GBT15761-19952×600MW压水堆核电厂核岛系统设计建造规范.pdf 46页

'ICs27.12020免费标准下载网(www.freebz.net)F63疡8中华人民共和国国家标.准Gs/T15761一19952x600Mw压水堆核电厂核岛系统设计建造规范Designandconstructionrulesfornuclearislandsystemsof2X600MWPWRnuclearpowerplants1995门2一08发布1996一10一01实施国家技术监督局发布免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)目次1主题内容与适用范围·...................................................................................·一(1)2引用标准··············”··········“··“······”············································，···········⋯⋯(1)3压水堆核电厂总体布置、防灾害事件和总设计原则···”·····························，····⋯⋯(3)3.1总体布置······································，····················”，。·····························⋯⋯(3)3.2防灾害事件···························································································⋯⋯(5)3.3总设计原则·..................................................................................................(7)4核电厂主要系统设计原则，t’..............................................................·····.............(11)4.1构成放射性裂变产物密封屏障的系统···”，············”，”，”，”··············”，’··，，·····⋯⋯(11)4.2专设安全设施“·········，··························，.···············，，，···“⋯⋯!’·“·············⋯⋯(24)4.3辅助系统·································“····························································⋯⋯(35)4.4测量、控制和电源系统····························“·······················，.·························⋯⋯(59)5接口准则·........................................................................................................(66)5.1布置准则‘...............................................................................·甲·········‘·“·⋯(66)5.2核蒸汽供给系统与构筑物的接口·······························，·，··⋯⋯，’·················⋯⋯(70)5.3核蒸汽供给系统与汽轮发电机厂房的接口·...........................................·一，’·⋯⋯(72)5.4核蒸汽供给系统与核电厂其他系统的接口............................................................(75)6设备和部件核安全分级、反应堆冷却剂系统状态分析和事故分析原则························⋯⋯(76)6.1设备和部件核安全分级·..................................................................................(76)6.2设备状态。············，”···················。···，···················，·······················，··，，··。···⋯⋯(79)6.3反应堆冷却剂系统状态分析原则··································，···························“⋯⋯(81)6.4事故分析原则·······················································。································⋯⋯(84)6.5特殊工况分析原则·........................................................................................(8封6.6极端工况分析原则·····················...................................................................(90)7辐射防护原则·，································，····。。··············。·········。。·。········，·············⋯⋯(91)7.1辐射防护基本原则···················································································⋯⋯(91)7.2剂量限值··········。。···········，·················，······················································。·⋯(91)7.3辐射工作人员的防护·......................................................................................(92)7.4排放和贮存·..................................................................................................(93)7.5环境监测·············价····‘“········································，，，·，.····⋯⋯(97)7.6装卸、运输和贮存··············‘·······⋯⋯;.·，····“················，，···。················。·········⋯⋯(98)免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)中华人民共和国国家标准2x600Mw压水堆核电厂核岛系统设计建造规范Gl3/T15761一1995Designandconstructionrulesfornuclearislandsystemsof2X600MWPWRnuclearpowerplants1主题内容与适用范围本标准规定了电功率2X600MW压水堆核电厂核岛系统设计和建造的要求。本标准适用于带钢衬里的预应力混凝土安全壳的2X600MW压水堆核电厂核岛系统的设计和建造。本规范仅提出系统的设计准则而不包括设计方法和设计数据。其他的压水堆核电厂也可参照使用.2引用标准GB4083核反应堆保护系统安全准则GB4792放射卫生防护基本标准GB5204核电厂安全系统定期试验与监测GB/T5963反应堆保护系统内部隔离GB6249核电厂环境辐射防护规定GB8703辐射防护规定GB9134轻水堆核电厂放射性固体废物处理系统技术规定GB9135轻水堆核电厂放射性废液处理系统技术规定GB9136轻水堆核电厂放射性废气处理系统技术规定GB11806放射性物质安全运输规定GB/T12727核电厂安全系统电气物项质量鉴定GB/T12788核电厂安全级电力系统准则GB/T13177核电厂优先电源GB/T13538核电厂安全壳构筑物上的电气贯穿件GB/T13286核电厂安全级电气设备和电路独立性原则EJ/T314压水堆核电厂事故分析安全判据EJ/T318压水堆核电厂反应堆核设计准则EJ/T319压水堆核电厂反应堆热工水力设计准则EJ/T32。压水堆核电厂反应堆结构总体设计准则EJ/T321压水堆核电厂堆内构件设计准则EJ/T322压水堆核电厂反应堆压力容器设计准则EJ/T323压水堆核电厂燃料组件设计准则国家技术监督局1995一，2一08批准1996一10一01实施免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)GB%T157611995EJ/T324压水堆核电厂燃料相关组件设开准砌EJ/T325压水堆核电厂反应堆冷却剂系统设计准则EJ/T327压水堆核电厂安全壳喷淋系统设计准则一EJ/T328压水堆核电厂余热排出系统设计准则专_EJ/T329压水堆核电厂安全壳系统功能设计准则EJ/T33。压水堆核电厂应急控制室功能设计准则EJ/T331失水事故后流体系统的安全壳隔离装置EJ/T332压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则EJ/T334压水堆核电厂反应堆冷却剂系统主设备支承件设计准则EJ/T335压水堆核电厂假想管道破损事故防护准则EJ/T336压水堆核电厂核供汽系统布置准则EJ/T337压水堆核电厂核供汽系统电加热保温设计准则EJ/T339压水堆核电厂安全阀和卸压阀管系设计准则EJ/T34。压水堆核电厂核供汽系统与汽轮机厂房接口设计准则EJ/T343压水堆核电厂与安全有关的冷却水系统设计准则EJ/T573核电厂安全级蓄电池质量鉴定EJ625核电厂备用电源用柴油发电机组准则EJ/T635压水堆核电厂硼回收系统设计准则EJ/T639核电厂安全级电力系统及设备保护准则EJ/T64。核电厂备用电源柴油发电机组定期试验EJ/T641核电厂大型铅酸蓄电池容量的确定EJ/T667与反应堆冷却剂压力边界相连的低压系统的超压保护EJ/T668压水堆核电厂反应堆冷却剂压力边界泄漏探测系统设计准则EJ/T669压水堆核电厂化学和容积控制系统设计准则EJ/T670失水事故后安全壳内氢气浓度的控制EJ/T761核电厂地震仪表准则EJ/T816压水堆核电厂应急堆芯地坑设计准则EJ/T834压水堆核电厂辅助给水系统设计准则HAF0101核电厂厂址选择中的地震间题HAF0102核电厂的地震分析及试验HAF0105核电厂厂址选择的外部人为事件HAFO110滨河核电厂厂址设计基准洪水的确定HAF0111滨海核电厂厂址设计基准洪水的确定HAF0112核电厂厂址选择的极端气象事件HAF0113核电厂设计基准热带气旋HAF0200(91)核电厂设计安全规定HAF0202核电厂防火HAF0203核电厂保护系统及有关设施HAF0204核电厂内部飞射物及其二次效应的防护HAF0205与核电厂设计有关的外部人为事件HAF0207核电厂应急动力系统HAF0208核电厂安全有关仪表和控制系统HAF021。核电厂燃料装卸和贮存系统免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)GB/T15761一1995HAF0211核电厂设计中总的安全原则HAF0212核电厂反应堆安全壳系统的设计HAF0213核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统HAF0214核电厂堆芯的安全设计HAF0305核电厂运行期间的辐射防护3压水堆核电厂总体布置、防灾害事件和总设计原则3.，总体布置3.1.1概述一座核电厂可由几个2X600MW的机组组成。2X600MW的机组包括如下主要厂房建筑群。3.1.1.1核岛核岛包括以下设施:a.2个反应堆厂房及相应的龙门吊架;b.2个燃料厂房;c.1个核辅助厂房;d.1个电气厂房;e.4个柴油发电机厂房;f.反应堆厂房与燃料厂房、核辅助厂房及电气厂房之间的连接厂房;g.2个蒸汽发生器辅助给水箱。其中核辅助厂房和电气厂房为两个反应堆机组共用。3.1.1.2常规岛包括2个汽轮机厂房。3.1.1.3核电厂配套设施包括核岛和常规岛以外的全部其他辅助厂房。3门.2核电厂总体布置核电厂总体布置应考虑下列主要因素:a在选定的厂址内计划建设的机组数及位置;b.机组各厂房的布置及位置;c，机组有关的辅助厂房的布置及位置;d核电厂与周围环境的接口，包括水源、电网和交通运输等。3门3每座核电厂内机组数的选择3.1.3门每座核电厂的机组数的确定应考虑下列主要因素:a.电力系统条件，如电能需求、负荷预测、电力平衡和电网联接条件等;b.电力输送的条件;c·核电厂场地和厂址的条件，如可用的土地面积、地质、水文(冷却水用量)和气象条件等由于核电厂厂址的特殊要求，在条件允许的情况下，应充分利用选定厂址的能力;d·放射性废物的排放条件，每座核电厂的液体和气体放射性废物年总排放量按GB6249及7.4.3条规定;e.热排放和化学物质的排放条件，向海水或淡水水域排放工业废液应遵循国家有关标准。1.3.热排放和化学物质的排放应特别考虑下列影响因素:a排放水温度影响;h排放水的pH值;么排放废液的成分不应引起接收环境的明显染色;免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)Gs/T15761一1995d.排放废液与接收环境的水混合后，不应含有对鱼类有毁灭的物质;e排放设施要满足规定的准则，如设备布置要便于取样，尽可能减少废液排放引起扰动，人员能接近监测等。3.1.4主要厂房的布置3.1.4.1核岛布置核岛布置应考虑下列原则:a.强放射性区尽可能布置紧凑，只准有一个出入口;b.以反应堆厂房为中心，并便于与其他厂房的连接;c安全注射系统和安全壳喷淋系统，应尽可能靠近反应堆厂房;d.核辅助厂房与反应堆厂房之间的连接厂房，应便于安全壳贯穿件的布置;e.燃料厂房与反应堆厂房的连接，应正对着燃料输送通道。燃料输送通道的位置取决于反应堆冷却剂系统环路的布置;f.反应堆厂房的设备闸门，应位于反应堆冷却剂系统两条环路之间;g.电气厂房与反应堆厂房之间的连接厂房，应满足电缆贯穿件布置的需要。成对机组的厂房布置，可使两个反应堆共用某些非安全有关的辅助系统，两个反应堆的电气设备和控制可在同一个电气厂房内，厂房布置紧凑，占地面积少，节省投资和运行费用。对于多堆机组的核电厂，按照成对机组的布置原则扩建，图纸可以通用‘由于反应堆厂房内采用反应堆压力容器的中心线与安全壳中心线为同心布置，因此应避免反应堆厂房内环吊误差引起的吊装“死区”。3.1.4.2电气厂房布置电气厂房应位于反应堆厂房和汽轮机厂房之间，以利于电气厂房与汽轮机厂房、反应堆厂房和核辅助厂房的连接，可使电气设备分类布置在专门房间内。这样布置优点如下:a.有利运行;b.便于实现隔离;c.有效防御外部事件(飞射物、水淹、工业环境影响等)。