AP1000核电厂主蒸汽压力试验 值的确定
核电厂首次主回路水压试验最高试验压力选择
核电厂首次主回路水压试验最高试验压力选择ZHANG Xiang【摘要】核电厂在建设期间,均要对封闭主回路执行一次超压水压试验,以检查主回路及相关辅助系统的安装质量.本文主要通过对不同设计规范对于核电厂首次主回路水压试验最高试验压力的不同规定,分析出其差异性,希望为核电厂主回路水压试验最高压力选择提供参考.【期刊名称】《科技视界》【年(卷),期】2018(000)033【总页数】3页(P165-166,168)【关键词】主回路水压试验;最高试验压力;保压时间【作者】ZHANG Xiang【作者单位】【正文语种】中文【中图分类】TM6230 引言核电厂主回路压力边界是保证放射性不外泄的三道安全屏障之一，其完整性对于核电厂安全运行意义重大。
主回路首次水压试验，是核电厂主回路及相关辅助系统安装质量的全面检验。
主系统水压试验的目的是以一个合适的试验压力，对主系统及其有关辅助系统的高压部分进行强度性水压试验，以检查一回路系统的设备、管道的密封和焊接质量，验证其承压运行时的密封性和安全性。
从而证明从本次试验结束到下次试验实施之前的这段时间里反应堆一回路系统在正常运行和设计的事故工况下是安全的，并满足核安全法规的。
国内主流压水堆为法系的M310及后续改进型，美系A系列，其主要执行设计规范为分别为RCCM或ASME，我国自主三代华龙一号主回路设计主要依据我国GB16702核岛机械设备设计规范（该标准参照RCCM编制，国内目前是1996年发布，目前新版本的国家标准正在编制中）,同时综合参考 RCCM及 ASME。
不同堆型参照的设计规范不同，而关于首次主回路水压试验试验最高试验压力规定也有所差异。
1 执行水压试验的出发点水压试验是一种超压试验（超过工作压力或设计压力），是对部件或系统的强度考核试验。
而为什么要执行该试验，主要是基于以下三个方面进行考虑的：（1）使残余应力发生重新分布，降低峰值应力设备在制造过程中和系统在安装过程中，以及在运行使用过程中设备和系统的维修、改造和更换，都会由于装配、焊接等作业而产生残余应力。
ACP1000核级主蒸汽安全阀的冷态和热态性能试验
化 工 机 械
３３
ＡＣＰ１ ０００核 级 主蒸 汽 安全 阀 的冷 态 和 热 态 性 能 试 验
符 明海 李 斌 袁 奕 雯 杨 字清 於 翔
（１．上 海 特 种 设 备 监 督 检 验 技 术研 究 院 ；２．上 海 阀 门厂 股 份 有 限 公 司 ；３．上 海 市 纺 织工 业 压 力 容 器 检 验 站 ）
１ 结 构 特 点 核 级 主蒸汽 安 全 阀是 弹 簧 式 安 全 阀 ，利 用 压
缩 弹簧 的 弹力来 平 衡 作用 在 阀瓣 上 的 内力 ，通 过 调 节弹 簧 的压缩 量来调 节安 全 阀的开 启压力 。主 要 设 计 参 数 为 ：公 称 通 径 ２００ｍｍ，压 力 等 级 １ ５００Ｌｂ，适 用 介质 为饱 和蒸 汽 。根据 核 电站 的需 要 ，该 阀 的质 保等 级为 Ｑ１，安全 等级 为 ２级 ，规 范 等 级为 ２级 ，抗 震 等 级 为 １Ａ级 。这 种 安 全 阀结 构 紧凑 ，灵敏 度高 ，安装 位置 不受严 格 限制 。
ＡＣＰＩＯ００核级 主蒸 汽安 全 阀的鉴 定试 验包 括 冷态 试 验 、热 态 全 性 能试 验 、动作 寿 命试 验 、蒸 汽 排量 系数测 试 、振动 老化 试验 、抗震 试验 及 端部加 载试 验 等项 目 ，上 海 市特 种 设 备 监 督 检 验 技术 研 究 院参 与 了其 中的主蒸 汽 安全 阀冷 态 和热态 性能 鉴定 试 验 。笔 者 主 要 介 绍 ＡＣＰ１０００核 级 主 蒸 汽 安全 阀冷 态 和热 态性 能鉴 定试 验 的情况 。
