ICS27.120.10 F 63 备案号：46470-2014 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20285-2014 EJ/T320-1998 压水堆核电厂反应堆系统设计总要求 General requirements of reactor system design for pressurized water reactor nuclearpowerplants 2014-06-29发布 2014-11-01实施 国家能源局发布 NB/T20285—2014 前言 本标准按照GB/T1.1—2009给出的规则起草。 本标准代替EJ/T320--1998《压水堆核电厂反应堆总体设计准则》。与EJ/T320—1998相比主要技 术变化如下： 标准的名称修改为《压水堆核电厂反应堆系统设计总要求》； 修改了第2章“规范性引用文件”； 增加了第3章“反应堆系统范用”； 标准编排结构做了适应性修改：将“一般要求”改为“设计总则”（第5章）；增加“核设计” （第6章）、“辐射屏蔽设计”（第7章）、“热工水力设计”（第8章）等相关章；将原“接 口”放到了最后的第13章，并变更了相关内容。 本标准由能源行业核电标准化技术委员会提山。 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、上海核工程研究设计院、中广核工程有限公司。 本标准主要起草人：李燕、支欣、陈长、肖锋、刘余、张林、周毅、李高、杨戴博、周勤、林绍萱、 冉再小兵。 本标准代替了EJ/T320-—1998。EJ/T320—1998的历次版木发布情况为： 1988年首次发布； 1998年第一次修订。 I NB/T20285-2014 压水堆核电厂反应堆系统设计总要求 1范围 本标准规定了压水堆核电厂反应堆系统设计应满足的总要求。 本标准适用于压水堆核电厂反应堆系统的设计。 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。凡是注日期的引用文件，仪所注H期的版本适用于本文 件。凡是不注H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。 核反应堆保护系统安全准则 GB/T4083 GB 6249 核动力厂环境辐射防护规定 GB/T 7166 核动力堆堆芯或堆主包壳内温度测量特性和测试方法 GB/T 8995 核反应堆中子注量率测量堆芯仪表 GB 13284 核电厂安全系统准则 GB/T17569 压水堆核电厂物项分级 GB 18871 电离辐射防护与辐射源安全基本标准 NB/T20035 压水堆核电厂工况分类 压水堆核电厂反应堆系统设计堆芯 第1部分：核设计 NB/T20057.1 NB/T 20057.2 压水堆核电厂反应堆系统设计堆芯第2部分：热工水力设计准则 NB/T20057.3 压水堆核电厂反应堆系统设计堆芯第3部分：燃料组件 NB/T20057.4 压水堆核电厂反应堆系统设计堆芯第4部分：燃料相关组件 HAD002/01 核动力厂营运单位的应急准备和应急响应 HAD102/10 核电厂保护系统及有关设施 3反应堆系统范围 反应堆系统通常出反应堆压力容器及支承和保温层、燃料组件及其相关组件、堆内构件、控制棒驱 动机构、堆芯测系统、堆顶结构、堆外核仪表系统等组成。 4功能 4.1安全功能 4.1.1作为反应堆冷却剂压力边界的组成部分，应保证承压边界的完整性。 4.1.2作为防止放射性释放的屏障，在运行状态和大部分事故工况下，应能阻止堆芯和冷却剂中的放 射性物质向外释放，对于部分事故（如弹棒事故）发生后，应能尽可能减少堆芯和冷却剂中的放射性物 质向外释放。 4.1.3为反应堆冷却剂循环提供流道，以便在运行及事故工况下导出堆芯产生的热量。 1 NB/T 20285-2014 4.1.4为燃料组件提供支承和定位。 4.1.5控制堆芯反应性， 4.1.6提供事故后堆芯冷却裕度和堆芯温度监测等。 4.2其他功能 4.2.1 反应堆产生的热功率应满足核电厂电功率输出的要求，而不超过规定的核设计及热工水力设计 等限值。 4.2.2选取适当的燃料富集度和可燃毒物，以满足堆芯功率及其分布和堆芯燃料循环的要求。 4.2.3堆顶结构可为控制棒驱动机构的冷却提供流道，以防止在正常运行时控制棒驱动机构线圈组件 损坏。 4.2.4为控制棒驱动机构及其冷却系统、反应堆压力容器高位排气系统、堆芯测量系统、相关的电力 和测量电缆、用于操作、检查、维护等的I.作平台提供必要的支承、屏蔽和隔离等。 4.2.5通过反应堆压力容器高位排气系统，可以排出积聚在反应堆压力容器上封头内的气体。 4.2.6堆芯测量仪表应能连续测董堆芯出口冷却剂温度，连续或间断测量堆芯中子注量率。 