3.1.4.3汽轮机厂房布置汽轮机厂房布置，一般使汽轮发电机组轴线与两个反应堆厂房的中心连线垂直。汽轮机厂房布置，尽量使反应堆厂房和控制室在汽轮机形成的低轨迹飞射物的飞射角之外。一般取与汽轮发电机组轴线的垂线25。的三维夹角内为低轨迹和高轨迹飞射物的分析范围。根据分析的结果确定汽轮机厂房与反应堆厂房和控制室之间应采取的防汽轮机飞射物隔离措施。对于多堆机组的布置也应遵守上述准则进行分析。3.14.4核电厂配套设施布置核电厂配套设施可根据厂址情况，尽可能布置适当，使各厂房间关系合理。下列厂房及建筑物相互之间布置无特殊要求:a.附属建筑物;b.高压开关站;c.取水及排水构筑物;d.冷却水塔(如果采用)。上述厂房及建筑物布置虽无特殊要求，但布置时仍应遵守国家有关标准。如最大噪音水平限制和有关防破坏活动的规定。此外还应考虑下述因素，如经济性，应优化选择厂房位置和设备的布置，如取水泵房、排水站、冷却塔等的位置，使输水管道长度及相关的成本和运行费用最佳化。对于电气接线，如输电线路、高压开关站的位置应优化选择;免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)GB/T15761一1995实用性，厂房布置必须考虑到与公路、铁路、核电厂建造期间的现场管理等因素;建筑外观的协调要求。3.1.5各厂房标高的确定一个成对机组的士。.00厂区基准平台(场坪)的相对标高应根据厂址条件和HAF011。或HAFOIll的规定预先确定。整个成对机组相互有关的工艺厂房，应用共同的士。00厂区基准平台标高，并以此确定各厂房之间相互接口的标高。反应堆厂房和燃料厂房的相对标高按下述原则确定:么反应堆压力容器堆坑的基础底板低于士。.00厂区基准平台标高;h乏燃料贮存水池底面高于士。.00厂区基准平台标高。上述确定原则与燃料水平输送通道有关，并具有如下优点，如反应堆压力容器堆坑具有较好的抗震性能，保证电气设备不被水淹，便于施工。3.2防灾害事件3.2.1概述3.2.1.1核电厂设计要研究和考虑对下述自然和人为灾害事件的防护:地震、洪水及恶劣气候条件等外部自然灾害事件;b.飞机坠落、工业设施及运输线路等引起的人为外部灾害事件;汽轮发电机组可能产生的飞射物。3.2.1.2核电厂防护灾害事件，应达到下述基本目标:保证反应堆冷却剂系统的完整性;b.保证反应堆安全停堆和导出余热;c.避免放射性物质的非控制释放，控制核电厂厂区内放射性水平在容许范围。3.2.1.3人为破坏事件是关系全厂的问题，本准则不作具体考虑，可参考其他有关规定。3.2.2防自然灾害事件3.2.2.1地震核电厂核安全有关的构筑物、系统和部件的设计要考虑安全停堆地震(SSE).安全停堆地震的确定，应遵守HAF0101的规定。核电厂的地震分析及试验，应遵守HAF0102的规定。分析的结果应满足3.2.1.3条中的三项基本目标。安全停堆地震值一般以零周期地面水平加速度表示，垂直加速度值可取水平加速度的三分之二。地面加速度反应谱和楼板反应谱应根据国家规范计算。核安全有关的构筑物设计，以安全停堆地震为依据。对于混凝土底板一类的结构设计，除满足地震条件外，还要考虑不同厂址的土质情况。核安全有关的系统和部件的设计，除考虑安全停堆地震外，还应考虑运行基准地震(OBE),运行基准地震值，通常最小取安全停堆地震值的二分之一，即其零周期地面加速度为安全停堆地震地面加速度值的一半。核安全有关系统和部件的载荷及位移的设计计算，应根据其所在厂房的地面加速度值，并考虑系统和部件在厂房内的位置(标高)确定的楼板反应谱。核安全有关系统和部件设计必须满足的应力准则，运行基准地震比安全停堆地震更严格，因此必须按HAF0102和核安全有关系统和部件的机械设计准则对两种地震进行应力分析。非核安全有关的构筑物，按国家常规的抗震规范设计。核电厂应装设地震测量仪表，用以获取地震有关的特性及地震对构筑物、主要系统和部件影响的数据，以确定核电厂在地震后重新启动前需作的检查。地震测量仪表不作为自动紧急停堆用。在反应堆厂房和燃料厂房底板，及建筑物最有代表性的标高处，应安装地震测量仪表。多机组的核电厂，可以只在一个机组装设地震测量仪表，但报警信号应传送到其他各机组。免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)Gs/T15761一1995核电厂地震测量仪表的设置，应遵守HAF0102的规定，并参照EJ/T761.3.2-2.2洪水核安全有关的构筑物、系统和部件，都必须考虑防御设计基准洪水。设计基准洪水按HAF011。或HAF0111确定。以设计基准洪水确定核岛的士。.00厂区基准平台标高。为了防护比设计基准洪水还大的洪水，必要时可采取临时性的附加措施，如完全封闭低于士。.00厂区基准平台标高的进水通道，对构筑物的进出口进行局部封闭等。名非核安全有关的构筑物、系统和部件，应能防历史上已知的最大洪水或最大潮汐的水位。非核安全有关的构筑物的士。.00厂区基准平台标高，一般与核岛的相同。但从技术经济合理情况考虑，非核安全有关的构筑物的外部地坪可低于核岛的士。.00厂区基准平台标高，但必须使用共同的士0.0。厂区基准平台标高。3.2.2.3恶劣气候条件所有构筑物，对恶劣气候条件影响的设计，应遵守HAF0112和HAF0113的规定。3.2.3防外部人为灾害事件核电厂设计，为了防护外部人为灾害事件，如飞机坠落、工业环境中的爆炸等，首先必须根据厂址环境情况，将每个“靶”对这些灾害作出风险概率评价，为此需要有足够的具有代表性的统计数据。如果不能对“靶’，作出灾害风险概率评价或风险概率大于允许最大概率，则应采取保守措施对所有“靶”给以保护。3.2.3.1风险概率评价计算风险概率评价计算公式如下:尸二尸,x尸:x尸:·················，············⋯⋯(1)式中:尸—一次灾害之后，放射性过量释放概率;P,—灾害发生概率。根据已发生事故的统计分析确定;尸2—安全功能失效概率。如果布置有执行安全功能设施的厂房，设计为能承受灾害的影响，则P2一。，因此P=0。如果布置有执行安全功能设施的厂房，设计为不能承受灾害的影响:a.对于专设安全设施，如果系统不是多重的，或系统是多重的但布置的位置相互太近，则P3=1e如果系统是多重的，且相互布置较分散，则用可靠性技术分析确定;b.对于贮存有放射性物质的设备，则P}二1,尸。—灾害导致放射性物质向核电厂周围环境释放过量放射性的概率。如果定量有困难，则取P3=1。对于燃料贮存池，按贮存时间研究可能释放出的放射性，可得到更精确的可能的释放值(尸，约为。.1)。对于放射性气体和液体废物处理系统，应对潜在的放射性后果进行分析，如果分析证明灾害影响的放射性释放量在允许的范围内，则可取尸3=。。3.2.3.2“靶”的定义核电厂需要保护的“靶”，是指保证完成下述三种安全功能的所有构筑物、系统和部件a.反应堆安全停堆和导出余热;b.乏燃料组件贮存;c.放射性废物处理。3.2.3.3最大概率对上述规定的每种安全功能，核电厂周围环境发生不允许的放射性释放最大概率为:10-6/堆年对上述规定的每种安全功能，按每类灾害取事件发生的最大概率为:免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)Gs/T15761一199510-"/堆年3.2-3.4飞机坠落防飞机坠落应遵守HAF0105和HAF0205的规定。3,2,3.5工业环境和交通运输核电厂周围工业环境和交通运输灾害的分析应遵守HAF0105和HAF0205的规定。3.2-3.6汽轮发电机组可能产生飞射物的防护汽轮发电机组的脆性断裂和超速时可能发生的塑性断裂，会引起高能飞射物的散射。汽轮发电机组唯一的高能飞射物源是低压缸转子和叶片。‘3.2.3.6.1超速塑性断裂从冶金学看，当转子速度超过所能承受的最大速度时，就会发生塑性断裂。但是设计考虑到下述因素，塑性断裂可不考虑:a低压缸转子轴超速200%名义转速时，有很好的性能，b.低压缸转子末级叶片超速150%名义转速时，有很好的性能;c.当叶片脱离时，转子、轴承套、轴承座和有关的固定件可维持线轴的整体性;d.超速保护通道有高度的可靠性;e.蒸汽进汽阀设有监测装置，能及时发现其故障，提高可靠性;f设置汽轮机分级跳闸保护装置，进一步减少汽轮机超速的危险。3.2.3.6.2脆性断裂汽轮发电机组启动和停机过程中产生循环疲劳，可能引起叶轮内部缺陷扩展而断裂。即使考虑到下述因素，仍需考虑脆性断裂发生的可能:a进行制造质量检验(无论在额定转速或超速情况下，应力最大的叶轮中计算的临界缺陷尺寸，远远大于车间检验所允许的最大缺陷);b.缺陷扩展的速度很慢。叶轮可经受105-100次启动及停机过程循环，而实际运行记录一般每年只几十次;。c.定期监测汽轮机超速保护通道。3.2-3-6.3脆性断裂的防护措施a.核安全有关的构筑物、系统和部件，应避免受参考质量为3600kg约为低压转子质量的1/4),初速度92m/s(1500r/min的汽轮机)的任何飞射物的直接撞击;b.对于汽轮发电机轴线与两个反应堆厂房中心连线垂直布置的核电厂，核安全有关的构筑物、系统和部件应在低轨迹飞射物的飞射角度之外，保证不受任何汽轮机组低轨迹飞射物的直接撞击;c.应在规定的角度内(见3.1.4.3)对低轨迹和高轨迹飞射物进行分析，根据分析的结果，确定是否应采取特殊保护措施。33总设计原则核电厂总设计原则，应遵守HAF0211的规定。3.3.1概述3.3.1门从核安全的观点来看，核电厂有以下两个王要因素要考虑:a.核电厂是一个放射性源;b.核电厂产生的放射性对环境释放通常是可控制的，但在偶发事件或事故下，可能会造成不可控制的释放为保证核电厂运行的安全，在核电厂设计和建造阶段，必须采取措施防止发生放射性释放的偶发事件或事故，或在发生事故时减缓其后果，减低放射性的影响。对核电厂设计和建造所采取的措施，必须在核电厂的安全中起作用。核电厂的安全采用纵深防御准则纵深防御准则是对核电厂的放射性采取层层设防的概念，包括三免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)GB/T15761一1995个层次的防护。第一层，核电厂的设计、建造及设备制造的质量，必须保证核电厂正常运行工况，包括正常运行状态和预计瞬态，防止发生故障。第二层，核电厂必须设计安全保护系统，保证核电厂万一出现异常瞬态或故障时，能减少影响，防止异常瞬态或故障发展成事故。第三层，核电厂必须设计专设安全设施，保证核电厂万一出现假想事故时，保证减缓事故的后果，防止放射性物质非控制的向环境释放。3.3.1.2纵深防御准则第一层和第二层是防止事故发生，为此对核电厂的控制和保护系统的设计提出要求:乐保护核电厂正常可靠运行;h异常瞬态或故障时，保证反应堆安全停堆，保证燃料元件包壳和反应堆冷却剂系统的完整性，并排出余热。、第三层是事故保护，为此设置专设安全设施，保证将事故的后果减少到允许的水平。专设安全设施为防止放射性物质的对外释放提供了最终防御。专设安全设施的设计必须满足单一故障准则。3.3.2定义a.事故:导致一道或几道放射性物质屏障破坏，从而引起放射性物质释放的自然或人为的事件。这些事件需要专设安全设施动作(见6.4条事故分析的工况1和N),b.放射性物质屏障:核电厂核燃料与环境之间限制放射性物质释放而设置的边界或密封包壳。这些屏障依次为，燃料包壳、反应堆冷却剂系统压力边界和安全壳。c.专设安全设施:事故发生后，为减缓事故后果而起作用的安全系统。d.单一故障:导致某一部件不能执行其预定安全功能的一种随机故障。由单一随机事件引起的各种继发故障，均视作单一故障的组成部分。e一能动故障:在机械流体系统中，依靠触发、机械运动或动力源等外部输入而完成其预定功能的设备，在接受到动作命令时，拒绝完成其功能的故障。如电动阀不能正确到位，泵不能启动等。f非能动故障:在机械流体系统中，非能动故障是指流体承压边界破坏或影响系统内部流量的机械故障。实际上，非能动故障仅指失水事故后再循环阶段，输送放射性流体的专设安全设施中的泵或阀门密封损坏而造成的泄漏。其限定泄漏率在30min内小于200L/min,S-短期:事故发生后的最初24h。在这段时间内，反应堆自动保护系统动作，各有关系统对事故的响应得到证实，事故类型得到验明，规定出随后长期中应采取的措施和步骤。h长期:事故发生后最初24h以后的时间。在此期间仍需要系统执行安全功能，包括使反应堆处于冷停堆状态的操作，为进入安全壳和检修损坏设备作准备的操作。i.安全停堆:反应堆处于次临界状态，连续排除余热，安全壳密封性得到保证，放射性物质对环境的释放在允许的水平，所需要运行的系统都在正常运行范围工作。3.3.3单一故障准则3.3.3.1说明核电厂系统设计应采取各种措施，使在厂外电源失去的同时发生下列单一故障时，保证反应堆安全停堆和专设安全设施能执行其全部安全功能，即满足单一故障准则。a，机械流体系统短期期间单一能动故障。长期期间单一能动故障或单一非能动故障。b，电气系统不分能动故障和非能动故障，所有故障都认为是能动故障。如果安全功能的实现，要求多个系统动作，则对于每个系统都应采用单一故障准则，并且以保守的单一故障作为设计基准。免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)Gs1T15761一1995设计时应考虑部分系统和设备因计划维修和定期试验而不能投入运行时，应当采用单一故障准则。对下列三种情况，系统和设备的计划维修和定期试验可不应用单一故障准则:在计划维修和定期试验期间，若不要求系统执行其安全功能;能证明另一个系统在此期间保证有足够的功能多重性;能证明系统停用的时间很短，不会降低核电厂的安全水平。3.3.3.2应用单一故障准则的应用，要求系统和设备设计必须有同样功能的多重性，保证安全系统的可利用性。为检修而备用的系统和设备，不能作为单一故障准则的应用。各系统和设备对单一故障准则的应用，在设计中都应加以说明。3.3.4单一故障准则应用的附加措施单一故障准则是核电厂安全有关系统防随机事件的决定性准则。为保证单一故障准则的实施，核电厂设计时应采取一些附加措施，减少与共模故障有关的风险。这些附加措施包括如下:防灾害事件;多重系列和设备用空间或实体隔离;电源和供电的独立性。3.3.4.1多重系列和设备用空间或实体隔离一般核安全有关的多重系列和设备设计布置时，应遵守如下规定之一:a，核电厂内多重系列和设备的布置，在空间上应相互分散;b，利用实体屏障(墙或地板)将多重系列和设备相互隔离;c.采取措施防止事故从一个系列和设备波及到另一个系列和设备，如防止管道甩击和水力学效应。上述一般规定应用于同一安全功能的多重系列和设备或不同安全功能的系统和设备之间。3.3.4.2电源和供电的独立性核电厂事故期间所需的供电系统，设计应遵守单一故障准则。a.电源各路电源相互独立且有备用电源，包括两路分别从主电网来的厂外电源和两路100%柴油发电机组供电的厂内备用电源。b.供电供电系统由两个相同的序列组成，两个序列各自独立。正常运行时由厂外一路电源供电，另一路电源备用。在主电网发生故障，即厂外两路电源全部失去时，由厂内电源作应急供电。厂内应急电源由柴油发电机组供电，两路100%负荷的柴油发电机组分别与确定的序列连接。与多重机械设备连接的电气设备由多重的序列供电。3.3.5总设计考虑的特殊工况6.4.2条给出的核电厂工况，对核电厂系统和设备设计起主导作用。此外设计还应考虑一些特殊的工况。3.3.5.1为了应付在1况I和工况I时所用的多重系列也完全失效应采用一些特殊措施。其中重要的如下:。.在工况I时，紧急停堆系统拒动故障(如控制棒卡住不下落)由多样化的继电器线路启动蒸汽发生器辅助给水系统，可限制反应堆冷却剂系统的压力增加b核辅助设备完全失去供电用两个反应堆机组共用的反应堆冷却剂系统的试验水泵，确保对反应堆冷却剂泵的轴密封作应急注人防止反应堆冷却剂通过轴密封向外泄漏。试验水泵是由每个反应堆机组都装备的专用汽轮发电机组供电。