ICS 点击此处添加中国标准文献分类号 NB 中华人民共和国能源 行业标准 NB/T XXXXX—XXXX 压水堆核电厂非能动安全壳热量导出系统 设计准则 Design criteria for passive containment heat removal system of pressurized water reactor nuclear power plants 点击此处添加与国际标准一致性程度的标识 （报批稿） （本稿完成日期：201 9/9/15） XXXX - XX - XX发布 XXXX - XX - XX实施 国家能源局 发布 NB/T XXXXX —XXXX I 目 次 前言 ................................................................................ II 1 范围 .............................................................................. 1 2 规范性引用文件 .................................................................... 1 3 术语和定义 ........................................................................ 1 4 系统范围 .......................................................................... 1 5 系统功能 .......................................................................... 2 6 系统性能准则 ...................................................................... 2 7 系统设计要求 ...................................................................... 3 8 试验和维修要求 .................................................................... 5 附录A（资料性附录） 安全壳热量导出系统示意图 ........................................ 6 NB/T XXXXX —XXXX II 前 言 本标准按照 GB/T 1.1 -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 、中广核工程有限公司、 华龙国际核电技术有限公司。 本标准主要起草人： 李伟、袁霞、胡宗文、 于勇、赵侠、范黎、李丽娟、王佳卓、李京彦、宋代勇 、 张国强、李军、赵光辉 、周绍飞、吴小天、胡剑 。 NB/T XXXXX —XXXX 1 压水堆核电厂非能动安全壳热量导出系统设计准则 1 范围 本标准规定了压水堆核电厂的开式/ 闭式非能动安全壳热量导出系统设计的基本要求。 本标准适用于压水堆核电厂中开式 /闭式非能动安全壳热量导出系统的设计，它不包括对非能动安 全壳热量导出系统设备的详细设计要求。 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。 NB/T 20406 -2017RK 《压水堆核电厂流体系统的安全壳隔离装置》 3 术语和定义 3.1 全厂断电 station blackout 核电厂同时丧失厂内、外全部交流电源。 3.2 自然循环 natural circulation 利用冷热流 体之间的温差 、密度差、重力差作 为驱动力推动流体流动的循环。 4 系统范围 非能动安全壳热量导出系统是在 设计扩展工况 保证安全壳完整性的重要措施， 执行事故后安全壳长 期排热功能并把安全壳内热量传递到最终热阱 —大气， 本系统利用非能动机理 （自 然循环和对流、 冷凝、 热传导和重力等）执行其功能。 非能动安全壳热量导出系统可采用开式或闭式两种形式， 示意图见附录A。 非能动安全壳热量导出系统是指执行本标准第5章所规定功能的设备（包括容器、阀门、仪表和控 制设备等）、管道及其支承件等。 