安全 阀性 能与 加工 、装 配有关 ，而调试 和运 行 工 况对 安全 阀的性 能影 响极 大 。调试 和运 行不 当 容 易造 成安 全 阀 到整 定 压 力 不 开 启 、开 启 压 力 不 稳 定 、密 封泄 漏 、频 跳 、颤 振 、回座 压 力低 、不 能 回 座 （卡 阻 现象 ）等 故 障 。为 确 保 安 全 阀各 项 出 厂 性 能符 合标 准 、规范 要求 ，使产 品的性 能满 足顾 客 的需 求 ，安全 阀出厂前 必 须进 行调 试 。
AP1000
发 生 器配 置 １ ０ ０ ２ ５根 传 热 管 ． 共 １ ４ ６排 ．１ ７ ５列
传 热 管材 质 为铟 科镍 ６ ９ ０合 金 ．传 热 管 外 径 １ ７ ． ４ ８
ｍ ｍ ．
第 １和 ２ 行 传 热 管 壁 厚 １ ． ０ ４ ｍｍ ． 其 他 行 传
１ 检查系统
管 两 端 穿 过 管 板 焊 接 在 管 板 一 次 侧 堆 焊 层 上 ．管
板 全 深 度 液 压 胀 管 ， 以 防 止 腐 蚀 物 沉 积 。 传 热 管
管 束 之 间 有 １ ０ 块 管 束 支 撑 板 ． 材 质 为 ＡＳ ＭＥ
成 （ 见图 １ ） ：（ １ ） ＭＩ Ｚ ． ＸＸＤ 涡 流 仪 ； （ ２ ） ＸＸ一 １ ０ ０机
１ ． １ 检 查 系 统 组 成
ＡＰ １ ０ ０ ０机 组 蒸 汽 发 生 器 传 热 管 役 前 检 查 采 用
涡 流 检 查 方 法 涡 流 检 查 系 统 由 以 下 几 个 部 分 组
热 管 壁 厚 １ ． ０ １ ｍｍ 传 热 管 管 束 总 换 热 面 积 为 １ １ ４ ７ ７ ｍ２ ．设计 堵 管 率 为 １ ０ ％ 传 热 管 管 束 直 管 段 整体 高 度 约 ９ ． ７ ｍ 。弯 管 区 高 度 约 ２ ． ５ ｍ。 传 热
ＡＰ ！
蒸
器 熬薰
囊
王浩 ， 石 勇军 ， 高俊 ， 苗雨升 ， 丁洪峰 ， 于毅
（ 山东核 电有 限公 司 ， 山东 烟 台 ２ ６ ５ １ １ ６ ）
摘 要 ：为 验 证 某 核 电站 Ａ Ｐ １ ０ ０ ０机 组 蒸 汽 发 生 器 传 热 管 的制 造 质 量 ，按 照 国 家 核 安 全 法 规 、Ａ Ｓ Ｅ 规 范 第
AP1000核电厂蒸汽发生器二次侧水压试验升压系统设计
AP1000核电厂蒸汽发生器二次侧水压试验升压系统设计本文针对AP1000核电厂蒸汽发生器二次侧水压试验，设计完成一套升压装置，并对升压装置的现场应用效果进行描述。
此升压系统的设计，解决了AP1000核电厂调试期升压试验过程中的升压问题，并对此升压系统的应用前景进行介绍。
标签：AP1000；水压试验；升压系统1 引言在AP1000机组调试过程中，“蒸汽发生器二次侧水压试验”是系统调试过程中的重要里程碑节点，是AP1000机组后续调试试验开展的基础，目的是检验蒸发器发生系统及其相连管道的密封性、检验管线部件和机械连接点的承压强度。
同时，AP1000要求“蒸汽发生器二次侧水压试验”在寿期内超过系统设计压力的次数不能超过10次。
因此，升压装置的可靠性将成为决定试验成败的关键因素。
本文针对蒸汽发生器二次侧水压试验设计并形成一套升压系统，并对此升压系统的工程应用普遍性进行了简要阐述。
2 设计背景蒸汽发生器二次侧水压试验需要分7个平台升压并达到11MPa的高压，由于AP1000三代核电采用了非能动的设计理念，相比其他型号的核电机组精减了大量的能动系统和冗余设备，因此AP1000三代核电针对蒸汽发生器二次侧水压试验和其他系统水压试验并未设置专门的水压试验用升压装置[1]。
