HAF0213-安全导则-核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统
核电站反应堆冷却剂系统讲义
核电站反应堆冷却剂系统讲义本讲义是针对一回路及相关辅助系统的学习。
所包含的内容主要分三个方面：一回路主回路系统（RCP），一回路辅助系统（RCV、REA 、RRA、PTR），核安全系统（RIS、EAS、ASG）等。
故我们的学习应该从这三方面入手分系统的掌握。
本教材在详细介绍OJT206所涉及的系统的基础上结合现场有关操作使大家对OJT206的知识有一个全面的了解。
第一章、反应堆冷却剂系统（RCP）反应堆冷却剂系统是核电站的重要关键系统。
它集中了核岛部分除堆本体外对安全运行至关紧要的主要设备。
反应堆冷却剂系统与压力壳一起组成一回路压力边界，成为防止放射性物质外泄的第二道安全屏障。
核电站通常把核反应堆、反应堆冷却剂系统及相关辅助系统合称为核蒸汽供应系统。
大亚湾压水堆电站一回路冷却剂系统由对称并联到压力壳进出口接管上的三条密封环路构成。
每条环路由一台冷却剂主泵、一台蒸汽发生器以及相应的管道、阀门组成。
整个一回路共用一台稳压器以及与其相当的卸压箱。
反应堆冷却剂系统的压力依靠稳压器的电加热元件和喷雾器自动调节保持稳定。
一、RCP系统的主要安全功能和要求RCP系统的主要功能是利用主泵驱使一回路冷却剂强迫循环流动，将堆芯核燃料裂变产生的热量带出堆外，通过蒸汽发生器传给二回路给水产生蒸汽，冷却剂在导出堆芯热量的过程中冷却堆芯，防止燃料元件棒烧毁。
压力壳内冷却剂还兼作堆芯核燃料裂变产生的快中子的慢化剂和堆芯外围的中子反射层。
冷却剂水中溶有硼酸，因此堆内含硼冷却剂又可作为中子吸收剂。
根据工况需要调节冷却剂中含硼浓度，可配合控制棒组件用以控制、补偿堆芯反应性的变化。
系统内的稳压器用于控制一回路冷却剂系统压力，以防止堆芯产生偏离泡核沸腾。
当一回路冷却剂系统压力过高时，稳压器安全阀则能实现超压保护。
当发生作为第一道安全屏障的燃料元件棒包壳破损、烧毁事故时，RCP系统的压力边界可作为防止放射性物质泄漏的第二道安全屏障。
为此，对RCP系统安全功能和设计的要求是：1．系统应提供足够的传递热量的能力，能将堆芯产生的热量带出并传给二回路介质。
3.1反应堆冷却剂系统(1012)_814802505
21000 18000 23300 23790
4
Claysius-Clapeyron关系式：
(
T (v − v f ) dT ) sat = sat g dp h fg
水的饱和温度与饱和压力的关系近似关系式：
Ts = 178.7 Ps 0.25 − 0.6 Ps
据C-C方程，p↑,(vg-vf) ↓hfg↑→(dt/dp) ↓，压力越 高，加压带来的饱和温度升高效果越差。
2
燃料元件表面的放热过程遵循下述关系：
Pu = Ah(tc − t f )
…………………（3.1a） 3.1a）
THE END
式中A为燃料元件总表面积，m2 ； tc、 tf分别为燃料元件表面温 式中A 为燃料元件总表面积，m 度和冷却剂温度，℃；h为冷却剂与燃料元件表面间的放热系 数，W/（m2.℃）；Pu为堆内燃料棒的总热功率，W。 数，W/（ ）；P 为堆内燃料棒的总热功率，W 由于冷却剂与燃料元件表面间的放热系数h与冷却剂流速的0.8 由于 次方成正比。从式（3.1a）看出，增加一回路流量可以提高h， 从而在热功率一定时可以降低包壳温度tc。 t 因而，提高冷却剂流速有利于降低燃料元件表面与冷却剂之间 的温差，从而降低燃料元件表面和元件中心温度。提高冷却剂 流速对提高临界热流密度也是有利的。所以，增加流量对载热 和传热都是有利的。
21500*
二、一回路压力
