ICS 27.120.10 F 63 备案号：54723—2016 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20381—2016 压水堆核电厂化学和容积控制系统 设计准则 Design criteria for chemical and volume control system in pressurized water reactor nuclear power plants 2016-02-05发布 2016-07-01实施 发布 国家能源局 NB/T20381—2016 目 次 11 前言 范围 2规范性引用文件 3术语和定义 4系统功能 4.1一般功能要求 4.2安全有关功能要求 5系统范围和主要设备 3 5.1系统范围 3 5.2主要设备 6安全分级和抗震类别 5 6.1安全分级.. 5 6.2抗震类别 5 设计准则 7. 1 系统设计准则 5 7.2 机械设计准则 8 7.3 电气设计准则 7.4仪表和控制设计准则 7.5支撑件与限位器设计准则 7.6试验和在役检查 6 7. 7 布置准则 10 参考文献 12 NB/T 20381—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。 本标准起草单位：上海核工程研究设计院、中广核工程有限公司、中国核电工程有限公司。 本标准主要起草人：王岳、陈丽、曹耶南、王之肖、王广飞、苏夏、桂璐廷、黄若涛。 II NB/T20381—2016 压水堆核电厂化学和容积控制系统设计准则 1范围 本标准规定了压水堆核电厂化学和容积控制系统及其部件的设计要求，包括系统的功能、特性、试 验、在役检查等要求。 本标准适用于压水堆核电厂化学和容积控制系统及其部件的设计。 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 50177 氢气站设计规范 GB/T17569 压水堆核电厂物项分级 NB/T20018 核电厂安全壳密封性试验 NB/T20194 压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则 NB/T 20261 压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则 NB/T20268 压水堆核电厂安全阀和卸压阀管系设计准则 NB/T20370 压水堆核电广核供汽系统布置准则 NB/T20406 失水事故后流体系统的安全隔离装置 EJ/T -345 压水堆核电厂水化学控制 EJ/T 337 压水堆核电厂核供汽系统电加热保温设计准则 EJ/T1082 核电厂防火准则 3术语和定义 3.1 过剩下泄 excessletdowr 反应堆从冷态到热态的启动过程中，由于反应堆冷却剂迅速膨胀而来不及由正常下泄排出的那部分 水体积，或正常下泄不能使用时下泄流由过剩下泄管泄出的过程。 3. 2 轴封注水sealwaterinjection 反应堆冷却剂泵轴封的注水。 3. 3 翰封回流sealwaterreflux 反应堆冷却剂泵轴封注水的泄漏返回流。 3.4 营代交流电源（AAC电源） alternateacsource 一种设置在核电厂内或在核电厂附近具有下述特点的交流电源： 1 NB/T20381—2016 a）育 能够连接但正常时不连接到优先电源系统或厂内应急交流电源系统； b）与厂外交流电源和厂内应急交流电源共模故障概率最小； 当全厂断电后能及时的供电 F(P 具备足够的容量和可靠性，确保全厂断电期间使电厂进入和保持安全停堆状态所需的所有系统 的正常运行。 3.5 全厂断电stationblackout 核电厂重要母线和非重要母线上全部交流电失去，即丧失厂外电同时汽机跳闸和厂内应急交流电源 不能使用。