GB/T 47508-2026 压水堆核电厂非能动安全壳热量导出设计要求

ICS2712020

CCSF.65.

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发布

国家标准化管理委员会

GB/T47508—2026

前言

本文件按照标准化工作导则第部分标准化文件的结构和起草规则的规定

GB/T1.1—2020《1:》

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提出并归口

(SAC/TC58)。

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

。

Ⅰ

GB/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

。

31

.

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

41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。

42主要功能

.

421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

,。

422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

51安全壳热量导出

.

511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

..,。

512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内应将安全壳压力降低到设计

..,24h

压力表压的以下如果分析表明计算的安全壳压力在内无法降至设计压力的则需

()50%。,24h50%,

要评估压力对放射性后果的影响

。

513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

..,。

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