ICS27.120.20 F65 NB 备案号：46461-2014 中华人民共和国能源行业标准 NB/T 20276—2014 非能动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 passive pressurized water reactor nuclear power plants 2014-11-01实施 2014-06-29发布 发布 国家能源局 NB/T 20276—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：姚鸿帅、丁亮、刘江、李军。 NB/T 20276—-2014 非能动压水堆核电厂设备冷却水系统设计准则 1范围 本标准规定了非能动压水堆核电厂设备冷却水系统的主要功能、系统设计准则和要求等，以确保该 系统能够安全可靠地执行其预定的功能。 本标准适用于非能动压水堆核电厂设备冷却水系统的设计，不包括对该系统设备的具体设计要求， 亦不包括该系统的运行、维护和试验要求，除非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H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/T13286 核电厂安全级电气设备和电路独立性准则 GB/T17569 压水堆核电厂物项分级 EJ/T331－1992失水事故后流体系统的安全壳隔离装置 3术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3. 1 最高正常厂用水温度maximumnormalservicewatertemperature 在单独的一年中，高出该温度值的时间不超过30h所对应的厂用水温度，该温度等同于厂址单季度 1%超出概率的厂用水温度值。 3. 2 最高安全厂用水温度maximumsafetyservicewatcrtemperature 最高预期厂用水温度，包括持续时间不超过2h的温度峰值，该温度等同于厂址0%超出概率的厂用 水温度值。 4系统功能 4.1安全功能 除安全壳隔离功能以外，设备冷却水系统无其他安全功能。 4.2其他功能 除上述安全功能外，设备冷却水系统的功能还包括： a）正常冷却一一为了防止非能动余热排出系统的启动，在反应堆停堆第二阶段，向正常余热排出 系统的热交换器和泵提供冷却。 b）换料期间热量排出一 一在换料期间，为正常余热排出系统的热交换器和泵提供冷却。 NB/T20276—2014 c） 补水泵保护一向化学和容积控制系统补水泵的小流量热交换器提供冷却。该功能保证了化学 和容积控制系统补水泵的正常运行。在反应堆冷却剂系统的泄漏量小于化学和容积控制系统的 补给能力的情况下，补水泵的运行可以避免非能动安全系统不必要的启动。 P 乏燃料池冷却一一为防止乏燃料水池中水升温和沸腾，设备冷却水系统向乏燃料水池冷却系统 的热交换器提供冷却，移出乏燃料水池中的衰变热。 e) 冷却核电厂正常运行所必需的核岛各种设备。 f) 在放射性流体和环境之间提供屏障作用。 g) 作为防止厂用水向安全壳及反应堆系统泄漏的屏障。 h) 在非能动堆芯冷却系统缓解事故后，为正常余热排出系统将热量从堆芯排出提供冷却水。 5系统范围 设备冷却水系统将核岛各系统指定的热交换器和其他换热设备需要导出的热量，经设备冷却水系统 热交换器传递到厂用水系统，并最终排到环境中去。设备冷却水系统由波动箱、泵、阀、热交换器、管 道和仪表等设备组成。 6i 设计准则 6.1安全相关设计准则 安全壳隔离功能为设备冷却水系统的安全相关功能，在设备冷却水系统进入安全壳的供水管线和穿 出安全壳的返回管线上，安全壳内贯穿件隔离阀的设置应符合EJ/T331一1992的要求。 6.2非安全相关纵深防御准则 6.2.1在电厂停堆冷却的第二阶段，设备冷却水系统支持正常余热排出系统将堆芯和反应堆冷却剂系 统的剩余衰变热和显热排出，按照换料停堆计划的冷却时间要求，将反应堆冷却剂系统温度降低到换料 的目标温度。设备冷却水系统还应遵循如下准则： a）设备冷却水供水满足正常余热排出系统设计要求； b）设备冷却水系统不允许出现闪蒸； c）单台泵和热交换器的故障不会使设备冷却水系统丧失其冷却能力。 6.2.2在换料期间，设备冷却水系统应具有足够的冷却能力将反应堆冷却剂温度控制在换料目标温度 以下。 6.2.3设备冷却水系统支持乏燃料池冷却系统热交换器将乏燃料池中的乏燃料衰变热导出，保证在正 常换料以及紧急全堆芯卸料期间，乏燃料池水温均不超过限值。 6.2.4支持化学和容积控制系统补水泵的正常运行。 