NB/T 20261-2014.Design criteria for emergency core cooling system of pressurized water reactor nuclear powcr plants.
1范围
NB/T 20261规定了二代改进型乐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。
NB/T 20261适用于二代改进型压水堆核电厂应急堆芯冷却系统的设计，其它同类型核电厂可参照执行。
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。
GB6249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j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
3术语和定义
下列术语和定义适用于本文件。
3.1直接注入阶段direct injection phasc
系统从换料水箱吸水并注入反应堆堆芯的运行阶段。
3.2再循环注入阶段recirculation inject ion phase
系统从再循环地坑吸水并重新注入反应堆堆芯的运行阶段。
3.3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。按习惯，短期指的是事故发生的最初24 h。

TCS27,120.10
备案号：46446-2014
中华人民共和国能源行业标准
NB/T20261-—2014
代替EJ/T332—1988
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 reactornuclearpowcrplants
2014-06-29发布
国家能源局
2014-11-01实施
2规范性引用文件
3术语和定义.
4系统功能
1.1安全功能。
4.2其它功能.
系统范围..
系统性能要求
设计要求
安全等级和抗震类别
反应性控制要求.
系统设计要求...
设备设计要求..
机械设计准则。
电气设计要求
仪表和控制设计要求.
接口要求。
布置要求
试验和维修要求
NB/T20261-2014
NB/T20261—2014
本标准代替EJ/T332—1988《压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则》，与EJ/T332—1988相比，除编辑性修改外主要技术变化如下：增加“前言”；
一对规范性应用文件进行了相应修改：将文中的文字描述“安全注射”修改为“安全注入”：在第5章中，将“硼注射再循环泵”的描述修改为“硼酸再循环泵”：在第5章中，增加硼酸波动箱：
增加主要设备的基本设计要求；增加了系统与反应堆冷却剂系统，化学与容积控制系统、安全壳喷淋系统及相关系统水源的接口要求描述，并根据对《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求》（试行）的相关要求，对应急堆芯冷却系统的外部临时应急供水接口提出了相应要求：一根据GBT17569《压水堆核电厂物项分级》对原标准中的安全分级和抗震类别进行了修改。本标准由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：隋海明、沈云海、曾畅、余小权、段永强。本标准所代替的EJ/T332于1988年首次发布。1范围
压水堆核电广应急堆芯冷却系统设计准则NB/T20261—2014
本标准规定了二代改进型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。本标准适用于二代改进型压水堆核电厂应急堆芯冷却系统的设计，其它同类型核电厂可参照执行。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。GB6249核动力厂环境辐射防护规定GB/T13285
GB/T13286
GB/T17569
GB18871
核电厂安全重要系统和部件的实体防护核电厂安全级电气设备利电路独立性准则压水堆核电广物项分级
