2024核電廠(chǎng)反應(yīng)堆安全殼 和相關(guān)系統(tǒng)的設(shè)計(jì)安全導(dǎo)則

特定安全導(dǎo)則2024年·目導(dǎo) 背景(1.1- 目的(1.4- 范圍(1.7- 結(jié)構(gòu) 安全殼的安全功能和設(shè)計(jì)方法 安全功能(2.2, 放射性物質(zhì)密封(2.4- 防止外部和內(nèi)部危害(2.14, 輻射屏蔽(2.16, 概述(3.1- 假想始發(fā)事件(3.6- 內(nèi)部危害(3.9- 外部危害(3.13- 事故工況(3.23- 設(shè)計(jì)限值(3.46- 可靠性(3.51- 縱深防御(3.63- 的工況(3.66- 安全分級(jí)(3.70- 環(huán)境鑒定(3.76- 規(guī)范和標(biāo)準(zhǔn)(3.85- 概率安全分析在設(shè)計(jì)中的應(yīng)用(3.88- 安全殼及其相關(guān)系統(tǒng)的設(shè) 概述(4.1- 安全殼結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)(4.19- 安全殼內(nèi)結(jié)構(gòu)的結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)(4.47- 系統(tǒng)結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì) 質(zhì)能排放與管理(4.59- 控制和限制放射性排放(4.90- 可燃?xì)怏w的管理(4.131- 安全殼的機(jī)械特點(diǎn)(4.151- 材料(4.181- 儀器儀表(4.203- 試驗(yàn)和視察(5.1, 建造期間的視察(5.3, 調(diào)試試驗(yàn)(5.5- 在役試驗(yàn)和視察(5.20- 附錄期設(shè)計(jì)的電廠(chǎng)標(biāo) 背景修訂版1，現(xiàn)已取代。目的1國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)《核電廠(chǎng)反應(yīng)堆安全殼系統(tǒng)的設(shè)計(jì)NS-G-1.10號(hào)，國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)，維也納（2004年范圍1.3段。關(guān)于將這些建議應(yīng)用于現(xiàn)有核電廠(chǎng)的進(jìn)一步指導(dǎo)意見(jiàn)附錄。題的建議見(jiàn)原子能機(jī)構(gòu)《安全標(biāo)準(zhǔn)叢書(shū)》第NS-G-1.4號(hào)《核電廠(chǎng)燃料裝卸2結(jié)構(gòu)（Rev.1）[1]3部分就安全殼結(jié)構(gòu)及其部件和相關(guān)45部分涵蓋試驗(yàn)和視察，并提供調(diào)試試驗(yàn)和在線(xiàn)試驗(yàn)和視安全功能如SSR-2/1（Rev.1）[1]54能：(i)在運(yùn)行狀態(tài)和事故工況下密封放射性物質(zhì)；(ii)保護(hù)反應(yīng)堆免(iii)在運(yùn)行狀態(tài)及意外工部件的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)的不同要素（見(jiàn)SSR-2/1（Rev.1）[1]14。放射性物質(zhì)密封如SSR-2/1（Rev.1）[1]55GSRPart3施（見(jiàn)SSR-2/1（Rev.1）[1]和參考文獻(xiàn)[6]5.31A段）；“放射性排放的事故序列（見(jiàn)SSR-2/1（Rev.1）[1]2.112.13段2.14段此外，安全殼及其相關(guān)系統(tǒng)的設(shè)計(jì)應(yīng)使任何放射性排放盡可能低，低于運(yùn)行狀態(tài)下的排放授權(quán)限值，低于事故工況下的可接受限值（見(jiàn)SSR-2/1（Rev.1）[1]55。安全殼的密封性對(duì)于限制放射性物質(zhì)和盡量減少放射性排放至關(guān)重全殼在需要設(shè)備的主要環(huán)境條件之前和期間保持其完整性和密封性（見(jiàn)SSR-2/1（Rev.1）[1]3055。氣中（見(jiàn)SSR-2/1（Rev.1）[1]56。根據(jù)SSR-2/1（Rev.1）[1]58，系統(tǒng)設(shè)計(jì)應(yīng)確保不超過(guò)安全殼的規(guī)定設(shè)計(jì)限值（例如與壓力、溫度、可燃?xì)怏w相關(guān)化系統(tǒng)，須獨(dú)立于安全系統(tǒng)（見(jiàn)SSR-2/1（Rev.1）[1]4.13A段。狀態(tài)（見(jiàn)SSR-2/1（Rev.1）[1]42。雖然采取了多重措施的設(shè)計(jì)安排防止事故發(fā)展至堆芯明顯損壞的狀202/1（Rev.1）[1]58。除”（SSR-2/1（Rev.1）[1]2058。防止外部和內(nèi)部危害根據(jù)SSR-2/1（Rev.1）[1]17，安全殼或屏蔽結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)必須保護(hù)安全殼輻射屏蔽

