NB-T20231-2023压水堆核电厂专设安全设施设计准则.docx

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56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.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.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.在此期间仍需要系统的安全功能.3.7安全停堆SafetyShUtdOVn一种核电厂工况,反应堆堆芯呈次临界，余热正在排出，安全壳密封得到保证，从而使放射性产物的林放保持在允许范围内.而且为维持这些条件所必编的系统正在其正常范围内工作.3.8设m.故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锋放在可接受的限值以内，核电厂是按确定的设计准则和保守的方法来设计的，3.9KH11ftT%designextensioncondition不在设计基准事故考虑范附的事故工况,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择放在可接受限值以内，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（产重事故）工况.4世安全设施的范B1.与核安全功能41专设安全设线的范围专设安全设施是指压水堆核电厂在预计运行事件和设计基准事故后，用于预防堆芯损坏或缓解事故后果而专门设跣的核安全级构筑物、系统和部件,不同堆型的专设安全设施的范围有所差异,但主要包括不限于）以下部分ra）应急堆芯冷却系统：b）安全光系统（安全无喷淋、安全壳隔离、安全无可燃气体控制系统）；c）蒸汽发生器应急给水系统：（1）应急硼注入系统“4.2设安全设施的植安全功能4.2.1 施和*芯冷却系统该系统主要承担以下功能：a）在失水事故工况下,通过向堆芯注入冷却水,带出堆芯余热，防止燃料包壳熔化,并保排堆芯可冷却的几何形状和燃料包克的完整性：b）在主蒸汽管道破裂出故等工况下，向反应堆冷却剂系统快速注入碘酸溶液，以补偿反应堆冷却剂过冷而引起的容枳变化和反应性增加，防止反应堆贰返临界：O系统的安全壳外部分承压边界在事故后作为安全壳的延伸，起安全壳屏障作用。4.2.2 安全充系统该系统主要承担以下功能：a）在运行和事故工况下包容放射性物质：b）保护反应堆使其免受外部自然十件和人为货件的影响：O安全光状态控制：D控制安全壳内裂变产物或其他气态、液态或固态物质的积累：2）排出安全光内的热量.将安全壳内压力和温度降低至可接受的水平.d）在事故工况下对安全壳实施有效隔离，保证安全壳的完整性和密封性。e）控制事故后安全壳内双气的浓度，使之低于安全壳燃烧或爆炸的限值,避免安全壳内大剂量氮气数烧、爆燃或爆炸，保持安全完的完整性，4.2.3 M发生应意船水系维该系统的安全功能是在预计运行小件和设计菸准任收工况下，正常给水系统失效时为蒸汽发生器供水.带出反应堆的余热和冷却反应堆冷却剂系统,使反应堆冷却剂系统达到余热排出系统可投入运行的状态.4.2.4 由意入系统读系统主要承担以下功能:a）在预计运行事件和设计基准事故工况下执行一回路娥化等安全功能，使反应堆冷却剂系统达到和维持安全状态：b）未能'般急件堆的预期瞬态工况下向反应堆注入浓碟酸溶液,将反应堆带入次临界状态.5设计苔45.1 松安全柳5.1.1 粳电厂工与核安全准则核电厂工况按羯想始发事件的猱率分类.见NB,，T2（X）35.对于发生概率低于Iov堆年的事件设计时可不予考虑.与专谀安全设施有关的电厂工况和核安全准则如下：a）对于工况H、II1.或IV类的事件，其后果不应超过NBJT20103中规定的限值：b）对于工况II、W或IV类的，"件，专设安全设施应符合适用的标准与规范的要求：O时干工况II、IM或IV类的事件，+设安全设强应保持紧急停垠和应急冷却的能力（燃料和反应堆冷却剂压力边界条件可能Si过技术规格抄规定的限值）,可要求实施事故规程；d）专设安全设逃完成安全功能的能力不应受工况II、H或IV类事件的影响.5.1.2 专设安全设施的响应专设安全设施应能响应工况II、I1.1.