ICS 27.120.20 CCS F 65 NB 中华人民共和国能源 行业标准 NB/T 20560.4—2021 压水堆核电厂应急堆芯冷却系统过滤器 设计和性能评价 第4部分：设备设计技术要求 Design and performance evaluation of emergency core cooling system strainer for pressurized water reactor nulcear power plants— Part 4: Technical requirements for components desig n 点击此处添加与国际标准一致性程度的标识 2021 - 12 - 22发布 2021- 03 - 22实施 国家能源局 发布 XX/T XXXXX —XXXX 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 功能要求 .......................................................................... 1 4.1 安全功能要求 .................................................................. 1 4.2 运行功能要求 .................................................................. 2 5 安全分级 .......................................................................... 2 6 抗震类别 .......................................................................... 2 7 部件设计要求 ...................................................................... 2 7.1 多级拦阻过滤 .................................................................. 2 7.2 过滤器 ........................................................................ 2 7.2.1 过滤面积 .................................................................. 2 7.2.2 允许压降 .................................................................. 2 7.2.3 网孔尺寸 .................................................................. 3 7.2.4 结构型式 .................................................................. 3 7.3 锚固件 ........................................................................ 3 7.4 紧固件 ........................................................................ 3 7.5 防漩涡装置 .................................................................... 3 7.6 反冲洗接口 .................................................................... 3 7.7 部件间隙 ...................................................................... 3 8 其他设计要求 ...................................................................... 3 8.1 与设备制造相关的设计要求 ...................................................... 3 8.2 与现场安装 相关的设计要求 ...................................................... 4 8.3 与检修维护相关的设计要求 ...................................................... 4 9 力学计算要求 ...................................................................... 4 XX/T XXXXX —XXXX II 前 言 本标准NB/T XXXXX-XXXX《压水堆核电厂应急堆芯冷却系统过滤器设计和性能评价》共分为八个部 分： ——第1部分：总则； ——第2部分：碎渣源项踏勘技术要求； ——第3部分：上游分析技术要求； ——第4部分：设备设计技术要求； ——第5部分：碎渣压降试验技术要求； ——第6部分：化学效应试验技术要求； ——第7部分：下游效应（堆芯内）试验技术要求； ——第8部分：下游效应（堆芯外）分析技术要求。 本部分为NB/T XXXXX -XXXX《压水堆核电厂应急堆芯冷却系统过滤器设计和性能评价》的第4 部分： 设备设计技术要求。 本部分按GB/T 1.1-2009 《标准化工作导则》给出的规则起草。 本部分由能源行业核电标准化技术委员会提出。 本部分由核工业标准化研究所归口。 本部分负责起草单位：中广核工程有限公司。 本部分参加起草单位：中国核电工程有限公司、上海核工程研究设计院有限公司、中国核动力研究 设计院。 本部分主要起草人：胡剑、王庆礼、朱京梅、郭丹丹、王争光、向文娟、王涛、顾明洲。 本部分为首次制定。 XX/T XXXXX —XXXX 1 压水堆核电厂应急堆芯冷却系统过滤器设计和性能评价 第4部分：设备设计技术要求 1 范围 本标准规定了压水堆核电厂应急堆芯冷却系统过滤器设备设计的技术要求，包括功能要求、设计要 求、力学计算要求等。 本标准适用于压水堆核电厂的应急堆芯冷却系统过滤器的设备设计。 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。 GB/T 16702 压水堆核电厂核岛机械设备设计规范 GB/T 17569 压水堆核电厂物项分级 HAD 102/02 核电厂的抗震设计与鉴定 RCC-M 压水堆核岛机械设备设计和建造规则 ASME Ⅲ 锅炉压力容器规范Ⅲ核动力装置 3 术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3.1 有效净正吸入压头（ NPSHa）Net Positive Suction Head Available 泵入口流体所具有的超过该流体输送温度下饱和蒸汽压的能量。 3.2 必须的净正吸入压头（NPSHr ）Net Positive Suction Head Required 在额定条件下泵制造厂通过试验确定的泵正常运行时所需的净正吸入压头。 4 功能要求 4.1 安全功能要求 应急堆芯冷却系统过滤器安装在压水堆核电厂安全壳的地坑（或内置换料水箱）中，用于过滤高能 管道破口事故后产生的碎渣，为应急堆芯冷却系统以及可能共用的安全壳喷淋系统提供相对清洁的水源，从而保 证这些安全系统能够在事故后为反应堆堆芯及安全壳提供足够长时间（根据电厂设计情况确 定的适当的任务时间）的冷却。 过滤器运行时， 最大过流的压降损失应不会导致应急堆芯冷却系统等安全系统的泵的有效净正吸入 压头NPSHa 小于该工况下泵的必须的净正吸入压头 NPSHr。 XX/T XXXXX —XXXX 2 为保证过滤器过滤功能的有效性，安装后的过滤器应具有足够的强度和密封性，以防止过滤器被旁 通。 4.2 运行功能要求 核电厂正常运