ICS 27.120.20 F. 65 备案号：46476-2014 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T202912014 非能动压水堆核电厂正常余热排出系统 设计准则 Design criteria for passive PWR NPP normal residual heat removal system 2014-06-29发布 2014-11-01实施 发布 国家能源局 NB/T 20291—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：上海核工程研究设计院。 本标准主要起草人：陈健华、苏夏、陈丽、曹耶南。 NB/T20291—2014 非能动压水堆核电厂正常余热排出系统 设计准则 1范围 本标准规定了非能动压水堆核电厂正常余热排出系统基本的设计要求，以确保系统能够安全、可靠 地执行其预定的功能。 本标准适用于非能动压水堆核电厂正常余热排出系统的设计。 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。凡是注期的引用文件，仪所注山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）物项分级 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 NB/T20268压水堆核电）安全阀和卸压阀管系设计准则 3系统功能 3.1 安全功能 本系统执行的安全功能应包括： a）系统与反应堆冷却剂系统直接相连，保持反应堆冷却剂系统压力边界的完整性： b）隔离贯穿安全壳的管道； 在设计基准事故72h后，如果安全壳出现设计基准泄漏，为安全壳内提供补水通道。 3.2其他功能 本系统执行的其他功能应包括： 在正常停堆期间，排出反应堆冷却剂系统的热量； b) 在专设安全设施成功缓解事故后，排出反应堆冷却剂系统的热量： c) 在事故工况下，向反应堆冷却剂系统注水冷却： 在换料、启堆和停堆期间，为反应堆冷却剂系统提供低温超压保护； (p e) 为化学和容积控制系统提供反应堆冷却剂净化的驱动力； f) 在需要时，为乏燃料池提供补充冷却； g) 在需要时，为安全壳内换料水箱提供冷却。 4系统范围 1 NB/T20291—2014 正常余热排出系统是指执行第3章所规定功能的相应设备，包括泵、热交换器、阀门、管道、测量 仪表和控制设备等。 5安全分级和抗震类别 5.1安全分级 本系统设备和部件的安全分级利抗震类别按照GB/T17569执行。 本系统安全分级划分如下： a）与反应堆冷却剂系统直接相连的设备和部件，划分为A级（相当于安全1级）；一-些疏水、 排气和试验管线，属于反应堆冷却剂压力边界但可从安全1级中排除，划分为B级（相当于 安全2级）： 安全壳贯穿件、相连的管道和隔离阀，划分为B级（相当于安全2级）： b) c) 除热交换器设备冷却水侧设备和部件为非安全级，其余设备和部件划分为C级（相当于安全3 级）。 5.2抗震类别 本系统抗震类别划分如下： a）A、B、C级的设备和部件为抗震I类； b）对于非安全级设备和部件，如果其结构失效或相互作用可能导致安全级构筑物、系统或部件恶 化到不可接受的安全水准，或者可能导致控制室人员遭受严重伤害，划分为抗震II类； c）其余设备和部件为非抗震类。 6性能准则 本系统的冷却能力，应能满足电厂正常停堆冷却速率和冷却时间的要求。 7设计准则 7.1核设计准则 本系统的设计应保证系统投入运行时不降低反应堆冷却剂的硼浓度。 7.2系统设计准则 7.2.1系统容量 本系统热负荷设计应保证在反应堆长期满功率运行后，能在规定的时间范围内将反应堆冷却剂系统 的温度降至所规定的换料温度，此时间范用不应限制换料进度。 在停堆冷却过程中，需要本系统排出的热量应包括： a) 堆芯衰变热： 反应堆冷却剂泵做功的热量； c) 反应堆冷却剂的显热： (P 反应堆冷却剂系统金属材料的显热，包括堆芯燃料组件、控制棒等的显热。 2 NB/T 20291--2014 泵或热交换器容量的设计应保证在泵或热交换器发生单一故障情况下，能在所规定的最大允许时间 范围内完成反应堆冷却剂系统的停堆冷却。 事故工况下，泵的运行流量不应影响非能动安全系统设备的性能，例如安全壳内换料水箱滤网、安 全壳再循环滤网。 7.2.2系统设计温度和设计压力 本系统安全光内的设备和部件，如果与反应堆冷却剂系统直接相连，设计温度和设计压力应同反应 堆冷却剂系统的设计温度和设计压力。 本系统贯穿安全壳的设备利部作，设计压力应同反应堆冷却剂系统的设计压力。 