NB T 20177-2012 压水堆核电厂设备冷却水系统设计准则.pdf

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1、ICS 27.120.10 F 65 备案号:38362-2013 ?、fl主中华人民共和国能源行业标准NB/T 20177-2012 压水堆核电厂设备冷却水系统设计准则Design criteria for component cooling water system of pressurized water reactor nuclear power plants 2012-10-19发布2013-03-01实施国家能源局发布NB/T 20177-2012 目;欠前言. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

2、. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 11 l 范围. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1 2 规范性引用文件. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

3、. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1 3 系统功能. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1 4 系统范围. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

4、. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1 5 安全分级.2 6 系统性能准则.2 7 设计要求.5 I NB/T 20177-2012 II 刚昌本标准按照GB/T1. 1-2009给出的规则起草。本标准由能源行业核电标准化技术委员会提出。本标准由核工业标准化研究所归口。本标准起草单位z中国核电工程有限公司。本标准主要起草人z张国强，李伟，袁霞。NB/T 20177-2012 压水堆核电厂设备冷却水系统设计准则1 范围本标准规定了压水堆核电厂与安全有关的设备冷却水系统设计的基本要求，以

5、确保设各冷却水系统能够安全、可靠地执行其预定的功能。本标准适用于能动型压水堆核电厂设备冷却水系统的设计，它不包括对设备冷却水系统设备的设计要求，亦不包括设各冷却水系统的运行、维修和试验要求，除非它与系统设计直接有关。对于非能动压水堆核电厂亦可作为参考。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(包括所有的修改单)适用于本文件。GS/T 4083 核反应堆保护系统安全准则GS/T 12727 核电厂安全系统电气设备质量鉴定GS/T 13286核电厂安全级电气设备和电路独立性准则GS/T 13625

6、 核电厂安全系统电气设备抗震鉴定GS/T 17569 压水堆核电厂物项分级NS/T 20035 压水堆核电厂工况分类NS/T 20036 核电厂能动机械设各鉴定HAF 102-2004 核动力厂设计安全规定HAD 102/01 核电厂设计总的安全准则HAD 102/06 核电厂反应堆安全壳系统的设计HAD 102/10 核电厂保护系统及有关设施HAD 102/14 核电厂安全有关仪表和控制系统3 系统功能设备冷却水系统的安全功能是在为了执行安全功能而应排出热量的各种运行工况下，从与安全有关的设备中排出热量，并通过重要厂用水系统传输到最终热阱:同时对放射性弥散逸出或化学污染物进入冷却剂起屏障作用

7、。设备冷却水系统也可执行非安全功能，以便在任一正常运行或预计运行事件期间，从核岛设备中排出热量。4 系统范围设各冷却水系统由把核岛设各的热负荷输送到重要厂用水系统所必需的泵、阀、热交换器和管道等设备组成。1 NB/T 20177-2012 5 安全分级设备冷却水系统的设备的安全分级应按照、GB/T17569有关规定执行。设各冷却水系统执行第3章中安全功能的设各属于安全3级，但安全壳隔离阀以及它们之间的管道部分为安全2级，系统其余的设备属于非安全级。6 系统性能准则6. 1 设计容量6. 1. 1 设备冷却水系统的设计容量应满足在任何正常运行、预计运行事件或设计基准事故工况下产生的总热负荷要求，

8、并在任一工况下具有排出下列热负荷的能力:a) 堆芯衰变热(来自放射性衰变和停堆后裂变); b) 乏燃料衰变热:c) 在正常运行及设计基准事故工况下，由于部分能量(即显热、冷却剂贮存的内能、金属一水反应的热量、蒸汽发生器贮热、泵的热量和运行设备的机械能等)释放到反应堆安全壳内所造成的热负荷:d) 被冷却设备产生的热负荷(这些热负荷随运行工况或运行方式和被使用的设备而变化); e) 其他放热反应产生的热负荷(例如氢气复合器运行)。6.1.2 多堆核电厂共用的设各冷却水系统的最低容量，应符合一个堆在设计基准事件下以最大速率排出热量与另一个或几个堆用正常或特殊操作程序从最大功率实行停堆和冷却时以最大速

9、率排出热量的总热负荷。这种共用的系统应遵守旧F102一2004中5.8.1的要求。6.1.3 应提供足够的排热能力，以便在任何运行工况下，不超过与安全有关的被冷却系统或设备冷却水系统的最高许可温度，以保证设备冷却水不沸腾，始终保持液体流动状态。6.1.4 设备冷却水系统从被冷却系统排出热量的速率应符合被冷却系统排出热负荷和冷却速率的要求。6.2 灾害防护6.2.1 设备冷却水系统应设计成能经受设计基准自然事件(包括安全停堆地震载荷)的环境影响，而不丧失专设安全设施、保持冷停堆和燃料水池冷却对设备冷却水系统所要求的功能。设备冷却水系统也应设计成经受厂址设计所确定的自然事件引起的飞射物的影响而不丧

