核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关

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 领导形象设计圆作业设计ao工艺污水处理厂设计附属工程施工组织设计清扫机器人结构设计 》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。 — 1 — 二(编写简况 IAEA的核安全 标准 excel标准偏差excel标准偏差函数exl标准差函数国标检验抽样标准表免费下载红头文件格式标准下载 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。在编制过程中考虑了与我国现行核安全法 规和标准的协调～并力图确保本导则与2004年国家核安全局发布的 《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, Vienna(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～经过一校、二校、三校 后形成翻译稿～在此基础上参照新发布的核安全导则,如HAD102/17核动力厂安全评价与验证,以及现行的核安全导则HAD102/08核电厂 反应堆冷却剂系统及其有关系统,1989,和HAD102/09核电厂最终热 阱及其直接有关的输热系统,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(主要内容 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 — 2 — 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接有关的输热系统》进行修订与合并。本安全导则将替代以上安全导则。 本安全导则的主要内容包括: 第一章引言, 第二章反应堆冷却剂系统及其有关系统的范围, 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主要部件, 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臵。 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接有关的输热系统》相比: 新的安全导则第一章～概述了该导则的编写目的和范围～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围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 — 3 — 了安全分级、预防可燃气体聚集、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说明～另外补充了《核电厂最终热阱及其直接有关的输热系统》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说明～取消了附件?某些国家所采用的压力容器 规范 编程规范下载gsp规范下载钢格栅规范下载警徽规范下载建设厅规范下载 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? “安全分级与流体系统的安全级接口装臵”。 新安全导则相对于原导则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臵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: 遵循所有安全要求并且适应其执行预定安全功能期间所处的环境条件的影响,应能从控制室操纵,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～也就是接口系统冷却剂丧失事故。应采用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受反应堆冷却剂系统全部的压 — 4 — 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不会发生重返临界且不会对反应堆压力容器造成不可接受的热冲击。” 新安全导则对原安全导则进行了修订、合并和补充～使条理更加清楚、内容更加明了。 四(导则适用性说明 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管理条例》,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发展成果～并针对我国实际情况加以针对性的修改～以与我国现行核安全法规、导则和技术文件相协调～适应于我国核安全监管模式和核能行业的发展现状。它的发布和实施将有力促进我国核能和核安全法规的发展～并为我国核能和核安全事业发展作出应有的贡献。 编 写 组 2006年11月22日 — 5 — 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 日批准发布 国家核安全局 北京 2006 — II — 核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计 (200 年 月 国家核安全局批准发布) 本导则自200 年 月 日起实施 本导则由国家核安全局负责解释 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的方法和 方案 气瓶 现场处置方案 .pdf气瓶 现场处置方案 .doc见习基地管理方案.doc关于群访事件的化解方案建筑工地扬尘治理专项方案下载 ～但必须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。 目 录 1 引言 .................................................. 1 1.1 目的 ................................................ 1 1.2 范围 ................................................ 1 2反应堆冷却剂系统及其有关系统的范围 ..................... 1 2.1 概述 ................................................ 1 2.2 反应堆冷却剂系统 .................................... 2 2.3 连接系统 ............................................ 2 2.4 有关系统 ............................................ 3 2.5 最终热阱 ............................................ 4 3总的设计原则 .......................................... 4 3.1 概述 ................................................ 4 3.2 设计目标 ............................................ 4 3.3 反应堆冷却剂系统及其有关系统中的安全系统 ............. 6 3.4 安全分级 ............................................ 7 3.5 设计基准 ............................................ 8 3.6 假设始发事件 ....................................... 10 3.7 地震考虑事项 ....................................... 11 3.8 可靠性 ............................................. 12 3.9 材料的选择 ......................................... 13 3.10 超压保护 .......................................... 14 — i — 3.11 预防可燃气体聚积 .................................. 16 3.12 布臵考虑事项 ...................................... 16 3.13 接口要求 .......................................... 19 3.14 隔离要求 .......................................... 21 3.15 仪表和控制系统 .................................... 21 3.16 在役检查、试验和维修的措施 ........................ 22 3.17 多堆核动力厂的考虑事项 ............................ 23 3.18 先进堆的设计 ...................................... 23 4 特定的设计要求 ....................................... 24 4.1 概述 ............................................... 24 4.2 反应堆冷却剂系统 ................................... 24 4.2.7 管道 ............................................. 30 4.3 化学和容积控制系统,包括沸水堆的净化系统, .......... 34 4.4 应急注硼系统 ....................................... 37 4.5 应急堆芯冷却系统 ................................... 38 4.6 余热排出系统 ....................................... 42 4.7 蒸汽和主给水系统 ................................... 45 4.8 辅助给水系统 ....................................... 47 4.9 中间冷却回路 ....................................... 49 4.10 最终热阱及其输热系统 .............................. 51 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?反应堆冷却剂系统的主要部件 ....................... 62 附件? 反应堆冷却剂系统及其有关系统流程图............... 66 附件? 安全分级与流体系统的安全级接口装置............... 70 名词解释 ............................................... 