中华人民共和国能源行业标准
NB/T202642014
非能动堆芯冷却系统设计要求
Designrequirements of passive core coolingsystem
国家能源局 发布
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5系统范围6系统性能要求7系统设计要求，8设备设计要求，9仪表和控制设计要求10电气设计要求11试验和维修..12接口要求.附录A（资料性附录）典型的非能动堆芯冷却系统流程简图
前言
本标准按照GB/T1.1一2009给出的规则起草.
本标准按照HAF102《核动力厂设计安全规定》（2004）、《新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策》（国家核安全局2004年5月）、HAD102/01《核电厂设计总的安全原则》（1989）和HAD卷相关章节的要求.
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：上海核工程研究设计院.
本标准主要起草人：郭丹丹、宋春景、徐进、施伟
非能动堆芯冷却系统设计要求
1范围
本标准规定了压水堆核电厂非能动堆芯冷却系统 （PXS）设计的基本要求.
本标准仅适用于压水堆核电厂非能动维芯冷却系统的设计，不包括该系统设备的详细设计要求，亦不包括该系统设计非直接有关的运行、维修和试验要求.
2规范性引用文件
下列文件对于本交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支件，其最新版本 包括的修改单）适用于本文件.
3.3 安全停堆safeshutdown电站停堆后处于安全的工况.
4系统功能
4.1安全功能
本系统执行以下安全功能：
a）在反应堆冷却剂系统（RCS）正常补给和硼化不可用或不足的事故时，为RCS提供应急补给和硼化功能：b） 在发生各种破口尺寸的反应堆冷却剂丧失事故，直至并包括RCS最大管道双端断裂时，为RCSc）在正常热量排出手段丧失时，为RCS提供应急堆芯热量排出功能以进入并维持安全停堆状态： 提供安全注射功能：d）事故后给安全壳内的水添加化学物，满足pH值要求.
4.2其他功能
本系统执行的其他功能如下：
NB/T 20264-2014
a）严重事故后能淹没反应堆压力容器外壁面，为反应堆压力容器内损坏的堆芯提供冷却：c）在72h内将反应堆冷却剂系统（RCS）冷却到正常余热排出系统（RNS）可以投入运行的状态 应堆停堆：（如AP1000电厂为204.4℃）：d）安全壳内换料水箱（IRWST）水装量足够在核电厂正常换料运行时淹没换料水池.
5系统范围
非能动堆芯冷却系统是指执行本标准第4章所规定功能的那些设备（包括容器、热交换器、阀门、测量仪表和控制设备等）、管道及其支撑件、也包括水源.
安全壳pH值控制子系统.这些子系统组成一个整体，根据不同的事故分别或共同完成本系统的功能. 本系统可以由几个子系统组成.如一个非能动安全注射子系统，一个非能动余热排出子系统，一个
典型的非能动堆芯冷却系统流程简图见附录A.
非能动堆芯冷却系统的主要设备有：
a)堆芯补水箱（CMT）；b）安注箱（ACC）： c）安全壳内换料水箱（IRWST）：d）非能动余热排出热交换器（PRHRHX）：e）pH调节篮；f）安全壳内壁冷凝液收集装置：g）反应堆冷却剂卸压鼓泡器： h）IRWST滤网和再循环滤网.i）阀门.
6系统性能要求
6.1应急补给和硼化
为RCS提供应急补给和硼化功能时，本系统的能力应满足以下要求：
a）非反应堆冷却剂丧失事故（LOCA）时，自动提供足够的堆芯补给水以保证堆芯淹没并带走热量，并降低由于冷却而导致的反应性增加：b）非LOCA事故时，也非长期丧失电源事故时，则自动泄流系统（ADS）不应动作；c）RCS淮漏率为2.27m/h时，本系统的补给能延迟ADS动作至少8h； d）大LOCA后，即使无控制棒插入，应为RCS提供足够的硼以保证停堆深度.
6.2安全注射
LOCA事故后，本系统的能力应满足以下要求：
a)燃料包壳计算峰值温度不超过1204C：b）包壳总氧化量的计算值不超过氧化前包壳总厚度的17%；c）包壳金属和水或蒸汽发生的化学反应所产生氢的计算总量，不超过假定活性区包壳金属都发生化学反应时产生氢量的1%；d）堆芯几何形状的变化，应确保能够维持堆芯的冷却功能：
