EJ T 328-1988 压水堆核电厂余热排出系统设计准则.pdf

《EJ T 328-1988 压水堆核电厂余热排出系统设计准则.pdf》由会员分享，可在线阅读，更多相关《EJ T 328-1988 压水堆核电厂余热排出系统设计准则.pdf（5页珍藏版）》请在麦多课文档分享上搜索。

1、PDF 文件使用 pdfFactory Pro 试用版本创建 中华人民共和国核工业部标准压水堆怯电余热排出系统设计准则EJ 328-88 1 主要内容与适用范围本准则规定了压水难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准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1直接有关。2 号IIIl标准EJ 313 (压水堆核电广系统邮件安全等级的划分HAF 0200 (核电广设计安企规定EJ 331 (压水准核电厂安全究隔离系统设计准则EJ 339 (压水堆核电厂安全间和银压阀

2、管系设计准则EJ 336 (座水难核电厂核供汽系统布置准则B3 系统功能余热排出系统的功能是在停J在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官余热传给与安全有关的冷均水系统，以-寇的冷却速率降低反应堆冷却剂的温度，纤维持冷却m温度在统定的范圈内.在反b而堆换料时，余热排出系统在换斜水箱和1换料7/(池之问输送换斜水.余热排出系统若与J!E急难芯冷却系统戴安全究喷淋系统共用，fIJ还应执行这些系统的功能-4. 系统范图401 执行本准则第2雷声i规定的功能的部件设备和管iI!得及其文承件所组成的系统为余热排出系绽，该系统的主要设备有2a. 使反应堆冷却如j通过余热排出系统迸行

3、循环的泵，b . 从反应堆冷却!IJ系统排出余热的热交换穗，e. 在上述设4骂和反应堆冷却剂应为边界之间，为提供适当的流动通道、中阙以接和i流量控制所能的管道、饲门和管道H剑.5 安全等级和统震类别5.1 本系统的设备安全等级划分&边照EJ313的有关规定.5.2 本系统中执行系统安:i功能所必稽的设备、管路及其文件应属安全二级、抗震-自.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金三级、抗.;l-睡。5.4 与反应堆冷却别系统相怪的前两i草隔离阀门及阀前管i蓝、管道配件和支撑应腐安全-级、抗震-类.5.5 为本系统疏水、ll1气等而设置的并在接口隔离阀以后的管路属

4、于安念四级、抗震二失.5.6 着本系统的甲部分与应急堆芯冷却系统且是安全尧喷淋系统共扇，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158 1989-01-01实施PDF 文件使用 pdfFactory Pro 试用版本创建 EJ 328-88 还应满足这些系统的相应安全绪级和抗震类别的媲)f:.S佳.准则本系统应能在核电广正常运行工况或反应堆III现异常俏况但&.急堆芯冷却剂系统并不投入的情况下完成本准则m3章所规定的功能，系统排出余热的速率应保证不跑过规定的燃料设忡限值和反应堆冷却剂压力边界的设计条件.本系绕着与应急雄芯冷匈系统戴安全壳啧淋系re实用，则应满足这

5、些系统的佳能准则-7设计准删1.1 核设计准则1.1.1 本系统伪设计应保证系统投入运行时不悔低反应堆冷却剂的棚浓度，使反应堆保持安全停雄所要求的停尊/1l.7.1.2 为保证运当的停堆深度，系统设计应设置取样点，以确认系统投入运行后其副浓度和水底指标符合要求.工艺取样点可设在余热捞出风交换嚣的下游.7.2 系统设i1i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事运行后，能在规定的时饲范圈内将反应直在却剂系统的温度降至所规寇的钱料温度，此时问TdI1l不应成为换科进度的霞倒回萦.7.2.1.2 在停然冷却过程中，需要本系统捧出的热浪应包括2a. 雄;岱剩余释