为解决此类问题，需要设计一套专门的水压试验用升压系统。
此外，在蒸汽发生器二次侧水压试验的最高压力平台，要求压力保持的稳定性较高，一旦低于范围下限值，则意味着水压试验失败，如果高于范围上限值，则计入寿期内超压次数，此特点则要求升压装置具备高精度调节能力。
整套升压系统要便于组装和现场移动，升压泵出口下游所有设备均要求能够承受30MPa以上的高压。
3 升压系统设计AP1000水压试验升压装置的设计采用模块化理念[2]，并依据设备在系统中的功能进行分类，系統共分为五个功能模块：水源模块、升压模块、调压模块，管道模块，数据采集模块。
系统简图详见图1。
3.1 水源模块设计为保证升压过程中的供水稳定，在供水水源的设计上采用主水源和备用水源冗余设计的理念。
AP1000核电机组常规岛主蒸汽管道安装探讨
AP1000核电机组常规岛主蒸汽管道安装探讨【摘要】以核电AP1000为原型，介绍了主蒸汽系统概况，探讨了主蒸汽管道安装技术，详述了AP1000核电主蒸汽管道常规岛部分安装流程，说明了主蒸汽管道的设计和安装特点，分析了过程中的质量控制重点和施工难点，并提出了解决方法和建议，对同类型机组主蒸汽系统安装具有一定借鉴意义。
【关键词】AP1000;主蒸汽管道;安装0 引言核电以其稳定性高、效益高、低污染等特点，在解决资源短缺和改善环境质量方面具有明显优势。
国家为此制定了《中国核电中长期发展规划》以推动核电的长久、健康发展;国家能源发展“十二五”规划也指出，十二五时期预计新增核电装机约3000万千瓦，因此，未来几年内全国核电建设必将迎来一个建设新高潮。
核安全作为核电发展的重要基础，在核电建设中起着举足轻重的作用。
主蒸汽系统作为核电运行的关键系统之一，其安装质量直接关系到核电运行的安全。
1 主蒸汽系统简述AP1000主蒸汽系统常规岛部分，通过两根规格φ1016×51.8mm的管道从核岛引出，经第一跨至汽机房-3.6m，两根管线汇流至主蒸汽集箱φ1022×55mm，从主蒸汽集箱引出四根规格为φ711×34mm的管道，分别与设置在汽轮机高压缸两侧的主汽门焊接，主蒸汽集管一端经大小头引入汽轮机旁路排气总管，详细布置图见图1。
图1. 汽机房主蒸汽主管道布置图主蒸汽管道布置考虑足够的疏水坡度，并在规定的位置处设置疏水，以排净管道内的冷凝水。
主蒸汽设计压力为8.17MPa，设计温度为316℃。
主蒸汽系统的主要功能是将蒸汽发生器产生的蒸汽送到汽轮机做功，并为汽水分离再热器第二级再热蒸汽、汽轮机轴封蒸汽系、辅助蒸汽系统提供汽源。
2 AP1000常规岛主蒸汽特点主蒸汽管道具有温度高、压力大、流速快等特性，管道需要承受较大的膨胀力和冲击力。
在安装过程中考虑管道材质、管道热补偿、支吊架、坡度、管道布置、疏排水、管道清洁等问题。
AP1000核电汽轮机监造重点
PracticePracticePractice图1 低压转子锻件交货规格及图样制造商生产如此大型锻件的业绩较少，AP1000在建项目主要依靠进口，制造难度相对较大，内部质量难以保证，工艺相对不够成熟，后续同类项目将国产为主。
高压转子材料为30Cr2Ni4MoV锻件，由200t级钢锭浇注而成，锻件重约126t。
转子锻件关注重点：（1）UT：在进行性能热处理前、后，均需Practice图3 开档错牙示意图图4 开档折线示意图由于开档面错牙及折线倾斜将会影响机组热效率，因此，制造厂经过两次返厂处理，制定修复措施，将轴向开档面错牙控制在标准值内，并消除开档面折线倾斜。
后来在2号机组高压缸的精加工过程中，应用1号机组高压缸返厂处理方案已成功避免了高压缸开档面错牙及折线倾斜问题。
为了避免高压缸错牙问题再次发生，做好经验反馈，后续同类项目汽轮机高压缸精加工质量控制上应特别注重在以下方面进行重点监督。
