NB-T20671-2023压水堆核电厂应急硼化系统设计准则.docx

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1、ICS27.120.20FWNB中华人民共和能源行业标准NBH206712023压水堆核电厂应急硼化系统设计准则Iksigncriteriaforemergencybora1.ionsystemofpressurizedwaterreactornuc1.earpowerp1.ants2023-05-26爱布2023-11-26实施国家能源局前I2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 其他功般5系统范围26系统性能准则27设计要求27.1 安全分线和抗震分类27.2 系统设计要求27.3 布置设计准则37.4 电气设计准则37.5 仪表和控制设计准则37.6 主要接口要求4

2、7.7 主要设备设计准则47.8 试验和维修要求4本文件按照GB，T1.1-2020标准化工作导则第I部分：标准化文件的结构和起草WiwB的规定起草.请注意本文件的某些内容可能涉及专利。本文件的发布机构不承担识别这些专利的责任.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，深圳中广核工程设计有限公司、中国核电工程有限公司，中国核动力研窕设计院.本文件主55起草人：胡到、李辉、王争光、氽小权、陈彦霖.压水堆核电厂应急硼化系统设计准则1范B1.本文件规定了压水堆核电厂应急姗化系统的设计准则.包括系统功能、性能准则、系统设备设计、以及维修、试验等相关的要求.

3、本文件适用于能动压水堆核电厂应急燃化系统的设计。2粕范性引用文件卜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，注日期的引用文件，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G新版本（包括所有的修改单）适用于本文件。HAD1.02/01核动力厂内部危险（火灾和爆炸除外）的防护设计GBT12241安全阀股要求GB.T13285核电厂安全重要系统和部件的实体防护GBT17569压水堆核电厂物项分级NBT2（X）26核电厂安全曳要仪衣和控制系统总体要求NBZT20051核电厂厂用电系统设计准则NB.T2（K）53核电厂安全俄要电气、仪衣和控制设备安装要求NB,T2（M

4、O6RK压水堆核电厂流体系统的安全无隔离装SiNB,T2（472RK压水堆核电厂核岛工艺系统管道布置设计准则3术语和定义下列术语和定义适用于本文件.3.1设计designbasisaccident导致核动力厂事故工况的假设事故.这些事故的放射性物质择放在可接受限值以内.该核动力厂是按确定的设计准则和保守的方法来设计的.3.2设计犷工况designextensioncondition不在设计基准事故考虑范阳的事故工况,在设计过程中应该按最佳估算方法加以考虑,并且该事故工况的放射性物质像放在可接受限（ft以内.设计扩展工况包括没有造成堆芯明显损伤的工况和堆芯熔化（严曳事故）工况.3.3核动力厂在发

5、生预计运行事件或事故J1.况后，反应堆处于次临界并能的保证基本安全功能口长期保持稳定的状态.NBZT2067Ii如234系统动能4.1 安全功能4.1.1 应意注应急燃化系统应能在所应对的预计运行事件.设计基准事故或设计扩展工况对一回路进行邮化.以补偿堆芯冷却和假毒减少引入的正反应性.应急硼化系统应能在预计运行算件、设计基准出故或设计扩展工况时手动启动，对一回路进行期化，使电厂以一定的速率降温、降压,自到堆芯达到安全状态。应急硼化系统应能在发生未能紧急停堆的预期螭态(ATwS)时自动投入运行，向反应堆冷却剂系统注入足膨的浓碘酸溶液,以控制反应性,保证堆芯带到并维持次临界状态.4.1.2 M*M

6、应急碘化系统送穿安全壳的管线上应设置安全壳隔离圻隙，安全壳隔离何及两者之间的管道为核电厂安全无边界的姐成部分。4.2 其他功傕应急Wf化系统可执行一网路水质试验、稳乐器辅助喷雾等功能.应急碘酸箱可作为一回路临时补水时硼水的水源，5MttH应急燃化系统由应急硼化泵从应急硼酸箱取水，注入到一回路中。系统由执行本文件第1章所规定功能的设需、阀门、仪表及管线等组成。主要设番包括：应急硼化系：应急硼酸箱.6系统性能准则为满足系统安全功能，应急硼化系统应满足以下性能准则：一一应急硼酸箱中硼酸介质的以小可用容积应确保将电厂带入安全状态；应急朗化系统的最小注入流量应能确保电厂过披到安全状态过程中，补偿因极化剂

7、冷却和加年减少引入的正反应性：-应急礴化系统的最大注入流量在电厂过渡到安全状态过程中不应导致稳乐着满溢.7设计要求7.1 安全分fit和加分类应急硬化系统的安全分级和抗徭分类应满足GB,T17569的要求，7.2 M设计娶来7.2.1 单TmWH系统应对预计运行事件和设计基准事故时,应遵循单一故障准则要求如下：a）至少包括两个冗余的系列；b）不同系列应由独立的安全级电源供电：c）不同系列之间应尽可能采用实体隔离或空间隔离；1）对于非能动部件，必须适当考虑其故隙，除非能翡在具有高湿信度的单故障分析中证实：该部件的故隙极不可能发生，并保持其功能不受到饯设始发事件的影响.7.2.2 内、外部危It的