根据热力学原理，为了提高二回路热效率，应当尽可能提高工质的吸热平均 温度。 由水的热物理性质可知，要想提高反应堆冷却剂的出口温度而不发生冷却剂 容积沸腾，必须提高一回路压力。所以，从提高核电厂的热效率来说，提高 一回路系统冷却剂的工作压力是有利的。但是这方面的潜力非常有限。 例如，水的压力为20MPa时，其饱和温度也仅有365.7℃，而现代压水 堆一回路常用压力为15.5MPa左右，其对应的饱和温度为344.7℃。二者相 比，压力提高了4.5MPa，饱和温度却仅提高21℃。显然如此提高压力，在提 高电厂效率上的收益不大，反而对各主要设备的承压要求、材料和加工制造 等技术难度都大大增加了，最终影响到电厂的经济性。 综合考虑，一般压水堆核电厂一回路系统的工作压力约为15MPa左右。 设计压力取1.10～1.25倍工作压力；冷态水压试验取1.25倍设计压力 (法) ， ASME取1.25倍设计压力。
中国核安全管理
（续） HAD101/07《核电厂厂址查勘》 （1989年国家核安全局发布） HAD101/08《滨河核电厂厂址设计基准洪水的确定》 （1989年国家核安全局发布） HAD101/09《滨海核电厂厂址设计基准洪水的确定》 （1990年国家核安全局发布） HAD101/10《核电厂厂址选择的极端气象事件》 （1991年国家核安全局发布） HAD101/11《核电厂设计基准热带气旋》 （1991年国家核安全局发布） HAD101/12《核电厂的地基安全问题》 （1990年国家核安全局发布）
核动力厂系列包括3个规定和一个附件： HAF101《核电厂厂址选择安全规定》 （1991年国家核安全局发布） HAF102《核动力厂设计安全规定》 （2004年国家核安全局发布） HAF103《核动力厂运行安全规定》 （2004年国家核安全局发布） HAF103/01《核电厂换料、修改和事故停 堆管理》
核 动 力 厂
通 用
研 究 堆
核 燃 料 循 环 设 施
放 射 性 废 物 管 理
核 燃 料 管 制
民 用 核 安 全 设 备 监 督 管 理
放 射 性 物 质 运 输 管 理
射 线放 装射 置性 放同 射位 防素 护与 条 例
通用系列包括了2个条例、3个实施细则、4个实 施细则附件和1个规定：
二、中国的核安全法规体系
我国的法律法规体系分为宪法、法律、法规和 部门规章四个层次，其中法律层次的文件由人民 代表大会制定，法规层次的文件由国务院制定， 国家核安全局可制定有关的部门规章。在核安全 的法律法规方面，目前可划入法律层次的有《中 华人民共和国放射性污染防止法》，但此法律远 远不能覆盖核安全管理的主要方面，因而我国的 核安全管理在法律层次的基础上尚不完备（根据 各国实践，应制定核安全法或原子能法等）。
第三章 反应堆冷却剂系统和设备
3-1 反应堆冷却剂系统
2．压力调节系统 为了保证反应堆冷却剂系统具有好的冷却能力，应 当将堆芯置于具有足够欠热度的冷却剂淹没之中。核 电厂在负荷瞬变过程中，由于量测系统的热惯性和控 制系统的滞后等原因，会造成一、二回路之间的功率 失配，从而引起负荷瞬变过程中一回路冷却剂温度的 升高或降低，造成一回路冷却剂体积膨胀或收缩。 水经波动管涌人或流出稳压器，引起一回路压力升高 或降低。当压力升高至超过没定值时，压力控制系统 调节喷淋阀．由冷管段引来的过冷水向稳压器汽空间 喷淋降压；若压力低于设定值，压力控制系统启动加 热器，使部分水蒸发，升高蒸汽压力。
3-5 稳压器
二、稳压器分类 按原理和结构形式的不同，稳压器分为两类， （1）气罐式稳压器：容积大，易腐蚀，淘汰 （2）电加热式稳压器：大都采用 三、稳压器本体结构（电） 结构图 现代压水堆核电厂普通采用电加热式稳压器。 这种稳压器是一个立式圆柱形高压容器。其典型 的几何参数为高13m，直径2.5m，上下端为半 球形封头，总容积约40m2，净重约80t。立式 安装在下部裙座上。
第3章 反应堆冷却剂系 统和设备
动力工程系 余廷芳
主要内容
3-1 反应堆冷却剂系统 3-2 反应堆本体结构 ----------系统设备 3-3 反应堆冷却剂泵 3-4 蒸汽发生器 3-5 稳压器
3-1 反应堆冷却剂系统
一、系统的功能
反应堆冷却剂系统又称为一回路系统，其主要功能 是： (1)在核电厂正常功率运行时将堆内产生的热量载出， 并通过蒸汽发生器传给路工质，产生蒸汽，驱动汽轮 发电机组发电。 (2)在停堆后的第一阶段，经蒸汽发生器带走堆内的衰 变热。 (3)系统的压力边界构成防止裂变产物释放到环境中的 一道屏障。 (4)反应堆冷却剂作为可溶化学毒物硼的裁体，并起慢 化剂和反射层作用。 (5)系统的稳压器用来控制一回路的压力，防止堆内发 生偏离泡核沸腾，同时对一路系统实行超压保护。