专用汽轮发电机组由主蒸汽系统总管供汽。当任一6.0kV应急配电盘失电时，专用汽轮发免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)cs/T15761一1995电机组启动。给核辅助设备恢复供电，应在可用的贮存水箱排空之前完成。恢复供电的正常手段根据情况可以是恢复电网本身;启动原先故障的一台柴油发电机组，或修复其中一个应急配电盘。如在要求限定的时间内不能使用上述手段中之一恢复供电，则可根据核电厂运行经济性考虑，设置厂区唯一的附加电源保证给核辅助设备恢复供电。c.安全厂用水系统完全失效控制室发出报警信号，使操纵员能鉴别是冷却水源全部或部分失去，还是换热设备故障。此外还有临时连接设施，可保证最终给蒸汽发生器辅助给水系统的水箱恢复供水。恢复供水来源可根据核电厂每个厂区内备用水的储备情况确定。d.蒸汽发生器给水(主给水和辅助给水)系统完全失效控制室操纵员有必要的信息和报瞥信号，鉴别这类事故，并可依靠核电厂已设置的系统及布置加以补救。为了分析上述特殊工况和设计上述的特殊措施，采用了一些特殊的假设。对这些特殊工况采用的规则也与其他工况的不同。其特点是不采用6.4条苛刻的常用事故分析原则和对于表示核电厂状态特点的参数采用现实性假设(见6.5条)。为了上述特殊工况所采用的设备，不必遵守安全有关设备的所有设计准则。3.3-5.2为了改善失水事故后长期排出反应堆余热功能的可靠性，在低压安全注射系统和安全壳喷淋系统设计有一些接头，可安装接管，使安全壳喷淋系统的泵可以作为低压安注泵的备用泵。保证反应堆堆芯和地坑水的冷却。此时安全壳喷淋功能可不必保证。3.3-5.3最后要分析蒸汽管道与蒸汽发生器一根或JL根传热管，同时发生断裂的后果。这类事故不要求使用特殊的设备。使用设计中考虑到的设备和适当的操作程序，在短期内可确保反应堆堆芯的安全，在长期内可确保在厂区放射性排放物达到超过剂量标准之前，消除蒸汽发生器一次侧向二次侧的泄漏。3.3.6防止发生反应堆堆芯损坏状态在对反应堆堆芯的各种冷却状态进行分析之后，制定了一类操作规程。在不可能应用按事件进行操作的规程时，为了防止反应堆堆芯发生损坏状态，这类规程将依据对这些状态下的代表性物理参数测量，相应采用最合适的操作。这类规程依据核蒸汽供给系统冷却的状态进行操作。在使用这类规程时，操纵员的行动并不在于重新建立以前的状态，而是根据核蒸汽供给系统的物理状态，以及可用于冷却反应堆堆芯的各种手段进行操作。在使用这类规程时，操纵员的行动依据是对这些物理状态代表参数的测量值，其中重要的参数是反应堆堆芯出口的水温与相应饱和温度的偏差值(欠热度)。在应急堆芯冷却系统和安全壳喷淋系统一般应设计有接管，在应急堆芯冷却系统和安全壳喷淋系统的泵全部失效时，可接入可移动式的临时水泵，冷却反应堆堆芯。3.3.7总设计考虑的极端工况核电厂总设计对核电厂的工况t一N和特殊工况所采取的措施，使核电厂具有足够的安全水平。但是，按照纵深防御准则，通过对可能导致反应堆堆芯损坏的事件进行分析，完善安全措施，也是很必要的。采取这些相应安全措施的目的是把这些事件的后果限制在与使用应急计划相适应的程度。对极端工况的分析是采用6.6条现实性假设，并假设3.3.6条的操作规程执行失效，会导致燃料元件损坏，进而导致反应堆堆芯熔化，其后果将由放射性裂变产物第三道屏障对放射性物质的密封作用来限制。可采取两个操作规程来加强安全壳的密封作用。3.3.7.1监测和处理规程采用安全壳密封异常损坏的监测和处理规程，从而加强安全壳的密封作用。这一规程的目的是用来在发生燃料元件和反应堆冷却剂系统破损之后，对安全壳的密封作用进行免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)GB/T15761一1995监测，并在必要时给以修复。该规程是使用已有的设备。应利用辐射防护监测系统的固定通道进行自动监测和自动动作，限制事故后的放射性物质的迁移，确定安全壳密封可能损坏的起因，以便采取必要的行动。为修复安全壳密封而采取的措施可包括:a对安全壳贯穿件进行隔离，或核实已经隔离;b.修复经探测发现已受损的安全壳贯穿件，或对其有关房间的大气进行封闭或过滤;c把泄漏到安全壳外的反应堆冷却剂废液，再打回到安全壳内。3.3-7.2安全壳内部大气降压和过滤在燃料元件出现严重破损并可能导致堆芯熔化之后，安全壳的内部压力可能会逐渐升高，因此设计时可考虑适当的规程能使安全壳内部压力保持在一适当的数值，从而保持安全壳的完整性。为此目的设置的降压和过滤装置可以是手动的，两个反应堆机组共用。4核电厂主要系统设计原则4.，构成放射性裂变产物密封屏障的系统4.1门燃料系统和反应堆堆芯4.1.，.1系统的组成4.1.1.1.1燃料系统燃料系统由燃料组件和相关组件构成。燃料组件包括骨架结构和含有裂变材料的燃料棒。骨架结构，包括上、下管座导向管(其内插入相关组件)、测量管和沿燃料组件高度方向分散排列的若干个定位格架。相关组件有下述几种:a.控制棒组件，用于反应堆的反应性调节和停堆;b.可燃毒物组件;c.中子源组件或中子源—毒物混合组件;d.阻力塞组件。4.1.1.1.2反应堆堆芯反应堆堆芯包括:a.料系统;b.控制棒驱动机构;c.慢化剂和冷却剂，也是反应性控制用中子吸收体的溶剂;d.堆内构件，它使整个堆芯保持预定的几何形状;e.中子测量探测器和热工水力测量传感器。4.1门.2系统的功能4.1.1.2.1安全功能堆芯完成下述安全功能:a.排出燃料产生的热I，保持反应堆堆芯的几何形状，维持反应堆堆芯的冷却;b控制堆芯的反应性，并在任何情况下停闭反应堆;c.将放射性物质，特别是裂变产物，封闭在第一道实体屏障内。4.1.1.2.2其他功能正常运行时，完成下述两个功能:a，产生热量;b.将反应堆冷却剂系统的放射性腐蚀产物和活化产物的量减到最低程度。4.1.1.3设计准则免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)GB/T15761一1995燃料系统和反应堆堆芯设计，应遵守HAF0214的规定，并参照EJ/T323,EJ/T324,EJ/T318,EJ/T319,EJ/T321及EJ/T320,4.，.，，3.1设计状态研究分析燃料性能的设计状态分为两种。a.运行时的状态6.4.2条给出了设计考虑的核电厂的工况。6.2条设备状态也同样适合于燃料系统和反应堆堆芯的设计。对6,4条各种核电厂工况进行的瞬态分析和事故分析，可以确保核蒸汽供给系统的设计与燃料的设计相适应。b.非运行时的特殊状态此状态是指燃料处于核蒸汽供应系统之外的情况。应考虑下述三种特殊状态:新燃料或乏燃料的运输;装、卸料，，新燃料或乏燃料在反应堆换料水池或燃料厂房水池中贮存‘4.1.1.3.2设计原则a.对核电厂工况I和工况皿保持堆芯的几何形状，能以额定的速率排出堆芯释放的热量。保持控制反应性，特别是停闭反应堆并最终使其达到次临界状态的能力。保证燃料组件的完整性。核蒸汽供给系统机械结构部件的设计，主要根据核电厂各种工况下压力和温度参数的变化。燃料系统对于压力变化敏感性较低，起决定作用的参数是燃料整个有效寿期内功率和温度的变化，这些参数的变化可从核电厂工况I和工况I推断出，并且与核蒸汽供给系统设计所考虑的事件是一致的。b.对核电厂工况1保持反应堆堆芯的几何形状，以排出反应堆堆芯的热量，特别是应保证安全注射的有效性。保持控制棒组件依靠自身重力插人堆芯的能力。，，能使反应堆停堆，只出现少量的燃料棒损伤，但这种损伤可能造成在事故原因排除之后，禁止反应堆立即恢复正常运行。对燃料棒规定在小破口失水事故下的一些特殊要求。c.对核电厂工况N保持堆芯的几何形状，以排出反应堆堆芯的热量，特别是保证安全注射的有效性保持控制棒组件依靠自身重力插人堆芯的能力。尽管燃料棒出现损伤，也可能出现严重破坏，但不应发生由于燃料芯块爆裂的氧化物粉末扩散而引起严重的冲击波，并应能使反应堆进人安全停堆状态。4.1.1.3.3核设计a反应性控制反应性控制要求如下:多样性应能在各种正常运行工况下，使用两种不同的手段控制堆芯反应性，使之启动、提升功率、维持临界和停堆。一种手段由控制棒组件完成，另一种手段通过反应堆冷却剂中可溶毒物的浓度变化实现。第二种手段本身也是多样化的。反应性系数在各种功率水平下运行时，应具有负反应性系数，使反应堆具有固有的稳定性(未考虑氛对轴向功率不平衡的影响)。除换料后反应堆再启动时零功率中子物理试验外，多普勒系数为负值和慢化剂温度12免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)GB/T15761一1995系数为负值或零，就可满足这一要求。各项反应性系数的最小限值和最大限值是各种参数的函数，如功率水平，燃料初始富集度，燃耗等。分析核电厂各种工况时所采用的反应性系数的包络值，应通过适当的研究加以证实。反应性变化为了避免出现失控的超临界事故，反应性变化应符合以下两项要求:限制由于控制棒组件的提升或反应堆冷却剂中硼的稀释所产生的最大反应性增加速率;应规定正常运行时控制棒组件的最大插入量，以便出现弹棒情况下限制控制棒组件价值，并符合负反应性余量准则。负反应性余量在正常运行工况下，不论反应堆堆芯处于什么状态，包括反应堆堆芯具有最大正反应性时，采用全部反应性控制手段，应能在核电厂各种工况下，甚至在假定最大价值一束控制棒组件不能插入反应堆堆芯时，也能使反应堆返回次临界。在次临界状态下的这一负反应性余量，应与初步设计时所作的假定相适应。紧急停堆紧急停堆时控制棒组件落入反应堆堆芯应足够快，以保证符合核电厂各种工况的有关准则(见6.4条)。控制棒组件的落棒时间应小于核电厂工况分析中所采用的时间。反应堆装料当然料装人堆芯和每次换料或停堆维修操作时，反应堆冷却剂应有足够的硼浓度，以保证在硼酸失控稀释情况下仍能保护堆芯。因此规定在全部控制棒组件插入时，有效增值系数K,。应小于。.95,b.功率分布控制燃料管理和反应堆控制方式，不应超过下述限值:在核电厂工况工时，在每一个堆芯高度坐标Z上，随坐标而变的最大线功率密度，不应超过同一坐标Z上为遵守失水事故的有关准则而要求的数值;在核电厂工况皿时，应避免出现反应堆堆芯熔化。反应堆堆芯熔化对应的标准燃料棒的线功率密度约为700W/cm。为保证有足够的余量，其最大线功率密度不应超过590W/cmec.核电厂工况分析中的有关要求控制反应性的电气机械装置的误动作。用以调节温度或补偿功率变化的一束(或一组)控制棒组件的误动作，会对堆芯中的反应性及功率的分布产生扰动。因此应根据控制棒组件控制装置的结构和操作控制棒组件所用的技术，对可能产生误动作的各种情况进行分析。为计算反应性和功率分布所考虑的测量误差，应与测量所用的仪表系统的性能一致，并应在事故分析中考虑这些误差。满足“单组控制棒弹出”事故的特定验收准则(见6.4.2条)。防止装料错误。对这一类假想事故(见6.4.2条)设计应证明，装料错误可用有效的仪器探测到，并能纠正;或者装料错误不能探测到，但对安全和运行方式的影响可以忽略不计。4.1.1.3.4热工水力设计临界热流密度—偏离泡核沸腾对于核电厂工况I和工况I，未达到临界热流密度的概率，至少应等于95，并具有95%的可信度。为了遵守这一准则，DNB比(O店界热流密度对实际热流密度之比)的最小值应大于某一预定值，这一预定值取决于计算所用的数学关系式。自动测量通道应相应地对反应堆进行保护。b.堆芯内的热工水力设计流量从保守的观点出发，堆芯中的热工水力设计流量，即实际用于冷却燃料棒的流过堆芯的假设流量，应低于最有可能的值。应特别注意流经燃料组件导向管的分流量和各种旁通流量认为对排出燃料棒产生的热量无贡献。c.反应堆堆芯内的水力稳定性免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)GB/T15761一1995核电厂工况I和工况I，不应引起堆芯内水力动态不稳定。d，堆芯应急冷却在各种失水事故情况下应遵守6.4.5条中给出的准则。4.1.1.3.5燃料系统的机械设计a.燃料组件的功能要求保持反应堆冷却剂流量的流道，足以排出燃料所产生的热量。使控制棒的落棒时间，同事故分析相适应。构成反应堆冷却剂与燃料和裂变产物隔离的密封屏障。保证燃料组件之间，燃料组件与其相关组件之间，燃料组件与堆内构件之间的相容性。b，应考虑的现象和对应的特殊设计依据这些现象和依据在压水堆核电厂燃料组件设计和建造规则中提出。c.应考虑的载荷应考虑下述核电厂工况确定的载荷;核电厂工况工;-核电厂工况I,这种工况会在紧急停堆时，由于控制棒组件落棒而产生载荷;核电厂工况顶和工况N，在这种工况下存在着安全停堆地震产生的载荷与失水事故引起的载荷的组合，现场的装卸和运输。4.1.1.3.6测量和控制监测堆芯物理参数所使用的测量仪表，应同时能够满足以下要求:以手动方式或自动方式使反应堆正确运行;_一_无论核电厂处于何种工况，可通过保护系统以自动方式控制反应堆紧急停堆，或手动实现反应堆紧急停堆;可启动专设安全设施;不能直接进行测量的堆芯主要物理参数(如燃料温度，线功率密度)，应根据正式论证的解析关系式或实验关系式设计和制造测量仪表。a.中子测量仪表设置两组有效的探测器，一组装在堆芯内，另一组装在堆芯外。这些探测器可从反应堆装料开始起监测反应堆运行时的堆芯情况，并可监测堆芯功率分布和燃料组件的辐照情况。这些探测器还可以判断可能的装料错误和运行时的异常现象。b.热工水力测量仪表热工水力测量仪表应包括下列参数的测量:反应堆堆芯出口反应堆冷却剂的温度测量;用于确定反应堆冷却剂平均温度和温差的温度测量;稳压器的压力和液位测量;反应堆冷却剂流量测量;与反应堆保护有关的二回路系统的参数测量。c反应性控制信息对反应性控制，除上述测量仪表提供的信息外，还要求控制棒位置和反应堆冷却剂中可溶毒物浓度的补充信息。d.其他有关的测量和控制。4.1.1.3.7未投入现场使用，即在核蒸汽供给系统之外时，燃料特性的有关准则燃料在不使用时，要进行下述工作:免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)Gs/T15761一1995新燃料或乏燃料的运输;反应堆装料时或反应堆卸料时的装卸;新燃料或乏燃料的贮存。燃料(包括燃料组件形式)设计应能承受由于运输或RN1lm作可能产生的轴向或横向加速度。4.1.1.3.8安全分级燃料组件不进行安全分级。但是根据燃料组件所完成的I1;1.功能，要求燃料组件进行抗震计算和执行质量保证程序。4.1.1.4试验—运行监测4.1.1.4.1运行前试验a.模型试验和原型试验对于燃料的试验，要从模型试验一直进行到反应堆中有代丧性的全尺寸试验，以验证计算机程序和检验燃料在反应堆中的良好性能。试验应针对辐照影响、机械性能、中子物理性能和热工水力特性。根据试验结果，可以逐渐扩大使用范围，如燃料管理和#h耗.反应堆的运行和控制方式。b.装卸料试验应采用假燃料组件进行燃料的装卸试验。c.堆芯物理试验堆芯物理试验用以实现堆芯的首次临界，检验与设计FUI汁结果的一致性，并使反应堆达到额定功率。通过物理试验，确信反应堆可按照设计参数，在各种预定的运行方式和控制方式下运行，并具有要求的安全性。物理试验应起如下作用:检验与设计的一致性;检验安全分析中某些假设的保守程度，特别是控制棒组件的落棒时间;检验某些计算的有效性;标定相应的测量仪表;验证有关堆芯物理操作规程的有效性。对成对机组核电厂中相同的反应堆，可只对第一个投产的反应堆启动时，全面执行相应的试验程序，而对此后的反应堆只进行必要的试验，以确认与第一个投产堆芯特性的一致性。4.1.1.4.2运行监测a.堆芯物理测量仪表这些测量仪表，应能完成反应堆运行时的参数监测，并能进行定期试验。b.影响燃料棒密封性缺陷的监测反应堆运行时，应对反应堆冷却剂的放射性活度进行侧Ift，以发现影响燃料棒密封性的缺陷，并能监测这种缺陷的变化过程4.1.2反应堆冷却剂系统反应堆冷却剂系统是将核燃料产生的热量，通过蒸汽发生8h一次侧传递到二次侧。