ICS27.120.10 F 63 备案号：46445-2014 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20260—2014 代替EJ/T328—1988 压水堆核电厂余热排出系统设计准则 Designcriteriaforresidualheatremovalsystemofpressurizedwaterreactor nuclearpowerplants 2014-06-29发布 2014-11-01实施 发布 国家能源局 NB/T20260—2014 目 次 前言 II 范围 1 2 规范性引用文件 3 术语和定义 4系统功能. 4.1主要功能。 辅助功能 4.2车 4.3系统共用. 5 系统范围 2 6 系统性能要求. 2 7 设计要求. 2 7. 1 安全等级和抗震类别. 7. 2 反应性控制要求 .7.3 系统设计要求.. 7.4 设备设计要求.. 7.5 机械设计要求... 7.6 电气设计要求. 7.7 仪表与控制设计要求. 7.8 接口要求 7.9 布置要求 7.10 试验与维修要求. NB/T20260-—2014 前言 本标准按照GB/T1.1—2009给出的规则起草。 本标准代替FI/T328—1988《压水堆核电厂余热排出系统设计准则》，与EJ/T328—1988相比，除 编辑性修改外主要技术变化如下： 增加“前言”： 规范性引用文件一章做适应性修改： 一增加了术语和定义； 一第5章“系统范围”中增加： 。防止反应堆冷却剂系统和本系统超压的卸压装置； 。用于控制、保护、报警和指示的仪表； 一将原标准“5安全等级与抗震类别”调整为“7.1安全等级与抗震类别”，并修改相应内容； 一删除原标准5.5中“为本系统疏水、排气等而设置的并在接口隔离阀以后的管路属于安全4级、 抗震Ⅱ类。”； 堆深度，系统设计应设置取样点，以确认系统投入运行时其硼浓度和水质指标符合要求。工艺 取样点可设在余热排出热交换器的下游。”； 运行后，能在规定时间内将反应堆冷却剂系统的温度降至并维持在所规定的温度范围内”； 将原标准7.2.5.1调整为7.3.5.1，并删除d)的内容： 统功能时，则一且反应堆冷却剂系统的压力降低到应急堆芯冷却系统的动作压力时，动力操作 阀便根据安注信号自动打开”的内容： 增加“7.4设备设计要求”： 删除原标准“7.4支承件和限位器设计准则”： 删除原标准7.6.5； -增加“7.8接口要求”； 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：中国核动力研究设计院。 本标准主要起草人：余小权、隋海明、段永强、曾畅、沈云海。 本标准所代替的EJ/T328于1988年首次发布。 II NB/T20260——2014 压水堆核电厂余热排出系统设计准则 1范围 本标准规定了压水堆核电厂余热排出系统基本的设计要求，它包括与系统设计直接相关运行、维修 和试验要求，但不包括设备的详细设计要求。 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/T17569 压水堆核电厂物项分级 GB/T13285 核电厂安全重要系统和部件的实体防护 GB/T13286 核电厂安全级电气设备和电路独立性准则 NB/T20026 核电厂安全重要仪表和控制系统总体要求 NB/T20051 核电厂厂用电系统设计准则 NB/T20053 核电厂安全重要电气、仪表和控制设备安装要求 NB/T20268 压水堆核电厂安全阀和卸压阀管系设计准则 EJ/T331 失水事故后流体系统的安全壳隔离装置 EJ/T336 压水堆核电厂核供汽系统布置准则 3术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3.1 停堆冷却的第二阶段 the second phase for shutdowmcooling 电厂停堆期间，经蒸汽发生器初步冷却和降压，使反应堆冷却剂系统的温度和压力降至余热排出系 统能够投入运行后的冷却阶段。 3.2 半管水位状态 mid-loopstatus 当反应堆冷却剂水位低于热段与反应堆压力容器连接流通截面的顶部的状态。 4系统功能 4.1主要功能 余热排出系统的主要功能有： 1 NB/T20260—2014 a) 在停堆冷却的第二阶段从反应堆冷却剂系统内把裂变产物的衰变热和其它余热传给与安全相 关的冷却水系统，以一定的冷却速率降低反应堆冷却剂的温度，并维持冷却剂温度在规定的范 围内： b) 在反应堆停堆和启动过程中，当反应堆冷却剂泵未投入运行时，利用余热排出泵循环反应堆冷 却剂； 在蒸汽管道发生破裂事故后，排出堆芯衰变热及反应堆冷却剂系统显热； d) 在反应堆冷却剂系统发生小破口事故后，如果化学和容积控制系统能够维持稳压器的水位，排 出堆芯衰变热及反应堆冷却剂系统显热： 在冷停堆期间，本系统的卸压装置为反应堆冷却剂系统提供超压保护。 