ICS 27.120.20 F 69 中 华 人 民 共 和 国 能 源 行 业 标 准 NB/T 20676—2023 压水堆核电厂自动卸压系统设计准则 Design criteria for automatic depressurization system of 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 20676 —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 .......................................................................... 1 5 系统组成 .......................................................................... 2 6 系统设计要求 ...................................................................... 2 7 设备设计要求 ...................................................................... 3 8 仪表和控制设计要求 ................................................................ 3 9 电气设计要求 ...................................................................... 3 10 试验和维修 ....................................................................... 4 附录 A（资料性） 某典型压水堆核电厂自动卸压系统流程简图 .............................. 5 参考文献 ............................................................................. 6 NB/T 20676 —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》的规则起 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。 本文件起草单位：上海核工程研究设计院股份有限公司、中国核电工程有限公司、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：黄若涛、董世昕、武心壮、夏栓、徐进、马天宇、陈伟、余小权、张恒明、王 建伟、段盛智、张程、吴昊、张玉、张立君。 NB/T 20676 —2023 1 压水堆核电厂自动卸压系统设计准则 1 范围 本文件规定了压水堆核电厂一回路自动卸压系统设计的基本要求。 本文件适用于非能动压水堆核电厂一回路自动卸压系统的设计， 包括与该系统设计直接有关的试验 和维修要求。其他类型核电厂可参照使用。 2 规范性引用文件 本文件没有规范性引用文件。 3 术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3.1 设计扩展工况 design extension condition 不在设计基准事故考虑范围的事故工况，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。 注：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。 4 系统功能 4.1 概述 一回路自动卸压系统属于反应堆冷却剂系统压力边界的一部分， 分别在设计基准事故和设计扩展工 况下有序降低反应堆冷却剂系统的压力以配合专设安全设施的投入和降低高压熔堆的风险， 执行安全功 能和纵深防御功能。 4.2 安全功能 在失水事故时，以可控、分级的方式使反应堆冷却剂系统自动卸压，以便专设安全设施及时投入， 使堆芯得到有效冷却。 4.3 纵深防御功能 一回路自动卸压系统执行的纵深防御功能如下： a) 手动控制卸压以缓解蒸汽发生器传热管破裂事故； b) 提供手动卸压措施以防止多重失效状况下的高压熔堆。 NB/T 20676 —2023 2 5 系统组成 一回路自动卸压系统由执行本文件第4章所规定功能的部件（设备、管道和仪表等）组成。主要包 含隔离阀（压力边界第一道阀门）、控制阀（自动卸压阀，压力边界第二道阀门）、真空破坏装置、管 道及其支撑件、测量仪表和控制设备等。附录A给出了某典型压水堆核电厂自动卸压系统流程简图。 6 系统设计要求 6.1 安全分级 一回路自动卸压系统的安全分级要求如下： a) 属于反应堆冷却剂压力边界的设备和部件为安全 1级， 如控制阀与反应堆冷却剂系统之间的管 道、阀门等； b) 其余执行安全功能的设备和部件为安全 3级，如控制阀下游的管线、阀门等。 6.2 抗震类别 一回路自动卸压系统的抗震类别要求如下： a) 执行安全功能的设备和部件为抗震 I类； b) 其余设备和部件为非抗震类， 但应确保此类设备和部件不会对 a） 中设备和部件产生不利影响。 否则，应提升为抗震 II类。 6.3 设计要求 一回路自动卸压系统设计应满足以下设计要求： a) 在核电厂正常运行期间，系统应保持一回路压力边界完整性，满足反应堆冷却剂压力边界的所 有设计要求； b) 失水事故时，在假定最严重的单一故障下，卸压流应足以降低一回路的压力，保证专设安全设 施投运，以有效排出事故后的衰变热和显热； c) 设计扩展工况下，系统应能有效降低反应堆冷却剂系统压力； d) 系统应考虑排放过程的水力载荷和卸压平稳性，宜采用分级设置且第一级排放量不宜过大； e) 系统应设置必要的联锁信号和必要的开关限制措施，以降低自动卸压阀误动作的概率； f) 自动卸压阀应具有明确的阀位指示，并能够在主控室显示；自动卸压阀应能在主控室进行操作 和控制； g) 系统应满足单一故障准则。每个卸压管路应配备安全级电源，以降低卸压通道开启后不能关闭 的可能性； h) 系统设备，如阀门、阀位指示器，应按照相关要求进行设计并满足抗震和环境鉴定要求； i) 自动卸压阀下游应设置真空破坏装置，以防止卸压管道内介质冷凝导致的虹吸效应； j) 系统应设置旁通试验阀，在隔离阀定期试验时，以平衡隔离阀前后的压差； k) 系统应采取合理的流道设计或管道布置等方式，避免或降低管系振动，以满足相关设计要求； l) 系统应采取必要的措施，以增强卸压排放时蒸汽冷凝效果及蒸汽和水的混合。 6.4 布置要求 一回路自动卸压系统的布置要求如下： NB/T 20676 —2023 3 a) 系统的布置应考虑安装、维修和在役检查的可达性。布置应考虑辐射防护和实体隔离的有关准 则和措施； b) 与高温介质接触的阀门入口，应设置水封，以降低阀门入口的运行温度； c) 布置设计应保证内部危险（如火灾、水淹、飞射物、管道甩击和喷射流冲击等）和地震等外部 危险，不会导致自动卸压系统的安全功能失效； d) 系统应布置在安全重要的构筑物中，以应对极限安全地震、最大可能的外部事件。 7 设备设计要求 7.1 隔离阀 为执行压力边界完整性功能和自动卸压功能，一回路自动卸压系统应设置隔离阀，其设计应满足以 下要求： a) 隔离阀应能在高压差下开启； b) 阀门应能在蒸汽、水或汽水两相介质下正常运行； c) 阀门应具有明确的阀位指示，且应能在主控室远程操作。 7.2 控制阀 在执行安全功能时，控制阀作为控制卸压流量的关键设备，其设计应满足以下要求： a) 控制阀的有效流通面积应保证失水事故要求的卸压流量， 且保证阀门误开时反应堆堆芯最小偏 离泡核沸腾比不会低于其设计限值； b) 应进行阀门的临界流特性试验，确定阀门在不同开度下的有效流通面积，验证阀门的有效流通 面积满足设计要求； c) 控制阀的开启时间应能使系统压力平稳、有序降低； d) 控制阀应能在高压差下开启； e) 在设计和制造过程中应确保阀门在开启过程中不会发生热胀粘合； f) 阀门应能在蒸汽、水或汽水两相介质下正常运行； g) 阀门应能在主控室远程操作，且具有明确的阀位指示。 8 仪表和控制设计要求 一回路自动卸压系统的仪表和控制设计要求如下： a) 应基于系统功能，设置仪表和仪表整定值，并在主控室显示和/或报警； b) 控制阀的下游应设置泄漏探测等相关仪表，如：高温报警的