ICS 27.120. 20 F 65 备案号：54722-2016 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20380—2016 压水堆核电厂核蒸汽供应系统补给水要求 Requirements for nuclear steam supply system makeup water for pressurized waterreactornuclearpowerplant 2016 - 02 - 05 发布 2016-07-01实施 发布 国家能源局 NB/T20380—2016 目 次 前言· 1标准适用范围. 2规范性引用文件 3术语和定义 4核蒸汽供应系统补给水水源 3 5核蒸汽供应系统补给水水质 3 6核蒸汽供应系统的补给水水量 3 I NB/T20380—2016 前 言 本标准按照GB/T1.1一2009给出的规则起草。 本标准由能源行业核电标准化技术委员会提出。 本标准由核工业标准化研究所归口。 本标准由中国核电工程有限公司负责起草，中广核工程有限公司参加起草。 本标准主要起草人：王广飞、刘江、李军、姚鸿帅、张进、林丰。 II NB/T20380—2016 压水堆核电厂核蒸汽供应系统补给水要家 1标准造用范周 本标准规定了压水堆核电厂核蒸汽供应系统的补给水要求，包括补给水用户、水源、水质及水量。 本标准适用于压水堆核电厂一回路主、辅系统的补给水要求，不适用于二回路系统的补给水。对于 每个特定核电厂而言，可结合具体清况适当加以调整。 2规范性引用文件 下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。凡是注日期的引用文件，其随后所有的 修改单(不包含勘误的内容)或修订版均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究是 否可使用这些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。 GB/T4960.2一1996核科学技术用语裂变反应堆 EJ/T345压水堆核电厂水化学控制 3术语和定义 GB/T4960.2一1996确定的以及下列术语和定义适用于本标准。 3.1 一回路primarycircuit 用于循环反应堆冷却剂的系统及其有关系统的总称。 3.2 稳压器卸压箱 pressurizerrelieftank 接受稳压器的卸压阀和安全阀排出的蒸汽和（或）水、余热排出系统的安全阀及化学和容积控制系 统的安全阀等的排出物并对其进行冷却的容器。 3.3 容积控制箱 yolumecontroliank 化学和容积控制系统中，用以控制和调节反应堆冷却剂水容积变化，并对反应堆冷却剂除气、加氢 的装置。容积控制箱收集反应堆冷却剂的下泄水，并为上充泵提供足够的吸入水源容积和适当的吸入口 压力。 3. 4 换料水箱reiuelingwatertank 存放含硼水的水箱。换料时用箱中的水充满换料水池，换料后再打回箱中存放，同时可作为应急堆 芯冷却系统和安全壳喷淋系统的水源。 3.5 安全注入箱accumulator 1 NB/T20380-2016 应急堆芯冷却系统中用氮气加压含硼水的水箱。失水事故时当反应堆冷却剂系统压力低于该箱压力 时，自动向堆内注入含硼水。 3. 6 乏燃料贮存水池spentfuel storagepool 燃料厂房内，用以存放和冷却乏燃料并起辐射屏蔽作用的水池。 3.7 硼酸购存箱boricacid solutionstoragetank 贮存用于调节一回路硼浓度或硼注入的硼酸溶液箱体。 3. 8 除盐除氧水贮存箱demineralizeddeaeratedwaterstoragetank 3.9 硼酸注入箱boricacidsolutioninjectiontank 贮存用于在发生事故时，迅速向堆芯注入高浓度硼酸，保证堆芯保持次临界状态的箱体。 3.10 应急硼酸注入箱emergencyboroninjectiontank 贮存用于在发生未停堆的预期瞬态事故或事故后其它补硼或补水途径不可用时，迅速向堆芯注入高 浓度硼酸，保证堆芯保持次临界状态的箱体。 3.11 非能动堆腔注水箱passivecavityinjectiontank 用于在发生熔堆事故时，通过非能动方式向反应堆压力容器外表面与保温层之间的流道注入冷却 水，冷却压力容器外表面，保证反应堆压力容器完整性的箱体。 3. 12 非能动安全壳冷却水贮存箱passivecontainmentcoolingwaterstoragetank 用于通过重力将水箱内的水喷洒至钢制安全壳容器表面或通过安全壳内换热器对安全壳内部进行 冷却，将安全壳内部热量导出，防止安全壳超压的箱体。 3.13 非能动安全壳冷却水辅助贮存箱passivecontainmentcoolingancillarywaterstoragetank 向非能动安全壳冷却水贮存箱或乏燃料贮存水池或消防水系统补水的除盐水贮存箱。 3.14 堆芯补水箱coremakeuptank 在堆芯正常补给不可用或不足时，为堆芯提供补水和硼化作用的箱体。 4核蒸汽供应系统补给水水源 核蒸汽供应系统补给水水源由三部分组成 a）除盐水，来自核电厂除盐水生产系统； b）复用水，来自硼回收系统蒸发器冷凝液水箱或废液处理的除气塔，可以循环复用： 2 NB/T20380—2016 c）除盐除氧水，来自专用的除氧器或蒸汽发生器辅助给水除氧器，可供在堆启动前和硼回收系统 故障时使用。 5核蒸汽供应系统补给水水质 核蒸汽供应系统补给水水质应符合EJ/T345的有关规定。 6核蒸汽供应系统的补给水水量 6.1补给水量分类 核蒸汽供应系统的补给水量包括首次装水量和不定期的非连续补给水量。 6.2首次装水量 核蒸汽供应系统首次装水量应包括如下系统和设备首次充水时所需的水量：反应堆冷却剂系统、换 料水箱、安全注入箱、乏燃料贮存水池、设备冷却水系统、硼酸贮存箱（上述为所有机型共有设备）； 除盐除氧水贮存箱、硼酸注入箱、应急硼酸注入箱、非能动堆腔注水箱、非能动安全壳冷却水贮存箱、 非能动安全壳冷却水辅助贮存箱、堆芯补水箱（上述为部分机型特有设备）。 首次装水量与核电厂电功率、堆数等具体情况有关。表1列出了不同电功率单堆核电厂的首次近似 装水量。对于双堆，为单堆值的加倍（部分机型设计中两机组共用的设备除外）。 6.3不定期的非连续补给水量 核蒸汽供应系统除盐水的不定期的非连续补给水量包括系统和设备的泄漏量以及损失水量，也包括 供给蒸发器、脱气塔、泵、贮水箱、除盐床及管道的清洗用水等。 表2列出了不同电功率单堆核电厂的补给水近似损失量。 表3列出了不同电功率单堆核电厂核蒸汽供应系统各种用途的除盐除氧水补给流量要求。核岛除盐 水生产系统的除盐水需经过除氧器设备进行除氧，氧含量达标后方可进行补给。 表4列出了核蒸汽供应系统除盐水补给水流量的要求。核岛除盐水生产系统的除盐水可以直接作为 补水水源 部分机型设计中，来自核岛除盐水分配系统的除盐水均经过除氧操作，所用的补给水均为除盐除氧 水。 乏燃料贮存水池表面蒸发损失水量与表面水温、空气流速和水池蒸发表面积等参数相关。图1示出 了乏燃料贮存水池的蒸发损失水量与这些参数的关系。 核蒸汽供应系统补给水示意图见图2。 3