（1）龙门铣床的精度对于保证开档面的加工精度将产生重要的影响，需特别关注龙门铣床的定位精度及校准记录，保证机床合格、可用。
（2）采取措施保证机床加工精度。
① 降低机床W轴高度。
X—Z垂直度虽然满足加工要求，但为尽量减小Z轴倾斜，可采Practice图5 龙门铣机床简图用降低W轴的加工方式，机床简图如图5所示。
② 高压缸上、下半同高度加工。
考虑到机X—Z垂直度在不同的高度上可能存在差异，因此在加工高压缸上、下半开档面时，用同一套工装，使上、下半开档面基本处于相同高度。
（3）改进加工工艺，在龙门铣上加工销孔时采用“近基准”定位。
若工厂龙门铣机床垂直度不满足加工要求，为了消除机床精度不足带来的影响，可采用“近基准”加工，即在每个盲销孔附近加工2处相互垂直的基准面。
图6 确定盲销螺纹底孔中心图7 确定盲销孔定位部分中心PracticePractice。
核电汽轮机机调试中存在的问题及处理方法
核电汽轮机机调试中存在的问题及处理方法摘要：本文简要地阐述了AP1000核动力蒸汽透平机组的特性，着重分析了在机组运行中遇到的一些问题，并根据具体情况提出了一些对策，得到了较好地解决，对类似装置的试车具有一定的借鉴意义。
关键词：核电汽轮机组：问题分析：处理引言核电设备的试车周期长，工艺控制严格。
某AP1000核电厂采用了美国的第三代核能技术和三菱公司的蒸汽涡轮技术。
在实际运行中，发现了汽轮机转子顶起高度不够，汽轮机主蒸汽疏水阀门控制不当，汽轮机盘车时的电流变化较大等问题。
通过对设备运行过程中出现的故障进行理论剖析，并结合实际进行故障排除，取得了良好的效果。
1、机组简介某核电厂AP1000型核动力涡轮是由日本三菱公司生产的。
汽轮机主体阀包括4台高压主汽阀，4台高压调节阀，6台再加热主汽阀，6台再加热调节阀。
高压主汽阀是一种带有预启阀的调节阀，它是通过主汽阀来对启动初期的速度进行控制的，在速度达到额定速度1500 r/min后，将主汽阀控制切换为调节阀控制。
汽轮机润滑油系统的基本构成单元包括了油净化、储存、输送单元、轴承润滑、顶轴、盘车单元、排油烟单元，高压控制油单元和事故排油单元等。
从油母管道中流出的机油，在通过不同的滤清器后，被送到两个顶部轴向油泵中。
上轴油由上轴油泵增压，然后通过上轴油母管，再通过每个支承的上轴油分支管道输送到各个支承轴承。
在蒸汽透平机3~8号瓦和发电机9~10号瓦中，分别配有顶轴油，在每个顶轴油分支管道中都装有一个流量调节阀，用来控制流入每个轴承的顶轴油的流量。
然后，上轴油流入到发电机轴承中，上轴油的流速由节流孔的直径来控制[1]。
2、调试中的主要问题分析及处理2.1发电机转子顶起高度不足2.1.1问题描述在开启了润滑油系统之后，某AP1000机组开启了顶轴油泵 B，它的出口压力为13.4 MPa，测得了发电机大轴顶起高度：9号瓦0.02 mm,10号瓦0.06 mm，这并不符合大轴顶起高度超过0.07 mm可以启动盘车的要求。
AP1000核电厂主蒸汽管道水压试验压力值的确定
AP1000核电厂主蒸汽管道水压试验压力值的确定
刘永峰;杨志刚;夏亚峰
【期刊名称】《科技信息》
【年(卷),期】2013(0)34
【摘要】本文通过阐述AP1000核电厂主蒸汽管道常规岛部分与核岛部分不同的设计特点,分析在不同设计标准下进行联合压力试验时试验数值的确定思路。
【总页数】2页(P234-234)
【关键词】AP1000;主蒸汽管道;压力试验值;确定
【作者】刘永峰;杨志刚;夏亚峰
【作者单位】山东核电有限公司
【正文语种】中文
【中图分类】TL353.11
【相关文献】
1.去除水压试验堵阀后电厂主蒸汽管道支吊架整改及应力计算 [J], 郭凯;刘宾;王军民;安付立;董雷
