ICS 27.120.20 F 65 备案号：46494-2014 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T203092014 能动安全系统压水堆核电厂总设计要求 General design requirements of pressurized water reactor nuclear power plants with active safety systems 2014-06-29发布 2014-11-01实施 发布 国家能源局 NB/T20309—2014 目 次 前言 II 1 范围 规范性引用文件 2 3 总体要求 2 多重放射性产物屏障的防护 4 反应性控制以及保护系统 10 5 流体系统， 6 12 反应堆安全壳 15 7 8 应急动力供应 18 9 燃料和放射性控制， 18 10 辐射防护 20 11 对常规岛的要求 21 老化管理 21 12 13 退役 21 14 实物保护 22 NB/T20309—2014 前言 本标准按照GB/T1.1—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1业标准化研究所归口。 本标准起草单位：中国核电.L程有限公司。 本标准主要起草人：张国强，赵侠，唐涛，袁霞，蒋慧。 II NB/T20309—2014 能动安全系统压水堆核电广总设计要求 1范围 本标准规定了除AP1000类的非能动先进压水堆核电厂‘之外的其他压水堆核电的总体设计基本要 求，以确保规定范围的核电厂可以安全、可靠地运行。 本标准适用于除AP1000类的非能动压水堆核电厂‘之外的其他新建压水堆核电厂的设计，在建和在役 的能动安全系统核电厂的技术改造可参考执行。 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。 GB/T4083核反应堆保护系统安全准则 GB6249核动力」‘环境辐射防护规定 GB11806方 放射性物质安全运输规程 GB/T13976 压水堆核电厂运行工况下的放射性源项 GB14587 核电厂放射性液态流出物排放技术要求 GB/T11569 压水堆核电厂物项分级 GB18871 电离辐射防护与辐射源安全基本标准 GB/T19597 核设施退役安全要求 GB/T22158 核电防火设计规范 GB/T50267 核电抗震设计规范 GB/T50294 核电厂总平面及运输设计规范 NB/T20017 压水堆核电厂安全壳结构整体性试验 NB/T20018 核电厂安全壳密封性试验 NB/T20026 核电厂安全重要仪表和控制系统总要求 NB/T20027 核电广主控制室报警功能与显示 NB/T20028.1 核电厂用蓄电池第1部分：容量确定 NB/T20028.2 核电厂‘用蓄电池第2部分：安装设计和安装准则 核电厂用蓄电池第4部分：维护、试验和更换方法 NB/T20028.4 NB/T20029 核电厂安全重要仪表和控制系统厂房辐射监测 NB/T20031 压水堆核电厂‘事故后安全壳内氢气浓度的控制 NB/T20037.1 应用于核电厂‘的概率安全评价第1部分：功率运行内部事件一级PSA NB/T20037.2 应用于核电厂的概率安全评价第2部分：低功率和停堆工况内部事件一级PSA NB/T20037.3 应用于核电厂的概率安全评价第3部分：水淹 NB/T20051 核电厂"）用电系统设计准则 NB/T20057.1 压水堆核电‘反应堆系统设计堆芯第1部分：核设计 NB/T20057.2 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/T20309--2014 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 NB/T20058 核电厂控制室屏幕显示的应用 核电厂控制空操纵员控制器 NB/T20059 NB/T20062 核电厂不间断电源系统蓄电池组 NB/T20066 核电厂应对全厂断电设计准则 NB/T20097 压水堆核电厂混凝：1:安全壳功能设计要求 NB/T20098 压水堆核电厂安全壳氢气控制系统设计准则 NB/T20136 核电厂辐射控制区出入口设计准则 NB/T20138 核电厂个人和.1.