电离辐射防护与辐射源安全基本标准NB/T20026
NB/T20051
NB/T20053
NB/T20131
NB/T20268
EJ/T331
EJ/T335
EJ/T336
3术语和定义
核电厂安全平要仪表和控制系统总体要求核电厂厂用电系统设计准则
核电厂安全重要电气、仪表和控制设备安装要求压水堆核电厂应急堆芯冷却地坑设计准则压水堆核电厂安全阀和卸压阀管系设计准则失水事故后流体系统的安全壳隔离装置轻水堆核电厂假想管道破损事故防护准则压水堆核电厂核供汽系统布置准则下列术语和定义适用于本文件。3.1
直接注入阶段
direct injection phasc
系统从换料水箱吸水并注入反应堆堆芯的运行阶段。3.2
再循环注入阶段
recirculation injection phase系统从再循环地坑吸水并重新注入反应堆堆芯的运行阶段。3.3
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。按习惯，短期指的是事故发生的最初24h。1
NB/T20261-2014
长期 longterm
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。长期一般不少于30d。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港没堆芯，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。应急堆芯冷却系统所提供的冷却水应含有足够的硼，以维持堆芯的次临界状态。贮存在反应堆冷却剂系统以及燃料中的能量加上衰变热，都应该由应急堆芯冷却系统传递到安全壳中。产生的蒸汽由安全壳喷淋系统冷凝。收集于安全壳地坑中的液体由应急堆芯冷却系统重新注入堆芯，并在喷淋系统将其喷射到安全壳以前进行冷却。这种再循环过程保证长期排出余热。4.1.2应急加硼bzxz.net
应急堆芯冷却系统通过向堆芯注入足够的浓硼水，提供必要的负反应性，以确保在蒸汽管线破裂等事故发生之后，反应堆仍可维持在安全停堆状态。4.1.3密封屏障
在失水事故后再循环注入阶段，应急堆芯冷却系统处于安全壳外的部分应起到密封屏障的作用。4.2其它功能
4.2.1如果应急堆芯冷却系统高压安注泵与化容系统上充泵合用，当反应堆冷却剂系统流量不足时，为防止反应堆冷却剂伙速稀释或在停堆过程中，为防止慢稀释，将上充水源由化学与容积控制系统水箱切换至换料水箱。
4.2.2若安全壳喷淋泵与低压安注泵采用互为备用的设计，则在事故长期的再循环注入阶段，当安全壳喷淋泵出现故障不可用时，可通过应急堆芯冷却系统低压安注泵将安全壳地坑内的水送入安全壳喷淋系统的热交换器进行冷却。
4.2.3在停堆换料期间，为反应堆换料水池充水。5系统范围
应急堆芯冷却系统由能完成第4章功能的那些设备（其中包括泵、容器、阀门、测量仪表和控制设备），管道及其支撑件、限位器等组成，也包括完成安全功能所必需的水源。本系统可以由几个部分组成。例如，它可以由一个高压注入分系统、一个安全注入箱分系统、一个低压注入分系统、一个硼注入设备（或分系统）和一个硼酸再循环分系统（随硼注入箱的设置而设置）组成。这些分系统组成一个统一体，根据事故的不同状况，分别或共同完成本系统的安全功能。系统的主要设备：
a）高压安注泵，可以单独设置，也可以与化容系统的上充泵合用：安全注入箱（简称安注箱）：
低压安注泵，可以单独设置，也可与余热排出系统的余热排出泵合用：2
d）硼注入箱：
硼酸再循环泵：
NB/T20261-—2014
f）换料水存箱（简称换料水箱），一般和换料系统共用。其容量应满足安全功能的要求。在直接注入阶段，高，低压安注泵从换料水箱内吸水，到再循环注入阶段则从安全壳内的再循环地坑内吸水。
系统性能要求
随着下列任何一事故的发生，系统被用来冷却反应堆堆芯和提供附加的停堆能力：反应堆冷却剂系统压力边界内的管道破裂或安全阀、卸压阀开启后不能复位，引起冷却剂的油a
漏量大于正常补给系统的补给量，其极限事故为反应堆冷却剂系统主管道双端瞬时截断型剪切断裂：
b）二回路蒸汽系统中的管道破裂或安全阀、卸压阀开启后不能复位，造成蒸汽大量流失。其极限事故为主蒸汽管道的双端瞬时截断型剪切断裂：控制棒驱动机构耐压壳破裂引起一组控制棒（包括反应性价值最高的一组）弹出和冷却剂丧失c)
