ICS 27. 120. 20 F 69 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20669-2023 代替NB/T20261-2014 压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则 Designcriteriaforemergencycore cooling system of pressurized waterreactor nuclear powerplant 2023-05-26发布 2023-11-26实施 国家能源局 发布
NB/T 206692023 目次 前言 1范围.
2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其它功能 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机械设计准则.
7.6电气设计要求. 7.7仪表和控制设计要求 7.8接口要求 7.9布置要求， 7.10试验和维修要求.
NB/T206692023 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/T20261-2014《压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则》，与NB/T20261-2014 相比，主要变化如下： 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： EJ339替换为NB/T20268： EJ/T331替换为NB/T 20406； EJ_336替换为NB/T20472 EJ/T335替换为NB/T20516 一在第3章中，增加“单一故障”、“能动部件”、“非能动部件”的术语解释； 修改第3.1节术语“直接注入阶段”的定义以及全文与直接注入相关的描述，增加“安注箱、 容控箱等”作为直接注入水源： 置换料水箱”作为再循环注入水源： 一在第4章中，增加4.2.4节，对电厂停堆期间的半管水位运行进行了描述： 修改第5章系统范围以及全文与之相关的描述，增加中压注入分系统（如有）和中压安注泵 （如有）： 的强制性要求修改为“应考虑设置保温和加热措施”.
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、中广核工程有限公司.
本文件主要起草人：蔡志云、余小权、赵禹、何劲松、任云、张玉龙、李沛颖、刘向红、刘明皓、 刘航、叶竹、陶舒畅、刘飞洋、许晨德.
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NB/T206692023 压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则 1范围 本文件规定了压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计的基本要求，包括该系统设计直接有关的运行、 维修和试验要求，但不包括该系统设备的具体设计要求.
本文件适用于以能动型安全系统为主的压水堆核电厂应急堆芯冷却系统的设计.
2规范性引用文件 下列文件对于本文件的应用是必不可少的.
凡是注日期的引用文件，仅所注日期的版本适用于本文 件.
凡是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.
GB6249核动力厂环境辐射防护规定 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 GB18871电离辐射防护与辐射源安全基本标准 NB/T20026核电厂安全重要仪表和控制系统总体要求 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/T20131压水堆核电厂应急堆芯冷却地坑设计准则 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 NB/T20516轻水堆核电厂假想管道破损事故防护准则 标准信息服务 3术语和定义 下列术语和定义适用于本文件.
3. 1 短期shortterm 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发生动作，各系统的响应得到证实， 事故的类型得以验明，并规定出在长期中应采取的操作.
按照习惯，短期指的是事故发生的最初 24h或72h.
3. 2 长期long tern
NB/T 206692023 紧接着短期之后的系统运行时间，在此期间内仍需要系统的安全功能.
一般不少于30天， 3. 3 单一故障singlefailure 导致单一系统或部件不能执行其预定安全功能的一种故障，以及由此引起的各种继发故障.
3. 4 能动部件active ponent 依靠触发、机械运动或动力源等外部输入而行使功能的部件.
3. 5 非能动部件passiveponent 不依靠触发、机械运动或动力源等外部输入而行使功能的部件.
4系统功能 4.1安全功能 4.1.1冷却 在反应堆冷却剂系统出现破口导致冷却剂大量泄漏而无法通过正常手段补充时，启动本系统向反应 堆璀芯提供冷却剂淹没堆芯，以防止堆芯熔化，或防止燃料组件和堆内构件出现可能妨碍堆芯冷却的变 形.
贮存在反应堆冷却剂系统以及燃料中的能量加上衰变热，都应能通过应急堆芯冷却系统传递到安全 壳中.
释放到安全壳的能量由安全壳冷却系统排出.
4.1.2应急加确 应急堆芯冷却系统所提供的冷却水应含有足够的确，以维持堆芯的次临界状态.
应急堆芯冷却系统 通过向堆芯注入足够的浓硼水，提供必要的负反应性，以确保在蒸汽管线破裂等事故发生之后，反应堆 仍可维持在安全状态.
4.1.3密封屏障 在失水事故后再循环注入阶段，应急堆芯冷却系统处于安全壳外的部分应起到密封屏障的作用.
4.2其它功能 4.2.1若安全壳喷淋系与低压安注系采用互为备用的设计，则在事故长期的再循环注入阶段，当安全 壳喷淋泵出现故障不可用时，可通过应急堆芯冷却系统低压安注泵将安全壳地坑或内置换料水箱内的水 送入安全壳喷淋系统的热交换器进行冷却.
4.2.2在停堆换料期间，为反应堆换料水池充水.
4.2.3如果电厂在停堆期间的半管水位运行，当堆芯失去余热排出系统的冷却时，应能通过应急堆芯 冷却系统向堆芯补水.
5系统范围