全厂断电不包括蓄电池通过逆变器的供电和AAC电源的失去，也不假设同时发生单一故障和 设计基准事故。 3. 6 补水makeupwater 维持反应堆冷却剂系统合适水装量，向反应堆冷却剂系统补充除盐水或含硼水。 4系统功能 4.1一般功能要求 4.1.1 以下列出了适用于压水堆核电广化学和容积控制系统的一般功能要求： a) 保持反应堆冷却剂系统适当的水装量，使稳压器水位在正常范围内变化； (q 调节反应堆冷却剂中的硼浓度，以控制和补偿缓慢的反应性变化； c) 净化反应堆冷却剂，除去其中的裂变产物、活化的腐蚀产物，除去放射性裂变气体，限制反应 堆冷却剂的放射性活度； (P 控制反应堆冷却剂的水化学性质； e) 为反应堆冷却剂系统提供充水、排水以及进行水压试验的途径； f) 为稳压器提供辅助喷淋； g) 在稳压器处于满水状态下，控制反应堆冷却剂系统的压力； h) 向需要使用硼水的系统、设备提供初装水和后续补水： 向反应堆冷却剂泵提供轴封注水，并接受反应堆冷却剂泵轴封回流（仅适用于机械密封反应堆 i) 冷却剂泵）； j) 在全厂断电的工况下，本系统可以提供反应堆冷却剂装量控制和反应堆冷却剂泵轴封注水（仅 适用于能动安全系统压水堆核电厂。部分能动安全系统压水堆核电厂需要水压试验泵配合运 行）。 4.1.2非能动安全系统压水堆核电厂化学和容积控制系统还执行以下防止安全系统不必要启动的非安 全级纵深防御功能： a) 在反应堆冷却剂压力边界发生异常泄漏（如仪表管断裂），但尚不需要专设安全设施动作的情 况下，能向反应堆冷却剂系统提供足够补水，以便实现正常停堆； 在事故工况下，但尚不需要专设安全设施动作的情况下，本系统能向反应堆冷却剂系统注入浓 b) 硼酸，将反应堆硼化至冷停堆状态。 4.2安全有关功能要求 4.2.1压水堆核电厂化学利容积控制系统的安全功能如下： 2 NB/T20381—2016 a）关闭安全壳隔离阀，维持安全壳完整性； (9 在各种运行模式下维持反应堆冷却剂系统压力边界的完整性； c) 在停堆维修运行期间，维持反应堆冷却剂系统半管运行时的水装量； d) 隔离与反应堆冷却剂系统相连的非化水源，终止意外硼稀释； (a 收到稳压器高液位信号时，可隔离补水以防止稳压器满溢。 4.2.2 能动安全系统压水堆核电厂化学和容积控制系统还需执行以下安全功能： a) 在反应堆冷却剂压力边界发生异常泄漏（如典型的仪表管断裂），能补充足够的反应堆冷却剂， 以维持反应堆冷却剂系统的水装量； b) 在设计基准事故工况下，可用本系统向反应堆冷却剂系统注入浓碉酸，将反应堆硼化至冷停堆 状态； c）如果本系统的一部分与应急堆芯冷却系统共用，则这部分还应完成相应的安全功能。 5系统范围和主要设备 5.1系统范同 本系统通常由容积控制、水质控制、硼酸溶液的配制和贮存以及化学补偿控制四部分组成。本系统 设置泵、容器、热交换器、除盐床、过滤器、阀门、管道、管件以及仪表等。酸溶液的配制和贮存以 及化学补偿部分也可设置单独的系统，与化学和容积控制系统共同实现相关功能。 5.2主要设备 5.2.1通用设备 5.2.1.1容器 包括： a）硼酸贮存箱，贮存足够的硼酸溶液，满足各种工况下冷停堆硼化的需要； b）硼酸制备箱，用于配制所需浓度的硼酸溶液； c）化学物添加箱，用于向反应堆冷却剂系统添加氢氧化锂、联氨和双氧水等。 5.2.1.2热交换器 包括： a) 再生热交换器，一侧为上充流、另一侧为下泄流的热交换器：该热交换器在利用下泄流的热量 加热上充流以减少上充流对反应堆冷却剂系统热冲击的同时，将下泄流冷却到合适的温度； b）·下泄热交换器，用设备冷却水进一步冷却下泄流，使下泄流温度降至离子交换树脂所允许的工 作温度。 5.2.1.3其他设备 包括： a）下泄孔板，用以降低下泄流压力，并控制下泄流量。下泄孔板的设置应使本系统能在正常下泄、 最大下泄工况下运行，并留有备用孔板，下泄孔板也可用压力调节阀代替； 3