1、ICS 27.120.10 F 69 备案号:38377-2013 F、fl主中华人民共和国能源行业标准NB/T 20187一-2012代替盯/T325-1988 压水堆核电厂反应堆冷却剂系统设计准则Design criteria for reactor coolant system in pressurized water reactor nuclear power plants 2012-10-19发布2013-03-01实施国家能源局发布NB/T 20187-2012 目次前吉. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
2、. . . 11 口1 范围. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1 2 规范性引用文件. 3 术语和定义. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
3、. . . . . . . . . . . . . 1 4 系统功能.2 5 系统范围.3 6 性能准则.3 7 安全等级. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3 8 抗震类别.3 9 设计准则.4 I NB/T 20187-2012 目IJ吕本标准按照GB厅1.1-2009给出的规则起草。本标准代替EJ厅325一1988(压水堆核电厂反应堆冷却剂
4、系统设计准则)，与EJ/T325-1988相比，除编辑性修改外主要技术变化如下:II 一一在第2章规范性引用文件中，删除了EJ313 (压水堆核电厂系统部件安全等级的划分和HAF 0201 (用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级);将EJ331 (压水堆核电厂安全壳隔离系统设计准则改为EJ厅331一1992(失水事故后流体系统的安全壳隔离装置);将EJ335 (压水堆核电厂假想管道破损事故防护准则改为其EJ厅335一1998(轻水堆核电厂假想管道破损事故防护准则);将EJ312改为NB/T20035-2011 (压水堆核电厂运行及事故工况分类);将EJ345 (压水堆核电厂水
5、化学技术条件改为EJ厅345-2005(压水堆核电厂水化学控制);增加了GB/T17569-1998 (压水堆核电厂物项分级); -一增加了第3章术语和定义; -一修改了原标准对系统功能的描述，按基本功能和安全功能两方面分条进行展开:一一根据RCC-P和HAD102/08(1989)对系统范围进行了重新定义:一一删除原标准5.1反应堆冷却剂系统的设计必须满足HAF02006.1的要求一一将安全分级文件HAF0201修改为HAD102/03，对设备和部件的安全等级进行了重新定义:一一抗震I类要求的范围扩大到设备和l部件及其支撑，抗震相关设计准则明确规定为HAD102/02及RCC-P，并补充了详
6、细分类:一一删除原标准8.1核设计准则和8.9安装准则一一对原标准8.2系统设计准则补充了9.1.1、9.1.2、9.1.6、9.1工9.1.8、9.1.17等6个字条的技术内容:一一将原标准8工2中以确保对放射性物质的控制修改为9.1.4以确保泄压装置的动作不得导致核动力厂放射性物质的不可接受的释放:一一将原标准8.2.3必须能够探测和l测量来自反应堆冷却剂系统的设备的反应堆冷却剂泄漏，修改为9.1.5应能够迅速探测和测量来自反应堆冷却剂系统边界的反应堆冷却剂泄漏，并设置收集这种预计泄漏的系统。:一一将原标准8.2.4中有关规定修改改为9.1.9适用的法规、标准、规范:一一将原标准8.2.8
7、中工况I和工况II修改为9.1.13预计运行事件一一对原标准的8.2.10中关于反应堆冷却剂系统可能释放放射性物质的处理措施进行了的重新定义(9.1.15); 一一修改了原标准8.3.5中关于建造材料的要求，并详细列出(9.2.5); 一一修改了原标准8.3.6中反应堆冷却剂系统边界范围内的部件的设计要求(9.2.6); 一一将原标准8.4电器设计准则中仪表和l控制设备修改为9.3与安全相关的仪表和控制设备; 一一将原标准8.5.2中功稳压器或反应堆冷却剂压力边界的压力修改为9.4.2中时反应堆冷却剂系统及其压力边界的压力:一一将原标准8.6.2中制造和现场安装修改9.5.2为制造、现场安装及
