EJ_325_1988压水堆核电厂反应堆冷却剂设计准则

F 65

EJ 325-1988

压水堆核电厂反应堆冷却剂系统设计准则

1988-06-05发布

1989-01-01实施

中华人民共和国核工业部 发布

附加说明：

本标准由核工业部核电局提出。

本标准由核工业部一院设计部负责起草。

本标准主要起草人：李清林。

1 主题内容与适用范围

本准则规定了压水堆核电厂反应堆冷却剂系统的基本设计要求，以确保该系统能够安全

可靠地执行其预定的功能。

本准则适用于压水堆核电厂反应堆冷却剂系统的设计，它未对该系统中的设备提出具体

设计要求，也未包括该系统的运行、维修和试验等方面的要求，除非它们与系统设计直接有

关。

2 引用标准

HAF 0200 《核电厂设计安全规定》

EJ 312 《压水堆核电厂运行及事故工况分类》

HAF 0201 《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》

EJ 335 《压水堆核电厂假想管道破损事故防护准则》

EJ 313 《压水堆核电厂系统部件安全等级的划分》

EJ 331 《压水堆核电厂安全壳隔离系统设计准则》

EJ 345 《压水堆核电厂水化学技术条件》

EJ 336 《压水堆核电厂供汽系统布置准则》

HAF 0204 《核电厂内部飞射物及其二次效应的防护》

3 系统功能

反应堆冷却剂系统既执行核安全功能，又执行非核安全功能。反应堆冷却剂系统的核安

全功能是：作为一道屏障，防止反应堆冷却剂和放射性物质不可控地释放到一次安全壳，在

任何工况下为确保堆芯冷却提供条件。

反应堆冷却剂系统的非核安全功能是：在正常运行期间将热量从反应堆堆芯传送到二回

路系统。

反应堆冷却剂系统除具有上述功能外，冷却剂还作为慢化剂和反射层，并作为控制反应

性的硼酸溶液的溶剂。此外，反应堆冷却剂系统还具有压力控制功能，通过稳压器来保证反

应堆冷却剂压力高于堆芯出口处的饱和压力（防止沸腾）。

4 系统范围

反应堆冷却剂系统由能提供上述功能的设备所组成，典型的反应堆冷却剂系统包括：

a．反应堆压力容器及其密封系统，包括控制棒驱动机构承压壳；

b．把反应堆热量传送到二回路系统的蒸汽发生器一回路侧；

c．反应堆冷却剂泵及其轴封； d．稳压器（包括加热和冷却设施）；

e．卸压管道（包括卸压阀和安全阀）连同接受排放的卸压箱；

f．为了提供适当的流动通道和流动控制，在主要部件之间用于连接的管道、阀门和配

件；

g．与反应堆冷却剂环路相连接并属于该环路的管道、阀门和配件，直到并包括第二个

隔离阀；

h．为了控制运行所必需的检测装置。

5 性能准则

5.1 反应堆冷却剂系统的设计必须满足HAF 0200 6.1的要求。

5.2 对于工况Ⅰ、工况Ⅱ和工况Ⅲ，反应堆冷却剂系统必须提供足够的堆芯冷却，以确保

不超过燃料和反应堆冷却剂压力边界的设计限值。压水堆核电厂的运行工况分类可参见EJ

312。

5.3 对于工况Ⅳ的事件，反应堆冷却剂系统必须能为堆芯冷却提供条件，以确保限制燃料

损伤，使其符合我国的厂外剂量准则或有关的规定。

6 安全等级

根据安全导则HAF 0201的规定，能够提供本准则上述第3章中的核安全功能，其损坏

将导致反应堆冷却剂流失超过正常补水能力的反应堆冷却剂压力边界内的设备及其支撑，定

为安全一级；能够提供第3章中所述核安全功能的反应堆冷却剂系统的其它设备及其支撑应

定为安全三级；但在要求满足接口准则的情况下，则应定为安全二级。例如稳压器取样管（来

自稳压器的流量限制孔板，连接到安全壳外的隔离阀）就是安全二级。如果执行安全功能的

设备或连接到执行安全功能设备的非执行安全功能的设备，发生故障会妨碍靠近的设备执行

其安全功能，则必须设置接口屏障或隔离装置，以便保护靠近的设备。除此以外的反应堆冷

却剂系统的设备定为安全四级。

7 抗震类别

属于安全一级、二级和三级的反应堆冷却剂系统的设备及其支撑应为抗震一类。在安全

停堆地震时，仍要求它们执行其安全功能。反应堆冷却剂系统及设备支撑的抗震设计，应满

足相应的抗震设计准则。

8 设计准则

8.1 核设计准则

反应堆冷却剂系统的设计，必须使由于任何反应堆冷却剂温度变化而造成的反应性变化

的数值和速率，处于反应性控制系统和反应堆堆芯核设计的能力之内。

8.2 系统设计准则

8.2.1 反应堆冷却剂系统必须提供足够的自然循环能力，以使在反应堆冷却剂泵不能运行

时，通过蒸汽发生器排出余热，防止超过燃料的温度限值和反应堆冷却剂系统的压力和温度

限值。

8.2.2 必须包容反应堆冷却剂系统卸压所排放的反应堆冷却剂，以确保对放射性物质的控

制。

8.2.3 必须能够探测和测量来自反应堆冷却剂系统的设备的反应堆冷却剂泄漏。

8.2.4 连接到反应堆冷却剂系统的有关系统的设计可参照有关的规定来配置超压保护。

8.2.5 反应堆冷却剂系统的设计必须符合EJ 335的规定。

8.2.6 反应堆冷却剂泵及其保护系统的设计，应使反应堆冷却剂泵转子突然卡死也不会导

致反应堆冷却剂系统压力边界完整性的损坏。

8.2.7 反应堆冷却剂泵应具有足够的惯性，保证在丧失电源时，使堆芯得到一定的冷却。

8.2.8 工况Ⅰ和工况Ⅱ期间，稳压器卸压箱的容量与存水体积应确保蒸汽或水都不会逸入安全壳，稳压器卸压箱应设置高温、高压和高低水位的报警信号，稳压器卸压箱应采取适当

