標準解讀
《GB/T 35730-2017 非能動安全系統(tǒng)壓水堆核電廠總設計要求》這一標準旨在為采用非能動安全系統(tǒng)的壓水堆核電廠提供一套全面的設計指導原則。該文件適用于新建或改造項目,其核心目標在于確保這些設施能夠達到高水平的安全性、可靠性及經(jīng)濟性。
標準首先明確了“非能動安全系統(tǒng)”的定義:這類系統(tǒng)依靠自然力(如重力、自然循環(huán)等)而非外部動力源來實現(xiàn)其功能,在緊急情況下可以自動啟動以保護反應堆免受損害。接著,它詳細描述了此類核電站從選址到退役整個生命周期內(nèi)應遵循的各項準則,包括但不限于:
- 選址:考慮到地震活動、洪水風險等因素選擇合適的地理位置。
- 總體布局:合理規(guī)劃廠區(qū)內(nèi)的建筑分布與重要設備的位置,確保即使在極端條件下也能有效隔離事故影響區(qū)域。
- 安全分析:基于詳盡的風險評估模型對可能發(fā)生的各種故障情景進行模擬,并據(jù)此優(yōu)化設計方案。
- 應急準備與響應:制定完善的應急預案,包括現(xiàn)場工作人員培訓、疏散路線規(guī)劃等內(nèi)容。
- 環(huán)境保護措施:采取必要手段減少放射性物質排放,同時監(jiān)測周圍環(huán)境質量變化情況。
- 質量保證體系:建立覆蓋所有階段的質量控制流程,確保最終產(chǎn)品符合預期性能指標。
- 操作與維護指南:編寫清晰的操作手冊以及定期檢查維修計劃,保障長期穩(wěn)定運行。
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....
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- 現(xiàn)行
- 正在執(zhí)行有效
- 2017-12-29 頒布
- 2018-07-01 實施




文檔簡介
ICS2712020
F65..
中華人民共和國國家標準
GB/T35730—2017
非能動安全系統(tǒng)壓水堆核電廠總設計要求
Generaldesignrequirementsofpressurizedwaterreactornuclearpowerplants
withpassivesafetysystems
2017-12-29發(fā)布2018-07-01實施
中華人民共和國國家質量監(jiān)督檢驗檢疫總局發(fā)布
中國國家標準化管理委員會
GB/T35730—2017
目次
前言
…………………………Ⅲ
范圍
1………………………1
規(guī)范性引用文件
2…………………………1
術語和定義
3………………1
縮略語
4……………………4
設計目標和設計原則
5……………………4
總體設計準則
6……………10
專業(yè)設計準則
7……………22
附錄資料性附錄非能動核電廠設計基準下的典型事件事故工況清單
A()/………49
附錄資料性附錄非能動核電廠典型瞬態(tài)工況明細表
B()……………52
參考文獻
……………………55
Ⅰ
GB/T35730—2017
前言
本標準按照給出的規(guī)則起草
GB/T1.1—2009。
本標準由中國核工業(yè)集團公司提出
。
本標準由全國核能標準化技術委員會歸口
(SAC/TC58)。
本標準起草單位上海核工程研究設計院有限公司
:。
本標準主要起草人陳松張懷遠曹耶南劉鑫林紹萱施偉張淑慧邢曉峰羅蘭英
:、、、、、、、、。
Ⅲ
GB/T35730—2017
非能動安全系統(tǒng)壓水堆核電廠總設計要求
1范圍
本標準規(guī)定了非能動安全系統(tǒng)壓水堆核電廠以下簡稱非能動核電廠設計過程中應滿足的設計
(“”)
目標以及為實現(xiàn)設計目標而需遵循的設計原則總體設計準則和專業(yè)設計準則
,、。
本標準適用于非能動核電廠的設計
。
2規(guī)范性引用文件
下列文件對于本文件的應用是必不可少的凡是注日期的引用文件僅注日期的版本適用于本文
。,
件凡是不注日期的引用文件其最新版本包括所有的修改單適用于本文件
。,()。
核動力廠環(huán)境輻射防護規(guī)定
GB6249
放射性物質安全運輸規(guī)程
GB11806
核電廠安全級電氣設備和電路獨立性準則
GB/T13286
壓水堆核電廠運行工況下的放射性源項
GB/T13976
電離輻射防護與輻射源安全基本標準
GB18871
建筑結構荷載規(guī)范
GB50009
混凝土結構設計規(guī)范
GB50010
建筑抗震設計規(guī)范
GB50011
鋼結構設計規(guī)范
GB50017
核電廠抗震設計規(guī)范
GB50267
壓水堆核電廠燃料系統(tǒng)設計限值規(guī)定
EJ/T1029
核動力營運單位的應急準備和應急響應
HAD002/01
核電廠廠址選擇的外部人為事件
HAD101/04
濱河核電廠廠址設計基準洪水的確定
HAD101/08
濱海核電廠廠址設計基準洪水的確定
HAD101/09
與核電廠設計有關的外部人為事件
HAD102/05
核電廠防火
HAD102/11
核電廠輻射防護設計
HAD102/12
壓水堆核電廠反應堆系統(tǒng)設計堆芯第部分燃料組件
NB/T20057.33:
壓水堆核電廠反應堆冷卻劑喪失事故分析要求
NB/T20099
壓水堆核電廠正??諝鈨艋b置設計準則
NB/T20251
非能動核電廠設計和建造階段質量保證分級及管理要求
NB/T20350
3術語和定義
下列術語和定義適用于本文件
。
31
.
非能動系統(tǒng)passivesystem
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