73 — ii — 1 引言 1.1 目的 1.1.1 本导则是对《核动力厂设计安全规定》有关条款的说明和补充～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 范围 1.2.1 本导则主要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～采用水冷反应堆的陆上固定式核动力厂。应该承认～对于其它堆型,包括将来系统的创新性设计,～本导则的部分内容可能并不适用～或者需要在采用时做出一些判断。 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～特别是对在本导则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围 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?中图?-2和图?-3给 — 1 — 出了压水堆和沸水堆反应堆冷却剂系统及其有关系统的主要部件和主要功能设施。 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?列出了反应堆冷却剂系统和部件。附件?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 对于各种堆型～反应堆冷却剂系统包括为保证反应堆冷却剂正确流动所必需的部件～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控制组件。 2.2.2 对于各种水冷堆型～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臵1～并包括该屏障或装臵。对于间接循环堆型,例如压水堆,～反应堆冷却剂系统承压边界还包括蒸汽发生器的一回路侧,见附件?,。对于直接循环堆型,例如沸水堆,～反应堆冷却剂系统还包括一回路冷却剂再循环系统～蒸汽和给水管线延伸至最外面,从堆芯看,的隔离阀～并包括该阀。 2.2.3 附录A提供了针对压力管型加压重水堆反应堆冷却剂系统的补充特性。 2.3 连接系统 2.3.1 “连接系统”是指那些直接与反应堆冷却剂系统～或在 1 在某些情况下～习惯将附加屏障或装臵合并在一起看作是反应堆冷却剂系统的一部分。 — 2 — 某些压水堆设计中～与蒸汽发生器二回路侧相连接的系统。“连接系统”与其它系统和部件一起～在正常运行、预计运行事件或设计基准事故工况下执行保持反应堆冷却剂系统完整性的功能。执行这些安全功能的系统包括: — 反应性控制流体系统, — 反应堆冷却剂化学和容积控制系统,包括反应堆冷却剂净化系统,, — 应急注硼系统,如果设臵,, 2— 应急堆芯冷却系统, — 余热排出系统, — 压水堆和加压重水堆的主蒸汽和主给水系统, — 压水堆和加压重水堆的辅助给水系统和应急给水系统或类似系统,如果设臵,, — 超压保护系统,包括安全阀和/或卸压阀、阀门排放管线及 3其它有关设备,, — 加压重水堆的重水收集系统,见附录?,, 其它接口系统～例如取样系统和乏燃料冷却系统～不在本导则所涉及的范围内～但在“冷却剂系统”设计中应考虑这些接口系统与反应堆冷却剂系统之间的相互作用。 2.4 有关系统 2.4.1 “有关系统”是指那些对反应堆冷却剂系统和连接系统 2 在应急堆芯冷却系统再循环阶段～安全壳喷淋系统的部分部件可以用来驱动地坑水的循环～把地坑水注入堆芯～实现堆芯余热的长期排出。 3例如～压水堆中稳压器的卸压箱和沸水堆中的冷凝水储存池。 — 3 — 必需的系统～其功能主要是将热量传输到最终热阱。这些系统包括: — 设备冷却水系统, — 中间冷却回路, — 重要厂用水系统, — 加压重水堆的慢化剂系统及其冷却系统,见附录?,。 2.5 最终热阱 2.5.1 最终热阱通常是指在正常运行、预计运行事件或事故工况下用来导出部分或全部余热的水体、地下水或大气。采用水作为最终热阱的介质时～应考虑下列因素: — 供水量, — 水源的类型,例如海洋、湖泊、天然或人工的水库或河流,, — 最终热阱的补给水源, — 为反应堆在运行状态、事故工况或停堆条件下提供适宜温度冷却水的必要流量的能力。 3总的设计原则 3.1 概述 3.1.1 本章论述了反应堆冷却剂系统及其有关系统总的安全设计基本原则与建议。针对第2章中所介绍的每个系统的详细设计原则将在第4章中论述。 3.2 设计目标 3.2.1 “冷却剂系统”的主要目标是保证堆芯在各种运行工况 — 4 — 和设计基准事故工况期间及其之后都能得到适当流量和品质的冷却剂以排出堆芯中的热量。“冷却剂系统”也可以用来减轻设计基准事故和超设计基准事故的后果。 3.2.2 “冷却剂系统”的其它目标还包括反应性控制、反应堆冷却剂的化学控制和排出其它安全系统的热量。 3.2.3 所有的目标都依靠适当的设计措施来实现。这些措施可能随堆型、运行条件和核动力厂厂址,例如在环境条件方面,的不同而有所差异。 3.2.4 为达到以上目标～“冷却剂系统”的设计应满足下列要求: — 在各种运行状态和设计基准事故工况下～提供和保持足够的反应堆冷却剂总量以冷却堆芯～并将产生的热量传输到最终热阱, — 保持足够的冷却剂流量～以保证遵守核安全导则《核动力厂堆芯设计》中所列的燃料设计限值, 4— 防止在反应堆冷却剂系统压力边界发生冷却剂装量不可控丧失, — 保持足够的反应性价值并防止反应性的不可控引入～以保证遵守核安全导则《核动力厂堆芯设计》中所列的燃料设计限值。 3.2.5 本导则第3.2.1和3.2.2节所规定的“冷却剂系统”的安全目标不应受到“冷却剂系统”部件失效的影响。 3.2.6 “冷却剂系统”应设计成假设的内、外部始发事件不会 4反应堆冷却剂系统压力边界发生冷却剂装量不可控丧失的一个实例是反应堆冷却剂系统管道破裂事件或压力容器泄漏。但是～释放阀的开启属于反应堆压力边界内冷却剂装量受控损失。 — 5 — 升级成为影响燃料包壳或反应堆冷却剂系统及其有关系统压力边界完整性的更严重的核动力厂工况。 3.3 反应堆冷却剂系统及其有关系统中的安全系统 3.3.1 “冷却剂系统”中部分连接系统和有关系统是用来缓解设计基准事故后果的～因此它们被看作是安全系统。如何将安全功能分配给不同的系统具有相当的灵活性～这取决于设计上的选择。例如～在某些压水堆设计中辅助给水系统是用来缓解设计基准事故后果的～因此是安全系统～而在其它的一些设计中辅助给水系统并不是用来缓解设计基准事故后果的。虽然连接系统和有关系统安全功能的分配可能各不相同～但是“冷却剂系统”中每个安全系统都应具有下述共同的属性～以对其足以执行预定的安全功能提供高度的臵信水平: ,1,足够的性能。安全系统应具有足够的性能以执行其预定的功能～并提供高度的臵信水平以保证燃料和反应堆冷却剂系统的设计限值不会被超出。为了确定安全系统所需的性能～应考虑安全系统预期运行的最不利工况。 ,2,单一故障准则。安全系统应设计成任何单一故障都不会妨碍执行其或其它安全系统预定的安全功能。 ,3,电源及应急动力供应。应由适当的应急动力系统,直流或交流,为安全系统的触发或运行所必需的部件提供所需的应急动力。 ,4,对外部事件和内部灾害的防护。安全系统应设计和布臵成在设计中考虑到的外部事件或内部灾害,诸如管道破裂和水淹,不 — 6 — 会妨碍该系统执行其预定的安全功能。特别是在设计中考虑到的最严重地震条件下安全系统或其部件的性能应能得到保证。 ,5,机械设计的安全分级、规范、标准及评估。安全系统应按照核安全监管部门认可的规范或标准进行安全分级和设计。安全系统应能承受核动力厂整个寿期内各种预计运行工况所导致的载荷及环境条件。 ,6,环境合格鉴定。安全系统应能在预计运行的最苛刻环境条件下运行。 ,7,在正常运行的情况下应能对安全系统的状态和备用状况实施监测。如果出现第4章所述的情况～在事故期间也应能对安全系统实施监测。 ,8,功率运行工况下定期试验、监督和维修。见本章3.16节有关在役检查、试验和维护的条款。 ,9,手动控制。应能从主控室或辅助控制室,如果合适的话,对安全系统进行手动控制。 3.4 安全分级 3.4.1 《核动力厂设计安全规定》第5.1.1条规定“必须首先确定属于安全重要物项的所有构筑物、系统和部件～包括仪表和控制软件～然后根据其安全功能和安全重要性分级。它们的设计、建造和维修必须使其质量和可靠性与这种分级相适应”。 3.4.2 《核动力厂设计安全规定》第5.1.2条规定“划分某一构筑物、系统或部件安全重要性的方法必须主要基于确定论方法～ — 7 — 适当时辅以概率论方法和工程判断～同时考虑如下因素: ,1,该物项要执行的安全功能, ,2,未能执行其功能的后果, ,3,需要该物项执行某一安全功能的可能性, ,4,假设始发事件后需要该物项投入运行的时刻或持续运行时间。” 3.4.3 至少应对“冷却剂系统”中执行下列安全功能的构筑物、系统和部件的功能和安全重要性进行分级: — 保持反应堆冷却剂系统压力的部分～其失效可引起超过反应堆冷却剂正常补给能力的冷却剂丧失事故, — 裂变产物屏障, — 排出堆芯热量, — 保证应急堆芯冷却,用冷却剂直接注入堆芯,, — 引入负反应性补偿堆芯次临界度或保持堆芯在次临界状态。 3.4.4 有关安全分级的要求见核安全导则《核动力厂安全评价与验证》。附件?给出了安全分级的实例。 3.5 设计基准 3.5.1 为确定“冷却剂系统”的设计基准,验收准则,应对假设始发事件,详见本章3.6节,进行分析。 3.5.2 “冷却剂系统”的构筑物、系统和部件的设计、制造、安装、建造、试验和监测应符合现行有效的规范和标准～并与所执行安全功能的重要性相匹配。 — 8 — 3.5.3 “冷却剂系统”部件的设计,诸如压力容器、管道、泵和阀门,应按照经批准的最新的或当前适用的规范、标准～其设计必须是此前在相当使用条件下验证过的,并且这些物项的选择必须与安全所要求的核动力厂可靠性目标相一致,详见《核动力厂设计安全规定》第3.3.1条,。 3.5.4 “冷却剂系统”安全重要构筑物、系统和部件的设计应考虑到核动力厂在各种运行状态和设计基准事故工况下可能会遇到的外部灾害～如:地震,详见本章第3.7节,、龙卷风、飞射物、洪水和飓风。 3.5.5 “冷却剂系统”及其部件的设计基准,设计条件和要求,应规定如下内容: — 正常运行工况下核动力厂仪表和控制系统假定发挥作用的程度, — 在正常运行工况下需投运的核动力厂系统执行其预定功能的可信度, — 必要的操作员动作的范围及可信度, — 要求核动力厂保护系统和反应堆保护系统发挥作用的程度, — 要求安全系统发挥作用的程度, — 应对故障的适当裕度。 3.5.6 “冷却剂系统”最常用的设计方法是确定论方法～因此构筑物、系统和部件的设计要符合有关导则的要求。这种方法通常辅以概率风险分析,概率风险分析的目的是验证在核动力厂设计中 — 9 — 不存在任何不可接受的弱项,。 3.5.7 为了达到良好的设计平衡～系统和部件应适当考虑采取多重性和多样性。对安全系统来说～这种设计必须基于确定论方法 5,例如采取单一故障准则,～适当时辅以风险指引方法。 3.5.8 在设计中应考虑设备停运,见《核动力厂设计安全规定》第5.3.5节,。 3.6 假设始发事件 3.6.1 应确定一份假设始发事件清单～以供“冷却剂系统”进行安全分析时使用。应考虑这些事件发生的可能性和可能的后果。对于准备在功率运行时进行预防性维修的核动力厂～应评估考虑与安全系统一个系列的维修相一致的假设始发事件的必要性。 3.6.2 为了确定假设始发事件清单～应遵照《核动力厂设计安全规定》对“冷却剂系统”设计的相关事件组合进行考虑。 