NB-T20278-2023压水堆核电厂应急给水系统设计准则.docx

《NB-T20278-2023压水堆核电厂应急给水系统设计准则.docx》由会员分享，可在线阅读，更多相关《NB-T20278-2023压水堆核电厂应急给水系统设计准则.docx（7页珍藏版）》请在优知文库上搜索。

1、ICS27.12020F65NB中华人民共和国能源行业标准NB/T20278-2023代替NB,T2O278-2OI4压水堆核电厂应急给水系统设计准则Designcriteriaforemergencyfeedwatersystemofpressurizedwaterreactornuc1.earpowerp1.ant2023-12-28t%2024-06-28比i国家能源局发布I范围2规范性引用文件13系统功粕23.1安全功能232其它功能24獭范围25系统性能要求26设计要求26.1 安全等级和抗飕类别26.2 系统设计要求36.3 设翁设计要求56.4 机械设计要求66.5 电气设计要求

2、66.6 仪表与控制设计要求66.7 接口要求76.8 布置要求76.9 试验和维修要求8本文件按照GB,T1.1.-2O2OM标准化工作导则第1部分：标准化文件的结构和起草规则的规定起草.本文件代国NB”202782014压水堆核电厂应急给水系统设计准则3,与NB/T20278-2014相比.除结构调整和编辑性改动外，主要技术内容变化如下：一一第1点标准的适用范围明确适用于以能动型安全系统为主的压水堆核电厂；对引用标准进行了相应修改： 增加RW102/03 增加GB，T50958: 增加BT20035; 增加NB/T20193： 删除EJ/T336 EJ/T335替换为XB/T20516;

3、EJ/T561替换为NB/T20524; EJ/T562替换为W/T20379:一一增加格节“3术语和定义”；-为符合HAF1.O2的规定,全文中“超设计基准小故工况”修改为“设计扩展工况”：一一结合国内外最新设得分级经脸，增加屏障等缎、功能等级等描述内容（见7.1.D;一一流必要求区分“泵的般小循环流量”和“系统的般小给水流JIt”（见7.2.I）：描述“维持热备用期间至少2,Itr修改为“维持热件堆至少24h”（见7.2.2）;一描述“1.OCA后长期水源”修改为“长期水源”，“30天”修改为“充足”（见7.2.2.3）;一一7.2.3.2.1节与7.2.3.2.2节合并，修改为“本系统的

4、应急给水泵动力源宜考虑多样性，这些动力源包拈场内应急交流电源、衰变热产生的然汽、柴油肥加动装诋、蓄电池、SBO续油机等，使其具有与安全功能相符的可靠性”（见72.3.2）;一-流奴要求强改为“应急给水泵应在事故分析所采用的延时时间内提供所需的流届,该流量:应可合7.2J规定的最小给水流Jft和最大给水流量要求”（见7.3.I.D：电气设计要求增加应满足的标准NB,，T20053（见九5.1）;一系统设得及其管道和ftJ的布置设计的参照标他由EKr336修改为GB,T，0958和NB,T20193（见7.8.1）.本文件由能源行业核电标准化技术委员会提出。本文件由中国核电发展中心归口.本文件起草

5、单位：中国核动力研窕设计院、中国核电工程有限公司、上海核_E程研究设计院股份有限公司、深圳中广核工程设计有眼公司、华龙国际核电技术有限公司。本文件主整起草人：余小权、何劲松、极建永、刘航、任云、蔡志云、陶舒畅、杨轶、陈旭、余荥靖、李洁在、牛呼挣、董雨杭、王茹、胡创、唐辉.本文件于2014年首次发布,本次为第一次修订.压水堆核电厂应急给水系统设计准则1JSB本文件规定了压水用核电厂应急.给水系统荔木的设计要求，它包括与系统设计直接相关的运行、堆怪和试验等要求.但不包括设备的详细设计要求.本文件适用于以能动我安全系统为主的压水堆核电厂应急给水系统的设计,其它同类型核电厂可参照执行.2范性引用文件F

6、列文件中的内容通过文中的规慈性引用而构成本文件必不可少的条款.其中,注日期的引用文件,仅该口期对应的版本适用于本文件：不注口期的引用文件,其最新版本（包括所有的修改用）适用于本文件.HADGB/TGB/TGBTGB/TNBTTNBTTNB/TNBTTNBTNBTNBfTNBTTNB/T102/0315285132861756950958200262003520051200532005620193203792051620524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缴核电厂安全正要系统和部件的实体防护核电厂安全级电气设备和电路独立性准则压水堆核电厂物项分级核电厂常规岛设计规范核电厂安