事故：
d）蒸汽发生器传热管发生破裂，导致一向路冷却剂泄漏到二回路系统。在发生上述任何一种事故时，应急堆芯冷却系统的能力应该满足下列准则要求：燃料包壳最高计算温度不超过1204C：燃料包壳的最大氧化厚度在各处都不超过氧化前包壳总厚度的17%！包壳金属和水（或蒸汽）发生化学反应所产生氢气的计算总量，不超过假定所有包壳金属都发生化学反应时所产生氢气量的1%：堆芯（燃料组件和堆内构件）儿何形状的任何变化，应确保堆芯能够维持足够的冷却知：堆芯能长期保持在足够低的温度条件下（排出余热）7设计要求
安全等级和抗震类别
7.1.1系统部件的安全等级和抗震等级，应遵照GB/T17569划分。7.1.2提供第4章所述核安全功能的系统压力边界内的设备（例如，高压安注泵、低压安注泵、安注箱、阅门等）、管道，应属于安全2级，但从反应堆冷却剂系统到各安全注入分管上第二个止回阀之间的部分（包括管道和止回阀）应属于安全1级。7.1.3与换料水箱相连接的管道及其阀门应属于安全2级。7.1.4硼酸再循环分系统应属于安全3级，但其中硼注入箱以及直到第二个隔离阀的连接管路属于安全2级。
7.1.5系统其它部分为非安全级。两个不同安全等级的系统或系统部件交接时，接口部件的安全等级应采用两者中较高的等级。7.1.6
系统中所有安全级的设备的抗震类别均为抗震I类。7.1.8本系统所有执行安全功能的电气设备应属安全级（1E级）抗震I类。7.2反应性控制要求
本系统的投入应防止总的设计停堆深度有任何明显的下降。3
NB/T20261—2014
在发生第6章所提到的任何一种事故期间，当反应性价值最高的一束控制棒卡死在堆芯之外时，系统通过注入硼溶液所提供的负反应性连同其余控制棒所提供的负反应性，应使堆芯能够保持一个适当的负反应性裕量。
7.3系统设计要求
7.3.1单一故障准则
7.3.1.1本系统设计应道循单一故障准则。7.3.1.2本系统应设计成在“短期”使用的部分允许单一能动部件发生故障，对“长期”使用的部分充许单一能动部件或单一非能动部件发生故障。7.3.1.3为满足单一故障准则，本系统应采用下列措施：系统至少由两个独立的系列组成：a)
系统运行所需供电由独立的两列电源保证，且都有柴油发电机作为应急电源：b)
系统投入信号的触发系统应参照有关的电气系统标准：c
系统两列之间以及其支持系统（电源和冷却水）之间设置屏障分隔或儿何分隔d
7.3.2安全壳隔离相关要求
系统贯穿安全壳的管线应逆照EJ/T331的有关要求进行设计，对系统输送流体到安全壳内的管线应在安全壳内提供一台止回阀，而在安全壳外提供一台远控隔离阀。对于输送流体到安全壳外的管线应在安全壳两侧各提供一台远控隔离阀。7.3.3泵有效汽蚀余量的保证
系统的设计，应对系统中所有泵提供足够的净正吸入压头（即有效汽蚀余量NPSHa）。应对直接注入阶段和再循环注入阶段内系统所能提供给泵的实际净正吸入压头进行必要的计算验证，以防止泵运行时发生汽蚀。
系统在再循环注入阶段所能提供的实际净正吸入压头为最小，应根据再循环流体最高温度进行计算。在计算中不考患事故后安全壳内压力的增加，并假定安全壳内的压力等于地坑水的饱和压力。此外，净正吸入压头的计算还应假定再循环地坑底面标高为零压头。该标高以上的水被视为附加的裕量，吸入管内的流速应按同时从该吸入管吸水的各种泵最大流量之和计算。7.3.4“第三道密封屏蔽”功能的保证如果系统中输送放射性水的某些部分位手安全光之外，则系统中的该部分也承担与安全壳类似的“第三道密封屏蔽，功能，其设计应能在事故后的工况下提供a）符合GB18871和GB6249所要求的屏蔽：压力释放装置排放物的收集措施：b)
c）放射性向环境泄漏的监测和控制手段。限制泄漏，使之符合GB6249中的有关条款。7.3.5事故环境下的性能要求
系统应设计成能在事故工况下的温度、压力、湿度或蒸汽以及存在裂变产物辐射效应的环境中达到其性能要求。
7.3.6内部、外部灾害的防护
NB/T20261-2014
系统的设计，应能防止诸如火灾、爆炸、内部水流、内部飞射物、管道甩动及喷射流冲击等内部灾害和地震、洪水、狂风、龙卷风，海（潮汐波）和极端气象条件等外部灾害所引起的失效。7.3.7系统超压保护