8、在役一一反应堆冷却剂系统的设计和布置所应满足的相关要求明确规定为HAD103/07 (9.6.2) ; 、一一一将原标准8.8布置准则修改为9.7布置设计准则: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:中国核动力研究设计院。本标准主要起草人:唐辉、任云、段永强。EJ厅325于1988年首次发布。NB/T 20187-2012 III NB/T 20187-2012 压水堆核电厂反应堆冷却剂系统设计准则 1 范围本标准规定了压水堆核电厂反应堆冷却剂系统的基本设计要求，以确保该系统能够安全可靠地执行其预定的功能。 本标准适用于压水堆核电厂反应堆冷却剂
9、系统的设计，它未包括该系统的运行、维修和试验等方面的要求，除非它们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 6249 核电厂环境辐射防护规定盯/T331 失水事故后流体系统的安全壳隔离装置盯/T335 轻水堆核电厂假想管道破损事故防护准则EJ 336 压水堆核电厂供汽系统布置准则盯/T345 压水堆核电厂水化学控制NB/T 20035-2011 压水堆核电厂工况分类HAD 102/02 核电厂的抗震设计与鉴定HAD 102/03 用于
10、沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级HAD 102/08 核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统HAD 103/07 核电厂在役检查3 术语和定义下列术语和l定义适用于本文件。3. 1 反应性控制reactivity control 为控制反应堆剩余反应性以满足l乏期运行的需要、在整个寿期内保持较平坦的功率分布、自动调节反应堆功率以适应负荷的变化、以及在事故工况下能迅速安全停堆并保持适当的停堆深度而选取的合适方法。3.2 反应堆冷却剂系统压力控制reactor coolant system pressure control 为保持反应堆冷却剂系统的压力在规定的限值内，以防止发生不利于
11、传热的偏离泡核沸腾(DNB)而采取的稳压器控制手段。NB/T 20187-2012 3.3 正常运行normal operation 核电厂在规定的运行限值和条件范围内的运行.3.4 自然循环natural circulation 由于反应堆冷却剂系统中的冷却剂在冷源与热源段的密度差而在系统回路中产生的循环流动。3.5 事故工况accident conditions 比预计运行事件更严重的工况，包括设计基准事故和严重事故。3.6 设计基准事故design based accident 核动力厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况，并且该事故中燃料的损坏和放射性物质的释放保持在
12、管理限值以内。3. 7 预计运行事件anticipated operational occurrence 在核电厂运行寿期内发生一次或多次的偏离正常运行的各种运行过程。由于在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。3.8 安全系统safety system 安全上重要的系统，用于保证反应堆安全停堆、从堆芯排出余热或限制预计运行事件和设计基准事故的后果。3. 9 应急电源emergency power supply 在优先电源不能优先提供电力时，向安全系统和其他指定的安全重要物项提供可靠电力的厂内自备电源。4 系统功能反应堆冷却剂系统既执行核安全功能
13、，又执行非核安全功能。反应堆冷却剂系统主要的核安全功能是:作为一道屏障，防止反应堆冷却剂和放射性物质不可控地释放到安全壳，在任何工况下为确保堆芯冷却提供条件。反应堆冷却剂系统主要的非核安全功能是:在正常运行期间将热量从反应堆堆芯传送到二回路系统。2 NB/T 20187-2012 反应堆冷却剂系统除具有上述功能外，冷却剂还作为慢化剂和反射层，并作为控制反应性的棚酸溶液的溶剂。此外，反应堆冷却剂系统还具有压力控制功能，通过稳压器来保证反应堆冷却剂压力高于堆芯出口处的饱和压力(防止沸腾)。5 系统范围反应堆冷却剂系统由能提供该系统功能的设各所组成，整个系统都安装在反应堆厂房内，而且绝大部分布置在防
