ICS 27.120.20 F 65 NB 中华人民共和国能源 行业标准 NB/T 20231-2023 代替NB/T 20231-2013 压水堆核电厂专设安全设施设计准则 Design criteria for engieered safety features of pressurized water reactor nuclear power plants 2023-12-28发布 2024-06-28实施 国家能源局 发布 NB/T 20231 -2023 I 目 次 1 范围 ................................................................................ 1 2 规范性引用文件（再次核实） .................................................. 1 3 术语和定义 .......................................................................... 1 4 专设安全设施的范围与核安全功能 ...................................................... 2 4.1 专设安全设施的范围 .............................................................. 2 4.2 专设安全设施的核安全功能 ........................................................ 3 5 设计基准 ............................................................................ 3 5.1 核安全准则 ...................................................................... 3 5.2 物项分级 ........................................................................ 5 5.3 安全分析 ........................................................................ 5 6 设计要求 ............................................................................ 6 6.1 预计运行事件和设计基准事故选择 .................................................. 6 6.2 事故发展的抑制 .................................................................. 7 6.3 事故预防设计和缓解功能 .......................................................... 7 附录A （资料性附录） 典型的设计始发事件示例 .......................................... 1 NB/T 20231 -2023 II 前 言 本文件按照GB/T 1.1-2020 《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/T 20231- 2013《压水堆核电厂专设安全设施设计准则》，与 NB/T 2023 1-2013相比， 除结构调整和编辑性修改外，主要技术内容变化如下： ——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； ——对引用标准进行了相应修改： • EJ/T 331 替换为NB/T 20406 ； • EJ/T 562 替换为NB/T 20379； • EJ/T 570 替换为NB/T 20402； • 增加 NB/T 20667； • 增加 NB/T 20668； ——全文中“超设计基准事故”替换为“设计扩展工况” ； ——全文中统一“预计运行事件和预 计基准事故 ”的描述； ——增加“设计基准事故 ”、“设计扩展工况”的术语解释（见第 3章）； ——修改术语“ 专设安全设施 ”（见3.1）、“单一故障”（见 3.2）的定义； ——结合三代核电厂的特点，对原标准中第 4章“专设安全设施的范围与核安全功能”进行了重 新编排和内容 修改； ——增加严重事故预防与缓解措施对供电要求的描述（见 5.1.11）； ——参考NB/T 20667和NB/T 20668 ，对原标准中 5.1.12“内外部事件” 进行修改； ——结合三代核电厂的特点，对原标准中 6.3.2“事故工况及验收准则”进行了重新编排和 内容修 改； ——根据NB/T 20103 和NB/T 20035 ，对原标准中 附录A进行修改。 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 、中国核电工程有限公司、上海核工程研究设计院 股份有 限公司、深圳 中广核工程设计 有限公司、华龙国际核电技术有限公司 。 本文件主要起草人：刘航、何劲松、任云、余小权、黄代顺、张玉龙、赖建永、蔡志云、申亚欧、 陈巧艳、吴辉平、郭丹丹、刘立欣、 温亮、李盛杰、彭跃、 盛美玲、唐辉 。 本文件于2013年首次发布，本次为第一次修订。NB/T 20231 -202X 1 压水堆核电厂专设安全设施设计准则 1 范围 本文件规定了压水堆核电厂专设安全设施（以下简称专设安全设施）的范围、核安全功能、设计基 准和设计要求。 本文件适用于以能动型安全系统为主的 压水堆核电厂专设安全设施的设计。 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（包括所有的修改单）适用于本 文件。 GB 6249 核动力厂环境辐射防护规定 GB/T 13284.1 核电厂安全系统第 1部分：设计准则 GB/T 13286 核电厂安全级电气设备和电路独立性准则 GB/T 13626 单一故障准则应用于核电厂安全级电气系统 GB/T 17569 压水堆核电厂物项分级 NB/T 20035 压水堆核电厂工况分类 NB/T 20097 压水堆核电厂混凝土安全壳功能设计要求 NB/T 20103 压水堆核电厂事故分析和安全判据 NB T 20379 核电厂安全相关的操纵员动作时间相应设计准则 NB/T 20402 压水堆核安全重要流体系统单一故障准则 NB/T 20406 压水堆核电厂流体系统的安全壳隔离装置 NB/T 20667 压水堆核电厂内部灾害防护设计总则 NB/T 20668 压水堆核电厂外部灾害防护设计总则 3 术语和定义 以下术语和定义适用于本 文件。 3.1 专设安全设施 engineered safety features 预计运行事件和设计基准事故后为限制其后果而起作用的安全系统。 3.2 单一故障 single failure 导致单一系统或部件不能执行其预定功能的一种故障，以及由此引起的各种继发故障。 3.3 NB/T 20231 -202X 2 能动故障 active failure 在机械流体系统中， 在需要靠部件的机械运动完成功能的设备接收到动作命令时， 拒绝完成其功能， 这种故障称为能动故障。 3.4 非能动故障 passive failure 一个部件不能保持其结构完整性或工艺流道被堵塞而不能完成其预期功能的故障。 3.5 短期short term 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动作，各系统的响应得到证实，事 故的类型得以验明，并规定在长期中应采取的操作。短期一般指的是事故发生的最初24 小时之内。 3.6 长期long term 紧接着短期之后的系统运行时间，在此期间仍需要系统的安全功能。 3.7 安全停堆 safety shutdown 一种核电厂工况，反应堆堆芯呈次临界，余热正在排出，安全壳密封得到保证，从而使放射性产物 的释放保持在允许范围内，而且为维持这些条件所必需的系统正在其正常范围内工作。 3.8 设计基准事故 design basis accident 导致核动力厂事故工况的假设事故，这些事故的放射性物质释放在可接受的限值以内，核电厂是按 确定的设计准则和保守的方法来设计的。 3.9 设计扩展工况 design extension condition 不在设计基准事故考虑范围的事故工况，在设计过程中应该按最佳估算方法加以考虑，并且该事故 工况的放射性物质释放在可接受限值以内。 设计扩展工况包括没有造成堆芯明显损伤的工况和堆芯熔化 （严