ICS27.120.10 F63 备案号：46446-2014 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20261—2014 代替EJ/T332—1988 压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则 Design criteria for emergency core cooling system of pressurized water reactor nuclearpowcrplants 2014-06-29发布 2014-11-01实施 国家能源局 发布 NB/T20261—2014 目 次 前言 II 范围 2规范性引用文件。 3术语和定义.. 4 系统功能. 4.1安全功能. 4.2其它功能. 5 系统范围. 6 系统性能要求。 设计要求. 7 7. 1 安全等级和抗震类别。 7.2 反应性控制要求. 7.3 系统设计要求. 7. 4 设备设计要求. 7.5 机械设计准则. 7.6 电气设计要求 7.7 仪表和控制设计要求。 7.8 接口要求， 7.9 布置要求 7. 10 试验和维修要求 NB/T20261—2014 前 言 本标准代替EJ/T332—1988《压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则》，与EJ/T332—1988相比， 除编辑性修改外主要技术变化如下： 增加“前言”； —对规范性应用文件进行了相应修改： 一将文中的文字描述“安全注射”修改为“安全注入”； 一在第5章中，增加硼酸波动箱： 增加主要设备的基本设计要求； 增加了系统与反应堆冷却剂系统、化学与容积控制系统、安全壳喷淋系统及相关系统水源的接 口要求描述，并根据对《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求》（试行）的相关要求， 对应急堆芯冷却系统的外部临时应急供水接口提出了相应要求； 一根据GB/T17569《压水堆核电厂物项分级》对原标准中的安全分级和抗震类别进行了修改。 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：隋海明、沈云海、曾畅、余小权、段永强。 本标准所代替的EJ/T332于1988年首次发布。 11 NB/T20261—2014 压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则 1范围 关的运行、维修和试验要求，但不包括该系统设备的体设计要求。 本标准适用于二代改进型压水堆核电厂应急堆芯冷却系统的设计，其它同类型核电厂可参照执行。 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。 GB6249 核动力厂环境辐射防护规定 GB/T13285 核电厂安全重要系统和部件的实体防护 GB/T13286 核电厂安全级电气设备和电路独立性准则 GB/T17569 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 NB/T20026 核电厂安全重要仪表和控制系统总体要求 NB/T20051 核电厂厂用电系统设计准则 NB/T20053 核电厂安全重要电气、仪表和控制设备安装要求 NB/T20131 压水堆核电厂应急堆芯冷却地坑设计准则 压水堆核电厂安全阀和卸压阀管系设计准则 NB/T20268 EJ/T331 失水事故后流体系统的安全壳隔离装置 EJ/T335 轻水堆核电厂假想管道破损事故防护准则 EJ/T336 压水堆核电厂核供汽系统布置准则 3术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3.1 直接注入阶段 direct injectionphasc 系统从换料水箱吸水并注入反应堆堆芯的运行阶段。 3.2 再循环注入阶段 recirculationinjectionphase 系统从再循环地坑吸水并重新注入反应堆堆芯的运行阶段。 3.3 短期 short term 紧接在事故发生后的一段时间，在这段时间内反应堆的自动保护发生动作，各系统的响应得到证实， 事故的类型得以验明，并规定出在长期中应采取的操作。按习惯，短期指的是事故发生的最初24h。 1 NB/T20261-—2014 3. 4 长期longterm 紧接着短期之后的系统运行时间，在此期间内仍需要系统的安全功能。长期一般不少于30d。 4系统功能 4.1安全功能 4.1.1冷却 在反应堆冷却剂系统出现破口导致冷却剂大量泄漏而无法通过正常手段补充时，启动本系统向反应 堆堆芯提供冷却剂没堆芯，以防止堆芯熔化，或防止燃料组件和堆内构件出现可能妨碍堆芯冷却的变 形。