NB/T 20231-2013
基本信息
标准号： NB/T 20231-2013
中文名称：压水堆核电厂专设安全设施设计准则
标准类别：能源标准(NB)
标准状态：现行
出版语种：简体中文
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标准分类号
关联标准
出版信息
相关单位信息
标准简介
NB/T 20231-2013.Design criteria for engineered safety features of pressurized water reactor
nuclear power plants.
1范围
NB/T 20231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。
NB/T 20231适用于二代改进型压水堆核电厂专设安全设施的设计与建造。
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，其最新版木(包括所有的修改单)适用于术文件。
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 I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
EJ/T331失水事故后流体系统的安全壳隔离装置
EJ/T562核电厂 安全有关的操纵员动作时间响应设计准则
EJ/T 570压水堆 安全重要流体系统单一故障准则
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:
HAF 102核动力厂 设计安全规定
3术语和定义，
下列术语和定义适用于本文件。
3.1专设安全设施Engineered safeguard systems
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
妨碍一个设备完成其功能的孤立随机事件，山单一事件引起的多个故障也看作单-故障。
nuclear power plants.
1范围
NB/T 20231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。
NB/T 20231适用于二代改进型压水堆核电厂专设安全设施的设计与建造。
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，其最新版木(包括所有的修改单)适用于术文件。
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 I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
EJ/T331失水事故后流体系统的安全壳隔离装置
EJ/T562核电厂 安全有关的操纵员动作时间响应设计准则
EJ/T 570压水堆 安全重要流体系统单一故障准则
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:
HAF 102核动力厂 设计安全规定
3术语和定义，
下列术语和定义适用于本文件。
3.1专设安全设施Engineered safeguard systems
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
妨碍一个设备完成其功能的孤立随机事件，山单一事件引起的多个故障也看作单-故障。
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标准内容
ICS27.120.20
备案号：41462-2013
中华人民共和国能源行业标准bZxz.net
NB/T20231—2013
代替EJ/T1179—2005
压水堆核电厂专设安全设施设计准则Design criteria for engineered safety features of pressurized water reactornuclearpowerplants
2013-06-08发布
国家能源局
2013-10-01实施
1范围
2规范性引用文件，
3术语和定义
4专设安全设施的范围与核安全功能4.1专设安全设施的范围..
4.2专设安全设施的核安全功能
5设计基准
5.1核安全准则
5.2物项分级
5.3安全分析
6设计要求
6.1设计基准事故选择
6.2事故发展的抑制
6.3事故预防设计和缓解功能
附录A（资料性附录）
附录B（资料性附录）
典型的设计始发事件示例。
设计上应考忠的内外部事件
NB/T20231--2013
NB/T20231—2013
本标准按照GB/T1.1—2009给出的规则起草。本标准代替EJ/T11792005《压水堆核电厂专设安全设施设计准则》，与EJ/T11792005相比要变化如下：
指明了本标准的适用范围，即本标准适用于二代改进型核电厂：将原标准中“前言”部分适当修改，同时将“前言”部分中引用的标准列在修订标准的第2节“规范性引用文件中”；
对标准中不再引用的标准不再列出，对原标准中引用的其它相关标准进行了版本更新和替换：一删除了原标准中的可言：
一结合二代改进型核电厂的特点，对原标准中第3节“专设安全设施的范围与核安全功能”进行了相关修改，删除了原标准中的3个注解：对原标准中的第4节和第5节中的部分内容进行重新编排和内容修改：考虑二代改进型核电厂专设安全设施的设计特点，删除了原标准中的附录B：参考HAF102中的相关要求，对原标准中的附录C进行适当修改：对于原标准中的表1“反应堆冷却剂系统和燃料设计限值”进行了修改；增加了“系统多样性”的要求：删除了原标准中对剂量限值的引用，剂量限值直接参考新版的GB6249：删除了原标准中的5.2（堆芯损坏预防设计要求）和5.3（堆心事故缓解的设计要求）：删除了原标准中的参考文献。
