ICS 27.120.20 F 65 NB 备案号：59631—2017 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20446—-2017RK 压水堆核电厂主蒸汽系统设计要求 Main steam system design requirement of pressurized water reactor nuclear power plant 2017-04-01发布 2017-10-01实施 发布 国家能源局 认可 国家核安全局 NB/T 20446-2017RK 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门。 本标准起草单位：中国核电工程有限公司。 本标准参编单位：中广核工程有限公司和上海核工程研究设计院 本标准主要起草人：赵嘉明、李娣月、于沛、盛美玲、李军、赵斌、王忠信、江浩 本标准于2017年10月25日，经国家核安全局审查认可。 II NB/T20446—2017RK 压水堆核电厂主蒸汽系统设计要求 1范围 本标准规定了压水堆核电厂主蒸汽系统的系统功能、系统范围、安全等级和抗震分类、性能准则等 设计要求。 本标准适用于压水堆核电厂主蒸汽系统的设计。 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，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/T17569压水堆核电厂物项分级 GB/T16702压水堆核电厂核岛机械设备设计规范 NB/T20268压水堆核电厂安全阀和卸压阀管系设计准则 NB/T20100压水堆核电厂反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统超压分析要求 NB/T20370非能动压水堆核电厂核岛主要系统布置准则 EJ/T336压水堆核电厂核供汽系统布置准则 3系统功能 3.1核电厂正常运行时，主蒸汽系统将蒸汽发生器产生的蒸汽供给汽轮发电机组等设备。 3.2机组启动和停运时，主蒸汽系统与启动给水系统或辅助给水系统（或其他相应功能的给水系统） 一起，通过蒸汽旁路系统排放蒸汽来控制一回路温度变化速率。 3.3在事故工况或某些瞬态时，主蒸汽系统将蒸汽发生器产生的蒸汽排放到汽轮机冷凝器或直接排到 大气，导出反应堆冷却剂系统的热量。 3.4主蒸汽系统在需要时向辅助给水汽动泵（如果设计有）提供蒸汽。 3.5主蒸汽系统测量通道的全部或部分信号用于产生紧急停堆、安全注入和主蒸汽管线隔离的保护信 号。 3.6当主蒸汽管道破裂时，主蒸汽系统中相关阀门能够隔离主蒸汽管道，阻止一台以上蒸汽发生器的 完全排空，以防止： 一反应堆冷却剂系统冷却速率过大，超出反应堆或反应堆冷却剂系统的设计限值； 一当安全壳内侧的主蒸汽管道破裂时，超过安全壳的设计压力值。 3.7主蒸汽安全阀提供蒸汽发生器二次侧和主蒸汽管道的超压保护。 3.8安装在安全壳内的主蒸汽管道，与蒸汽发生器的次侧承压边界及主蒸汽管道在安全壳上的贯穿 件一一起，作为安全壳的延伸，组成安全壳屏障的一部分，起到第三道实体屏障的作用。 3.9位于安全壳外的主蒸汽隔离阀、疏水阀等提供了安全壳隔离功能。 4系统范围及相关接口系统 NB/T20446——2017RK 主蒸汽系统应设置主蒸汽安全阀，为蒸汽发生器二次侧和主蒸汽管道提供超压保护。每台蒸汽发 生器安全阀的组合排量应保证各工况下的蒸汽压力不超过相应工况下的超压准则，按照NB/T20100执 行。 6.3隔离主蒸汽管道 每条主蒸汽管道应设置主蒸汽隔离阀，在收到主蒸汽管线隔离信号后，能够实现快速隔离。主蒸汽 隔离阀关闭时间应与相应事故分析所采用的时间相适应。 6.4设置必需的测量通道 6.4.1主蒸汽系统应设置蒸汽压力、流量和温度测量通道，全部或部分测量通道可用于引发反应堆停 堆、安全注入和蒸汽管道隔离等保护信号。 