反应堆冷却剂系统压力边界构成放射性裂变产物的第二道实体屏障。4门.2门系统的组成4.1.2门门反应堆冷却剂系统主要部件a.反应堆压力容器及其上封头部件;b.蒸汽发生器的反应堆冷却剂侧;c.反应堆冷却剂泵壳体及第一级轴密封部件;d.稳压器，包括安全阀及其与稳压器连接的管道，稳压器与反应堆冷却剂系统环路管道连接的波免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)Gs/T15761一1995动管道;e.反应堆冷却剂系统环路管道，包括反应堆压力容器和蒸汽发生器之间的热段、蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵之间的过渡段和反应堆冷却剂泵和反应堆压力容器之间的冷段;f接在蒸汽发生器进、出口和反应堆冷却剂泵进、出口的反应堆冷却剂系统环路管道之间，用于测量每条环路温度的旁路管;B.控制棒组件驱动机构的承压壳体;h.反应堆冷却剂系统环路管道与其辅助系统连接的支管，从反应堆冷却剂环路接管直到并包括第二只隔离阀。4.1.2.1.2反应堆冷却剂系统其他部件a.反应堆压力容器泄漏密封系统;b反应堆冷却剂泵第二级和第三级轴密封;c稳压器卸压系统，包括安全阀后的卸压管道和卸压箱。反应堆冷却剂系统，由两条环路组成。整个系统都布置在安全壳内。系统的主要部件都布置在防飞射物的屏蔽隔间内。4.1.2.2系统的功能a.冷却反应堆堆芯和导出热量反应堆冷却剂系统带出反应堆堆芯产生的热量，通过蒸汽发生器传热管传给二次侧，使二次侧产生蒸汽送往汽轮机。一、-b.协助控制反应堆的反应性一‘;反应堆冷却剂系统内的除盐除氧水，除作为反应堆的冷却剂外，还用作中子慢化剂和反射层，以及控制反应堆反应性用的硼酸的溶剂。c.承压边界构成放射性裂变产物的第二道实体屏障.d.压力控制正常运行时，反应堆冷却剂系统在反应堆压力容器出口处的压力应高于反应堆堆芯出口处反应堆冷却剂温度对应的饱和压力，防止发生沸腾。压力的控制由稳压器完成。稳压器通过波动管连接到反应堆冷却剂系统一个环路的热段。4.1.2.3系统设计准则几一反应堆冷却剂系统设计应遵守HAF0213的规定，并参照EJ/T325,EJ/T334,EJ/T335,EJ/T336,EJ/T339.4.1.2.3门导出热能a.反应堆堆芯、有关的反应堆冷却剂系统及反应堆控制和保护系统，设计都应留有足够的裕量，确保核电厂工况工和工况I下，燃料元件不超过规定允许的设计限值，反应堆冷却剂系统不超过设计压力和设计温度。b.应设置测量系统，监测核电厂各种工况的参数。应提供控制系统，使核电厂的运行参数保持在规定的范围。c.反应堆冷却剂系统的布置，应确保环路有足够的自然循环能力，使得在失水事故后或热停堆状态运行期间，通过自然循环也能导出余热。d.反应堆冷却剂泵机组，应具有足够的惯性，以便在电源中断时，靠泵机组惯性提供的反应堆冷却剂流量，确保燃料包壳的完整性。4.1.2.3.2系统的隔离在与反应堆冷却剂系统环路相连接的辅助系统管道发生破裂时，如果由高度可靠的阀门自动快速完成隔离和完成隔离前反应堆冷却剂的泄漏量很少，则认为隔离是安全的。在反应堆冷却剂系统处于压力下的常闭阀门，不必强制要求自动动作。16免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)GB/T15761一1995除安全阀外，要求采用两个隔离阀串联。下述两种情况例外:a.化学和容积控制系统下泄管路的隔离下泄孔板下游管路发生破裂时，下泄管路不自动隔离。自动隔离会导致反应堆冷却剂系统超压。在核辅助厂房放射性污染扩大之前，可有充分的信息使操纵员手动隔离下泄管路。b.余热排出系统泵吸入管路的隔离余热排出系统的隔离阀不接受自动关闭信号。在余热排出系统正常运行时，引起阀门关闭的自控线路误动作会使系统隔离，这将导致余热排出功能的丧失，而使反应堆堆芯冷却剂沸腾。在余热排出系统管道发生破裂时，操纵员可有充分时间手动启动安全注射。4.1.2.3.3系统超压保护反应堆冷却剂系统必须提供超压保护。稳压器上的安全阀应满足所有超压保护要求。这种保护可采用三组先导式安全阀保证。每组串联两个结构完全相同的阀门，第一个为“安全阀”，正常运行时常关，后一个为“隔离阀”正常运行时常升。每组阀门都安装在与稳压器汽相连接的支管上。超压排汽均排到稳压器卸压箱。安全阀的容量和型式的选择应符合有关的规范。在反应堆冷却剂系统与余热排出系统不连通的各种运行状态下，上述超压保护起作用。当反应堆冷却剂系统与余热排出系统连通时，反应堆冷却剂系统处于单相水密实体状态下的超压保护，由余热排出系统的安全阀保证。安全阀的泄漏由安装在稳压器与卸压箱的连接管路上的温度测量探测，测量信号送到控制室。4.1.2.34泄漏探测反应堆冷却剂系统泄漏探测系统的设计，可参照EJ/T668,a.反应堆冷却剂系统的泄漏探测装置，应能迅速测出反应堆冷却剂的任何泄漏。b.反应堆冷却剂系统的泄漏可分为可定量的泄漏和不可定量的泄漏两类.可定量的泄漏是在正常运行期间预计到可能会出现，并可进行收集和测量的泄漏。可定量的泄漏可收集或直接引到一个确定的容器，并能测量出流向该容器的全部流量，而不会泄漏到安全壳内空气中，如反应堆冷却剂泵第二级和第三级轴密封，稳压器安全阀和卸压阀，反应堆压力容器第一级密封，阀门杆填料函密封等的泄漏。反应堆冷却剂泵第一级轴密封的引漏，由化学和容积控制系统进行收集，并再注入到反应堆冷却剂系统，因此不属于可定量的泄漏。除上述泄漏外，其他的泄漏都属不可定量的泄漏。不可定量的泄漏是没有确定的位置，或可确定位置但不能确定泄漏量。不可定量的泄漏是释放到安全壳内空气中而不能收集的泄漏。这种泄漏只能从泄漏处呈现出的硼酸晶体、蒸汽的射流或水滴来探测。c不可定量的泄漏应与可定量的泄漏的收集和探测分开进行。d.不可定量的泄漏可利用下述系统进行探测:安全壳排水地坑流量和水位的监测;安全壳内空气冷却器的凝结水流量的监测;安全壳内放射性气体浓度的监测;设备冷却水系统和蒸汽发生器排污系统中的放射性监测。e.化学和容积控制系统容积的不平衡，可作为监督和测量反应堆冷却剂系统泄漏的手段。f.在核电厂主控制室应显示泄漏探测和测量的信号指示B.应能检查泄漏探测和测量系统的正常运行情况。系统的准确性和精度，应能进行校正和定期标定。h.用于事故后安全壳空气环境的放射性测量应采用冗余设置，测量设备应在地震和事故后条件17免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)GB/T15761一1995下进行鉴定。4.1.2.3.5运行性能反应堆冷却剂系统的设备，应满足规定承受的瞬态，特别是有关载荷的规定(见6.3条)。4.1.2.3.6核安全分级属于反应堆冷却剂系统压力边界的所有部件都为核安全I级。4.1.2.3.7防灾害事件反应堆冷却剂系统对高能管道破裂和中能管道破裂应采取下述防护措施:主要部件实体隔离，采用防护屏障，设置防管道甩击的约束件和屏蔽体。，反应堆冷却剂系统安全有关的部件，应对火灾、水淹和内部飞射物进行防护。反应堆冷却剂系统的设计，应能承受运行基准地震和核电厂工况I及工况赶组合的总载荷作用，且不会发生核电厂工况皿事故的损伤。在安全停堆地震和核电广工况N(失水事故或二回路管道断裂)组合的总载荷作用下，不会造成其他部件的破裂或核电厂工况N事故的损伤。4.1.2.3.8材料选择一、·-反应堆冷却剂系统所用的材料，尤其是反应堆压力容器，受到高中子通量辐照，特别是快中子的辐照，这些材料的选择应遵守HAF0213的规定，并参照EJ/T322,4.，.2.3.9特殊规定反应堆冷却剂系统下述设备有特殊规定。a.稳压器卸压箱稳压器卸压箱的容积和存水体积，应确保核电厂工况工和工况I下，蒸汽或水不会逸出到安全壳空间。稳压器卸压箱应设置高温、高压和高、低水位报警信号石稳压器卸压箱应采用安全爆破隔膜进行超压保护价爆破隔膜的选择应与稳压器安全阀总的卸压能力相适应，其卸压能力至少等于稳压器安全阀的总卸压能力..b.反应堆冷却剂泵反应堆冷却剂系统及其保护系统的设计，应保证在一台反应堆冷却剂泵转子突然卡住时，不会导致反应堆冷却剂系统承压边界的损坏。c.反应堆冷却剂系统管道反应堆冷却剂系统管道设计应保证满足下列要求:反应堆冷却剂系统环路管道的破裂不会导致二回路给水管、蒸汽管和蒸汽发生器排污管的破坏;反应堆冷却剂系统一条环路管道或辅助管道的破裂，不会导致另外环路管道或辅助管道的破坏，也不会导致同一环路上的其他管段或辅助管道的破坏;相应于某一事故等级的反应堆冷却剂系统管道的破裂，不会引起更高事故等级的其他管道的破裂。4.1.2.4系统的试验和运行监测核电厂机组投入商业运行之前，应进行预运行试验和首次启动试验，证实反应堆冷却剂系统设计和建造的性能。应根据反应堆冷却剂系统的运行状态，运行技术规格书规定核电厂机组的各种运行限值。反应堆冷却剂系统的设计和布置，包括保温设计，应能便于接近反应堆冷却剂系统承压边界，并进行在役检查和定期检查。反应堆正常运行期间，应对反应堆冷却剂进行典型取样，进行化学分析和放射性剂量测量。在事故后状态下，应可在反应堆冷却剂管路上，或再循环管路上，对反应堆冷却剂取样。应能监测反应堆冷却剂中的放射性变化+i9免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)GB/T15761一1995应根据规定对反应堆冷却剂系统进行水压试验及以后的重复试验。稳压器卸压箱和卸压管路应进行水压试验。稳压器卸压箱试验应在设计压力再加。.6MPa压力下进行，并规定定期进行重复试验。蒸汽卸压管道应在1.5倍设计压力下进行试验。4.1.3安全壳屏障安全壳及安全壳隔离系统，构成放射性裂变产物的第三道实体屏障.即安全壳屏障。安全壳屏障应确保在核电厂工况I一N下造成的最大峰值温度和压力条件下具有完整性和规定的密封性。4.13.1安全壳屏障的组成4.1.3.，1安全壳安全壳是内部有钢衬里的预应力混凝土构筑物。4.1.3.1.2安全壳延伸部分的管道，主要是:a安装在安全壳内的二回路管道，包括主蒸汽管道、主给水与辅助给水管道和蒸汽发生器排污和取样管道。这部分二回路管道是布置在蒸汽发生器和安全壳的贯穿件之间，一端与蒸汽发生器壳体相接。b蒸汽发生器的管板和管束。c.安全壳内外形成封闭系统的仪表管路。它们把安全壳内的传感器和安全壳外的变送器连接起来。典型的是安全壳压力测量管路。4.1.3.1.3安全壳隔离系统安全壳隔离系统，包括所有安全壳隔离装置，以及这些隔离装置之间的连接管道和安全壳贯穿件。贯穿安全壳，而不构成安全壳延伸部分的管道，但具有安全壳隔离装置的工艺系统是与反应堆冷却剂系统相连接的系统、与安全壳内空间相通的系统和在安全壳内封闭的系统。.符合下述情况的系统，定义为安全壳内封闭系统:a.既不与反应堆冷却剂系统相连，也不与安全壳内空间相通;b.能防护要求安全壳隔离的事故引起的飞射物、管道甩击和水力学效应;c.至少为核安全2级和抗震I类;d.至少能承受与安全壳设计温度相等的温度;e.至少能承受与安全壳试验压力相等的外压;f.能承受失水事故所造成的瞬态和事故后的环境条件;9.在系统隔离时，对其内部液体或气体的膨胀引起的超压有保护措施。如上述条件中任何一条不能满足，则认为该系统是与安全壳内空间相通。4.1.3.2安全壳屏障的功能a.安全壳屏障在失水事故时，能防止放射性物质对环境的非控制的释放。b.正常运行时起密封作用。c核电厂在任何工况下对现场人员提供辐射防护。d.保护反应堆冷却剂系统免受外部灾害事件的影响。4.1.3.3设计准则安全壳屏障的设计，应遵守HAF0212的规定，并参照EJ/T329.安全壳屏障的设计，应能承受下述原因造成的机械应力和热应力:安全壳内反应堆冷却剂系统或二回路系统管道突然双端断裂，专设安全设施投入运行的事故状态。其包括了所有其他管道断裂的后果;外部灾害事件。4.1.3.3.1核安全分级安全壳屏障为核安全2级。19免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)GB/T15761一19954.1.3.3.2密封性a对大气的密封性安全壳屏障部件的设计密封性，应确保在失水事故时，泄漏率不超过下述规定值。在包容性失水事故情况下，24h内总的最大泄漏率不超过安全壳内空间气体总质量的。.3%。计算时取值如下:压力取设计压力(绝对);最高温度取空气和蒸汽均匀混合物为设计温度，局部或瞬时为不均匀性造成的温度峰值。电气贯穿件的设计，应能承受核电厂所有工况，而不损害机械及电气性能。在制造厂试验时，用干氦气，在规定的压力和环境温度下，不超过最大允许气体泄漏率。电气贯穿件的设计，参照GB/T13538,b.防地下水污染的密封性安全壳的设计应能保护地下水不受放射性物质或化学品事故渗漏的污染。4.1.3.3.3安全壳隔离装置_、-安全壳隔离装置是指贯穿安全壳并与反应堆冷却剂系统相连的管路、或与安全壳内空气相通的管路、或安全壳内为封闭系统的管路中的隔离阀。安全壳隔离装置设计应参照EJ/T331,安全壳隔离装置应按下列准则之一设置:a.安全壳内、外各一只常关锁闭隔离阀;b.安全壳内一只自动隔离阀，安全壳外一只常关锁闭隔离阀;c安全壳内一只常关锁闭隔离阀，安全壳外一只自动隔离阀;d安全壳内和外各一只自动隔离阀;e.事故后要求隔离，但不可能在安全壳内操作时，应在安全壳外设两只串联的自动隔离阀;f如果为了改进系统运行的可靠性，可在安全壳外只设一只自动隔离阀，但应符合下列各条件:系统在安全壳外是封闭的;‘-符合能动部件单一故障准则;系统本身是专设安全设施;安全壳贯穿件至和包括安全壳隔离阀之间的管道，封闭在密封的隔间内。S.安全壳内封闭系统，在安全壳外设一只隔离阀，可以是自动隔离阀、常关锁闭隔离阀或远距离操作隔离阀;h.安全壳内和外都封闭的测量管路，可不设隔离阀。安全壳外设置的隔离阀，应尽可能靠近安全壳，自动隔离阀应为失效安全位置。简单的止回阀不能作安全壳外的自动隔离阀用。4.1.3.3.4设计温度和设计压力安全壳屏障设计温度和压力规定如下:设计温度规定为包容性事故所达到的最高温度;设计压力规定为包容性事故所达到的最高压力。在初步设计阶段，设计压力是根据计算得到的最大压力，加上适当的裕度确定。对于新设计与标准设计有明显区别的或已知用于设计压力计算的参数值不够精确时，一般在初步设计开始时设计压力按下式确定:P设计闰=P计到.)+0.1(p计算一尸大气)·······，···。·········⋯⋯(2)此后设计可以适当修正，但修正所得到的最大压力，不得超过上述设计压力。最终设计压力应满足下式:20免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)Gs/T15761一1995PRit<.7)pitsc.>············.········⋯⋯(3)安全壳屏障设计，应能承受安全壳喷淋系统误动作造成的内部负压。一般设计取负压值为25kPa.4.1.3.3.5重力载荷和气候条件安全壳屏障，应能承受永久性重力载荷(包括构件自重和结构所支承的设备重量)，临时性重力载荷，以及正常或极端气候条件所造成的温度和压力变化载荷，并应在这些载荷的作用下保持规定的密封性。4.1.3.3.6其他载荷a.管道破裂安全壳屏障的设计，应对管道破裂造成的甩击和其他水力学效应采取防护，适当的防护措施包括防管道甩击的约束件和实体隔离。安全壳屏障设计，还应能承受蒸汽管道破裂时，引起的蒸汽喷射流的冲击。b.设备引起的载荷在正常运行工况下，安全壳屏障应能承受设备振动和膨胀等引起的载荷作用下，保持密封性在规定范围内，并保持机械完整性。在反应堆冷却剂系统管道破裂事故时，安全壳屏障仍应保持密封性。c.内部飞射物应采用混凝土墙或屏蔽防御下列内部飞射物对安全壳屏障的影响:控制棒驱动机构上部的排气孔塞，控制棒组件及其连接机构;稳压器卸压阀和安全阀的阀盖和阀杆;测温探测器和测压接管的接头;稳压器的加热元件。