14、飞射物的屏障内。典型的反应堆冷却剂系统包括两部分，其中，最重要的部分是一回路系统，其主要部件如下:a) 反应堆压力容器及其封头顶盖组件:b) 冷却剂正常流动所必需的堆内构件(不包括燃料组件和堆芯主承结构)，如堆芯吊篮:c) 蒸汽发生器的反应堆冷却剂侧;d) 反应堆冷却剂泵(如果有多道密封，包括第一级密封); e) 与蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵一起构成冷却剂环路的管道:1) 反应堆压力容器与各条环路的蒸汽发生器之间的热管段:2) 各条环路的蒸汽发生器与泵之间的过渡管段(如果有); 3) 各条环路的泵与反应堆容器之间的冷管段。f) 稳压器及其卸压阀、安全阀，以及与反应堆冷却剂环路管道相连的管道(如
15、波动管); g) 旁路蒸汽发生器与反应堆冷却剂泵、用于测量各条环路温度的管道(如果有); h) 反应堆容器附属部件，如控制棒驱动机构的承压套或反应堆容器封头排气孔;i) 与环路相连的辅助系统，直至井包括隔离装置:j) 其他部件，如与上述a)项至i)项相关的阀门传动机构和泵驱动装置。反应堆冷却剂系统的第二部分包括下列部件z一回路卸压排放和一回路边界泄漏收集系统。6 性能准则6. 1 对于工况1(正常运行、工况11(中等频率事故)和工况III(稀有事故)，反应堆冷却剂系统应提供足够的堆芯冷却，以确保不超过燃料和反应堆冷却剂压力地界的设计限值。压水堆核电厂的运行工况分类可见NB/T20035亿011
16、06. 2 对于工况!v(极限事故头，反应堆冷却剂系统应能为堆芯冷却提供条件，以确保限制燃料损伤并满足相关准则要求，使其符合我国的厂外剂量准则或有关规定。7 安全等级根据安全导则HAD102/03的指导原则，执行安全功能的机械和流体系统的设备和部件分为安全级和非安全级。8 抗震类别属于安全级的反应堆冷却剂系统的设备和l部件及其支撑应为抗震I类。在安全停堆地震时，仍要求它们执行其安全功能。反应堆冷却剂系统及设备支撑的抗震设计，应满足HAD102/02中的相应要求。3 NB/T 20187-2012 9 设计准则9. 1 系统设计准则9. 1. 1 应使由于反应堆冷却剂的任何变化而造成的反应堆反应
17、性变化处于反应性控制系统和反应堆堆芯核设计的能力范围之内。9.1.2 在正常运行和中等频率事故工况下，在反应堆冷却剂和保护系统允许的运行范围内，反应堆冷却剂系统的传热能力确保不损坏燃料元件。9.1.3 应提供足够的自然循环能力，以便在反应堆冷却剂泵不能运行时，通过蒸汽发生器或其他排热手段排出余热，防止超过燃料的温度限值和反应堆冷却剂系统的压力和l温度限值。9. 1. 4 尽可能包容反应堆冷却剂系统卸压所排放的反应堆冷却剂，以尽量避免卸压装置的动作导致核电厂放射性物质向安全壳释放。9.1.5 应设置相关系统，能够迅速探测和测量来自反应堆冷却剂系统边界的反应堆冷却剂泄漏。9.1.6 反应堆冷却剂系
18、统压力边界应设置足够的隔离装置，以限制放射性流体的任何流失。9. 1. 7 应避免反应堆冷却剂压力边界的部件可能呈现脆性破坏的设计和工况。9.1.8 应维持可溶中子毒物浓度的均匀性和冷却温度的变化率在一个不会引起不可控制的反应性变化的范围内。9.1.9 反应堆冷却剂系统以及连接到反应堆冷却剂系统的有关系统设计应参照适用的法规、规范和标准设置超压保护装置。9. 1. 10 反应堆冷却剂系统的设计应符合盯/T335的规定。9. 1. 11 反应堆冷却剂泵及其保护系统的设计，应使反应堆冷却剂泵转子突然卡死也不会导致反应堆冷却剂系统压力边界完整性的损坏。9. 1. 12 反应堆冷却剂泵应具有足够的惯性
19、，保证在丧失电源时，泵能够继续惰转，使堆芯得到一定的冷却。9. 1. 13 如果设置有稳压器卸压箱，则其容量与存水体积应保证在预计运行事件下蒸汽或水都不会逸入安全壳，稳压器卸压箱应设置高温、高压和高水位的报警信号，稳压器卸压箱应设置适当的超压保护。9. 1. 14 贯穿安全壳且属于反应堆冷却剂压力边界的组成部分，应满足盯/T331的规定。9. 1. 15 应采取措施以降低与反应堆冷却剂活性有关的辐射源，以保证由运行工况和事故工况引起的辐射后果低于GB6249规定的限制。9. 1. 16 为确保在任何运行工况下冷却剂的容量和压力不超过设计规定的限值(考虑容积变化和泄漏)，应设置保持冷却剂装量或压
20、力的系统。为满足这一要求应具有足够的流量和1(或)储量，这些系统可由正常运行工况过程所需的部件或由为执行该功能而专门设置的部件所组成。9.1.17 应提供措施以检测堆芯冷却功能的降低或安全重要部件的劣化。9.2 机械设计准则9.2.1 对于任何正常运行工况或瞬态，应确保反应堆冷却剂系统不超过其设计限值。9.2.2 对能被隔离的反应堆冷却剂系统的每个部分都应确保有超压保护。9.2.3 反应堆冷却剂安全l级边界设计应能承受由于假想的反应性加入连同可信事件所施加在系统的部件上的静态和动态载荷，保证其边界的完整性。9.2.4 反应堆冷却剂压力边界的设计应保证在所有运行状态和事故工况下尽量减少发生故障的