的超压保护。

8.2.9 贯穿安全壳且属于反应堆冷却剂压力边界的组成部分，应满足EJ 331的规定。

8.2.10 必须设置能清除反应堆冷却剂中放射性物质（包括从燃料漏出的裂变产物）的系统。

反应堆冷却剂净化和除气能力的设计，应保证在规定燃料的包壳破损情况下，满足EJ 345

的规定。

8.2.11 为确保在任何运行工况下冷却剂的容量和压力不超过设计规定的限值（考虑容积变

化和泄漏），必须设置保持冷却剂装量或压力的系统。为满足这一要求必须具有足够的流量

和（或）储量，这些系统可由发电过程所需的部件或由为执行该功能而专门设置的部件所组

成。

8.3 机械设计准则

8.3.1 对于任何正常运行或事件，反应堆冷却剂系统的设计必须确保不超过设计限值。

8.3.2 对能被隔离的反应堆冷却剂系统的每个部分都须确保有超压保护。

8.3.3 反应堆冷却剂系统安全一级边界设计必须能承受由于假想的反应性加入连同任何可

信事件所施加在任何系统的部件上的静态和动态载符而保证其边界的完整性。

8.3.4 反应堆冷却剂压力边界的设计必须保证在所有正常运行和事故工况下尽量减少发生

故障的可能性，即使出现故障，这一故障迅速扩大的概率也很低。

8.3.5 建造材料必须能同任何正常运行或事故工况情况下的预计的水化学控制相容。材料

选择要满足有关的断裂韧性要求、反应堆压力容器材料监督计划要求。此外，必须规定建造

方法，以确保材料长期保持高质量，还应满足有关的要求，例如：不锈钢焊接控制、电渣焊

性能控制、用于奥氏体不锈钢的非金属保温材料、低合金钢部件的不锈钢堆焊层的控制、敏

化不锈钢使用控制、低合金钢焊接预热温度控制以及反应堆压力容器顶盖螺检材料和检查。

8.3.6 反应堆冷却剂压力边界范围内的部件，如泵的叶轮和阀门的零件，其设计必须保证

在所有正常运行和事故工况下，尽量减少发生故障的可能性以及该故障对反应堆冷却剂系统

其他部件所造成的损伤，并考虑使用中可能出现的质量下降而留有必要的裕量。

8.3.7 反应堆冷却剂系统的材料选择、结构设计、焊接和热处理必须保证在整个电厂寿期

内使反应堆冷却剂系统的材料处于适当的韧性状态（包括正常运行和事故工况）。为此，还

要限制堆芯区域的反应堆压力容器壁面的最大积分中子通量，使其小于3×1019n/cm2(四十年

设计寿命，能量大于IMeV)。

8.4 电气设计准则

对反应堆冷却剂系统的供电，要满足核电厂对电源系统的要求，反应堆冷却剂泵不要求

厂内应急电源。为保持反应堆冷却剂系统的仪表和控制设备的功能及操作，为保持冷却能力

和屏障完整性而设置的阀门，必须配备厂内应急电源。

8.5 检测和控制装置设计准则

8.5.1 应提供检测装置，以监测系统的参数不超出正常运行范围。要用检测装置监测事故