3.6.3 对“冷却剂系统”设计可能产生重大影响的假设始发事件包括: — 一、二次侧管道破损, — 汽轮机事故保护停车、冷凝器真空丧失、主蒸汽隔离阀关闭,沸水堆,和蒸汽压力调节器故障, — 反应堆冷却剂流量减少,例如由于泵失效,, — 卸压阀意外开启, 5 风险指引是指核动力厂在进行执照基准的特定变更的决策时运用的一种概率风险评价的方法。当“冷却剂系统”的设计运用风险指引管理原则时～其它涉及到纵深防御、安全裕度、堆芯损伤频率、放射性物质释放的规定限值和性能监测的设计都必须进行重新评价。因此～风险指引的方法可以用于保证设计遵守安全规定的充分性。如果风险研究指出需要额外的要求～那么就必须制定这些要求以保证设计的充分性并与风险目标保持一致。 — 10 — — 控制棒掉落,沸水堆,～控制棒弹出,压水堆,或硼稀释事故,压水堆,, — 厂外电源丧失, — 压水堆热交换器传热管失效,例如蒸汽发生器传热管破裂,, — 内部飞射物, — 内部水淹, — 火灾, — 地震, — 外部飞射物, — 洪水及其它自然事件, — 人员动作的结果或后果,包括故意破坏,。 3.7 地震考虑事项 3.7.1 应对“冷却剂系统”的构筑物、系统和部件进行适当的抗震分类。属于完成下列功能之一所需的“冷却剂系统”的构筑物、系统和部件～不论其属于哪个安全等级都应按抗震?类考虑: — 保持反应堆冷却剂系统压力边界的完整性, — 实现和维持余热排出, — 实现和维持停堆, — 减轻地震的后果。 3.7.2 应根据适合于厂址的地震地面运动及其所属抗震类别来设计“冷却剂系统”的构筑物、系统和部件。应设臵适当的约束件、支承件和阻尼器～以满足应力和位移方面的限值及“不丧失功能”准则。 — 11 — 3.7.3 按照安全分析进行设计时～应考虑到由于地震引起的流体不稳定性的动态影响和动力学载荷,如水锤现象,。应通过运用《核动力厂设计安全规定》第?.14—?.18节所述的方法～考虑某些地震与其它可能独立于地震发生的假设始发事件的组合～并为这种组合制定适当的措施。 3.7.4 设计中应保证不按抗震?类设计的“冷却剂系统”或其他系统的构筑物、系统和部件的故障不会导致按抗震?类设计的系统的故障。 3.8 可靠性 3.8.1 执行安全功能所依靠的系统应具有与所执行的安全功能相匹配的足够的可靠性。在评估系统可靠性时应适当考虑多重性和多样性。 3.8.2 由于存在共因故障～单靠多重性不能提供足够的可靠性,多样性可能能够弥补这个缺点。在评估多样性的这种潜在利益时应考虑下列几点: — 不同运行工况的后果, — 不同的制造工艺对部件可靠性的影响, — 基于不同物理方法的不同工作流程对部件可靠性的影响, — 维修复杂性的增加和,或,万一发生事故运行人员负担加重导致的潜在危害。 3.8.3 由于多重性或多样性的系统也可能受到可导致共因故障的事件,如火灾、洪水,的威胁～因而应尽可能地采用合适的实体 — 12 — 屏障、实体隔离或者两者的结合。 3.8.4 概率分析的方法可用来证明系统的可靠性是适当的。 3.8.5 当采用确定论的方法时～不必规定一个系统和部件的可靠性必须达到的特定数值。但是～系统和部件的可靠性要与它们的安全重要性相符。 3.8.6 任何用于安全分析的计算机程序都应经过评价和验证。计算机程序所用的计算方法应适合其使用目的。 3.8.7 操纵员的差错可能对执行安全功能的系统和部件的可靠性产生主要影响～因此在设计“冷却剂系统”时应充分考虑减少人为差错的可能性。 3.8.8 如果在瞬态初期要求操纵员动作～应对操纵员当时的延迟和,或,差错的后果进行评估～其结果应在预先确定的可接受限值内。 3.9 材料的选择 3.9.1 “冷却剂系统”承压边界采用的材料应与冷却剂、连接材料,例如焊接材料,、相邻部件或材料～例如滑动面、芯轴、填料函,填料箱,、覆盖层或辐射分解产物相容。“冷却剂系统”所采用的特定材料的性能应符合相关规范要求～包括但不限于下列特性和特征: — 抗热载荷性能, — 强度、蠕变和疲劳特性, — 抗腐蚀和抗冲蚀性能, — 13 — — 抗应力腐蚀裂纹性能, — 耐辐照性能, — 抗回火脆化性能, — 延性,包括裂纹增长速率,, — 断裂韧性,脆性破裂,特征, — 易加工性,包括可焊性,, — 抗金属和水反应性能。 3.9.2 在各种运行状态和设计基准事故工况下～选择的材料应适应预期的工作条件。 3.9.3 采用不符合标准化材料的技术条件的材料时～应通过分析、试验、运行经验反馈及分析～或联合采用上述几种方法论证其合理性。 3.10 超压保护 3.10.1 “冷却剂系统”所有承压部件应按照适用的规范和标准进行超压保护。 3.10.2“冷却剂系统”所有承压部件在设计时应具有足够的安全裕量～以保证在运行状态或设计基准事故工况下压力边界不会被破坏并且燃料设计限值不会被超过。 3.10.3 反应堆冷却剂系统的设计应采取足够的超压保护设施～即应具备处理反应堆冷却剂系统内蒸汽和液体的能力。设计时应设臵安全阀和,或,卸压阀。 3.10.4 超压保护应采用纵深防御的原则。反应堆冷却剂系统的 — 14 — 超压保护中应采用多样性原则～以减少共因故障的可能性。超压保护装臵的设计应体现其自身的安全重要性～并且应与其在极限假设始发事件时所要求的性能相匹配。 3.10.5反应堆冷却剂压力边界的超压保护可以通过下列措施或行为得到满足: — 系统压力监测, — 控制系统压力在运行限值内的方法,例如使用装量控制系统,, — 超压释放装臵,例如安全阀或卸压阀,, 3.10.6 反应堆保护系统。 — 降低和,或,控制反应堆冷却剂系统压力的措施如下: — 稳压器喷淋,压水堆,, — 稳压器卸压阀,压水堆,或排放阀,加压重水堆,的开启, — 安全阀的开启, — 汽轮机旁路阀的开启, — 主蒸汽管道卸压阀的开启, — 反应堆保护系统引起的停堆, — 防止冷却剂的过量注入,例如在加压重水堆反应堆冷却剂系统不带稳压器运行的升温过程中,, — 在反应堆启动和停堆期间～通过“冷却剂系统”或压水堆化学和容积控制系统的下泄功能进行的反应堆冷却剂的排放。 3.10.7 在反应堆冷却剂系统、稳压器,压水堆,及其它相连容 — 15 — 器,如果设臵,的安全阀和,或,卸压阀的设计和布臵过程中～应考虑单一故障准则～以保证在各种运行状态和设计基准事故工况下反应堆冷却剂系统的压力边界能够维持在设计限值内。 3.10.8 反应堆冷却剂系统的安全阀和,或,卸压阀的设计排放能力应按照适用的压力容器规范和标准确定～其应足以在各种运行瞬态和事故工况下限制压力升高并将压力维持在规定的设计限值以内。阀门的数量应足以提供必要的多重度。 3.11 预防可燃气体聚积 3.11.1 堆芯中水,或重水,分解产生的氢气和氧气能够溶解在水和蒸汽中～并被带到反应堆冷却剂系统及其连接系统的其它部位。一旦封闭管道中的蒸汽冷却下来并凝结成水～蒸汽管道中溶解的气体就很容易聚集在一起。反应堆冷却剂系统中氢气的局部聚集将增加发生会导致严重损坏的爆炸的潜在可能。设计应排除可燃气体聚集的可能性。 3.12 布置考虑事项 3.12.1 布臵 3.12.1.1 “冷却剂系统”的设计布臵应考虑: — 核动力厂人员的辐射防护, — 管道破损后果的防护, — 内部飞射物的防护, — 反应堆冷却剂的排放措施, — 便于试验和检查的措施。 — 16 — 3.12.1.2 一旦一列保护系统失效或发生任何内部和/或外部灾害,例如地震、火灾和水淹,～安全系统的布臵应能够使其维持所需最小能力。 3.12.1.3 应考虑房间和地板排水的需求～所制订的措施应与厂址外部洪水时的最高水位相匹配。 3.12.1.4 在运行状态下一旦泵丧失所有电源且同时发生特定的设计基准事故工况时～反应堆冷却剂系统的布臵应保证能够通过反应堆冷却剂的自然循环带走堆芯余热。 3.12.2 辐射防护 3.12.2.1 “冷却剂系统”的布臵应设计成允许对构筑物、系统和部件进行检查、维护、修理和更换～并应考虑对核动力厂人员辐射防护的需求。 3.12.2.2 为了达到辐射防护的目的: — 对用于带放射性的水流动循环的系统和部件应提供充分的辐射屏蔽, — 位于反应堆冷却剂系统和连接系统第一道隔离阀之间的部分设备部件～包括在正常运行时通常处于关闭状态的阀门本身～在设计时应采用与反应堆冷却剂系统相同的安全标准, — 贯穿安全壳壳体并延伸至安全壳外的流体系统应是坚固的～并且应具有足够的能保持安全壳壳体安全功能和性能的流体隔离装臵。贯穿安全壳的管道直到并包括流体的隔离屏障都应作为安全壳边界的外延～应按现行的规范和标准设计使其具有适当的质量和性 — 17 — 能等级。如果贯穿安全壳的流体系统没有及时可靠的泄漏探测和快速隔离能力～那么该系统应作为安全壳边界的外部延伸考虑并按照相应规范标准进行设计, — 与用于带放射性的水流动循环的系统和部件有接口关系的流体系统应设计成能够防止泄漏或使泄漏最小化～以保证不发生放射性产物泄漏或任何可识别泄漏都能被及时探测, — 在人员经常出入或停留的区域～应使用于输送放射性物质的管线长度最小化, — 在核动力厂的详细设计中～应使易沉积放射性污物与碎片的缝隙和其它局部构造最小化。 3.12.2.3 有关辐射防护更进一步的设计方法见核安全导则《核动力厂辐射防护设计》。 3.12.3 对管道破损后果的防护 3.12.3.1 为了使构筑物、系统和部件不受管道破损后果的影响～在设计时应考虑管道系统的布臵和管道支承件的设计。 3.12.3.2 “冷却剂系统”的详细设计应确定那些假定发生突然破裂的高能管道及受其动态效应影响必须被保护的系统。 3.12.4 排放 3.12.4.1 在反应堆运行期间～双压紧阀杆、阀座、泵密封和内部垫圈空腔都可能发生泄漏。应采取措施收集从“冷却剂系统”排出的冷却剂。 — 18 — 3.13 接口要求 3.13.1 不同安全等级的系统或部件,见附件?,应通过适当的接口装臵来连接。这些接口装臵应避免安全等级较高的系统或部件丧失其安全功能和避免放射性物质逸出。每个接口装臵应与其所连接的安全等级较高的系统或部件具有相同的安全等级。 3.13.2 接口的可靠性应与其所在系统的安全功能相匹配～并与本章3.8节提出的要求一致。 3.13.3 在设计“冷却剂系统”的构筑物时～应考虑到它们对核动力厂整体安全的影响。核动力厂的设计人员应保证那些与“冷却剂系统”接口的构筑物和部件的温度维持在可接受限值内并为在役检查采取了措施。直接锚固在安全壳上的部件和构筑物的失效不应导致安全壳丧失密封性。 63.13.4 接口要求应包括流量、各种载荷状态、响应时间和传热能力等。 3.13.5 作用在“冷却剂系统”支承构筑物上的载荷如下: — 正常运行或非正常运行时部件的静负载, — 稳态或瞬态工况下的热膨胀引起的载荷, — 地震载荷, — 瞬态载荷。 3.13.6 与“冷却剂系统”接口的构筑物包括: — 支承或包容“冷却剂系统”的厂房, 6 响应时间是指部件达到规定输出状态所需的时间。 — 19 — — 设备与管道的支承件, — 阻尼器及其锚固件, — 管道甩动约束件, — 厂房贯穿件, — 屏障、屏蔽和防护构筑物, — 反应堆厂房地坑。 3.13.7 “冷却剂系统”的设计也应仔细考虑支持系统和构筑物所引起的约束。支持系统包括诸如通风系统、压缩空气系统、电力系统及仪表和控制系统。 3.13.8 在设计一个系统时～应适当考虑其对其它系统的设计输入条件的影响～例如: ,1,不同尺寸和,或,位臵的反应堆冷却剂系统压力边界破口的事故后果将影响: — 喷淋系统设计,见核安全导则《核动力厂安全壳设计》,; — 安全壳设计,见核安全导则《核动力厂安全壳设计》,; — 在直接安注和安注再循环阶段应急堆芯冷却系统安注泵所需的净正吸入压头。 ,2,反应堆冷却剂系统部件的布臵将影响,见核安全导则《核动力厂安全壳设计》,: — 安全壳隔离设计,如确定隔离阀的位臵和关闭时间,, — 通风系统设计。 ,3,蒸汽发生器设计将影响应急给水系统设计的输入条件。 — 20 — 3.14 隔离要求 3.14.1 在反应堆冷却剂系统和运行在较低压力下的连接系统之间的接口应设臵适当的隔离以防止这些系统超压或发生失水事故。应考虑到隔离的特性和重要性及其可靠性目标。隔离装臵通常应是关闭的～也可以在需要时自动关闭。关闭的响应时间和速度应与针对假设始发事件所确定的验收准则相匹配,见核安全导则《核动力厂安全壳设计》,。 3.14.2 贯穿主安全壳边界的管线以及与反应堆冷却剂压力边界相连的管线都应设臵适当的隔离装臵。根据其设计要求和需要的安全功能～这些隔离装臵在运行状态和事故工况下可以处于开启状态～也可以处于关闭状态。 3.14.3 如果系统管道必需贯穿安全壳壳体～安全壳的外部延伸应满足有关设计验证和安全壳隔离的安全设计要求,见核安全导则《核动力厂安全壳设计》,。 3.14.4 安全级的隔离阀和装臵应在预期最严重的环境条件下鉴定合格,见核安全导则《核动力厂安全壳设计》,。 3.15 仪表和控制系统 3.15.1 安全级的仪表和控制系统应能触发适当的安全系统并能为运行人员确定“冷却剂系统”的状态提供足够的信息。在核动力厂正常运行和预计瞬态期间～仪表和控制系统应能对核动力厂状态进行连续监测。 — 21 — 73.15.2 仪表管线应设计成不会使所探测参数,例如数量、频率、响应时间和化学特性,发生失真。 3.15.3 对于各种假设始发事件～仪表和控制系统都应能按照瞬态分析和事故分析中所假定的功能发挥作用～以完成相应的手动或自动动作。 3.15.4 应提供手段对可能带有放射性的所有流体进行活度监测。 3.15.5 应制定措施探测反应堆冷却剂的任何泄漏～尽可能确定泄漏位臵～同时还应制定措施对所有的泄漏来源进行监测和收集。应在主控制室里设臵相应的指示器和报警装臵。 3.16 在役检查、试验和维修的措施 3.16.1 “冷却剂系统”构筑物、系统和部件的设计应便于检查和试验任务的执行～而不会使厂区人员受到不适当的辐射。在核动力厂试运行阶段以及整个寿期内应制定适当的在役检查大纲。 3.16.2 为了提高及时检测到“冷却剂系统”结构完整性的任何劣化的可能性～应依照“冷却剂系统” 构筑物、系统和部件的安全 8重要性来确定检查的时间间隔、方法、部位和验收准则。此外～在役检查的风险指引方法也可以用来确定检查的时间间隔和部位。 3.16.3 有关安全重要的构筑物、系统和部件执行预定安全功能的能力、结构完整性～包括所使用的材料在特征和性能方面的任何 7 根据有关定义～仪表管线是传感器的一部分。因此～仪表管线必须遵照反应堆保护系统及相关特性和安全相关仪控系统的总要求。 8 在许多国家～轻水反应堆压力边界体积检查的规定时间间隔为8至10年～但实际上～每年检查冷却剂系统的一部分～因此在规定的时间间隔内完成了整个压力边界的全部检查。 — 22 — 变化～都应在其使用寿期内进行检查。规定的检查和试验方法不应要求执行超越现有成熟技术或其它可接受方法的检查和试验的能力。 3.16.4 需要时～定期试验应模拟系统和,或,部件预期的运行条件～但试验条件不得危及核动力厂安全。 3.16.5 应采用自动或远距离操作的设备进行在役检查～以保证检查人员受到的辐射剂量合理可行尽量低并在法规或监管机构规定的各种限值内。 3.16.6 有关核动力厂运行期间检查和维修的建议见核安全导则《核动力厂维修、监督和在役检查》。 3.17 多堆核动力厂的考虑事项 3.17.1 如果安全重要的构筑物、系统和部件是供两座或更多核反应堆共同使用～则应证明能满足每一座堆的全部安全要求。与其它反应堆共用构筑物、系统和部件的一座反应堆万一发生设计基准事故～应证明其它反应堆能有秩序地停堆和排出余热。共用构筑物、系统和部件的可靠性应与其执行的安全功能相匹配～而且对于可能引起两座或更多反应堆同时停堆的事件应给予适当的考虑。 3.17.2 共用构筑物、系统和部件的性能和技术指标应足以适应最极限假设始发事件的影响。该极限假设始发事件可能影响一座或更多座反应堆。 3.18 先进堆的设计 3.18.1 应识别和评价当代轻水堆、沸水堆与 计划 项目进度计划表范例计划下载计划下载计划下载课程教学计划下载 中的先进堆之 — 23 — 间的关键性设计特征的差异～以评定本导则是否适用于先进堆设计。 3.18.2 对于与当前成熟的设计,这种设计已为执照申请和运行提供了经验基础,存在重大差异的反应堆设计方法～应对新的系统和部件充分地进行试验以保证了解和预测其热工水力特性。应进行数据分析和计算程序评价～针对执照申请所需要的瞬态分析和事故分析～应采用现有计算程序预测先进堆设计的特性。如果构筑物、系统和部件所执行的功能与当代轻水堆类似～本导则也可以用于评价它们的可靠性是否与其预定的安全功能相匹配。 4 特定的设计要求 4.1 概述 4.1.1 本章论述执行特定安全功能的“冷却剂系统”的特定设计要求。对于用水作为冷却剂和慢化剂的反应堆的不同设计～安全功能可以通过不同的方式来实现。附件?提供了一些简化流程图～这些简化流程图表明了几种典型堆型设计中“冷却剂系统”的主要部件和功能特性。 4.1.2 下述特定要求主要针对压水堆和沸水堆。有关加压重水堆的特定要求在附录A中论述。 4.2 反应堆冷却剂系统 4.2.1 反应堆冷却剂系统构成反应堆冷却剂承压边界～所以也是核动力厂各种运行模式下放射性释放的一道屏障。反应堆冷却剂系统从反应堆堆芯传输冷却剂,也就是热量,到蒸汽发生器系统或 — 24 — 直接到汽轮发电机组。在设计中已考虑的反应堆冷却剂系统停堆期间和各种事故工况下～反应堆冷却剂系统还构成从堆芯到最终热阱的传热途径的一部分。 4.2.2 一般要求 4.2.2.1 反应堆冷却剂系统的设计应考虑保证反应堆冷却剂系统压力边界完整性并提供高的运行可靠性。另外～应考虑采用先漏后破概念和排除破裂技术以缓解局部管道破损的后果。 4.2.2.2 应防止不适当地危及反应堆冷却剂系统的完整性～作为最低要求应采取下列措施: 4.2.2.3 检测堆芯冷却能力的任何降低或安全重要部件的劣化,如通过测量热传输系统的运行参数、监测反应堆冷却剂泄漏和检测系统的松动部件,, — 保证反应堆压力容器以外的反应堆冷却剂系统破损不会对公众产生重大的放射性后果。 — 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臵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: — 遵循所有安全要求并且适应其执行预定安全功能期间所处的环境条件的影响, — 应能从控制室操纵, — 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,, — 25 — — 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。 4.2.3 反应堆压力容器 4.2.3.1 由于反应堆压力容器的整体失效将导致严重的堆芯损伤～应采取特殊措施保证这种失效的概率是极低的。依照现行的规范和安全标准设计这种容器是使这种失效极不可能发生的方法之一。 4.2.3.2 压力容器的设计考虑事项包括: ,1,应尽可能最少压力容器上的焊缝数目,尤其是应评估活性区焊缝的必要性。 ,2,应确定压力容器的压力和温度限值～并且压力容器壁应能经受核动力厂寿期内预计发生的各种循环载荷。设计文件应包括这些载荷的详细的技术说明～以便确定累积使用因子。 ,3,材料的选择、结构设计、焊接和热处理应保证在整个核动力厂寿期内压力容器的材料具有足够的延性。反应堆压力容器堆芯段的延性应通过限制最高中子注量和采用特殊的母材和焊接金属,其化学成分足以使辐照脆化保持在可接受水平以下,来保证。 9,4,压力容器应设计成能承受加压热冲击而不会导致丧失完整性。 9 某些类型的压水堆的过冷瞬态中～快速冷却将伴随着一回路系统的压力回升。升压引起的应力将加大热应力的影响。如果此时反应堆压力容器钢能维持具有较高的断裂韧性～则认为这样的瞬态不会引起压力容器的损坏。然而～如果过冷事件发生在因中子辐射而使压力容器的断裂韧性降低之后～一个严重的加压热冲击事件可能引起压力容器内表面附近预先存在的裂纹扩展而穿透压力容器壁。根据事故的进程～贯穿裂缝将导致堆芯熔化。因此～这是评价反应堆压力容器完整性时公认的重点。 — 26 — ,5,应允许对焊缝进行全壁厚的体积检查。可用诸如超声波、涡流或漏磁通量方法来进行这种检查。 ,6,不可检查的焊缝应仅限于其破损不会导致对公众产生严重放射性后果的事故的区域。 ,7,在确定检查准则时～应考虑下列各项: — 无损检测可检测到的最小缺陷信号, — 预计的在运行状态和设计基准事故工况下裂纹的扩展, — 运行状态下可接受的最大缺陷。 4.2.3.3 如果先进的材料被用于反应堆压力容器或“冷却剂系统”～应把这些材料的样品放在压力容器内高通量快中子辐照环境条件下进行辐照监督。在核动力厂整个寿期内应定期检验辐照监督样品以监测材料物理特性的变化,特别是延性和韧性,～获得对材料行为的预测。 4.2.4 堆内构件 4.2.4.1 堆内构件,如堆芯支承结构、沸水堆堆芯围板和其它内部构件～但不包括燃料元件、反应性控制元件、控制棒驱动机构和堆内仪表,的设计要求: — 承受地震的影响而不丧失功能, — 忍受在正常运行、预计运行事件、设计基准事故工况,包括丧失冷却剂事故,、维修和试验中预期的环境条件的影响, — 防止不可接受的流致振动, — 忍受由管道破裂引起的不对称喷放载荷, — 27 — — 保证在正常运行和预计运行事件时不超过燃料设计限值。 4.2.4.2 材料的选择、制造工艺、检查、试验规程和用于防止应力腐蚀裂纹的反应堆冷却剂化学控制应避免堆内构件在役期间的劣化并保证其结构完整性。 4.2.4.3 应考虑引起安全重要的堆内构件劣化的应力腐蚀裂纹的影响。 4.2.4.4 还应考虑由地震载荷引起的水平载荷～例如～它可能扩大应力腐蚀裂纹。 4.2.4.5 核动力厂安全评价应包括对采用的材料、水化学、中子注量和用于保证结构完整性的夹紧装臵等的评价内容。 4.2.5 反应堆冷却剂泵,包括沸水堆的反应堆再循环泵, 4.2.5.1 反应堆冷却剂系统和反应堆冷却剂泵应提供足够的具有适当水力参数的反应堆冷却剂流量～以保证在正常运行状态下不超过燃料设计限值。 4.2.5.2 即使在瞬态或设计基准事故时发生反应堆冷却剂泵停泵事件～反应堆冷却剂泵应有足够的惯性流量下降特性～以保证燃料的完整性。 4.2.5.3 反应堆冷却剂泵应设计成能承受反应堆冷却剂的热工水力工况～并能承受运行工况以及设计基准事故中预期的各种循环载荷。设计中应特别关注维持反应堆冷却剂泵的密封。 4.2.5.4 反应堆冷却剂泵应设计成在不利的反应堆冷却剂系统热工水力工况下或者在泵故障时不会产生飞射物。或者～应制定措 — 28 — 施以在产生这种飞射物时保护安全重要物项。 4.2.6 压水堆和重水堆的蒸汽发生器 4.2.6.1 蒸汽发生器传热管及其内部结构设计应考虑在运行状态和设计基准事故工况,如蒸汽管道破裂事故,下～预期出现的最大应力和最严重的疲劳状况。应优化蒸汽发生器内的流场以防止存在滞流区域,避免沉淀物积累,和传热管的不可接受的流致振动。 4.2.6.2 应能对蒸汽发生器传热管进行全长度检查。检查传热管的设备和工艺应能发现和定位重要的缺陷。 4.2.6.3 应永久保留试验数据的记录～其中包括传热管试验样品的选择、检查时间间隔和一旦识别缺陷时将采取的规程或行动～以及在核动力厂启动前对传热管的役前检查的结果,该结果将作为在役检查的原始数据,。 