4.1.3.3.7外部灾害事件安全壳屏障的设计应能承受下列外部灾害事件所引起的载荷，且保持机械完整性:a.安全停堆地震;b.飞机坠落;c洪水。根据核电厂周围工业环境情况，可能造成风险的性质和程度，考虑外部的爆炸和火灾的危险。在运行基准地震所产生的地震载荷作用下，安全壳屏障仍应保持规定的密封性。4.1.3.3.8可接近性安全壳内部设备的布置，以及人员闸门和设备闸门的设计，应考虑设备运出进行维修。设备闸门应能使大型设备有可能从安全壳内运出，包括蒸汽发生器的更换。4.1.3.3.9禁用或严格限制使用的材料安全壳制造、安装和运行期间，不能在安全壳内使用汞、稼和在环境温度下为液态的合金，以防止危害人员健康，加剧不锈钢、镍基合金和铜合金的腐蚀。专设安全设施所用的材料中严禁使用铝，防止失水事故后发生反应产生氢。安全壳内其他设备，除技术上无法用代用材料外，要严格限制使用铝。在与二回路介质接触的材料中，应限制使用铅、硫、砷及其他低熔点的或加剧因科镍材料应力腐蚀的元素。与设备接触的物品，如工具、油漆、清洗剂和垫片，包括临时标记等，不得使用可能造成奥氏体不锈钢应力腐蚀的含氯和氟的材料。尽量不使用锌，特别是防止在安全壳喷淋液的作用下锌腐蚀后产生氢，在电缆通道和人行通道的结构中可用镀锌钢板。21免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)GB/T15761一19954.1.3.4试验4.1.34.1密封性试验核电厂机组投入商业运行之前，安全壳屏障应进行初始试验，以检查建造质量和评价失水事故时出现的泄漏风险。试验应在设计压力下进行.安全壳屏障在核电厂运行寿期内，应进行定期试验。保证安全壳屏障始终保持其执行安全功能的能力。保证安全壳屏障的密封性能维持在预定的限值内。必要时可作出进行修复的决定。试验分为两类:a在设计压力下的整体试验。证实安全壳屏障的整体密封性;b在设计压力下对下列设备作局部试验:电气贯穿件;人员闸门的密封件;人员闸门贯穿件;设备闸门的密封件;燃料输送通道盲板的密封件;贯穿件的柔性密封件;贯穿安全壳的各系统的隔离阀。4.1.3.4.2强度试验安全壳屏障首次强度试验，试验压力应为设计压力的1.15倍。安全壳屏障定期强度检查试验应在设计压力下进行。4.1.4其他屏障燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统和安全壳及安全壳隔离系统，构成核电厂放射性裂变产物的三道实体屏障。、除上述外，一些容纳有放射性液体和气体的系统和构筑物，也具有屏障作用，以防止或减少放射性物质向环境释放。4.1.4.1系统与反应堆冷却剂系统相连接的辅助系统。正常运行时输送放射性流体，这些系统也是放射性物质的一道屏障。这类系统如下。4.1.4.1.1永久性输送放射性流体的系统或系统的一部分化学和容积控制系统;b.放射性废物处理系统;核取样系统;d.换料水池和乏燃料贮存水池的冷却和处理系统。4.1.4.1.2只在冷停堆时，输送放射性流体的系统或系统的一部分余热排除系统。4.1-4.1.3只在失水事故时，输送放射性流体的系统或系统的一部分应急堆芯冷却系统;b.安全壳喷淋系统4.1.4门.4通风系统安全壳换气通风系统;b.核辅助厂房通风系统;燃料厂房通风系统;d.上充泵房应急通风系统;连接厂房通风系统;免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)Gs/T15761一1995f.安全壳氢浓度控制和空气监测系统。4.1.4.2构筑物上述系统分别安装在下列厂房内。a.燃料厂房每个反应堆机组有一个燃料厂房。燃料厂房与反应堆厂房实体分开。燃料厂房内包括乏燃料贮存水池、新燃料存放区、乏燃料容器的装卸设备、换料水池和乏燃料贮存水池冷却和处理系统以及燃料厂房通风系统。燃料厂房与反应堆厂房之间由一个水平的燃料输送通道连接。一台水下燃料输送机在两个厂房之间运送燃料组件。燃料厂房的地下层，布置有专设安全设施，包括低压安全注射系统，安全壳喷淋系统的泵，这些泵要保证在失水事故时长期完成再循环功能。b核辅助厂房两个反应堆机组共用一个核辅助厂房。核辅助厂房内装有反应堆辅助系统和设备，包括下列三类可能输送放射性流体的系统:化学和容积控制系统;放射性废物处理系统;核辅助厂房通风和过滤系统及反应堆连接厂房的通风和过滤系统。核电厂运行期间使用的其他房间，如去污间、取样间、放射性废物装桶间等，也布置在核辅助厂房。核辅助厂房所有的墙和地板均为钢筋混凝土结构，房顶为轻型结构。连接厂房‘连接厂房中主要布置有全部电气和机械贯穿件。连接厂房位于反应堆厂房和电气厂房、核辅助厂房及汽轮机厂房之间。4.1.4.3构筑物的功能上述构筑物的设计，应确保对核电厂人员、居民及周围环境的辐射防护。应符合如下要求:确保地下水和环境大气不受放射性流体的污染;b.确保安全有关系统和设备，免受内、外灾害事件的影响;ac，保证核电厂人员的辐射防护。4.1.4.4构筑物设计准则a.气候载荷厂房的设计应考虑风和雪等气候载荷。b.外部灾害事件厂房的设计应能承受外部灾害事件的影响，确保安全有关系统和设备的完整性。c.内部灾害事件厂房的设计应确保安全有关系统和设备能防护内部灾害事件的影响，以及防护其他设备破坏形成的飞射物，如阀杆、断裂的管道和乏燃料容器坠落等。d.生物防护安装有强放射性设备的房间，设计应考虑辐射防护屏蔽，确保核电厂工作人员在这些房间附近工作时的辐射安全。e，密封性构筑物设计应确保地下水不受放射性物质或化学物质事故渗漏的污染。为防止放射性气体对环境大气的污染，对可能产生放射性气体的厂房，应采用通风系统维持厂房内的负压。如果维持负压有困难，则应控制气流的方向。任何放射性物质的泄漏在排放到环境大气之前都应经过过滤。免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)GB/T1576.1一1995f.内部火灾厂房设计应考虑隔墙、通道封锁、门及通风系统防火门等防火隔离措施和配置火警探测及灭火装置，防止火灾。4.2专设安全设施专设安全设施包括:a.应急堆芯冷却系统;b，安全壳喷淋系统;c.安全壳内氢浓度控制和空气监测系统;d.蒸汽发生器辅助给水系统;e，与专设安全设施有关的其他系统。4.2.1应急堆芯冷却系统在反应堆冷却剂系统发生失水事故时，应急堆芯冷却系统提供反应堆堆芯的冷却，限制燃料元件的损伤，从而限制放射性裂变产物的释放。4.2.1.1系统的主要设备应急堆芯冷却系统主要设备;a.高压安全注射泵。高压安全注射泵也是化学和容积控制系统的上充泵;b.安全注射水箱;c.低压安全注射泵;d.硼酸溶液制备箱，硼酸溶液贮存箱及防止硼酸结晶用的加热器;e.硼酸溶液再循环泵;f.连接管道、阀门及管道附件;S.应急堆芯冷却系统还包括用于反应堆冷却剂系统水压试验的水压试验泵及其驱动装置，此泵组为两座反应堆机组共用，在全厂断电情况下还用以给反应堆冷却剂泵的轴密封供水。4.2.1.2系统的功能-a冷却一，州-，假设反应堆冷却剂系统出现各种尺寸破口引起的失水事故情况下，应急堆芯冷却系统应向反应堆堆芯提供足够的冷却剂，防止燃料元件严重破坏和燃料组件及堆内构件出现可能妨碍堆芯冷却的变形。提供的冷却剂中应含有足够的硼，以维持反应堆的次临界状态。应急堆芯冷却系统应能将反应堆的余热，包括堆芯衰变热、反应堆冷却剂系统中贮存的显热和反应堆冷却剂泵产生的热，传递到安全壳内部空间。安全壳内部产生的蒸汽通过安全壳喷淋系统冷凝，并将热量传到最终热阱应急堆芯冷却系统，在直接注射阶段，安全注射泵是从换料水贮存箱吸水;在再循环运行阶段，则从安全壳内应急堆芯冷却地坑吸水，将地坑中收集的冷凝液重新注入到反应堆堆芯，进行长期的循环冷却。b.应急加硼应急堆芯冷却系统应能提供必要的附加负反应性，确保补偿主蒸汽管道破裂或二回路系统其他排热突然增加造成反应堆冷却剂系统突然过冷而引起的正反应性，并使反应堆维持在安全停堆状态。c安全壳屏障应急堆芯冷却系统在失水事故时需运行，因此处于安全壳外侧的部分，设计时应作为安全壳屏障的一部分考虑。d辅助功能核电厂停堆换料时，应急堆芯冷却系统为反应堆换料水池充水;为反应堆冷却剂系统水压试验提供加压手段。4.2.1.3设计准则应急堆芯冷却系统设计可参照E7/T332,2a免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)Gs/T15761一1995一一一-.一一.一-.一一-一一~~~~~勺~~~，~~~~~~扁一4.2.1.3.1冷却堆芯应急堆芯冷却系统的注射流量，应能够在任何失水事故，导出反应堆的余热，并确保:a.燃料元件包壳最高温度低于12050C;b.燃料元件包壳的最大氧化层厚度在各处都小于氧化前包壳总厚度的17%;c.燃料元件包壳与水或蒸汽发生化学反应所产生的氢的总量，小于假设所有燃料元件包壳金属全部进行化学反应所产生的氢量的100;a.反应堆堆芯的几何形状能维持反应堆堆芯的合理冷却;e.反应堆堆芯的温度能长期维持在可允许的低值范围内。应急堆芯冷却系统的设计，在核电厂工况1下应能保证只有小量燃料元件可能受到损伤;在核电厂工况N下，保证有效地完成其安全功能。为了确保低压安全注射系统的功能持久和可靠，应急堆芯冷却系统应设计一些接管，可通过这些接管，使安全壳喷淋泵可作为应急堆芯冷却系统的备用泵。4.2.1.3.2反应堆冷却剂系统加硼在核电厂工况皿和N下，二回路排热突然增加而引起反应堆反应性增加时，应急堆芯冷却系统与反应堆控制系统须共同提供负反应性，使反应堆处于次临界状态，保持适当的负反应性裕量，使嫩料不超过有关的限值。当反应堆反应性当量价值最高的一束控制棒组件卡死在反应堆堆芯外时，应急堆芯冷却系统应提供负反应性，保持反应堆适当的负反应性裕量，限制功率偏离，并确保维持反应堆堆芯的冷却能力。应急堆芯冷却系统所有含浓硼酸溶液的管道、阀门和设备，都必须采用电加热保温或房间通风加热的方法，防止硼析出结晶。电加热保温设计可参照EJ/T337.4.2.1.3.3安全壳隔离功能应急堆芯冷却系统的安全壳隔离措施如下:输送流体到安全壳内的管道，在安全壳内侧须设置一只止回阀，此阀也可作为反应堆冷却剂系统的第二只隔离阀，在安全壳外侧设置一只远距离控制阀，这些隔离阀应在事故时开启;安全壳应急堆芯冷却地坑中的低压安全注射泵吸水管路，应在安全壳外侧设置一个动力隔离阀。此阀和整个吸入管线应封闭在一个密封隔间内。此密封隔间形成安全壳空间的第二道屏障，应能承受安全壳的设计压力和保持安全壳的完整性和密封性;每间低压安全注射泵房内，应提供泄漏探测系统，在再循环管路发生泄漏时，操纵员可隔离事故的管路。4.2.1.3.4单一故障准则的应用应急堆芯冷却系统应符合单一故障准则。应急堆芯冷却系统的所有能动部件的电源，都应由应急柴油发电机组作备用电源，在厂外电源全部中断的情况，仍保证完成其安全功能。符合单一故障准则而多重设置的系列和设备，应考虑实体隔离。4.2-1-3.5安全壳应急堆芯冷却地坑水再循环应急堆芯冷却系统对安全壳应急堆芯冷却地坑水再循环的要求如下。a.应急堆芯冷却系统低压安全注射泵的净正吸人压头(NPSH)，应根据再循环液体的最高温度计算，计算时不考虑事故后安全壳内的超压，取安全壳内的压力等于地坑水温相对应的饱和蒸汽压力。低压安全注射泵的净正吸入压头，在地坑水再循环阶段最小。可用的最小净正吸入压头按下式计算:NPSH实际一(h)安全尧压力一(h)汽化压为+(h)R压头一(h)阻力很失压头····，··⋯⋯(4)免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)Gs/T15761一1995假定:(h)安全芜二力二(h)，化压力所以:NPSH,x=(h).&头一(h)，力ZA&头低压安全注射泵净正吸入压头的计算，应假定安全壳应急堆芯冷却地坑底面标高为零压头，该标高以上的水视为附加的裕度，不作为计算的静压头。b.安全壳应急堆芯冷却地坑，用以收集应急堆芯冷却系统和安全壳喷淋系统的排水，作为再循环阶段吸水源，设计应符合如下准则。应设置两个实体隔离的多重的安全壳应急堆芯冷却地坑。每个地坑的容量应足以提供所需的用水，地坑应能防内部灾害事件的影响和安全停堆地震的影响。安全壳应急堆芯冷却地坑应设置在安全壳内最低标高的底面上。地坑人口应采用两道滤网组成的过滤系统，第一道废物栏栅用来拦截碎块，第二道由三层细孔滤网组成，起精细过滤作用。细孔滤网的过滤网孔，应能截留任何可能防碍燃料棒格架组件流道和堵塞安全壳喷淋喷嘴的颗粒物，并能保证泵在再循环阶段可靠的运行·，在确定水流速时，取有效面积等于最细一层滤网自由表面积的二分之一，只考虑高于地面标高以上的垂直部分作为过滤用的面积。废物栏栅格与滤网材料的选择，应能承受化学性喷淋液引起的应力腐蚀，而不致被破坏‘泵吸人口在地坑中位置的选择，应考虑对泵汽蚀的影响.在吸入管口处应设置防旋涡装置。从直接阶段到再循环阶段切换时，安全壳应急堆芯冷却地坑的最低水位的选择，必须保证吸人流体中不吸入气体。安全壳应急堆芯冷却地坑的设计，可参照EJ/T816,4.2.1.3.6核安全分级应急堆芯冷却系统的主要部件为核安全2级。浓硼酸溶液再循环回路为核安全3级。其中硼注人箱及到和包括第二只隔离阀的连接管道为核安全2级。系统的其他部件为非核安全级。所有安全级部件都为抗震工类。4.2.1.3.7防内部和外部灾害事件应急堆芯冷却系统的主要部件，要能防止高能管道和中能管道破裂的甩击和水力学效应。应急堆芯冷却系统主要部件须防火灾、水淹和飞射物的影响。应急堆芯冷却系统，应能承受任何核电厂工况相应的压力和温度载荷和运行基准地震所造成的载荷组合的影响。在安全停堆地震与任何核电厂工况共同组合的载荷作用下，系统不应受到破坏，维持反应堆安全停堆状态所需的能动部件不应丧失功能。4.2.1.3.8超压保护应急堆芯冷却系统的高压部分应用安全阀进行超压保护。为了防止与反应堆冷却剂系统相连的应急堆芯冷却系统低压管路的超压，设计可采用三种方法:a.反应堆冷却剂系统热段与应急堆芯冷却系统低压管路之间，串联两只止回阀和一只常关的电动阀，此电动阀只能由手动信号打开;b.反应堆冷却剂系统冷段与应急堆芯冷却系统低压管路之间，串联三只止回阀。应急堆芯冷却系统安全壳外侧的常开电动阀，只作为安全壳隔离阀，不能作超压保护用;c.两个串联的止回阀，并能定期检查密封性，至少每年一次。反应堆冷却剂系统与应急堆芯冷却系统低压管路之间的连接，考虑到隔离用的止回阀有可能泄漏，设计时应考虑反应堆冷却剂系统的压力一直传递到应急堆芯冷却系统安全壳外侧的隔离阀。即这部分管路的设计应能承受反应堆冷却剂系统的压力‘4.2.1.3.9测量和控制26免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)Gs/T15761一1995应急堆芯冷却系统从直接注射阶段到再循环阶段，应自动切换。应急堆芯冷却系统的各执行通道，为反应堆保护系统的一部分。在核电厂正常运行期间和事故导致安全注射之后，都应提供应急堆芯冷却系统设备所需的测量和控制。所有报警信号应在控制室显示。4.2.1.3.10生物防护失水事故后的再循环阶段，应急堆芯冷却系统是安全壳屏障的一部分。在安全壳外的再循环阶段使用的管路，应布置在混凝土隔间内，核电厂运行人员不能入内.电动机或控制装置是布置在允许人员接近的地方，采取辐射防护屏蔽。为实现安全壳喷淋泵作为备用泵而使用的接管，应是可接近的。4.2门3.11抗辐照材料的选用应急堆芯冷却系统可能受到高剂量辐照的部分，在材料选择上要充分注意，应符合反应堆冷却剂系统的选材要求。4.2.1.3.12反应堆机组之间共用应急堆芯冷却系统中执行安全功能的系统和设备，不能两个反应堆机组共用。不执行安全功能的设备，如水压试验泵，可以共用。4.2.1.4试验a在役检查和定期试验应急堆芯冷却系统设计应考虑以下试验要求:主要部件能定期进行目视检查;要能进行定期功能试验，以确保设备的完整性。