ICS27.120.20 CCSF65 中华人民共和国国家标准 GB/T47508—2026 压水堆核电厂非能动安全壳热量导出 设计要求 Designrequirementsforpassivecontainmentheatremovalofpressurized waterreactornuclearpowerplants 2026-04-30发布 2026-11-01实施 国家市场监督管理总局 国家标准化管理委员会发布前 言 本文件按照GB/T1.1—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。 本文件由全国核能标准化技术委员会(SAC/TC58)提出并归口。 本文件起草单位:中国核电工程有限公司、生态环境部核与辐射安全中心、哈尔滨工程大学、中国中 原对外工程有限公司、华龙国际核电技术有限公司、上海核工程研究设计院股份有限公司、中广核工程 有限公司、核工业标准化研究所。 本文件主要起草人:胡宗文、黄伟峰、高力、蒋慧黠、毛亚蔚、李力、于勇、袁霞、李京彦、李丽娟、郑云涛、 王湘怡、豆朝宗、曾庆珠、李春、赵丹妮、孙中宁、丁铭、张楠、赵光辉、潘新新、黄镜宇、周绍飞、顾明洲、 王智超。 ⅠGB/T47508—2026压水堆核电厂非能动安全壳热量导出 设计要求 1 范围 本文件规定了压水堆核电厂非能动安全壳热量导出的总体设计要求,包括安全壳热量导出,安全分 级,单一故障准则,内、外部事件,以及试验与维修等。 本文件适用于压水堆核电厂非能动安全壳热量导出功能与系统的设计。 2 规范性引用文件 本文件没有规范性引用文件。 3 术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3.1 非能动安全壳热量导出系统 passivecontainmentheatremovalsystem 基于对流、冷凝、热传导和重力等机理,通过自然循环的方式执行安全壳热量导出功能的系统。 4 系统与功能 4.1 非能动安全壳热量导出系统 针对混凝土安全壳和钢制安全壳特点,为实现非能动安全壳热量导出功能,可设计不同的非能动安 全壳热量导出系统,通过水冷或空冷等方式实现。典型的非能动安全壳热量导出系统见附录A。 4.2 主要功能 4.2.1 非能动安全壳热量导出系统用于事故工况下安全壳的热量导出,防止安全壳压力、温度超过规 定限值,保持安全壳完整性。 4.2.2 本系统构成安全壳边界的部分,应满足放射性物质包容功能的要求。 5 设计准则 5.1 安全壳热量导出 5.1.1 执行事故后安全壳热量导出功能时,系统将安全壳温度和压力降低并维持在设计限值内。 5.1.2 执行设计基准事故后安全壳热量导出功能时,系统在事故后24h内应将安全壳压力降低到设计 压力(表压)的50%以下。如果分析表明,计算的安全壳压力在24h内无法降至设计压力的50%,则需 要评估压力对放射性后果的影响。 5.1.3 当冷却水箱作为安全壳热量导出的热阱时,其水装量应能保证事故后一定时间内的冷却要求。 1GB/T47508—2026执行设计基准事故后安全壳热量导出功能时,冷却水箱水装量宜能保证事故后72h内的冷却要求。在 此之后可使用补水方式保持系统持续运行。 5.1.4 针对厂址极端环境应防止冷却水结冰。 5.1.5 冷却水箱水质应在可接受范围。 5.1.6 系统中位于安全壳内的、形成封闭环路的管道和设备,应视为安全壳边界。 5.2 安全分级 5.2.1 安全壳热量导出是重要的安全功能,非能动安全壳热量导出系统及设备的分级参照核安全法规 HAF102—2016及其导则的有关规定执行。 5.2.2 用于设计基准事故下执行安全壳热量导出功能的部分应为安全级。仅用于设计扩展工况下执 行安全壳热量导出功能的部分可为非安全级。 5.2.3 作为安全壳边界的设备与管道应为安全级。 5.3 单一故障准则 5.3.1 非能动部件不受到假设始发事件的影响,则在单一故障分析中可不假设它会发生故障,其设计、 制造、在役检查和维修均应达到高的质量水平。 5.3.2 用于设计基准事故,且需要改变状态的能动设备应满足能动单一故障要求。 5.4 内、外部事件 5.4.1 设计应满足如火灾、爆炸、内部水淹、内部飞射物、管道甩动及喷射流冲击等内部事件的防护 要求。 5.4.2 用于设计基准事故,设计应满足如地震、设计基准飞机撞击、洪水、狂风、龙卷风、海啸(潮汐波) 和极端气象条件等外部事件的防护要求。当用于设计扩展工况时,可参考上述防护要求。 5.5 运行准则 5.5.1 用于设计基准事故,系统应能自动投运,无需人员干预。 5.5.2 用于设计扩展工况,系统可自动投运,无需人员干预。 5.6 布置准则 系统设备和部件的布置应满足以下要求: a) 自然循环热量导出; b) 减小对安全壳本体温度分布不均匀的不利影响,包括安全壳本体内外、混凝土结构的不均匀 传热; c) 便于运行维修、在役检查、定期试验和辐射防护。 5.7 供电 用于应对设计基准事故的能动设备,应由安全级电源供电。 5.8 仪表和控制 5.8.1 在核电厂正常运行和事故时,应能在主控室对该系统进行监视和控制。 5.8.2 在严重事故工况下,应能在应急控制中心对系统重要信息进行监视。 2GB/T47508—20266 试验与维修 6.1 应提供为了确保系统运行而进行试验和维修的能力。 6.2 应采取措施以便能对非能动安全壳热量导出系统进行充分检查。 6.3 应提供适当的排气和疏水措施,以便允许维修设备。 6.4 应按照维修的要求,保证维修可达性。 3GB/T47508—2026附 录 A (资料性) 典型非能动安全壳热量导出系统 A.1 回路式非能动安全壳热量导出系统 回路式非能动安全壳热量导出系统设置若干个相互独立的系列。每个系列包括换热器、汽水分离 器(开式系统)、冷却水箱、导热水箱、隔离阀,冷凝器(闭式系统)。换热器布置在安全壳内的圆周上,冷 却水箱布置在安全壳外。系统设计采用非能动设计理念,利用内置于安全壳内的换热器组,通过水蒸气 在换热器上的冷凝、混合气体与换热器之间的对流和辐射换热实现安全壳的冷却,通过换热器管内水的 流动,连续不断地将安全壳内的热量带到安全壳外的冷却水箱,利用水的温度差导致的密度差实现非能 动安全壳热量排出。典型的回路式非能动安全壳热量导出系统见图A.1和图A.2,其主要设备有: ———换热器,布置在安全壳内,通过水蒸汽在换热器上的冷凝换热、混合气体与换热器之间的对流 和辐射换热实现安全壳的冷却; ———冷却水箱,高位布置,容纳系统冷却介质,利用冷却水箱与换热器内水的温度差导致的密度差 实现流体循环并吸收安全壳内的热量; ———蒸汽排放装置,系统备用状态下防止灰尘等杂质进入冷却水箱,保持冷却水箱水质。事故后系 统运行状态下,使得冷却水箱与外界大气联通,起到事故后排汽功能; ———汽水分离器,用于开式系统,实现汽-水分离,减小大汽泡的破碎和湮灭导致的管路系统振动; ———冷凝器,用于闭式系统,利用与冷却水箱内水的温差、将来自换热器汽-水混合物携带的热量传 递给冷却水箱中的水。 图A.1 开式非能动安全壳热量导出系统示意图 4GB/T47508—2026