21、可能性，即使出现故障，这一故障迅速扩大的概率也很低。9.2.5 反应堆冷却剂系统压力边界建造材料应满足下列要求:a) 能同任何运行状态或事故工况下的预计的水化学条件相容:b) 能与连接或接触材料(例如焊接材料、滑动面、芯轴、填料函和堆焊层)相容:c) 反应堆冷却剂系统压力边界应具有防微裂纹快速扩展的特性:4 NB/T 20187-2012 d) 设计中应考虑压力边界材料在运行、维护、试验和事故工况下的所有条件，并对使用中可能出现劣化(如侵蚀、蜗变、疲劳、化学环境、辐射环境和老化)以及在确定部件初始状态和劣化速率时的任何不确定因素，留有适当的裕量:e) 设计和制造反应堆冷却剂系统边界设备应在材料
22、选择、设计标准、可检查性和加工方面均具有相匹配的高质量要求。9.2.6 设计应尽量减少反应堆冷却剂系统压力边界范围内的部件，如泵的叶轮和阀门等的零件，且其设计尽量减少应在各种运行状态和设计基准事故下发生故障的可能性以及此种故障对一回路系统内其他安全重要物项造成的损伤，并为使用中可能发生的劣化留有适当的裕量。9.2.7 反应堆冷却剂系统相关设备的材料选择、结构设计、焊接和热处理应保证在整个电厂寿期内使反应堆冷却剂系统的材料处于适当的韧性状态(包括运行状态和事故工况)。为此，还要限制堆芯区域的反应堆压力容器壁面的最大积分中子通量。9.3 电气设计准则对于反应堆冷却剂系统的供电，应满足核电厂对电源系
23、统的要求，反应堆冷却剂泵不要求厂内应急电源。为了在丧失厂外电的情况下保持反应堆冷却剂系统与安全相关的仪表和控制设备的功能及操作，以及为了保持用于保证冷却能力和屏障完整性而设置的阀门的可操作性，应配备厂内应急电源。9.4 监测和控制装置设计准则9.4.1 应设置监测装置，以监测系统的参数不超出正常运行范围。监测装置还用于监测事故工况的参数变化，利用所提供的适当的控制装置，使这些运行工况及其参数保持在规定的范围之内。9.4.2 控制室中对反应堆冷却剂系统压力边界的下述参数给予显示和/或报警:a) 反应堆冷却剂系统及其压力边界的压力:b) 判断反应堆压力容器内燃料组件是否完全被冷却剂淹没:c) 稳压
24、器液位:d) 系统温度:e) 冷却剂流量:f) 影响反应堆冷却剂泵电机运行的主要参数:g) 重要阀门的状态指示。9.5 结构设计准则9.5.1 支承或限制反应堆冷却剂系统部件的结构件应按反应堆冷却剂系统设计所使用的载荷组合来进行设计。9.5.2 结构件设计应保证在制造、现场安装及在役期间进行检验和试验。不能进行定期检查和试验的结构或使受到限制的反应堆冷却剂系统的部分应尽可能比这部分的缺陷不应导致不可控制的后果。9.6 试验和检查准则9.6.1 反应堆冷却剂系统的设计应规定对该系统进行运行前试验和首次启动的要求以及必要的试验、检查、维修和记录，以确保符合与核安全有关的设计基准。9.6.2 反应堆
25、冷却剂系统的设计和布置应具有充分的可达性以能够在需要时实施维护和检查，以便能够满足HAD103/07的相关要求。9.6.3 反应堆冷却剂系统的设计应能按照相关规范和标准要求进行初始水压试验和定期水压试验。9.6.4 反应堆冷却剂系统的设计应能在任何运行状态或事件期间得到适用于化学分析和放射性指示的有代表性的样品，工艺取样的取样频率和测试项目应满足EJ/T345的规定。9. 7 布置设计准则9.7.1 反应堆冷却剂系统的布置设计应满足EJ336的有关规定。9. 7. 2 反应堆冷却剂系统的设计应满足隔离准则、维修和在役检查规定和辐射防护要求。5 NB/T 20187-2012 9.7.3 反应堆
26、冷却剂系统是飞射物的潜在源，应根据需要，用屏障加以隔开或对其进行限制，以防止飞射物损坏反应堆冷却剂系统的其他部分、安全壳、蒸汽和给水管道或者专设安全设施的有关部分。防止飞射物的主要屏障可以是围绕反应堆冷却剂环路的泪凝土墙，还可在反应堆容器的上方设置可拆卸的钢或混凝土结构，用以阻挡可能由控制棒驱动机构产生的飞射物。有关防飞射物的要求可见核安全导则HAD 102/04的相应规定。6 NFON-hFON Z 中华人民共和国能源行业标准压水堆核电厂反应堆冷却剂系统设计准则NB/T 20187-2012 * 原子能出版社出版核工业标准化研究所发行北京海淀区骚子背1号院邮政编码:100091 电话:010-62863505 总装备部军标:H版发行部印刷车间印刷版权专有不得翻印* 2013年3月第1次印刷定价36.00元2013年3月第1版印数1-200