4.2.6.4 设计还应考虑: — 控制pH值和氧浓度, — 限制给水及蒸汽发生器二回路冷却剂中放射性水平和杂质的浓度, — 二回路冷却剂的取样, — 给水中加入化学添加剂, — 监测样本流体电导率和放射性水平, — 清洗。 4.2.6.5 蒸汽发生器的设计应提供足够的传热管泄漏探测和报警的系统。 — 29 — 4.2.6.6 蒸汽发生器的满溢可能作为假设始发事件的后果发生～应主要在设计中采取相应的措施～否则应在规程中处理。 4.2.6.7 应对运行模式下可能发生的复杂载荷,诸如由水锤和热工或,和,水力分层引起的载荷,采取相应的措施。 4.2.7 管道 4.2.7.1 管道和设备的布臵应使诸如流致振动、老化影响、声激励、热疲劳和放射性物质累积最小化。也应使意外水淹的有害后果最小化。 4.2.7.2 管道的排列和设备的位臵应有利于在需要时实现自然循环。管道系统应具有疏水和排气的能力。管道设计应满足多重设备分隔的需要和防止多重系统和部件的共因故障。 4.2.7.3 管道和设备的布臵应具有充分的可达性以能够在需要时实施维护和检查,包括焊缝和管道支承功能的维护和检查,。还应能够在需要的时间和位臵对设备和部件的性能进行监督和监测。 4.2.7.4 管道支承的设计标准应与管道系统的标准相当。应按照适用的核级规范和标准对管道和部件进行应力评估。 4.2.7.5 应使运行工况下应力腐蚀的风险最小化。 4.2.7.6 应使从阀门泄漏的放射性流体泄漏量最小化。应规定连续正常运行时可接受的反应堆冷却剂泄漏率。应设臵监测和收集任何泄漏的系统。 4.2.7.7 在评价管道破损后果时应考虑: — 反应堆冷却剂热工水力参数的影响, — 30 — — 化学参数如反应堆冷却剂硼浓度,对于压水堆和加压重水堆,的影响, — 由于流体喷放导致的施加于反应堆冷却剂系统的曳力和载荷, — 反应堆冷却剂系统的压力波,水锤,。 4.2.8 稳压器及卸压装臵 4.2.8.1 压水堆和加压重水堆的稳压器,如果设臵,应直接与反应堆冷却剂系统相连～其主要功能是保证反应堆冷却剂装量或热力学状态的变化不会导致对反应堆冷却剂系统边界的不可接受的危害。为达到这个目标稳压器设计应考虑: — 维持足够的蒸汽空间以承受反应堆冷却剂系统压力瞬态, — 提供诸如喷淋系统或加热器和超压保护装臵～以在正常运行和瞬态工况直到并包括设计基准事故工况下维持压力在可接受限值内。 4.2.8.2 反应堆冷却剂系统应配臵一组足够的安全阀和卸压阀从而使系统内的压力不会超过设计限值。在正常的压力和装量控制系统故障时～该功能也是必需的。应在较低压力下收集从安全阀和,或,卸压阀排出的流体～并在恢复正常运行状态后应能使其返回到反应堆冷却剂系统。如果此收集系统是另一个运行在较低压力下的压力容器～它应安装足够的超压保护装臵,如一组安全阀和,或,卸压阀,。这些阀门可以把收集的流体排向反应堆厂房地坑～那里有冷却剂再生系统能够收集、净化并恢复冷却剂装量。 4.2.8.3 稳压器及其安全阀系统应满足下列功能: — 31 — — 在各种运行状态和其他设计工况下为反应堆冷却剂压力边界提供超压保护, — 在运行状态下限制反应堆压力, — 对于压水堆～在低温运行时,如在稳压器处于水密实状况下的启动和停堆过程中,提供超压保护。 4.2.8.4 在压水堆和沸水堆中～稳压器及其卸压系统可以与下列系统接口: — 反应堆冷却剂系统, — 直流和交流电供应系统, — 供热、通风与空调系统, — 仪表和控制系统, — 仪表用压缩空气系统, — 安全壳和,或,抑压水池,沸水堆,。 4.2.8.5 在任何反应堆运行期间～压水堆和加压重水堆的稳压器,如果设臵,应至少保持一条释放途径可用。释放途径应有隔离能力用来缓解卸压阀误动作产生的后果。稳压器卸压箱,如果设臵,应安装爆破盘或类似装臵。 4.2.8.6 安全功能要求 4.2.8.6.1 在功率运行期间～用作超压保护的卸压阀应具有足够的多重性和能力防止安全阀动作。 4.2.8.6.2 安全阀应具有足够的排放能力以维持压力在规定的限值以下。 — 32 — 4.2.8.6.3 安全阀和,或,卸压阀应在瞬态和事故时的预期运行条件下鉴定合格。 4.2.8.6.4 应合理选择所有安全阀和卸压阀的排放能力、整定值以及整定值误差～使其在设计中考虑的可能导致压力上升的各种瞬态中能起到保护反应堆冷却剂压力边界的作用。 4.2.8.6.5 应保证超压保护系统在丧失厂外电情况下的可用性～这可以通过采用由蓄电池或完全独立于所有电源的其它电源作为备用电源的供电方式来实现。 4.2.8.6.6 在超压保护系统及其部件的设计中～应采取措施,如在主控制室内设臵一个监测阀门位臵的系统,保证超压保护系统卸压阀可能的误动作不会导致不可接受的后果。 4.2.8.6.7 在可能受到稳压器和卸压装臵运行影响的部件的设计中～应考虑由超压保护系统运行引起的载荷和载荷组合。 4.2.8.6.8 稳压器卸压箱,如果设臵,应有足够的容积以接纳在阀门试验或正常运行瞬态时从压力释放装臵排出的蒸汽。 4.2.8.6.9 爆破盘的卸压能力应至少等于稳压器卸压阀和安全阀排放能力的总和并应留有足够的裕度。 4.2.8.6.10 在反应堆启动和停堆过程中也应保证超压保护。在反应堆启动和停堆过程中降低和,或,控制反应堆冷却剂系统压力的方法包括通过“反应堆冷却剂系统及其有关系统”排出反应堆冷却剂～或者在压水堆中通过化学和容积控制系统的下泄功能,见本导则3.10.6节,。 — 33 — 4.3 化学和容积控制系统,包括沸水堆的净化系统, 4.3.1 功能 4.3.1.1 化学和容积控制系统应至少具有下列功能: — 反应堆冷却剂的水化学控制,压水堆和加压重水堆,, — 反应堆冷却剂的装量控制, — 反应堆冷却剂的清洗和净化, — 反应堆反应性控制, — 提供反应堆冷却剂泵的密封,压水堆,, — 提供稳压器的辅助喷淋,压水堆,。 4.3.1.2 上述4.3.1.1节所列化学和装量控制功能主要是对正常运行而言的～在事故工况下通常并不要求这些功能。然而～在异常事件或事故之后～化学和容积控制系统的某些部分可能被用于达到安全停堆状态。 4.3.1.3 化学和容积控制系统应属于安全有关系统～应采用多重泵和应急电源供电。 4.3.2 接口 4.3.2.1 化学和容积控制系统可以与下列系统接口: — 反应堆冷却剂系统, — 直流和交流电供应系统, — 中间冷却水系统, — 补水系统, — 放射性废物处理系统, — 34 — — 供热、通风与空调系统, — 仪表和控制系统, — 仪表用压缩空气系统。 4.3.3 隔离要求 4.3.3.1 除在本导则第3章所论述的隔离要求外～没有其它更多的要求。 4.3.4 反应堆冷却剂化学控制 4.3.4.1 应控制反应堆冷却剂,压水堆和加压重水堆,的化学性质以抑制对堆芯和反应堆冷却剂系统部件的腐蚀、减少杂质在燃料上的沉积、和调节反应堆冷却剂中中子吸收体浓度。 4.3.4.2 反应性控制和停堆系统的设计中～应考虑化学添加剂对堆芯反应性的影响。 4.3.5 反应堆冷却剂的清洗和净化 4.3.5.1 在任何运行模式下应有清洗,如除盐,和净化,如去除化学杂质、裂变和活化产物,反应堆冷却剂的措施。反应堆冷却剂清洗和净化系统应有能力从反应堆中去除化学杂质、裂变产物和活化产物～以: — 维持冷却剂化学状态和特性在反应堆堆芯设计规定的限值之内。此状态应与反应堆使用的材料和运行参数相匹配, — 避免反应堆冷却剂系统部件的腐蚀, — 减少反应堆冷却剂系统部件的放射性污染。 4.3.5.2 应有从反应堆冷却剂中排气的措施。气体,如裂变气 — 35 — 体、氢气和氧气,是在反应堆冷却剂系统内产生或者是被反应堆冷却剂系统吸收的。应考虑可燃性气体,例如反应堆冷却剂系统中的氢气,的局部聚积。在必要时应采用适当的化学或机械手段,如排气,排除这些气体以遵守安全限值。除气装臵的能力应根据气体产生的最大预期速率确定。 4.3.6 反应性控制 4.3.6.1 某些类型的反应堆,如压水堆,中采用一种可溶解的中子吸收体,如硼酸,作为反应性控制的一种手段。在设计用于控制反应堆冷却剂中中子吸收体浓度的系统,化学反应性控制系统,时～应满足核安全导则《核动力厂堆芯设计》的要求。 4.3.6.2 设计中应通过专门的预防措施并结合适当规程的方法考虑反应堆冷却剂中中子吸收体误稀释的可能性。 4.3.6.3 经由化学和容积控制系统向反应堆冷却剂系统注入非含硼水时～运行人员失误或者设备故障可能会导致反应性增大。应在各种运行模式和整个燃料循环中分析硼稀释事故以证明该事故不会导致燃料和反应堆冷却剂系统超过相应的设计限值。 4.3.6.4 设计中应考虑在化学反应性控制系统运行时防止硼酸结晶的需求。 4.3.7 反应堆冷却剂装量控制 4.3.7.1 反应堆冷却剂的装量控制系统应考虑冷却剂受控的补给和下泄以便适应各种运行工况下的装量变化～这样运行限制和条件才不会被超过。在核动力厂运行期间可能发生的冷却剂装量变化 — 36 — 的例子包括由于冷却剂的升温和降温、计划和非计划功率变化、为净化反应堆冷却剂的分流、为反应堆冷却剂泵提供密封冷却,压水堆和加压重水堆,的流量、稳压器辅助喷淋,压水堆,和冷却剂小泄漏引起的冷却剂装量变化。 4.4 应急注硼系统 4.4.1 功能 4.4.1.1 一些反应堆设计设臵了应急注硼系统～以在事故后迅速向反应堆冷却剂系统和堆芯注入可溶中子吸收体。 4.4.2 接口 4.4.2.1 应急注硼系统可以与下列系统接口: — 反应堆冷却剂系统, — 直流和交流电供应系统, — 中间冷却水系统, — 应急堆芯冷却系统, — 化学和容积控制系统, — 供热、通风与空调系统, — 补水系统, — 仪表用压缩空气系统。 4.4.3 隔离要求 4.4.3.1 正常运行期间应急注硼系统应与反应堆冷却剂系统在功能上隔离。 4.4.4 安全功能要求 — 37 — 4.4.4.1 在需要隔离装臵运行时～它不能削弱应急注硼系统与反应堆冷却剂系统之间适当的配合。 4.4.4.2 在需要应急注硼系统运行时～其运行应使燃料和反应堆冷却剂系统压力边界在事故中不超过设计限值。 4.4.4.3 即使丧失厂外电～应急注硼功能仍应得到维持。 4.5 应急堆芯冷却系统 4.5.1 功能 4.5.1.1 应急堆芯冷却系统的主要功能是万一发生设计基准事故～向反应堆冷却剂系统注入水以排出堆芯热量。 4.5.1.2 在其它一些设计中～应急堆芯冷却还能执行其它一些功能～如: — 应急注硼, — 传输余热到中间冷却系统, — 换料停堆期间排出热量, — 换料水池充水。 4.5.2 接口 4.5.2.1 应急堆芯冷却系统可以与下列系统接口: — 反应堆冷却剂系统, — 中间冷却水系统, — 直流和交流电供应系统, — 仪表和控制系统, — 仪表用压缩空气系统, — 38 — — 化学和容积控制系统,压水堆,, — 安全壳系统, — 供热、通风与空调系统, — 自动降压系统,沸水堆,, — 补水系统,沸水堆,, — 冷凝水储存箱,沸水堆,, — 抑压水池,沸水堆和加压重水堆,。 4.5.3 隔离要求 4.5.3.1 应根据下列要求确定隔离装臵的数量和类型: — 正常运行时应急堆芯冷却系统应与反应堆冷却剂系统隔离, — 一旦触发应急堆芯冷却系统～应当不削弱其最小的预期性能, — 万一应急堆芯冷却系统误动作或者在事故中需要,例如防止稳压器满溢,时～应能实现其与反应堆冷却剂系统之间的隔离, — 隔离装臵的配臵可以根据确定论准则,如单一故障准则,并补充考虑风险指引要求来选择。 4.5.3.2 应基于确定论准则并补充风险指引要求来评价非能动部件,如安注箱排放管线止回阀和堆芯补水箱,的行为以保证它们的可靠性与其安全重要性相匹配。 