7、全重要仪表和控IM系统总体要求压水堆核电厂工况分类核电厂厂用电系统设计准则核电厂安全正要电气、仪衣和控制设备安装要求轻水堆核燃料衰变热功率的计算核电厂常规岛汽水管道设计技术现他核安全有关的操纵员动作时间响应设计准则轻水堆核电厂假想管遒破拗事故防护设计准则压水堆核电厂安全停班设计求则后备水backupwatersource设置固定接11,能快速投入使用并补充主水液的电厂常设设施的水源，如核岛除盐水分配系统、常现岛除盐水分配系统、消防水分配系统等.3.2长期水与1.ong-termwatersource通过移动设施（移动泵或消防乍等）和临时留线补充.作为主水源取终补水手段的水源.4系修功鲤4.1

8、安全功传蒸汽发生器正常给水不可用时，为蒸汽发生涔提供所需的给水流量，带走一回路热状，口到余热排出系统投入运行为止。4.2 其它功传4.2.1 可为蒸汽发生器提供初始充水和冷停地后的再充水.1.2.2在电厂正常启停期间，应急给水系统也可作为正常给水系统的替代为蒸汽发生器提供所需的给水：a）反应堆冷却剂系统的启动和升温期间：b）热停堆期间；c）反应堆冷却剂系统降温至余热售出系统投入之前.4.2.3在某些设计扩展工况下（如未能条急停堆的预期瞬态、丧失全部热阱、全厂断电等）为蒸汽发生器提供蛤水以川出余热.5应急给水系统由执行第1章所规定功能的设备.管道及其支承件等所如成,主要包括Ia）应急给水泵及其强

9、动装置：b）应急给水流址调节回：C）从应急给水水源到蒸汽发生器之间的连接管道、阳门和管道附件；d）仪表、控制设招；e）应:&给水水箱.6系俄性传央求本系统应能在核电厂正常运行、倏计运行事件、设计基准事故及设计扩展工况下完成第1章所规定的功能，主饕包括Ia）作为蒸汽发生器二次偏降温降压控IM系统（如应急给水系、系的丞动装置、波出和压力控制装汽）的部分,应保证电厂瞬态后冷却到余热柞出系统使投入运行：b）提供满足安全分析要求的应急给水流I七7设计要求7.1 安全IHRiD技类别木系统制件的安全等级和抗俄类别应金照HAD102，力3和GBjT17569划分，7.1.1 机械事件7.1.1.1 应急给水

10、管道上从蒸汽发生器到安全无外侧的第一个隰离网之间的管段、他门属于安全2级（功能1缎，屏障2级），a）应急给水他的四位（开或关）：b）险念给水泵的状态（运行或件:C）应急给水水箱的液位、温度：d）进入每台蒸汽发生的应急给水源B1.7.7 接口央求7.7.1 主水系脩的接口要求本系统应在安全壳内近蒸汽发生器的位园接入主给水系统，以尽可使避免主给水管道破裂事故对应急给水产牛的影响,或她过单独的应急给水管道连接蒸汽发生寄，应急治水管道应设置止回阀,降低险急给水管道液裂引发的初囚事件发生频率.7.7.2 蕉汽系罐的接口要求主蒸汽系统应为应急给水汽动泵（如果杓）提供阴动蒸汽,供气管道上应设置隔禹蹲,7.7

11、.3 有关扑水系兼的接口要求险急给水土水源应设有叮除抗水系统等后备水源相连接的接口管道.以便这些系统能为主水源梃供正常补水和应急补水.7.7.4 外时Ifi供水的接口戛求本系统中应设置仃易接近的外部临时应急供水接口.以保证在事故I：况下.当主水源不足时电厂可采用外郃应急供水设备接入主水源.7.7.5 TSWWXttttnX*a）为了监测水源和蒸汽发生器给水的PH值和氧含IiM如需）等参数，应由工艺取样系统提供远即掰或就地取样的措做.b）工艺取样系统在从以下位况提取液体样品：主水源、应急给水管道.7.7.6 设备冷却水系跳接口要求本系统应急给水泵的泵体及羯动装置应采用自冷却的方式或安全级的设备冷却水来进行冷却.7.7.7 7.7压空气系统捱口戛求本系统气动阀门应由乐缩空气系统提供合格的气源.7.7.8 7.8电气相关”*的舞口要求木系统中电气相关设施的接口应涌足7.5的要求。7.8 布量要求7.8.1 系统设备及其管道和阙门的布置设计应参照GBT50958和NBT20193执行，多重性和多样性泰统部件之间附按GBT13285和GB.T13286的要求进行实体隔离一7.8.2 本系统抗震I类系统设备应布鲨在能对极泯安全地膜动、*大可能的外部事件（例如，洪水、龙卷风和飞射物等）提供保护的构筑物中.