中华人民共和国核工业部标准 压水堆核电厂余热排出系统设计准则 EJ328-88 1主要内容与适用范围 本准则规定了压水堆核电厂余热排出系统基本的设计要求，以确保余热排出系统能够安全、可靠 地执行其预定的功能. 本准则仅适用于压水堆核电厂余热排出系统的设计，它不包括对设备的设计要求，亦不包括该系 统的运行、维修和试验要求，除非它与系统设计直接有关. 2引用标准 EJ313《压水堆核电厂系统部件安全等级的划分》 HAF0200《核电厂设计安全规定》 EJ331《压水堆核电厂安全壳隔离系统设计准则》 EJ339《压水堆核电厂安全阀和卸压阀管系设计准则》 EJ336《压水堆核电厂核供汽系统布置准则》 3系统功能 余热排出系统的功能是在停堆冷却的第二阶段从反应堆冷却剂压力边界内把裂变产物的衰变热和 其它余热传给与安全有关的冷却水系统，以一定的冷却速率降低反应堆冷却剂的温度，并维持冷却剂 温度在规定的范围内. 在反应堆换料时，余热排出系统在换料水箱和换料水池之间输送换料水. 余热排出系统若与应急堆芯冷却系统或安全壳喷淋系统共用，则还应执行这些系统的功能. 4、系统范围 4.1执行本准则第2章所规定的功能的部件（设备和管道等）及其支承件所组成的系统为余热排出 系统，该系统的主要设备有： a 使反应堆冷却剂通过余热排出系统进行循环的泵； b 从反应堆冷却剂系统排出余热的热交换器； 在上述设备和反应堆冷却剂压力边界之间，为提俱适当的流动通道、中间联接和流量控制所 需的管道、阀门和管道附件. 5安全等级和抗震类别 5.1本系统的设备安全等级划分应遵照EJ313的有关规定. 5.2本系统中执行系统安全功能所必需的设备、管路及其支承件应属安全二级、抗震一类. 5.3本系统中执行系统功能、但不属于5.2条的其它部件及其支撑应属安全三级、抗震一类. 5.4与反应堆冷却剂系统相接的前两道隔离阀门及阀前管道、管道配件和支挥应属安全一级、抗震 一类. 5.5为本系统疏水、排气等而设置的并在接口隔离阀以后的管路属于安全四级、抗展二类. 5.6若本系统的一部分与应急堆芯冷却系统或安全壳喷淋系统共用，则这部分设备、管路及其支撑 中华人民共和国核工业部1988-06-05批准 1989-01-01实施 158 PDF文件使用"pdfFactory Pro”试用版本创建.fineprint..cn EJ328-88 还应满足这些系统的相应安全等级和抗展类别的规定. 6性能准则 本系统应能在核电厂正常运行工况或反应堆出现异常情况但应急堆芯冷却剂系抗并不投入的情况 下完成本准则第3章所规定的功能，系统排出余热的速率应保证不超过规定的燃料设计限值和反应堆 冷却剂压力边界的设计条件. 本系统若与应急堆芯冷却系统或安全壳喷淋系统共用，则应满足这些系统的性能准则. 7设计准则 7.1核设计准则 7.1.1本系统的设计应保证系统投入运行时不降低反应堆冷却剂的硼浓度，使反应堆保持安全停堆 所要求的停堆深度. 7.1 2为保证适当的停堆深度，系统设计应设置取样点，以确认系统投入运行后其硼浓度和水质指 标符合要求.工艺取样点可设在余热排出热交换器的下游. 7.2系统设计准则 7.2.1系统容量 7.2.1 1本系统热负荷设计应保证在反应堆长期满功率运行后，能在规定的时间范围内将反应堆冷 却剂系统的温度降至所规定的换料温度，此时间范围不应成为换料进度的限制因素. 7.2.1.2在停堆冷却过程中，需要本系统排出的热量应包括： a 堆芯剩余释热，即剩余裂变热、裂变产物的衰变热和U-238俘获产物的衰变...
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