10、失其功能。6.2.2 内部灾害设各冷却水系统应采取措施防止火灾、内部水淹、飞射物、管道破裂等内部灾害及其造成的影响。6.3 系统防护6.3.1 为防止设备冷却水系统和设备冷却水系统以外的设各的故障影响系统执行安全功能，设各冷却水系统应满足单一故障准则，其设备和部件应有适当的多重性，以保证在假定发生单一故障时，不论使用厂内电力系统(假定厂外电源失效)或使用厂外电力系统(假定厂内电源失效)时，设备冷却水系统仍能执行其安全功能。2 NB/T 20177-2012 对于多堆共用设备冷却水系统的核电厂，一个反应堆机组的系统的单一故障不应损害设备冷却水系统在其他反应堆机组执行安全功能。6.3.2 设备冷却

11、水系统设置的反应堆安全壳隔离阀和系统隔离阀，应根据适当的信号自动关闭和开启，这个动作应保证设备冷却水系统执行其安全功能，并应依据HAD102/06的要求进行设计。6.3.3 对于某些堆型的设计，根据设备特殊性的要求，允许反应堆冷却剂泵轴封的设备冷却水由主控室操纵员通过远控方式手动隔离。如果设备冷却水系统的多重系列相互连接起来，则在连接管上应设置两台串联的安全3级和抗震I类的隔离阀。当设各冷却水系统向非安全级的管系供给冷却水时，如果它们的故障可能损害设备冷却水系统执行安全功能，则在安全3级管系与非安全级管系之间至少设置两台串联的安全3级、抗震I类的自动隔离阅。6.3.4 对于确保设备冷却水系统每

12、个系列安全运行所必需的能动机械设备，应符合阳/T20036的要求。6.4供电设备冷却水系统应能使用厂外电源或独立的应急电源来执行其安全功能。供电设计应符合核电厂安全级供电系统准则以及单一故障准则应用于核电厂安全级供电系统的要求(见GB/T13286)。6. 5 仪控要求6.5.1 在设计基准事故发生后，需要自动驱动的设备冷却水系统所有设备，应由符合HAD102/10, GB/T 4083和用于核电厂安全级电气系统要求的系统来驱动。当厂外电源丧失时，需要驱动的设备冷却水系统所有设备，亦应由符合HAD102/10, GB/T 4083要求的系统来自动驱动。6.5.2 控制室应有系统性能显示，泵和阀

13、门的状态显示:必要的系统性能报警:以及为在控制室内使设备冷却水系统投入运行所需要的手动操作手段。在控制室外的远程停堆站安装必要的显示和手动控制，以便操作设备冷却水系统，维持安全停堆状态。6.5.3 对于设备冷却水系统每个系列重要的仪表，应进行实体隔离和电气隔离，并应符合HAD102/10、HAD 102/14、GB/T5963的要求。对于确保设备冷却水系统每个系列安全运行所必需的重要仪表，应符合GB/T12727、GB/T13625 等核电厂安全级电气物项质量鉴定和核电厂安全系统电气设备抗震鉴定的要求。6. 6 系统压力设计和超压保护6.6. 1 系统应设计成在可适用的规范限值内，承受所有稳态

14、和瞬态工况下最高的系统温度和压力。设计应满足HAD102/01的要求。6. 6. 2 卸压装置应具有足够的卸压能力，以保护系统不使所连设备损坏，包括防止用户热交换器单根管子破裂所造成的系统超压。当被隔离的设备由于热效应可能面临升压时，需要启用超压保护。6. 6. 3 卸压装置应支承，以保证在卸压期间所产生的各种力不导致卸压装置的损坏或者与其有关的其他安全系统的损坏。6.6.4 卸压装置的排放应引到安全地点，以保护人员和其他与安全有关的设备。6. 7 阀门和驱动装置设计3 NB/T 20177-2012 6.7.1 阀门应设计成能经受系统的最高压力，当电厂设计工况产生的最大可能的压差作用在整个阀