7设计要求 对于非能动压水堆核电厂，设备冷却水系统作为非安全相关系统，相对于能动压水堆核电厂应在系 统设计、运行和维修方面进行简化。 出于增加投资保护和事故缓解的目的，非能动压水堆核电厂设备冷却水系统应设计为具有高可靠性 的非安全相关纵深防御功能的系统，在电厂发生部分预期瞬态之后，具有一定的能力避免非能动安全系 统不必要的启动，并在事故后期具有一定的事故缓解能力。 2 NB/T 20276—2014 设备冷却水系统的设计应支持核电厂总的设计日标，限制对电厂工作人员的辐照剂量，提高电厂的 可用性。 7.1设计容量 7.1.1本系统设计容量应满足系统设计工况下总的热负荷要求。 负荷要求。 7.1.3在电厂正常运行期间，基于最高安全厂用水温度设定合理的设备冷却水系统的供水温度，以满 足被冷却用户的冷却水温度要求及排热能力要求：在电厂冷却第二阶段，基于最高正常厂用水温度的设 备冷却水的供水温度满足正常余热排出系统的设计要求。 7.1.4根据用户设备的要求限定设备冷却水系统的最低供水温度，防止对用户设备的过度冷却。 7.1.5系统应具备足够大的波动容量，小规模内漏或外漏发生时在30min内无需采取任何操作措施。 当波动箱出现水位过低时可进行自动补水。 7.2安全分级 设备冷却水系统为非安全相关系统，其中主要设备与部件为D级（相当于非安全级中的特殊物项）。 安全壳贯穿件、隔离阀及其之间的管道为B级（相当于安全2级）。设备冷却水系统设备分级应满足GB/T 17569的要求。 7.3泵设计准则 7.3.1设备冷却水泵应提供足够的流量和扬程，以满足设备冷却水系统的所有要求，包括最小安全流 量等要求。 7.3.2系统设计需为设备冷却水泵在电厂所有设计工况下提供足够的净正吸入压头，系统设置必要的 监测和联锁控制，为设备冷却水泵提供足够的保护。 7.4热交换器设计准则 7.4.1热交换器的设计应在最大和最小热负荷时考最高和最低的设备冷却水供水温度，并且满足系 统任一工况下的温度要求。 7.4.2热交换器的设计应考虑适当的裕量，以便在结垢或堵管造成性能降低的情况下仍能满足传热性 能要求。 7.4.3热交换器的设计应便丁清洗、维修和泄漏监测。 7.5阀门设计准则 7.5.1 阀门应设计成能承受系统的最高压力而不丧失完整性和可操作性。 7.5.2隔离阀两侧都能分别承受水压试验压力。 7.5.3动力操作阀应设计成能承受它们的传动装置可能施加的最大载荷。 7.6放射性监测 为了防止由于含放射性流体的用户侧发生泄漏而导致的放射性释放，设备冷却水系统应具备有效的 监测手段，在发生泄漏时将白动报警。 7.7防腐蚀 设备冷却水系统应添加缓蚀剂以控制材料腐蚀。 3 NB/T20276—2014 7.8系统设计压力和超压保护 7.8.1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温度和压力。 7.8.2设置的卸压装置应具有足够的卸压能力，以防止系统超压，包括因用户热交换器单根传热管破 裂所导致的系统超压。此外还应考虑被隔离设备的热胀超压保护。 7.8.3卸压装置的排放应引到安全地点，以保护人员和其他设备。 7.9排气 系统应设置高点排气以消除任何气室，避免对设备尤其是泵产生的损害。 7.10波动箱 7.10.1波动箱应设计成具备充水和排气功能、补水能力以及化学添加能力。 7.10.2波动箱应布置在合适的高度以保证系统在任何工况下保持管路充满水且能为泵提供足够的净 正吸入压头。 7.10.3波动箱的尺寸应满足系统容量的变化，应确保在发生泄漏时操作员有足够的时间采取措施应 对。波动箱尺寸还应考虑温度变化引起的系统容量的波动而不要求额外的补水。 7.10.4波动箱应配备监测液位的仪表，而且能在主控室显示和报警。 7.11供电要求 两台设备冷却水泵由两路主交流电源分别独立供电，丧失厂外电后，设备冷却水系统应能够使用备 用电源或其他应急电源来执行其电厂冷却功能。安全壳隔离阀的供电设计应符合GB/T13286的要求。 7.12仪控要求 7.12.1设备冷却水系统应在主控室设置必要的参数显示、设备状态显示和系统报警；在控制室设置必 要的操作和控制手段。在主控室外的远程停堆站设置必要的显示和手动控制，以便对设备冷却水系统进 行必要的操作。 7.12.2对于系统和电厂运行重要的监测数据，需要提供事故后监测功能的相关显示，以满足电厂保护 的要求，包括： a）热交换器出口母管温度； b）设备冷却水泵吸入母管温度： c）设备冷却水泵出口流量： d）设备冷却水波动箱液位。 7.13事故后运行要求 7.13.1在事故后的冷却及恢复阶段，设备冷却水系统支持正常余热排山系统运行。 7.13.2在丧失厂外电后，设备冷却水泵可由备用柴汕发电机自动加载供电，以继续提供