2024压水堆核电厂专设安全设施设计准则

压水堆核电厂专设安全设施设计准则II目 次前言 II1范围 12规性用件 13术和义 14专安设的围核安功能 2设全施范围 2设全施核全功能 35设基准 45.1安准则 45.2项级 65.3全析 66设要求 7计准故择 7故展抑制 7故防计缓功能 7附录资性录）典型设始事示例 9附录资性录）设计应虑内部件 11PAGEPAGE1压水堆核电厂专设安全设施设计准则范围本文件规定了压水堆核电厂专设安全设施（以下简称专设安全设施）的范围、核安全功能、设计基准和设计要求。本文件适用于以能动型安全系统为主的压水堆核电厂专设安全设施的设计。（）GB6249 GB/T13284.1 GB/T13286 GB/T13626 GB/T17569 NB/T20035 NB/T20097 NB/T20103 NBT20379 NB/T20402 NB/T20406 以下术语和定义适用于本文件。3.1专设全施 Engineeredsafeguardsystems是指预计运行事件和设计基准事故后为限制其后果而起作用的安全系统。3.2单一障 Singlefailure导致单一系统或部件不能执行其预定安全功能的一种故障，以及由此引起的各种继发故障。3.3能动障 Activefailure3.4非能故障 Passivefailure在流体系统中，流体承压边界的破坏或影响系统内部流量的机械故障，称为非能动故障。3.5短期 Shortterm24时。3.6长期 Longterm是指紧接着短期之后的系统运行时间，在此期间仍需要系统的安全功能。3.7安全堆 Safeshutdown3.8设计准故 Designbaseaccident3.9设计展况 DesignExtensionCondition）应急堆芯冷却系统；安 全系（全喷、安壳离安壳滤）；安 全可气控系；蒸 汽生应给系；应 急注系；主 控应可留统。该系统主要承担以下功能：在 失水事故工况下，通过向堆芯注入冷却水，带出堆芯余热，防止燃料包壳熔化，并堆芯几形和整；在 主蒸汽管道破裂事故工况下，向反应堆冷却剂系统快速注入浓硼溶液，以补偿反应却剂冷引的积化和应增，止应堆返界；在 再环段系的分承边作安壳延伸起全屏作。该系统主要承担以下功能：在 运和故况包放射物；保 护应使免外自然件人事的响；安 全状控：控 制全内变物其他态液或态质的累；排 出全内热，安全内力温降至可受水；控 制全内独隔在事工下超。在 事工下安壳施有隔，证全的完性密性。该系统主要承担以下功能：设 计基准事故工况下执行一回路硼化、补水和辅助喷雾降压等安全功能，使反应堆冷系统到维安状；未 能急堆预瞬工况向应注浓酸溶，反堆入临界态。留。核电厂工况按假想始发事件的频率分类，见NB/T20035。对于发生概率低于10-6/堆年的事件设计时可不予考虑。与专设安全设施有关的电厂工况和核安全准则如下：对 于况II、III或IV的事，后不过NB/T20103规的；对 于况II、III或IV的事，设全施符合用标与范要求；IIIII或IV（程；IIIIIIV专设安全设施应能响应工况II、III或IV类的事件，见NB/T20103中的相关要求。典型的始发事件示例见附录A。NB/T20379——短期内发生的单一能动故障；——长期内发生的单一能动故障或单一非能动故障。单一故障准则的应用要求系统设计有足够的冗余度，以保证专设安全设施的可用性。流体系统应用的单一故障准则应符合NB/T20402的要求，电气系统应用的单一故障准则应符合GB/T13626的要求。（）GB/T13286防 火：冗余的安全停堆序列除位于安全壳内或控制室内的部分以外，应采用耐火极限1.5h的火障；防 水：护施使淹不扩到个全关系；防 管破，括：安 全内防措应管道裂的能响会在备间播；安 全外防措应管道裂的能或环境影不在备间传。d)空 间隔设、道置和缆设空分距离实降共故概率目。专设安全设施应尽可能简化，以便：使 操员动尽能单和一特是紧情况；完 成能恢运所求的作少；联 锁护要最；实 现全可性标完成全能需的备最。NB/T20406（GB/T13284.1供电同时，考虑设计扩展工况的预防和缓解措施，应考虑设置全厂断电事故的电源以及临时电源。HAF102。风、龙卷风、海啸（）专设安全设施应进行定期功能试验和运行监测，以确保其设备的可用性和安全功能。状态。需求。