或IV类的事件，见NB,T20103中的相关要求，典，气的始发力件示例如的录A,5.1.3响应时间专设安全设施的设计应使操纵员对于事故I：况皆足够的响应时间,以便判断核电厂的状态弁决定应采取的措施,对事放工况的硝应时间应符合NBjT20379的曜求.5.1.4单一故阵准则的应用在专设安全设临设计时,应采取各种措施，以保if在丧失厂外电眼的同时又发生下述故障时,他鲂实现安全停用和专设安全设.弛的功能：一一短期内发生的单能动故障：一一长期内发生的单能动故际或单非能动故院.第一故障准则的应用要求原统设计有足够的冗余度.以保证专设安全设施的可用性.流体系统应用的审一故障准则院符合NB/T20402的要求.电气系统陶用的单故障准则应符合GB/T13626的要求.1.1.1 1.5系统的多性应采用多重性配置来保证专设安全设施功能的实现.多里配置至少应保证专设安全设地在发生量不利的单一故障时能完成其安全功能，5.1.6 系统的多样性宜采用多样性保则来保证专设安全设施功能的实现.多样性能苑少某些共闪故障的可能.从而提高安全功能的可靠性.多样性主要应用于执行网功能的多重系统或用件，洒过引入不同属性的多虫系统或例件来实现。5.1.7 系统的独立慢冗余配置的机械设各种电气设备之间应尽实际可能蚊大限度地做到实体分IW和电气隔符,避免跨越式连接.电气设备的隔高要求见G&T13286,实体分册至少应包括：a）防火：冗余的安全停堆序列除位于安全壳内或控制室内的部分以外,应采用酎火极限至少1.5h的防火屏障：b）防水淹，防护措施应使水淹不会扩展到整个安全相关系列：O防论道破裂，包括：I）安全壳内的防护措施应使管道破裂后的动力效应影响不全危害受保护设符：2）安全光外的防护指强应使管道破裂后的动力效应和（或）环境的影响不会危宙受保护设受保护和受保护区域，d）空间分隔：设备.管道布置和电境敷设的空间分隔距禹应实现降低共因故障概率的目标。系狡的最荷化专设安全设施应尽可能隔化,以便：a）使操纵员的动作尽可能荷单和单一，特别是在紧急情况下：b）完成功能和佚兔运行所要求的操作尽Bt少：O联锁保护的要求及诉少：d）实现安全、可施性口标和完成安全功能所需要的设备尽量少.1.1.9 安全充!专设安全设施中贯穿安全壳的管线应采取措施.设T1.安全壳隔阳装置,其要求强潴足NB.，T20406的要求.1.1.10 仪衰影控9设安全设施的仪表和拄制系统（包括在我监测和试验仪表是安全系统的一部分，应符合G&T13284.I中的要求.1.1.11 供电专设安全设施的各个系统至少都应由相互独立的两个交流电源供电,这两路电源分别3两路实体上独立的连接高压输电网的厂外电源相连I在丧夫厂外电源的事故中专设安全设施Ih两代独立的能好自动启动的哇油发电机出供电.同时,考虑设计扩概工况的预防和爆螂措施，应考虑设置全厂断电事故的电源以及移动电源，1.1.12 内外部危It专设安全设施的设计应分析和考虑内部和外部危险，包括潜在的可能直接或间接影响核动力厂安全的人为事件.并且符合HAFIO2中的相关要求，设计上应考虑的内外部事件见NB/T20667和NB/T20668“内部灾害主要考虑内部火灾、内部爆炸、内部水淹、内JS飞射物、构筑物到它等.外部灾害主暨考虑外部自然灾害包括极端风、龙卷风、极端温度、外端洪水、降水（包括冰冻及融若）、地震、极端低水位、出击、生物观望.流浮物及湿沙、电极干扰、火山爆发、沙尘必冰等I同时应考虑外部人为灾害包括飞机坠毁、外部现炸、外部火灾'毒性气体.，腐蚀性流体择故等.1.1.13 试和迅行IM专设安全设施应进行定期功能试验和运行陈酒,以踊保其设备的可用性和安全功能.应在主控室为操纵员提供手动操作所必需的设备状态最示,并保证在全厂断电期间也能显示其状态“1.1.14 设安全设支持票凌专设安全设施支势系统的构筑物、系统和部件的设计应满足专设安全设施各系统的功能要求。