4.5.4 多重性要求 4.5.4.1 应急堆芯冷却系统应设计成具有足够的多重性以满足可靠性目标。为达到这个目标～设计中应采用确定论要求并补充考 — 39 — 虑风险指引要求。如果预计需在核动力厂运行期间对应急堆芯冷却系统部件进行维护～则应急堆芯冷却系统应设计成即使在这种维修过程中～也没有任何单一故障能妨碍应急堆芯冷却系统执行其预定的安全功能。 4.5.5 安全功能要求 4.5.5.1 在各种设计基准事故工况下～应急堆芯冷却系统应能在发生假设的单一故障时执行其预定的安全功能。 4.5.5.2 应急堆芯冷却系统的能力,单独的或是与其它安全系统一起,应使向大气环境释放的放射性物质维持在针对各种事故工况规定的限值内。 4.5.5.3 应急堆芯冷却系统应有充足的可维持足够长时间堆芯冷却的冷却剂储存量。特别地～应证明在储水箱低液位时: — 安全壳地坑或者抑压水池,沸水堆,内的冷却剂装量应足以满足反应堆堆芯冷却剂再循环的需要, — 应已完成用于长期冷却的系统与传输热量到最终热阱的有关系统之间的对接。 4.5.5.4 即使在可能的最不利的位臵发生破口～应急堆芯冷却系统的布臵应能维持足够的堆芯冷却能力。 4.5.5.5 应急堆芯冷却系统,包括滤网,各系列之间应有实体隔离。应急堆芯冷却系统预定的安全功能的完成应通过试验或分析或两者结合的方法论证。应进行分析以证明～在设计中考虑的反应堆冷却剂系统各种破损尺寸工况下～应急堆芯冷却系统有足够的能 — 40 — 力提供堆芯冷却。 4.5.5.6 对于压水堆～该系统应能防止在丧失冷却剂事故期间在堆芯出现硼结晶。 4.5.5.7 应采取措施防止冷却剂携带可能妨碍在应急堆芯冷却系统内冷却剂循环的碎片。 4.5.5.8 应急堆芯冷却设备应有足够的保护以免其安全功能受到内部或外部灾害,例如地震灾害,的潜在危害。 4.5.5.9 应急堆芯冷却系统的机械设计应考虑各种在核动力厂运行寿期内可能发生的载荷。例如: — 与反应堆冷却剂系统接口上的热负荷, — 水锤, — 地震载荷, — 冲击载荷,如管道甩动引起的载荷,。 应仔细选取载荷的组合。 4.5.5.10 机械设计应对照与系统运行方式相对应的可接受准则进行评价～即它的主要目的是减轻丧失冷却剂事故的后果。应急堆芯冷却系统动作对于其它系统,如反应堆冷却剂系统,的各种影响都应在连接系统设计中加以评价。 4.5.5.11 应急堆芯冷却系统的设备应设计成能从主控制室或者远距离停堆盘对系统进行手动启动和复位。 4.5.5.12 若需要安注运行模式的切换～则从直接注入阶段切换到再循环阶段时系统的重新配臵应是自动的。只有当有足够的时间 — 41 — 供运行人员安全地采取行动时才考虑手动动作。关于运行人员动作的足够时间的建议和要求在核安全导则《核动力厂安全重要仪表和控制系统》中论述。 4.5.5.13 万一丧失厂外电应保证应急堆芯冷却功能。应由应急动力系统提供执行应急堆芯冷却功能所必需的动力源。应验证在事故中应急电源供应的启动和加载时间适于保证应急堆芯冷却功能的执行。 4.5.5.14 某些应急堆芯冷却系统只有在低压下才能运行。如果应急堆芯冷却系统的动作需要其它系统,如降压系统,预先运行～应说明该系统具有与应急堆芯冷却系统预定功能和性能相匹配的已经证实的安全能力和可靠性。 4.5.5.15 在反应堆正常功率运行期间～应能对应急堆芯冷却系统的能动部件进行定期功能试验。 4.5.5.16 对应急堆芯冷却系统的检查工作应不会削弱其执行预定功能的能力。 4.5.5.17 应急堆芯冷却系统的备用状态应总是能在监控之下。 4.5.5.18 在运行状态和,或,事故之后～应能通过适当的仪表和监控设备对应急堆芯冷却系统性能进行监控。 4.6 余热排出系统 4.6.1 对于具有余热排出能力而不属于“反应堆冷却剂系统及其有关系统”的那些系统,如安全壳喷淋系统、沸水堆抑压水池,～有关建议和要求在核安全导则《核动力厂应急电源设计》中论述。 — 42 — 4.6.2 功能 4.6.2.1 余热排出系统的功能是把反应堆冷却剂系统中的余热排到有关系统以达到安全停堆状态。对于大多数设计来说～只有在反应堆冷却剂系统达到规定的冷却状态之后才能投运余热排出系统。 4.6.3 接口 4.6.3.1 余热排出系统可以与下列系统接口: — 反应堆冷却剂系统, — 中间冷却水系统, — 直流电和交流电供应系统, — 仪表和控制系统, — 仪表用压缩空气系统, — 供热、通风与空调系统, — 抑压水池,沸水堆,, — 补水系统,沸水堆,, 4.6.4 隔离要求 4.6.4.1 正常运行期间余热排出系统应与反应堆冷却剂系统在功能上隔离。 4.6.4.2 当余热排出系统设计成仅在低压下运行时～应采取适当的隔离措施保证在反应堆冷却剂系统处于高压时余热排出系统的完整性。 4.6.5 安全功能要求 — 43 — 4.6.5.1 对在反应堆冷却剂系统正常运行压力下运行的余热排出系统～排出余热的速率应使燃料和反应堆冷却剂系统压力边界的设计限值不被超过。 4.6.5.2 在低压下运行的余热排出系统应在反应堆冷却剂系统压力和温度降低到预定值后投运以执行核动力厂停堆冷却功能。 4.6.5.3 对于任何假设始发事件,如丧失全部给水事件,～应保证至少有一个相关系统的组合可用来排出余热。在丧失冷却剂事故中余热应全部或部分地由应急堆芯冷却系统排出。 4.6.5.4 万一丧失厂外电同时出现能动部件单一故障～应保证余热排出系统的功能。应由应急动力系统提供执行余热排出功能所必需的动力源。 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～也就是接口系统冷却剂丧失事故。应采用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受反应堆冷却剂系统全部的压力和温度。 4.6.5.6 在正常功率运行期间～应能对余热排出系统进行系统功能试验。 4.5.6.7 管线的布臵应避免因气蚀造成泵的损坏。 4.5.6.8 应能通过适当地使用仪表来监测和控制余热排出系统性能。应能从辅助控制室手动启动余热排出系统。 — 44 — 4.7 蒸汽和主给水系统 4.7.1 功能 4.7.1.1 蒸汽和主给水系统的功能是将反应堆堆芯产生的热量传输到汽轮机以产生动力。 4.7.1.2 正常运行时～蒸汽和主给水系统应当允许反应堆以额定功率水平稳定运行。在任何功率水平下热量的产生和导出都应当是平衡的。 4.7.1.3 对于沸水堆～在启动和运行状态应采取措施控制反应堆压力容器内的水位。 4.7.1.4 对于压水堆～在启动时应采取措施控制系统压力和蒸汽发生器的水装量。 4.7.2 接口 4.7.2.1 下列系统可以作为蒸汽和主给水系统的支持系统: — 补水系统, — 抽汽系统, — 化学控制系统, — 净化系统, — 取样系统, — 供电系统, — 压缩空气系统, — 仪表和控制系统, — 仪表用压缩空气系统, — 45 — — 供热、通风和空调系统, — 给水加热系统, — 冷凝系统～包括冷凝水储存箱,沸水堆,。 4.7.3 隔离要求 4.7.3.1 沸水堆的蒸汽和给水系统设计中～万一该系统自身破损或反应堆冷却剂系统破损～应能采取措施对蒸汽和给水系统实施适当的隔离。能够影响蒸汽和给水系统的假设始发事件的实例有丧失冷凝器真空、所有蒸汽管线隔离阀关闭、汽轮机脱扣且旁排阀闭锁以及蒸汽和给水系统压力边界完整性丧失。在压水堆和重水堆中应考虑隔离蒸汽发生器的能力。 4.7.3.2 对于在安全壳内有抑压水池的直接循环反应堆,沸水堆,～应保证有足够的主蒸汽管道隔离能力、蒸汽通过安全释放阀排放到抑压水池和相应的给水系统。 4.7.4 安全功能要求 4.7.4.1即使丧失厂外电～仍应维持蒸汽和主给水系统部件,如隔离装臵,的安全重要功能。 4.7.4.2 在运行状态下～蒸汽和给水系统应能够将反应堆堆芯和反应堆冷却剂系统的热量排到最终热阱～保证不超过燃料设计限值并维持堆芯冷却能力～特别是应保证反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统的压力维持在设计限值以下。 4.7.4.3 应提供仪表、控制和监测系统以便在各种运行状态和事故期间或之后监测蒸汽和给水系统的状态。应设臵适当的流体泄 — 46 — 漏探测装臵。 4.8 辅助给水系统 4.8.1 功能 4.8.1.1 辅助给水系统通常作为备用以便在主给水系统不可用时维持核动力厂热阱的能力。在必要时～辅助给水系统排出热量的能力可以用来降低反应堆冷却剂系统压力。 4.8.1.2 辅助给水系统可用于维持核动力厂长期处于热备用状态～也可以用来将核动力厂带到冷停堆。辅助给水系统应具有足够的能力以有效地执行这些功能。若在核动力厂设计中设臵了一个独立的应急给水系统来独立地执行安全功能～这时辅助给水系统就仅保留作为正常运行的功能。在这种情况下～应当对这两个系统分别制定清晰和明确的性能和安全目标。 4.8.1.3 对于间接循环反应堆,压水堆,～如果没有独立的应急给水系统～辅助给水系统将作为安全系统,应急给水系统,从反应堆冷却剂系统排出余热。通过蒸汽发生器的卸压装臵或通过冷凝器来实现将热量传输到最终热阱的目的。 4.8.1.4 在沸水堆中～辅助给水系统通常被称为反应堆堆芯隔离冷却系统。在热停堆状态下万一发生给水丧失事故时,在这种事故中堆芯余热由从安全释放阀排放到抑压水池的蒸汽带出,～辅助给水系统用于维持反应堆压力容器内的水位。该系统的另一功能是在正常运行期间发生冷却剂少量丧失时补充必要的反应堆冷却剂装量。 — 47 — 4.8.1.5 对于沸水堆～应设臵隔离冷却系统～以便在主给水系统与反应堆压力容器隔离时作为备用冷却水源保证给水供应能力。可能导致这种主给水系统隔离的异常事件包括主蒸汽管道意外隔离、丧失冷凝器真空、压力调节器失效、给水丧失以及失去厂外电。 反应堆堆芯隔离冷却系统应设计成: — 可承受反应堆冷却剂系统全压, — 与高压安注系统,或高压堆芯喷淋,、安全阀和,或,卸压阀以及抑压水池一起提供排出余热的能力。 4.8.2 接口 4.8.2.1 下列系统可以作为辅助给水系统的支持系统: — 抽汽系统, — 化学控制系统, — 净化系统, — 取样系统, — 供电系统, — 压缩空气系统, — 供热、通风和空调系统, — 仪表和控制系统, — 给水加热系统。 4.8.2.2 另外～在使用汽动泵时可能需要加压蒸汽。 4.8.3 隔离要求 4.8.3.1 对于安全壳内带抑压水池的沸水堆～应保证适当的主 — 48 — 蒸汽管道隔离、经由安全释放阀到抑压水池的蒸汽排放以及相应的冷却剂补给能力。 4.8.4 安全功能要求 4.8.4.1 为充分执行安全功能～辅助给水系统应具有多重性和,或,多样性。可以在确定论方法基础上适当采用风险指引方法作为补充对多重性和,或,多样性的适当性进行评价。 4.8.4.2 辅助给水系统应具有足够的储存水量以执行其预定的功能。 4.8.4.3 辅助给水系统的最小额定冷却能力应保证燃料和反应堆冷却剂系统压力边界的设计限值不会被超过。 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不会发生重返临界且不会对反应堆压力容器造成不可接受的热冲击。 4.8.4.5 应保持给水系统的化学特性以减少对蒸汽发生器内部结构和部件,包括传热管,的不利影响,如晶间应力腐蚀开裂和流致加速腐蚀,。 4.8.4.6 应提供仪表、控制和监测系统以保证在运行状态、事故期间及其之后监测辅助给水系统状态。 