核电厂质量保证大纲的制定
核电厂质量保证大纲的制定(HAD003/01)（1988年10月6日国家核安全局批准发布）本导则自发布之日起实施本导则由国家核安全负责解释1 引言根据《核电厂质量保证安全规定》（HAF003以下简称《规定》）中提出的原则和目标，本安全导则专门叙述核电厂质量保证大纲的制定。
本导则是指导性文件，在实际工作中可以采用不同于本导则规定的方法和方案，但必须向国家核安全局证明所采用的方法和方案至少具有与本导则相同的安全水平，不会对核电厂厂区人员和公众增加风险。
1．1概述《核电厂质量保证安全规定》指出，必须按照《规定》中所提出的要求，把核电厂工程作为一个整体，制定质量保证总大纲。
《规定》也指出，必须按照工程进度实施大纲，并为完成所有对质量有影响的活动，提供适当的可控制条件。
1．2范围本导则对如何制定核电厂质量保证总大纲及分大纲提出要求、建议和范例，它也对制定大纲和行动的计划并使之形成文件提供指导。
这些计划和行动用于确保在核电厂的整个设计、采购、制造、建造、调试、运行和退设期间达到适当的质量。
本导则适用于其活动对安全重要物项的质量有影响的所有单位。
这些活动包括设计、采购、加工、制造、装卸、运输、清洗、施工、安装、试验、调试、运行、检查、维护、修理、换料、修改和退设。
1．3责任对核电厂负有全面责任的营运单位（以下简称营运单位）必须对制定和实施有效的核电厂质量保证总大纲负责。
营运单位可以委托其他单位制定和实施整个大纲或其中的一部分，但仍须对大纲的有效性负责，同时不改变承包方的义务和法律责任。
受委托制定和实施质量保证总大纲任何部分的每一个单位，应负责保证每一个较低层次单位在其责任范围内都要按照本导则的要求制定并提出它的大纲。
必须做出安排，保证大纲的每一个参加单位都能得到足够的资料和信息，并对工作有足够的了解，以便履行所赋予的责任。
2 制定质量保证大纲的基本原则2．1质量、质量保证和质量保证大纲的含义为了制定所要求的核电厂质量保证大纲，需了解质量、质量保证、质量保证大纲和质量保证分大纲等术语的含义。
核安全法律体系
与核电厂设计有关的外部人为事件
HAD102/06-1990
核电厂反应堆安全壳系统的设计
HAD102/07-1989
核电厂堆芯的安全设计
HAD102/08-1989
核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统
HAD102/09-1987
核电厂最终热阱及其直接有关输热系统
HAD102/10-1988
核电厂保护系统及有关设施
核事故辐射应急时对公众防护的干预原则和水平
HAD002/04-1991
核事故辐射应急时对公众防护的导出干预水平
HAD002/05-1992
核事故医学应急准备和响应
HAD002/06-1991
研究堆应急计划和准备
HAD002/07-1993
民用核燃料循环设施营运单位的应急计划
（2）质量保证导则
现行导则
核动力厂营运单位的组织和安全运行管理
HAD103/07-1988
核电厂在役检查
HAD103/08-1993
核电厂维修
HAD103/09-1993
核电厂安全重要物项的监督
HAD103/10-2004
核动力厂运行中的防火安全
HAD103/11-2006
核动力厂定期安全审查
第 2 部分、研究堆系列导则
现行导则
第 1 部分、核动力厂系列规章
现行部门规章
HAF101-1991
核电厂厂址选择安全规定
HAF102-2004
核动力厂设计安全规定
HAF103-2004
核动力厂运行安全规定
HAF103/01-1994
核电厂运行安全规定附件一─核电厂换料、修改和事故停堆管理
第 2 部分、研究堆系列规章
核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关
