ICS 27.120.20 F 69 备案号：36019—2012 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T200942012 代替EJ/T358-1989 压水堆核电厂安全壳通风系统 Containment ventilation system of pressurized water reactor nuclear power plant 2012 - 01- 06 发布 2012-04-06实施 发布 国家能源局 NB/T 20094--2012 目 次 前言 范围 2 规范性引用文件 3 术语和定义 4 缩略语 3 5 安全壳空气冷却系统 安全壳清洗通风系统 7 控制棒驱动机构冷却系统 12 8 堆腔冷却系统 13 安全壳空气净化系统 16 10 安全壳供暖系统 17 11 系统和设备维护 19 12 材料 19 参考文献 20 NB/T20094—2012 前言 本标准按照GB/T1.1-2009给出的规则起草。 本标准代替EJ385-1989《三十万千瓦压水堆核电厂安全壳通风系统》，与EJ385-1989相比，除了 编辑性修改外主要技术变化如下： 修改了标准的名称； 修改了范围的内容； 修改了规范性引用文件的内容； 增补了术语与定义、缩略语、系统和设备维护、系统布置要求、参考文献； 删除了系统组成和工况分类、安全壳设备冷却系统、安全壳氢气混合系统； 修改了安全壳通风系统和设备试验要求； 修改了安全壳通风系统的安全分级； 增加了电加热器、碘吸附器的仪表与控制要求： 删除了采用行政管理措施降低个人受照剂量的要求； 增加了安全壳供暖系统、安全壳空气净化系统、堆腔冷却系统主要设备性能确定原则； 修改了安全壳空气冷却系统功能与安全壳喷淋系统和非能动安全壳冷却系统功能的关系； 修改了安全壳空气冷却系统功能与安全壳通风系统功能的关系； 修改了增大安全壳空气冷却系统的安全壳排热能力的途径； 修改了安全壳清洗通风系统功能和系统组成； 增加了安全壳清洗通风系统用作安全壳净化系统的系统配置方式： 修改了确定安全壳清洗用大风量系统设计换气次数的要求； 删除了安全壳清洗通风系统空气净化装置的组成部分并增加了过滤器和吸附器的性能要求； 修改了确定璀坑混凝土温度设计限值的要求； 增加了安全壳供暖系统的配置形式、热源选择原则、控制开关设置要求。 本标准的修订以多年的设计经验总结为基础，参考了ANSI/ANS-56.6-1986《pressurizedwater reactor containmentventilation system》 本标准由能源行业核电标准化技术委员可能提出。 本标准由核工业标准化研究所归口。 本标准起草单位：中广核工程有限公司、深圳中广核工程设计有限公司。 本标准主要起草人：王军民、张峰、李新志、彭永森、陈京龙。 EJ385于1989年3月首次发布。 II NB/T200942012 压水堆核电厂安全壳通风系统 1范围 本标准规定了压水堆核电厂安全壳通风系统及设备的设计准则和基本要求，以及实体布置设计要 求。 本标准适用于压水堆核电厂为一次安全壳结构内服务的、由设备、风管及控制装置组成的、依赖能 动部件实现用于排热、供暖、空气净化及全面通风的通风系统。 本标准不适用于安全壳环形空间通风系统、安全壳过滤排放系统、安全壳氢气控制系统、安全壳内 换料通道吹吸通风系统、不采用空气冷却的控制棒驱动机构冷却系统、冰冷凝器隔间环境控制系统。 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 GB/T12727 核电厂安全系统电气设备质量鉴定 GB/T12788 ：核电厂安全级电力系统准则 GB/T13284.1 核电厂安全系统第1部分：设计准则 GB/T13286 核电厂安全级电气设备和电路独立性准则 GB/T13625 核电厂安全系统电气设备抗震鉴定 CB/T13626 单一故障准则应用于核电厂安全系统 GB/T17569 压水堆核电厂物项分级 GB/T 17939 核级高效空气过滤器 GB/T22158 核电厂防火设计规范 EJ/T 317 压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则 EJ/T331 失水事故后流体系统的安全壳隔离装置 EJ/T 415 三十万千瓦压水堆核电厂专设安全设施空气净化装置设计规定 EJ/T 570 压水堆安全重要流体系统单一故障准则 EJ/T 722 核电站生产厂房噪声控制标准 EJ/T 1082 核电厂防火准则 EJ/T1144 混凝士辐射屏蔽 NB/T 20012 压水堆核电厂核安全有关的混凝土结构设计要求 NB/T20018 核电厂安全壳密封性试验 NB/T20039.3 核空气和气体处理规范 通风、空调与空气净化第3部分：风管 NB/T 20039.11 核空气和气体处理规范 通风、空调与空气净化第11部分：碘吸附器（I型） NB/T20039.12 核空气和气体处理规范 通风、空调与空气净化第12部分：碘吸附器（II型） NB/T20039.13 核空气和气体处理规范 通风、空调与空气净化第13部分：碘吸附器（III型） HAD102/02 核电厂的抗震设计与鉴定 1 NB/T20094—2012 HAD102/06核电厂反应堆安全壳系统的设计 3术语和定义 下列术语和定义适用本文件。 