ICS 27.120.20 NB F 65 备案号：49560-2015 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20333—2015 压水堆核电厂一回路安全降压和排气系统 设计准则 Design criteria of safety depressurization and venting system for primary loop of pressurized water reactor nuclear power plant 2015-09-01实施 2015-04-02发布 发布 国家能源局 NB/T20333—2015 目 次 前言 II 范围 1 规范性引用文件 2 术语和定义 系统功能. 4 2 5 系统范围 2 6 系统性能要求 3 7 设计要求 3 8 设计准则 NB/T·20333—2015 前 言 本标准按照GB/T1.1一2009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：中国核动力研究设计院、中国核电工程有限公司、上海核工程研究设计院、中科 华核电技术研究院有限公司、中广核工程有限公司。 本标准主要起草人：张玉龙、赖建永、任云、段永强、武铃珺、艾红雷、张瑞、丁小川、刘春丽、 张守杰、李剑波、万前、王忠信。 NB/T20333—2015 压水堆核电厂一回路安全降压和排气系统设计准则 1范围 本标准规定了第三代压水堆核电厂一回路安全降压和排气系统的基本设计要求。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相关。 本标准适用于第三代压水堆核电厂一回路安全降压和排气系统的设计。 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/T17569压水堆核电厂物项分级 EJ/T335轻水堆核电厂假想管道破损事故防护设计准则 EJ/T336 压水堆核电厂核供汽系统布置准则 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/T20100 压水堆核电厂反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统超压分析要求 NB/T20268 压水堆核电厂安全阀和卸压阀管系设计准则 HAF102 核动力厂设计安全规定 HAD102/02 核电厂的抗震设计与鉴定 3术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3. 1 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. 2 事故工况accidentcondition 比预计运行事件更严重地偏离正常运行的工况，包括设计基准事故和超设计基准事故（包括严重事 故）。 3. 3 设计基准事故designbasisaccident 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管理限值以内。 3. 4 严重事故severeaccident 严重性超过设计基准事故并造成堆芯明显恶化的事故工况。 NB/T20333-2015 4系统功能 4.1 能动型核电厂 能动型核电厂安全降压和排气系统的功能包括： a）在设计基准事故工况下，可用稳压器安全阀对反应堆冷却剂系统进行超压保护，在某些设计中， 可以采用稳压器安全阀进行低温超压保护； b）在丧失二次侧冷却功能的超设计基准事故工况下，用稳压器安全阀、和（或）稳压器卸压阀、 和（或）快速卸压阀承担“充一排”运行工况下的溢流功能； c）在严重事故发生时，通过快速卸压阀，迅速降低一回路系统的压力，避免高压熔堆； d）在事故工况中，使用反应堆压力容器顶部排气阀，排出事故过程中或事故后大量积聚在反应堆 压力容器顶部的非凝结性气体，降低对反应堆冷却剂系统自然循环和反应堆堆芯传热造成的不 利影响。 4.2非能动型核电厂 非能动型核电厂安全降压和排气系统的功能包括： a）在设计基准事故工况下，稳压器安全阀对反应堆冷却剂系统进行超压保护： b）在设计基准事故工况下，通过自动卸压阀实现自动卸压，以使非能动堆芯冷却系统可以充分地 冷却堆芯； c）在超设计基准事故工况下，通过自动卸压阀提供卸压手段，以防止高压熔堆； d）在事故工况中，可使用反应堆压力容器项部排气阀，排出事故过程中或事故后大量积聚在反应 堆压力容器顶部的非凝结性气体，降低对反应堆冷却剂系统自然循环和反应堆堆芯传热造成的 影响； e）在反应堆冷却剂系统水装量增加的事故中，用反应堆压力容器顶部排气阀，执行应急下泄功能， 防止发生稳压器满溢。 