6.4.2主蒸汽系统应设置二回路放射性剂量监测通道 7设计要求 7.1系统设计要求 7.1.1主蒸汽隔离阀与汽轮机主汽门和调速阀相配合，设计成在蒸汽管道破损同时又发生单台能动部 件故障时能够防止一台以上蒸汽发生器完全排空。 7.1.2主蒸汽系统与蒸汽发生器二次侧连通，其设计压力和设计温度应与蒸汽发生器二次侧的设计压 力和设计温度相适应。 7.1.3主蒸汽系统用于传输蒸汽发生器所产生的蒸汽，系统容量应与蒸汽发生器产生的蒸汽量相适应。 每台蒸汽发生器与汽轮机之间的主蒸汽管道，其直径和布置应保证来自每台蒸汽发生器的蒸汽流 量的均衡，从而确保反应堆冷却剂系统的均匀排热。 7.1.4应限制蒸汽发生器出口和汽轮机入口处的蒸汽湿度，以防止蒸汽挟带的液滴对汽轮机叶片造成 损害。 7.1.5安全壳外侧主蒸汽隔离阀入口的超级管道（或管道破裂排除区），即主蒸汽管道安全壳贯穿件 支承点与主蒸汽隔离阀之间的管段，除确保该管段产品质量、特殊制造工艺和质量管理外，还应采用以 下专门防范措施，使得这段管道破裂的概率降低： 一用安全壳贯穿件支承点和隔离阀甩击限制件（如果设计采用）来保护该管段： 一尽量缩短该管道长度，尽可能减少焊缝； 采用锻制管件； 一采用锻制钢管； 限制正常运行和事故工况下相应的设计应力值： 一制定并实施专门的在役检查规程； —其他防范措施。 7.2管系设计要求 7.2.1根据有关汽水管道设计标准或规范规定的蒸汽流速的范围，选择确定主蒸汽管道的蒸汽流速。 压力、温度等参数，确定主蒸汽管道的管径。 7.2.2主蒸汽安全级管道的最小壁厚按照有关设计标准或规范计算。 3 NB/T20446—2017RK 7.6主蒸汽系统保温层设计要求 主蒸汽系统应设置保温层以减少热能损失和避免人员烫伤，并考虑对其周围构筑物和设备的影响。 7.7仪表和控制设计要求 7.7.1测量仪表设计要求 7.7.1.1主蒸汽系统应设有用于引发反应堆停堆、安全注入和蒸汽管道隔离等保护信号的测量通道， 还应有二回路放射性剂量监测措施。 7.7.1.2主蒸汽母管的压力测量通道用于控制通向冷凝器的蒸汽旁路排放。 7.7.1.3事故后监测系统可使用每条主蒸汽管道上的放射性剂量监测通道和蒸汽压力测量通道 7.7.1.4为安全功能而提供的仪表应符合保护、安全仪表及控制的有关准则。 计准则。 7.7.2控制设计要求 7.7.2.1在电厂正常运行期间，主蒸汽系统由主控室操作，主控室设有一切必要的控制器和显示（报 警和指示器）。 7.7.2.2在主控室不可用时，主蒸汽系统由辅助控制室监控，并设有主要参数显示。 7.8电气设计要求 7.8.1主蒸汽系统的电气设计应满足有关的电气设计准则。 7.8.2主蒸汽隔离阀和旁路阀的执行机构，以及安装在每条主蒸汽管道中安全级变送器应为1E级设 备，这些执行安全功能的部件按相关安全设备鉴定标准进行鉴定。 7.9布置设计要求 7.9.1设备和管道的布置设计应按照EJ/T336或NB/T20370规定执行（或其他相当的标准或规范）。 7.9.2主蒸汽系统属于安全等级的部分，其布置应考虑地震、飞机坠落、周围工业区产生的爆炸等外 部灾害带来的影响。 7.9.3系统布置应能保护系统免受汽轮机飞射物的破坏。 7.9.4核岛厂房内每条环路主蒸汽管道应满足实体隔离的布置要求，其有关隔间的土建结构设计应能 减少管道破裂的风险，并使其后果减至最低程度。 7.9.5在安全壳内，可使用甩击限制件，以防止--根蒸汽管道断裂而破坏其邻近的安全相关系统、部 件及构筑物：如果LBB（破前泄漏）技术成熟，可采用1L.BB技术以减少和取消甩击限制件。 7.9.6在汽轮机厂房内，应考虑主蒸汽管道破裂引起的甩击效应对安全有关构筑物和设备的影响。 7.9.7系统的布置设计应满足维修、在役检查、辐射防护和实体保护考虑的有关准则和措施。 7.10试验与检查准则 7.10.1为保证主蒸汽系统完成核电厂设计中所规定的系统功能，系统设计应考虑必要的试验、检查和 维修的措施， 试验、水压试验和性能试验等。 7.10.3根据在役检查的有关准则的要求，主蒸汽系统的设计应提供在役检查的可达性。对管道和设备 保温时，应考虑焊缝的在役检查要求。 5