本标准山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：中国核动力研究设计院。本标准主要起草人：任云、隋海明、金小峰、黄代顺、韩坊。I
1范围
压水堆核电厂专设安全设施设计准则NB/T20231-2013
木标准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。
本标准适用于二代改进型压水堆核电厂专设安全设施的设计与建造。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木文件。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。GB6249核动力厂环境辐射防护规定GB/T13284.1核电厂安全系统第1部分：设计准则GB/T13286：核电厂安全级电气设备和电路独立性准则GB/T13626：单一故障准则应用于核电厂安全级电气系统GB/T17569压水堆核电厂物项分级失水事故后流体系统的安全壳隔离装置EJ/T331
核电厂安全有关的操纵员动作时间响应设计准则EJ/T562
压水堆安全重要流体系统单一故障准则EJ/T570
NB/T20035：压水堆核电厂工况分类NB/T20097
NB/T20103
压水堆核电厂混凝土安全壳功能设计要求压水堆核电厂事故分析和安全判据HAF102
核动力厂设计安全规定
3术语和定义
下列术语和定义适用于本文件。3.1
专设安全设施Engineered safeguard systems事故后为限制其后果而起作用的安全系统。3.2
单一故障Singlefailure
妨碍一个设备完成其功能的孤立随机事件，出单一事件引起的多个故障也看作单一故障。3.3
NB/T20231—2013
能动故障Activefailure
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。
Passive failure
非能动故障
在流体系统中，流体承压边界的破坏或影响系统内部流量的机械故障，称为非能动故障。3.5
短期Shortterm
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24h。3.6
长期 Longterm
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Safeshutdown
一种核电厂工况，反应堆堆芯星次临界，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。4专设安全设施的范围与核安全功能4.1专设安全设施的范围
专设安全设施是指压水堆核电厂在设计基准事故期间或故后，用于预防堆芯损坏或缓解事故后界而专门设置的核安全级构筑物、系统和部件的统称，是压水堆核电厂安全系统的一部分，在可能的情况下，专设安全设施的设计和功能应尽可能考虑超设计基准事故工况的要求。专设安全设施主要包括以下部分：
应急堆芯冷却系统：
安全壳喷淋系统：
安全壳空气监测系统：
蒸汽发生器辅助给水系统：
安全壳隔离系统。
4.2专设安全设施的核安全功能
专设安全设施核安全相关的功能如下：a）应急堆芯冷却系统：
1）在失水事故工况下，通过向堆芯注入冷却水，带出堆芯余热，防止燃料包壳熔化，并保持堆芯的儿何形状和完整性：
NB/T20231--2013
2）在主蒸汽管道破裂事故工况下，向反应堆冷却剂系统快速注入浓硼溶液，以补偿反应堆冷却剂过冷而引起的容积变化和反应性增加，防止反应堆重返临界：3）在再循环阶段，系统的部分承压边界作为安全壳的延伸，起安全壳屏障作用。b）安全壳喷淋系统：
1）排出安全壳内的热量：
2）限制释放到安全壳内的裂变产物浓度（尤其是碘）以及气溶胶的浓度：3）在降低裂变产物化学浸蚀性的同时，限制氢气的产生：4）将安全壳内压力和温度降低至可接受的水平。c）安全党空气监测系统
该系统的安全功能是控制事故后安全壳内氢气的浓度，使之不至于达到爆炸或爆燃水平，保持安全的完整性。同时要考忠在安全壳内设置非能动氢气复合器，避免严重事故时由于氢气爆炸而导致的安全壳丧失。
d）蒸汽发生器辅助给水系统
该系统的安全功能是在事故工况下，正常给水系统火效时为蒸汽发生器供水，带出反应堆的余热和冷却反应堆冷却剂系统，使反应堆冷却剂系统达到余热排出系统可投入运行的状态。e）安全壳隔离系统
该系统的安全功能是在事故工况下对安全壳实施有效隔离，保证安全光的完整性和密封性。5设计基准
5.1核安全准则
5.1.1核电厂工况与核安全准则
核电厂工况按假想始发事件的频率分类，见NB/T20035。对于发生概率低于10\/堆年的事件设计时可不予考虑。与专设安全设施有关的电厂工况和核安全准则如下：a）对于工况II、III或IV类的事件，其后果不应超过NB/T20103中规定的限值；对于工况II、III或IV类的事件，专设安全设施应符合适用的标准与规范的要求：b)
对于工况I、III或IV类的事件，专设安全设施应保持紧急停堆和应急冷却的能力（燃料和c)
反应堆冷却剂压力边界条件可能超过技术规格书规定的限值），可要求实施应急运行规程：d）专设安全设施完成安全功能的能力不应受工.况II、III或IV类事件的影响。5.1.2专设安全设施的响应
专设安全设施应能响应工况II、III或IV类的事件，-见NB/T20103中的相关要求。典型的始发事件示例参见附录A。5.1.3响应时间
专设安全设施的设计应使操纵员对于事故工况有足够的响应时间，以便判断核电厂的状态并决定应采取的措施，对事故工况的响应时间应符合EJ/T562的要求。5.1.4单一故障准则的应用
在设计专设安全设施时，应采取各种措施，以保证在丧失厂外电源的同时又发生下述故障时，能够实现安全停堆和专设安全设施的功能：短期内发生的单一能动故障：
NB/T20231--2013
长期内发生的单一能动故障或单一非能动故障。单一故障准则的应用要求系统设计有足够的元余度，以保证专设安全设施的可用性。流体系统应用的单一故障准则应符合EJ/T570的要求，电气系统应用的单一故障准则应符合GB/T13626的要求。