4.9 中间冷却回路 4.9.1 功能 4.9.1.1 中间冷却回路的功能是: — 将热量从“反应堆冷却剂系统及其有关系统”或其它热源传 — 49 — 输到最终热阱, — 对放射性物质向环境的扩散或不适当的化学物质进入“反应堆冷却剂系统及其有关系统”起屏障作用。 4.9.2 接口 4.9.2.1 可以为下列系统提供支持: — 化学控制系统, — 取样系统, — 供电系统, — 供热～通风和空调系统, — 压缩空气系统, — 仪表和控制系统。 4.9.3 隔离要求 4.9.3.1 当一个非安全重要系统或设备与中间冷却回路系统相连接时～应采取适当的措施保证所要求的安全功能不受损害。在必要时～该系统的安全重要部分应自动与该系统的其余部分隔离。 4.9.4 安全功能要求 4.9.4.1 若中间冷却回路系统对停堆后冷却至关重要～则除了要求中间冷却回路系统满足单一故障准则所必需的多重性以外～可能还要考虑最终热阱的多样性。若需要最终热阱,如河流或大气,的多样性～则将可能对中间冷却系统的设计提出特殊的要求,如需要不同的热交换器或泵,。 4.9.4.2 中间冷却回路系统的传热能力应与其所服务的热源相 — 50 — 适应～并且在设计中应考虑核动力厂寿期内可能出现的最不利温差和其它环境参数的情况。应确定向最终热阱的热传输速率～并要考虑从“冷却剂系统”排热的必要速率。 4.9.4.3当遇到与厂址和最终热阱类型相关的恶劣环境现象,冰冻、龙卷风、飞射物、飓风、洪水、地震、水流阻断、极端高温和恶劣水质,时～中间冷却回路系统的功能参数应维持在规定限值以内。 4.9.4.4 在制定中间冷却回路系统与上下游系统接口的部件和设备的规格书时应特别注意密封性。中间冷却回路系统在设计上应能承受水锤载荷～应付水淹并耐腐蚀。 4.9.4.5 对于各种运行状态和设计基准事故工况～应提供仪表以控制和监测中间冷却回路系统。应提供适当的泄漏探测装臵。 4.9.4.6 应提供适当的隔离能力～以防止厂房区域不可接受的水淹及其引发的安全系统失效。 4.10 最终热阱及其输热系统 4.10.1 厂址和环境要求 4.10.1.1在选择动力厂最终热阱及其直接有关的输热系统的类型时～应考虑核动力厂所处的特定厂址条件及其对环境的影响。 4.10.1.2 在确定最终热阱及其直接有关的输热系统的必要容量时～应规定设计基准环境参数。这些参数包括直流式水冷系统的最终热阱水温和干式冷却塔的空气干球温度。对湿式冷却塔、冷却池或喷水池～以及其它利用蒸发冷却的输热系统来说～空气的湿球和干球温度都是需要的。需要时应包括其它参数～如水质,污泥含 — 51 — 量和化学杂质,、风速和保温因子等。 4.10.1.3 在最终热阱及其直接有关的输热系统的设计中考虑的环境参数应与厂址的特定条件和具体系统相适应。最终热阱设计中外部事件的有关建议和要求见核安全导则《核动力厂设计中除地震以外的外部事件》。 4.10.2 热负荷 4.10.2.1 最终热阱应有能力吸收核动力厂在任何状态下产生的热量。 4.10.2.2 对于那些随时能与用不尽的天然水体或大气接通的最终热阱设计～长期容量是有保证的。对于不具备这种条件的厂址～ 11应验证在热阱被重新灌满前有足够的容量接受热负荷。这种验证应考虑可能对补给过程有延迟影响的各种因素～包括蒸发、人为事件、核动力厂事故工况、互连通道的可用性和补给过程的复杂程度。应依据年度温度变化、有记载的生物附着物和泥沙淤积型式及其对预期设计的效率和性能的影响来对取、排水口构筑物的位臵和尺寸进行仔细地评估。依据厂址条件～应仔细评估对后备最终热阱的需求。 4.10.2.3 在确定最大排热速率时～应当用各种可能要求最终热阱系统执行正常运行或安全功能的假设始发事件鉴别各项热负荷最不利的组合。 4.10.2.4 当确定最终热阱及其直接有关的输热系统所需要的输热能力时～应准确地确定各种热源和它们随时间变化的特性～以保证冷却剂的温度维持在规定的限值内。应考虑下列各种热负荷: — 52 — — 反应堆余热, — 乏燃料贮存系统最大储量状态下的乏燃料衰变热, — 泵或其它部件的释热, — 来自其它事故相关热源,如化学反应,的热量。 4.10.2.5 在确定堆芯余热,包括衰变热、停堆后裂变热和储热,时～应假定燃料已在功率运行下经受一段时期的辐照而产生出最大的衰变热负荷～并且应按适用的标准评估衰变热。 4.10.2.6 由乏燃料产生的总热负荷和释热速率应根据能贮存在厂内的乏燃料元件的最大数量进行评估。应当使用针对各种燃料衰变热曲线,其中对不同的燃料元件分别用各自适当的停堆后时间,的组合～或者对所有燃料元件用一个保守的平均停堆后时间。 4.10.2.7 在选择最终热阱时应考虑在各种运行状态和设计基准事故工况下必需运行的辅助系统,该辅助系统服务并依赖于最终热阱,的能动部件,例如泵和马达,和其它发热装臵等所释放的热负荷。 4.10.2.8 各单项热负荷随时间的变化特性应当叠加起来～以确定释热速率的峰值～它将作为确定输热系统能力的依据。在进行这项计算时～可考虑核动力厂内的一些热阱～如堆芯结构、一回路和二回路系统、安全壳构筑物、抑压水池、乏燃料贮存池和输热介质等的临时贮热能力。 4.10.2.9 事故工况可能造成额外的热源～例如燃料包壳的金属—水反应～或由安全壳内其它放热化学反应产生的热量。如果这种 — 53 — 可能的金属—水反应造成的额外热源非常显著～则应定量地给出这些热源与时间的关系～并把它归入确定容量的准则中。 4.10.3 输热系统 4.10.3.1 从安全方面考虑～与最终热阱直接有关的输热系统的定量分析将取决于下列因素: — 最大释热率, — 环境设计参数,水或空气的温度～相对湿度,, — 冷却剂的供应。 4.10.3.2 对于有限容量的最终热阱～直接有关的输热系统的选择应根据保持最终热阱水量这一需要来确定～从而可使要求补水投入使用的时间得以延迟。如果要求补水的时间较短～那么应对采用的补水措施进行更严格的论证。 4.10.3.3 可以通过存储热量和延迟依赖于最终热阱的辅助系统的投运时间～从而降低对与最终热阱直接有关的输热系统的排热速率峰值。 4.10.4 多堆厂址 4.10.4.1 只有在最终热阱系统及其直接有关的输热系统满足下列设计目标的前提下～才能允许在一个多堆厂址上的多个反应堆共用最终热阱: — 能使它们所服务的所有反应堆同时安全停堆和冷却～并保持在安全停堆状态, — 即使在一个反应堆发生事故～所有其余的反应堆同时安全停 — 54 — 堆和冷却的状态下～能导出热量并使所有反应堆保持在安全停堆状态。 4.10.4.2 在一个多堆厂址上多个反应堆共用最终热阱时不得降低系统总的可靠性。在这方面应避免使设计不必要的复杂化～如多重联锁、设备在多个反应堆之间自动切换等。此外～当共用与最终热阱直接有关的输热系统时～还应考虑该系统故障时可能带来的较严重的后果。 — 55 — 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 A-1 本附录专门为加压重水堆提供了补充的要求和指导。该附录并不与本安全导则正文相矛盾～而且它们也不相互排斥。在某些情况下～它可以代替和补充正文里论述的要求和指导。 反应堆冷却剂系统 A-2 反应堆冷却剂系统由保持一回路热传输系统压力的部件组成～包括隔离阀、一回路冷却剂泵、蒸汽发生器反应堆冷却剂侧、反应堆入口和出口联箱以及管线直至并包括隔离装臵。在适当地考虑了加压重水堆和压水堆在电厂布臵、部件数量和型号及其安全重要性上的差异之后～对加压重水堆的反应堆冷却剂系统的要求就与压水堆冷却剂系统相当。压力管型加压重水堆反应堆冷却剂系统及其有关系统的配臵见附件?图4～并在下文论述。 连接系统 A-3 应考虑与反应堆冷却剂系统相连的系统可以直接执行保证反应堆冷却剂系统完整性的安全功能。它们包括但不限于: — 燃料通道,包括燃料棒束,, — 两套停堆系统, — 换料机, — 压力控制和装量控制系统, — 泵轴封冷却系统, — 56 — — 应急堆芯冷却系统, — 停堆冷却系统, — 重水收集系统。 有关系统 A-4 和压水堆一样～有关系统是指那些“冷却剂系统”的安全功能所必需的系统。压力管型加压重水堆的有关系统包括: — 慢化剂及其冷却系统, — 屏蔽冷却系统, — 液体注射停堆系统, — 蒸汽和给水系统, — 辅助给水系统。 特定的设计原则 A-5 下文介绍专门针对压力管型加压重水堆的通用和详细的设计要求～它们是本导则正文里论述的那些设计要求的补充。 燃料通道 A-6 在加拿大氘铀型加压重水堆,坎杜,中～燃料通道构成反应堆冷却剂系统的一个连接系统。它们应设计成具有低中子吸收特性的压力边界以支承和定位燃料棒束～并且允许加压冷却剂受控地通过和环绕燃料棒束。 液体注射停堆系统 A-7 应设臵两套不同的并且独立的停堆系统。典型的停堆系统是通过插入控制棒和注射液体。在各种运行工况和设计基准事故工 — 57 — 况下～每套停堆系统都应有足够的能力独自停闭反应堆。 A-8 控制棒插入系统的功能与压水堆类似。液体注射停堆系统应有能力将中子吸收溶液直接注入到排管容器内的重水慢化剂中～以停闭反应堆。该系统的停堆能力应与控制棒的停堆能力相当～但在确定其停堆定值时应能使控制棒首先触发。 A-9 每套停堆系统都应有能力在各种可控的和设计基准事故工况下独自停闭反应堆。 换料机 A-10 当与要换料的燃料通道对接后～换料机应考虑并将其设计成组成反应堆冷却剂系统压力边界的一个必要部分。因此～对换料机压力边界的设计的安全要求与反应堆冷却剂系统相同。 压力和装量控制系统 A-11 如果稳压器,如果设臵,在某些运行工况下可以与反应堆冷却剂系统隔离,如在升温和冷却过程中,～压力和容积控制系统应含有控制反应堆冷却剂系统压力和总量的可选手段～如自动控制的补水和排水阀。在这种情况下～稳压器应有独立的安全和/或卸压装臵。 A-12 作为连接到稳压器的一个容器～且在正常运行时维持较低压力的卸压水箱～应安装能够使蒸汽、液体和闪蒸液体通过的非能动卸压装臵,如爆破膜、卸压阀或由先导阀控制的安全阀,～因为在反应堆冷却剂系统或稳压器大流量排放事件中～该卸压水箱可能被注满。卸压水箱的设计应考虑反应堆冷却剂系统的压力和温度波动的范围。 — 58 — A-13 压力和装量控制系统应包含一个净化系统～该净化系统应设计成通过去除溶解的化学杂质、放射性物质,包括裂变产物和悬浮固体,来控制冷却剂化学性质和放射性水平在规定限值内。 应急堆芯冷却系统 A-14 应急堆芯冷却系统在重水装量丧失的冷却剂丧失事故之后为反应堆冷却剂系统提供冷却水,轻水,。该系统应设计成从反应堆中排出余热。 A-15 在带有反应堆联箱的加压重水堆中～应急堆芯冷却系统应设计成万一发生联箱双端断裂事故足以冷却堆芯。 应急水或储备水系统 A-16 应急水或储备水系统或类似系统应设计成在核动力厂所有重水源耗尽时为反应堆冷却剂系统或其它系统,如慢化剂,提供紧急补水,轻水,。 A-17 必要时～储备水系统或类似系统应能给蒸汽发生器二回路侧提供补水～以减轻给水全部丧失事故的后果。 停堆冷却系统 A-18 必要时～停堆冷却系统也应设计成在反应堆事故停堆后代替蒸汽发生器作为热阱排出衰变热。 A-19 本系统应能降低、提高和控制反应堆冷却剂系统的液位～以便可以维护热传输泵和蒸汽发生器。 有关系统 A-20 加压重水堆的有关系统与压水堆的差异不大。对有关分 — 59 — 组、分隔、多重、隔离以及分析方法,如风险指引和概率安全评价,的安全要求和工程实践与其它所有水冷反应堆相似。这里只强调在功能性和术语方面的具体差异。 慢化剂系统 A-21 重水慢化剂允许使用天然铀或低浓缩铀做燃料～化学物质在慢化剂中的弥散还可用来当作一种在应急时停堆和控制反应堆堆芯反应性的手段。,去除和排放慢化剂也可用来作为一种停堆的手段。, A-22 慢化剂系统应有其自身的冷却系统来排出从反应堆构件传递过来的热量和在慢化剂系统中由放射性衰变产生的热量。 