NB-T20669-2023压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则.docx

ICS27.120.20F69NB中华人民共和国能源行业标准NBZT20669-2023代昔NFVT20261-2014压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则2023-11-26实施Designcriteriaforemergencycorecoo1.ingsystemOfpressurizedwaterretctornuc1.earpowerp1.ant2023-05-26发布国家能源局发布目次谛言I1.I9I2规范性引用文件I3术谱和定义14系统功能24.1 安全功能24.2 其它功能25系统范用26系统性能要求3737.1 安金等级和抗震类别37.2 反应性控制要求47.3 系统设计要求47.4 设备设计要求57.5 机械谀计准则67.6 电气设计要求77.7 仪表和控制设计要求77.8 接口要求87.9 布置要求97.10 赚和维脩要求9本文件按照GBT1.1-2020£标准化I：作导则第1部分：标准化文件的结构和起草规则"的规定起草。奉文件代杯NBJT20261-2014压水堆核电厂的念堆芯冷却系统设计准则",*jNR1T20261-20）4相比,主要变化如下：一一第1章标准的适用范围明确适用于以能动5?安全系统为主的压水堆核电厂：一一对引刖标批进行了相应修改： EJ339替换为NB,T20268; EJ/T331替换为NBjT20406;EJ_3363换为NB，T20472 EJ/T335杼换为NB，T20516一在第3章中,增加“单一故障”、“能动俄件”,“非能动部件”的术语解降：一一脩改第3.1节术语“直接注入阶段”的定义以及全文与直接注入相关的描述.Jf1.tt1.“安注箱、容控箱等”作为过接注入水魂：修改第3.2节术谱“再循环注入阶段”的定义以及全文与再循环注入相关的描述.增加“内置换料水箱”作为再循环注入水源：一一在第4章中.增加4.2.4节,对电厂停堆第间的半管水位运行进行了描述:一一修改第5章系统范用以及全文与之相关的描述,增加中JK注入分系统（如书）和中FK安注泉（如有）：将“7.3.8防止硼析出拮施'中对所有含H浓硼溶液的设备和管路“应设置保温和加热措施”的强制性要求倏改为“应考虑设置保温和加热措施”。本文件由能源行业核电标准化技术委员会提出.本文件由中国核电发展中心归口.本文件起草单位中国核动力研究设计院，中广核工程有限公司.本文件主要起草人，余志云、氽小权、赵国，何劲松、住云、张玉龙、李沛颖，刘向江、刘明皓、刘航、叶竹、陶舒畅、刘E洋、许展彼。压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则1范围本文件规定了压水地核电厂应急堆芯冷却系统设计的基本要求，包括该系统设计直按有关的运行、维修和试验要求.但不包括该系统设备的具体设计要求.本文件适用于以能动型安全系统为主的压水堆核电厂应急堆芯冷却系统的设计.2制蒐性引用文件F列文件对于本文件的应用是必不可少的.凡是注口期的引用文件，仅所注日期的版本适用于本文件，凡是不注H期的引用文件，其最新版木（包括所有的修改革）适用于本文件.GB6249核动力厂环境辐射防护规定GB13285核电厂安全重要系统和部件的实体防护GBT13286核电厂安全级电气设备和电路独立性准则GBT17569JK水堆核电厂物项分级GB18871电卷辑射防护与辐射源安全用本标准NBT20026核电厂安全重要仪衣和控制泰统总体要求NBT20051核电厂厂用电娱统设计准则NBT20053核电厂安全重要电气、仪表和控制设任安装要求NBrr20131压水堆核电厂应急堆芯冷却地坑设计准则NBT20268Jk水堆核电厂安全他和卸乐网管系设计准则NB.