6、热，因l剩余裂变热、裂变产物的装变热和U-288俘获产物的衰变然-b. 反应lft冷却JllJ泵:ll:热，C. 反应堆冷盘，剂的.热，d. 反应堆玲却剂系统金属材料的显然.7.2.1.3设备籍，层的设计应保证在系统:.-依附情况下，能在所规定的最大允许网饲范围内究成反应堆冷却州系统的停堆冷却.7.2.1.4着应:Q.堆芯冷却系统或安全壳喷淋系统共用本系统的某些部分或设备，则应按这些系统的要求校核其设计容量.7. 2. 2 系统设计温度和设计压力7. 2.2.1 系统设剖温度应高于停难怜却第二阶段开始、系统投入时的反应堆冷却剂的运行温度.7.2.2.2 系统设阶压力取决于系统运行温度下，为防止

7、反应地压力粹德在簿期宋能性断裂所乐爱的般高压力，以及反应堆冷却JlIJ裂能启动的最低压力.7.2.3 系统设计应保汪玲却.t1ft:)量可佳的，是大冷却速率受反应堆压力容程和i!l汽发生苦苦等反应堆岭却剂压力边界的部件可允许的汾却连率限制和与安全有关的沟却水系统最药允许运行温度的限制.7.2.4 系统的单一敏感准则7.2.4. 1 本系统应根据HAF0200中的单一放附准则近行设计.7. 2. 4.2 当系统伪能动设备发生单一放隐时不包揽维修)，对于运行人员能在熄兹的时间排除的故摊，则在系统设计中可考怠运行人员采取补敏操作.1.2.4.3为栅足Jt-故障准则，本系统至少应该系泪下列措施之-，.

8、 为完成系统功能，系统应设置两条独立的余热排出序列.每条序列具有报i网的设备，b. 为完成系统功能，使用两个独立的子系统.每个子系统抖，有不同的设备、就使用不同的方能.1.2.5本系统与反应堆冷却刻系统的接口的隔离要求159 PDF 文件使用 pdfFactory Pro 试用版本创建 F;J 328-88 7. 2.5.1 为保证本系统选臼倒与反应堆冷却剂系统之间的有效隔离，应采取下列措施sa. 至少用两个串联的动力操作问来提供系统进口管路隔离，阀门的闵位应在控制室有指示，b . 在控制:$:应提供应力很瞥，以提醒运待人员注意当反应堆玲却Jl!1系统的压力跑过本系统的设计压力时，兑否有一个f

9、t%jl哥阀是打开的sC . 这两个隔离阀门应有独立的联锁，以阻止阀门打开，除非反应堆冷却lll系统压力低于本系统的设计压力.阀门动力游、故不应该造成阀门阀位的变化，d. 这两个饲门应该有独立的技溺措施，以便当反应维冷却剂系统底力增加到高于本系统所规定的值时，自动关闭任何一个打开的阀门。7. 2.5.2 为保证本系统出口创与反应堆冷却斜系统之间的有效隔离，应采取下如I曹施之吨-，a . 应主电供本准_jllj第7.2.5.1条中的阀门、阀tl指示、报警和联锁等sb. 应提供一个常闲动力操作间和与其串联的一个或多个)1:.国阀，该动力操作阀的阀位e:a:控制窒街指示.当本系统的出口i路用于完成应

10、急雄心、冷却系统功能肘，如-.反应堆冷却剂系:逝的压力降低到应急雄?忘冷却系统的动作压力肘，动为澡作阀门便根苦苦安注信号自动打开，C. S.提供三个串联止回阀，d. 辛苦设讨中提供xtJJ:.阳阀逃行.llJ9J般漏试验的指施，并且每年至少送行-次这种试验，则只需要提供两个串联止因阀。7.2.日本系统贯穿安金壳的滥成设宽安全元隔离调，其设tI要求;n照EJ331的有关规寇.7.2.7 系统的超保护要求7.2.7.1 为防止本系统在运行肘(与反应堆玲却;lIJ系统不隔离)的事故趟艇和为防止本系统与反应堆冷却剂系统隔离时，由于隔离阀泄漏而造成的系统超压，系统应设有卸压线宽。7. 2.7.2 余热排