5.2 ，（分锻专设安全设脩的构筑物、系统和制件的分殴应符合GB"17569的要求.5.3 安全分析an目的核电厂安全设计要求机组应能承受假想始发事件而不会对公众的健康与安全造成危容.对与核电厂各类工况相对应的归患始发事件应来取不同段别的预防或缓解措施，要对假如始发事件及其危宙预防进行安全分析.以保证：a）鉴别可能影响核安全的每个假想始发事件的初始状态及大后果（例仙对电厂设备和过程参数的影响），评估其发生的垃大频次（引起同一咨数变化的M件应作为一如始发事件，确定所需的预防或级解功健：b）评价6设安全i殳施的相应功能（预防或援解）是否足鲂；c）获得核电机组的运行不会对公众的健康与安全带来辐射危害的技术依据，5.3.1 *要求为了证明6设安全设施对预计运行事件和设计法准事故的响应符合5.1.1的要求，要对小设安全设施完成其预定安全功能的能力进行系统分析，分析时应考虑ra）鉴别对设计基准事故进行病院的安全级构筑物、系统和部件：b）盥别并证实对安全级构筑物、系统和郃件的核安全要求：O鉴别弁证实对非安全级构筑物、系统和部件的核安全要求：d）验证操旗员与核安全有关的操作和响应时间已考虑执行安全功能的设备状态：C）确认安全功能是在系统设计规范和标准设定的范围内完成：D豳认对构筑物'系统和部件（包括监视和试监设备）有关的运行网的和条件.5.3.2 ，故工况襄京安全分析应确定预计运行事件和设计期准“故期间与核安全有关的要求，包括行政管理和应急规程方面的要求，分析时应考虑：a）假妞始发事件发生时的初始条件，包括下述影响：1）堆功率、反应堆冷却剂温度和压力、精度、控制系统响应和仪表精度：2）电厂参数随功率的变化,一回路中放射性的变化（然料包充的完整性）；3）堆芯功率空间分布,包括I燃料湿度，慢化剂密度、压力和空泡引起的反应性反馍,轴向可移动的固态中子吸收材料（控制冲和可燃毒物松）的分布.裂变产物（SX、彩）的分布：4）动力邺（电、气、水），包括应急电邺的状态I5）保护系统的状态；6）安全布.关系统的状态：b）加故期间电J.忿数变化对分析结果的彰响，例如压力、空泡分布、传热系故、反应堆冷却剂装破以及控制保护系统的响应等：C）可能影响裂变产物屏障先用性的应力和（或）应力瞬态（如反应性变化、能盘好放等）;d）用于热解事故后果的专设安全设施的性能，包括电路特性（如响应时间、蕊饱和的影响）、仪非误差、需要的动力源和流体系统的动态特性.对附录A所述典型始发事件的安全分析见NB，T20103中的相关要求.6设计要求6.1 覆计运行，件1谀计/准故途簿6.1.1 3应根据NB,，T20103中的相关要求隔定并分析需要专设安全设施碗应的例计运行事件和设计基准事故.同时适度题顾选定的设计扩展I：况.通常应考虑的始发事件见6.1.2,可行时考虑的设计旷展I：况如未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS）、与全J.断电有关的多个能动部件失效事故.6.1.2 妫发事件类St需考虑的单一始发事件类型主要如下：a）与核电厂正常运行有关的系统和设备失效、能动设备（如泵、阀门、控制器）误动作或操纵员操作情误：b）包括专设安全设施在内的茶用设备误投入；C）非能动设备故障，例如管道泄漏或破裂、然汽发生器传热管破裂；<1>操作员在燃料装卸过程中的差忸：C）失去厂外电源：n包容气态或液态放射性物质的设备（能动和非能动）故障或误动作.&2事敏发的涮M设计时应将6.1.I确定的预计运行事件和设计基准事故与NB“20035中期定的电厂工况相对应，如果未发生另外相互独立的始发小件，则任何设计基准小故都不应导致更为严重的再故（例如工况I如故发展为工况III事故）.6.3故演防设计和，解功能6.3.1 皿专设安全设施应对6.1.2规定的预计运行事件和设计基法事故救出响应，并实现6.3.2和6.3.3所描述的安全目标.6.3.2 *AmUUtWtM与预it运行事件和设计基准事故相时应的事件及事故工况及般收准则见表1。«1，件及故工况及1幻M1.事故工况中等短率事件一工况IID一个孤立的工况11事件不应引起后果更严小的事故（工况III或1V）,不应引起任一道屏Ki的破坏；2）保证燃料包壳的完整性I3）一回路压力和二回路压力不均过双俵4）济射剂鬓限值滴足GB6249的要求.