ICS 27.120.20 F 65 备案号：46495-2014 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T 20310—2014 压水堆核电厂最终热构筑物设计要求 Design requirements for structures of ultimate heat sink for pressurized water reactornuclear power plants 2014-06-29 发布 2014-11-01实施 发布 国家能源局 NB/T20310—2014 目 次 前言 II 1范围 2 规范性引用文件 3 最终热阱构筑物的功能 设计总体要求 4.1 设计日标 4.2最终热阱型式选择 4.3最终热阱容量确定 4.4构筑物分级 5工艺设计要求 5.1取水构筑物 5.2泵房及管廊 5.3排水构筑物 5.4冷却塔 5.5贮水池 10 5.6冷却水池. 10 6结构设计要求 11 6.1一般规定 11 6.2材料 11 6.3地震作用和结构抗震验算 12 6.4地基与基础 14 6.5耐久性要求 18 附录A（资料性附录） 其它排水构筑物 19 参考文献 24 NB/T20310—2014 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：中国核电工程有限公司。 本标准主要起草人：王东海、管永涛、王晓东、彭超、李京、侯树强。 II NB/T20310-—2014 压水堆核电厂最终热阱构筑物设计要求 1范围 本标准规定了压水堆核电厂"最终热阱构筑物的一般设计要求，以确保最终热阱构筑物能够安全、可 靠、有效地执行其预定的功能。 本标准适用于600MWe及1000MWe级二代改进型压水堆核电厂最终热阱构筑物设计。对于三代能 动压水堆核电厂亦可作为参考。 2规范性引用文件 下列文件对于本标准的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单（不包括 勘误的内容）或修改版均不适用于本标准。凡是不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单） 适用于本标准。 GB50007 建筑地基基础设计规范 GB50010-2010混凝土结构设计规范 建筑抗震设计规范 GB500113 GB50265—2010泵站设计规范 GB50267 核电厂抗震设计规范 GB/T50476 混凝土结构耐久性设计规范 GB/J87 工业企业噪声控制设计规范 DL5077 水工建筑物载荷设计规范 DL/T 5195 水工隧洞设计规范 JTJ213 海港水文规范 JTS154-1防波堤设计与施工规范 NB/T20105 核电）厂房设计荷载规范 NB/T20012 压水堆核电厂核安全有关的混凝土结构设计要求 SL191—2008水工混凝土结构设计规范 SL279 水工隧洞设计规范 HAD102/01 核电厂设计总的安全原则 HAD102/05 与核电厂设计有关的外部人为事件 3最终热阱构筑物的功能 最终热系统的功能是在正带运行、预计运行事件或机组启动和停堆以及事故工况下，能及时有效 地接纳反应堆余热、乏燃料衰变热及其它部件的释热等全部热负荷，并将其安全地排放到水体或大气中。 最终热阱构筑物的功能应保证最终热阱系统功能的实现。 4设计总体要求 NB/T20310—2014 4.1 设计目标 为了保证实现最终热阱系统的主要设计目标，要求最终热阱构筑物具有以下特点： a）可靠性； b）在假设始发事件所需范围内的可运行性： 可用性； d）简单性。 4.2量 最终热阱型式选择 最终热阱选择应满足下列要求： 最终热阱的型式可以选择大气、水体或大气和水体的组合，无论选择何种型式，最终热阱均应 a) 保证在正常运行、预计运行事件或机组启动和停堆以及事故工况下，即使所有其它的排热手段 已经丧失或不足以排热量时，总是能够接受堆芯所排出余热。当采用水体作为最终热阱时， 应考虑下列因素： 1）供水量； 2）水位； 3) 水源的类型（江河湖海或人工水库）； 4） 最终热阱的补给水源； 为反应堆在运行状态、事故工况或停堆条件下提供适宜温度冷却水必要流量的能力。当采 用大气作为最终热阱时，应考虑下列因素： (1) 空气干球温度； (2) 空气湿球温度； (3)2 水质； (4）风速。 b) 最终热阱的选择，应考虑可用源的相对可靠性和容量。 最终热阱的选择，应考虑可用介质的品质和推荐的最终热阱温度的预期极端变化的情况。 9 d) 影响。 e) 在确定最终热阱及其直接有关的输热系统的类型时，应规定设计基准环境参数，包括直流式水 冷系统的最终热阱水温和干式冷却塔的空气干球温度；对湿式冷却塔利冷却池，以及其它利用 蒸发冷却的输热系统，包括空气的干球温度和湿球温度，需要时应包括其它参数如（污泥含量 利化学杂质）、风速利保温内子等。 