Rev.1劑量維持在事故工況下合理可達(dá)盡量低水平。”概述GSRPart2號(hào)《安全的領(lǐng)導(dǎo)和管理》[7]和SSR-2/1（Rev.1）[1]1－3。（INFCIRC/225/Revision5）[10]。假想始發(fā)事件3.73.8段就滿(mǎn)足SSR-2/1（Rev.1）[1]16內(nèi)部危害3.10－3.12SSR-2/1（Rev.1）[1]17位于安全殼內(nèi)或容納緩解事故后果系統(tǒng)的廠(chǎng)房?jī)?nèi)的高能系統(tǒng)發(fā)生故2/1（Rev.1）[1]24；11外部危害3.14－3.22SSR-2/1（Rev.1）[1]17[13]提供了關(guān)于通常需要考慮的典型外部危害及其適當(dāng)組合的指導(dǎo)。NS-G-1.5[12]所載的外部危害清單應(yīng)根據(jù)需要加以調(diào)整或補(bǔ)115.21段性（見(jiàn)SSR-2/1（Rev.1）[1]5.15B段。如SSR-2/1（Rev.1）[1]5.21A址危害評(píng)價(jià)得出并設(shè)計(jì)所考慮程度時(shí)發(fā)生期放射性排放或大量放3.213.223.21段所列系統(tǒng)所在的所有結(jié)構(gòu)高度應(yīng)高于場(chǎng)址事故工況概述3.26－3.28SSR-2/1（Rev.1）[1]18設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況3.33－3.38段就滿(mǎn)足SSR-2/1（Rev.1）[1]20與安全殼及其相關(guān)系統(tǒng)的設(shè)計(jì)相關(guān)的設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況應(yīng)根據(jù)確定性方423.40－3.45SSR-2/1（Rev.1）[1]關(guān)于堆芯熔化設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況的2068提出了建議。應(yīng)對(duì)于防止在設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況下安全殼故障進(jìn)行設(shè)計(jì)安排。這些安排6.28A段。為確保如此應(yīng)：設(shè)計(jì)限值3.47－3.50SSR-2/1（Rev.1）[1]相關(guān)設(shè)計(jì)限值以及運(yùn)行限1528提出了建議。限值和標(biāo)準(zhǔn)33[5]3[5]可靠性3.52－3.62段就滿(mǎn)足SSR-2/1（Rev.1）[1]17、21－26、2930683為緩解設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故而設(shè)計(jì)的系統(tǒng)3.10－3.123.14－3.223.77－3.84段分別闡述了關(guān)于保護(hù)無(wú)明顯堆芯退化的設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況下的安全特性3.53－3.56段中關(guān)于旨在緩解設(shè)堆芯熔化設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況的安全特性SSR-2/1（Rev.1）[1]6.44B3.10－3.123.14－3.223.77－3.84段闡述了關(guān)于保護(hù)專(zhuān)用縱深防御3.643.65SSR-2/1（Rev.1）[1]74.204－4.241段）而削弱。實(shí)際消除可能導(dǎo)致期放射性排放或大量放射性排放的工專(zhuān)用安全特性應(yīng)具有足夠的可靠性，有助于實(shí)際消除可能導(dǎo)致期安全分級(jí)構(gòu)《安全標(biāo)準(zhǔn)叢書(shū)》第SSG-30號(hào)《核電廠(chǎng)結(jié)構(gòu)、系統(tǒng)和部件的安全分級(jí)》4在確定實(shí)際要消除的情況時(shí)，應(yīng)分析這些工況，盡管通過(guò)采用合理的技術(shù)手段，這些工況根據(jù)SSR-2/1（Rev.1）[1]9，安全分級(jí)的保壓設(shè)備必須按照核工業(yè)廣泛使用的經(jīng)過(guò)證實(shí)的規(guī)范和標(biāo)準(zhǔn)進(jìn)行設(shè)計(jì)和制造（例如見(jiàn)參考文獻(xiàn)[15－17]其故障而產(chǎn)生的兩種影響（即，功能未完成和放射性排放）5。