ICS 27.120.10 F 65 备案号：38362—2013 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T 20177—2012 压水堆核电厂设备冷却水系统设计准则 Design criteria for component cooling water system of pressurized water reactor nuclear power plants 2012-10-19发布 2013-03-01实施 发布 国家能源局 NB/T 20177—2012 目 次 前言 II 范围 1 规范性引用文件 3系统功能 1 4系统范围 安全分级 2 5 系统性能准则 2 6 7 设计要求 5 NB/T 20177--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：张国强，李伟，袁霞。 II NB/T20177—2012 压水堆核电厂设备冷却水系统设计准则 1范围 本标准规定了压水堆核电厂与安全有关的设备冷却水系统设计的基本要求，以确保设备冷却水系统 能够安全、可靠地执行其预定的功能。 本标准适用于能动型压水堆核电厂设备冷却水系统的设计，它不包括对设备冷却水系统设备的设计 要求，亦不包括设备冷却水系统的运行、维修和试验要求，除非它与系统设计直接有关。对于非能动压 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/T4083核反应堆保护系统安全准则 GB/T 12727 核电厂安全系统电气设备质量鉴定 GB/T13286 核电厂安全级电气设备和电路独立性准则 GB/T 13625 核电厂安全系统电气设备抗震鉴定 GB/T17569 压水堆核电厂物项分级 NB/T 20035 压水堆核电厂工况分类 核电厂能动机械设备鉴定 NB/T20036 HAF 102-2004 核动力厂设计安全规定 HAD 102/01 核电厂设计总的安全准则 HAD102/06 核电厂反应堆安全壳系统的设计 HAD102/10 核电厂保护系统及有关设施 HAD102/14核电厂安全有关仪表和控制系统 3系统功能 设备冷却水系统的安全功能是在为了执行安全功能而应排出热量的各种运行工况下，从与安全有关 的设备中排出热量，并通过重要厂用水系统传输到最终热阱；同时对放射性弥散逸出或化学污染物进入 冷却剂起屏障作用。 设备冷却水系统也可执行非安全功能，以便在任一正常运行或预计运行事件期间，从核岛设备中排 出热量。 4系统范围 设备冷却水系统由把核岛设备的热负荷输送到重要厂用水系统所必需的泵、阀、热交换器和管道等 设备组成。 1 NB/T 20177—2012 5安全分级 设备冷却水系统的设备的安全分级应按照GB/T17569有关规定执行。设备冷却水系统执行第3章中 安全功能的设备属于安全3级，但安全壳隔离阀以及它们之间的管道部分为安全2级，系统其余的设备属 于非安全级。 6系统性能准则 6.1设计容量 6.1.1设备冷却水系统的设计容量应满足在任何正常运行、预计运行事件或设计基准事故工况下产生 的总热负荷要求，并在任一工况下具有排出下列热负荷的能力： a）堆芯衰变热（来自放射性衰变和停堆后裂变）； b）乏燃料衰变热； 在正常运行及设计基准事故工况下，由于部分能量（即显热、冷却剂贮存的内能、金属一水反 应的热量、蒸汽发生器贮热、泵的热量和运行设备的机械能等）释放到反应堆安全壳内所造成 的热负荷； d) 被冷却设备产生的热负荷（这些热负荷随运行工况或运行方式和被使用的设备而变化）； e）其他放热反应产生的热负荷（例如氢气复合器运行）。 6.1.2多堆核电厂共用的设备冷却水系统的最低容量，应符合一个堆在设计基准事件下以最大速率排 出热量与另一个或几个堆用正常或特殊操作程序从最大功率实行停堆和冷却时以最大速率排出热量的 总热负荷。这种共用的系统应遵守HAF102-2004中5.8.1的要求。 