ICS 27.120.20 F 65 中 华 人 民 共 和 国 能 源 行 业 标 准 NB/T 20560.8—2023 压水堆核电厂应急堆芯冷却系统过滤器设 计和性能评价 第 8 部分：下游效应（堆芯 外）分析技术要求 Design and performance evaluation of emergency core cooling system s trainer for pressurized water reactor nuclear power plant Part 8: Technical requirements for downstream effects （ex-vessel） analysis 2023 - 05 - 26发布 2023 - 11 - 26实施 国家能源局 发 布 NB/T 20560.8 —2023 I 目 次 前言 ................................................................................ II 1 范围 .............................................................................. 1 2 规范性引用文件 .................................................................... 1 3 术语和定义 ........................................................................ 1 4 总体要求 .......................................................................... 2 5 评估要求 .......................................................................... 2 附录 A（资料性） 磨损公式 ............................................................ 4 NB/T 20560.8 —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。 本文件是 NB/T 20560 《压水堆核电厂应急堆芯冷却系统过滤器设计和性能评价》的第 8部分，NB/T 20560已经发布了以下部分： ——第1部分：总则； ——第2部分：碎渣源项踏勘技术要求； ——第3部分：上游分析技术要求； ——第4部分：设备设计技术要求； ——第5部分：碎渣压降试验技术要求； ——第6部分：化学效应试验技术要求； ——第7部分：下游效应（堆芯内）试验技术要求； ——第8部分：下游效应（堆芯外）分析技术要求。 本文件由能源行业核电标准化技术委员会（NEA/TC 2）提出。 本文件由核工业标准化研究所归口。 本文件起草单位： 上海核工程研究设计院有限公司、 中国核电工程有限公司、 中广核工程有限公司、 中国核动力研究设计院。 本文件主要起草人：向文娟、郭丹丹、徐进、朱京梅、戚华峰、王涛、刘洁、胡剑、毕景良、宫厚 军、刘冰、李东祚、张卫。 NB/T 20560.8 —2023 1 压水堆核电厂应急堆芯冷却系统过滤器设计和性能评价 第 8 部分：下游效应（堆芯外）分析技术要求 1 范围 本文件规定了压水堆核电厂应急堆芯冷却系统过滤器下游效应（堆芯外）分析的技术要求。 本文件适用于压水堆核电厂应急堆芯冷却系统过滤器下游效应（堆芯外）分析。其他堆型可参考实 施。 2 规范性引用文件 下列文件对于本文件的应用是必不可少的。 凡是注日期的引用文件， 仅注日期的版本适用于本文件。 凡是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。 NB/T 20560.7 压水堆核电厂应急堆芯冷却系统过滤器设计和性能评价 第7部分：下游效应（堆芯 内）试验技术要求 3 术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3.1 下游效应（堆芯外） downstream effects (ex-vessel) 穿过地坑过滤器的少量细小碎渣可能对过滤器下游的泵、阀门、热交换器、喷淋喷头、管道以及孔 板等限流件等设备造成堵塞和磨蚀而影响系统安全功能的一种现象。 