ICS 27.120.20 F 69 中 华 人 民 共 和 国 能 源 行 业 标 准 NB/T 20669-2023 代替 NB/T 20261-2014 压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则 Design criteria for emergency core cooling system of pressurized water reactor nuclear power plant 2023-05-26发布 2023-11-26实施 国家能源局 发 布 NB/T 20669-2023 I 目 次 前言 ................................................................................ II 1 范围 ............................................................................... 1 2 规范性引用文件 ..................................................................... 1 3 术语和定义 ......................................................................... 1 4 系统功能 ........................................................................... 2 4.1 安全功能 ....................................................................... 2 4.2 其它功能 ....................................................................... 2 5 系统范围 ........................................................................... 2 6 系统性能要求 ....................................................................... 3 7 设计要求 ........................................................................... 3 7.1 安全等级和抗震类别 ............................................................. 3 7.2 反应性控制要求 ................................................................. 4 7.3 系统设计要求 ................................................................... 4 7.4 设备设计要求 ................................................................... 5 7.5 机械设计准则 ................................................................... 6 7.6 电气设计要求 ................................................................... 7 7.7 仪表和控制设计要求 ............................................................. 7 7.8 接口要求 ....................................................................... 8 7.9 布置要求 ....................................................................... 9 7.10 试验和维修要求 ................................................................ 9 NB/T 20669-2023 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 20261-2014《压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则》，与NB/T 20261-2014 相比，主要变化如下： ——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 339 替换为 NB/T 20268；  EJ/T 331替换为 NB/T 20406；  EJ_336 替换为 NB/T 20472  EJ/T 335替换为 NB/T 20516 ——在第 3章中，增加“单一故障”、“能动部件”、“非能动部件”的术语解释； ——修改第 3.1节术语“直接注入阶段”的定义以及全文与直接注入相关的描述，增加“安注箱、 容控箱等” 作为直接注入水源； ——修改第 3.2 节术语“再循环注入阶段”的定义以及全文与再循环注入相关的描述，增加“内 置换料水箱”作为再循环注入水源； ——在第 4章中，增加 4.2.4节,对电厂停堆期间的半管水位运行进行了描述； ——修改第 5 章系统范围以及全文与之相关的描述，增加中压注入分系统（如有）和中压安注泵 （如有）； ——将 “7.3.8 防止硼析出措施” 中对所有含有浓硼溶液的设备和管路 “应设置保温和加热措施” 的强制性要求修改为“应考虑设置保温和加热措施”。 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、 中广核工程有限公司 。 本文件主要起草人：蔡志云、余小权、赵禹、何劲松、任云、张玉龙、李沛颖、刘向红、刘明皓、 刘航、叶竹、陶舒畅、刘飞洋、许晨德。 NB/T 20669-2023 1 压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则 1 范围 本文件规定了压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计的基本要求，包括该系统设计直接有关的运行、 维修和试验要求，但不包括该系统设备的具体设计要求。 本文件适用于以能动型安全系统为主的压水堆核电厂应急堆芯冷却系统的设计。 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。 GB 6249 核动力厂环境辐射防护规定 GB/T 13285 核电厂安全重要系统和部件的实体防护 GB/T 13286 核电厂安全级电气设备和电路独立性准则 GB/T 17569压水堆核电厂物项分级 GB 18871电离辐射防护与辐射源安全基本标准 NB/T 20026 核电厂安全重要仪表和控制系统总体要求 NB/T 20051 核电厂厂用电系统设计准则 NB/T 20053 核电厂安全重要电气、仪表和控制设备安装要求 NB/T 20131 压水堆核电厂应急堆芯冷却地坑设计准则 NB/T 20268 压水堆核电厂安全阀和卸压阀管系设计准则 NB/T 20406压水堆核电厂流体系统的安全壳隔离装置 NB/T 20472压水堆核电厂核岛工艺系统管道布置设计准则 NB/T 20516 轻水堆核电厂假想管道破损事故防护准则 3 术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3.1 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发生动作， 各系统的响应得到证实， 事故的类型得以验明，并规定出在长期中应采取的操作。按照习惯，短期指的是事故发生的最初 24h 或72h。 3.2 长期 long term NB/T 20669-2023 2 紧接着短期之后的系统运行时间，在此期间内仍需要系统的安全功能。一般不少于 30天。 3.3 单一故障 single failure 导致单一系统或部件不能执行其预定安全功能的一种故障，以及由此引起的各种继发故障。 3.4 能动部件 active component 依靠触发、机械运动或动力源等外部输入而行使功能的部件。 3.5 非能动部件 passive component 不依靠触发、机械运动或动力源等外部输入而行使功能的部件。 4 系统功能 4.1 安全功能 4.1.1 冷却 在反应堆冷却剂系统出现破口导致冷却剂大量泄漏而无法通过正常手段补充时， 启动本系统向反应 堆堆芯提供冷却剂淹没堆芯，以防止堆芯熔化，或防止燃料组件和堆内构件出现可能妨碍堆芯冷却的变 形。贮存在反应堆冷却剂系统以及燃料中的能量加上衰变热，都应能通过应急堆芯冷却系统传递到安全 壳中。释放到安全壳的能量由安全壳冷却系统