壳体、蒸汽发生器一次侧壳体、稳压器壳体及相关管道和阀门组成，是防止放射性物质外泄的第一道实体屏障。
• 安全注入系统：指在反应堆冷却剂系统发生失水事故或主蒸汽管道破裂事故时，向反应堆堆芯注入含硼水以冷却堆芯并维持次临界状态的专设安全设施。

二、专项技术术语解析

• 设计瞬态：指在核电厂寿期内预期发生的所有运行状态及事故工况中，对反应堆冷却剂系统及其压力边界产生显著热力学和流体力学载荷的瞬态过程。设计瞬态是确定系统设备设计基准和结构完整性分析的核心输入条件。
• 失水事故：指反应堆冷却剂压力边界发生破裂，导致系统冷却剂以相态变化或单相流形式向安全壳内流失的事故。该术语特指设计基准事故中的一类，其分析结果直接决定安全注入系统的容量与响应时间。
• 热态功能试验：指在核电厂首次装料前，利用主泵使反应堆冷却剂系统达到正常运行温度与压力，以验证系统设备在高温高压工况下运行性能及结构完整性的试验过程。

三、易混淆术语区分

四、术语应用规范

1. 在工程设计文书与安全分析报告中，必须严格使用标准规定的中文术语全称，首次出现时应附带英文对照，后续行文保持术语一致性，禁止使用非标准简称或同义词替换。
2. 在设备采购技术规格书与制造图纸中，术语应用需与系统流程图及仪表控制逻辑图中的标识严格对应，确保设计输入、制造输出与现场安装的一致性。
3. 在核电厂运行规程与在役检查大纲中，涉及压力边界完整性管理的术语需严格区分系统与边界的物理范畴，避免在泄漏率计算、应力限值考核中发生概念混淆。