应急堆芯冷却系统所提供的冷却水应含有足够的硼，以维持堆芯的次临界状态。贮存在反应堆冷却 剂系统以及燃料中的能量加上衰变热，都应该由应急堆芯冷却系统传递到安全壳中。产生的蒸汽由安全 壳喷淋系统冷凝。收集于安全壳地坑中的液体由应急堆芯冷却系统重新注入堆芯，并在喷淋系统将其喷 射到安全壳以前进行冷却。这种再循环过程保证长期排出余热。 4.1.2应急加硼 应急堆芯冷却系统通过向堆芯注入足够的浓硼水，提供必要的负反应性，以确保在蒸汽管线破裂等 事故发生之后，反应堆仍可维持在安全停堆状态。 4.1.3密封屏障 在失水事故后再循环注入阶段，应急堆芯冷却系统处于安全壳外的部分应起到密封屏障的作用。 4.2其它功能 4.2.1如果应急堆芯冷却系统高压安注泵与化容系统上充泵合用，当反应堆冷却剂系统流量不足时， 为防止反应堆冷却剂快速稀释或在停堆过程中，为防止慢稀释，将上充水源由化学与容积控制系统水箱 切换至换料水箱。 4.2.2若安全壳喷淋泵与低压安注泵采用互为备用的设计，则在事故长期的再循环注入阶段，当安全 壳喷淋泵出现故障不可用时，可通过应急堆芯冷却系统低压安注泵将安全壳地坑内的水送入安全壳喷淋 系统的热交换器进行冷却。 4.2.3在停堆换料期间，为反应堆换料水池充水。 5系统范围 应急堆芯冷却系统由能完成第4章功能的那些设备（其中包括泵、容器、阀门、测量仪表和控制设 备）、管道及其支撑件、限位器等组成，也包括完成安全功能所必需的水源。 本系统可以由几个部分组成。例如，它可以由一个高压注入分系统、一个安全注入箱分系统、一个 低压注入分系统、一个硼注入设备（或分系统）和一个硼酸再循环分系统（随硼注入箱的设置而设置） 组成。这些分系统组成一个统一体，根据事故的不同状况，分别或共同完成本系统的安全功能。 系统的主要设备： a) 高压安注泵，可以单独设置，也可以与化容系统的上充泵合用： b) 安全注入箱（简称安注箱）： 低压安注泵，可以单独设置，也可与余热排出系统的余热排出泵合用； 2 NB/T20261-—2014 3. 4 长期longterm 紧接着短期之后的系统运行时间，在此期间内仍需要系统的安全功能。长期一般不少于30d。 4系统功能 4.1安全功能 4.1.1冷却 在反应堆冷却剂系统出现破口导致冷却剂大量泄漏而无法通过正常手段补充时，启动本系统向反应 堆堆芯提供冷却剂没堆芯，以防止堆芯熔化，或防止燃料组件和堆内构件出现可能妨碍堆芯冷却的变 形。应急堆芯冷却系统所提供的冷却水应含有足够的硼，以维持堆芯的次临界状态。贮存在反应堆冷却 剂系统以及燃料中的能量加上衰变热，都应该由应急堆芯冷却系统传递到安全壳中。产生的蒸汽由安全 壳喷淋系统冷凝。收集于安全壳地坑中的液体由应急堆芯冷却系统重新注入堆芯，并在喷淋系统将其喷 射到安全壳以前进行冷却。这种再循环过程保证长期排出余热。 4.1.2应急加硼 应急堆芯冷却系统通过向堆芯注入足够的浓硼水，提供必要的负反应性，以确保在蒸汽管线破裂等 事故发生之后，反应堆仍可维持在安全停堆状态。 4.1.3密封屏障 在失水事故后再循环注入阶段，应急堆芯冷却系统处于安全壳外的部分应起到密封屏障的作用。 4.2其它功能 4.2.1如果应急堆芯冷却系统高压安注泵与化容系统上充泵合用，当反应堆冷却剂系统流量不足时， 为防止反应堆冷却剂快速稀释或在停堆过程中，为防止慢稀释，将上充水源由化学与容积控制系统水箱 切换至换料水箱。 4.2.2若安全壳喷淋泵与低压安注泵采用互为备用的设计，则在事故长期的再循环注入阶段，当安全 壳喷淋泵出现故障不可用时，可通过应急堆芯冷却系统低压安注泵将安全壳地坑内的水送入安全壳喷淋 系统的热交换器进行冷却。 4.2.3在停堆换料期间，为反应堆换料水池充水。 5系统范围 应急堆芯冷却系统由能完成第4章功能的那些设备（其中包括泵、容器、阀门、测量仪表和控制设 备）、管道及其支撑件、限位器等组成，也包括完成安全功能所必需的水源。 本系统可以由几个部分组成。例如，它可以由一个高压注入分系统、一个安全注入箱分系统、一个 低压注入分系统、一个硼注入设备（或分系统）和一个硼酸再循环分系统（随硼注入箱的设置而设置） 组成。这些分系统组成一个统一体，根据事故的不同状况，分别或共同完成本系统的安全功能。 系统的主要设备： a) 高压安注泵，可以单独设置，也可以与化容系统的上充泵合用： b) 安全注入箱（简称安注箱）： 低压安注泵，可以单独设置，也可与余热排出系统的余热排出泵合用； 2 NB/T20261-—2014 3. 4 长期longterm 紧接着短期之后的系统运行时间，在此期间内仍需要系统的安全功能。长期一般不少于30d。 4系统功能 4.1安全功能 4.1.1冷却 在反应堆冷却剂系统出现破口导致冷却剂大量泄漏而无法通过正常手段补充时，启动本系统向反应 堆堆芯提供冷却剂没堆芯，以防止堆芯熔化，或防止燃料组件和堆内构件出现可能妨碍堆芯冷却的变 形。应急堆芯冷却系统所提供的冷却水应含有足够的硼，以维持堆芯的次临界状态。贮