15、门上，而且在工作中遭受最恶劣的环境条件下，阀门及相关的传动装置应能执行其安全功能。6.7.2 设备隔离阀应在两个方向上都能承受水压试验压力。6.7.3 动力操作间应设计成能经受它们的传动装置可能施加的最大载荷。对于电动阀，应确保执行机构的扭矩和限位开关运行正常。6.7.4 气动、液动或电磁间应设计成在失去驱动动力的情况下，能处在最安全的位置。电动阀传动装置应有远距离控制装置，以及就地控制或手动操纵装置。6.7.5 为了保证系统的就地于动阀和远程手动阀保持在系统运行的适当位置上，应采用行政管理措施或设置闭锁装置。采用哪种方式应由这些阀门状态不当的后果来确定。6. 7. 6 设备冷却水系统中有可能

16、直接或间接接触放射性流体的调节间，应设计成能控制阅杆泄漏并将其引向液体废物处理系统。波纹管阀或隔膜阀应设计成能防止泄漏。当波纹管损坏时，应能把泄漏引向安全地点。6.7. 7 设备冷却水系统的安全壳隔离阀门、安全相关部分与非安全相关部分的隔离阀，应满足在役检查要求。安全壳隔离阀应按照HAD102/06的要求设置。6.8 防腐蚀设备冷却水系统应使用耐腐蚀材料建造，或者采用缓蚀剂等保护方法，或者使材料厚度有足够的腐蚀裕量，以在电厂整个寿期内保证系统的完整性。设计中应考虑系统中不同金属接触造成腐蚀的影响。能够引起系统材料退化的腐蚀性冷却水和通过热交换器的防腐剂的渗出的效应，应进行评估，并提供评估结果。

17、6.9 放射性检测和监测设备冷却水系统应装各有检测和监测设备冷却水系统水的放射性活度的手段。监控放射性需要参照公认的实践经验。6.10泵6. 10. 1 泵和泵的组合应有足够的容量和压头，以满足设各冷却水系统的所有要求，除对正常输水量的要求外，还应包括最小流量等要求。6.10.2 在整个运行范围内，对功率和转矩的要求不应超过泵驱动装置的能力。6.10.3 为了防止泵的机械损坏和不削弱安全功能，应提供控制装置或其他适当的手段，以避免泵在低流量工况下运行。6.10.4 设计应为设备冷却水系统泵在电厂所有设计工况下提供足够的净正吸入压头。泵的最大流量应限制在符合净正吸入压头的范围内。6.10.5 泵

18、的压头应在整个流量范围内和热交换器结垢的情况下，足以抑制热交换器中产生汽化。6.10.6 泵和管系应布置成在设备冷却水系统要求的流量和压力的整个范围内运行时，能防止水锤和其他流动不稳定性。4 NB/T 20177-2012 6. 11 热交换器6. 11. 1 热交换器或热交换器组合在它们的整个寿期内，由于结垢或堵管造成性能降低的情况下，仍应具有满足6.1规定的所有热负荷要求的传热性能。6. 11.2 热交换器设计应使最大和最小热负荷时的温度与最高和最低的冷却水设计温度相对应，并且满足系统任一时刻的温度要求。6. 11. 3 热交换器和管系应设计成在最大流量下，不造成热交换器的机械损坏。6.

19、11. 4 为便于泄漏检测和维修，热交换器的布置和安装应保证能在热源和热阱两侧采取隔离措施。对于可能含有放射性的水，应考虑远距离手动隔离，以限制对工作人员的放射性照射。6. 11. 5 设备冷却水系统热交换器的设计应考虑运行过程中产生的污垢沉积和腐蚀，使其便于清洗和泄漏检测。设备材料应与冷却水的化学特性兼容。6. 11.6 设各冷却水系统的回路应当用来阻止重要厂用水泄漏到机组系统和设备。6.12 排气布置设备冷却水系统时，应防止系统产生气体滞留，并提供一种可以控制放射性物质释放的排气手段。6.13 波动水箱6. 13. 1 波动水箱应设计成具备充水和排气功能、补水能力以及化学添加能力。6.13

20、.2 设备冷却水系统应当配置足够容积的波动水箱。水箱应布置在合适的高度以保证系统在任何工况下保持管路充满水且能为泵提供足够的净正吸入压头。6.13.3 波动水箱的尺寸应满足系统容量的变化，应确保在发生泄漏时操作员有足够的时间采取措施应对。波动水箱只寸还应考虑温度变化引起的系统容量的波动而不要求额外补水。6.13.4 波动水箱应配备监测液位的仪表，而且能在主控室显示和报警。6.13.5 波动水箱的补水应作为监控系统泄漏的测量手段。7 设计要求7. 1 设备分级设备冷却水系统设备的分级应满足GB/T17569的要求。7.2 电厂运行工况设备冷却水系统应设计成能适用于HAF102一2004和NB/T