在最终热阱及其直接有关的输热系统的设计中考患的环境参数应与厂址的特定条件和其体系 统相适应。最终热阱设计中外部事件的有关建议和要求见HAD102/01和HAD102/05。 4.3最终热阱容量确定 最终热阱容量的确定应考虑： a) 最终热阱应有能力接受核电厂在正常运行、预计运行事件或机组启动利停堆以及事故工况下产 生的热量。 b) 最终热阱应有能力按照核电厂热负荷排山的速率，在所要求的时间内接纳这些热量。 当确定最终热阱及其直接有关的输热系统所需要的输热能力时，应准确确定各种热源和它们随 时间变化的特征，以保证冷却剂的温度维持在规定的限值内。应考下列各种热负荷： 1）堆芯衰变热： 2 NB/T20310—2014 2) 乏燃料衰变热； 3) 些存热 安全重要物项的放热； 5) 其它与事故有关的热源。 在确定堆芯衰变热负荷时，应假定燃料已在功率运行下经受一段时期的辐照而产生出最人的衰 变热负荷。应根据试验数据并考虑由于不确定性而引起的适当裕量，米确定裂变产物和元索的 衰变热释放速率。 e) 行计算；应采用具体燃料的衰变热山线，即对不同的燃料元件分别用各白适当的停堆后时间， 或者对所有燃料元件用一个保守的、总平均停堆后时间。 在选择最终热阱时应考虑在各白运行状态和设计基准事故.1.况下应运行的辅助系统（该辅助系 各单项热负荷随时间的变化特性应当叠加起米，以确定释热速率的峰值，它将作为确定输热系 g) 统能力的依据。在进行这项计算时，可考虑核电厂内的一些热阱，如堆芯结构，一回路利：回 路系统、安全壳构筑物、抑压水池、乏燃料贮存池和输热介质等的临时贮热能力。 事故况可能造成额外的热源，例如燃料包壳的金属一水反应，或由安全壳内其它放热化学反 h) 应产生的热量。如果这种可能的金属一水反应造成的额外热源非常显落，则应定量地给山这些 热源与时间的关系，并把它归入确定容基的准则中。 从安全方面考虑，与最终热阱直接有关的输热系统的定量分析将取决丁下列因素： 1）最人释热率； 2）环境设计参数（水或空气的温度，相对湿度）： 3）冷却剂的供应。 j) 对于有限容量的最终热阱，直按有关的输热系统的选择应根据保持最终热阱水量这一需要米确 定，从而可使要求补水投入使用的时间得以延迟。如果要求补水的时间较短，那么应对采用的 补水措施进行更严格的论证。 对于没有随时能与用之不尽的天然水体或大气接通的厂址，应验证随时可用的水源有足够的容 k) 量，在水池或水库被重新灌满以前的这段时期内能接受所有热负荷，其最小的可接受容量为 30d，除非通过保守的分析证明可以采用更短的时间。 4.4构筑物分级 构筑物分级应考虑： 最终热阱构筑物的安全分级，须首先确定属丁安全重要物项的所有构筑物，根据其安全功能和 a) 安全重要性进行分级，它们的设计、建造和维修应使其质量和可靠性与这种分级相适应。 划分最终热阱构筑物安全重要性的方法应}：要基丁确定论方法，适当时辅以概率论方法和1程 b) 判断，并应考虑如下因紫： 1）该物项要执行安全功能； 2）米能执行其功能的后果； 3) 需要该物项执行某一安全功能的可能性； 4） 假设始发事件后需要该物项投入运行的时刻或持续运行的时间。 与重要厂用水系统有关的最终热阱建构筑物分级见表1。 3 NB/T20310—2014 表1 与重要厂用水系统有关的最终热阱建构筑物分级 名称 安全等级 抗震类别 适用规范 质保等级 取水头部 LS I NB/T20012、GB50267 10 取水隧洞 LS - NB/T20012、GB50267 10 取水明渠 LS * NA * 泵房 LS I NB/T20012、GB50267 10 压力输水管廊 LS NB/T20012、GB50267 Q1 溢流堰 LS 1 NB/T20012、GB50267 Q1 排水管道 NC NA NA QNC 机械通风冷却塔 LS 1 NB/T20012、.GB50267 10 (厂内） 冷却塔进、回水管廊 LS 1 NB/T20012、GB50267 10 冷却塔补水管道 ** * ** 贮水池 LS 1 NB/T20012、GB50267 Q1 (厂内) 冷却水池 LS NB/T20012、GB50267 Q1 (厂内) 其它（与安全无关的 NC NA VN QNC 构筑物） 注1：NA-不适用。 注2：NC-指非核安全级。 注3：将只有安全功能的厂房和构筑物分为安全有关级（以LS标示） 注4：I-抗震I类。 注5：Q1-要求遵照HAF003和核安全导则中适用的全部要求。 注6：*-需根据使用情况进行安全分析，进而确定抗震类别和质保等级。 注7：**-需根据设置和使用情况进行安全分析，进而确定安全等级和适用规范。 工艺