5.1.5系统的多重性
应采用多重性配置米保证专设安全设施功能的实现，多重配置至少应保证专设安全设施在发生最不利的单一故障时（已成为事故的故障除外）能完成其安全功能。在设计阶段还应仔细分析辅助（支持）系统的安全有关功能并采取相应措施。5.1.6系统的多样性
应尽量采用多样性原则来保证专设安全设施功能的实现，多样性能减少某些共因故障的可能，从而提高系统的可靠性。多样性主要应用于执行同一功能的多重系统或部件，通过多重系统或部件中引入不同属性来实现。
5.1.7系统的独立性
完余配置的机械设备和电气设备之间应尽实际可能最大限度地做到实体分隔和电气隔离，避免跨起式连接。电气设备的隔离要求见GB/T13286，实体分隔至少应包括：a）防火：完余的安全停堆序列除位于安全壳内或控制室内的部分以外，应采用耐火极限至少1.5h的防火屏障：
防水流：防护措施应使水淹不会扩展到整个安全相关系列：b)
防管道破裂，包括：
1）安全壳内的防护措施应使管道破裂后的动能影响不会在设备之间传播：2）安全壳外的防护措施应使管道破裂后的动能和（或）环境的影响不会在设备之间传播。d）空间分隔：设备、管道和电缆数设的空间分隔距离应实现降低共因故障概率的目标。5.1.8系统的最简化
专设安全设施应尽可能简化，以便：使操纵员的动作尽可能简单和单一，特别是在紧急情况下：a)
b）完成功能和恢复运行所要求的操作最少：联锁保护的要求最少：
d）实现安全、可靠性目标和完成安全功能所需要的设备最少。5.1.9
安全壳隔离
专设安全设施中贯穿安全壳的管线应采取措施，设置安全壳隔离装置，其要求应满足EJ/T331的要求。
5.1.10仪表和控制
专设安全设施的仪表和控制系统（包括在线监测利试验仪表）是安全系统的一部分，应符合GB门T13284.1中的要求。
5.1.11供电
NB/T20231—2013
专设安全设施的各个系统至少都应由相互独立的两个交流电源供电，这两路电源分别与两路实体上独立的连接高压输电网的厂外电源相连：在丧失厂外电源的事故中专设安全设施由两台独立的能够自动启动的柴汕发电机组供电。
5.1.12内外部事件
专设安全设施的设计应分析和考虑对内部和外部事件的防护，并且符合HAF102中的相关要求。设计上应考虑的内外部事件参见附录B。内部事件主要考虑火灾、爆炸、内部水、飞射物、管道甩动、喷射流冲击等。外部事件主要考虑外部白然事件，包括在描述厂址特征时已确定的那些事件，如地震、洪水、狂风、龙卷风、海啸（潮汐波）和极端气象条件。同时应考虑外部人为事件，包括描述厂址特征时已确定的那些事件和由此导出设计基准的事件。5.1.13试验和运行监测
专设安全设施应进行定期功能试验和运行监测，以确保其设备的可用性和安全功能。应在主控室为操纵员提供手动操作所必需的设备状态显示，并保证在全厂断电期间也能显示其状态。
5.1.14维修换料期间的考虑
在维修换料期间反应堆冷却剂装量减少的工况下，设计应考虑专设安全设施的维修要求和功能需求。
5.1.15专设安全设施支持系统
专设安全设施支持系统的构筑物、系统和部件的设计应满足专设安全设施各系统的功能要求。5.2物项分级
专设安全设施的构筑物、系统和部件的分级应符合GB/T17569的要求。5.3安全分析
5.3.1目的
核电厂安全设计要求机组应能承受假想始发事件而不会对公众的健康与安全造成危害。对与核电厂各类工况相对应的假想始发事件应采取不同级别的预防或缓解措施，要对假想始发事件及其危害预防进行安全分析，以保证：
a）鉴别可能影响核安全的每个假想始发事件的初始状态及其后果（例如对电厂设备和过程参数的影响），评估其发生的最大频次（引起同一参数变化的事件应作为一组始发事件），确定所需的预防或缓解功能；
评价专设安全设施的相应功能（预防或缓解）是否足够：b)
获得核电机组的运行不会对公众的健康与安全带米辐射危害的技术依据。c）
5.3.2基本要求
为了证明专设安全设施对设计基准事故的响应符合5.1.1的要求，要对专设安全设施完成其预定安全功能的能力进行系统分析，分析时应考虑：a）鉴别对设计基准事故进行响应的安全级构筑物、系统和部件：5
NB/T20231—2013
鉴别并证实对安全级构筑物、系统和部件的核安全要求：b)
鉴别并证实对非安全级构筑物、系统和部件的核安全要求：验证操纵员与核安全有关的操作和响应时间已考虑执行安全功能的设备状态：确认安全功能是在系统设计规范和标准规定的范围内完成：f)
确认对构筑物、系统和部件（包括监视利试验设备）有关的运行限值和条件。5.3.3
事故工况要求
安全分析应确定设计基准事故期间与核安全有关的要求，包括行政管理和应急规程方面的要求，分析时应考虑：
a）假想始发事件发生时的初始条件，包括下述影响：1）堆功率、反应堆冷却剂温度和压力、裕度、控制系统响应和仪表精度；2）电厂参数随功率的变化，一回路中放射性的变化（燃料包光的完整性）：3）堆芯功率空间分布，包括：燃料温度，慢化剂密度、压力和空泡引起的反应性反馈，轴向可移动的固态中子吸收材料（控制棒和可燃毒物棒）的分布，裂变产物（氙、）的分布：4）动力源（电、气、水），包括应急电源的状态：5）保护系统的状态：
6）安全有关系统的状态。
b）事故期间电厂参数变化对分析结果的影响，例如压力、空泡分布、传热系数、反应堆冷却剂装量以及控制保护系统的响应等：c）可能影响裂变产物屏障完整性的应力利！（或）应力瞬态（如反应性变化、能量释放等）：d）用于缓解事故后果的专设安全设施的性能，包括电路特性（如响应时间、磁饱和的影响）、仪表误差、需要的动力源和流体系统的动态特性。对附录A所述典型始发事件的安全分析见NB/T20103中的相关要求，6设计要求
6.1设计基准事故选择
6.1.1概述
设计专设安全设施首先应确定并分析需要其响应的设计基准事故，见NB/T20103中的相关要求，同时要考忠选定的超设计基准事故。然后在分析的基础上决定是否需要增加假想始发事件。如果需要增加，应限于同类核电厂已分析过的类似事件，并且应论证其必要性和得到国家核安全监管部门的批准。通常应考虑的始发事件见6.1.2，可行时考的超设计基准事故见6.1.3。6.1.2单一始发事件类型
