ICS 27.120.20 CCS F 69 NB 中 华 人 民 共 和 国 能 源 行 业 标 准 NB/T 20266—2023 代替 NB/T 20178—2012 压水堆核电厂核取样系统设计准则 Design criteria for nuclear sampling system of PWR nuclear power plant 2023 - 05 - 26发布 2023 - 11 - 26实施 国家能源局 发 布 NB/T 20266 —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 3.1 通风柜 ......................................................................... 1 3.2 手套箱 ......................................................... 错误!未定义书签。 3.3 手动取样盘 ..................................................... 错误!未定义书签。 3.4 延迟盘管 ....................................................... 错误!未定义书签。 4 系统功能 ........................................................................... 1 4.1 功能 ........................................................................... 1 4.2 安全功能 ....................................................................... 1 5 系统范围 ........................................................................... 2 6 安全分级和抗震分类 ................................................................. 2 6.1 安全分级 ....................................................................... 2 6.2 抗震分类 ....................................................................... 2 7 设计准则 ........................................................................... 2 7.1 系统设计准则 ................................................................... 2 7.2 机械设计准则 ................................................................... 3 7.3 电气仪控设计准则 ............................................................... 4 7.4 布置设计准则 ................................................................... 4 7.5 试验和维修要求 ................................................................. 5 NB/T 20266 —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 20178-2012《压水堆核电厂核取样系统设计准则》，与NB/T 20178-2012相比，除 结构和编辑性修改外，主要技术变化如下： ——更改了本文件的适用范围（见第1章，2012版的第1章）； ——增加术语“手动取样盘”及定义（见第3章）； ——更改了系统功能的部分要求（见4.1，2012版的4.1）； ——更改了机械设备分级的要求（见6.1.2，2012版的6.1.2）； ——更改了原文件中“性能准则”和“设计要求”两个章节目录和内容，整合为“设计准则”（见 第7章,2012版的第7、8章），具体调整为“系统设计准则”、 “机械设计准则”、 “电气仪控设计准则”、 “布置设计准则”和“试验和维修要求”（分别见7.1、7.2、7.3、7.4和7.5）共5个章节的内容要求； ——更改原文件的“正常取样”章节目录和内容为“取样点的选取”（见7.1.1,2012版的8.1）； ——增加了“取样和在线监测”和“超温超压保护”（分别见7.1.4和7.1.6）共2个章节的内容要 求； ——更改了“取样的代表性”一节的内容要求（见7.1.2，2012版的7.1、7.2、8.2和8.5.2）； ——增加了“机械设计准则”、“电气仪控设计准则”和“试验和维修要求”共3个章节的内容要 求（见7.2、7.3和7.5）。 请注意本文件的某些内容可能涉及专利。本文件的发布机构不承担识别这些专利的责任。 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：中国核电工程有限公司、上海核工程研究设计院有限公司、中广核研究院有限公 司。 本文件主要起草人：李庆华、李博、赵斌、刘亚光、张雷、房丽萍、桂璐廷、顾钰、谭璞、张立德、 王岳。 本文件于2012年首次发布，本次为第一次修订。 NB/T 20266 —2023 1 压水堆核电厂核取样系统设计准则 1 范围 本文件规定了压水堆核电厂核取样系统设计的基本要求。 本文件适用于压水堆核电厂核取样系统的设计。其他堆型的核取样系统可参考使用。 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。 GB/T 17569 压水堆核电厂物项分级 GB/T 12788 核电厂安全级电力系统准则 3 术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3.1 通风柜 ventilation cabinet 实验室常用的一种局部排风和取样保护设施。 3.2 手套箱 glove box 用于操作放射性或有毒物质、装有窥视窗和操作用手套的密封箱式设备。 3.3 手动取样盘 grab sample panel 用于控制液体和气体样品的流量并降低样品压力， 带有屏蔽装置可进行正常运行和事故后模式下各 种类型的液态和气态样品取样的手动取样设备。 3.4 延迟盘管 delay coil 用于延迟反应堆冷却剂样品传输时间，以消除短半衰期核素本底干扰的取样盘管。 4 系统功能 4.1 功能 4.1.1 集中收集核电厂正常运行和事故后运行模式下反应堆冷却剂系统及其辅助系统和安全壳 大气环境（该功能设计可归属核取样系统或安全壳大气监测系统）、以及/或蒸汽发生器二次侧 和蒸汽发生器排污系统的液体或气体样品，样品被送往核取样间或二回路取样间。 4.1.2 集中抽取的液体或气体样品应送到实验室进行化学和放射化学分析，取样分析结果用于 评估核电厂系统工艺流体品质对运行技术规范的符合性，为操作员及时采取纠正措施提供信息。 4.1.3 对安全重要的化学和放射化学参数的监测宜采用在线监测仪表。 4.2 安全功能 NB/T 20266 —2023 2 核取样系统采用适当的安全壳隔离阀和安全级管道来保证安全壳边界隔离的功能要求。除此之外， 本系统不执行其他安全功能 5 系统范围 核取样系统提供用于收集和分析核电厂正常运行和事故后运行模式下一回路和/或二回路相关系统 中气体和液体样品的集中装置。 本系统主要设备通常包括：取样冷却器、减压设备、 延迟盘管、手套箱、气体通风柜、液体通风柜、 事故后专用取样设备、手动取样盘、在线监测仪表及就地盘箱