，T20406JK水堆核电厂流体系统的安全壳隔疡找葭NB,T20472压水堆核电厂核岛工艺系统管道布置设汁准则NBT20516轻水堆核电厂假想沟道破根裂故防护准则3术和定义下列术语和定义适用于本文件.短期Shortterm索接在事故发生后的一段时间.在这段时间内反应堆的自动保护发生动作.各系统的响应得到证实.事故的类型得以脸明,并规定出在长期中应采取的操作。ftIKUJttS,短期指的是事故发生的J初24h或72h.3.2长期Iongterm紧接着短期之后的系统运行时间，在此期间内仍需要系统的安全功能。一般不少于30天。33单一故障sing1.efai1.ure导致单一系统或部件不能执行其预定安全功能的一种故障.以及用此引起的各种继发故障.3.4能动部件active(Xf)Onent依界触发、机械运动或动力源等外部输入而行使功能的部件.36非ft¾三passivecoponent不依靠触发、机械运动或动力源等外部输入而行使功能的部件.44.1 安全功能4.1.1 脑在反应堆冷却剂系统出现破Ii导致冷却剂大家泄漏而无法通过正常手段补充时，康动本系统向反应堆堆芯提供冷却剂淹没堆芯,以防止堆芯络化，或防止燃料组件和堆内构件出现可能妨碍堆芯冷却的变形。贮存在反应堆冷却剂系统以及燃料中的能情加上衰变热，都应能通过应急堆芯冷却系统传递到安全克中.择放到安全克的能破由安全壳冷却系统排册.4.1.2 应急加应急堆芯冷却系统所提供的冷却水应含有足峨的硼,以维持堆芯的次临界状态.应急堆芯冷却系统通过向堆芯注入足的的浓密水，提供必要的负反应性，以确保在蒸汽饯燃械裂等任故发生之后，反应堆仍可维持在安全状态。4.1.3 WJMt在失水邪故后再循环注入阶段,应急堆芯冷却系统处于安全光外的部分应起到密封屏障的作用.4.2 其它功健4.2.1 若安全壳喷淋泵与低压安注泵采用互为备用的设计，则在事故长期的再循环注入阶段，当安全克喷淋泵出现故障不可用时,可通过应急堆芯次却系统低压安注泵判安全壳地坑或内置换料水箱内的水送入安全壳喷淋系统的热交换器进行冷却。4.2.2 在停埴换料期间，为反应堆换料水池充水。4.2.3 如果电厂在停堆期间的半管水位运行，当堆芯失去余热排出系统的冷却时，应能通过应急堆芯冷却系统向堆芯补水.应急堆芯冷却系统由使完成其功能的那些设饴（其中包括泉、容牌.阀门、测盘仪表和控制设饴）、管遒及其支描件、限位器等处成，也包括完成安全功能所必需的水源.本系统可以由几个部分想成.例如,它可以由离压注入分系统（如有人中压注入分系统（如有）、安全注入箱分系统、低压注入分系统、硼注入设备（或分系统）（如有）和硼酸再循环分系统（M硼注入箱的设跟而设置乂如有）组成，这些分系统组成一个统体，根据力故的不同状况，分别或共同完成本系统的安全功能，系统的主要设备：；0高压安注泵（如有），可以单独设置.，也可以与化学和容枳控制系统的上充泵合用；b）中压安注泵（如有）;O安全注入箱（简称安注箱）；d）低压安注泵,可以取独设置，也可与余热排出系统的余热排出泵合用：O碌注入箱（如有）；f）硼酸再循环泵（如有）；g）换料水贮存箱（简称换料水箱兀一般和换料系统共用，可以为内跣换料水箱（及侬安全壳再M环地坑）。真容量应满足安全功能的要求.6JMK性能要求当下列任一事故发生时.系统被用来冷却反陶堆堆芯和提供附加的停堆能力：a）反质堆冷却剂系统压力边界内的管道破裂或安全俯、卸东阳开启后不能女位.引起冷却剂的池潮此人正常补给系统的补给后，其极限力故为反应增冷却剂系统主管道双桀瞬时衽断坐的切断裂：b）二回路蒸汽系统中的管道破裂或安全阀.