冷凝器是核电站常规岛的重要设备之一,为确保核电站发电能力维持在设计标准,保证系统运营安全可靠,通过试验检测冷凝器运行过程中关键参数是否处于正常范围,为机组运行方式调整及检修提供技术决策依据。本文按照ASME PTC12.2要求,结合国内西南某沿海核电站冷凝器设备特点,选择冷凝器背压、循环冷却水温升、冷凝器端差、凝结水过冷度、总体传热系数、传热管清洁度、循环冷却水流量等参数作为冷凝器热力性能试验监测目标参数。在现有核电站冷凝器热力性能试验方式的基础上,针对循环冷却水流量在线超声波测量装置精度无法满足热力性能精确评价的问题,对试验数据采集分析、循环水密度及比热容计算模块进行深入研究和优化。主要研究内容包括:1.根据冷凝器进出热力平衡原理,计算出排入冷凝器热负荷,通过测量循环水进出口温度,进而可计算出循环水流量,减少在线超声波流量测量误差对试验结果的影响;2.试验计算软件考虑引入TEOS-10海水热力学方程计算循环水密度和定压比热容,与原试验系统软件采用内插法计算的方式进行比较,结果表明采用新方程可提高试验结果的准确性。采用分段拟合方式,对循环水流量及温度进行修正,拟合后的误差可满足工程计算精度要求。3.由于原试验系统需在试验数据采集结束后才能导出数据进行处理计算,通过采用IMP采集板件分散布置,使用DDE动态数据交换将试验数据录入到计算分析软件中,实现数据实时处理,避免由于测点数据异常导致试验失败。根据现场实验的结果分析冷凝器运行期间总体传热系数偏低的原因,提出改进方式。修改升版试验程序,更好的指导电站周期热力性能试验的开展。通过对试验结果偏差影响因素进行分析、计算发现:循环冷却水进、出口温度测量误差相差0.1℃,即能导致冷凝器循环水流量偏差约为1%。采用海水热力学方程TEOS-10对海水密度和定压比热容的计算结果表明:冷凝器压力测量误差为1mbar,可导致冷凝器实际传热系数K计算误差约1.7%,海水密度修正值小于0.005 kg_·m^-3。随机选取华南某核电基地6台机组数据各一次大修的历史数据,采用此软件进行对比分析,清洁度计算偏差最大仅为0.004。通过西南某沿海核电站1号机组第一次大修前后两次实验验证结果得知运行期间冷凝器总体传热系数较设计值偏低。依据实验数据分析主要原因为冷凝器背压偏高及冷却钛管清洁系数偏低。背压偏高可能与钛管束的布管方式不合理有关,而清洁系数受当地海水水质影响较大,且大修期间采用的高压水冲洗钛管方式对冷凝器清洁系数恢复效果不佳,改进方向应引入更先进的钛管清洁方式。本文研究结果在滨海核电站冷凝器热力性能试验实施及结果评价方面具有较好借鉴意义,可满足电站冷凝器运行调整及检修策略安排的需要。