ICS 27.120.20 F 69 中 华 人 民 共 和 国 能 源 行 业 标 准 NB/T 20671—2023 压水堆核电厂应急硼化系统设计准则 Design criteria for emergency boration system of pressurized water reactor nuclear power plants 2023 - 05 - 26发布 2023 - 11 - 26实施 国家能源局 发 布 NB/T 20671 —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 其他功能 ...................................................................... 2 5 系统范围 .......................................................................... 2 6 系统性能准则 ...................................................................... 2 7 设计要求 .......................................................................... 2 7.1 安全分级和抗震分类 ............................................................ 2 7.2 系统设计要求 .................................................................. 2 7.3 布置设计准则 .................................................................. 3 7.4 电气设计准则 .................................................................. 3 7.5 仪表和控制设计准则 ............................................................ 3 7.6 主要接口要求 .................................................................. 4 7.7 主要设备设计准则 .............................................................. 4 7.8 试验和维修要求 ................................................................ 4 NB/T 20671 —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。 请注意本文件的某些内容可能涉及专利。本文件的发布机构不承担识别这些专利的责任。 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： 深圳中广核工程设计有限公司、 中国核电工程有限公司、 中国核动力研究设计院。 本文件主要起草人：胡剑、李辉、王争光、余小权、陈彦霖。 NB/T 20671 —2023 1 压水堆核电厂应急硼化系统设计准则 1 范围 本文件规定了压水堆核电厂应急硼化系统的设计准则，包括系统功能、性能准则、系统设备设计、 以及维修、试验等相关的要求。 本文件适用于能动压水堆核电厂应急硼化系统的设计。 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。 HAD102/04 核动力厂内部危险（火灾和爆炸除外）的防护设计 GB/T 12241 安全阀一般要求 GB/T 13285 核电厂安全重要系统和部件的实体防护 GB/T 17569 压水堆核电厂物项分级 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 20406 RK 压水堆核电厂流体系统的安全壳隔离装置 NB/T 20472 RK 压水堆核电厂核岛工艺系统管道布置设计准则 3 术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3.1 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限值以内，该核动力厂是 按确定的设计准则和保守的方法来设计的。 3.2 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 （严重事故）工况。 3.3 安全状态 safe state 核动力厂在发生预计运行事件或事故工况后，反应堆处于次临界，并能够保证基本安全功能且长期 保持稳定的状态。 NB/T 20671 —2023 2 4 系统功能 4.1 安全功能 4.1.1 应急注硼 应急硼化系统应能在所应对的预计运行事件、设计基准事故或设计扩展工况对一回路进行硼化， 以 补偿堆芯冷却和氙毒减少引入的正反应性。 应急硼化系统应能在预计运行事件、 设计基准事故或设计扩展工况时手动启动， 对一回路进行硼化， 使电厂以一定的速率降温、降压，直到堆芯达到安全状态。 应急硼化系统应能在发生未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS）时自动投入运行，向反应堆冷却剂系统 注入足够的浓硼酸溶液，以控制反应性，保证堆芯带到并维持次临界状态。 4.1.2 密封屏障 应急硼化系统贯穿安全壳的管线上应设置安全壳隔离屏障， 安全壳隔离阀及两者之间的管道为核电 厂安全壳边界的组成部分。 4.2 其他功能 应急硼化系统可执行一回路水压试验、稳压器辅助喷雾等功能。 应急硼酸箱可作为一回路临时补水时硼水的水源。 5 系统范围 应急硼化系统由应急硼化泵从应急硼酸箱取水，注入到一回路中。 系统由执行本文件第4章所规定功能的设备、阀门、仪表及管线等组成。主要设备包括： ——应急硼化泵； ——应急硼酸箱。 6 系统性能准则 为满足系统安全功能，应急硼化系统应满足以下性能准则： ——应急硼酸箱中硼酸介质的最小可用容积应确保将电厂带入安全状态； ——应急硼化系统的最小注入流量应能确保电厂过渡到安全状态过程中， 补偿因慢化剂冷却和氙毒 减少引入的正反应性； ——应急硼化系统的最大注入流量在电厂过渡到安全状态过程中不应导致稳压器满溢。 7 设计要求 7.1 安全分级和抗震分类 应急硼化系统的安全分级和抗震分类应满足GB/T 17569的要求。 7.2 系统设计要求 7.2.1 单一故障准则 NB/T 20671 —2023 3 系统应对预计运行事件和设计基准事故时，应遵循单一故障准则，要求如下: a) 至少包括两个冗余的系列； b) 不同系列应由独立的安全级电源供电； c) 不同系列之间应尽可能采用实体隔离或空间隔离； d) 对于非能动部件，必须适当考虑其故障，除非能够在具有高置信度的单一故障分析中证实：该 部件的故障极不可能发生，并保持其功能不受到假设始发事件的影响。 7.2.2 内、外部危险的防护 系统设计应考虑火灾、爆炸以及HAD102/04要求考虑的内部危险的影响。 系统设计应考虑外部危险的防护。 7.2.3 安全壳隔离 系统贯穿安全壳的管线应遵照NB/T 20406 RK的有关要求进行设计。 7.2.4 硼结晶预防措施 对所有含有浓硼溶液的设备和管路，若环境温度不能保证介质温度在硼