6.1.3应提供足够的排热能力，以便在任何运行工况下，不超过与安全有关的被冷却系统或设备冷却 水系统的最高许可温度，以保证设备冷却水不沸腾，始终保持液体流动状态。 6.1.4设备冷却水系统从被冷却系统排出热量的速率应符合被冷却系统排出热负荷和冷却速率的要 求。 6.2灾害防护 6.2.1设备冷却水系统应设计成能经受设计基准自然事件（包括安全停堆地震载荷）的环境影响，而 不丧失专设安全设施、保持冷停堆和燃料水池冷却对设备冷却水系统所要求的功能。设备冷却水系统也 应设计成经受厂址设计所确定的自然事件引起的飞射物的影响而不丧失其功能。 6.2.2内部灾害 设备冷却水系统应采取措施防止火灾、内部水淹、飞射物、管道破裂等内部灾害及其造成的影响。 6.3系统防护 6.3.1为防止设备冷却水系统和设备冷却水系统以外的设备的故障影响系统执行安全功能，设备冷却 水系统应满足单一故障准则，其设备和部件应有适当的多重性，以保证在假定发生单一故障时，不论使 用厂内电力系统（假定厂外电源失效）或使用厂外电力系统（假定厂内电源失效）时，设备冷却水系统 仍能执行其安全功能。 2 NB/T20177-—2012 对于多堆共用设备冷却水系统的核电厂，一个反应堆机组的系统的单一故障不应损害设备冷却水系 统在其他反应堆机组执行安全功能。 6.3.2设备冷却水系统设置的反应堆安全壳隔离阀和系统隔离阀，应根据适当的信号自动关闭和开启， 这个动作应保证设备冷却水系统执行其安全功能，并应依据HAD102/06的要求进行设计。 6.3.3对于某些堆型的设计，根据设备特殊性的要求，允许反应堆冷却剂泵轴封的设备冷却水由主控 室操纵员通过远控方式手动隔离。 如果设备冷却水系统的多重系列相互连接起来，则在连接管上应设置两台串联的安全3级和抗震I 类的隔离阀。 当设备冷却水系统向非安全级的管系供给冷却水时，如果它们的故障可能损害设备冷却水系统执行 安全功能，则在安全3级管系与非安全级管系之间至少设置两台串联的安全3级、抗震I类的自动隔离阀。 6.3.4对于确保设备冷却水系统每个系列安全运行所必需的能动机械设备，应符合NB/T20036的要求。 6.4供电 设备冷却水系统应能使用厂外电源或独立的应急电源来执行其安全功能。供电设计应符合核电厂安 全级供电系统准则以及单一故障准则应用于核电厂安全级供电系统的要求（见GB/T13286）。 6.5仪控要求 6.5.1在设计基准事故发生后，要自动驱动的设备冷却水系统所有设备，应由符合HAD102/10，GB/T 4083和用于核电厂安全级电气系统要求的系统来驱动。当厂外电源丧失时，需要驱动的设备冷却水系 统所有设备，亦应由符合HAD102/10，GB/T4083要求的系统来自动驱动。 6.5.2控制室应有系统性能显示，泵和阀门的状态显示；必要的系统性能报警；以及为在控制室内使 设备冷却水系统投入运行所需要的手动操作手段。在控制室外的远程停堆站安装必要的显示和手动控 制，以便操作设备冷却水系统，维持安全停堆状态。 6.5.3对于设备冷却水系统每个系列重要的仪表，应进行实体隔离和电气隔离，并应符合HAD102/10、 HAD102/14、GB/T5963的要求。 对于确保设备冷却水系统每个系列安全运行所必需的重要仪表，应符合GB/T12727、GB/T13625 6.6系统压力设计和超压保护 6.6.1系统应设计成在可适用的规范限值内，承受所有稳态和瞬态工况下最高的系统温度和压力。设 计应满足HAD102/01的要求。 6.6.2卸压装置应具有足够的卸压能力，以保护系统不使所连设备损坏，包括防止用户热交换器单根 管子破裂所造成的系统超压。当被隔离的设备由于热效应可能面临升压时，需要启用超压保护。 6.6.3卸压装置应支承，以保证在卸压期间所产生的各种力不导致卸压装置的损坏或者与其有关的其 他安全系统的损坏。 6.6.4卸压装置的排放应引到安全地点，以保护人员和其他与安全有关的设备。 6.7阀门和驱动装置设计 3