2.核电厂主蒸汽管路压力差异影响蒸汽疏水系统流动性能的数值研究 [J], 郭新刚
3.AP1000核电厂主给水管道断裂事故瞬态特性分析 [J], 贾祥;安婕铷;靖剑平
4.AP1000核电机组压力管道水压试验要素及过程解析 [J], 闫晨帅;王维雪
5.AP1000核电厂蒸汽发生器二次侧水压试验升压系统设计 [J], 崔阔;张娜娜;李忠全
因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
四、分析与决策（2）‐思路
思路： 结合设计各方推荐的意见、交流沟通结果，
借鉴调研的经验，综合分析，可以做出“鱼”与“ 熊掌”兼得的决策，即既有安全保证，还能够满足 验证设计的要求。
“兼得”不一定要“同时得”，可以“分别得”。
四、分析与决策（2）‐核岛a
核岛：保守的决策
接受WEC的建议，主蒸汽管路的压力试验CI和 NI侧同时进行，选取设计试验压力的1.25倍（主蒸 汽管道设计压力8.17Mpa，进行10.21Mpa的水压试 验，试验压力范围：10.21-10.82MPa）。这样一个 决定实际上只验证了核岛侧的设计，没有验证常规 岛侧的设计。但是由于隔离边界的实施问题，这个 决定相当于把边界延伸到了常规岛侧进行了核岛的 试验，同时对常规岛侧进行了降低标准的预试验。
最后，让我们勤思考、多交流，向行业先 进、国际一流学习取经，大力促进清洁能 源的壮大，促进电力发展，维护生态文明！
谢 谢！
22
22
AP1000核电厂主蒸汽压力试验 值的确定
刘永峰 2013年12月2日
1
目录
一 • 概述 二 • 设计分工和试验标准 三 • 交流推荐 四 • 分析与决策 五 • 结论与思考
一、概述（1）
为确保核电厂二回路主管道系统运行的安全，遵循其设计 规范和验收规程的要求，要对主系统管道进行水压试验， 检验工程安装施工质量并验证设计。
四、分析与决策（1）‐调研b
• 常规火电
在常规火电厂中，很多电厂的主蒸汽管道都 没有进行水压试验了，而是采取100%无损探伤的方 法替代。而这一做法是有规范依据的。《电力建设 施工及验收技术规范》DL5031-94管道篇第6.1.15 条就明确规定“主蒸汽、再热蒸汽管道经过100%无 损探伤合格，可替代水压试验”
7
7
二、设计分工和试验标准（3） NI/CI侧从大小头开始直到汽缸前，主汽阀、调节
阀包括在内。其中主汽阀前的管道由国核院设计， 主汽阀、调节阀部分及相关管道是由MHI设计， 均 遵循ASME B31.1设计规范标准，根据ASME B31.1第 VI章137.4.5节水压试验部分要求，“在管道系统 任何位置处的试验压力不低于1.5倍 （8.17*1.5=12.3MPa）设计压力”。压力试验只试 验到主汽阀前，调节阀不参与水压试验。
主蒸汽管道水压试验来讲，由于山东海阳核电厂涉及到了 西屋、三菱与国核电力规划设计研究院（以下简写“国核 院”）三家设计承包商，并且在设计上选取了不完全相同 的标准，也就给主蒸汽管道水压试验工作在技术方案上提 出了更高的统筹性的要求。
本文将阐述水压试验数值的决策思路，对详细的水压试验 步骤则不再展开介绍。
四、分析与决策（3）‐常规岛
常规岛：合理、合规的解释
常规岛侧在建安安装完成后仍然要进行100% 无损探伤合格。1.25倍的水压试验达不到设计要求 ，属于不能进行设计压力试验的情况，也可视为“ 未进行水压试验”，因此，必须附加100%射线检验 合格的要求。按照相关规范 “主蒸汽、再热蒸汽管 道经过100%无损探伤合格，可替代水压试验”的规 定，这是用替代方法确定了管道满足设计要求。
五、结论与思考2
工作思考
1. 是不是所有的设计必须要得到验证，如果不是，哪些设 计要验证？设计验证在现场无法实施时，按什么规范来 确定替代措施？