为防止由于阀门失效、阀门泄漏、容积受热膨胀或运行人员的某一误操作所引起的系统任何部分压力超过设计值，系统的设计中应在如下部位安装超压保护装置：a）高压管路与低压管路之间以及本系统与外系统接口处应有隔离措施，并根据需要在低压部分设置超压释放装置：
所有的安注箱上应设置安全阀：泵出口管路应安装适当人小的超压释放装置。除非所设计的管路和泵可以承受可能达到的最人c
压力：
d）两个常关阀之间的管段上，必要时应提供超压保护措施。超压保护装置的释放压力，不应超过其保护范围内任何一个部件的设计压力。根据接口隔离要求，本系统与反应堆冷却剂系统连接的安全注入分管上均应中接二道止回阀和一道电动隔离阅。考虑到止回阅有可能泄漏，电动隔离阀及其下游管路应按高压设计。本系统所采用的超压保护装直的支承设计及布直，应满足NB/T20268的有关要求。7.3.8防止硼析出措施
系统设计中，对所有含有浓硼溶液的设备和管路都应设置保温和加热措施，防止硼析出。7.4设备设计要求
7.4.1安注泵
安注泵应满足以下要求，以确保安全功能的完成。所采用的安注泵应能在工作介质存在外来杂质（混凝土颗粒、保温材料碎片等）并发生热冲击a)
的情况下可靠地工作：
离心式安注泵应具有连续上升至关闭压头的特性曲线，不允许出现“驼峰”：b)
泵机组投入运行后，为了防止由于泵出口管堵塞等原因导致泵在关闭压头下长期运行，应在泵出口设置小流量回流管：
泵的驱动装置应满足全部运行范围的功率和转矩要求。如果驱动装置是电机，应考虑预期的安全级供电的电压变化：
泉的设计应满足泵以最小循坏流量连续运行不少于1h的要求：泵的选取、管系的设计和布置，应保证泵在全部运行范围内、直到最大流量时，具有足够的净正吸入压头（详见7.3.3）以及有足够的总压头。7.4.2安注箱
安注箱是充有含硼水且利用氮气加压的压力容器。在正常运行期间，每台安注箱通过两个申联的止回阅与反应堆冷却剂系统隔离，在反应堆冷却剂系统发生失水事故时，当反应堆冷却剂系统压力降到低于安注箱的压力，正回阀打开，含翻水被压入反应堆冷却剂系统。打开从安注箱通过冷段到堆芯的注入通道应只需要该正回阀的机械动作。安注箱应采取完余设置，以保证其中任一台安注箱失效时，其余安注箱的注入量仍能满足相关安全分析所需的注入量要求。
在电厂正常运行期间，每台安注箱中含硼水的液位应可检测和调节。5
NB/T20261—2014
安注箱的设计中，应采取措施防其内部加压用的氮气随含硼水注入反应堆冷却剂系统7.4.3硼注入箱
硼注入箱应为封闭结构，其上游与相应的安注泵出口向连接，下游与安全注入管线相连接。其内部充满一定浓度的硼酸溶液，该硼酸溶液的硼浓度应能保证在最严重的热汽管道破裂情况下，其全部注入堆芯后可以使堆芯保持次临界状态。7.4.4安全壳地坑
安全壳地坑功能为收集冷却剂，以及提供应急堆芯冷却系统和安全壳喷淋系统的水源，应满足NB/T20131的要求，
7.4.5管系和阀门
本系统的管系和阀门设计应满足以下要求：a）安注泵管线上的动力操作阀至少能够在安注泵关闭压头下开启。阀门开启时间应满足事故安全分析相关的要求：
贯穿安全壳的管系和阀门，应符合EJ/T331的规定：b
系统止回阀应能够通过流体流动或操作装置检验其是否失效：系统的设计应考虑必要的排气，疏水措施，且系统的管线布置及阀门流向应防止不凝气体和蒸d
汽聚集在泵吸入口管线内：
e）对于出现故障时停留在原位的执行安全功能的动力操作阀，要能进行手动操作。7.5机械设计准则
7.5.1系统连同其控制和保护设施的设计应在相应规范的压力限值内，承受任何一种运行工况或事故工况时所达到的系统压力，温度以及所导致的系统相互作用，包括运行安全地震动（SL-I较荷效应导致的系统相互作用。