需考虑的单一始发事件类型主要如下：a）与核电厂正常运行有关的系统和设备失效、能动设备（如泵、阀门、控制器）误动作或操纵员操作错误：
包括专设安全设施在内的备用设备误投入：b）
非能动设备故障，例如管道泄漏或破裂、蒸汽发生器传热管破裂：c
操作员在燃料装卸过程中的差错：d)
失去厂外电源：
包容气态或液态放射性物质的设备（能动利非能动）故障或误动作。NB/T20231—2013
6.1.3未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS）、与全厂断电有关的多个能动部件失效事故对于ATWS和与全厂断电有关的多个能动部件失效事故，专设安全设施的设计和验收可考虑下述要求：
配备从探测器开始直到最终驱动装置为止的全套设备，它不同于反应堆紧急停堆系统，并且在出现ATWS的情况下能自动触发辅助给水系统和汽轮机停机。这套设备应设计成能可靠地完成其功能，并且与现有的反应堆紧急停堆系统相互独立（从探测器开始直到驱动装置为止）；配备多样化的紧急停堆系统，设置一个与现有的反应堆紧急停堆系统相互独立的停堆系统：证实已采取上述两项措施的全部资料上报国家核安全监管部门。c）
6.2事故发展的抑制
设计时应将6.1.1确定的设计基准事故与NB/T20035中规定的电厂1况相对应，如果米发生另外相互独立的始发事件，则任何设计基准事故都不应导致更为严重的事故（例如工况II事故发展为工况III事故）
6.3事故预防设计和缓解功能
6.3.1概述
专设安全设施应对6.1.2规定的设计基准事故做出响应，并实现6.3.2和6.3.3所描述的安全目标。6.3.2事故工况及验收准则
与设计基准事故相对应的事故工况及验收准则见表1。NB/T20231-—2013
事故工况
中等频率事故一工况1I
稀有事故一工况III
极限事故一工况IV
验收准则
表1事故工况及验收准则
工况II下的验收准则为：
a）一个工况II故障不应引起后果更严重的事故，不应引起任一道屏障的破坏；b）保证燃料包壳的完整性：
c）一回路压力和二回路压力不超过限值。工况II1下的验收准划为：
a）可能导致少量燃料元件的有限损坏，堆芯儿何形状不破坏：b）一个工况III事故不应导致-一个工况IV事故，不损害反应堆冷却剂系统和安全壳屏障：c）辐射剂呆限值满足GB6249的要求。工况IV下的验收准则为：
a）、璀芯几何形状不破坏：
b）不得导致具有限制事故后果功能的系统损坏：c）辐射剂量限值满足GB6249的要求。注：失水事故时应急堆芯冷却系绕设计准则如下：a）燃料元件包光表面计笠最高温度不超过1204℃b）燃料元件包壳局部氧化量不超过氧化前燃料元件包壳总厚度的17%c）燃料元件包壳与水或蒸汽化学反应产生的氢气量不超过假想总氢气量的1%。假想总氢气量为假定除包田燃料元件两端气腔体积部分外，全部包壳管金剧与水或蒸汽完全反应所产生的氢气呆：d）堆芯的儿何形状变化应使堆芯仍能保持可冷却的几何形状：e）应急堆芯冷却系统开始运行后，堆芯的计算温度保持在可接受的低数值，堆芯内长寿命放射性核素释放的衰变热在要求的更长时间内都能排出。6.3.3安全壳限值
安全壳是防止放射性物质释放的第三道屏障，能在“设计基准事故”的温度和压力条件下提供良好的密封性能，安全壳的完整性和密封性应满足NB/T20097的要求。安全壳限值主要考虑下列要求：a）安全壳所承受的压力小于设计压力：b）安全壳还应承受由于安全壳喷淋系统误动作引起的内部负压：安全壳温度低于设计温度。
A.1二回路事件引起的排热增加
附录A
（资料性附录）
典型的设计始发事件示例
二回路事件引起排热增加的典型事故包括：NB/T20231—2013
给水温度降低、给水流量增加、蒸汽流量增加，蒸汽发生器安全阀、卸压阀或排放阀卡在开启a
位置（中等频率事故）：
b）安全壳内、外的蒸汽管道破裂（小破口属稀有事故，大破口属极限事故）。A.2二回路事件引起的排热减少
二回路事件引起排热减少的典型事故包括：外负荷丧失、汽轮机事故保护停机、冷凝器真空丧失、汽轮机调节阀故障关闭、主蒸汽隔离阀a)
意外关闭（中等频率事故）：
电厂辅助设备非应急交流丧失（中等频率事故）：正常给水流量丧失（中等频率事故）：c
安全壳内、外给水系统管道破裂（小破口属稀有事故，大破口属极限事故）。d)
A.3反应堆冷却剂系统流量降低
反应堆冷却剂系统流量降低的典型事故包括反应堆冷却剂泵电机事故保护停机或丧失电源使反应堆冷却剂失去强迫流动：a
1）部分泵电机事故停机（中等频率事故）：2）全部录电机同时事故停机（稀有事故）反应堆冷却剂泵转子卡住和泵轴断裂（极限事故）。b)
A.4反应性和功率分布异常
反应性和功率分布异常的典型事故包括：控制棒组件在次临界或低功率启动状态下失控抽出（中等频率事故）：a)
控制棒组件在功率运行时失控抽出：b)
1）一组联动控制棒抽出（中等频率事故）：2）单束棒抽出（稀有事故）。
控制棒误动作（中等频率事故）：一条非在役的反应堆冷却剂环路在错误的温度下启动（中等频率事故）：d)
化学和容积控制系统故障导致反应堆冷却剂内硼浓度降低（中等频率故障）：燃料组件错装位事故（稀有事故）：弹棒事故（极限事故）。
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备案号：41462-2013
中华人民共和国能源行业标准bZxz.net
NB/T20231—2013
代替EJ/T1179—2005
压水堆核电厂专设安全设施设计准则Design criteria for engineered safety features of pressurized water reactornuclearpowerplants
2013-06-08发布
国家能源局
2013-10-01实施
1范围
2规范性引用文件，
3术语和定义
4专设安全设施的范围与核安全功能4.1专设安全设施的范围..