应尽可能在接近设计的条件下，检查系统能动部件执行安全功能的有效性及工作特性。b预运行试验在核蒸汽供应系统预运行试验期间，应验证应急堆芯冷却系统设计的合理性和系统的功能。c保护系统控制的执行机构应急堆芯冷却系统中接受反应堆保护系统信号动作的部件，应进行定期试验。d.安全注射箱应急堆芯冷却系统的安全注射箱，应以1.5倍设计压力进行试验，并应在同样压力下定期进行重复试验。4.2.2安全壳喷淋系统安全壳喷淋系统是在发生假想事故之后，能迅速从安全壳内导出热量和清除裂变产物，确保安全壳内的压力和裂变产物保持在允许限值内。核电厂正常运行期间，安全壳喷淋系统不运行。4.2.2.1系统的组成a.主喷淋系统安全壳主喷淋系统由相同的两个系列组成。每一系列包括一台安全壳喷淋泵，一台由设备冷却水冷却的安全壳喷淋换热器和两条装有很多喷嘴的喷淋环管。在直接喷淋阶段，安全壳喷淋泵从换料水贮存箱吸水，在再循环阶段，则从安全壳应急堆芯冷却地坑取水。b.化学添加剂系统化学添加剂系统包括氢氧化钠溶液贮存箱，混合泵和喷射器喷射器从氢氧化钠溶液贮存箱吸取氢氧化钠溶液，注入安全壳喷淋泵的吸人管，形成安全壳喷淋系统的一个子系统4.2.2.2系统的功能安全壳喷淋系统，是在安全壳内发生管道破裂事故时能完成下述功能。，.提供喷淋水，降低安全壳内的压力和温度，保证安全壳的密封性和完整性;降低安全壳内、外的免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)GB/T15761一1995压差，减少裂变产物向环境大气的泄漏，从而控制放射性.b.提供冷却手段.导出安全壳内的热量并释放到最终热阱。在失水事故时，由于应急堆芯冷却系统不设换热器，安全壳喷淋系统是将应急堆芯冷却系统带出而释放到安全壳中的反应堆余热和安全壳内的其他热量长期排向热阱的唯一手段.c.安全壳屏障。在失水事故时安全壳喷淋系统投入运行，在长期再循环阶段安全壳喷淋系统作为安全壳屏障的一部分，应确保安全壳的完整性和密封性。d.化学控制，提供化学添加剂。失水事故时，安全壳喷淋系统凝结安全壳内的蒸汽，吸收安全壳空气中的裂变产物，特别是放射性碘。在直接喷淋阶段，加入化学剂控制安全壳应急堆芯冷却地坑中水的pH值，从而减少不锈钢和其他金属构件可能产生的氯离子应力腐蚀。在再循环阶段，控制安全壳应急堆芯冷却地坑中水的pH值，中和事故后安全壳内的硼酸溶液，从而限制化学反应释放的氢和氧，使安全壳内空气中氢的浓度低于可燃浓度。4.2.2.3设计准则安全壳喷淋系统设计可参照EJ/T327,4.2.2.3.1系统的独立性安全壳喷淋系统为各反应堆机组专用，除直接喷淋阶段作为水源使用的换料水贮存箱外，不与其他系统直接连接。4.2-2-3.2核安全分级安全壳喷淋系统的主喷淋系统，运行时构成安全壳屏障的一部分，因此主喷淋系统的流体系统部件为核安全2级。化学添加剂系统、安全壳喷淋泵电动机的空气加热器和安全壳喷淋换热器的壳侧为核安全3级。安全壳喷淋系统属专设安全设施，为抗震I类。4.2.2.3.3安全壳隔离安全壳喷淋系统与安全壳内部空间相通，设计应提供如下安全壳隔离措施:a安全壳喷淋泵再循环排出管，在安全壳外侧设两只并联的自动阀，在安全壳内侧设一只止回阀，”b.安全壳喷淋泵从安全壳应急堆芯冷却地坑吸水的每条管路上，各设一只隔离阀，此阀门和吸水管路应布置在一封闭的隔间内，该隔间构成安全壳的一部分，对安全壳内空气密封形成双重屏障。4.2-2-3.4系统设计a.排热功能安全壳喷淋系统，应能长期运行，可能持续几个月，直到安全壳完整性得到保障为止。安全壳喷淋系统必须有长期冷却的能力，其换热器的容量应在事故时足以导出反应堆冷却剂系统的所有余热，降低安全壳内的压力和温度，防止安全壳超过设计极限。在设计计算安全壳喷淋系统的换热器时，应选择最终热阱温度为历史记录的最高温度。为了确保应急堆芯冷却系统功能的持久性，安全壳喷淋系统设计有一些管接头，可安装接管，使安全壳喷淋系统的泵作为应急堆芯冷却系统低压安全注射泵的备用泵。安全壳喷淋系统的喷淋环管，应尽可能布置在安全壳内弯顶的最高处，以达到最大的水滴落差和减少顶部喷淋不到的空间。喷淋环管上的喷淋嘴，其间距、方位和位置的设计，应最大可能地覆盖安全壳整个横截面面积，并尽可能均匀分布和使重迭喷淋最小。b.化学功能安全壳应急堆芯冷却地坑水的pH值选择，应尽可能减少腐蚀影响，以减少金属—水反应和金属腐蚀产生氢和氧的释放。一般将pH值保持在9左右。安全壳喷淋化学添加剂系统，应对添加剂作出长期保存的规定。贮存设备的设计，应确保防止添加28免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)Gs/T15761一1995剂析出、化学反应和分解。还应采取防止添加剂冷却的措施。对重量浓度超过30%的氢氧化钠溶液贮存箱，应用不含二氧化碳的惰性气体援盖。c，泵安全壳喷淋泵，应确保在再循环阶段运行时不会发生汽蚀。泵吸人管路的设计，应确保泵有足够的有效净正吸入压头(NPSH)。有效净正吸入压头应根据下述假定确定;如果事故后热平衡计算的液体温度大于1000C，则取安全壳内的压力等于吸入液体的饱和蒸汽压力;如事故后热平衡计算的液体温度小于1000C，则取安全壳内的压力等于大气压力。上述假设不考虑失水事故时安全壳内的超压。计算时取安全壳应急堆芯冷却地坑底部标高处为零压头，地坑中高于此标高的水头作为附加的裕度。d.地坑安全壳喷淋地坑与安全壳应急堆芯冷却地坑相同(见4.2.1.3.56)4.2-2-3.5单一故障准则的应用主喷淋系统的所有能动部件和非能动部件以及化学添加剂系统的所有能动部件，都应符合单一故障准则。主喷淋系统由两条100%容量，相同且相互独立的系列组成。安全壳喷淋换热器的冷却由两条100%容量，相同且相互独立的设备冷却水和安全厂用水系列分别供水。安全壳喷淋系统由两列独立的电路供电，柴油发电机组作为备用电源。设计时必须特别注意两系列之间及其支持系统之间的实体隔离或空间位置上的分隔。4.2.2.3.6防灾害事件安全壳喷淋系统应能在安全停堆地震与核电厂各种工况组合的载荷下，仍能保持其安全功能。安全壳喷淋系统应使用室内通风和加热来防止冻结的影响。同时还应防火、防水淹、防内或外飞射物和防管道破裂的影响。4.2-2-3.7对放射性裂变产物的防护在失水事故后的再循环阶段，安全壳喷淋系统是安全壳屏障的一部分。因此，安全壳外再循环阶段使用的管路，应布置在混凝土隔间内。电动机或控制装置则布置在允许人员接近的地方，并采取辐射防护屏蔽。作为应急堆芯冷却系统备用的接管，在没有实施备用前应是可以接近的。4.2-2-3.8测量和控制安全壳喷淋系统的测量和控制，应确保安全壳喷淋系统在短时间内自动投入运行，并能正确地执行安全壳喷淋功能。安全壳喷淋系统的执行通道，是反应堆保护系统的一部分。安全壳喷淋系统的测量，应指示出系统和部件的运行状态。指示信号应与控制信号或工作电源无关。安全壳喷淋系统，应制定联锁和操作程序，保证部件和阀门在需要喷淋时处于工作状态。4.2-2.4试验和在役检查安全壳喷淋系统应能进行初始水压试验。在初始启动试验时，应进行下列项目的检查:a.用压缩空气检查安全壳喷淋环管上喷嘴的运行情况和喷嘴可能的阻塞;b.检查主喷淋系统和化学添加剂系统的管道;c.检查化学添加剂系统供给添加剂溶液的能力;d.检查喷射器和化学添加剂贮存箱的连接管道;检查安全壳喷淋泵吸人侧的设备，即地坑和过滤系统。免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)Ga/T15761一1995检查时要特别注意保证喷淋嘴不被堵塞，地坑过滤系统安装适当，系统能履行其功能。在再循环运行时的系统总体试验，应检查运行中安全壳应急堆芯冷却地坑水位的测定。安全壳喷淋系统应能进行定期性能试验和水压试验，确保部件结构的完整性和系统的密封性、系统能动部件的可用性及工作性能和尽可能在接近设计的条件下，进行系统投入运行的整套程序试验，包括保护系统的动作，正常电源与应急电源的切换，有关设备冷却水系统的运行，确保系统整体的可用性。应能定期检查安全壳喷淋系统的非能动部件，如喷淋环管、换热器、滤网和地坑等，或核电厂正常运行时不使用的部件，确保这些部件的可用性。对每一系列的安全壳隔离阀和止回阀，要分别进行定期试验，检查其密封性。对单个部件或整个安全壳喷淋系统进行试验时应适当控制，保证不损害核电厂的安全性或造成不适当的瞬态。安全壳喷淋系统设计，应能对喷淋环管、喷淋嘴、地坑、止回阀、管路等进行定期检查，保证系统的完整性和功能。应定期检查化学添加剂系统，特别是添加剂溶液贮存箱，确保化学添加剂的容量和浓度维持在允许的范围内。4.2.3安全壳内氢浓度控制和空气监测系统在事故时，安全壳内氢浓度控制和空气监测系统起空气搅混、取样和氢气复合作用，处理事故时产生的氢。4.2.3.1系统的组成一_安全壳内氢浓度控制和空气监测系统由两个独立的子系统组成。a搅混、取样和氢复合系统「-安全壳内空气搅混、取样和氢复合系统，由两条通风回路组成，布置在安全壳外侧，对安全壳构成封闭循环回路。每条回路包括通风机、安全壳隔离阀和管道。管道上有专用取样接管、移动式氢复合器组件接管及与小流量排气系统连接的接管。.’一、-氢复合器组件是一台独立的组合件设备。包括一台风机、一合加热复合器、一台风冷冷凝器和连接管道及相应的测量和控制装置。氢复合器组件可以用小车运送。b.小流量排气系统---安全壳内空气小流量排气系统是一直流式系统，利用安全壳内空气搅混、取样和氢复合系统的通风回路，与燃料厂房通风系统的供气管路连接，经过过滤器系统把安全壳内的气体排到烟囱。过滤器系统包括一台电加热器，一台空气流量调节器、一台前置过滤器、一台高效粒子空气过滤器和一台除碘过滤器。4.2.3.2系统的功能安全壳内氢浓度控制和空气监测系统应完成下述功能。a.控制安全壳内空气中的氢浓度在失水事故时，安全壳内氢浓度控制和空气监测系统应能测量安全壳内空气中氢的浓度，把安全壳内空气混和均匀，使氢浓度保持在低于4.1%容积浓度的限值，以防止氢一氧混合气体着火或发生爆炸的危险。b.监测安全壳内空气安全壳内氢浓度控制和空气监测系统应提供安全壳内压力和温度的长期连续测量，对安全壳隔离系统、安全注射系统、安全壳喷淋系统和小流量排气系统的动作进行控制和显示。在核电厂正常功率运行期间，安全壳内的放射性探测器和安全壳内空气分析设备是核电厂放射性监测与公众健康监测的一部分。c.小流量排气在核电厂正常运行期间，小流量排气系统用以减少安全壳内的惰性气体和氖的污染，保护核电厂运30免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)GB/T15761一1995行人员，并用以维持安全壳内压力尽可能接近大气压力.小流量排气系统的启用是根据情况需要确定的，以便在适当条件下工作人员可进人安全壳内。因此小流量排气系统不需要良动启动，也不是有计划的运行。当安全壳内空气条件允许，并允许放射性向安全壳外周围环境排放时，小流量排气系统可用作安全壳内空气的净化。d.安全壳加压或卸压在安全壳定期试验时，安全壳内氢浓度控制和空气监测系统为安全壳提供加压和随后的卸压。4.2-3.3设计准则4.2.3.3.1概述安全壳内氢浓度控制和空气监测系统的设计可参照EJ/T670.安全壳内氢浓度控制和空气监测系统的设计应符合下述准则。a.反应堆机组间共用安全壳内氢浓度控制和空气监测系统，是每个反应堆机组专用，只有两台移动式氢复合器装置为两个反应堆机组共用。b:单一故障准则的应用安全壳内氢浓度控制和空气监测系统中，属于专设安全设施的所有能动部件应100容量多重设置.两台氢复合器装置由一条电路供电，两台氢复合器组件之间的切换是手动的。安全壳隔离系统由两条独立的电路供电，并由柴油发电机组作备用电源。c.安全壳隔离安全壳内氢浓度控制和空气监测系统，与安全壳内空气相通。每条贯穿安全壳的管路，都应在安全壳外侧设置两只串联的安全壳隔离阀，并在事故时不需外部动力源可在1。内关闭，并确保事故后必要时可手动操作打开。d.核安全分级安全壳内或安全壳外直到并包括第二个安全壳隔离阀的系统和设备，为核安全2级。移动式氢复合器装置为核安全2级。安全壳外侧第二个安全壳隔离阀以外的系统和设备为核安全3级。小流量排气系统和安全壳加压及卸压系统为非核安全级。所有核安全级的系统和部件都为抗震工类。4.2.3.3.2系统设计在安全壳内以及安全壳外直到并包括第二只安全壳隔离阀的系统和设备，应能承受失水事故所造成的安全壳内的压力、温度和放射性环境条件，以及安全壳试验压力。在安全壳外的用于空气搅混、氢气复合或小流量排气的系统和设备，应能承受他们启动时安全壳内的压力、温度和放射性环境条件，或由安全壳加压系统中风机所能提供的最高压力条件。42.3.3.3辐射防护系统设计，应考虑如下辐射防护要求:a为了确保核电厂正常功率运行期间小流量排气系统对安全壳外环境释放的放射性低于允许值，小流量排气系统应提供一台前置过滤器、一台高效粒子过滤器和一台除碘过滤器。小流量排气系统只有在安全壳内空气中碘浓度低于规定值时才能启用;b.在安全壳卸压期间排出的空气必须经过一台前置过滤器和一台高效粒子过滤器，经过滤后才能排放到安全壳外环境中;c.小流量排气系统或安全壳卸压系统所用的任何过滤器都不得在超过设计的流量下运行;d.小流量排气系统中的除碘过滤器应使用防火阀隔离。防火阀可以通过密封来阻止系统中可能31免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)cs/T15761一1995产生的火灾，并防止放射性向安全壳外环境的释放。4.2-3-3.4布置和可接近性安全壳内氢浓度控制和空气监测系统为专设安全设施，应布置在加固的保护区域内。在安全壳内空气搅混和氢气复合运行时，空气应由安全壳内育顶顶部抽取，排到安全壳内较低的下部。在安全壳外为控制氢浓度和分析安全壳内空气中放射性的全部系统和设备，应在安全壳内发生事故后仍可以接近。4.2.3.3,5防灾害事件安全壳内空气搅混、取样和氢复合系统，应能在安全停堆地震载荷作用下保持其安全功能。该系统还应对水淹进行防护。氢复合器组件的设计，应消除在安全壳内发生火灾和火焰蔓延的危险。安全壳内氢浓度控制和空气监测系统布置在燃料厂房内，应对管道破裂产生的管道甩击及其水力学效应进行防护。4.2-3.4试验在核电厂预运行试验，安全壳内氢浓度控制和空气监测系统应进行如下试验:a，对各条管道上安装有安全壳隔离阀或盲板法兰的贯穿件，应在安全壳试验压力下进行耐压试验和密封性检查;b安全壳内空气搅混和取样系统的管路和设备，应在环境温度和1.5倍的设计压力下进行密封性试验;c应对系统中的每一个设备，单独进行运行试验;d.在首次安全壳压力试验期间，应在环境温度和设计压力下，对混合系统的运行进行全面检查;e.在系统启动期间应进行试验，以确保小流量排气系统的关闭、安全壳的隔离、以及由系统部件启动的其他安全功能都能正确运行.4.2.4蒸汽发生器辅助给水系统核电厂在任何工况下，当蒸汽发生器主给水系统失效时，蒸汽发生器辅助给水系统为蒸汽发生器提供适当的给水流量，以便从反应堆冷却剂系统带出余热。蒸汽发生器辅助给水系统的容量，不能用于功率运行。4.2.4.1系统的组成蒸汽发生器辅助给水系统主要组成如下:a.辅助给水贮存水箱;b辅助给水贮存水箱的补充水与除氧设备;c.辅助给水泵机组;d.流量调节控制阀;e.连接管道、阀门;f.测量和控制以及所需的电源。蒸汽发生器辅助给水系统在安全壳内与蒸汽发生器主给水管道连接，连接点应尽可能靠近蒸汽发生器，使辅助给水系统管道最大限度地独立于主给水管道。除此连接管道外，所有其他管道和部件都布置在安全壳外侧。4.2-4.2系统的功能蒸汽发生器辅助给水系统，应完成下述功能。a.在事故工况下，蒸汽发生器主给水系统失效时，蒸汽发生器辅助给水系统为蒸汽发生器提供给水，带出反应堆的余热和冷却反应堆冷却剂系统，使反应堆冷却剂系统达到余热排出系统可投入运行的状态。此功能属于专设安全设施。