5系统范围 5.1能动型核电厂 典型的能动型核电厂安全降压和排气系统包括三部分：超压保护子系统、快速卸压子系统、反应堆 压力容器事故排气子系统。 系统的主要设备包括： a）稳压器安全阀（包括卸压阀）； b）快速卸压阀； c）反应堆压力容器顶部排气阀； d）仪表； e）管道及管道附件等。 5.2非能动型核电厂 典型的非能动型核电厂安全降压和排气系统包括三部分：超压保护子系统、自动卸压子系统、反应 堆压力容器顶部排气子系统。 系统的主要设备包括： a）稳压器安全阀； b）自动卸压阀； 2 NB/T20333—2015 c）反应堆压力容器顶部排气阀； d）仪表； e）管道及管道附件等。 6系统性能要求 安全降压和排气系统应能在核电厂正常运行期间保持一回路压力边界的完整性，在事故工况下完成 本准则第4章所规定的功能。 安全降压和排气若与其他系统共用，则共用部分还应满足这些系统的性能要求。 7设计要求 7.1安全等级 7.1.1系统部件的安全等级，应遵照GB/T17569划分。 7.1.2与反应堆冷却剂系统相接的前两道隔离阀门及阀前管道、管道附件属于安全1级；限流件下游 的阀门和管道可划分为安全2级。 7.1.3与反应堆冷却剂系统相接的安全阀及阀前管道、管道附件属于安全1级。 7.2抗震类别 7.2.1系统部件的抗震类别，应遵照GB/T17569划分。 7.2.2所有安全级部件均需按抗震1类设计，以保证在发生极限安全地震动（SL-2）时保持其可运行 性或完整性。 7.2.3任何非安全级或非抗震1类的构筑物、系统或部件的失效不得影响安全降压和排气系统实施核安 全功能。 7.3单一故障准则 应对设计基准事故的安全降压和排气设计应遵循单一故障准则。 7.4内部、外部灾害的防护 系统的设计，应能防止诸如火灾、内部水淹、内部飞射物、管道甩动及喷射流冲击等内部灾害和地 震等外部灾害所引起的失效。 8设计准则 8.1系统设计准则 8.1.1安全降压和排气系统应满足一回路压力边界的设计要求，其应对设计基准事故应符合 NB/T20100中的相关规定，其应对严重事故应满足防止高压熔堆的要求。 8.1.2安全降压和排气系统事故后需要操作的阀门应在主控制室和远程停堆站上操作，全部阀门应在 主控制室和事故后监测系统显示其状态。 8.1.3由反应堆压力容器事故（顶部）排气系统泄漏或破口引起的反应堆冷却剂的丧失流量，不应超 过正常的补水流量。 8.1.4应设置相关仪表，能够迅速探测米自阀门的泄漏。 3 NB/T203332015 8.1.5应考虑系统的启动信号或启动条件。 8.1.6应考虑防止误操作的措施。 8.2机械设计准则 8.2.1本系统的机械设备应按适用的设计规范设计，并满足规范要求。 8.2.2本系统的设计应能在极限安全地震动及任一运行工况或事故工况时共同施加的载荷作用下，不 会造成设备和管道失效。对于执行安全功能的部分，不应导致安全功能的失效。 8.2.3系统承压设备的材料应具有足够的断裂韧性，以防止在电厂的运行寿期内，在电厂任何一种运 行方式、水压试验或事故工况下发生脆性断裂。 8.2.4系统设计中应遵照EJ/T335的有关要求，采取必要的防护措施。当安全降压和排气周围区域内 其他系统的某些设备和管道发生损坏时，安全降压和排气的设备和管道应能防止动态效应的影响而不丧 失功能。 8.2.5系统的结构材料应与任何一种运行工况或设计基准事故工况所预期的水化学特性相适应。 8.2.6系统的结构材料应保证在严重事故快速卸压期间的卸压功能。 8.3电气设计准则 8.3.1至少系统应对设计基准事故的用电设备的供电设计应符合单一故障准则和安全级供电需求，具 体应满足NB/T20051和NB/T20053的设计要求。 8.3.2系统中为完成安全功能所需的用电设备应由应急电源和（或）蓄电池以及后备电源供电。 8.4仪表和控制设计准则 8.4.1安全降压和排气的仪表和控制设计应满足NB/T20026和NB/T20053的设计要求。 8.4.2对于系统所有的动力操作设备，应能在控制室和远程停堆站上操作。 8.4.3系统的测量仪表和控制设备应能在事故工况下可能出现的恶劣环境中执行其功能。 8.4.4在主控制室，应至少对系统的下列参数给予显示和（或）报警： a）阀门状态； b）系统温度。 8.5布置设计准则 8.5.1安全降压和排气系统的布置设计应满足EJ336的有关规定。 8.5.2系统的设计和布置应该提供可接近的通道和空间，以满足运行、维修和在役检查要求。布置应 考虑辐射防护和实体隔离的有关准则和措施。 8.5.3系统安全相关设备的布置设计应保证内部灾害（如火灾、内部水淹、内部飞射物、管道甩动及 喷射流冲击等）和地震等外部灾害不会导致安全降压和排气的安全功能失效。 8.5.4系统应布置在能对极限安全地震动、最大可能的外部事件提