3.2 评价时间 mission time 事故后需要评价下游效应（堆芯外）分析的时间。 3.3 碎渣质量浓度 mass concentration of debris 事故后地坑内碎渣的质量浓度等于碎渣质量除以碎渣质量与地坑流体介质质量之和。 4 总体要求 4.1 下游效应（堆芯外）分析的总体要求包括下游效应（堆芯外）分析所关注的评价时间、穿过过滤 器的碎渣模型以及其他要求。 NB/T 20560.8 —2023 2 4.2 应根据核电厂事故分析结果确定本项分析的评价时间（比如 30 天）。 4.3 假设能够穿过过滤器的可变形的碎渣（如纤维碎渣）的直径为过滤器最大孔径的 2倍。 4.4 假设能够穿过过滤器的不可变形的碎渣（如反射金属保温碎渣）的直径为过滤器的最大孔径。 4.5 可根据NB/T 20560.7 旁通试验的试验结果确定穿过过滤器的碎渣尺度分布和数量。 4.6 应根据核电厂设计情况确定碎渣浓度。 4.7 应评估滤网下游（堆芯外）设备处的最小介质速率以及分支管（若有）的影响，若速率小于碎渣 移动的速率，则该处会沉积碎渣。 5 评估要求 下游效应（堆芯外）分析的具体评估要求包括泵、阀门、热交换器、孔板、喷淋喷头、管道等设备 的下游效应分析方法以及可接受准则。 5.1 泵 5.1.1 应评估碎渣的堵塞和磨损。 5.1.2 应评估事故后介质中的碎渣对泵水力性能、机械轴封性能和泵动态性能等方面的影响。 5.1.3 应进行含碎渣介质的泵的杂质鉴定试验，试验时间根据技术规格书要求，试验过程中确保在满 足泵水力性能的前提下，泵在评价时间内能执行安全功能。 5.1.4 可通过分析评估确定磨损影响，如选用高硬度的密封材料和刚性转动部件等。 5.2 阀门 5.2.1 应评估碎渣的堵塞和磨损。 5.2.2 穿过过滤器的碎渣尺寸小于阀门流道上的最小间隙表明不会发生阀门堵塞。 5.2.3 应计算碎渣造成的磨损率，公式可参考附录 A。 5.2.4 应基于评价时间计算磨损量，若磨损量造成阀门的流通面积变化与原面积比值≤0.03，则对流 动无影响。若比值＞0.03，则选用更耐磨损的材料或者调节开度以维持流量。 5.2.5 应基于评价时间计算磨损量，若磨损量造成阀门的壁厚变化仍满足阀门设计压力要求，则阀门 不会失效。若不满足要求，则选用更耐磨损的材料或预留磨损壁厚。 5.3 热交换器 5.3.1 应评估碎渣的堵塞和磨损。 5.3.2 穿过过滤器的碎渣尺寸小于热交换器流道上的最小间隙表明不会发生热交换器堵塞。 5.3.3 应计算碎渣造成的磨损率，公式可参考附录 A。 5.3.4 应基于评价时间计算磨损量，若磨损量造成传热管的壁厚变化仍满足传热管内外压设计要求， 则传热管不会失效。若不满足要求，则选用更耐磨损的材料。 5.4 孔板 5.4.1 应评估碎渣的堵塞和磨损。 5.4.2 穿过过滤器的碎渣尺寸小于孔板流道上的最小间隙表明不会发生孔板堵塞。 5.4.3 应计算碎渣造成的磨损率，公式可参考附录 A。 5.4.4 应基于评价时间计算磨损量，若磨损量造成孔板的流量变化与原流量比值≤0.03，则对流动无 影响。若比值＞0.03，则选用更耐磨损的材料。 NB/T 20560.8 —2023 3 5.4.5 应基于评价时间计算磨损量，若磨损量造成孔板的壁厚变化仍满足孔板前后压差设计要求，则 孔板不会失效。若不满足要求，则选用更耐磨损的材料或预留磨损厚度。 5.5 喷淋喷头 5.5.1 应评估碎渣的堵塞和磨损。 5.5.2 穿过过滤器的碎渣尺寸小于喷淋喷头流道上的最小间隙表明不会发生喷淋喷头堵塞。 5.5.3 应计算碎渣造成的磨损率，公式可参考资料性附录A。 5.5.4 应基于评价时间计算磨损量，若磨损量造成喷淋喷头的流通面积变化与原面积比值≤0.03，则 对流动无影响。若比值＞0.03，则选用更耐磨损的材料。 5.6 管道 5.6.1 应评估碎渣的堵塞和磨损。 5.6.2 穿过过滤器的碎渣尺寸小于管道流道上的最小间隙表明不会发生管道堵塞。 5.6.3 应计算碎渣造成的磨损率，公式可参考附录 A。 5.6.4 应基于评价时间计算磨损量，若磨损量造成管道的流通面积变化与原面积比值≤0.03，则对流 动无影响。若比值＞0.03，则选用更耐磨损的材料。 5.6.5 应基于评价时间计算磨损量，若磨损量造成管道的壁厚变化仍满足管道设计压力要求，则管道 不会失效。若不满足要求，则选用更耐磨损的材料或预留磨损壁厚。 5.6.6 仪表管一般处于满水状态且不会引入水流，因此仪表接管不应布置在管道底部以防止碎渣沉淀 进入仪表管。 NB/T 20560.8 —2023 4 附 录