ICS 27. 120. 20 F 65 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20260-2023 代替NB/T20260-2014 压水堆核电厂余热排出系统设计准则 Design criteriaforresidualheatremovalsystemofpressurizedwaterreactornuclear power plant 2023-12-28发布 2024-06-28实施 国家能源局 发布
NB/T 202602023 目次 1范围.
2规范性引用文件 3术语和定义 4系统功能 4.1主要功能 4.2辅助功能 4.3其它 5系统范围 6系统性能要求 7设计要求 7.1安全等级和抗震类别 7.2反应性控制要求 7.3系统设计要求 7.4设备设计要求， 7.5机械设计要求， 7.6电气设计要求， 7.7仪表与控制设计要求， 7.8接口要求， 7.9布置要求... 7.10试验与维修要求... 标准信息服务平台
NB/T 202602023 前言 本文件按照GB/T1.1-2020《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.
本文件代替NB/T20260-2014《压水堆核电厂余热排出系统设计准则》，与NB/T20260-2014相比， 除结构调整和编辑性修改外，主要技术内容变化如下： 一一第1章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： 一一对引用标准进行了相应修改： ●增加HAD102/03 ●增加NB/T20100 EJ/T331替换为NB/T20406 EJ/T336替换为NB/T20472 一修改术语半管水位状态的定义（见3.2）； 根据当前设计要求，主要功能中补充“与主系统连通时，保持反应堆压力边界的完整性”（见 4. 1) : 根据当前设计要求，辅助主要功能中补充“必要时，可使用余热排出系统为乏燃料水池和换 料水池提供冷却”（见4.2）： 增加HAD102/03（见7.1.1）； 一结合国内外最新分级经验，增加屏障等级、功能等级等描述内容（见7.1.2）： ）一，一， 7. 3. 4. 1) ; 一增加一回路处于抽真空状态的描述（见7.3.8.1）： 增加防止涡流的设计要求（见7.3.8.2）： 增加热交换器的保护要求内容（见7.3.9）： 一修改7.4.3.1节b）条描述，并增加c）条内容（见7.4.3.1）： 增加“系统入口管线上的隔离阀应设有联锁，以防止当一回路压力高于本系统初始启动压力 时阀门开启”的要求（见7.7.3）： 一增加“布置设计应考虑降低气体积聚的可能性，从一回路至泵入口的管道应倾斜向下，便于 排气”的要求（见7.9.6）； 增加余热排出泵布置位置要求（见7.9.7）： 增加“设备的选型应使设备所需的维修频度尽可能低”的要求（见7.10.2.2）.
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：中国核动力研究设计院、中国核电工程有限公司、上海核工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：余小权、赖建永、何劲松、任云、刘航、赵禹、李杰、程会方、顾明洲、盛美 玲、徐珍、张亮、罗明坤、温亮、丘锦萌.
本文件于2014年首次发布，本次为第一次修订.
II
NB/T202602023 压水堆核电厂余热排出系统设计准则 1范围 本文件规定了压水堆核电厂余热排出系统基本的设计要求，它包括与系统设计直接相关运行、维修 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型安全系统为主的压水堆核电厂余热排出系统的设计，其它同类型核电厂可参 照执行.
2规范性引用文件 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，其最新版本（包括的修改单）适用于本 文件.
HAD102/03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级 GB/T13285核电厂安全重要系统和部件的实体防护 GB/T13286核电厂安全级电气设备和电路独立性准则 GB/T17569压水堆核电厂物项分级 NB/T20026核电厂安全重要仪表和控制系统总体要求 NB/T20100压水堆核电厂反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统超压分析要求 NB/T20051核电厂厂用电系统设计准则 NB/T20053核电厂安全重要电气、仪表和控制设备安装要求 NB/T20268压水堆核电厂安全阀和卸压阀管系设计准则 NB/T20406压水堆核电厂流体系统的安全壳隔离装置 NB/T20472压水堆核电厂核岛工艺系统管道布置设计准则 标准信息 3术语和定义 下列术语和定义适用于本文件.
3. 1 停堆冷却的第二阶段thesecondphaseforshutdown cooling 电厂停堆期间，经蒸汽发生器第一阶段冷却和降压，使反应堆冷却剂系统的温度和压力降至余热排 出系统能够投入运行后的冷却阶段.
3. 2 半管水位状态mid-loopstatus 当反应堆冷却剂水位低于热段与反应堆压力容器连接流通截面的顶部且高于主管道中平面的状态.
NB/T 202602023 4系统功能 4.1主要功能 余热排出系统的主要功能有： a）在停堆冷却的第二阶段从反应堆冷却剂系统内把裂变产物的衰变热、泵的输入热量及反应堆冷 却剂和设备显热传给与安全相关的冷却水系统，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： b）在反应堆停堆和启动过程中，当反应堆冷却剂泵未投入运行时，利用余热排出泵循环反应堆冷 却剂： c）在蒸汽管道发生破裂等事故后，停堆冷却的第二阶段排出堆芯衰变热、泵的输入热量及反应堆 冷却剂和设备显热： d）在反应堆冷却剂系统发生小破口事故后，如果能够维持余热排出系统允许接入的条件，余热排 出系统在停堆冷却的第二阶段排出堆芯衰变热、泵的输入热量及反应堆冷却剂和设备显热： e）在冷停堆期间，为反应堆冷却剂系统提供超压保护： f)与主系统连通时，保持反应堆压力边界的完整性.
4.2辅助功能 余热排出系统的辅助功能有： a）在换料操作后，必要时，可使用余热排出系统将换料水从换料水池输送至换料水箱： b）必要时，可使用余热排出系统为乏燃料水池和换料水池提供冷却： c）协助化学和容积控制系统进行反应堆冷却剂系统的化学和容积控制.
4.3系统共用 本系统若与其它系统（如：应急堆芯冷却系统和安全壳喷淋系统）共用，则共用部分还应执行这些 系统的功能.
5系统范围 余热排出系统由执行本文件第4章所规定的功能的部件（设备和管道等）及其支承件组成，该系统 的主要设备包括： 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： c）防止反应堆冷却剂系统和本系统超压的卸压装置： d）在上述设备和反应堆冷却剂压力边界之间，为提供适当的流动通道、中间联接和流量控制所需 的管道、阀门和管道附件： e）用于控制、保护、报警和指示的仪表.
6系统性能要求 本系统应能在核电厂正常运行工况或反应堆出现异常，但应急堆芯冷却系统并不投入的情况下具备 本文件第4章所规定的功能，系统排出余热的冷却速率应保证不超过规定的反应堆冷却剂压力边界的设 计条件.