4.2专设安全设施的核安全功能
5设计基准
5.1核安全准则
5.2物项分级
5.3安全分析
6设计要求
6.1设计基准事故选择
6.2事故发展的抑制
6.3事故预防设计和缓解功能
附录A（资料性附录）
附录B（资料性附录）
典型的设计始发事件示例。
设计上应考忠的内外部事件
NB/T20231--2013
NB/T20231—2013
本标准按照GB/T1.1—2009给出的规则起草。本标准代替EJ/T11792005《压水堆核电厂专设安全设施设计准则》，与EJ/T11792005相比要变化如下：
指明了本标准的适用范围，即本标准适用于二代改进型核电厂：将原标准中“前言”部分适当修改，同时将“前言”部分中引用的标准列在修订标准的第2节“规范性引用文件中”；
对标准中不再引用的标准不再列出，对原标准中引用的其它相关标准进行了版本更新和替换：一删除了原标准中的可言：
一结合二代改进型核电厂的特点，对原标准中第3节“专设安全设施的范围与核安全功能”进行了相关修改，删除了原标准中的3个注解：对原标准中的第4节和第5节中的部分内容进行重新编排和内容修改：考虑二代改进型核电厂专设安全设施的设计特点，删除了原标准中的附录B：参考HAF102中的相关要求，对原标准中的附录C进行适当修改：对于原标准中的表1“反应堆冷却剂系统和燃料设计限值”进行了修改；增加了“系统多样性”的要求：删除了原标准中对剂量限值的引用，剂量限值直接参考新版的GB6249：删除了原标准中的5.2（堆芯损坏预防设计要求）和5.3（堆心事故缓解的设计要求）：删除了原标准中的参考文献。
本标准山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：中国核动力研究设计院。本标准主要起草人：任云、隋海明、金小峰、黄代顺、韩坊。I
1范围
压水堆核电厂专设安全设施设计准则NB/T20231-2013
木标准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。
本标准适用于二代改进型压水堆核电厂专设安全设施的设计与建造。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木文件。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。GB6249核动力厂环境辐射防护规定GB/T13284.1核电厂安全系统第1部分：设计准则GB/T13286：核电厂安全级电气设备和电路独立性准则GB/T13626：单一故障准则应用于核电厂安全级电气系统GB/T17569压水堆核电厂物项分级失水事故后流体系统的安全壳隔离装置EJ/T331
核电厂安全有关的操纵员动作时间响应设计准则EJ/T562
压水堆安全重要流体系统单一故障准则EJ/T570
NB/T20035：压水堆核电厂工况分类NB/T20097
NB/T20103
压水堆核电厂混凝土安全壳功能设计要求压水堆核电厂事故分析和安全判据HAF102
核动力厂设计安全规定
3术语和定义
下列术语和定义适用于本文件。3.1
专设安全设施Engineered safeguard systems事故后为限制其后果而起作用的安全系统。3.2
单一故障Singlefailure
妨碍一个设备完成其功能的孤立随机事件，出单一事件引起的多个故障也看作单一故障。3.3
NB/T20231—2013
能动故障Activefailure
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。
Passive failure
非能动故障
在流体系统中，流体承压边界的破坏或影响系统内部流量的机械故障，称为非能动故障。3.5
短期Shortterm
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24h。3.6
长期 Longterm
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Safeshutdown
一种核电厂工况，反应堆堆芯星次临界，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。4专设安全设施的范围与核安全功能4.1专设安全设施的范围
专设安全设施是指压水堆核电厂在设计基准事故期间或故后，用于预防堆芯损坏或缓解事故后界而专门设置的核安全级构筑物、系统和部件的统称，是压水堆核电厂安全系统的一部分，在可能的情况下，专设安全设施的设计和功能应尽可能考虑超设计基准事故工况的要求。专设安全设施主要包括以下部分：
应急堆芯冷却系统：
安全壳喷淋系统：
安全壳空气监测系统：
蒸汽发生器辅助给水系统：
