ICS 27.120.20 F 65 NB 备案号：59664—2017 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20471—2017 非能动压水堆核电厂厂用水系统设计准则 Design criteria for Service Water System of passive pressurized water reactor nuclearpowerplants 2017-04-01发布 2017-10-01实施 发布 国家能源局 NB/T204712017 目次 前言 II 范围 规范性引用文件 2 术语和定义 系统功能， 5 系统范围 2 物项分级 系统运行和性能准则 3 设计准则 8 检查、试验和维护准则 8 10 接口 NB/T20471-2017 前 言 本标准按照GB/T1.1—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， 本标准由上海核工程研究设计院负责起草，中国核电工程有限公司、中广核工程有限公司参与起草。 本标准主要起草人：吴双、张献娟、於臻、许拓、杨若冰 NB/T204712017 非能动压水堆核电厂厂用水系统设计准则 1范围 本标准规定了非能动压水堆核电厂厂用水系统的设计准则。 本标准适用于非能动压水堆核电厂厂用水系统的设计。 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，仅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 3术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3.1 0%超越概率环境温度0%exceedanceambienttemperature 基于最能代表厂址条件的长期水文或气象数据（一般不少于30年的数据），推算出的超越该温度的 概率为0%的数据（不包括连续时间短于2h的峰值数据）。水文气象资料采用小时数据，在厂用水系统 设计中，该数据主要用于确定厂用水系统最高安全供水温度。 3.2 1%超越概率环境温度1%exceedanceambienttemperature 对每年夏季最热4个月的水文或气象数据进行统计，推算出的超过该温度的概率为1%的数据，所采 用的水文气象资料同样是最能代表厂址条件的一般不少于30年的长期数据。水文气象资料采用小时数 据。在厂用水系统设计中，该数据主要用于确定厂用水系统最高正常供水温度。 3.3 为了确保电站设计中在概率安全评价（PSA）中所做的重要可靠性假设在整个电站运行寿期中均有 效，在非能动压水堆核电厂设计流程中所采用的可靠性保证大纲。即通过确定论、概率论或其它方法识 别出对风险有重要贡献的构筑物、系统和部件，然后将它们在PSA分析中的可靠性假设要求贯彻到它们 的设计、采购、制造和运行维护中，确保这些假设在电站整个运行寿期内都有效， 3. 4 发电可靠性分级(R分级） powerproductionreliabilityclassification 基于构筑物、系统和部件失效对电厂发电时间/功率计划外损失的影响程度或导致延长停堆检修时 间的程度而确定的对构筑物、系统和部件的可靠性分级。可靠性级别从高到低依次为R-1、R-2、R-3和 NR. 4系统功能 NB/T204712017 4.1安全功能 在非能动压水堆核电厂内，厂用水系统是非安全有关系统，不执行或支持任何安全有关功能。 4.2非安全有关纵深防御功能 厂用水系统向设备冷却水系统热交换器提供足够的冷却水，与设备冷却水系统共同完成以下非安全 有关纵深防御功能： a停堆冷却在反应堆冷却剂系统冷却和冷停堆运行期间，厂用水系统和设备冷却水系统向正 常余热排出系统的热交换器和泵提供冷却，以避免或尽可能减少非能动的余热排出系统热交换 换料水池升温。 乏燃料池冷却在电站所有运行模式下，厂用水系统和设备冷却水系统向乏燃料池冷却系统 b) 的热交换器提供冷却，以带走贮存在乏燃料池内的燃料组件的残留衰变热，避免乏燃料池水温 升高和沸腾。 