ICS 27.120.20 F 65 NB 中华人民共和国能源 行业标准 NB/T 20260 -2023 代替NB/T 20260-2014 压水堆核电厂余热排出系统设计准则 Design criteria for residual heat removal system of pressurized water reactor nuclear power plant 2023 - 12 - 28发布 2024 - 06 - 28实施 国家能源局 发布 NB/T 20260 -2023 I 目 次 1 范围 ............................................................................... 1 2 规范性引用文件 ..................................................................... 1 3 术语和定义 ......................................................................... 1 4 系统功能 ........................................................................... 2 4.1 主要功能 ....................................................................... 2 4.2 辅助功能 ....................................................................... 2 4.3 其它 ........................................................................... 2 5 系统范围 ........................................................................... 2 6 系统性能要求 ....................................................................... 2 7 设计要求 ........................................................................... 3 7.1 安全等级和抗震类别 ............................................................. 3 7.2 反应性控制要求 ................................................................. 3 7.3 系统设计要求 ................................................................... 3 7.4 设备设计要求 ................................................................... 5 7.5 机械设计要求 ................................................................... 6 7.6 电气设计要求 ................................................................... 6 7.7 仪表与控制设计要求 ............................................................. 7 7.8 接口要求 ....................................................................... 7 7.9 布置要求 ....................................................................... 8 7.10 试验与维修要求 ................................................................ 8 NB/T 20260 -2023 II 前 言 本文件按照GB/T 1.1-2020 《标准化工作导则 第1部分：标准化文件的结构和起草规则》的规定起 草。 本文件代替NB/T 20260- 2014《压水堆核电厂余热排出系统设计准则》，与NB/T 20260 -2014相比， 除结构调整和编辑性修改外，主要技术内容变化如下： ——第1章标准的适用范围明确适用于 以能动型安全系统为主的 压水堆核电厂 ； ——对引用标准进行了相应修改： • 增加HAD 102/03 • 增加NB/T 20100 • EJ/T 331 替换为NB/T 20406 • EJ/T 336 替换为NB/T 20472 ——修改术语半管水位状态的定义 （见3.2）； ——根据当前设计要求，主要功能中补充“与主系统连通时，保持反应堆压力边界的完整性”（见 4.1）； ——根据当前设计要求，辅助主要功能中补充“必要时，可使用余热排出系统 为乏燃料水池和换 料水池提供冷却”（见 4.2）； ——增加HAD102/03 （见7.1.1）； ——结合国内外最新分级经验，增加屏障等级、功能等级等描述内容（见 7.1.2）； ——修改“本系统设计应遵循单一故障准则”为“ 本系统能动设备设计应遵循 单一故障准则 ”（见 7.3.4.1） ； ——增加一回路处于抽真空 状态的描述（见7.3.8.1） ； ——增加防止涡流的设计要求 （见7.3.8.2）； ——增加热交换器的保护要求 内容（见 7.3.9）； ——修改7.4.3.1节b)条描述，并增加 c)条内容（见 7.4.3.1）； ——增加“系统入口管线上的隔离阀应设有联锁，以防止当一回路压力高于本系统初始启动压力 时阀门开启”的要求（见 7.7.3）； ——增加“布置设计应考虑降低气体积聚的可能性，从一回路至泵入口的管道应倾斜向下，便于 排气”的要求（见 7.9.6）； ——增加余热排出泵布置位置要求（见 7.9.7）； ——增加“设备的选型应使设备所需的维修频度尽可能低”的要求（见 7.10.2.2）。 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、中国核电工程有限公司、上海核工程研究设 计院股份有 限公司、深圳 中广核工程 设计有限公司、华龙国际核电技术有限公司。 本文件主要起草人：余小权、赖建永、何劲松、任云、刘航、赵禹 、李杰、程会方、 顾明洲、 盛美 玲、徐珍 、张亮、罗明坤、温亮 、丘锦萌。 本文件于2014年首次发布，本次为第一次修订。 NB/T 20260 -2023 1 压水堆核电厂余热排出系统设计准则 1 范围 本文件规定了压水堆核电厂余热排出系统基本的设计要求，它包括与系统设计直接 相关运行、维修 和试验等要求，但不包括设备的详细设计要求 。 本文件适用于以能动型安全系统为主的 压水堆核电厂余热排出系统的设计 ， 其它同类型核电厂可参 照执行。 2 规范性引用文件 下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款。 其中， 注日期的引用文件， 仅该日期对应的版本适用于本文件；不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本 文件。 HAD 102/03 用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级 GB/T 13285 核电厂安全重要系统和部件的实体防护 GB/T 13286 核电厂安全级电气设备和电路独立性准则 GB/T 17569 压水堆核电厂物项分级 NB/T 20026 核电厂安全重要仪表和控制系统总体要求 NB/T 20100 压水堆核电厂反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统超压分析要求 NB/T 20051 核电厂厂用电系统设计准则 NB/T 20053 核电厂安全重要电气、仪表和控制设备安装要求 NB/T 20268 压水堆核电厂安全阀和卸压阀管系设计准则 NB/T 20406 压水堆核电厂流体系统的安全壳隔离装置 NB/T 20472 压水堆核电厂核岛工艺系统管道布置设计准则 3 术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3.1 停堆冷却的第二阶段 the second phase for shutdown cooling 电厂停堆期间，经蒸汽发生器第一阶段 冷却和降压 ,使反应堆冷却剂系统的温度和压力降至余热排 出系统能够投入运行后的冷却阶段。 3.2 半管水位状态 mid -loop status 当反应堆冷却剂水位低于热段与反应堆压力容器连接流通截面的顶部且高于主管道中平面的状态。 NB/T 20260 -2023 2 4 系统功能 4.1 主要功