NB_T 20276-2014非能动压水堆核电厂设备冷却水系统设计准则.pdf

ICS 27. 120. 20F65NB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 waterreactor nuclear power plants2014－11－01 实施2014 06 - 29 发布发布国家能源局 NB/T 20276--2014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/T 13286核电厂安全级电气设备和电路独立性准则压水堆核电」物项分级GB/T 17569EJ/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最高正常广用水温度 maximum normal service water temperature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maximum safety service water temperature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—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/T 20276—--2014补水泵保护一一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c）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）1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。6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