3. 1 预计运行事件anticipatedoperationaloccurrences（Ao0) 在核动力厂运行寿期内预计至少发生一次的偏离正常运行的各种运行过程：由于设计中已采取相应 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. 2 设计基准事故designbasisaccidents(DBA) 核动力厂按确定的设计准则进行设计，并在设计中采取了针对性措施的那些事故工况，且确保燃料 的损坏和放射性物质的释放不超过事故控制值。 3. 3 正常运行 normaloperation 核动力厂在规定的运行限值和条件范围内的运行。 3. 4 运行基准地震operatingbasisearthquake(SL-1) 与停堆和检查相关联的地震地面运动。在发生该地面运动时，核电厂继续运行所需的构筑物、系统 和部件应当依然能够执行其规定功能，且不对公众健康和安全造成过量的风险。 3. 5 运行状态 operationalstates 正常运行和预计运行事件两类状态的统称。 3. 6 假设始发事件postulatedinitiatingevent(PiE) 设计期间确定的可能导致预计运行事件或事故工况的事件。 3.7 安全功能safetyfunction 为了把核电厂参数保持在按设计基准事件确定的可接受的限值内所必需的一种过程或状态（例如： 应急负反应性引入、事故后热量排出、应急堆芯冷却、事故后放射性物质清除、安全壳隔离）。 注：设计基准事件指为确定构筑物、系统和部件可接受的性能要求，在设计中采用的假设始发事件。 3. 8 安全停堆地震safeshutdownearthquake(SL-2) 作为核电厂设计基准的地震地面运动。若发生该地面运动，某些构筑物、系统和部件应依然能够执 行其规定功能。 2 NB/T20094—2012 3. 9 运行环境 serviceenvironment 部件执行设计工况所需功能时伴随部件的各种环境或物理条件（如：温度、压力、湿度、振动、辐 射和腐蚀物）的总称。 3.10 单一故障 singlefailure 导致某一部件不能执行其预定安全功能的一种故障，以及由此引起的各种继发故障。 4缩略语 下列缩略语适用于本文件。 ACH每小时换气次数（AirChangeperHour） ACU空气净化装置（AirCleaningUnit） ALARA合理可行尽量低（AsLowAsReasonablyAchievable) CRDM 控制棒驱动机构(ControlRodDriveMechanism) CSS 安全壳喷淋系统（ContainmentSpraySystem） ECCS 应急堆芯冷却系统(EmergencyCoreCoolingSystem) FHA 燃料操作事故(FuelHandlingAccident) HEPA 高效粒子空气（过滤器）（HighEfficiencyParticulateAir（Filter)） LOCA 失水事故(LossofCoolantAccident) LOOP 丧失厂外电源(LossofOffsitePower） MFWLB 主给水管线破裂（MainFeed-WaterLineBreak） MSLB 主蒸汽管道破裂（MainSteamLineBreak） PCCS 非能动安全壳冷却系统(PassiveContainmentCoolingSystem) RCPB 反应堆冷却剂压力边界（ReactorCoolantPressureBoundary） 安全壳空气冷却系统 5 5.1系统功能 系统用于满足正常运行、AOO和DBA期问安全壳排热和空气循环的要求。在确定系统功能时应遵循下 列原则： a) 如果尚有其他设安全级系统（如CSS或PCCS）可长期用于安全壳排热，则允许将安全壳空气 冷却系统设计成不具有安全功能； b) 除5.1a)外，在AO0和DBA期间，仅在安全壳内发生L0CA、MFWLB或MSLB（参见NB/T20035所 给出的工况III、IV）后需要安全壳空气冷却系统执行安全功能。 5.2系统说明 5.2