稀有事件-工况HI1）可能导致少量燃料元件的有JU报坏.堆芯儿竹形状不破坏I2）个工况111事故不应导致个工况IV事故.不损舍反应堆冷却剂系统和安全克梆陶：3）翻射剂依附值满足GB6219的鬟求.极限事故一工况IVD堆芯几何形状不破坏：2）不和导致具有限制事故后果功能的系统掂坏；3）反应堆冷却剂系统和安全无不汨受到任何其他损伤；1）辐射itJfRiIftiA足GB6249的快求.注失水”故时应急堆芯冷却系统设计准则如下：1）燃料元件包壳表面计况依高温度不珀过I2（MC:2）燃料元件包党局部巩化量不超过气化前燃料元件包克总理度的17t:3）燃W元件包无与水或蒸汽化学反应产生的宛气m不均过假想总乳气m的%.假忸总领气m为祖定除包Hi燃料元件卿'城体积部分外,全部包无管金属与水或蒸汽完全反应所ri叼的天诩：，D堆芯的几何形状却匕应使堆芯仍能保持可冷却的几何形状：5）应急堆芯冷却系纪F始运行后，计算用芯混或保持在可接受的低数伤，堆芯内氏寿命放射性核素环板的衰变热漉求的更KW间内描除出：6）计尊公产爪的放射性后果不超过GB6W9的极限'H故限制他6.3.3 安全充限值安全光是防止放射性物质样放的第三道肝障，能在预计运行事件和设计基准事故的温度和压力条件下提供良好的密封性能,安全壳的完整件和密封性陶满足NRT20097的要求.安全壳限值主要考虑下列要求：a）安全壳压力低于设计压力：b）安全壳应承受由于安全壳唉淋系统误动作引起的f压；O安全克温度低于设计温度.（资N性）0的谀计始发件示例A.1二阖路系统排焦加二回路系统排热增加的典奥事故包括，a）给水温度降低、给水流出增加、蒸汽流展增加，蒸汽发生涔安全阚、林放同或排放同K在开启位置（中等烦率事件）：b）安全壳内、外的蒸汽管道破裂（小破口属稀有事件，人破口属极限力故）；C）二次厕非健动余热排出系统意外投入；d）快逋冷却功能误投入.A.2二BB扇系跳舞热就少二回路系统排热减少的典里事故包括：a）外负荷丧失、汽轮机事故保护停机、冷凝器真空丧失、汽粕机调节税故障关闭、主蒸汽隔离同塞外关闭（中等频率事件>b）电厂辅助设备非应急交流电源丧失（中等领率事件）；O正常给水流疑丧失（中等频率事件）；d）安全壳内、外给水系统管道破裂（小破口属稀有事件，大破口属极限事故）。A.3反应堆冷却剂系降低反应堆冷却剂系统流量降低的典堂事故包括Ia）反应堆冷却剂案电机事故保护停机或丧失电源使反应地冷却剂失去强迫流动；1）部分泵电机事故停机（中等翔率事件）；2）全枇泵电机同时事故停机（稀有事件）。b）反应烟冷却剂泵朴子R住和泵轴断裂（极限事故）。A.4反应性和功率分布异常反陶性和功率分布异常的典型事故包括：a）控制律组件在次临界或低功率启动工况下失控提升（中等顺率事件）；b）控制棒组件在功率运行时失控提升；1>-组联动控制标提开（中等频率事件）：2）单束样遑升（稀有事件）.C）控制桧误动作（中等频率事件）；d）不工作环路意外启动（中等嫉率事件）；O导致反应堆冷却剂硼浓度降低的化学和容积撵制系统故障（中等频率故障）；f）燃料如件忸装位事故（稀的事件）；g）弹棒事放（极限事故）。A.5反应堆冷却剂量意外增加反应堆冷却剂装显意外增加的典型事故包括：a）应急堆芯冷却系统在反应堆功率运行期间误投入（中等频率事件）;b）化学和容积控制系统故障（中等频率事件）：O应急硼注入系统误启动事故，A.6反应堆冷却剂装量意外充少反应堆冷却剂奘豉意外及少的典型骈故包括：a）稳压器安全阀或卸压其误开启（中等频率1K件）；b）安全无外冷却剂小管道破裂（稀有事件）；c）蒸汽发生器传热管破裂（稀彳川，件或极限姿故:d）反成堆冷却剂压力边界内各种假想管遒破裂导致的冷却剂出失事故（小破口屋福有事件.中陂口和大破口版极限犷故3A.7由助系H设备迨成的放财性物及鼻放由辅助系统或设的造成的放射性物质择放的典型事故包括：a）废气贮存和处理系统的故障（中等频率8件）；b）废液贮存和处理系统的故障或泄混（中等版率事件）：O废液储斌破裂引起的放射性物侦释放（稀有小件）；d燃料装卸事故引起的放射性后果（极限事故）；e）乏燃料运输容器掠落，"故（极限5故）。