5设计总则 5.1反应堆系统设计应满足NB/T20035中所列运行T.况及事故工况（I.况1至I况IV）相应的要求。 5.2反应堆系统设计能够满足反应堆正常启动、功率运行、停堆、维修及换料操作等的需要。提高核 电厂可利用率和经济性，并应采取预防措施防止误操作，保证反应堆安全。 5.3反应堆系统各设备应按照GB/T17569的规定，确定其安全等级、抗震类别、质保等级和规范等级， 并采用相应的设计规范进行设计，达到相应的质量要求。 5.4构成压力边界的各部件，应选择合适的材料，采用成熟的技术进行设计和制造，防止在各种I况 下产生破损或其它破坏，保持反应堆冷却剂压力边界的完整性。 5.5纽成堆芯的各部件应进行适当的布置，选用合理的换料方式，尽可能降低燃料循环成本，并保证 整个设计寿期内达到额定的热功率，同时具有足够的安全裕度和控制能力。 5.6反应堆系统设计，除满足本标准外，还应遵循反应堆的核设计、辐射屏蔽设计、热：I水力设计、 燃料组件及其相关组件设计、堆内构件设计、控制棒驱动机构设计、反应堆压力容器设计和测量仪表设 计等的设计准则。 6核设计 6.1燃料管理 应给山第一循环及后续循环（包括平衡循环）堆芯的合理设计，应包括燃料组件的装载、固体可燃 毒物布置、初始硼浓度、控制棒分组及布置、卸料燃耗、循环长度、燃料富集度及倒换料方式等。 6.2反应性控制 对反应性控制有下述要求： a）于段多样性：应能在各种正常运行I况下使用原理不同且独立的两种手段控制堆芯反应性，使 之从临界直到停堆。停堆时至少可使用一种手段能在假设单一故障下独立使反应堆从运行状态 和设计基准事故下迅速进入次临界，并以足够的深度和高的可靠性维持次临界状态。 2 NB/T202852014 b）停堆能力：堆芯的装载和反应性控制设计要确保当反应性价值最大的一束棒卡在堆芯外，反应 堆运行在任一功率水平时，应具备足够的停堆深度。 6.3反应性系数 在各种功率水平下运行时，慢化剂反应性温度系数应保持为负值或零，使堆芯反应性具有负的反馈 特性（零功率物理试验时例外）。 6.4功率分布控制和监测 6.4.1应通过堆芯功率能力分析确认堆芯功率分布满足相关安全准则要求。 6.4.2堆芯功率分布应具有内在的稳定性。 6.4.3应配备堆芯测量和监测系统，提供离线或在线的三维堆芯功率分布。 6.5其他要求 其他核设计应满足NB/T20057.1的相关要求。 7辐射屏蔽设计 7.1反应堆系统设计应保证反应堆系统运行和停堆期间该系统周围工作人员辐照剂基率低丁辐射分区 要求，并为设备维护利检修人员提供必要的屏蔽措施。应特别关注限制堆腔辐射蒲束，同时防止设备和 材料被过度活化而导致L作人员维护和检修时接受不必要的照射。 7.2反应堆系统设计应采取措施限制反应堆冷却剂系统放射性水平和反应堆厂房内气载放射性水平， 减少气载放射性流出物、液态放射性流出物的产生和排放，以保证核电厂实现放射性流出物总量和公众 所接受的有效剂革的控制。反应堆厂房内气载放射性水平应满足GB18871规定要求，放射性流出物总 量和公众所接受的有效剂量应满足GB6249规定要求。 7.3反应堆系统设计应采取措施限制降低反应堆事故发生后放射性后果，使公众和事故处理人员接受 的剂量分别满足GB6249利IHAD002/01规定的要求。 7.4反应堆系统设计应确保反应堆系统设备及材料所接受的中子注量、辐射剂量或辐射释热受到控制， 以保证所有设备和材料在反应堆正常运行期间，部分设备和材料在反应堆发生事故均不会失效。应特别 关注辐照环境对反应堆压力容器材料性能、反应堆周围生物屏蔽混凝士性能的影响。 7.5反应堆系统设计应确保堆外核仪表系统探测器处的中子注量率、辐射水平满足相关要求，确保 对反应堆反应性、功率水平及其变化进行有效监测。 8热工水力设计 8.1在1况「和1"况II"下，设计应保证堆芯燃料棒不产生传热破损，对可能出现的随机破损，亦应控 制在净化系统的能力范用之内。因此，设计应保证况I下的运行参数与它们的保护定值之间，留有足 够的安全裕量；在：I况I下，最多仅出现保护性停堆，而且在采取校正措施之后，能够较快地恢复运行。 8.2在：L况II下，堆芯燃料棒有可能出现少量破损，使反应堆不能较快恢复、其至长时间内不能恢复 运行。设计应保证反应堆能安全停堆和顺利排出堆芯余热。 8.3在.I.况IV下，堆芯可能有较多的燃料棒发生破损。设计应确保反应堆能安全停堆，并维持在次临 界状态；确保堆芯有可冷却儿何条件，并顺利排出堆芯余热。 8.4热.I.水力设计应满足NB/T20057.2的相关要求。 3 NB/T20285—2014 92 燃料组件及其相关组件设计 9.1 总的要求 燃料组件及其相关组件、反应堆控制系统、保护系统、应急堆芯冷却系统等一起应保证： a) 在工况I、工况II下，燃料组件在设计寿期内不发生预期的包壳破损：可能发生的少量包壳的 随