ICS 27.120.99 CCS F49 NB 中 华 人 民 共 和 国 能 源 局 行 业 标 准 NB/T 20690—2023 压水堆核电厂乏燃料水池冷却和净化系统 设计准则 Design criteria for spent fuel pool cooling and cleaning system of pressurized water reactor nuclear power plants 2023 - 10 - 11发布 2024 - 04 - 11实施 国家能源局 发布 NB/T 20690 —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 ................................ ................................ ............ 1 5 系统范围 ................................ ................................ ............ 1 6 运行工况分类 ................................ ................................ ........ 2 7 系统设计要求 ................................ ................................ ........ 2 8 关键设备设计要求 ................................ ................................ .... 3 9 试验和维修要求 ................................ ................................ ...... 4 参考文献 ................................ ................................ .............. 6 NB/T 20690 —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。 本文件由核工业标准化研究所归口。 本文件起草单位 :中国核电工程有限公司、 上海核工程研究设计院有限公司、 中广核工程有限公司。 本标准主要起草人：姚亦珺 、李博、李杰、于沛、皮月、刘亚光、许洁、王耀东、杨振宇、桂璐廷。 NB/T 20690 —2023 1 压水堆核电厂乏燃料水池冷却和净化系统设计准则 1 范围 本文件规定了压水堆核电厂乏燃料水池冷却和净化系统的一般设计原则，包括系统功能要求、系统 基本设计准则、系统参数要求及系统的设备设计准则。 本文件适用于压水堆核电厂乏燃料水池冷却和净化系统的设计。 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。 GB18871 电离辐射防护与辐射源安全基本标准 GB/T 16702 压水堆核电厂核岛机械设备设计规范 3 术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3.1 换料水池 reactor refueling pool 用于在定期倒换核燃料组件期间，对燃料组件及堆内构件等进行操作，转运和维修的水池。 3.2 乏燃料水池 spent fue l pool 用于贮存乏燃料组件以及对燃料组件进行检查，运输等操作的水池。 4 系统功能 乏燃料水池冷却和净化系统主要功能如下所示： —— 维持乏燃料组件处于次临界状态； —— 维持乏燃料水池的水温在规定的温度限 值以下； —— 维持乏燃料水池、 换料水池以及换料水箱的水质处于化学、 放射性和清洁度的规定限值之内； —— 在正常和事故工况下向乏燃料水池提供补水； —— 为燃料操作区域工作人员提供生物屏蔽条件； —— 换料水池、换料水箱、燃料转运通道、容器装载井和容器冲洗井之间传输水； —— 安全壳隔离功能。 5 系统范围 5.1 乏燃料水池冷却和净化系统提供了冷却、净化等手段。 5.2 主要设备包括： NB/T 20690 —2023 2 a) 用于水池的冷却和净化的设备，主要包括冷却泵、热交换器、过滤器和净化装置以及相应的仪 表、管道及支撑等； b) 用于水池表面撇沫的撇沫器和配套设备。 6 运行工况分类 6.1.1 根据乏燃料贮存设施的具体特点，将其运行工况分为： a) 正常运行工况 ； b) 预计运行事件 ； c) 事故工况 ，包括设计基准事故 和设计扩展工况 。 6.1.2 正常运行工况 在系统正常运行期间，按照预计有规律或经常发生的事件。一般应考虑： a) 正常贮存燃料组件； b) 换料； c) 在乏燃料贮存设施内贮存新燃料组件。 6.1.3 预计运行事件 应考虑： a) 丧失厂外电源； b) 乏燃料池水装量减少（小泄露）； c) 丧失部分正常冷却能力； d) 可溶性中子吸收材料的稀释； e) 燃料组件放置异常（例如，燃料贮存格架中单根燃料组件位置错放，或单根燃料组件跌落但未 造成燃料包壳破损）。 6.1.4 设计基准事故 应考虑： a) 用于正常运行的乏燃料冷却功能失效； b) 连接到乏燃料水池的非抗震水传输管道破裂； c) 单个已辐照燃料组件跌落并造成燃料包壳破损（仅针对放射性物质释放）； d) 燃料贮存区中子吸收或慢化条件的显著变化（例如，在湿法贮存区可溶性中子吸收材料的大量 稀释）。 6.1.5 设计扩展工况 应考虑： a) 多重故障导致冷却系统长期失效； b) 基于概率 安全风险分析选择的故障组合 （例如，预 计运行事件组合，或设计用于减轻事件 影响 的系统发生共因故障）。 7 系统设计要求 7.1 设备分级和抗震类别 7.1.1 系统和机械设备分级 乏燃料水池冷却和净化系统的安全相关分级应与其功能相适应，并依据相关导则或标准（ GB/T 17569）来执行。 7.1.2 抗震分类 所有安全级（功能级）设备均为抗震 I类。 7.2 系统设计要求 NB/T 20690 —2023 3 7.2.1 系统的乏燃料水池冷却功能应符合以下要求： a) 在正常贮存工况下，系统宜维持乏燃料水池水温度保持在 50℃以下； b) 在正常运行工况下，应能确保维持乏燃料的最小屏蔽水位，或采取措施来防止运行人员受到 过量的照射，系统不容许乏燃料水池水位降到低于乏燃料冷却和放射性屏蔽所要求的水位。 7.2.2 本系统执行安全功能的冷却部分应能满足相应的安全要求。 7.2.3 在正常运行工况时，为保持规定的池水温度应提供强制冷却能力。 7.2.4 在设计基准和设计扩展工况下应考虑冷却功能恢复的能力，如配置备用冷却系统或可靠的补水 措施。 7.2.5 应设置正常运行工况下向水池补充除盐水的补给水系统，向乏燃料贮存水池提供除盐水的水量 应大于正常运行工况时蒸发所损失的量。 7.2.6 在设计基准事故工况时，本 系统应具备维持水位在贮存的燃料组件顶部之上的能力。 7.2.7 在正常运行工况时限制池水的放射性水平，应使工作人员所受的放射性剂量满足 GB18871的要 求，并做到可合理达到的尽量低的水平。 7.2.8 对所有的贮存区都应提供必要的设施以防止不可接受的污染。当发生这种情况时，应能使其去 污并使污染低于可接受的限值。 7.2.9 系统内的设备在限定的环境条件（不只限于温度、湿度和放射性水平）下是可运行的。 7.2.10 乏燃料水池冷却和净化系统的设计应根据乏燃料组件最大贮存量（包括一个卸出的完整堆芯） 所产生的最大发热量，并要考虑燃耗和停堆后的衰变时间。 7.2.11 应提供能 为水池充水的可靠备用系统。备用系统应使用可靠的水源（如：现场抗震 I类的贮水 设施、湖泊或河流）。备用系统不一定是永久设置的系统。 7.2.12 乏燃料水池冷却和净化系统的设计应满足下列要求： a)