附件三：《核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计》编写说明（征求意见稿）《核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计》编写说明一．编写工作背景随着科学技术的进步以及国际核工业界在核动力厂安全运行和管理方面经验的积累，国际原子能机构（IAEA）全面地开展了针对核动力厂的安全要求及安全导则的修订工作。
新的安全要求文件No. NS-R-1“Safety of Nuclear Power Plant: Design”于2000年9月正式出版，它是对1988年出版的原安全规定文件No.50-C-D(Rev.1)“Code on the Safety of Nuclear Power Plant: Design”的正式修订。
随后，IAEA陆续修订和出版了该安全要求下的一系列安全导则，新的IAEA安全导则No. NS-G-1.9 “Design of the Reactor Coolant System and Associated Systems in Nuclear Power Plants”就是其中之一，它是对安全系列No.50-SG-D6“核动力厂最终热阱及其直接相关的输热系统（1981）”和安全系列No.50-SG-D13“核动力厂反应堆冷却剂系统及其相关系统（1986）”两个安全导则的修订与合并，新的安全导则替代原有两个导则。
为了提高我国核动力厂的设计和运行水平，使之与国际先进水平接轨，国家核安全局决定对《核电厂设计安全规定》和《核电厂—1—运行安全规定》及其下属的一系列核安全导则进行及时的修订。
二．编写简况IAEA的核安全标准中关于核动力设计的安全要求及导则是由IAEA聘请各国专家在总结各核电先进国家经验的基础上制定的，其内容较完整、系统、严谨。
本安全导则是依据IAEA安全导则“核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计（Design of the Reactor Coolant System and Associated Systems in Nuclear Power Plants safety standards series No. NS-G-1.9 IAEA, Vienna(2004) ）”为参考蓝本编写而成的。
压水堆核电厂：反应堆冷却剂系统(RCP)(84页)
1. 引言压水堆核电厂的组成如图0-1所示。
通常可以分为三大部分：1．核的系统和设备部分，又称核岛；2．常规的系统和设备部分，又称常规岛；3．电气系统和设备。
核岛由以下几部分组成:（1）反应堆及一回路主系统和设备（主管道、冷却剂主泵、蒸汽发生器、稳压器及卸压箱等）；（2）一回路主要辅助系统：如化学和容积控制系统（RCV）、余热排出系统(RRA)、硼和水补给系统（REA）等。
（3）专设安全设施系统：如安注系统（RIS）、安全壳喷淋系统（EAS）等。
（4）与安全壳相关的通风系统：如安全壳换气通风系统（EBA）、大气监测系统（ETY）等。
（5）三废系统：如废液处理系统（TEU）、硼回收系统（TEP）等。
（6）其它系统：核岛系统中的反应堆、一回路主系统和设备以及余热排出系统安置在安全壳内，核岛系统的其余部分的大部分设备安装在安全壳外的核辅助厂房内。
压水堆核电厂的常规岛包括那些与常规火力发电厂相似的系统及设备，主要有：（1）蒸汽系统:如主蒸汽系统（VVP）、汽水分离再热系统（GSS）等；（2）给水系统:如凝结水系统（CEX）、除氧器系统（ADG）等；（3）汽机及其辅助系统:如汽轮机润滑、顶轴和盘车系统（GGR）（4）外围系统:如核岛除盐水分配系统（SED）、循环水处理系统（CTE）等。
电气部分是电厂的一个重要组成部分，它主要包括以下系统及设备：a)发电机及其辅助系统，如发电机定子冷却水系统（GST），发电机励磁和电压调节系统（GEX）等。
b)厂内外电源系统，如LGA，LGB，LLA，LNA等。