4.2辅助功能 余热排出系统的辅助功能有： a) 在换料操作后，可使用余热排出系统将换料水从换料水池输送至换料水箱： b）协助化学和容积控制系统进行反应堆冷却剂系统的化学和容积控制。 4.3系统共用 . 本系统若与其它系统（如：应急堆芯冷却系统和安全壳喷淋系统）共用，则共用部分还应执行这些 系统的功能。 系统范围 5 余热排出系统由执行本准则第4章所规定的功能的部件（设备和管道等）及其支承件组成，该系统 的主要设备包括： 使反应堆冷却剂通过余热排出系统进行循环的泵； 从反应堆冷却剂系统排出余热的热交换器： 防止反应堆冷却剂系统和本系统超压的卸压装置； d) 在上述设备和反应堆冷却剂压力边界之间，为提供适当的流动通道、中间联接和流量控制所器 的管道、阀门和管道附件： e) 用于控制、保护、报警和指示的仪表。 6 系统性能要求 本系统应能在核电厂正常运行工况或反应堆出现异常情况但应急堆芯冷却系统并不投入的情况下 完成本准则第4章所规定的功能，系统排出余热的速率应保证不超过规定的反应堆冷却剂压力边界的设 计条件。 本系统若与其它系统（如：应急堆芯冷却系统和安全壳喷淋系统）共用，则共用部分还应满足这些 系统的性能要求。 7设计要求 7.1 安全等级和抗震类别 7.1.1总则 2. NB/T20260—2014 a) 在停堆冷却的第二阶段从反应堆冷却剂系统内把裂变产物的衰变热和其它余热传给与安全相 关的冷却水系统，以一定的冷却速率降低反应堆冷却剂的温度，并维持冷却剂温度在规定的范 围内： b) 在反应堆停堆和启动过程中，当反应堆冷却剂泵未投入运行时，利用余热排出泵循环反应堆冷 却剂； 在蒸汽管道发生破裂事故后，排出堆芯衰变热及反应堆冷却剂系统显热； d) 在反应堆冷却剂系统发生小破口事故后，如果化学和容积控制系统能够维持稳压器的水位，排 出堆芯衰变热及反应堆冷却剂系统显热： 在冷停堆期间，本系统的卸压装置为反应堆冷却剂系统提供超压保护。 4.2辅助功能 余热排出系统的辅助功能有： a) 在换料操作后，可使用余热排出系统将换料水从换料水池输送至换料水箱： b）协助化学和容积控制系统进行反应堆冷却剂系统的化学和容积控制。 4.3系统共用 . 本系统若与其它系统（如：应急堆芯冷却系统和安全壳喷淋系统）共用，则共用部分还应执行这些 系统的功能。 系统范围 5 余热排出系统由执行本准则第4章所规定的功能的部件（设备和管道等）及其支承件组成，该系统 的主要设备包括： 使反应堆冷却剂通过余热排出系统进行循环的泵； 从反应堆冷却剂系统排出余热的热交换器： 防止反应堆冷却剂系统和本系统超压的卸压装置； d) 在上述设备和反应堆冷却剂压力边界之间，为提供适当的流动通道、中间联接和流量控制所器 的管道、阀门和管道附件： e) 用于控制、保护、报警和指示的仪表。 6 系统性能要求 本系统应能在核电厂正常运行工况或反应堆出现异常情况但应急堆芯冷却系统并不投入的情况下 完成本准则第4章所规定的功能，系统排出余热的速率应保证不超过规定的反应堆冷却剂压力边界的设 计条件。 本系统若与其它系统（如：应急堆芯冷却系统和安全壳喷淋系统）共用，则共用部分还应满足这些 系统的性能要求。 7设计要求 7.1 安全等级和抗震类别 7.1.1总则 2. NB/T20260—2014 a) 在停堆冷却的第二阶段从反应堆冷却剂系统内把裂变产物的衰变热和其它余热传给与安全相 关的冷却水系统，以一定的冷却速率降低反应堆冷却剂的温度，并维持冷却剂温度在规定的范 围内： b) 在反应堆停堆和启动过程中，当反应堆冷却剂泵未投入运行时，利用余热排出泵循环反应堆冷 却剂； 在蒸汽管道发生破裂事故后，排出堆芯衰变热及反应堆冷却剂系统显热； d) 在反应堆冷却剂系统发生小破口事故后，如果化学和容积控制系统能够维持稳压器的水位，排 出堆芯衰变热及反应堆冷却剂系统显热： 在冷停堆期间，本系统的卸压装置为反应堆冷却剂系统提供超压保护。 4.2辅助功能 余热排出系统的辅助功能有： a) 在换料操作后，可使用余热排出系统将换料水从换料水池输送至换料水箱： b）协助化学和容积控制系统进行反应堆冷却剂系统的化学和容积控制。 4.3系统共用 . 本系统若与其它系统（如：应急堆芯冷却系统和安全壳喷淋系统）共用，则共用部分还应执行这些 系统的功能。 系统范围 5 余热排出系统由执行本准则第4章所规定的功能的部件（设备和管道等）及其支承件组成，该系统 的主要设备包括： 使反应堆冷却剂通过余热排出系统进行循环的泵； 从反应堆冷却剂系统排出余热的热交换器： 防止