作场所辐射监测 NB/T20146 核电广火自动报警系统设计准则 NB/T20147 核电厂实物保护系统设备准则 NB/T20151 压水堆核电厂老化管理人纲编制指南 NB/T20152 核电厂管道老化管理指南 NB/T20153 核电厂预应力混凝：1：安全完老化管理指南 NB/T20154 压水堆核电厂反应堆压力容器老化管理指南 NB/T20155 核电厂安全级电气设备老化管理 NB/T20177 压水堆核电厂设备冷却水系统设计准则 NB/T20185 压水堆核电厂厂内辐射分区设计准则 NB/T20187 压水堆核电厂反应堆冷却剂系统设计准则 NB/T20188 压水堆核电厂重要广用水系统设计准则 NB/T20194 压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则 NB/T20232 压水堆核电厂燃料装卸和必存系统设计准则 HAF102 2核动力厂设计安全规定 3总体要求 3.1总的核安全目标 3.1.1辐射防护目标和技术安全目标 在设计中应确保在核电厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人员、社会和环境免受危 害。 总的核安全目标由辐射防护日标和技术安全日标所支持，这两个日标互相补充、相辅相成，技术措 施与管理性和程序性措施一起保证对电离辐射危害的防御。 辐射防护自标：保证在所有送行状态下核电厂厂内的辐射照射或由于该核电厂任何计划排放放射性 物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低，保证减轻任何事故的放射性后果。 技术安全日标：采取一切合理可行的措施防止核电厂事故，并在一口发生事故时减轻其后果：对于 在设计该核电厂时考过的所有可能事故，包括概率很低的事故，要以高可信度保证任何放射性后果尽 可能小且低于规定限值；并保证有严重放射性后果的事故发生的概率极低。 3.1.2辐射防护设计具体目标 为了保证实现3.1.1提出的辐射防护目标，要求核电厂的设计使得所有辐射照射的来源都处在严格 的技术和管理措施控制之下。辐射防护目标不排除人员受到有限的照射，也不排除法规许可的放射性 2 NB/T20309--2014 物质从处丁运行状态的核电厂向环境的排放。此种照射和排放应受到严格控制，并且应符合运行限值和 辐射防护标准，应采取措施以保证公众和厂区人员在包括维修和退役的所有运行状态下受到的辐射剂量 不超过规定限值并且合理可行尽量低。具体的设计目标应遵照下列标准执行： a) GB 6249; GB11806; b) c) GB/T13976; d) GB 14587; e) GB18871; f) NB/T20185; g) NB/T20194。 3.1.3 安全目标 3.1.3.1 定量概率安全目标 在核电厂的设计中，应完成核电厂的概率安全评价，以达到下述目的： 提供系统性的分析，以确信设计符合总的安全目标； 证明整个设计是平衡的，没有任何一个设施或假设始发事件（假设始发事件，这些事件是根据 b) 确定论方法或概率论方法或这两者的组合选定的）对于总的风险有过大的或明显不确定的贡 献，并且保证纵深防御的第一和第二层次承担核安全的主要责任； c) 确认核电厂参数的小偏离不引起核电厂性能严重异常（陡边效应）； d) 提供发生堆芯严重损伤状态以及要求厂外早期响应的（特别是与安全壳早期失效相关的）放射 性物质向厂外大量释放的概率安全评价； e) 提供外部灾害事件（特别是核电厂厂址特有的那些灾害）发生频率和后果的评价： f) 鉴别出通过设计改进或运行规程的修改可能降低严重事故概率或减轻其后果的系统； g) 评价核电厂应急规程的充分性； h) 核实是否符合概率目标。 可遵照NB/T20037系列标准进行概率安全评价。 对于新建核电厂，应满足如下的概率安全目标： -堆芯损坏频率不应高于105/堆年； 人量放射性物质释放频率不应高于10/堆年。 3.1.3.2放射性物质排放指标 电厂设计中除了遵照GB14587中规定的液态放射性流出物排放限值外，在止常运行过程中，单台 百万千瓦级电功率机组的废物包体积年产生量不超过50m"/a。 3.2总的经济目标 核电厂在设计中应充分考虑电厂的建造成本和发电成本，使其在与同等规模的现役能动压水堆核电 厂或者化石燃料电厂相比具有竞争力。 设计中主要需要考虑的对经济目标有影响的因素包括：电厂设计寿命、电厂整体的建造周期、电厂 平均可利用率、电厂非计划性停堆水平、换料周期、是否具备负荷跟踪运行的能力、考虑厂址环境的条 件使能量利用得到优化、退役费用等。 3.3纵深防御 3