安全壳外，入口管安全壳隔离阀下游到出口管安全壳隔离阀上游之间的设备和部件，应能承受反应 堆冷却剂系统的运行压力，不可能破裂和整体失效。 7.2.3冷却速率 系统设计应保证冷却速率是可控的。 最大冷却速率不应超过反应堆压力容器、蒸汽发生器等反应堆冷却剂压力边界的部件可允许的冷却 速率限制。 冷却期问不应导致设备冷却水系统超出最高允许温度限制。 7.2.4系统的配置准则 系统设计宜考虑单一故障准则和独立性原则。 系统宜设置两个余热排出系列。 当系统的能动设备发生单一故障时，对于运行人员能在核电厂技术规格书规定的时间内排除的故 障，则在系统设计中可考虑运行人员采取补救操作。 7.2.5与反应堆冷却剂系统的接口的隔离要求 与反应堆冷却剂系统的接口的隔离应考虑单一故障准则。 为保证本系统入口侧与反应堆冷却剂系统之间的有效隔离，应采取下列措施： a)） 入口管至少设置两个审联的常闭动力操作阀； b) 入口隔离阀由安全级电源供电； ( 阀门动力源故障不造成阀门阀位的变化； d) 电厂正常运行时切断入口隔离阀的供电： e) 阀门的阀位在主控制室有指示； f) 入口隔离阀有独立的联锁，当反应堆冷却剂系统压力高时，阀门不能打开； 阀门的联锁信号由安全级控制系统提供； g) 在主控制室提供压力报警，以提醒运行人员，避免超过本系统的设计压力。 h) 为保证本系统出口侧与反应堆冷却剂系统之间的有效隔离，应采取下列措施： 提供-一个常闭动力操作阀和与其申联的一个或多个止回阀； 一该动力操作阀的阀位在主控制室有指示； 一出口隔离阀由安全级电源供电； 阀门的联锁信号由安全级控制系统提供。 本系统既与反应堆冷却剂系统直接相连，又与安全壳内换料水箱等低压设备相连，应设置联锁，避 免反应堆冷却剂系统高压时相关阀门误开，避免低压设备损坏。 3 NB/T20291--2014 7.2.6安全壳隔离阀 本系统贯穿安全壳的管道应设置安全壳隔离阀，其设计要求遵照EJ/T331。 7.2.7系统的超压保护要求 本系统卸压能力的确定应考虑到： a）本系统与反应堆冷却剂系统之间隔离阀的最大可能泄漏； b）本系统不与反应堆冷却剂系统隔离时，在异常运行工况下预期发生的最严重的压力瞬态，包括 反应堆冷却剂系统低温超压工况。 系统应设置排放管，收集卸压装置的排放物。 本系统卸压阀管系的设计应符合NB/T20268。 7.2.8泵的保护要求 应采取措施，防止泵汽蚀： a），系统设计应考虑有足够的有效净正吸入压头。在有效净正吸入压头和泵所要求的净正吸入压头 之间，应考虑足够的裕量。 b) 有效净正吸入压头的设计计算应考虑到泵以可能的最大流量从安全壳内换料水箱、乏燃料池、 装料池、安全壳地坑或反应堆冷却剂系统热段吸水。计算时应选取最低水位和最高可能温度。 c) 半管运行时，如果反应堆冷却剂系统水温接近饱和状态，本系统应能调节流量，维持足够的净 正吸入压头。 d）系统设计应避免半管运行时泵入口出现漩涡，避免空气夹带损坏泵。 为保证泵在出口管道的阀门被关闭或出口背压高于关闭压头下的运行，系统设计应为泵提供一条小 流量循环管道。该管道的设计应考虑到有足够的流量，防止因过热或振动而损坏泵。 系统设计应提供防止泵遭受热冲击损害的措施。 7.2.9热交换器的保护要求 系统设计应避免水锤对热交换器传热管的影响。 系统设计应提供防止热交换器遭受热冲击损害的措施。 7.2.10反应堆机组之间的共用 在两个或两个以上反应堆机组之间，不应共用本系统。 7.3机械设计准则 本系统的机械设备应按适用的设计规范设计，并满足规范要求。 本系统的设计应能在极限安全地震动及任一运行工况或事故工况时共同施加的载荷作用下，不应造 成设备和管道失效。在安全停堆时必须动作的能动部件不应失效。 本系统承压设备的材料应具有足够的断裂韧性，以防寿期内本系统在电厂各种运行方式、水压试验 和事故工况下发生脆性断裂。 本系统安全壳外的设备和部件，在意外承受反应堆冷却剂系统运行压力时，允许发生塑性变形，但 不能破裂。 结构材料应与在任何正常运行或事故工况下所处的水化学环境相适应。 7.4支承件和限位器设计准则 4 NB/T 20291-2014 本系统部件的支承件和限位器应设计成能承受相应于本系统设计所使用的载荷组合。 需要满足本标准要求的支承可以发生塑性变形，但应限制部件的相对移动，使其与这些部件的塑性 变形限值相致。 7.5电气设计准则 本系统的电气设计应满足有关的电气设计准则。 本系统为完成停堆冷却功能所必需的用电设备宜由两路不同的主交流电源和两路不同的厂内备用 电源供电。 电气设计宜为本系统提供两个不同的供电系列。每个余热排出系列的泵利阀门宜接受同一供电系列 的供电。 本系统入口管道同一系列的两个隔离阀应被连到不同的安全级供电系列上，以便在一个供电系列故 障时，每个余热排出系列的入口管道上至少有一个隔离阀能关闭。 7.6仪表控