32免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)Gs/"r15761一1995————一一-一-一--一-一-一一一一b.蒸汽发生器辅助给水系统，在下述情况下也向蒸汽发生器供水:反应堆冷却剂系统启动和升温期间;反应堆热停堆期间;反应堆进行冷停堆时，使反应堆冷却剂系统冷却到余热排出系统可投入运行的状态。。.为蒸汽发生器充水。d.在某些特殊工况下，为蒸汽发生器提供给水，排出反应堆余热(见6.5.3.2).4.2-4.3设计准则蒸汽发生器辅助给水系统的设计可参照EJ/T834,4.2.4.3.1反应堆机组间共用蒸汽发生器辅助给水系统中与安全有关的部件应为每一反应堆机组专用。对发生故障后不会影响系统安全功能的部件，如辅助给水贮存水箱的补水和除氧设备，可以两个反应堆机组共用。42.4.3.2核安全分级从安全壳内与蒸汽发生器主给水管道连接点，到和包括安全壳外侧第一只安全壳隔离阀为核安全2级。除上述外的其他安全有关的系统和设备为核安全3级。发生故障不影响系统安全功能的系统和设备为非核安全级。核安全级的系统和设备为抗震I类。4.2.4.3.3系统功能设计参数蒸汽发生器辅助给水系统的功能设计参数，特别是所需的最小给水流量、要求提供给水的蒸汽发生器的最少台数、辅助给水贮存水箱的贮水量及补水流量等，应确保在事故工况下使反应堆达到安全停堆状态。设计准则如下:a反应堆长期停堆时，应使反应堆冷却剂系统从热备用状态冷却到余热排出系统投入运行，以此计算贮水箱的最低贮水容量和贮水箱的补给水流量;b.贮水箱的设计贮水容量还应考虑在热备用状态的时间，此时间与核电厂情况有关，一般可取2h，如在此时间后仍需延长热备用时间，则需有补水措施;。.在核电厂工况1下，如厂外电源丧失，稳压器不应完全充满水，即稳压器安全阀不应在充水状态下运行，以此计算需供水的蒸汽发生器的最少台数和所需辅助给水的最低流量;d.在蒸汽发生器主给水管道破裂的核电厂工况N下，假定受破裂影响的蒸汽发生器的主蒸汽管道在30min内自动完成隔离，反应堆冷却剂系统不应发生体积沸腾，以此计算所需的辅助给水总流量，即所需最低流量加上破口流量的总和;e.贮水箱的补水可用不同的手段补充，在使用这些手段时应依次考虑可用水的水质、使用的方便和实际可用的容积和流量。应优先使用除氧水，这可接到二回路凝结水泵或厂区除盐水贮存罐。只有在贮存水箱全排空，蒸汽发生器窄量程液位指示消失，而余热排出系统又不能投入时，才可用未除氧的除盐水补水。这种除盐水可利用厂区除盐水贮存罐的重力压头得到补给。贮水箱还应有最终应急补水的必要措施，以便通过某些临时连接设备从厂用水水源供水。4.2.4.3.4单一故障准则和多样性的应用蒸汽发生器辅助给水系统中与安全有关的能动部件应符合单一故障准则。辅助给水泵应100%容量多重设置，并具有独立的动力源。一般设置如下:a.两台50%容量的电动泵机组，并有柴油发电机组作备用电源;b.一台100%容量的汽动泵机组，用蒸汽发生器产生的蒸汽作为汽源;c.上述三台辅助给水泵并联布置。汽动泵机组和电动泵机组应实体隔离4.2.4.3.5防灾害事件免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)GB/T15761一1995蒸汽发生器辅助给水系统中与安全有关的部分设计应考虑::·在安全停堆地震载荷及任何核电厂工况相应载荷组合作用下，保持系统的安全功能;b.能防护水淹和冰冻;c防内、外飞射物的影响;d.防内、外的爆炸和火灾;e.防管道破裂的甩击和水力学效应。蒸汽发生器辅助给水系统的设计还应考虑其管道破裂时对其他系统造成的影响。在考虑此种影响时，蒸汽发生器辅助给水系统应认为是高能管道系统。4.2-4-3.6测量和控制蒸汽发生器辅助给水系统应根据主给水失去引起的各种瞬态自动启动辅助给水泵，使系统自动投入运行。在控制信号出现之后最迟6as应保证辅助给水系统达到要求的流量。在主控制室和应急停堆盘应装有辅助给水系统的手动控制装置，以便能调节或隔离蒸汽发生器的辅助给水。为了减少蒸汽发生器辅助给水系统的启动次数，在带功率紧急停堆以后，辅助给水系统应延时启动‘此时燕汽发生器由主给水系统的小流量供水。在主给水调节系统完全失效时，辅助给水系统取消延时。4.2.4.4试验和在役检查a.蒸汽发生器辅助给水系统的设计应能在尽可能接近设计的条件下，对系统的主要功能，包括动力源之间的切换，对整套运行程序进行试验。b，应通过预运行试验、启动试验，必要时通过制造厂试验，验证系统部件执行其功能的能力。预运行试验和启动试验应进行控制和监督，防止核电厂安全遭到损害或造成不应有的瞬态，c.系统设计应采取措施实现如下要求:定期验证能动部件执行其安全功能的能力;定期进行流道连续性试验;在核电厂正常运行期间，验证通常不运行的系统中非能动部件的可用性;在1.5倍设计压力下的水压试验;在役检查和定期重复试验;水质检验。4.2.5与专设安全设施有关的系统与四个专设安全设施有关的系统或系统的一部分，是协助完成专设安全设施功能以及为保证专设安全设施或其支持系统良好运行提供必要的条件。与专设安全设施有关的系统或系统的一部分，完成如下的功能a.通风通风系统通过下述作用，协助完成专设安全设施功能为专设安全设施的良好运行保持必要的条件;使事故工况下的放射性后果限制在可接受的数值;保持控制室在事故工况下的可居留性。b，供给冷却水主要是设备冷却水系统和安全厂用水系统，这些系统导出专设安全设施的热量。.c..安全壳隔离d排出余热在某些事故工况下，由蒸汽排大气系统和蒸汽发生器辅助给水系统一起完成这一功能。免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)GB/T15761一1995e.给能动部件提供能源为专设安全设施能动部件提供电源或压缩空气。应注意，专设安全设施能动部件设计是符合失效安全要求。与专设安全设施有关的系统或系统一部分的设计准则和试验要求，分别在有关的系统中说明，这些系统应符合单一故障准则和设备质量鉴定要求。4.3辅助系统4.3.1姗料装卸和贮存系统粥料装卸和贮存系统的作用是贮存新、乏燃料，将新燃料装人反应堆压力容器以及从压力容器中卸出乏嫩料。4.3.1.1系统的组成系统包含的主要设备和设施分述如下.a.在反应堆厂房内的。装卸料机。控制棒组件更换装置。阻力塞组件更换装置。b在#R料厂房内的.新然料升降机。人桥吊车，跨越整个燃料贮存水池，用来装卸新、乏燃料。辅助吊车，用来装卸新燃料。新、乏嫩料贮存格架。破损#R料组件贮存小室。哦吸试验装置。清洗小室。新、乏姗料检查装置。手动工具.c·反应堆厂房内的反应堆换料水池和燃料厂房内的乏燃料贮存水池。d·反应堆换料水池和燃料转运舱之间的燃料转运系统。e·反应堆换料水池和乏燃料贮存水池的冷却和处理系统(见4.3.2条)。f·规料厂房内的乏燃料容器吊车，以及乏燃料运输容器的准备井和装载井。8-反应堆厂房内的环形吊车以及装卸反应堆压力容器顶盖和堆内构件的三脚吊具。4.3.1.2系统的功能‘停堆换料时(反应堆处于冷态和卸压)装卸反应堆燃料，为此需进行下列各项操作。从堆芯卸出乏燃料组件。卸出和装入控制棒组件和阻力塞组件，将破损燃料组件卸出并运至破损燃料贮存小室中。将乏燃料组件从反应堆厂房运至燃料厂房，并放入乏燃料贮存格架中。从新燃料贮存格架中取出新燃料组件，并运至反应堆压力容器中。用控制棒组件更换装置或阻力塞组件更换装置抽插控制棒组件或阻力塞组件。在乏姗料组件检查装置上对组件进行目视检查，必要时把破损的燃料组件运至清洗小室。在R吸试验装置中检查，检测辐照过的燃料组件的泄漏情况。新燃料组件在新燃料检查装置上进行目视检查。饭贮存新燃料和贮存破损或未破损的乏燃料。C把乏燃料装入运输容器，包括装入乏燃料以前运输容器的准备、装入乏燃料、去污和在运输车辆上的其他操作。免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)GB/T15761一1995d.装卸压力容器顶盖和上、下部堆内构件等重型部件。4.3.，.3设计准则燃料装卸和贮存系统的设计，应遵守HAF0210的有关规定。4.3.1.3.1乏燃料贮存a.采用一些物理方法，特别是采用安全的几何布置，防止乏燃料贮存系统发生核临界事故。乏燃料贮存格架中的燃料组件中心距应这样确定;假定全部装载最高富集度的新燃料浸没在纯水中和呈无限大几何形状时，有效增殖系数K.“应不超过。.9s,b对乏燃料贮存系统的设计应提供对核电厂人员的放射性防护措施、防止嫩料冷却水排空的措施和贮存破损燃料用的专用位置和装置。c，乏燃料贮存水池和贮存格架应能防止在贮存水池附近装卸过程中，由于重物(如乏燃料贮存容器)跌落而损坏燃料。d.在乏燃料贮存区上方不允许进行重载操作.e.为了防灾害事件，乏燃料贮存水池和贮存格架应能在安全停堆地震的载荷下保持其完整性和密封性。乏燃料贮存系统应对内、外部灾害进行防护(见3.2条)。f.乏燃料贮存格架应防止在一个贮存位置上存放一个以上的燃料组件，或者在两个贮存位置之间存放或填塞一个燃料组件;应能防止由于运行引起环境条件改变而造成的几何变形;格架结构应稳定，能防倾倒，并具有防止意外移动的措施;应使燃料贮存水池中的冷却水能自由循环，保证燃料组件很好冷却。9.在乏燃料贮存区及其装卸操作区，应设置放射性监测系统，确保操作安全。h.应在确保足够生物防护要求的水下操作乏燃料组件。4.3.1.3.2新燃料贮存a.采用一些物理方法，特别是采用安全的几何布置，防止新燃料贮存系统发生核临界事故，新燃料贮存格架的燃料组件中心距应这样确定:对具有最高富集度的新燃料在可能的最佳慢化条件下，有效增殖系数K.“不超过。.98.b.在新燃料贮存期间，应有下列防护措施.每个燃料组件套上一个下部开口的聚乙烯袋。每个嫌料贮存位置设置一个防护塞，防止工具等物品掉落在组件上。在贮存区上面应复盖一块金属板，防止设备掉落在组件上。已新燃料贮存系统区应对内、外部灾害进行防护(见3.2条)。在该区域不允许有任何水管通过。乙新燃料贮存格架应防止在一个贮存位置上存放一个以上的燃料组件，或者在两个贮存位置之间存放或填塞一个新燃料组件;应能防止由于运行引起环境变化而造成的几何变形;格架结构稳定，能防倾倒，并具有防止意外移动的措施。e.应限制可燃物品存放在新燃料附近，以防发生火灾时使燃料温度过高4.3门.3.3燃料装卸系统a.燃料装卸系统应能在燃料转运期间防止燃料组件跌落或碰撞，从而损坏燃料。在燃料转运期间断电时，吊装设备应能自动刹车，防止发生不适当的移动b.在安全壳内、外的燃料装卸设备应能按要求停止，并能承受地震载荷下列设备应按安全停堆地震载荷设计。装卸料机。控制棒组件更换装置。阻力塞组件更换装置。辅助吊车。人桥吊车。36免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)GB/T15761一1995燃料转运设备。c.燃料装卸和转运的各种操作，应在工作人员有充分的辐射防护以及燃料不会过热的条件下进行。d燃料装卸事故的辐射后果应按所用的假设进行评价，以证实设备总体布置(构筑物、系统和部件)对于安全和保护公众的一致性(参见7.4.2).e换料水池和贮存水池之间的燃料转运设备应能防止卡住，一旦卡住应允许用手动操作取走燃料。4.3.，3.4乏燃料容器装卸系统应不在燃料贮存格架上方吊运乏燃料容器。b.在装卸操作期间应防止乏燃料容器掉落，为此在乏燃料容器吊车起升系统中，部分部件应采用多重设置。c乏燃料容器吊车应能在安全停堆地震期间停住并将载荷保持在安全位置。d.乏燃料容器吊车在断电时能防止发生不必要的移动。。.乏燃料容器应符合GB11806的有关规定。4.3.1.3.5反应堆压力容器顶盖和堆内构件装卸系统反应堆压力容器顶盖和堆内构件装卸系统在操作期间应防止重物跌落，为此在环吊的起升系统中，部分部件应采用多重设置。b.在发生安全停堆地震期间，环吊应能停住并将载荷保持在安全位置。c环吊在断电时能防止不必要的移动。4.3.1.4系统的试验a.应能对安全重要的设备定期检查和试验。b.预运行试验应能确认燃料装卸设备的性能符合设计要求。在现场试验期间，要检验设备能否按装卸程序正确运转，这些检验应在设备安装后立即进行。c燃料装卸设备的设计，应使其很少需要维护、大修及检修。但是，仍应考虑容易拆卸满足计划维修和大修的要求。4.3.2反应堆换料水池和乏燃料贮存水池的冷却和处理系统反应堆换料水池和乏燃料贮存水池的冷却和处理系统是为乏燃料贮存水池提供冷却、过滤和处理，在燃料装卸操作期间为换料水池和乏燃料贮存水池提供充、排水。4.3.2.1系统的组成反应堆换料水池和乏燃料贮存水池的冷却和处理系统同燃料厂房中的乏燃料贮存水池和反应堆厂房中的换料水池连通，它们包括:a.乏燃料贮存水池冷却和处理系统设置的两台泵、两台换热器和一条接有过滤器和除盐装置的旁路管线;b.每个贮存水池设置一个表面水层撇沫系统，每个系统有一套泵和过滤器;。.充水管、排水管和破损燃料贮存小室的取样管;d为反应堆换料水池和乏燃料贮存水池充水的换料水贮存箱;e在开盖卸料期间反应堆换料水池和反应堆压力容器中含硼水的过滤系统，本系统设置有一台泵和两台并联的过滤器。4.3.2.2系统的功能反应堆换料水池和乏燃料贮存水池冷却和处理系统应具有下列功能。为乏燃料贮存水池中的乏燃料组件导出余热，包括导出贮存在破损燃料贮存区中的余热;b.去除换料水池和乏燃料贮存水池中的腐蚀产物、裂变产物和悬浮粒子;反应堆换料水池和乏燃料贮存水池装运和贮存乏燃料容器区的充水和排水;免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)cs/T15761一1995d.维持乏然料贮存水池的水位;e.在换料水贮存箱中贮存安全壳喷淋和应急堆芯冷却用的含硼水.此外，在反应堆冷却剂系统打开时，反应堆换料水池及乏燃料贮存水池冷却和处理系统可作为余热排出系统的应急备用系统，同时也可作为余热排出系统的维修备用，而不降低核电厂的安全性。4.3.2.3设计准则4.3-2-3.1核安全分级反应堆换料水池和乏燃料贮存水池冷却和处理系统除下述部件外均属于核安全3级。a.换料水贮存箱、由换料水贮存箱正常水位以下接出至第一个常闭隔离阀之间的管道、与余热排出系统连接的管道以及安全壳贯穿件(包括隔离阀)都属于核安全2级。b在安全壳内的部分属于非核安全级。4.3.2.3.2机组间共用安全有关的设备为每一个反应堆机组专用，但必要时两个反应堆机组的设备冷却水系统可相互备用。4.3-2-3.3安全壳隔离管道贯穿安全壳应满足下列要求:a.在安全壳外设置一个常关隔离阀;b.在安全壳内设置一个常关隔离阀或一个隔离止回阀。4.3-2-3.4部件的多重性反应堆换料水池和乏燃料贮存水池冷却和处理系统有两台相同的泵，每台泵可提供100%的额定流量，用柴油发电机组作应急备用电源。由于允许有足够的时间操作，泵之间的相互切换以及把泵电源切换至柴油发电机组都是手动的。r4.3-2-3.5防灾害事件a.自然灾害，乏燃料水池冷却系统、换料水贮存箱及其连接管道在安全停堆地震载荷作用下能保持其安全功能。其他区域的排水管道(直至并包括第一个隔离阀)，应在同样载荷下保持其密封性。系统应能防水淹和冰冻。b.内部和外部灾害，系统对飞射物(包括飞机坠落)、火灾和爆炸应设置防护。4.3-2-3.6对地下水的保护换料水贮存箱可能的泄漏水应能被收集，以防止污染水扩散和污染地下水。从反应堆换料水池和乏燃料贮存水池冷却和处理系统泄漏出的水和排水(包括换料水贮存箱和水池的泄漏和排水)应由疏水和排气系统收集。4.3.2.3.7生物防护所有与放射性接触的部件(尤其是过滤器和除盐装置)应布置在生物屏蔽内。4.3-2-3.8设计要求a.在失水事故时，换料水贮存箱的容量应确保安全壳喷淋系统和安全注射系统由直接喷淋和注射阶段转入再循环阶段，也能保证反应堆换料水池在核电厂停运期间充满水。b.每个冷却系列都应能排出由乏燃料释放出的全部余热。