ICS 27.120.10 F 69 备案号：38377—2013 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T 20187—2012 代替EJ/T325-1988 压水堆核电厂反应堆冷却剂系统设计准则 Design criteria for reactor coolant system in pressurized water reactor nuclear power plants 2012-10-19发布 2013-03-01实施 国家能源局 发布 NB/T20187—2012 目 次 II 前言 范围 1 规范性引用文件 2 术语和定义 3 2 4 系统功能 3 5 系统范围. 性能准则. 6 安全等级 3 7 抗震类别， 3 8 9 设计准则 NB/T 20187—2012 前 言 本标准按照GB/T1.1-2009给出的规则起草。 本标准代替EJ/T325-1988《压水堆核电厂反应堆冷却剂系统设计准则》，与EJ/T325-1988相比， 除编辑性修改外主要技术变化如下： HAF0201《用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级》；将EJ331《压 水堆核电厂安全壳隔离系统设计准则》改为EJ/T331-1992《失水事故后流体系统的安全壳隔 离装置》；将EJ335《压水堆核电厂假想管道破损事故防护准则》改为其EJ/T335-1998《轻 水堆核电厂假想管道破损事故防护准则》；将EJ312改为NB/T20035-2011《压水堆核电厂 运行及事故工况分类》；将EJ345《压水堆核电厂水化学技术条件》改为EJ/T345-2005《压 水堆核电厂水化学控制》；增加了GB/T17569一1998《压水堆核电厂物项分级》； 增加了第3章“术语和定义”； 修改了原标准对系统功能的描述，按基本功能和安全功能两方面分条进行展开； 根据RCC-P和HAD102/08(1989)对系统范围进行了重新定义： 删除原标准5.1“反应堆冷却剂系统的设计必须满足HAF02006.1的要求” 将安全分级文件HAF0201修改为HAD102/03，对设备和部件的安全等级进行了重新定义； 抗震I类要求的范围扩大到“设备和部件及其支撑”，抗震相关设计准则明确规定为HAD 102/02及RCC-P，并补充了详细分类； 删除原标准“8.1核设计准则”和“8.9安装准则”； 技术内容； 将原标准8.2.2中“以确保对放射性物质的控制”修改为9.1.4“以确保泄压装置的动作不得导 致核动力厂放射性物质的不可接受的释放”； 将原标准8.2.3“必须能够探测和测量来自反应堆冷却剂系统的设备的反应堆冷却剂泄漏”， 修改为9.1.5“应能够迅速探测和测量来自反应堆冷却剂系统边界的反应堆冷却剂泄漏，并设 置收集这种预计泄漏的系统。”； 将原标准8.2.4中“有关规定”修改改为9.1.9“适用的法规、标准、规范”； -对原标准的8.2.10中关于反应堆冷却剂系统可能释放放射性物质的处理措施进行了的重新定 义（9.1.15）； 修改了原标准8.3.5中关于建造材料的要求，并详细列出（9.2.5）； 一修改了原标准8.3.6中反应堆冷却剂系统边界范围内的部件的设计要求（9.2.6）； -将原标准8.4“电器设计准则”中“仪表和控制设备”修改为9.3“与安全相关的仪表和控制设 备”； 却剂系统及其压力边界的压力”； 一反应堆冷却剂系统的设计和布置所应满足的相关要求明确规定为HAD103/07（9.6.2）； II NB/T20187—2012 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：中国核动力研究设计院。 本标准主要起草人：唐辉、任云、段永强。 EJ/T325于1988年首次发布。 III NB/T 20187—2012 压水堆核电厂反应堆冷却剂系统设计准则 1范围 本标准规定了压水堆核电厂反应堆冷却剂系统的基本设计要求，以确保该系统能够安全可靠地执行 其预定的功能。 本标准适用于压水堆核电厂反应堆冷却剂系统的设计，它未包括该系统的运行、维修和试验等方面 的要求，除非它们与系统设计直接有关。 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。 GB6249核电厂环境辐射防护规定 EJ/T331失水事故后流体系统的安全壳隔离装置 EJ/T335轻水堆核电厂假想管道破损事故防护准则 EJ336压水堆核电厂供汽系统布置准则 EJ/T345压水堆核电厂水化学控制 NB/T20035-2011压水堆核电厂工况分类 HAD102/02 核电厂的抗震设计与鉴定 HAD 102/03 用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级 HAD 102/08 核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统 HAD103/07 核电厂在役检查 3术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3. 1 反应性控制 reactivitycontrol 为控制反应堆剩余反应性以满足长期运行的需要、在整个寿期内保持较平坦的功率分布、自动调节 反应堆功率以适应负荷的变化、以及在事故工况下能迅速安全停堆并保持适当的停堆深度而选取的合适 方法。 3. 2 反应堆冷却剂系统压力控制reactorcoolantsystempressurecontro! 为保持反应堆冷却剂系统的压力在规定的限值内，以防止发生不利于传热的偏离泡核沸腾(DNB)而 采取的稳压器控制手段。 1 NB/T 20187-2012 3. 3 正常运行normaloperation 核电厂在规定的运行限值和条件范围内的运行 3. 4 自然循环naturalcirculation 由于反应堆冷却剂系统中的冷却剂在冷源与热源段的密度差而在系统回路中产生的循环流动。 3. 5 事故工况 accidentconditions 比预计运行事件更严重的工况，包括设计基准事故和严重事故。 3. 6 设计基准事故designbasedaccident 核动力厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况，并且该事故中燃料的损坏 和放射性物质的释放保持在管理限值以内。 3. 7 预计运行事件anticipated operationa!occurrence 在核电厂运行寿期内发生一次或多次的偏离正常运行的各种运行过程。由于在设计中已采取相应措 施，这类事件不至于引起安全重要物项的严重损坏，也不至于导致事故工况。 3. 8 安全系统safetysystem 安全上重要的系统，用于保证反应堆安全停堆、从堆芯排出余热或限制预计运行事件和设计基准事 故的后果。 3. 9 应急电源emergencypowersupply 在优先电源不能优先提供电力时，向安全系统和其他指定的安全重要物项提供可靠电力的厂内自备 电源。 4系统功能 反应堆冷却剂系统既执行核安全功能，又执行非核安全功能。反应堆冷却剂系统主要的核安全功能 是：作为一道屏障，防止反应堆冷却剂和放射性物质不可控地释放到安全壳，在任何工况下为确保堆芯 冷却提供条件。 反应堆冷却剂系统主要的非核安全功能是：在正常运行期间将热量从反应堆堆芯传送到二回路系 统。 2