7.5.2系统的设计应在极限安全地震动(SL-2)及任何一种运行工况或事故工况时共同施加的载荷作用下不造成系统破裂，在安全停堆时应动作的能动部件不应丧失其功能，允许管道和容器发生塑性变形，但应防止部件弹性或塑性失稳。对于执行安全功能的部分，不应导致安全功能的失效。7.5.3系统承压设备的材料应具有足够的断裂韧性，以防止在电厂的运行寿期内，在电厂任何一种运行方式、水压试验或事故工况下发生脆性断裂。7.5.4系统设计中应遵照EJ/T335的有关要求，采取必要的防护措施。当本系统周围区域内其它系统的某些设备和管道发生损坏时，本系统的设备和管道应能防止动态效应的影响而不丧失功能。7.5.5系统的结构材料应与任何一种运行工况或事故工况所预期的水化学特性相适应。系统中与含硼水或再循环地坑水接触的所有设备和管道应采用奥氏体不锈钢或具有相当抗腐蚀能力的材料。7.5.6系统的支承件和限位器等结构部件的设计。考虑其所受载荷时，应与系统设计时所采用的那些共同施加的载荷相一致，需要满足本准则要求的支承件和限位器可以发生塑性变形，但应限制部件的相对移动，使其与这些部件的塑性变形相适应。7.6电气设计要求
7.6.1系统的供电设计应符合单一故障准则和安全级供电需求，具体应满足NB/T20051和NB/T20053的设计要求
7.6.2系统中为完成安全功能所需的用电设备应由至少两路独立的厂外正常电源和至少两路独立的应急电源供电。
NB/T20261—2014
7.6.3在失去厂外正常电源的情况下，应急电源应自动投入供电，并且系统的重要用电设备应自动地按预定顺序投入运行，设备投入时间的延迟不应影响系统安全功能的完成。7.7仪表和控制设计要求
7.7.1本系统的仪表和控制设计应满足NB/T20053和NB/T20026的设计要求。7.7.2设计中应提供一定数量的仪表及控制设备，应保证足够的精度和响应时间，以满足系统性能要求。
7.7.3对于系统的某些重要动力操级设备（如安注泵等），应由电厂保护系统发出触发信号白动起动。对于系统所有的动力操级纵设备，应能在控制至遥控手动操纵：对手安注泵等设备，还可就地设直操纵开关，以使就地进行试验。在处理动力操纵设备白动控制和手动控制的关系时，凡要求自动控制的设备均以手动控制为后备。在允许于动干预的条件下。提供人为干预的可能，7.7.4系统的测量仪表和控制设备应能在事故工况下可能出现的恶劣环境中执行其功能。7.7.5在主控制室，应至少对系统的下列参数给予显示和（或）报警：a)
系统的高、低压注入流量：
安注箱的压力和液位：
换料水箱的液位和温度：
再循环水温度：
硼注入箱温度：
高、低压安注泵状态：
动力操纵阀状态。
7.8接口要求
7.8.1反应堆冷却剂系统的接口要求应急堆芯冷却系统应在反应堆冷却剂系统的热段和冷段（或反应堆压力容器直接注入接管）上均设置有安全注入接口：以保证应急堆芯冷却系统可实现冷段，热段的同时注入系统的注入管线上应提供至少两道止回阀与反应堆冷却剂系统隔离。为了确保止回阀隔离的有效性，需提供对止回阀泄漏情况进行定期检测的措施。此外，两道隔离阅与反应堆冷却剂系统之间的管内容积应尽量小，以便使含硼溶液注入到堆芯的延时间减到最少。7.8.2化学和容积控制系统（简称化容系统）的接口要求若应急堆芯冷却系统的高压安注泵与化容系统上充泵为共用泵，则在化容系统中该泵（或泵组）的上下游应急堆芯冷却系统接口均应分两列设置，以满足应急堆芯冷却系统的安全注入要求。7.8.3安注水源的接口要求
在直接注入阶段，应急堆芯冷却系统的水源为换料水箱：在再循环注入阶段，应急堆芯冷却系统的水源为安全壳地坑。因此，在换料水箱和安全壳地坑上均应分两列设置应急堆芯冷却系统接口，该接口应满足系统安全注入相关流量要求。另外，应急堆芯冷却系统能够实现两个水源在不同阶段的快速切换。7.8.4安全壳喷淋系统接口要求
若低压安注泵与安喷泵互为备用，则应急堆芯冷却系统中应设计有与安全壳喷淋系统相连接的接口管线。用以在事故后的长期再循环冷却阶段实现以下备用操作：7
NB/T20261——2014
当低压安注泵发生故障不可用时，通过安全壳喷淋泵将安全壳地坑中的含硼水沿应急堆芯冷却a）
系统的安全注入管线注入反应堆，保证有效的安全注入功能：当安全壳喷淋泵出现故障不可用时，通过应急堆芯冷却系统安注泵将安全壳地坑内的水送入安b)
全壳喷淋系统的热交换器进行冷却，注入堆芯，该备用接口管线在布置上应是可接近的。7.8.5外部临时应急供水接口
应急堆芯冷却系统中应设置有可接近的外部临时应急供水接口。以保证在事故工况下，因所有电源失效而导致安注泵和其备用泵（如有）均不可用时，电厂可采用配有移动应急电源的应急供水设备沿应急堆芯冷却系统的注入管线向反应堆补充冷却水。若系统采用低压安注泵与安喷泵互为备用的设计，则应急堆芯冷却系统的外部临时应急供水接口可借用安全壳喷淋系统的外部临时应急供水接口，而不单独设置。7.8.6设备冷却水系统接口要求
