NB-T20231-2023压水堆核电厂专设安全设施设计准则.docx
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1、ICS27.120.20F65NB中华人民共和国能源行业标准NB/T20231-2023代替NB/T20231-2013压水堆核电厂专设安全设施设计准则Designcriteriaforengieeredsafetyfeaturesofpressurizedwaterreactornuc1.earpowerp1.ants2023-12-28量布2024-06-28实做国家能源局发布目次I范也I2规范性引用文件(再次核实)13术语和定义I4专设安全设施的范困与核安全功能24.1 专设安全设俺的范困24.2 专设安全设施的核安全功能35设计基准3S1.核安全JttWJ352物项分级553安全分析5
2、6设计要求66.1 预计运行货件和设计班准小故选择66.2 事故发展的抑制763事故预防设计和缓解功能7附录A(资料性附录典型的设计始发事件示例I本文件按照GB,TI.I-2O2Oq标准化工作导则第1部分:标准化文件的结构和起点规则8的规定起草,本文件代借NB,T20231-2013压水堆核电厂专设安全设施设计选则,2JNBT2O2312OI3相比,除结构询整和编轼性修改外,主要技术内容变化如下:一一第1章标准的适用的困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: EJZT331替换为NB/T20106: 1.:J/T562替换为NB/T20379; 1.JT570
3、替换为NB/T20102: 增加NBZT20667; 增加NB/F2066;一一全文中”都设计明准方故”替换为“设计扩展工况”;全文中统一“预计运行事件和预计基准事故”的描述:一一增加“设计基准事故”、“设计扩展工况”的术语解修(见第3章);一一修改术语“专设安全设施”(见3.1)、“单一故障见3.2)的定义:一一结合三代核电厂的特点,对原标准中第4章“专设安全设施的范围与核安全功能”诳行了重新编排和内容脩改:一一增加严Hi步故预防与缓解措施对供电要求的描述(见5.1.11):希考NBJT20667和NBJT20668.对原标准中5.I.12“内外部加件”进行修改;一一结合三代核电厂的特点,对
4、原标准中6.3.2”事故工况及验收准则”进行了曳新编排和内容移改:根据NB/T20103和NB/T20035.对原标准中附录A进行修改.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。本文件起草单位:中国核动力研究i殳计院、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限公司、华龙国际核电技术有限公司。本文件主要起草人:刘航、何劲松、任云、余小权、黄代顺、张玉龙、赖建永、蔡志云、中亚欧、陈巧艳、吴辉平、邦丹丹、刘立欣、温亮、李麻杰、彭跃、盛美玲、我辉.本文件于2013年首次发布,本次为第一次修订.压水堆核电厂专设安全设施设计准则1范B1.
5、本文件规定了压水堆核电厂早设安全设施(以下简称专设安全设施)的范明、核安全功能、设计培准和设计要求.本文件适用于以能动型安全系统为主的压水堆核电厂专设安全设施的设计,2规范性弓I用文件下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款。其中,注H期的引用文件,仅该日期对应的版本适用于本文件:不注日期的引用文件,其最新版本(包括所有的修改电)适用于本文件。GB6249GBf1.GBTGBfTGBT13284.1132861362617569NB20035NB.T20097NBfT20103NBT20379NB-T2()402NB-T2()406NB/T20667NBZ2()668核动
6、力厂环境辎射防护规定核电厂安全系统第1部分:设计准则核电厂安全级电气设备和电路独立性准则单一故障准则应用于核电厂安全级电气系统J卡水堆核电厂物项分级汽水堆核电厂工况分类压水堆核电厂混凝上安全壳功能设计要求压水堆核电厂事故分析和安全判据核电厂安全相关的操纵员动作时间相应设计准则J卡水堆核安全重要流体系统单一故障准则汽水堆核电厂流体系统的安全光隔禹装置压水堆核电厂内郃灾害防护设计总则压水堆物电厂外部灾害防护设计总则3术甯和定义以下术语和定义适用于本文件。3.1专设安全设Iiiengineeredsactykaturcs预计运行事件和设计基准事故后为限制其后果而起作用的安全系统.3.2单Osig1.
7、eSai1.ure导致单一系统或部件不能执行其预定功能的一种故障,以及由此引起的各种维发故障,3.3在机械流体系统中,在需要毒部件的机械运动完成功能的设备接收到动作命令时,拒绝完成其功能,这种故障称为能动故障。3.4动故0passivefai1.ure一个部件不能保持其结构完整性或工艺流道被堵塞而不能完成其预期功能的故隔,3.5JfiKshortterm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动作,各系统的响应得到证实,事故的类型得以验明,并规定在长期中应采取的操作,短期般指的是小故发生的以初24小时之内。3.6长期1.ongterm紧接着短期之后的系统运行时间.在此期间仍需要
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