卸东网开启后不能复位.造成蒸汽大fit流失.其极限%故为主蒸汽管道的双蜡屏时破断型的切断裂；C）控制棒阴动机构耐压壳破裂引起一束控制棒（包括反应性价值用高的一束）舛出和冷却剂丧失事故;d）蒸汽发生器传热管发生破裂,导致一回路冷却剂泄漏到二回路系统.在发生上述任何种事故时，应急堆芯冷却系统的能力应该满足下列准则要求：燃料包壳最淘计比温度不超过1204C;燃料包光的最大融化厚度在各处都不超过氧化前包克总煌度的17%:包克金属和水（或蒸汽发生化学反应所产生氧气的计口总量，不超过假定所有包克金M都发生化学反应时所产生氮气量的1%;堆芯（燃料如件和堆内构件）几何形状的任何变化，应确保堆芯能纷维持足的的冷却：堆芯能长期保持在足够低的湿度条件下（排出氽热）7设计央求7.1 安全等at和抗鹿类剧7.1.1 系统部件的安全等被和抗震等汲，应遵照GB,T17569划分.7.1.2 提供第4章所述核安全功能的系统压力边界内的设H例如,高乐安注泉（如有），中东女注泉（如有）、低压安注泵、安注箱、阀门写）、管道,附由于安全2级,但从反应堆冷却剂系统到各安全注入分管上第二个止网同之间的部分（包括管道和止网阀）应属于安全1欲.7.1.3 与换料水箱相连接的管道及其阀门应属于安全2级。7.1.4硼酸再循环分系统（如有）应属于安全3级，但其中硼注入箱以及直到第二个隔窗阀的连接管路属于安全2级.1.1.5 系统其它部分为非安全蟆.1.1.6 两个不同安全等级的系统或系统部件交接时,接口部件的安全等级应采用两者中较高的等级.1.1.7 系统中所有安全级的设备的抗规类别均为抗震I类。1.1.8 本系统所有执行安全功能的电气设爵应届安全级UE级）、抗飕I类.7.2 反应性控制要求本系统的投入应防止总的设计停堆深度有任何明显的下降.在发生第6章所提到的任何一种事故期间，当反应性价值蚣商的一束控制棒卡死在堆芯之外时.系统通过注入弼溶液所提供的负反应性连同其余控制棒所提供的仇反应性，应使堆芯能够保持一个适当的负反应性裕鼠.7.3 系统设计要求7.3.1 单一故障痕Je7.3.1.1 本系统设计应遵循总故障准则.7.3.1.2 本系统应设计成在“短期”内允许单一能动部件发生故障.在“长期”内允许单一能动部件或单一非能动邮件发生故解，7.3.1.3 为满足单一故隔准则，本系统应采用下列措施：u）系统至少由两个独立的系列如成：b）系统运行所需供电由独立的两列电源保证，11都有柴油发电机作为应急电源；C）系统投入信号的触发系统应参照有关的电气系统标准：（1）系统两列之间以及其支持系统（电源和冷却水）之间设置屏障分隔或几何分隔，7.3.2 安全壳育相关要求系统贯穿安全壳的管线应遵照NB,T2（M（J6的有关要求进行设计.对系统输送流体到安全壳内的管线.应在安全克内提供一台止1可便.而在安全壳外提供一台远控隔离税.对于输送流体到安全克外的管线，应在安全壳两例各提供一台远控隔离阀，7.3.3 系有效汽蚀余的保证系统的设计,应时系统中所有泵提供足筋的净正吸入压头（即有效汽蚀余量NPS1.hI）,应对它接注入阶段和再循环注入阶段内系统所能提供给泵的实际净正吸入压头进行必要的计算验证，以防止泵运行时发生汽蚀。系统在可循环注入阶段所能提供的实际净正吸入压头为最小，应根据再循环流体最离温度进行计修.在计算中不考虑'B故后安全壳内压力的增加，并假定安全壳内的压力等于地坑（或内冏换料水箱）水的饱和压力。此外，净正吸入缶头的计算还应他定再循环地坑（或内置换料水箱）底囹标而为零田头。该标高以上的水被视为附加的裕量，吸入管内的流选应按同时从该吸入管吸水的各种泵最大流收之和计犯，1.1.1 X4.第三明屏*功IB的保证加果系统中怆送放