2024压水堆核电厂余热排出系统设计准则

压水堆核电厂余热排出系统设计准则II目 次1范围 12规性用件 13术和义 14系功能 1要能 2助能 24.3它 25系范围 26系性要求 27设要求 3全级抗类别 3应控要求 3统计求 3备计求 5械计求 6气计求 6表控设要求 6口求 7置求 7试与修求 8PAGEPAGE1压水堆核电厂余热排出系统设计准则范围本文件适用于以能动型安全系统为主的压水堆核电厂余热排出系统的设计。（HAD102/03用于沸水堆，压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级GB/T13285核电厂安全重要系统和部件的实体防护GB/T13286核电厂安全级电气设备和电路独立性准则GB/T17569压水堆核电厂物项分级NB/T20026核电厂安全重要仪表和控制系统总体要求NB/T20100压水堆核电厂反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统超压分析要求NB/T20051核电厂厂用电系统设计准则NB/T20053NB/T20268NB/T20406NB/T20472压水堆核电厂核岛工艺系统管道布置设计准则下列术语和定义适用于本文件。3.1停堆冷却的第二阶段thesecondphaseforshutdowmcooling3.2半管水位状态mid-loopstatus当反应堆冷却剂水位低于热段与反应堆压力容器连接流通截面的顶部且高于主管道中平面的状态。余热排出系统的主要功能有：余热排出系统的辅助功能有：在 换操后可用热排系将料从料水输至料箱；必 要，使余排系统乏料池换水池供却；协 助学容控系进行应冷剂统化学容控。（余热排出系统由执行本文件第4章所规定的功能的部件（设备和管道等）及其支承件组成，该系统的主要设备包括：使 反堆却通余排出统行环泵；从 反堆却系排余热热换；防 止应冷剂统本系超的压置；在 上设和应冷剂压边之提适当流通间接和量制需的管、门管附；用 于制保、警指示仪。本系统应能在核电厂正常运行工况或反应堆出现异常情况但应急堆芯冷却系统并不投入的情况下完成本文件第4章所规定的功能，系统排出余热的速率应保证不超过规定的反应堆冷却剂压力边界的设计条件。（总则本系统的设备安全等级和抗震类别划分应遵照HAD102/03和GB/T17569的有关规定。1（21I2（22、I212）I7.1.1.27.1.1.332NCI本系统所有电气设备应属安全级（1E级）、抗震I类。本系统的一部分若与其它系统（如：应急堆芯冷却系统和安全壳喷淋系统）共用，则这部分设备、管道及电气设备还应满足这些系统的相应安全等级和抗震类别的规定。7.3.5.1本系统贯穿安全壳的管道应设置安全壳隔离阀，其设计应遵照NB/T20406的有关规定。（（在两个或两个以上反应堆机组之间，不应共用本系统。（7.3.1.110%（）（），两列NB/T20100NB/T20268（SL-2）（（）本系统的电气设计应满足NB/T20051NB/T20053（）（（NB/T20053NB/T20026本系应在制进操作在制中少本系述数予示或报：a)系 统力；通 过统反堆却流量；系 统度；泵 的态；动 力作门状。（本系统与反应堆冷却剂系统接口的隔离应满足7.3.5的要求。本系统运行过程中，设备冷却水系统应至少由两个容量为100%，相互独立的系列提供足够的冷却水，以保证本系统和设备正常执行其功能。为确认系统投入运行时其硼浓度和水质指标符合要求，系统应设置工艺取样点。为保证本系统和设备正常执行其功能，应设置疏水、排气接口，接口下游应设置隔离阀。本系统的电气接口应满足7.6条的要求。NB/T2