2. 核电厂在建设过程中，哪些工作可以使用火电厂的行业 规范？能够覆盖各种堆型和核电行业所有设备和系统的 行业规范、标准化工作还有提升空间。
3. 不同规范、标准之间的统筹方法，复杂合同模式和工作 接口给工程管理所带来的挑战。
五、结论与思考1
结论：
二回路打压是验证主设备之一的蒸汽发生器 二次侧及与二次侧相连主蒸汽、主给水管道安装施 工质量的重要方法；也是核电工程建设的一个关键 节点。
AP1000核电厂采用NI/CI侧进行完整的统一的 主蒸汽管路1.25倍的水压试验附加常规岛焊缝100% 无损探伤合格结合在一起的方法，既保证了严密性 验证符合设计的要求，又保证了可实施性和安全性 ，是思路清晰，考虑全面的正确决策。
三、交流推荐（3）‐MHI建议
主蒸汽 隔离阀
MHI建议，此 范围按照西屋 的1.25倍进行
MHI建议，这部分范围按照设计的 1.5倍的试验压力进行试验
三、交流推荐（4）‐WEC建议
主蒸汽隔离阀
四、分析与决策（1）‐调研a
• 国内核电
在国内已投产的核电厂中，核岛侧与常规岛 侧都采用了统一的设计标准，或1.33倍，或1.5倍， 没有发生不同标准导致不易验证设计的情况发生；
四、分析与决策（2）‐核岛b
核岛：务实的决策
这样的预试验虽然没有达到验证设计的目的，但却 有着实际意义。因为主蒸汽管路在正常运行中，核 岛侧的压力应该接近于（略高于，保证蒸汽流动） 常规岛侧的压力，核岛侧只能承受1.25倍的压力， 常规岛侧承受1.5倍又有什么意义呢？因为核岛侧泄 露了，还没有等到常规岛侧泄漏停机（停堆）就要 发生了。
因此，核岛侧试验值10.22-10.83MPa,与常规岛侧 不低于12.3MPa的要求就发生了矛盾。
8
8
三、交流推荐（2）‐初步分析a
三、交流推荐（1）‐初步分析b
试验的主要目的之一就是为了验证设计。从上图 看，AP1000核电厂主蒸汽的压力试验以大小头为 界线分为NI和CI两部分，由于设计的试验的压力 值不同，要完整的验证设计，只能分开进行，各 自验证；但分开验证，由于分界处只是大小头， 并以焊缝连接，没有明显的可以隔离的边界，不 易实施；若在焊缝处加堵板分别实施，那么二次 焊接将会带来材料结构和应力的风险，相关管材 的尺寸在制造时起就要留有适当的裕度，并且最 后焊接的焊缝还是无法验证。
3
3
一、概述（2）：AP1000二回路示意图
主蒸汽隔离阀
一、概述（3）：AP1000主蒸汽管道接口示意图
核岛与常规岛主蒸汽管道接口：
二、设计分工和试验标准（1）
西屋设计范围
国核院范围
三菱 范围
10.22‐10.83MPa
二、设计分工和标准（2）
山东海阳核电厂的主蒸汽管路范围从核岛SG出口至 汽轮机主汽阀入口，旁路部分也包括在内，如下图 所示：可分为NI和CI两大部分，由三设计单位完成。
NI/CI的分界线在附属厂房外1m的地方，以大小头 连接。NI侧从蒸汽发生器出口直到大小头连接处， 包括主蒸汽隔离阀。其设计责任主体是西屋，选取 的设计标准是ASME SEC III规范，根据ASME SEC III ND-6000中ND-6221水压试验部分要求，“部件 的水压试验应不低于设计压力的1.25倍 （10.22MPa）”；（ND-6222中又规定，允许的试 验压力不高于最低试验压力的6%，即不高于1.325 倍的设计压力，即10.83MPa）
四、分析与决策（1）‐调研c
典型案例：
在核电厂中，虽然设计标准统一，但也发生 过由于常规岛 密性验证分开实施的案例，并且常规岛部分与核岛 部分采取了不同但均合乎规范的方法。比如，某已 商运核电厂核岛范围采用了水压试验，而常规岛部 分就未进行水压试验，只做了100%的无损探伤。