专设安全设施支持系统的构筑物、系统和部件的设计应满足专设安全设施各系统的功能要求。专设安全设施的构筑物、系统和部件的分级应符合GB/T17569的要求。目的鉴别可能影响核安全的每个假想始发事件的初始状态及其后果（数的影响），评估其发生的最大频次（引起同一参数变化的事件应作为一组始发事件评价专设安全设施的相应功能5.1.1鉴 别设基事进响应安级筑、统和件；鉴 别证对全构物、统部的安要求；鉴 别证对安级筑物系和件核全要；验 证纵与安有的操和应间考执行全能设状；确 认全能在统计规和准定范内完；确 认构物系和件（括视试设）有的行值条。假 想发件生的始条，括述响：堆 功、应冷剂度和力裕、制统响和表度；电 厂数功的化一回中射的化燃料壳完性）；）动力源（）保护系统的状态；安全有关系统的状态；事 故期间电厂参数变化对分析结果的影响，例如压力、空泡分布、传热系数、反应堆剂装以控保系的响等；可 能响变物障整性应和或应瞬态如应变、量释等）；用 于解故果专安全施性括路特（响时间磁和的响、仪表差需的力和流系的态性。对附录A所述典型始发事件的安全分析见NB/T20103中的相关要求。概述NB/T20103通常应考虑的始发事件见6.1.2，可行时考虑的设计扩展工况见6.1.3。需考虑的单一始发事件类型主要如下：与 核电厂正常运行有关的系统和设备失效、能动设备（如泵、阀门、控制器）误动作纵员作误；包 括设全施内备用备投；非 能设故，如道泄或裂蒸发器传管裂；操 作在料卸程的差；失 去外源；包 容态液放性质的备能和能）故或动。（ATWS）对于ATWS和与全厂断电有关的多个能动部件失效事故，专设安全设施的设计和验收可考虑下述要求：ATWS为止）；6.1.1NB/T20035（II况III）。概述专设安全设施应对6.1.2规定的设计基准事故做出响应，并实现6.3.2和6.3.3所描述的安全目标。与设计基准事故相对应的事故工况及验收准则见表1。表1 事故况验准则事故工况验收准则中等频率事故—工况IIII（IIIV保证燃料包壳的完整性；一回路压力和二回路压力不超过限值GB6249稀有事故—工况III可能导致少量燃料元件的有限损坏，堆芯几何形状不破坏；IIIIVGB6249极限事故—工况IV堆芯几何形状不破坏；不得导致具有限制事故后果功能的系统损坏；反应堆冷却剂系统和安全壳不得受到任何其他损伤；GB6249注：失水事故时应急堆芯冷却系统设计准则如下：1）燃料元件包壳表面计算最高温度不超过1204℃；2）燃料元件包壳局部氧化量不超过氧化前燃料元件包壳总厚度的17％；3）燃料元件包壳与水或蒸汽化学反应产生的氢气量不超过假想总氢气量的1％。假想总氢气量为假定除包围 燃料元件两端气腔体积部分外，全部包壳管金属与水或蒸汽完全反应所产生的氢气量；4）堆芯的几何形状变化应使堆芯仍能保持可冷却的几何形状；5）应急堆芯冷却系统开始运行后，计算堆芯温度保持在可接受的低数值，堆芯内长寿命放射性核素释放的衰变热在要求的更长时间内都能排出；6）计算最严重的放射性后果不超过GB6249的极限事故限制值。NB/T20097安全壳限值主要考虑下列要求：附 录 A（资料性附录）典型的设计始发事件示例二回路系统排热增加的典型事故包括：给 水温度降低、给水流量增加、蒸汽流量增加，蒸汽发生器安全阀、释放阀或排放阀开启置中频事）；安 全内外蒸管破裂小口稀事，大口极事）；非 能余排系意投入；快 速却能投。外 负荷丧失、汽轮机事故保护停机、冷凝器真空丧失、汽轮机调节阀故障关闭、主蒸离阀外闭中频事故）；电 厂助备应交电源失中频事）；正 常水量失中频率故）；安 全内外水统道破（破属有故，破属限故。反应堆冷却剂系统流量降低的典型事故包括：反 应冷剂电事保护机丧电使应堆却失强流；1)部 分电事停（等频事）；2)全 部电同事停（稀事）。反 应冷剂转卡和泵断（限故。反应性和功率分布异常的典型事故包括：控 制组在临或功率动况失提（中频事）；控 制组在率行失控升；一 组动制提（等频事）；单 束提（有故。c)控 制误作中频事故不 工环意启（等频事）；导 致应冷剂浓降低化和积制统故（等率障）；燃 料件装事（有事）；弹 棒故极事）。1010反应堆冷却剂装量意外增加的典型事故包括：应 急芯却统反堆功运期误入中等率故）；化 学容控系故（中频事）；应 急注系误动故。反应堆冷却剂装量意外减少的典型事故包括：稳 压安阀卸阀开启中频事