A-23 慢化剂系统及其周围的屏蔽冷却水储存箱～应具有当所有其它正常和应急冷却介质不足时保持燃料通道完整性的固有能力。它们还可用作缓解超设计基准事故后果的备用的最终热阱。 屏蔽冷却系统 A-24 排管容器的圆柱壳被端屏蔽覆盖～周围环绕屏蔽冷却水箱。端屏蔽应设计成允许接近装料机区域和反应堆正面并满足其任何应有的结构和支承功能。排管容器壳和屏蔽冷却水箱之间的空间充满了轻水～被用作热屏蔽和生物屏蔽。设计应允许人员在反应堆停堆时接近反应堆内部穹顶进行检查和维护。 A-25 屏蔽水箱和端屏蔽腔内的轻水应循环流动和冷却。端屏蔽和屏蔽冷却系统应设计成排出屏蔽材料中产生的热量和从反应堆冷却剂系统传到端屏蔽和屏蔽水箱的热量。 — 60 — A-26 端屏蔽和屏蔽冷却系统应有能力将反应堆结构部件保持在可接受的温度范围内～以在各种设计基准工况下防止过度的变形。 重水收集系统 A-27 重水收集系统应设计成用来收集来自任何预期的反应堆冷却系统泄漏源的泄漏～如双密封阀杆、泵轴封和垫片间空隙。该系统还应用来收集从“冷却剂系统”和其它系统的设备排出和流出的液体。 A-28 重水收集系统还应能冷却蒸汽,如果设臵,～还应有排放措施。 — 61 — 附件? 反应堆冷却剂系统的主要部件 ?.1以下清单列出各种堆型的反应堆冷却剂系统的主要部件和设备的典型例子。 压水堆 ,a,反应堆容器及其封头顶盖组件, ,b,一回路冷却剂正常流动所必需的堆内构件,不包括燃料组件和堆芯支承结构,～如堆芯吊篮, ,c,蒸汽发生器, ,d,反应堆冷却剂泵, ,e,与蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵一起构成冷却剂环路的管道: — 反应堆容器与各条环路的蒸汽发生器之间的热管段, — 各条环路的蒸汽发生器与泵之间的跨接管段, — 各条环路的泵与反应堆容器之间的冷管段, ,f,稳压器及其卸压阀、安全阀～以及与反应堆冷却剂环路管道相连的管道,如波动管,, ,g,旁路蒸汽发生器与反应堆冷却剂泵、用于测量各条环路温度的管道, ,h,反应堆容器附属部件～如控制棒驱动机构的承压套或反应堆容器封头排气孔, ,i,与环路相连的辅助系统～直至并包括第一道隔离装臵, — 62 — ,j,其它部件～如与上述,d,项至,i,项相关的阀门的传动机构和泵的驱动装臵。 沸水堆 ,a,反应堆容器及其顶盖组件和支承筒, ,b,反应堆冷却剂正常流动所必需的堆内构件,不包括燃料组件和堆芯支承结构,～如堆芯围板、喷射泵、内部再循环泵或汽水分离器, ,c,反应堆容器附属部件～如流量计文丘利管、孔板和控制棒驱动机构的承压套, ,d,蒸汽和给水管道～直至并包括最外面的隔离阀, ,e,反应堆冷却剂再循环系统的部件～如泵、管道和阀门, ,f,安全阀、释放阀和卸压阀, ,g,其它部件～如与上述,a,项至,f,项有关的主蒸汽管道限流器、卸压设备、阀门的执行机构和泵的驱动装臵。 加压重水堆,压力管型, ,a,冷却剂通道～包括端部配件、封闭塞及换料机,当其与通道相连时,, ,b,蒸汽发生器的反应堆冷却剂侧, ,c,反应堆冷却剂泵及其轴封水注入系统～直至并包括第一道隔离装臵, ,d,与蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵一起构成冷却剂环路的管道: — 63 — — 给水管的进口和出口管道, — 反应堆进口和出口集管, — 泵吸入集管,如果设臵,, ,e,稳压器,如果设臵,及其卸压阀以及将它与反应堆冷却剂环路管道相连的管道, ,f,超压保护管线～直至并包括卸压阀, ,g,与反应堆冷却剂环路管道相连的系统～直至并包括第一道隔离装臵, ,h,慢化剂系统, ,i,其它部件～如与上述,c,项至,h,项相关的阀门的执行机构和泵的驱动装臵。 加压重水堆,压力容器型, ,a,反应堆压力容器及其顶盖、封闭塞和换料机,当其与通道相连时,, ,b,堆内构件,不包括燃料组件,, ,c,蒸汽发生器的反应堆冷却剂侧, ,d,反应堆冷却剂泵～包括其第一级密封和自密封水注入系统直至并包括隔离装臵, ,e,与蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵一起构成冷却剂环路的管道: — 反应堆压力容器与各台蒸汽发生器之间的热管段, — 各台蒸汽发生器与其相应主泵之间的跨接管段, — 64 — — 各台主泵与反应堆压力容器之间的冷管段, ,f,稳压器及其卸压阀、安全阀、管道和波动管, ,g,反应堆压力容器附属部件～如控制棒驱动机构的承压套, ,h,慢化剂冷却器的慢化剂侧, ,i,慢化剂泵, ,j,与慢化剂冷却器和慢化剂泵一起构成慢化剂环路的管道, ,k,与冷却剂和慢化剂环路相连的系统～直至并包括隔离装臵, ,l,其它部件～如与上述,a,项至,k,项相关的阀门的执行 机构、流量限制器和泵的驱动装臵。 — 65 — 附件? 反应堆冷却剂系统及其有关系统流程图 ?.1 下列几种堆型的反应堆冷却剂系统及其有关系统的流程图以简化的形式给出了这些系统的主要部件和主要功能设施。 ?.2 应该注意图中并没有表示所有多重部件和管道布臵。同时～这些流程图只是对于一定规模,和功率,的反应堆系统是有代表性的～而对其它反应堆系统可能有所不同。例如～对反应堆冷却剂系统～图中只表示出了多环路中的一条环路。 ?.3 系统的名称在不同的设计中是不同的～有时对于某个供货商是特定的。虽然这些系统名称并不总是与本安全导则所述的系统名称或功能相一致～但这些系统名称的表达应是不言自明的。 — 66 — 1 安注箱 12 低压安注泵 2 自动卸压系统 13 稳压器卸压箱 3 化学和容积控制系统 14 稳压器 4 安全壳地坑 15 反应堆堆芯隔离冷却 5 冷凝水储存箱 16 反应堆冷却剂系统 6 应急堆芯冷却 17 余热排出系统 7 应急堆芯冷却系统 18 反应堆压力容器 8 应急,辅助,给水系统 19 再循环系统 9 给水系统 20 换料水净化系统 10 高压安注泵 21 蒸汽发生器 11 中间冷却回路 22 抑压水池 23 最终热阱 24 辅助给水泵 25 主给水泵 26 泄放冷凝器 27 停堆冷却系统 28 慢化剂冷却系统 29 应急堆芯冷却再循环 30 压缩空气罐 31轻水箱 32 重水箱 33 高压应急堆芯冷却 34 集管 图?-1 图?-2至?-4的符号说明 — 67 — 图?-2 压水堆反应堆冷却剂系统及其有关系统 ?阀门的特殊布置具备余热排出、应急堆芯冷却、抑压水池冷却及安全壳冷却功能 ?内部和外部循环泵表示在一起 图?-3 沸水堆反应堆冷却剂系统及其有关系统 — 68 — — 69 — 附件? 安全分级与流体系统的安全级接口装置 ?.1 本附件提供了一个安全分级原则,见第3章安全分级,的实例。在这个实例中采用了四个安全级。这四个安全级简述如下: 安全级的定义 ?.2 安全一级包括那些在不考虑安全系统作用的情况下为防止堆芯裂变产物大规模释放到环境所必需的安全功能。 ?.3 安全二级包括那些为减轻某一事故后果所必需的安全功能～如果没有这些安全功能的作用～该事故将会导致堆芯裂变产物大规模释放到环境。只有在另一安全功能初始失效后才有必要考虑这些属于安全二级功能失效的后果。 ?.4 安全二级还包括那些为防止预计运行事件发展为事故工况所必需的安全功能～但是不包括那些只对另一安全功能起支持作用的安全功能～如下列安全功能: — 将其它安全系统的热量传输到最终热阱, — 作为一种支持功能～为安全系统提供必要的支持服务,例如～供电、供气、液压和润滑等,, — 保持对核动力厂厂区内环境状况的控制～以保证安全系统的正常运行。 ?.5 安全二级还包括这样一些功能～这些功能的失效将会导致较大的后果～并且在一个事件中需要执行这些安全功能的概率是很z — 70 — 全一级范围内的那些部件。此外～安全二级还包括为执行下列安全功能所必需的那些部件: — 在设计基准事故,不包括反应堆冷却剂系统压力边界的失效事故,期间及之后～保持足够的反应堆冷却剂总量用以冷却堆芯,对于沸水堆～这仅适用于蒸汽和给水系统的有关部分,, — 在反应堆冷却剂系统压力边界失效之后排出堆芯余热～以限 2制燃料损坏, — 在反应堆冷却剂系统压力边界完整的情况下～在运行工况和设计基准事故工况下排出堆内余热。 ?.12 安全三级包括执行下列安全功能必需的那些部件: — 防止发生不可接受的反应性瞬变, — 在所有停堆动作完成后～将反应堆保持在安全停堆状态, — 在各种运行工况期间和之后～保持足够的反应堆冷却剂总量～用以冷却堆芯, — 将其它安全系统的热量传输到最终热阱, — 作为一项支持性功能～为安全系统提供必需的支持服务,例如～供电、供气、液压和润滑,。 接口装置的安全分级 ?.13 典型的接口装臵有: — 非能动屏障,例如热交换器传热管,。当热交换器传热管在事故工况下有承受冲击载荷的可能性～或假定传热管破裂为非能动部件的单一故障时～则必须确定这些传热管作为唯一屏障是否合适 — 71 — 并在必要时采取附加措施, — 远距离操作的阀门。作为安全级边界的常开阀门～其关闭时间应能保持安全等级较高的部件的安全功能。在设计中必须规定这种阀门,例如蒸汽和给水管线的阀门,的关闭时间, — 手动阀门。应有专门的行政管理程序以保证手动阀门的正确操作。此外～还应证明有手段可以监测这种阀门是否意外地处在错误状态～并在产生不可接受的后果以前有时间恢复其正确状态, — 非能动流量限制装臵。这种接口的实例有压水堆反应堆冷却剂系统的下泄孔板～该孔板将限制从反应堆冷却剂系统流出的冷却剂流量～以保证反应堆冷却剂系统排出的冷却剂在反应堆冷却剂正常补给能力范围内, — 能动流量限制装臵。这种接口的实例有反应堆冷却剂系统的下泄阀～该阀将限制从反应堆冷却剂系统流出的冷却剂流量～以保证反应堆冷却剂系统排出的冷却剂在反应堆冷却剂正常补给能力范围内。 — 72 — 名词解释 核动力厂状态 运行状态 事故工况 超设计基准事故 正常运行 预计运行事件 (1) 设计基准 (2) 严重事故 事故 事故管理 ,1,没有明确地考虑作为设计基准事故～但可为设计基准事故所涵盖的那些事故工况。 ,2,没有造成堆芯明显恶化的超设计基准事故。 事故工况 比预计运行事件更严重的工况～包括设计基准事故和严重事故。 事故管理 在超设计基准事故发展过程中所采取的一系列行动: ,1,防止事件升级为严重事故, ,2,减轻严重事故的后果, ,3,实现长期稳定的安全状态。 预计运行事件 在核动力厂运行寿期内预计至少发生一次的偏离正常运行的各 — 73 — 种运行过程,由于设计中已采取相应措施～这类事件不至于引起安全重要物项的严重损坏～也不至于导致事故工况。 设计基准事故 核动力厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况～并且该事故中燃料的损坏和放射性物质的释放保持在管理限值以内。 正常运行 核动力厂在规定的运行限值和条件范围内的运行。 运行状态 正常运行和预计运行事件两类状态的统称。 严重事故 严重性超过设计基准事故并造成堆芯明显恶化的事故工况。 保护系统 监测反应堆的运行～并根据接收到的异常工况信号～自动触发动作以防止发生不安全或潜在的不安全工况的系统。 安全功能 为安全而必须达到的特定目的。 安全系统 安全上重要的系统～用于保证反应堆安全停堆、从堆芯排出余热或限制预计运行事件和设计基准事故的后果。 单一故障 导致某一部件不能执行其预定安全功能的一种故障～以及由此 — 74 — 引起的各种继发故障。 最终热阱 即使所有其它的排热手段已经丧失或不足以排出热量时～总是能够接受核动力厂所排出余热的一种介质。 — 75 — — 76 —