图0-1 压水堆核电厂的组成1.1 反应堆冷却剂系统（RCP）本章介绍600MWe压水堆核电厂反应堆冷却剂系统的功能，系统内主要设备（压水反应堆、蒸汽发生器、冷却剂主泵、稳压器及卸压箱）的作用及组成，反应堆冷却剂系统与辅助系统的联系及其运行原理。
1.1.1反应堆冷却剂系统（RCP）一、系统的功能压水堆核电厂的反应堆冷却剂系统（RCP），又称一回路主系统（图1-1），有以下功能：1. 传热在核电厂正常运行期间，一回路系统通过沿反应堆——蒸汽发生器——反应堆冷却剂泵一一反应堆流动的一回路冷却剂将反应堆所产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧的给水，并使蒸汽发生器二次侧的给水转化为驱动汽轮发电机的饱和蒸汽。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
HAF0213-安全导则-核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统《核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计》编写讲明（征求意见稿）《核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计》编写讲明一．编写工作背景随着科学技术的进步以及国际核工业界在核动力厂安全运行和治理方面体会的积存，国际原子能机构（IAEA）全面地开展了针对核动力厂的安全要求及安全导则的修订工作。
新的安全要求文件No. NS-R-1“Safety of Nuclear Power Plant: Design”于2000年9月正式出版，它是对1988年出版的原安全规定文件No.50-C-D(Rev.1)“Code on the Safety of Nuclear Power Plant: Design”的正式修订。
随后，IAEA连续修订和出版了该安全要求下的一系列安全导则，新的IAEA安全导则No. NS-G-1.9 “Desig n of the Reactor Coolant System and Associated Systems in Nuclear Po wer Plants”确实是其中之一，它是对安全系列No.50-SG-D6“核动力厂最终热阱及其直截了当有关的输热系统（1981）”和安全系列No.50-SG-D13“核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统（1986）”两个安全导则的修订与合并，新的安全导则替代原有两个导则。
为了提升我国核动力厂的设计和运行水平，使之与国际先进水平接轨，国家核安全局决定对《核电厂设计安全规定》和《核电厂运行安全规定》及其下属的一系列核安全导则进行及时的修订。
二．编写简况IAEA的核安全标准中关于核动力设计的安全要求及导则是由IAEA聘请各国专家在总结各核电先进国家体会的基础上制定的，其内容较完整、系统、严谨。
本安全导则是依据IAEA安全导则“核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计（Design of the Reactor Coolant System and Asso ciated Systems in Nuclear Power Plants safety standards series No. NS-G -1.9 IAEA, Vienna(2004) ）”为参考蓝本编写而成的。
在编制过程中考虑了与我国现行核安全法规和标准的和谐，并力图确保本导则与2004年国家核安全局公布的《核动力厂设计安全规定》保持一致并对其技术内容进行补充。