安全壳隔离系统。
4.2专设安全设施的核安全功能
专设安全设施核安全相关的功能如下：a）应急堆芯冷却系统：
1）在失水事故工况下，通过向堆芯注入冷却水，带出堆芯余热，防止燃料包壳熔化，并保持堆芯的儿何形状和完整性：
NB/T20231--2013
2）在主蒸汽管道破裂事故工况下，向反应堆冷却剂系统快速注入浓硼溶液，以补偿反应堆冷却剂过冷而引起的容积变化和反应性增加，防止反应堆重返临界：3）在再循环阶段，系统的部分承压边界作为安全壳的延伸，起安全壳屏障作用。b）安全壳喷淋系统：
1）排出安全壳内的热量：
2）限制释放到安全壳内的裂变产物浓度（尤其是碘）以及气溶胶的浓度：3）在降低裂变产物化学浸蚀性的同时，限制氢气的产生：4）将安全壳内压力和温度降低至可接受的水平。c）安全党空气监测系统
该系统的安全功能是控制事故后安全壳内氢气的浓度，使之不至于达到爆炸或爆燃水平，保持安全的完整性。同时要考忠在安全壳内设置非能动氢气复合器，避免严重事故时由于氢气爆炸而导致的安全壳丧失。
d）蒸汽发生器辅助给水系统
该系统的安全功能是在事故工况下，正常给水系统火效时为蒸汽发生器供水，带出反应堆的余热和冷却反应堆冷却剂系统，使反应堆冷却剂系统达到余热排出系统可投入运行的状态。e）安全壳隔离系统
该系统的安全功能是在事故工况下对安全壳实施有效隔离，保证安全光的完整性和密封性。5设计基准
5.1核安全准则
5.1.1核电厂工况与核安全准则
核电厂工况按假想始发事件的频率分类，见NB/T20035。对于发生概率低于10\/堆年的事件设计时可不予考虑。与专设安全设施有关的电厂工况和核安全准则如下：a）对于工况II、III或IV类的事件，其后果不应超过NB/T20103中规定的限值；对于工况II、III或IV类的事件，专设安全设施应符合适用的标准与规范的要求：b)
对于工况I、III或IV类的事件，专设安全设施应保持紧急停堆和应急冷却的能力（燃料和c)
反应堆冷却剂压力边界条件可能超过技术规格书规定的限值），可要求实施应急运行规程：d）专设安全设施完成安全功能的能力不应受工.况II、III或IV类事件的影响。5.1.2专设安全设施的响应
专设安全设施应能响应工况II、III或IV类的事件，-见NB/T20103中的相关要求。典型的始发事件示例参见附录A。5.1.3响应时间
专设安全设施的设计应使操纵员对于事故工况有足够的响应时间，以便判断核电厂的状态并决定应采取的措施，对事故工况的响应时间应符合EJ/T562的要求。5.1.4单一故障准则的应用
在设计专设安全设施时，应采取各种措施，以保证在丧失厂外电源的同时又发生下述故障时，能够实现安全停堆和专设安全设施的功能：短期内发生的单一能动故障：
NB/T20231--2013
长期内发生的单一能动故障或单一非能动故障。单一故障准则的应用要求系统设计有足够的元余度，以保证专设安全设施的可用性。流体系统应用的单一故障准则应符合EJ/T570的要求，电气系统应用的单一故障准则应符合GB/T13626的要求。
5.1.5系统的多重性
应采用多重性配置米保证专设安全设施功能的实现，多重配置至少应保证专设安全设施在发生最不利的单一故障时（已成为事故的故障除外）能完成其安全功能。在设计阶段还应仔细分析辅助（支持）系统的安全有关功能并采取相应措施。5.1.6系统的多样性
应尽量采用多样性原则来保证专设安全设施功能的实现，多样性能减少某些共因故障的可能，从而提高系统的可靠性。多样性主要应用于执行同一功能的多重系统或部件，通过多重系统或部件中引入不同属性来实现。
5.1.7系统的独立性
完余配置的机械设备和电气设备之间应尽实际可能最大限度地做到实体分隔和电气隔离，避免跨起式连接。电气设备的隔离要求见GB/T13286，实体分隔至少应包括：a）防火：完余的安全停堆序列除位于安全壳内或控制室内的部分以外，应采用耐火极限至少1.5h的防火屏障：
防水流：防护措施应使水淹不会扩展到整个安全相关系列：b)
防管道破裂，包括：
1）安全壳内的防护措施应使管道破裂后的动能影响不会在设备之间传播：2）安全壳外的防护措施应使管道破裂后的动能和（或）环境的影响不会在设备之间传播。d）空间分隔：设备、管道和电缆数设的空间分隔距离应实现降低共因故障概率的目标。5.1.8系统的最简化
专设安全设施应尽可能简化，以便：使操纵员的动作尽可能简单和单一，特别是在紧急情况下：a)
b）完成功能和恢复运行所要求的操作最少：联锁保护的要求最少：
d）实现安全、可靠性目标和完成安全功能所需要的设备最少。5.1.9
安全壳隔离
专设安全设施中贯穿安全壳的管线应采取措施，设置安全壳隔离装置，其要求应满足EJ/T331的要求。
5.1.10仪表和控制
专设安全设施的仪表和控制系统（包括在线监测利试验仪表）是安全系统的一部分，应符合GB门T13284.1中的要求。