化学和容积控制系统的小流量热交换器冷却—一厂用水系统和设备冷却水系统向化学和容积 行，以避免非能动堆芯冷却系统堆芯补水箱的动作。 d) 减装量冷却一在反应堆冷却剂减装量运行期间，厂用水系统和设各冷却水系统向正常余热排 出系统的热交换器和泵提供冷却。 4.3其他非安全有关功能 厂用水系统向设备冷却水系统热交换器提供足够的冷却水，与设备冷却水系统共同完成以下其它非 安全有关功能： 电厂正常运行一厂用水系统和设备冷却水系统为电厂功率运行、启动、热备用和停堆工况所 需设备提供冷却，带走其热量。 b) 检修支持停堆冷却一除了4.2规定的非安全有关纵深防御冷却功能外，厂用水系统和设备冷 却水系统能够在正常余热排出系统冷却期间，从反应堆冷却剂系统以一定的速率排出反应堆冷 却剂系统显热，以满足停堆检修计划。这个功能使得电厂在停堆后在预先计划的时间内进入冷 停堆和换料运行模式，并且在换料运行期间维持反应堆冷却剂系统和乏燃料池的预期温度， 安全壳内换料水箱冷却—在非能动余热排出热交换器运行期间或当电厂正常运行需要时，厂 c) 内换料水箱。 非安全有关事故后恢复一—在非能动堆芯冷却系统成功缓解事故之后，厂用水系统和设备冷却 d) 水系统向正常余热排出系统提供冷却，以实现电厂恢复。 5系统范围 5.1根据具体厂址条件，厂用水系统可采用直流冷却方式或循环冷却方式。 5.2当采用直流冷却方式时，厂用水系统包括从取水口至冷却水排放点的范围内的整个系统。主要包 括如下设备和部件：取水过减系统、厂用水泵、管道、阀门、过滤器、排水集道、化学药剂投加系统及 相关的控制和仪表，取水过滤系统、化学药剂投加系统和排水渠道部分可与循环水系统合用，如果合用， 该部分属于循环水系统设施。 2 NB/T20471—2017 5.3当采用循环冷却方式时，厂用水系统主要包括厂用水泵、管道、阀门、过滤器、冷却塔、水池、 补水系统、排污系统、化学药剂投加系统及相关的控制和仪表， 5.4厂用水系统与设备冷却水系统之间的热交换器归属于设备冷却水系统， 6物项分级 厂用水系统设备部件应按GB/T17569压水堆核电厂物项分级进行安全分级和设计，并遵以下要 求： 广用水系统中需支持系统非安全有关纵深防御功能或保证系统完整性的设备部件属于非安全 有关D级部件：其它的设备部件（如电机加热器）则为非安全有关E级部件： b）厂用水泵、水泵出口止回阀、水泵出口电动阀、冷却塔风机属于设计可靠性保证大纲（D-RAP） 物项： 厂用水泵、冷却塔风机的发电可靠性分级为R-1级： ）厂用水系统设备部件的抗震分类为非核抗震类。 7系统运行和性能准则 7.1厂用水系统在电厂正常运行模式下运行，包括功率运行、启动、热备用、停堆及换料。在上述工 况下厂用水系统应具有足够的能力排出设备冷却水热交换器带出的热量。 7.2在丧失正常交流电源时，厂用水系统也应可用。 7.3在电厂功率运行工况下，厂用水系统一般一个系列运行、一个系列备用：在电厂其它运行工况下， 厂用水系统一般两个系列投入运行。 7.4厂用水系统应具有高度的可靠性，在电厂发生部分预期瞬态之后，具有足够的能力避免非能动安 全系统不必要的启动。 7.5厂用水系统应具有足够的可用性，以支持电站的总体可用性目标。 7.6在电厂冷停堆和换料工况下，应保证厂用水系统两个系列均可用， 7.7应为厂用水系统的关键部件提供允余。厂用水系统中能动部件（如水泵、冷却塔风机、电动阀等） 的单一故障不会导致4.2所述的非安全有关纵深防护功能的丧失，同时也不会在发电过程中引起汽轮发 电机或反应堆停运， 7.8厂用水系统应具备支持以下性能的能力： a）在0%和1%超越概率环境温度下，满足反应堆功率运行要求； b）在1%超越概率环境温度下，满足反应堆正常停堆冷却要求。 7.9在厂址极端最低温度环境条件下厂用水系统与设备冷却水系统的运行应保证设备冷却水系统的最 低供水温度满足要求。 7.10厂用水系统的建、构筑物、设备、管道应满足电站预期运行寿命要求。 8设计准则 8.1安全有关设计准则 厂用水系统是非安全有关系统，没有适用的安全有关设计准则。 8.2其他执照申请相关的准则