设计时选取的热阱温度应根据历年记录选出每年从最高日平均温度依次向下的第8个高温值，再从所有的第S个高温值中选出最高的一个值作为设计温度。c.乏燃料贮存池水的温度应与保持水池金属密封衬里的强度所要求的温度相适应。d换料水贮存箱中的水温应保持高于硼结晶的温度。e应保持乏燃料贮存水池和反应堆换料水池的水位高出乏燃料组件顶部并有足够的高度，当设备由于故障而出现泄漏时，仍可对工作人员提供足够的防护。4.3-2-3.9布置要炎免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)GB/T15761一1995系统布置应采取防止乏燃料贮存水池排空的措施。4.3-2.4维修系统设计应允许对过滤器、除盐装置、泵和换热器进行在役检查。4.3.3通风系统核电厂通风系统用来为各个厂房提供合适的环境条件，包括在正常和事故工况下控制厂房大气中的放射性以及限制放射性对外部环境的释放。4.3.3.1系统的组成核电厂通风系统可分为与核电厂一个反应堆机组有关的、与核电厂一对反应堆机组有关的和与整个核电厂厂区有关的三类。核电厂通风系统按功能组成如下。4.3.3.1.1保持专设安全设施所需工作环境的通风系统a.安全壳喷淋系统和低压安全注射系统电动泵的电动机房通风系统;b.化学和容积控制系统上充泵房的应急通风系统;c.蒸汽发生器辅助给水泵房的通风系统;d设备冷却水系统泵房的通风系统;e柴油发电动A和B厂房的通风系统。4.3.3.1.2限制厂房外污染的通风系统a.连接厂房贯穿件区通风系统;b燃料厂房通风系统(除碘部分);c.核辅助厂房通风系统。4.3.3.1.3电气厂房通风系统a.控制室空调系统;b其他电气房间的通风系统;e.排烟系统。4.3-3-1.4确保室内有合适环境的其他通风系统a，安全壳连续通风系统;b.反应堆堆坑通风系统;c控制棒驱动机构通风系统;d.安全壳内部过滤净化系统;e.安全壳换气通风系统;f.燃料厂房通风系统(不包括除碘部分);S.附属厂房热室通风系统;h.安全厂用水泵房通风系统;主.安全壳内氢浓度控制和空气监测系统中的小流量排气部分。4.3.3.1.5通风系统的主要部件a.进风口;b进风过滤器;c.风机;d.通风管;e止回阀和风阀;f.冷却盘管和加热盘管;9.流量分配管嘴;h.空气加热器;免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)GB/T157&1一19951.污染空气的过滤装置;J.烟囱;k.有关的测量监测装置。4.3-3.2系统的功能4.3.3.2.1保持专设安全设施所需工作环境的通风系统维持设备运行所容许的环境(温度、压力、湿度、放射性、清洁度)。4.3-3-2.2限制厂房外污染的通风系统a.被污染的空气排放到外部大气中去以前需进行过滤。b.控制烟囱废气排放的放射性，确保厂区大气中的放射性符合法规要求.4.3.3.2.3电气厂房通风系统a.对所有系统使厂房温度保持在设备运行所允许的范围以内以及保持核电厂工作人员进人厂房所必须的换气次数。控制一个房间相对于室外或相邻房间的压力，房间为正压时可用以防止粉尘或外部污染气体进入室内，房间为负压时可用以防止烟气、氢气或内部污染物的外逸。控制相对湿度。b.控制室通风系统在下述情况引入的新鲜空气需经除碘器过滤:在发生造成外部污染的事故期间，如放射性废气贮存罐破裂，失水事故和安全壳外的蒸汽总管破裂事故;为防止控制室被污染，在进风口探测出放射性高于规定值时，正常通风会自动切换至新鲜空气经过滤器过滤的通风;外部灾害，例如碳氢化合物所引起的火灾，毒性和爆炸性产物引起的烟雾漂移(当需要考虑这些灾害时)。4.3-3-2.4确保室内有合适环境的其他通风系统a.安全壳连续通风系统通过安全壳内空气闭式循环和冷却排出反应堆厂房中设备的释热(反应堆堆坑和控制棒驱动机构的释热除外)。混合每个房间中的空气。b反应堆堆坑通风系统在正常运行和热停堆期间反应堆堆坑的通风和冷却。c.控制棒驱动机构通风系统排出控制棒驱动机构和位置指示器的热量并控制其温度。d.安全壳内部过滤净化系统在反应堆厂房内发生放射性污染事故时，用来降低裂变产物浓度，使核电厂工作人员允许进入安全二五二。e.安全壳换气通风系统在冷停堆维修期间维持相当于每小时换气一次的通风量，并使环境温度保持在允许的范围内。在冷停堆期间降低气体裂变产物浓度，使核电厂工作人员能安全长久地在反应堆厂房停留(在运行期间，使用小流量排气系统后可在一定条件下进入反应堆厂房)。在停堆期间，使反应堆厂房的含氧废气分离贮存罐降压f.燃料厂房通风系统(不包括系统“降压”部分)使燃料厂房保持合适的温度和换气次数，确保设备有良好的运行环境并使核电厂工作人员能进入免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)GB/T15761一1995燃料厂房。在正常运行期间限制环境的相对湿度，使乏燃料贮存水池壁不会出现凝结水。B.安全厂用水泵站通风系统水泵停止运转时防止设备(过滤器和水泵>冻结;当室外温度达到最高值时降低室内温度。h.附属厂房热室通风系统核电厂工作人员所在房间的通风。在“热”室内造成负压，防止受污染空气外逸。空气放到外部环境去以前进行过滤。4.3-3.3设计准则4.3.3.3.1控制环境状况通风系统应能满足人员进入和设备运行所需的室内环境条件(温度、相对湿度、大气污染和卫生条件)。在含有硼酸的房间内安装空气电加热器，使房间能保持防止硼酸结晶的温度。4.3.3.3.2控制放射性释放在可能受到放射性污染的房间，其通风系统应尽可能限制放射性产物扩散到核电厂其他房间和释放到外部环境中去.a.测量和控制装置应设计成:当房间内的放射性达到规定的阐值时能启动碘过滤器系统和/或关闭开式通风系统(嫩料厂房主通风系统、安全壳内部过滤净化系统、反应堆厂房换气系统和核辅助厂房通风系统)。可用固定的监测装置监测每个房间的放射性。碘过滤器系统可以在控制室启动。b.当燃料厂房内出现高放射性剂量时(燃料装卸操作事故或失水事故)应停止通风，自动启动低流量排风系统，降低厂房内的压力和保持在负压状态，并使泄漏有确定的排出路线，能经过滤后排放到外部环境。c系统的布置原则是使空气从低放射性区流至较高的放射性区;安装有设备易引起放射性泄漏的房间，其压力应低于同它相邻的房间，例如装有安全壳喷淋泵和低压安全注射泵电动机房间的压力应高于泵房间的压力。d.放射性物质的排放都要用相应的过滤设备(高效过滤器、除碘器)进行控制，在正常和事故工况下，这些过滤设备应使排放出的放射性低于法规规定的限值。辅助厂房热室的排风不装设除碘器，因为这些房间没有被碘污染的危险。e.应设置测量装置以便对排放出的放射性进行监测，用以控制容积浓度和记录正常或事故工况下气体的排放量。f.通风系统出现放射性异常排放时，应能进行取样，供实验室进行分析。4.3.3.3.3设备的多重性专设安全设施通风系统中的所有能动设备都应是多重设置的。控制室空调系统中的风机应是多重设置的。多重设置的能动设备应由两列独立电源供电，并由柴油发电机作应急备用电源，当失去厂外电源时仍能完成其安全功能。4.3-3-3.4核安全分级安全壳贯穿件及其隔离阀应属于核安全2级。专设安全设施运行所需的通风系统，其主要设备应属于抗震I类。防止厂房外被污染的通风系统(核辅助厂房一般通风系统除外)，以及控制室通风系统的主要设备也都属于抗震工类。4.3.3.3.5防灾害事件防内部灾害41免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)GB/T15761一1995通风系统应能减少发生火灾的概率和产生火灾后造成的后果。对可能发生火灾的区域应设置隔火墙同其他区域隔开，以防止火灾蔓延。隔火墙以内的区域叫防火区。防火区的布置应满足下列要求:核电厂一般区域发生火灾不会蔓延至安全有关设备的房间;火灾不会同时损害两个安全功能相同的多重设置的设备;保证能封闭住火灾所产生的可能受污染的蒸汽、尘埃、悬浮微粒和燃烧残余物。为了达到上述目的，通过防火区的通风管应装设防火风阀;可能受到污染的房间所使用的过滤系统应采用下述办法防止火灾:预防措施:前置过滤器和高效过滤器应具有耐火的性能，并安装在密封罩内;直接布置在大气排放口上游的除碘器同下游应是可以隔开的;监测:过滤器外罩或有关风机应设置高温报警器，出现高温可发出报警信号。除碘器密封罩应设置两个测温计、两个烟气探测器和两个火焰探测器。专设安全设施运行所必需的通风系统或防止厂房外污染的以及电气厂房的通风系统应具有防护内部飞射物和管道甩击的措施。-专设安全设施的通风系统应能在最不利的温度、压力、湿度等环境下执行其安全功能。通风管道的涂层也应能适应事故后的环境条件·-一-，控制室通风系统应能保护控制室免受厂内外事故所造成的外部污染。通风管道应具有下列特征:易于去污，具有易于去污的徐层(镀锌板和不锈钢制成的风管除外);采用耐火结构;耐腐蚀;密封性，特别是输送污染空气的排风管道;风管具有的形状能限制灰尘在弯头或低处沉积;能承受内、外超压。b.防外部灾害’专设安全设施运行所必需的或防止厂外污染的通风系统(核辅助厂房一般通风系统除外)以及控制室通风系统都应能在安全停堆地震载荷作用下保持其完整性并完成其功能。在发生设计基准事故中规定的外部灾害(火灾、飞射物、飞机坠落、爆炸等)时，专设安全设施的通风系统应能保持运行。如果有化学污染的危险，则应采取措施进行防备，例如在进风口装设过滤器等。如果有爆炸的危险，则应在具有下述功能的通风系统的进风口或排风口安装防爆装置使反应堆达到冷停堆并保持在冷停堆状态所需的通风系统;保持放射性产物不会释放出去所需的通风系统;燃料长期冷却所需的通风系统。当由于爆炸引起的压力可能会达到很高时，则其贯穿件应设置防爆风阀。通风系统进风口应远离外部发生火灾时产生的热流，但对允许停运的通风系统可以例外。如果核电厂受到沙暴的侵袭，长期使用的通风系统应用除沙器进行保护。临时性通风系统(柴油机、压缩机)用固定式过滤器进行保护。4.3.3.3.6安全壳隔离安全壳换气通风系统(在冷停堆期间运行)应能满足安全壳隔离准则，每个贯穿件内外侧各装一个隔离阀。当反应堆正常运行期间或出现高能管道破裂事故时，安全壳隔离阀处于关闭状态.当出现燃料装卸事故时，根据高放射性信号安全壳隔离阀应自动关闭或手动关闭4.3,3.3.7机组间共用42免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)Gs/T15761一1995通风系统对每个反应堆机组都是专用的，但核辅助厂房通风系统和电气厂房中的“热”室通风系统除外，他们为两个反应堆机组所共用，附属厂房的热室通风则为整个厂区共用。4.3-3.4试验在核电厂启动期间应对通风系统的性能进行检查，以后每年需进行一次复查，以保护核电厂工作人员免受电离辐射的损害。除碘过滤器每年应进行一次现场试验，以检查其效能(除碘器的碘注入、高效粒子空气过滤器的钠荧光素的注入)。通风系统中属于抗震I类的设备，尤其是风机应进行抗震试验。4.3.4余热排出系统4.3.4门系统的组成余热排出系统的主要设备有:a.循环泵，从反应堆冷却剂环路热段管道抽出反应堆冷却剂，并卿送至换热器，经冷却后返回环路的冷段管道;b.换热器，把反应堆余热由反应堆冷却剂传递至设备冷却水;c.连接泵和换热器所需的管道和阀门以及余热排出系统与有关的辅助系统和反应堆冷却剂取样系统连接所需的管道和阀门;d.两组安全阀，每组由两台先导式安全阀串联组成，用来保护本系统压力不超过设计压力，并防止反应堆冷却剂系统处于单相状态时超压;e.同反应堆冷却剂系统相接的吸入管和排出管。包括反应堆冷却剂系统第二只隔离阀及以外的管道;f.在正常运行时在控制室以及在控制室不能使用时在应急停堆盘上进行操作所需的测量与控制装置。4.3.4.2系统的功能a为使反应堆达到和长期保持冷停堆，在冷却的第一阶段(利用蒸汽发生器产生蒸汽和二次侧给水系统给水)完成以后，用来进一步导出反应堆衰变热和反应堆冷却剂系统的显热。b.在反应堆换料操作期间导出堆芯余热。c.在主蒸汽管道破裂后导出堆芯余热。d.当反应堆冷却剂系统压力降到不能使用高压下泄装置时，余热排出系统可把反应堆冷却剂下泄至化学和容积控制系统。e.反应堆启动期间，使反应堆冷却剂循环并把压力增至启动反应堆冷却剂泵所需的压力。f把反应堆换料水池中的水排至换料水贮存箱。B.发生小破口失水事故时，如果需要，可以由余热排出系统导出堆芯余热。h.余热排出系统的介质是反应堆冷却剂，具有裂变产物密封屏障的作用。4.3.4.3设计准则余热排出系统的设计可参照EJ/T328.4.3.4.3门冷却能力余热排出系统应具有完成4.3.4.2条所规定功能的冷却能力，并使规定的燃料容许限值和反应堆冷却剂系统压力边界的设计条件，包括余热排出系统的设计条件都不会被超过。4.3-4-3.2单一故障准则的应用余热排出系统中的所有能动部件都应满足单一故障准则。本系统的能动部件是指循环泵，余热排出系统同反应堆冷却剂系统之间的隔离阀。能动部件的电源应由柴油发电机作为应急备用电源，当发生厂外电源断电事故时，可确保系统完成其安全功能。43免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载 免费标准下载网(www.freebz.net)GB/T15761一19954.3.4.3.3余热排出系统与反应堆冷却剂系统的隔离从反应堆冷却剂系统引出至(并包括)余热排出系统的第二个隔离阀应认为是反应堆冷却剂系统的一部分。余热排出系统与反应堆冷却剂系统之间的连接应按4.1.2.3.2条的要求进行设计。在余热排出系统与反应堆冷却剂系统环路连接的吸入管路上，各串联两只电动隔离阀。风在余热排出系统与反应堆冷却剂系统环路连-接的排出管路上各串联一只电动隔离阀和一只止回应设置多重联锁装置以防止反应堆冷却剂压力大于余热排出系统压力时开启电动隔离阀。当电源出现故障时，阀门执行机构应保持在电源故障前的位置。4.3-4-3.4系统超压保护余热排出系统设置两组安全阀，每组由两台结构相同的先导式安全阀串联组成，其中第一个为“安全阀”，第二个为“隔离阀”。正常运行时“隔离阀”常开.“安全阀’，用来保护系统压力不超过设计值，这种安全阀由系统中的流体驱动。·安全阀的容量选择应分析各种可能造成质量和热量注入的瞬态，特别是反应堆冷却剂系统单相状态反应堆冷却剂泵误启动，从中选取最大的，作为安全阀容量确定的依据，二台安全阀的容量应保证压力不超过余热排出系统设计压力的1100x,4.3.4.3.5系统排水和泄漏的收集-一、一二安全阀排水应送至稳压器泄压箱。安全阀的泄漏可用温度传感器监测，传感器的读数在控制室显小。二一_·阀杆和填料的泄漏以及系统的排气和疏水可由疏水排气系统收集。4.3.4.3.6机组间的共用。、.·_‘每一个反应堆机组都有各自完整的余热排出系统，不应有共用部分。4.3-4-3.7设备质量鉴定-余热排出系统的设备应在安全壳内主蒸汽管道破裂后出现的环境条件下进行质量鉴定。在此条件下系统仍能运行。.一小、-4.3-4-3.8测量和控制，_余热排出系统用的测量和控制设备应能确保余热排出系统能完成其功能，以及能把系统的温度和压力控制在预定限值以内。.」在控制室内应提供下列数据、报警和信号:e.安全阀排水管路温度;b泵出口压力;e.系统温度;a.系统流量;e.泵轴承和电动机转子温度;f泵的冷却水温度;8.电动阀门的状态和可用性指示;h.泵的运转状态指示信号余热排出系统应能利用控制室外设置在电气厂房应急停堆盘上的测量和控制设备使反应堆进入并保持冷停堆状态，包括系统的温度和流量、与反应堆冷却剂系统之间的隔离阀门的状态显示与控制以及当反应堆冷却剂系统压力过高时防止阀门打开的联锁信号、调节反应堆冷却剂流量和温度的阀门的控制和电动泵组的控制。4.3.4.3.9防灾害事件和实体隔离余热排出系统应能在高能管道(高能管道的定义见5.1.3.1.3b)破裂后不会导致系统的功能失效。免费标准下载网(www.freebz.net)无需注册即可下载'