11、出系统卸底能力的确定应考虑到sa. 本系统与反应堆冷却如l系统之闷隔离阔的越大可能泄漏，b . 本系统不与反应堆怜却Ji!J系统崩离时，在装.ll运行工况下预期发您的簸严重的压力解态.例如，稳座楼中没有汽膛的停堆冷却期间，应考虑一台备用上充泵的误投入，或应急堆芯冷却系统的一个安注箱阀门的谈打开、或一台边骂E误投入.7.2.7.3应收集系统卸压线置的排放物和系统的泄漏.7.2. 7. 4 本系统卸压袋里E和支撑以及布嚣的设计应符合EJ339的有关规定.7.2.8 泵的保护要求7. 2.8.1 防止泵汽蚀8. 为了防止余热捧出泵发:t:.汽蚀，系统设计应考虑有足移的有效4正吸入压头.在有效净正吸入

12、EE头和泵所要求的挣正吸入fii头之间，至少要有百分之十的秘量.b. 有效净正吸入应头的设计计算应考虑到泵以可能的簸大流i!).，I，换料水箱吸水，从反应堆冷却剂系统热段吸水。从换料水箱吸水时.J2i.假定换斜水处在1量低水位和鼓高可能混度。从热段吸水时，则应假寇反应堆压力谷器的顶I:是取走的，反应准压力在￥榕的水位是在反应按压力容吉普法兰处，并且水的温度高于允许反应堆压力容器开茧的最i/(j允许温度.C. 余热排出泵装作为应急堆芯冷却系统就安全究喷淋系统的设备，应按照这些系统对泵的冷正吸应头的准则遂行设计.7.2.8.2 为保证泵在出口管腾的阀门彼关闭出口背压高于关闭压头下的运行，系统设tt

13、应为泵提供一条小流锺循环管蹄.该管路的设计应考虑到有足移的流窍，防止因过热线搬动而损坏泵.7.2.8.3 系统设讨应提供防止泵遭受热冲击损害的措施.7.2.9反应堆机组之阔的共用160 PDF 文件使用 pdfFactory Pro 试用版本创建 EJ 328翩88在两个或两个以上反应堆饥组之间，一般不应共用本系统，除非能证明此种共用不会损害安全功能.7.2.10 者应急堆芯冷却系统或安全先喷1挥系统共用本系统的某些部分或设备，也应满足这些系统的设计准则.7.3 机械设计准则7. 3. 1 本系统连饲其控剂和保护设施的波计，应能在适当的规范应为限值内，承受任运行工况或事故工况时所达到的系统压力

14、、温度以及所导毅的系统相互作用，包括二分之一安全!1坡地震的载街效应导致的系统相互作用.7.3.2本系统的设讨应能在安全停堆地震及任一运行工况或事故工况时共同施加的我荷作用下，不会造成系统断裂.在安全停堆时必须动作的能动部件不应失效。允许管道和2辛苦曾发生塑性变形，但距导致损坏应留街充分的安全裕1世7.3.3 本系统转被用作EX:急堆芯冷却系统的一部分，其设i:满足下述要求z当不与本系统相连的反应峨冷却剂系统的-条管道发生惭裂肘，不会随之导致本系统的损坏.7.3.4 本系统承应设备的材料应具有断裂韧性，以防在规定的系统在规定的使用寿期内，电厂各种运行方式、水压试缘和事故工况下发生tt性斯裂。7

