ICS 27.120.20 F 65 备案号：38368-—2013 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T201782012 压水堆核电厂核取样系统设计准则 Design criteria of nuclear sampling system of pressurized water reactor nuclear power plant 2012-10-19发布 2013-03-01实施 国家能源局 发布 NB/T 20178—2012 目 次 II 前言 1 范围 规范性引用文件 3 术语和定义 系统功能 系统范围 安全分级和抗震分类 2 6 7 性能准则 2 8 设计要求 NB/T 20178—2012 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。 本标准起草单位：中国核电工程有限公司。 本标准主要起草人：姜华。 II NB/T20178—2012 压水堆核电厂核取样系统设计准则 1范围 本标准规定了压水堆核电厂核取样系统基本的设计要求，以确保核取样系统能够安全、可靠地执行 其预定的功能。 本标准适用于二代改进型压水堆核电厂核取样系统的设计，它不包括对该系统设备的设计，也不包 括该系统的运行、维修和试验要求，除非这些内容是与设计直接相关的。其他堆型的核取样系统可参考 使用。 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。 GB4960.2核科学技术术语裂变反应堆 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 通风柜ventilationcabinet 实验室常用的一种局部排风和保护设施。 3. 2 手套箱glovebox 用于操作放射性或有毒物质的、装有窥视窗、操作用手套、局部排风和保护用的密封箱式设备。 4系统功能 4.1功能 4.1.1收集、处理并将有代表性的流体（液体或者气体）样品送往样品站。 4.1.2监测系统中有代表性的液体或气体样品的化学和放射性特性。 4.1.3通过对反应堆冷却剂样品中硼浓度的监测，指示有效的停堆裕量。 4.2安全功能 核取样系统通过适当的隔离阀和安全级管道实现维持安全壳边界的功能。除此之外，本系统不执行 其他安全功能。 1 NB/T20178-2012 5系统范围 核取样系统提供收集和分析核电厂相关系统中气体和液体样品的集中取样装置。 本系统主要设备包括：冷却器、减压设备、手套箱、气体通风柜、液体通风柜、在线分析仪等。 6 安全分级和抗震分类 6.1安全分级 6.1.1总则 核取样系统的设备根据GB/T17569的有关规定进行安全分级。 6.1.2机械设备分级 6.1.2.1除稳压器卸压箱及反应堆冷却剂疏水箱的出口管线外，安全壳内部的取样管线为安全2级。通 常，取样管线第一道隔离阀上游管道（包括隔离阀）的安全等级不应低于被取样系统取样点管道的安全 等级。 6.1.2.2安全壳贯穿件包括隔离装置在内为安全2级。 6.1.2.3在安全壳外第一道隔离阀后的主回路取样、稳压器汽相和液相的取样以及蒸汽发生器排污系 统的管道及高、低温冷却器为安全3级，其余安全壳外核取样系统的管线和设备均为非安全级。 6.1.3电气设备分级 执行安全壳隔离功能的电气设备为1E级。 6.2抗震分类 所有安全级设备为抗震I类。 7性能准则 7.1取样代表性 对于工艺流体系统，应在存在流的部位设置取样点以取得连续、充足的样品，确保所取样品具有 良好的代表性。对于容器，应在容器内介质的再循环环路上取样，避免在容器的底部取样。 在设计和布置上应尽量缩短在取样和对样品进行分析之间所耗费的时间。 7. 2 2取样流的流速 取样流的流速应根据取样管线的尺寸、所取样品的温度以及取样站的位置来决定。对于连续取样， 应保持恒定的流速。 7.3对所取样品的降温、降压 用分析仪连续测量的每一种样品都应进行冷却，确保系统集中取样过程中样品处于适宜的温度。 应对所取样品进行减压，以满足在线分析仪及手动取样的运行要求。 对于需要减压的样品，应视情况采用能动或非能动部件来进行减压。 对于低压的取样管线应进行适当的超压保护。 2 NB/T 20178—2012 7.4事故后取样 在事故发生后，核取样系统应具备在反应堆停堆后获得用来测量一回路和（或）安全壳地坑中硼浓 度、Y谱和总活度的液体的能力。 在设计上应尽量将正常取样和事故后取样功能恰当地结合起来。 7.5辐射防护 7.5.1为了减少废液排放，应尽可能使取样流循环复用。 7.5.2具有放射性或者具有潜在放射性的样品应与非放射性的样品进行分离，如对一回路和二回路取 样进行分离，所取样品分别送往不同的房间。 7.5.3应对主要的放射性设备进行生物屏蔽。 7.5.4泄漏或疏水应由废液收集系统进行收集。 8设计要求 8.1正常取样 8.1.1 安全壳内的取样 8.1.1.1概述 在安全壳内应对如下系统进行取样操作： 反应堆冷却剂系统； 余热排出系统； 安全注入系统； -主给水系统和蒸汽发生器排污系统； 疏水和排气系统。 8.1.1.2反应堆冷却剂系统的取样点 应在反应堆冷却剂系统的如下位置设置取样点： 反应堆冷却剂环路热段； 稳压器的液相； 稳压器的汽相； 稳压器卸压箱的气体覆盖层。 8.1.1.3余热排出系统的取样点 应在余热排出热交换器的上游和下游设置取样点。 核取样系统的分析仪应经过余热排出系统热交换器的入口管线与余热排出泵相连。 8.1.1.4安全注入系统取样点 在安注箱上应设置取样的管线。 8.1.1.5主给水和排污系统的取样点 应在蒸汽发生器二次侧设置取样点，这包括： 蒸汽发生器壳侧的上部； 3