系统运行过程中，应对高、低压安注泵提供足够的冷却水，以保证设备正常执行其安全功能7.8.7工艺取样系统接口要求
7.8.7.1为了监测系统流体的硼浓度和放射性活度，工艺取样系统应提供远距离或就地取样的措施。7.8.7.2工艺取样系统应至少从以下位置提取液体样品：安注箱、换料水箱以及硼注入箱。7.8.8氮气供给系统接口要求
应提供足够压力和足够容量的氮气，以使安注箱运行压力维持在规定范围内7.8.9电气接口要求
本系统的电气接口应满足7.6的要求。7.9布置要求
7.9.1系统设备及其管道和阀门的布置设计应按照EJ/T336执行，不同系列的部件之间应按GB/T13285和GB/T13286的要求进行实休隔离。7.9.2对于假想管道破裂事故的防护，系统的设计应遵照EJ/T335的有关要求。7.9.3安注泵的布置和安装应满足下列要求：相关管线的布置应防止局部积气，以保证泵投入运行时既不用充水，也不用放气：a)
应提供足够的净正吸入压头，以防止出现泵的汽蚀，其中要考虑以下因素：泵的最大流量、系a)
统阻力、多泵运行的组合、最高供水温度、水源最低液位以及安全壳最低压力：在反应堆正常功率运行期间，维修人员应能接近泵；b)
泵出口管线的布置应使泵启动时的水锤效应最小。7.9.4
系统的设计和布置应该提供可接近的通道和空间，以满足在役检查要求。7.9.5系统的布置设计应满足维修、在役检查、辐射防护和实体保护考患的有关准则和措施。7.9.6本系统安全相关设备的布置设计应保证内部灾害（如火灾，内部水淹，高能管道或中能管道损环等）不导致本系统的安全功能失效7.9.7本系统应布置在能对安全停堆地震、最大可能的外部事件（例如，洪水，龙卷风和飞射物等）提供保护的构筑物中。
7.10试验和维修要求
7.10.1试验要求
7.10.1.1水压试验
NB/T20261-—2014
系统的设计应考虑进行初次水压试验的措施。设计应允许按照有关规范的要求进行定期的水压试验。
7.10.1.2运行前试验
系统应具有运行前试验的能力，以便在最人可能范围内和尽可能接近实际的条件下，检验系统设计的合理性以及系统的功能。运行前试验应包括设备试验、各分系统的性能试验、各安全注入分管的流量平衡试验以及使系统投入运行的整个操作程序试验（包括正常电源失效时向应急电源的切换等）。7.10.1.3定期试验
7.10.1.3.1系统的设计，应详细规定必要的定期试验要求，以确保系统具有完成安全功能的能力：在装置运行期间应能做密封性试验和设备可操作性试验：整体水压试验和整个系统的联合运行试验仅需在电厂换料停堆期间进行：系统与反应堆压力边界隔离的最后一道阀门也仅需在电厂换料停堆期间进行试验：向反应堆堆芯直接注水的试验，除了装置初次运行前进行外，不需要再验证。7.10.1.3.2系统设计应包括一些定期试验措施，以便能定期评价系统能动部件的可操作性和所要求的功能特性，并允许作定期的连续性流量试验。制造厂的试验或初期的运行试验连同定期试验的数据，如果合理，可以用作部件性能的证明。7.10.1.3.3系统的设计应包括一些措施，以使定期地证实系统的那些在电厂正常运行期间通常不执行功能的非能动部分（例如管子联箱等）或部件处在可用状态。制造厂的试验或初期的运行试验连同定期的试验数据，如果合理，可以用作部件性能的证明。7.10.1.3.4对单个设备或整个系统的定期试验应加以必要的控制，不应危及电厂的安全，不应产生不希望有的瞬态。
7.10.2维修要求
7.10.2.1为保证本系统完成核电厂设计中所规定的系统功能，系统设计应包括必要的检查、维修措施和相关技术要求。
7.10.2.2系统设计应考为维修提供通道7.10.2.3设备的选型应使设备所需的维修频度减到最低程度。7.10.2.4设备放置的位置应考虑：工作人员所受的照射最少：检修工作人员、工具及更换部件所需的空间和通路要求：在例行操纵期间可能发生温度过高和其它不利的环境条件。7.10.2.5对单列设备的维修，不应影响系统另一列的正常投入，不应危及电厂的安全，不应产生不希望有的瞬态。
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