2004年11月，编写组完成《核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计》（Design of the Reactor Coolant System and Associated Systems in Nuclear Power Plants safety standards series No. NS-G-1.9 IAEA, Vie nna(2004)）翻译初稿，并在国家环保总局核与辐射安全中心内部加以讨论，通过一校、二校、三校后形成翻译稿，在此基础上参照新公布的核安全导则（如HAD102/17核动力厂安全评判与验证）以及现行的核安全导则HA D102/08核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统（1989）和HAD102/09核电厂最终热阱及其直截了当有关的输热系统（1987）的格式和内容，编制完成了《核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计》安全导则稿。
三．要紧内容本安全导则的编制考虑了将国家核安全局1989年颁布实施的核安全导则HAD102/08《核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统》以及1987年颁布实施的核安全导则HAD102/09《核电厂最终热阱及其直截了当有关的输热系统》进行修订与合并。
本安全导则将替代以上安全导则。
本安全导则的要紧内容包括：第一章引言；第二章反应堆冷却剂系统及其有关系统的范畴；第三章总的设计原则；第四章特定的设计要求；附录A压力管型加压重水堆反应堆冷却剂系统及其有关系统；附件I反应堆冷却剂系统的要紧部件；附件II反应堆冷却剂系统及其有关系统流程图；附件III安全分级与流体系统的安全级接口装置。
与1989年HAD102/08《核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统》以及1987年HAD102/09《核电厂最终热阱及其直截了当有关的输热系统》相比：新的安全导则第一章，概述了该导则的编写目的和范畴，在结构和内容上变化不大。
新第二章对反应堆冷却剂系统及其有关系统的范畴做了修订和重新分类，补充了连接系统、最终热阱。
新第三章对原安全导则总的设计原则进行了合并和修订，取消了原导则关于环境条件和鉴定以及退役的设计考虑事项章节；补充了安全分级、预防可燃气体集合、先进堆的设计等章节。
新第四章为特定的设计要求，取消了原安全导则关于慢化剂系统以及换料机冷却剂供应系统的讲明，另外补充了《核电厂最终热阱及其直截了当有关的输热系统》中的相应安全要求。
新安全导则取消了原安全导则第五章关于质量保证的讲明，取消了附件Ⅲ某些国家所采纳的压力容器规范和标准，补充了附录A“压力管型加压重水堆反应堆冷却剂系统及其有关系统”和附件Ⅲ“安全分级与流体系统的安全级接口装置”。
新安全导则有关于原导则HAD102/08增加了有关“不可凝气体排放”方面的要求，其具体内容如下：“4.2.2.3为了防止破坏反应堆冷却剂的自然循环，应在反应堆冷却剂系统高位设置远距离操作阀以便在事故工况下排出不可凝气体至安全壳厂房。
这些阀门应如下设计：遵循所有安全要求同时习惯其执行预定安全功能期间所处的环境条件的阻碍；应能从操纵室操纵；阀门要有足够的多重性以满足关于排气可靠性的要求（如果有的话）；应使其误开的风险降到最小排气的能力应与冷却剂补给系统的能力相匹配。
”新安全导则对余热排出系统增加了要求，“4.6.5.5余热排出系统低压部分与处于高压状态下的反应堆冷却剂系统的误连接可能导致事故，也确实是接口系统冷却剂丧失事故。
应采纳详细的风险指引分析来评估这种事件发生的概率和后果。
与反应堆冷却剂系统接口的余热排出系统低压部分应有能力承担反应堆冷却剂系统全部的压力和温度。
”新安全导则还对辅助给水系统安全要求增加了“4.8.4.4由于压水堆二回路管道破口可能会导致堆芯过冷事件，因此辅助给水系统的最大冷却能力应保证堆芯可不能发生重返临界且可不能对反应堆压力容器造成不可同意的热冲击。
”新安全导则对原安全导则进行了修订、合并和补充，使条理更加清晰、内容更加明了。
四．导则适用性讲明本导则是在《中华人民共和国放射性污染防治法》、《中华人民共和国民用核设施安全监督治理条例》（HAF001）和《核动力厂设计安全规定》（HAF102）的要求的基础上加以编制的。