8、防护系统谀计应考虑火灾、爆炸以及HADIo2/04要求考虑的内部危险的影响.系统设计应考虑外部危险的防护.7.2.3 安全加11系统贯穿安全壳的普线应遵照NB，T2（M06RK的有关要求进行设计，7.2.4 -U用对所有含有浓密溶液的设备和管路，若环境温度不能保证介顺温度在硼结晶温度以上，则应考虑保温、伴热措施，以防止硼结晶。相关的传热措施应满足应急硼化系统执行功能的可喜性要求,7.2.5为防止由于网门失效或运行人员的某一误操作引起系统超压，设计中应在泵的出口管战设置超压保护装置、系统所采用的超压保护装置相关设计应满足GB,T12241的一般要求,7.3 布置Ift计次则系统设备、管道和阀门的

9、布置设计应满足NB,T20472RK的有关要求，不同系列之间的实体隔离应满足GBrrI3285的仃关要求.系统布河设计至少应满足如下准则：a）系统布置应遵循实体隔离的要求（包括设符、管道、控制、供电和支持系统等）;b）系统布置成满足安装、调试、运行、维修、在役检查等便利性要求,为设爵的安装、试验、拆卸、更换及检验等预留空间：O系统布置设计应保证内部危险不会导致木系统安全功能失效；d）系统设备应布置在能对外部危险提供保护的构筑物中：e）系统布置应考虑人员可达性，息不影响人员的正常通行.7.4 nttHaJH系统的供电设计应满足NB,T20051和NRT20053的有关要求。完成安全功能所霜的用电

10、设备应至少由两列独立的厂外正常电源和两路独立的应急电源供电.7.5 仪我和控制设计准则系统的仪去和控制设计应满足NB/T20053和NB/T20026的设计要求。应备的仪衣及控制设备应保证足够的精度和响应时间，以满足系统性能要求.执行附急注硼功能的动力操纵设备.应能在主控室进行远程操纵.系统的测Ift仪表和控制设备应能在所应对的事故工况下可能出现的恶劣环境中完成其功能.在主控室显示和（或报警的参数至少应包含：a）应急硼酸注入流fit：b）应急硼酸箱的液位和温度：O应急硼化泵的状态；d）更要阀11的封位.7.6 主要接口要求7.61 反应堆冷却剂系统的接口为确保系统执行应急注硼功能，应选择适宜的

11、接管方式与反应堆冷却剂系统相连。本系统至反应堆冷却剂系统的管线上至少设置两道止同他，以确保反应堆冷却剂压力边界完整性.7.62 2为保证系统首次充水及后续应急硼酸箱的水装吊满足设计要求，应设式含硼水补给接口。7.63 3取样系统接口为确保硼酸浓度满足系统性能要求,应设里取样手段时燃浓度进行监测。7.7WMHftWWH1 .7.1JfiMKtX为满足事故下一回路硼注入要求，系统应选择具有高扬程、低流量特性的泵盘式，如采用柱塞泵。泵的流麻i殳计应满足系统性能要求.泵的扬程应保证事故过程中能够向一网路注入，家电机冷却宜采用空冷方式，从而减少对设备冷却水系统的依赖.为战轻压力脓动.泵出口宜充捏缓冲装置

12、.7 .7.2fiAWff应急硼酸箱的材料选择应保证与介质具有相容性，并应防止浓硼溶液的腐蚀。为便于依修，应设置人孔.7.8试It和It修要求7.&1试It7.8.1.1 水压试It系统应进行初次水质试验.7.8.1.2 收前试It系统应具有役前试股的能力，以便在最大可能范国内和尽可能接近实际的条件卜,，验证系统设计的合理性以及系统的功能，役前试验应包括设备试验、系统性能试验以及使系蛟投入运行的整个操作程序试验。7.8.1.3 JtWMtt系统的设计应给出定期试检要求，并根据试验要求在设计中考虑相应的措施，以使能定期评价系统能动部件的可操作性和所要求的功能特性.这些试验包括泵性能试验、一平I路注础试验、安全壳隔离阙密封性试粉,止回阀泄漏率试粉等。时单个设备或整个系统的定期试蛉应加以必要的控制，不应危及电厂的安全,不应产生非预期的瞬态.7.8.2维修系统的设计应规定必要的株变和维脩要求,并根据检查和维修要求在设计中考虑相应的描施。系统设计应考虑为维修提供通道.设备放词的位置应考虑检修工作人员、工具及更换部件所御的空间和通道要求，系统设计应提供适当的排气和疏水措6直，以便允许遮假设备，时单列设得的维修,不应影响系统其他列的正常投入，不应危及电厂的安全,不应产生非预期的瞬态.