3.71－3.74段中的建議和SSG-30[14]1級(jí)；13級(jí)；5根據(jù)國(guó)際慣例，作為反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界一部分的部件的保壓邊界的設(shè)計(jì)和制造應(yīng)符合環(huán)境鑒定3.77－3.84段就滿(mǎn)足SSR-2/1（Rev.1）[1]3048號(hào)《核電廠(chǎng)老化管理和長(zhǎng)期運(yùn)行計(jì)劃制定》[18]。對(duì)于受各種老化機(jī)制影響的部件應(yīng)確定設(shè)計(jì)壽命，必要時(shí)應(yīng)確定更規(guī)范和標(biāo)準(zhǔn)3.863.87SSR-2/1（Rev.1）[1]4.15段的要求提出了概率安全分析在設(shè)計(jì)中的應(yīng)用概率安全分析用以支持實(shí)際消除可能導(dǎo)致期放射性排放或大量放應(yīng)使用概率安全評(píng)定來(lái)確認(rèn)緩解堆芯熔化設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況的手段具有概述（Rev.1）[1]6.28B安全殼及其相關(guān)系統(tǒng)的布置和配置見(jiàn)第維護(hù)和可達(dá)性同總體考慮和實(shí)施防止未經(jīng)授權(quán)人員進(jìn)入安全重要系統(tǒng)的核安保建議。運(yùn)行人員的行動(dòng)機(jī)組間共享安全殼系統(tǒng)的部件SSR-2/1（Rev.1）[1]33多機(jī)組核電廠(chǎng)的每臺(tái)機(jī)組應(yīng)應(yīng)設(shè)置使多機(jī)組核電廠(chǎng)各機(jī)組之間相互連接的方式，以便于管理設(shè)老化效應(yīng)退役的產(chǎn)生（見(jiàn)SSR-2/1（Rev.1）[1]12）的特征。原子能機(jī)構(gòu)《安全標(biāo)準(zhǔn)安全殼結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)總體設(shè)計(jì)流程負(fù)載和負(fù)載組合（工程標(biāo)準(zhǔn)據(jù)不同負(fù)載組合的應(yīng)力和變形限值來(lái)確定。符合國(guó)際公認(rèn)的守則和標(biāo)準(zhǔn)所不確定性和避免陡邊效應(yīng)。裕度一般應(yīng)通過(guò)用于確定設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故和設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況的方法以及使用經(jīng)過(guò)證實(shí)的程序來(lái)確定結(jié)構(gòu)中的限值應(yīng)力來(lái)提設(shè)計(jì)限值應(yīng)根據(jù)預(yù)期性能確定（3.46－3.50段證，盡管裕度小于I級(jí)。6在本文中表 在設(shè)計(jì)階段需考慮的安全殼上的典型負(fù)載集

見(jiàn)第5部 見(jiàn)第5部 大風(fēng)速；見(jiàn)NS-G-1.5[12]表 在設(shè)計(jì)階段要考慮的安全殼上的典型負(fù)載集（續(xù) 正?；蚍?wù)負(fù)載環(huán)境和場(chǎng)址相關(guān)負(fù)例如積雪、浮力，由于地下水位和極 極端外部事件導(dǎo)設(shè)計(jì)基準(zhǔn)地 見(jiàn)NS-G- 見(jiàn)NS-G- 見(jiàn)NS-G- 見(jiàn)NS-G-射流沖擊和/或管道見(jiàn)NS-G-表 在設(shè)計(jì)階段要考慮的安全殼N的典型負(fù)載集(續(xù) 由于以O(shè)原因?qū)е碌呢?fù)

設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的后續(xù)

見(jiàn)NS-G-與設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故相關(guān)

最o重工況計(jì)算的最大峰值壓(峰值和時(shí)間相關(guān)性 最o重工況計(jì)算的最大峰值溫(峰值和時(shí)間相關(guān)性 一回路卸壓(如適用 見(jiàn)NS-G-詳細(xì)的負(fù)載組合設(shè)計(jì)相關(guān)2表2給?了典型的壓水堆安全殼的最小為了得到裕度，應(yīng)使用適當(dāng)統(tǒng)計(jì)組合(例如，使用平方和的平方根ā來(lái)組合由SL-2地震7n者之間并無(wú)因果關(guān) <SL-2地震=表示與設(shè)計(jì)中要考慮的最大地震相關(guān)的地震動(dòng)水平，通常表示為<安全停堆SL-2SL-2地震SL-2飛機(jī)撞SL-2地震SL-2地震SL-2DEC無(wú)顯著性燃料帶堆芯熔化帶堆芯熔化DECSL-2及SL-2地震表表 典型安全殼的負(fù)載組合和工程標(biāo)準(zhǔn)(續(xù)SL-2地震SL-2地震SL-2及DEC無(wú)顯著帶堆芯熔化的DEC的DEC壓力ā的表 典型安全殼的負(fù)載組合和工程標(biāo)準(zhǔn)(續(xù)SL-2地震設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事SL-2及設(shè)計(jì)DEC無(wú)顯著帶堆芯熔化I表 典型安全殼的負(fù)載組合和工程標(biāo)準(zhǔn)（續(xù)SL-2地震SL-2及設(shè)計(jì)DEC無(wú)顯著帶堆芯熔化注：DBA：設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故；DEC：設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況；SL-2：地震等級(jí)2abcIdIIen.a.