5.1.11供电
NB/T20231—2013
专设安全设施的各个系统至少都应由相互独立的两个交流电源供电，这两路电源分别与两路实体上独立的连接高压输电网的厂外电源相连：在丧失厂外电源的事故中专设安全设施由两台独立的能够自动启动的柴汕发电机组供电。
5.1.12内外部事件
专设安全设施的设计应分析和考虑对内部和外部事件的防护，并且符合HAF102中的相关要求。设计上应考虑的内外部事件参见附录B。内部事件主要考虑火灾、爆炸、内部水、飞射物、管道甩动、喷射流冲击等。外部事件主要考虑外部白然事件，包括在描述厂址特征时已确定的那些事件，如地震、洪水、狂风、龙卷风、海啸（潮汐波）和极端气象条件。同时应考虑外部人为事件，包括描述厂址特征时已确定的那些事件和由此导出设计基准的事件。5.1.13试验和运行监测
专设安全设施应进行定期功能试验和运行监测，以确保其设备的可用性和安全功能。应在主控室为操纵员提供手动操作所必需的设备状态显示，并保证在全厂断电期间也能显示其状态。
5.1.14维修换料期间的考虑
在维修换料期间反应堆冷却剂装量减少的工况下，设计应考虑专设安全设施的维修要求和功能需求。
5.1.15专设安全设施支持系统
专设安全设施支持系统的构筑物、系统和部件的设计应满足专设安全设施各系统的功能要求。5.2物项分级
专设安全设施的构筑物、系统和部件的分级应符合GB/T17569的要求。5.3安全分析
5.3.1目的
核电厂安全设计要求机组应能承受假想始发事件而不会对公众的健康与安全造成危害。对与核电厂各类工况相对应的假想始发事件应采取不同级别的预防或缓解措施，要对假想始发事件及其危害预防进行安全分析，以保证：
a）鉴别可能影响核安全的每个假想始发事件的初始状态及其后果（例如对电厂设备和过程参数的影响），评估其发生的最大频次（引起同一参数变化的事件应作为一组始发事件），确定所需的预防或缓解功能；
评价专设安全设施的相应功能（预防或缓解）是否足够：b)
获得核电机组的运行不会对公众的健康与安全带米辐射危害的技术依据。c）
5.3.2基本要求
为了证明专设安全设施对设计基准事故的响应符合5.1.1的要求，要对专设安全设施完成其预定安全功能的能力进行系统分析，分析时应考虑：a）鉴别对设计基准事故进行响应的安全级构筑物、系统和部件：5
NB/T20231—2013
鉴别并证实对安全级构筑物、系统和部件的核安全要求：b)
鉴别并证实对非安全级构筑物、系统和部件的核安全要求：验证操纵员与核安全有关的操作和响应时间已考虑执行安全功能的设备状态：确认安全功能是在系统设计规范和标准规定的范围内完成：f)
确认对构筑物、系统和部件（包括监视利试验设备）有关的运行限值和条件。5.3.3
事故工况要求
安全分析应确定设计基准事故期间与核安全有关的要求，包括行政管理和应急规程方面的要求，分析时应考虑：
a）假想始发事件发生时的初始条件，包括下述影响：1）堆功率、反应堆冷却剂温度和压力、裕度、控制系统响应和仪表精度；2）电厂参数随功率的变化，一回路中放射性的变化（燃料包光的完整性）：3）堆芯功率空间分布，包括：燃料温度，慢化剂密度、压力和空泡引起的反应性反馈，轴向可移动的固态中子吸收材料（控制棒和可燃毒物棒）的分布，裂变产物（氙、）的分布：4）动力源（电、气、水），包括应急电源的状态：5）保护系统的状态：
6）安全有关系统的状态。
b）事故期间电厂参数变化对分析结果的影响，例如压力、空泡分布、传热系数、反应堆冷却剂装量以及控制保护系统的响应等：c）可能影响裂变产物屏障完整性的应力利！（或）应力瞬态（如反应性变化、能量释放等）：d）用于缓解事故后果的专设安全设施的性能，包括电路特性（如响应时间、磁饱和的影响）、仪表误差、需要的动力源和流体系统的动态特性。对附录A所述典型始发事件的安全分析见NB/T20103中的相关要求，6设计要求
6.1设计基准事故选择
6.1.1概述
设计专设安全设施首先应确定并分析需要其响应的设计基准事故，见NB/T20103中的相关要求，同时要考忠选定的超设计基准事故。然后在分析的基础上决定是否需要增加假想始发事件。如果需要增加，应限于同类核电厂已分析过的类似事件，并且应论证其必要性和得到国家核安全监管部门的批准。通常应考虑的始发事件见6.1.2，可行时考的超设计基准事故见6.1.3。6.1.2单一始发事件类型
需考虑的单一始发事件类型主要如下：a）与核电厂正常运行有关的系统和设备失效、能动设备（如泵、阀门、控制器）误动作或操纵员操作错误：
包括专设安全设施在内的备用设备误投入：b）
非能动设备故障，例如管道泄漏或破裂、蒸汽发生器传热管破裂：c
操作员在燃料装卸过程中的差错：d)
失去厂外电源：
包容气态或液态放射性物质的设备（能动利非能动）故障或误动作。NB/T20231—2013
