ICS 27.120.99 CCS F49 NB 中华人民共和国能源局行业标准 NB/T20690-2023 压水堆核电厂乏燃料水池冷却和净化系统 设计准则 Designcriteria forspent fuel pool cooling and cleaning system of pressurized water reactornuclearpowerplants 2023-10-11发布 2024-04-11实施 国家能源局 发布
NB/T 20690-2023 目次 前 范围 3术语和定 5系统范围 6运行工况分类 7系统设计要求 8关键设备设计要求 9试验和维修要求 参考文献，
NB/T20690-2023 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.
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.
本文件由核工业标准化研究所归口.
本文件起草单位：中国核电工程有限公司、上海核工程研究设计院有限公司、中广核工程有限公司.
本标准主要起草人：姚亦珺、李博、李杰、于沛、皮月、刘亚光、许洁、王耀东、杨振宇、桂璐廷.
NB/T 20690-2023 压水堆核电厂乏燃料水池冷却和净化系统设计准则 1范围 本文件规定了压水堆核电厂乏燃料水池冷却和净化系统的一般设计原则，包括系统功能要求、系统 基本设计准则、系统参数要求及系统的设备设计准则.
本文件适用于压水堆核电厂乏燃料水池冷却和净化系统的设计.
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.
GB18871电离辐射防护与辐射源安全基本标准 GB/T16702压水堆核电厂核岛机械设备设计规范 3术语和定义 下列术语和定义适用于本文件.
3. 1 换料水池reactorrefuelingpool 用于在定期倒换核燃料组件期间，对燃料组件及堆内构件等进行操作，转运和维修的水池.
3. 2 乏燃料水池spentfuelpool 用于贮存乏燃料组件以及对燃料组件进行检查，运输等操作的水池.
4系统功能 乏燃料水池冷却和净化系统主要功能如下所示： 维持乏燃料组件处于次临界状态： 一维持乏燃料水池的水温在规定的温度限值以下： 一一维持乏燃料水池、换料水池以及换料水箱的水质处于化学、放射性和清洁度的规定限值之内： 一在正常和事故工况下向乏燃料水池提供补水： 一为燃料操作区域工作人员提供生物屏蔽条件： 换料水池、换料水箱、燃料转运通道、容器装载井和容器冲洗井之间传输水： 一安全壳隔离功能.
5系统范围 5.1乏燃料水池冷却和净化系统提供了冷却、净化等手段.
5.2主要设备包括：
NB/T 20690-2023 a）用于水池的冷却和净化的设备，主要包括冷却泵、热交换器、过滤器和净化装置以及相应的仪 表、管道及支撑等： b）用于水池表面撤沫的撤沫器和配套设备.
6运行工况分类 6.1.1根据乏燃料贮存设施的具体特点，将其运行工况分为： a）正常运行工况； b）预计运行事件： c）事故工况，包括设计基准事故和设计扩展工况.
6.1.2正常运行工况在系统正常运行期间，按照预计有规律或经常发生的事件.
一般应考虑： a）正常贮存燃料组件： b）换料； c）在乏燃料贮存设施内贮存新燃料组件.
6.1.3预计运行事件应考虑： a）丧失厂外电源： b）乏燃料池水装量减少（小泄露）： c）丧失部分正常冷却能力； d）可溶性中子吸收材料的稀释； e）燃料组件放置异常（例如，燃料贮存格架中单根燃料组件位置错放，或单根燃料组件跌落但未 造成燃料包壳破损）.
6.1.4设计基准事故应考虑： a）用于正常运行的乏燃料冷却功能失效： b）连接到乏燃料水池的非抗震水传输管道破裂； c）单个已辐照燃料组件跌落并造成燃料包壳破损（仅针对放射性物质释放）： d）燃料贮存区中子吸收或慢化条件的显著变化（例如，在湿法贮存区可溶性中子吸收材料的大量 稀释）.
6.1.5设计扩展工况应考虑： a）多重故障导致冷却系统长期失效： b）基于概率安全风险分析选择的故障组合（例如，预计运行事件组合，或设计用于减轻事件影响 准信息服务 的系统发生共因故障）.
7系统设计要求 7.1设备分级和抗震类别 7.1.1系统和机械设备分级 乏燃料水池冷却和净化系统的安全相关分级应与其功能相适应，并依据相关导则或标准（GB/T 17569）来执行.
7.1.2抗震分类 安全级（功能级）设备均为抗震I类.
7.2系统设计要求 2