非能动安全壳热量导出系统设置 若干个相互独立的系列。系统主要包括 以下设备： ——换热器，布置在安全壳内，通过水蒸汽在换热器上的冷凝换热、混合气体与换热器之间的对流 和辐射换热实现安全壳的冷却； ——安全壳隔离阀，保证安全壳隔离功能，并实现 非能动安全壳热量导出系统的启停； ——换热水箱，高位布 置，容纳系统冷源，利用换热水箱与换热器内水 的温度差导致的密度差实现 流体循环并吸收安全壳内的热量； NB/T XXXXX —XXXX 2 ——蒸汽排放装置，系统备用状态下防止灰尘等杂质进入换热水箱，保持换热水箱水质。事故后系 统运行状态下，使得换热水箱与外界大气联通，起到事故后排汽、导热的功能； ——汽水分离器，用于开式系统，实现汽- 水分离，减小由于大 汽泡的破碎和湮灭导致的管路系统 振动； ——冷凝器，用于闭式系统，利用与换热水箱内水的温差、将来自换热器水 /汽水混合物的热量传 递给换热水箱中的水； ——集气器，用于闭式系统，收集系统内的不凝结气体； ——真空泵，用于闭式系统，维持系统备用状态下的真空度。 5 系统功能 5.1 事故后安全壳冷却 非能动安全壳热量导出系统用于 在设计扩展 工况下安全壳的长期排热 。在核电厂发生事故（包括严 重事故）时， 限制和降低安全壳压力和温度， 防止其压力、温度超过规定限值， 保持安全壳完整性 ，限 制事故后放射性物质向外部环境的释放。 5.2 安全壳完整性 本系统安全壳内换热器、安全壳外隔离阀和两者之间的管道为核电厂 最后一道密封屏障的组成部 分。 5.3 换热水箱水质保持 换热水箱与大气连通处应 配备密封措施，防止换热水箱水质被 大气环境污染。 应具有防止换热水箱 微生物滋生和水质恶化的措施。 根据厂址的情况， 应采取防止系 统备用状态下换热水箱中冷却工质冬季 结冰的措施。 6 系统性能 准则 6.1 总要求 核电厂正常运行期 间，非能动安全壳热量导出 系统处于备用状态。 设计扩展工况下， 非能动安全壳热量导出 系统： ——将安全壳温度和 压力降低 并维持在可以接受的限值内。 ——换热水箱作为安全壳热量导出的热阱，其水装量应能 保证事故后至少 72小时内的冷却要求。 ——在换热器或 换热器与安全壳隔离阀之间的管道出现破口时， 应及时关闭隔离阀， 防止放射性物 质外泄，确保核电厂最后一道密封屏障的完整性。 ——安全壳外的隔离阀应尽可 能地靠近安全壳。 ——应在系统设计过程中对系统的性能进行充分验证。 6.2 系统阻力特性 设计的非能动安全壳热量导出系统，应使其阻力尽量小，以 保证系统具有 足够的自然循环 驱动力。 6.3 系统导热能力 NB/T XXXXX —XXXX 3 事故后至少 72小时内，采用非能动安全壳热量导出系统导出安全壳热量，系统的热量导出能力应保 证保持安全壳完整性，使其压力、温度不超过规定限值。 6.4 冷却水温度 冷却水温度的上限值和下限值应考虑厂址 极端环境温度。 换热计算时选用的冷却水温度应考虑 厂址极端高温条件，并应具有一定的裕量。 如果最低厂 址环境温度低于冰点，应采取措施，使冷却水 和系统管道 不结冰。 6.5 系统启动 核电厂正常运行时，系统不投运。 事故情况下，系统管道上的安全壳隔离阀开启，系统即可投运。 安全壳隔离阀应设计成可由自动和手动触发开启。 7 系统设计要求 7.1 安全分级和抗震类别 非能动安全壳热量导出系统的设计可用于应对设计扩展工况，系统设备的安全分级应满足对应的功 能要求。非能动安全壳热量导出系统及设备的分级应按照核安全法规HAF102 及其导则的有关规定执行。 针对设计扩展工况，执行安全壳隔离功能的设备与管道属于安全功能1 级和屏障等级 2级，抗震类别 为1类。确保安全壳排热的其他部分 为安全功能3级或非安全级，抗震类别为 1类。 7.2 内外部危险 本系统设计应考虑如火灾、爆炸、内部水淹、内部飞射物、管道甩动及喷射流冲击等HAD102/04 要 求的内部危险的影响。 本系统设计应考虑如地震、洪水、狂 风、龙卷风、海啸(潮汐波 )和极端气象条件等外部危险的影响。 7.3 供电 非能动安全壳热量导出系统的安全壳隔离阀如采用电动隔离阀， 执行机构 应由安全级直流蓄电池供 电，满足 72小时供电要求。系统 中如有其它常关的安全级电动 隔离阀，执行机构由直流蓄电池供电，满 足72小时供电要求。 7.4 安全壳隔离 本系统在安全壳内的设备和管道以及贯穿安全壳直至安全壳外隔离