该导则采纳了世界各国核安全事业最新进展成果，并针对我国实际情形加以针对性的修改，以与我国现行核安全法规、导则和技术文件相和谐，习惯于我国核安全监管模式和核能行业的进展现状。
它的公布和实施将有力促进我国核能和核安全法规的进展，并为我国核能和核安全事业进展作出应有的奉献。
编写组2006年11月22日核安全导则HAD 102/核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计国家核安全局2006年月日批准公布国家核安全局北京2006核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计(200 年月国家核安全局批准公布)本导则自200 年月日起实施本导则由国家核安全局负责讲明本导则是指导性文件。
在实际工作中能够采纳不同于本导则的方法和方案，但必须证明所采纳的方法和方案至少具有与本导则相同的安全水平。
目录1 引言11.1 目的11.2 范畴12反应堆冷却剂系统及其有关系统的范畴12.1 概述12.2 反应堆冷却剂系统12.3 连接系统22.4 有关系统32.5 最终热阱33总的设计原则33.1 概述33.2 设计目标43.3 反应堆冷却剂系统及其有关系统中的安全系统4 3.4 安全分级53.5 设计基准63.6 假设始发事件73.7 地震考虑事项83.8 可靠性93.9 材料的选择103.10 超压爱护103.11 预防可燃气体聚积123.12 布置考虑事项123.13 接口要求143.14 隔离要求153.15 外表和操纵系统163.16 在役检查、试验和修理的措施163.17 多堆核动力厂的考虑事项173.18 先进堆的设计174 特定的设计要求 184.1 概述184.2 反应堆冷却剂系统184.2.7 管道224.3 化学和容积操纵系统（包括沸水堆的净化系统）254.4 应急注硼系统274.5 应急堆芯冷却系统284.6 余热排出系统314.7 蒸汽和主给水系统334.8 辅助给水系统344.9 中间冷却回路364.10 最终热阱及其输热系统37附录A 压力管型加压重水堆反应堆冷却剂系统及其有关系统62附件Ⅰ反应堆冷却剂系统的要紧部件62附件Ⅱ反应堆冷却剂系统及其有关系统流程图66附件Ⅲ安全分级与流体系统的安全级接口装置70名词讲明731 引言1.1 目的1.1.1 本导则是对《核动力厂设计安全规定》有关条款的讲明和补充，其目的是给监管当局、核动力厂设计人员和许可证持有者就反应堆冷却剂系统及其有关系统（以下简称“冷却剂系统”）的设计提供建议和指导。
1.2 范畴1.2.1 本导则要紧适用于为发电或其它供热应用（诸如集中供热或海水淡化）而设计的，采纳水冷反应堆的陆上固定式核动力厂。
应该承认，关于其它堆型（包括今后系统的创新性设计），本导则的部分内容可能并不适用，或者需要在采纳时做出一些判定。
1.2.2 本导则适用于包括第2章所定义的最终热阱在内的反应堆冷却剂系统及其有关系统。
它包含了对不同堆型，专门是对在本导则1.2.1节所提及的各种堆型都适用的反应堆冷却剂系统及其有关系统的设计要求。
附件A提供了适用于加压重水堆的补充要求。
本导则不涉及特定部件（例如泵或热交换器）的具体设计。
2反应堆冷却剂系统及其有关系统的范畴2.1 概述2.1.1 反应堆冷却剂系统及其有关系统包含反应堆冷却剂系统、连接系统、有关系统和最终热阱。
附件Ⅱ中图Ⅱ-2和图Ⅱ-3给出了压水堆和沸水堆反应堆冷却剂系统及其有关系统的要紧部件和要紧功能设施。
2.1.2 反应堆冷却剂系统及其有关系统和构筑物之间的接口在第3章论述。
2.1.3 附件Ⅰ列出了反应堆冷却剂系统和部件。
附件Ⅱ为反应堆冷却剂系统及其有关系统的典型系统流程图。
2.2 反应堆冷却剂系统2.2.1 关于各种堆型，反应堆冷却剂系统包括为保证反应堆冷却剂正确流淌所必需的部件，但不包括核安全导则《核动力厂堆芯设计》中所述的燃料组件和反应性操纵组件。
2.2.2 关于各种水冷堆型，反应堆冷却剂系统承压边界延伸至第一个（从堆芯看）非能动屏障或第一个能动隔离装置1，并包括该屏障或装置。