15、.3.5 结构材斜Jii.与在任何正常运行我事故工况下所处的水化学坏统栩适应。7.4 文系件和m位器设计准则7. 4. 1 本系统都件(设备和管道等的文承件和银位撩s设计成能承受相应于余热指出系统设讨所使用的载街组合.7.4. 2 IlJ要满足本准则要求的文承可以发生塑性变形，但应限在il郁件的相对移动，佼其与这些都件的塑性变形限倍加-致.7. 5 电气设计准则7.5.1 本系统的电气设计Jii.满足有关的电气设时准则.7.5.2本系统为完成停堆冷却功能所必需的用电设备应由两路独立的厂外电源和两路独立的广内应急电源候电.7. 5.3 电气设计应为本系统提供两条独立的屯气序列。每条余热排出序列(

16、或每个子系统的泵和阀门均应接受同-电气序列的供电。7.5.4本系统是E口管路的隔离阀应该1ft连到不阔的电气序列上，以便在甲条电气d放院时，每条余热捧出系列的进口管路上至少有-个隔离阀能关闭.7.5.5着应急Jf!;t;冷却系统或安全究项i体系统共用本系统的某些设衡，应满足这些系统电气设t.，准则的要求.7.S 仪表与控制设诗准则7. 6.1 为证实本系统性能指标已经达到，且系统的压力和l温度已被撞制在设计所规定的安全限值内，应提供必要的仪表.7.6. 2 本系统如被用作应急堆芯冷却系统的部分，则应提供适当的措施，以允许按应急堆芯冷却系统的试缝准则安装临时性仪表.7.6.3 为本系统的安全系统

17、功能而提供的仪表应符合保护、安全仪表及控制的有关准则.7.6.4 本系统应该在拉室送行操作.在校翻案中应对本系统的下述参数给于显示和或报警sa. 系统应力，b. 通过系统的反应堆冷却lIJ流量，C. 系统温度，161 PDF 文件使用 pdfFactory Pro 试用版本创建 EJ 328-88 d . 泵的状态，e. 动力操作阀门的状态。7.6.5 本系统应能利用控制室外的仪表与控制设备来进行停堆冷却操作，在控制军外应该提供下述参数和控制za. 通过系统的反应堆冷却剂流量，b. 系统温度3C. 泵的控制，d. 本系统与反应堆冷却j)lJ系统之间的隔离凋门的状态显示与撞倒，以及当反应堆l冷却

18、如j系统压力太高时，防止阀门打开的联锁信号，e. 系统内控倒反应堆冷却.JIlJ流锺与温度的阀门的状态显示与控制.7. 7 试验与检蠢准则7. 7.1 在役撞击董根据在役检聋的有关准则的要求，本系统的设计应尽量E提供在役检查的可达修.7.7.2 水压试验本系统的设计应包指按照设备设计的有关准则的要求进行初次水压试验的措施，设计应允许在这些准则所规定的设计压力下t期进行水压民验.7.7. 3 为保证本系统完成核电广设计中所规定的系统功能，系统设t包指必要的试验、检查和维修的措施，并且还应有记般要求.7. 7. 4 辛苦本系统与Ji1l忽堆芯岭却系统和或安全究领琳系统共用，则应满足这些系统的试链和

19、位我准则.7.8 布坐准则7.8.1 本系统应布翠在能对安全停堆给震、最大ii能的外部事件例如，洪水、龙卷风和飞射物等提供保护的掬筑物中.7. 8. 2 系统布置设钟应保证任何系统的高能管道断裂都不会导致本系统的安企功能失效.7.8.3 本.ii挠的热交换掘和1泵应安装在分隔的抗飞射物的房问内，每台泵之阔用防飞射伪的屏隙隔开.7.8.4 系统设备及其管道和阀门的布置设计应按照EJ336执行。7.8.5系统的布翠设计应满足维修、在役检查、辐射防护军n体保护考虑的有关准则和措施.7.8.6 本系统若被用作应急堆芯冷却系统或安全壳喷淋系统的-部分，则应满足这些系统的布置准则.附加健明，本标准囱核工业部核电局提出.本标准囱核工业部-院设计部负贷起草.本标准主要起尊人，拍平.162