GB/TXXXXX-XXXX《压水堆核电厂非能动安全壳热量
导出设计要求》
编制说明
（征求意见稿）
标准编制组
2025年03月
压水堆核电厂非能动安全壳热量导出设计要求
一、任务来源及计划要求
本标准制定/修订任务由国家标准化管理委员会文件《国家标准化管理委员会关于下达2024年第五批推荐性国家标准计划及相关标准外文版计划的通知》（国标委发【2024】32号），项目编号为T-469，标准计划名称为《压水堆核电厂非能动安全壳热量导出设计要求》，由中国核电工程有限公司主编，核工业标准化研究所、生态环境部核与辐射安全中心、中广核核电工程有限公司、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和哈尔滨工程大学参编。
二、标准编制组组成
本标准编制组成员及任务分工见表1。
表1：标准编制组成员及分工
序号
姓名
单位
职务/职称
任务
1.
高力
中国核电工程有限公司
高工
全文修改
2.
胡宗文
中国核电工程有限公司
高工
全文起草
3.
李力
中国核电工程有限公司
研高
全文修改
4.
蒋慧黠
中国核电工程有限公司
研高
全文修改
5.
李京彦
中国核电工程有限公司
研高
全文修改
6.
黄伟峰
中国核电工程有限公司
研高
全文修改
7.
邢继
中国核电工程有限公司
研高
技术指导
8.
毛亚蔚
中国核电工程有限公司
研高
技术指导
9.
于勇
中国核电工程有限公司
研高
技术指导
10.
袁霞
中国核电工程有限公司
研高
技术指导
11.
李茳
核工业标准化研究所
高工
全文修改
12.
李春
生态环境部核与辐射安全中心
研高
全文修改
13.
丁铭
哈尔滨工程大学
教授
试验分析
14.
张楠
哈尔滨工程大学
副教授
试验分析
15.
周绍飞
中广核工程有限公司
研高
全文修改
16.
赵光辉
华龙国际核电技术有限公司
研高
全文修改
17.
潘新新
上海核工程研究设计院股份有限公司
研高
全文修改
三、编制过程
本标准的制定/修订过程主要分为前期准备、征求意见稿编写、送审稿编写、报批稿编写阶段。
3.1前期准备（2024年7月-2024年9月）
2024年7月至9，确定各参编单位人员。并对征求各专业意见，对征求意见稿进行策划整理
3.2征求意见稿编写（2024年9月-2025年3月）
2024年9月-10月组织对标准草案进行征求意见。各参编单位，对标准的草案内容进行修改，反馈意见。编制组根据会议意见对标准进行了修改和完善，形成征求意见稿，于2025年3月31日将送审稿提交至全国核能标准化技术委员会秘书处/全国核仪器仪表标准化技术委员会秘书处。
四、制修订背景和编写原则
4.1标准制定/修订背景
目前我国在运行的核电站大多为二代及“二代加”核电技术，在建的三代核电站“华龙一号”采用了非能动安全壳热量导出系统。福岛核事故之后，核电站的安全性受到了高度重视，针对外部灾害或全厂断电事故仍要保持安全功能，因此需要建设安全性更高的核电站。针对事故后安全壳排热可采用非能动手段或现有的能动安全壳冷却技术与非能动安全壳排热相结合的手段，因此非能动安全壳热量导出系统研发及设计准则标准化对于中国三代核电技术及核电产业的发展具有极其重要的意义。
三代核电技术中有不同的针对事故后非能动安全壳排热的手段，从设计理念和功能实现角度来看，对该系统进行标准化设计非常有必要。
该设计准则的编制能够推动应用于安全壳的非能动安全壳热量导出系统的标准化设计，能够明确对系统功能、容量、供电及仪控、阀门及热交换器等设计的基本要求，以确保非能动安全壳热量导出系统能够安全、可靠地执行其预定的功能。
通过进行上述标准化设计，可以规范非能动安全壳热量导出系统设计，从而推进该系统的广泛应用，并大大减小系统及设备制造失效的风险，从而利用非能动系统大大提高核电厂的安全性和经济性，带来巨大的经济效益和社会效益。
目前国际核电针对该设计领域并未有统一的准则要求，因此该准则的国家标准化能够促进我国在国际上的影响力和领导力。
4.2编写原则
本标准编制/修订严格遵照国家核安全技术法规导则，并与现行相关技术标准协调一致。
本标准编制/修订充分考虑到各参与方的利益诉求，在协商一致的基础上达成共识。
五、主要技术内容
5.1国内外相关标准现状
核电技术始终在不断更新换代，对更高的安全性和经济性的追逐从未停歇。尤其是福岛事故后，核电站的安全性受到了高度重视。目前在建或规划的核电站多采用三代及以上核电技术，尤其是三代核电技术中采用的非能动设计理念，能够大大提高核电站的安全性，可以应对类似福岛事故中海啸及其他始发事件等引起的全厂断电事故。非能动安全壳热量