ICS 27.120.20 F 69 中 华 人 民 共 和 国 能 源 行 业 标 准 NB/T 20667—2023 压水堆核电厂内部灾害防护设计总则 General requirements for protection design against internal hazards in pressurized water reactor nuclear power plant 2023 - 05 - 26发布 2023 - 11 - 26实施 国家能源局 发 布 NB/T 20667—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 内部灾害总体防护原则及策略 ......................................................... 2 5 内部灾害的识别和筛选 ............................................................... 4 6 内部火灾防护要求 ................................................................... 4 7 内部爆炸防护要求 ................................................................... 6 8 内部水淹防护要求 ................................................................... 7 9 高能管道破裂防护要求 ............................................................... 9 10 内部飞射物防护要求 ............................................................... 10 11 重物坠落防护要求 ................................................................. 11 12 构筑物倒塌防护要求 ............................................................... 12 13 内部灾害组合防护要求 ............................................................. 13 附 录 A （资料性） 典型压水堆核电厂内部灾害防护设计要求 ........................... 14 附 录 B （资料性） 安注系统内部灾害防护措施介绍 ................................... 17 NB/T 20667—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。 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。 本文件主要起草单位：中广核工程有限公司、中国核电工程有限公司、上海核工程研究设计院有限 公司、华龙国际核电技术有限公司。 本文件主要起草人：唐晓明、王煜宏、祝赫、黄金晶、何乐、李锦辉、周思敏、刘柳、黄明杰、刘 文华、李崇、颜珍、武桐、赵鑫樾。 NB/T 20667—2023 X 1 压水堆核电厂内部灾害防护设计总则 1 范围 本文件规定了核电厂内部灾害防护设计总则，并对内部灾害识别和筛选、灾害总体防护要求、各灾 害及灾害组合的源项识别和防护原则给出了设计要求。 本文件所述内部灾害是指灾害源项位于厂址边界内核电厂运行区域的灾害。 本文件适用于陆上压水堆核电厂，其他反应堆类型的核电厂可在适用性分析的基础上参照使用。 2 规范性引用文件 下列标准所包含的条文，通过在本文件中引用而构成为本文件的条文，并且对于本文件的应用是必 不可少的。凡是注日期的引用文件，仅所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。 GB/T 22158 核电厂防火设计规范 GB/T 16702 压水堆核电厂核岛机械设备设计规范 3 术语和定义 3.1 二次效应 secondary effects 假设始发事件通过某些扩展损坏的失效机理而间接导致的损坏。 3.2 基本安全功能 fundamental safety function a) 控制反应性； b) 排出堆芯余热，导出乏燃料贮存设施所贮存燃料的热量； c) 包容放射性物质、屏蔽辐射、控制放射性的计划排放，以及限制事故的放射性释放。 3.3 实体隔离 physical separation 由几何分隔（距离、方位等）、适当的屏障或二者结合形成的隔离。 3.4 事故工况 accident conditions 偏离正常运行，比预计运行事件发生频率低但更严重的工况。事故工况包括设计基准事故和设计扩 展工况。 3.5 设计基准事故 design basis accidents 导致核电厂事故工况的假设事故，这些事故的放射性物质释放在可接受限值以内，该核电厂是按确 定的设计准则和保守的方法来设计的。 3.6 设计扩展工况 design extension conditions NB/T 20667—2023 2 不在设计基准事故考虑范围内的事故工况，在设计过程中应该按最佳估算方法加以考虑，并且该事 故工况的放射性物质释放在可接受限值以内。 设计扩展工况包括没有造成堆芯明显损伤的工况和堆芯熔 化（严重事故）工况。 3.7 构筑物、系统和部件 structures, systems and components 涵盖整个设施的用于保护核安全的所有的物项。构筑物是非能动物项， 包括建筑物、容器、 屏蔽等。 系统包括以某种方式组合在一起来执行特定功能的几个部件。 3.8 内部灾害 internal hazards 在厂址边界内、核电厂运行区域发生的灾害。内部灾害可能导致核电厂不利工况以及造成安全级构 筑物或其内部损害。其影响可能导致使机组达到或维持安全状态所需系统的共因失效。 3.9 安全停堆 safe shutdown 反应堆处于足够次临界深度，并以可控速率排出堆芯余热，安全壳的密封得到保证，从而使放射性 产物的释放保持在允许范围内，以及为维持这些条件所必需的系统正在其正常范围内工作的停堆状态。 3.10 可居留性 habitability 用于描述某一区域是否满足可以在其中连续或暂时居留的程度。 3.11 陡边效应 cliff edge effect 在核电厂中，由微小变化的输入引发核电厂状态的重大突变。例如，由参数微小的偏离导致核电厂 从一种状态突变到另一种状态的严重异常行为。 3.12 单一故障 single failure 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，以及由此引起的各种继发故障。 3.13 沸腾液体膨胀汽化爆炸 boiled liquid evaporate vapor explosion（BLEVE） 因设备突然失效，导致设备内原本在高压下处于液态的介质失压，若该介质在常压下沸点低于其在 容器中的存储温度，介质将迅速膨胀气化，并引起爆炸现象。 3.14 安全重要物项 items important to safety 属于某一安全组合的一部分，其失效或故障可能导致对厂区人员或公众的辐射照射的物项。 4 内部灾害总体防护原则及策略 4.1 内部灾害防护目标 应保证内部灾害不影响核电厂实现以下基本安全功能： a) 控制反应性； b) 排出堆芯余热，导出乏燃料贮存设施所贮存燃料的热量； c) 包容放射性物质、屏蔽辐射、控制放射性的计划排放，以及限制事故的放射性释放。 4.2 内部灾害防护的纵深防御原则 NB/T 20667—2023 3 4.2.1 应采用保守的设计，降低内部灾害发生的可能性，如适当地应用安全因子、全面地控制材料特 性、在制造中恰当的质量保证措施等。