ICS 27.120.20 F 65 备案号：.46449-2014 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20264—2014 非能动堆芯冷却系统设计要求 Designrequirements of passive core cooling system 2014-06-29发布 2014-11-01实施 发布 国家能源局 NB/T202642014 目 次 前言 II 范围 1 2 规范性引用文件 3 术语和定义 系统功能. 4 5 系统范用， 2 6 系统性能要求 2 7 系统设计要求， 3 8 设备设计要求 5 9 仪表和控制设计要求 6 10 电气设计要求 11 试验和维修 12 接口要求， 附录A（资料性附录） 典型的非能动堆芯冷却系统流程简图 NB/T202642014 前言 本标准按照GB/T1.1一2009给出的规则起草。 本标准按照HAF102《核动力厂设计安全规定》（2004）、《新建核电厂设计中儿个重要安全问题 的技术政策》（国家核安全局2004年5月）、HAD102/01《核电厂设计总的安全原则》（1989）和HAD 102/10《核电厂保护系统及有关设施》（1988）的规定编制，同时参考了EPRI用户要求文件URD第III 卷相关章节的要求。 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.T.业标准化研究所归口。 本标准起草单位：上海核工程研究设计院。 本标准主要起草人：郭丹丹、宋养景、徐进、施伟 II NB/T202642014 非能动堆芯冷却系统设计要求 1范围 本标准仅适用于压水堆核电厂非能动堆芯冷却系统的设计，不包括该系统设备的详细设计要求，亦 不包括该系统设计非直接有关的运行、维修和试验要求。 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，仪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 3 术语和定义 3.1 非能动部件 passivecomponent 不依靠触发、机械运动或动力源等外部输入而行使功能的部件。 3. 2 能动部件 activecomponent 依靠触发、机械运动或动力源等外部输入而行使功能的部件。 3. 3 安全停堆 safeshutdown 电站停堆后处于安全的工况。 4系统功能 4.1 安全功能 本系统执行以下安全功能： 在反应堆冷却剂系统（RCS）正常补给和硼化不可用或不足的事故时，为RCS提供应急补给 a) 和硼化功能： b) 在发生各种破口尺寸的反应堆冷却剂丧失事故，直至并包括RCS最大管道双端断裂时，为RCS 提供安全注射功能： 在正常热量排出乎段丧失时，为RCS提供应急堆芯热量排出功能以进入并维持安全停堆状态： d) 事故后给安全壳内的水添加化学物，满足pH值要求。 4.2其他功能 本系统执行的其他功能如下： NB/T202642014 a) 严重事故后能淹没反应堆压力容器外壁面，为反应堆压力容器内损坏的堆芯提供冷却： 未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS）期间，排出足够的热以冷却堆芯，也注射足够的硼使反 应堆停堆： （如AP1000电厂为204.4℃）： 安全壳内换料水箱（IRWST）水装量足够在核电厂正常换料运行时流没换料水池。 5系统范围 非能动堆芯冷却系统是指执行本标准第4章所规定功能的那些设备（包括容器、热交换器、阀门、 测量仪表和控制设备等）、管道及其支撑件、也包括水源。 本系统可以由几个子系统组成。如一个非能动安全注射子系统，一个非能动余热排出子系统，一个 安全壳pH值控制子系统。这些子系统组成一个整体，根据不同的事故分别或共同完成本系统的功能。 典型的非能动堆芯冷却系统流程简图见附录A。 非能动堆芯冷却系统的主要设备有： 堆芯补水箱（CMT）； b) 安注箱（ACC）： c) 安全壳内换料水箱（IRWST）； d) 非能动余热排出热交换器（PRHRHX）： (a PH调节篮； f) 安全壳内壁冷凝液收集装置： g) 反应堆冷却剂卸压鼓泡器； h) IRWST滤网和再循环滤网。 i) 阀门。 6 系统性能要求 6.11 应急补给和硼化 为RCS提供应急补给和确化功能时，本系统的能力应满足以下要求： a) 非反应堆冷却剂丧失事故（LOCA）时，白动提供足够的堆芯补给水以保证堆芯淹没并带走热 量，并降低由于冷却而导致的反应性增加： b) 非LOCA事故时，也非长期丧失电源事故时，则白动泄流系统（ADS）不应动作： c) RCS泄漏率为2.27m/h时，本系统的补给能延迟ADS动作至少8h； 人LOCA后，即使无控制棒插入，应为RCS提供足够的硼以保证停堆深度。 