工况的参数变化。还要提供适当的控制装置，使这些运行参数和系统工况保持在规定的范围

之内。

8.5.2 控制室中应对反应堆冷却剂压力边界的下述参数给予显示或报警，或既显示又报警：

a．稳压器或反应堆冷却剂压力边界的压力；

b．判断反应堆压力容器内燃料组件完全被冷却剂淹没的措施；

c．稳压器液位；

d．系统温度；

e．冷却剂流量；

f．影响反应堆冷却剂泵电机的主要参数； g．动力操纵阀门状态指示。

8.6 结构件设计准则

8.6.1 支承或限制反应堆冷却剂系统部件的结构件必须按反应堆冷却剂系统设计所使用的

载荷组合来进行设计。

8.6.2 结构件设计必须能保证在制造和现场安装期间进行检验和试验。不可能进行定期检

查和试验或受到限制的反应堆冷却剂系统的部分必须很少，这些部分的缺陷不能导致不可控

制的后果。

8.7 试验和检查准则

8.7.1 反应堆冷却剂系统的设计必须规定对该系统进行运行前试验和首次启动的要求以及

必要的试验、检查、维修和记录，以确保符合与核安全有关的设计基准。

8.7.2 反应堆冷却剂系统的设计和布置应尽量提供在役期间进行检查和可达性，以便能够

满足有关的要求。

8.7.3 反应堆冷却剂系统的设计必须能按照规范要求进行初始水压试验和定期水压试验。

8.7.4 反应堆冷却剂系统的设计必须能在任何正常运行或事件期间得到适用于化学分析和

放射性指示的有代表性的样品，工艺取样的取样频率和测试项目应满足EJ 345的规定。

8.7.5 对反应堆压力容器应制定压力容器材料监督计划，以便监测在役期间压力容器材料

和焊缝的脆性转变温度的改变。按照要求，监督试验样品必须取自反应堆压力容器射线照射

量最大区域的材料。如果有所要求，平面应变断裂韧性样品应满足有关的规定。

8.8 布置准则

8.8.1 反应堆冷却剂系统的设计必须满足隔离准则、维修和在役检查规定和辐射防护要求。

8.8.2 本系统的布置设计应满足EJ 336的有关规定。

8.8.3 反应堆冷却剂系统是飞射物的潜在源，应根据需要，用屏障加以隔开或对其进行限

制，以防止飞射物打到反应堆冷却剂系统的其他部分、安全壳衬层、二次蒸汽和给水管道或

者专设安全设施的有关部分。防止飞射物的主要屏障可以是围绕反应堆冷却剂环路的混凝土

墙，还可使用可拆卸的钢或混凝土结构置于反应堆容器的上方，用以阻挡可能由控制棒驱动

机构产生的飞射物。有关防飞射物的要求可见安全导则HAF 0204的有关规定。

8.9 安装准则

反应堆冷却剂系统的安装应按技术说明书或安装规程进行。

应采用适当的方法，对所有现场焊接的碳钢接头进行焊后消除应力处理，以确保不会由

于热膨胀相差过大、加热不均产生屈服或过应力。