21、20035中规定的电厂运行工况，井有执行其安全功能的连续运行能力。7.3 1妾口7.3.1 设备冷却水系统在执行其安全功能时，应与设备冷却水系统所服务的电厂安全有关各系统相接，并适合这些系统的流量、压力、温度和水化学方面的要求。5 NB/T 20177-2012 7.3.2 热阱部分应满足6.11的有关准则。7.3.3 设备冷却水系统的供电系统应满足6.4的准则。驱动设备冷却水系统的设备所需气动或液动系统应满足抗震I类要求，并符合6.5的有关准则，以便设备冷却水系统能执行其安全功能。7.3.4 测量系统应满足6.5的有关准则。如果分析后表明有足够时间使操作人员能够采取动作，设备冷却水系统可以采

22、用手动启动方式。7.3.5 为设各冷却水系统的设备服务的通风系统设计应满足相关法规、规范和技术规格书的要求。7.3.6 为了维持系统所需的水装量，应在需要的时间和场所提供向设备冷却水系统补水的手段。如果系统设计需要，还应提供向设备冷却水系统添加缓蚀剂的必要手段，以便保证系统水中的缓蚀剂在所需要的浓度范围内。为了监测冷却水水质，应设置取样接管。在设备冷却水系统执行安全功能时，如果不要求补水、缓蚀剂添加和取样措施，则不要求安全级的补水、力日药和取样措施。但需要考虑可靠的隔离手段。7.4 试验和维修要求7.4.1 设备冷却水系统的设计应满足本标准对试验的要求以及对泵、阀门和相关管道在役试验的要求，还

23、应满足电厂技术规格书和运行前试验大纲的试验要求。应采取措施以便能对设备冷却水系统的完整性进行充分检查，并对其可运行性进行试验。试验是为了证实设备冷却水系统能够达到所需要的流量、温度和压力。为验证设备冷却水系统的传热特性，应向其施加一定的热负荷(可以不是设计热负荷)。永久或暂时性的流量、温度、压力测量装置的排气、疏水和必要的连接应满足试验的要求。系统设计应考虑试验仪器的校验。7.4.2 泵的性能试验措施应满足相关法规、规范和技术规格书的要求。7.4.3 应测量或验证被设备冷却水系统冷却的每个用户的流量，检验其是否符合系统的设计要求。流量验证的方法是多样的，例如在流阻一定的系统内，泵的流量可通过测

24、量其出口和进口的压差来确定，供给整体轴承冷却器的流量，可通过测量轴承温度来验证。流量试验应包括测量被试验设备的进、出口压力和温度。7.4.4 系统设计应为流量平衡试验提供措施，以验证设各冷却水系统的任一运行方式时，每个多重集管上所有被冷却设备能够得到所需要的流量。为了在流量平衡试验后不再调整流量平衡阀，设计时可以进行各种运行方式的流量平衡计算。7.4.5 阀门试验措施应满足相关法规、规范和技术规格书的要求。7.4.6 系统设计应为测量热交换器的流量、压力和温度提供措施。7. 4. 7 设备和系统运行前的水压试验应满足相关法规、规范和技术规格书的要求。设计应按有关规定定期进行在役水压试验。7.

25、4. 8 设备冷却水系统中布置的放射性探测器应安装成能够就地进行试验和标定。在安装泄漏检测器处，应能就地进行试验。7.4.9 这些仪器的试验应包括检测系统有关的逻辑线路。6 NB/T 20177一-20127.4.10 应提供适当的排气和疏水措施，以便维修所有设备。7.4. 11 应按照预防性维修的要求，提供到预防性维修设备(泵转子或热交换器的换热部件的更换的通路。应注意工作区的放射性水平。需要维修的设备和部件，应设计和安装成尽量减少维修时间和使放射性辐射剂量降到合理可行尽量低的水平。7.4.12 在需要进入维修的隔间内，对于有潜在放射性污染的设备和管线，应提供冲洗措施。7.4.13 设计中应考虑在事故后的工况下，根据单一故障准则进行有限制的维修。NFON-hhFON LFZ 中华人民共和国能源行业标准压水堆核电厂设备冷却水系统设计准则NB/T 20177-2012 * 原子能出版社出版核工业标准化研究所发行北京海淀区骚于营1号院邮政编码:100091 电话:010一62863505总装备部军标出版发行部印刷车间印刷版权专有不得翻印* 2013年3月第l次印刷定价33.00元2013年3月第1版印数l一200