6.1.3未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS）、与全厂断电有关的多个能动部件失效事故对于ATWS和与全厂断电有关的多个能动部件失效事故，专设安全设施的设计和验收可考虑下述要求：
配备从探测器开始直到最终驱动装置为止的全套设备，它不同于反应堆紧急停堆系统，并且在出现ATWS的情况下能自动触发辅助给水系统和汽轮机停机。这套设备应设计成能可靠地完成其功能，并且与现有的反应堆紧急停堆系统相互独立（从探测器开始直到驱动装置为止）；配备多样化的紧急停堆系统，设置一个与现有的反应堆紧急停堆系统相互独立的停堆系统：证实已采取上述两项措施的全部资料上报国家核安全监管部门。c）
6.2事故发展的抑制
设计时应将6.1.1确定的设计基准事故与NB/T20035中规定的电厂1况相对应，如果米发生另外相互独立的始发事件，则任何设计基准事故都不应导致更为严重的事故（例如工况II事故发展为工况III事故）
6.3事故预防设计和缓解功能
6.3.1概述
专设安全设施应对6.1.2规定的设计基准事故做出响应，并实现6.3.2和6.3.3所描述的安全目标。6.3.2事故工况及验收准则
与设计基准事故相对应的事故工况及验收准则见表1。NB/T20231-—2013
事故工况
中等频率事故一工况1I
稀有事故一工况III
极限事故一工况IV
验收准则
表1事故工况及验收准则
工况II下的验收准则为：
a）一个工况II故障不应引起后果更严重的事故，不应引起任一道屏障的破坏；b）保证燃料包壳的完整性：
c）一回路压力和二回路压力不超过限值。工况II1下的验收准划为：
a）可能导致少量燃料元件的有限损坏，堆芯儿何形状不破坏：b）一个工况III事故不应导致-一个工况IV事故，不损害反应堆冷却剂系统和安全壳屏障：c）辐射剂呆限值满足GB6249的要求。工况IV下的验收准则为：
a）、璀芯几何形状不破坏：
b）不得导致具有限制事故后果功能的系统损坏：c）辐射剂量限值满足GB6249的要求。注：失水事故时应急堆芯冷却系绕设计准则如下：a）燃料元件包光表面计笠最高温度不超过1204℃b）燃料元件包壳局部氧化量不超过氧化前燃料元件包壳总厚度的17%c）燃料元件包壳与水或蒸汽化学反应产生的氢气量不超过假想总氢气量的1%。假想总氢气量为假定除包田燃料元件两端气腔体积部分外，全部包壳管金剧与水或蒸汽完全反应所产生的氢气呆：d）堆芯的儿何形状变化应使堆芯仍能保持可冷却的几何形状：e）应急堆芯冷却系统开始运行后，堆芯的计算温度保持在可接受的低数值，堆芯内长寿命放射性核素释放的衰变热在要求的更长时间内都能排出。6.3.3安全壳限值
安全壳是防止放射性物质释放的第三道屏障，能在“设计基准事故”的温度和压力条件下提供良好的密封性能，安全壳的完整性和密封性应满足NB/T20097的要求。安全壳限值主要考虑下列要求：a）安全壳所承受的压力小于设计压力：b）安全壳还应承受由于安全壳喷淋系统误动作引起的内部负压：安全壳温度低于设计温度。
A.1二回路事件引起的排热增加
附录A
（资料性附录）
典型的设计始发事件示例
二回路事件引起排热增加的典型事故包括：NB/T20231—2013
给水温度降低、给水流量增加、蒸汽流量增加，蒸汽发生器安全阀、卸压阀或排放阀卡在开启a
位置（中等频率事故）：
b）安全壳内、外的蒸汽管道破裂（小破口属稀有事故，大破口属极限事故）。A.2二回路事件引起的排热减少
二回路事件引起排热减少的典型事故包括：外负荷丧失、汽轮机事故保护停机、冷凝器真空丧失、汽轮机调节阀故障关闭、主蒸汽隔离阀a)
意外关闭（中等频率事故）：
电厂辅助设备非应急交流丧失（中等频率事故）：正常给水流量丧失（中等频率事故）：c
安全壳内、外给水系统管道破裂（小破口属稀有事故，大破口属极限事故）。d)
A.3反应堆冷却剂系统流量降低
反应堆冷却剂系统流量降低的典型事故包括反应堆冷却剂泵电机事故保护停机或丧失电源使反应堆冷却剂失去强迫流动：a
1）部分泵电机事故停机（中等频率事故）：2）全部录电机同时事故停机（稀有事故）反应堆冷却剂泵转子卡住和泵轴断裂（极限事故）。b)
A.4反应性和功率分布异常
反应性和功率分布异常的典型事故包括：控制棒组件在次临界或低功率启动状态下失控抽出（中等频率事故）：a)
控制棒组件在功率运行时失控抽出：b)
1）一组联动控制棒抽出（中等频率事故）：2）单束棒抽出（稀有事故）。
控制棒误动作（中等频率事故）：一条非在役的反应堆冷却剂环路在错误的温度下启动（中等频率事故）：d)
化学和容积控制系统故障导致反应堆冷却剂内硼浓度降低（中等频率故障）：燃料组件错装位事故（稀有事故）：弹棒事故（极限事故）。
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