6.2安全注射 LOCA事故后，本系统的能力应满足以下要求： a) 燃料包壳计算峰值温度不超过1204℃： 包壳总氧化量的计算值不超过氧化前包壳总厚度的17%： (q c) 包壳金属和水或蒸汽发生的化学反应所产生氢的计算总量，不超过假定活性区包壳金属都发生 化学反应时产生氧量的1%； d）堆芯几何形状的变化，应确保能够维持堆芯的冷却功能： 2 NB/T202642014 a) 严重事故后能淹没反应堆压力容器外壁面，为反应堆压力容器内损坏的堆芯提供冷却： 未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS）期间，排出足够的热以冷却堆芯，也注射足够的硼使反 应堆停堆： （如AP1000电厂为204.4℃）： 安全壳内换料水箱（IRWST）水装量足够在核电厂正常换料运行时流没换料水池。 5系统范围 非能动堆芯冷却系统是指执行本标准第4章所规定功能的那些设备（包括容器、热交换器、阀门、 测量仪表和控制设备等）、管道及其支撑件、也包括水源。 本系统可以由几个子系统组成。如一个非能动安全注射子系统，一个非能动余热排出子系统，一个 安全壳pH值控制子系统。这些子系统组成一个整体，根据不同的事故分别或共同完成本系统的功能。 典型的非能动堆芯冷却系统流程简图见附录A。 非能动堆芯冷却系统的主要设备有： 堆芯补水箱（CMT）； b) 安注箱（ACC）： c) 安全壳内换料水箱（IRWST）； d) 非能动余热排出热交换器（PRHRHX）： (a PH调节篮； f) 安全壳内壁冷凝液收集装置： g) 反应堆冷却剂卸压鼓泡器； h) IRWST滤网和再循环滤网。 i) 阀门。 6 系统性能要求 6.11 应急补给和硼化 为RCS提供应急补给和确化功能时，本系统的能力应满足以下要求： a) 非反应堆冷却剂丧失事故（LOCA）时，白动提供足够的堆芯补给水以保证堆芯淹没并带走热 量，并降低由于冷却而导致的反应性增加： b) 非LOCA事故时，也非长期丧失电源事故时，则白动泄流系统（ADS）不应动作： c) RCS泄漏率为2.27m/h时，本系统的补给能延迟ADS动作至少8h； 人LOCA后，即使无控制棒插入，应为RCS提供足够的硼以保证停堆深度。 6.2安全注射 LOCA事故后，本系统的能力应满足以下要求： a) 燃料包壳计算峰值温度不超过1204℃： 包壳总氧化量的计算值不超过氧化前包壳总厚度的17%： (q c) 包壳金属和水或蒸汽发生的化学反应所产生氢的计算总量，不超过假定活性区包壳金属都发生 化学反应时产生氧量的1%； d）堆芯几何形状的变化，应确保能够维持堆芯的冷却功能： 2 NB/T202642014 a) 严重事故后能淹没反应堆压力容器外壁面，为反应堆压力容器内损坏的堆芯提供冷却： 未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS）期间，排出足够的热以冷却堆芯，也注射足够的硼使反 应堆停堆： （如AP1000电厂为204.4℃）： 安全壳内换料水箱（IRWST）水装量足够在核电厂正常换料运行时流没换料水池。 5系统范围 非能动堆芯冷却系统是指执行本标准第4章所规定功能的那些设备（包括容器、热交换器、阀门、 测量仪表和控制设备等）、管道及其支撑件、也包括水源。 本系统可以由几个子系统组成。如一个非能动安全注射子系统，一个非能动余热排出子系统，一个 安全壳pH值控制子系统。这些子系统组成一个整体，根据不同的事故分别或共同完成本系统的功能。 典型的非能动堆芯冷却系统流程简图见附录A。 非能动堆芯冷却系统的主要设备有： 堆芯补水箱（CMT）； b) 安注箱（ACC）： c) 安全壳内换料水箱（IRWST）； d) 非能动余热排出热交换器（PRHRHX）： (a PH调节篮； f) 安全壳内壁冷凝液收集装置： g) 反应堆冷却剂卸压鼓泡器； h) IRWST滤网和再循环滤网。 i) 阀门。 6 系统性能要求 6.11 应急补给和硼化 为RCS提供应急补给和确化功能时，本系统的能力应满足以下要求： a) 非反应堆冷却剂丧失事故（LOCA）时，白动提供足够的堆芯补给水以保证堆芯淹没并带走热 量，并降低由于冷却而导致的反应性增加： b) 非LOCA事故时，也非长期丧失电源事故时，则白动泄流系统（ADS）不应动作： c) RCS泄漏率为2.27m/h时，本系统的补给能延迟ADS动作至少8h； 人LOCA后，即使无控制棒插入，应为RCS提供足够的硼以保证停堆深度。 6.2安全注射 LOCA事故后，本系统的能力应满足以下要求： a) 燃料包壳计算峰值温度不超过1204℃： 包壳总氧化量的计算值不超过氧化前包壳总厚度的17%： (q c) 包壳金属和水或蒸汽发生的化学反应所产生氢的计算总量，不超过假定活性区包壳金属都发生 化学反应时产生氧量的1%； d）堆芯几何形状的变化，应确保能够维持堆芯的冷却功能： 2