：不適用局部應(yīng)力和疲勞最大能力和故障模式安全殼內(nèi)結(jié)構(gòu)的結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)2中給出的密封性和完整性的負(fù)（即容器內(nèi)或容器外滯留都應(yīng)實(shí)際消除安全殼邊界或底板熔穿的工況（3.68段容器內(nèi)滯留策略終必要項(xiàng)；因此，它們的設(shè)計(jì)應(yīng)使設(shè)計(jì)裕度足夠應(yīng)對(duì)超過(guò)SL-2級(jí)地震的地震負(fù)載（見(jiàn)SSR-2/1（Rev.1）[1]5.21A段。容器外滯留策略要項(xiàng)；因此，它們的設(shè)計(jì)應(yīng)使設(shè)計(jì)裕度足以應(yīng)對(duì)超過(guò)SL-2級(jí)地震的地震負(fù)載（見(jiàn)SSR-2/1（Rev.1）[1]5.21A段。系統(tǒng)結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)質(zhì)能排放與管理運(yùn)行狀態(tài)下壓力和溫度的控制事故工況下的壓力和溫度控制4.64－4.89段。固有質(zhì)能排放及管理特征（具有大的干燥空間的安全殼安全殼及其內(nèi)部結(jié)構(gòu)以及貯存在安全殼內(nèi)的水作為非能動(dòng)熱阱。在管道破裂事故的假想工況下，結(jié)構(gòu)和構(gòu)件的傳熱速率和熱容是確定壓力和數(shù)對(duì)傳熱速率起著重要的決定作用。在設(shè)計(jì)中應(yīng)以保守的方式考慮所有可設(shè)計(jì)成具有抑壓池系統(tǒng)的安全殼被分成兩個(gè)單一的隔室：干井和濕如果濕井中的壓力高于干井中的壓力，則干井和濕井之間也可以發(fā)生相互使其免受?chē)娏芟到y(tǒng)運(yùn)行時(shí)蒸汽冷凝引起干阱過(guò)低壓力的影響，無(wú)論是有意4.195－4.202設(shè)計(jì)應(yīng)確保冷卻表面的面積足以排出安全殼內(nèi)產(chǎn)生的熱量，并冷卻安控制和限制放射性排放根據(jù)SSR-2/1（Rev.1）[1]55，安全殼及其相關(guān)系統(tǒng)的設(shè)計(jì)必須滿(mǎn)足防安全殼源項(xiàng)條件，如有必要，應(yīng)提供保持水池pH值為堿性的方法。安全殼的密封性間將泄漏率保持在保守的規(guī)定限值之下8。泄漏率應(yīng)足夠小，以確保滿(mǎn)足SSR-2/1（Rev.1）[1]55所述的目標(biāo)。8在國(guó)家中應(yīng)用的這種限值的示例是，對(duì)于具有鋼襯里的鋼容器或混凝土容器，在設(shè)計(jì)壓力1.0－1.5%。4.4f段指出，為了限制泄漏路徑的數(shù)量，應(yīng)優(yōu)化安全殼壁的4.154－4.166段指出。二次密封廠(chǎng)房安全殼旁通應(yīng)作出如此安排：(i盡量減少這種泄漏對(duì)環(huán)境造成的任何不受控制的放射性排放；(ii定期檢測(cè)各部件的密封性；(iii用經(jīng)鑒定的方法檢測(cè)和隔離意降低安全殼大氣中放射性物質(zhì)安全殼噴淋系統(tǒng)設(shè)計(jì)中應(yīng)考慮的重要參數(shù)包括噴淋覆蓋率、噴淋液凡使用通風(fēng)系統(tǒng)清潔廢氣，以減少事故工況下的職業(yè)照射和公眾照4.154－4.166段中的建議。可燃?xì)怏w的管理4.132－4.150段就滿(mǎn)足SSR-2/1（Rev.1）[1]58可燃?xì)怏w的產(chǎn)生應(yīng)評(píng)價(jià)氣體燃燒對(duì)安全殼和緩解相關(guān)事故工況所需系統(tǒng)的可能影堆芯熔化設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況下可燃?xì)怏w的威脅對(duì)安全殼的威脅取決于反應(yīng)堆技術(shù)和設(shè)計(jì)，但通常是由大量不凝性氣體產(chǎn)生的高壓和熱負(fù)載以及可燃?xì)怏w的各種燃燒狀態(tài)引起的。這兩個(gè)原因都應(yīng)予以考慮且應(yīng)評(píng)定其對(duì)安全殼和緩解這種狀況所必需的系統(tǒng)的影高蒸汽濃度或低氧濃度的情況下于氣體可燃限值（4%。緩解氫燃燒和防止氫燃燒對(duì)安全殼完整性挑戰(zhàn)的措施4.139段指出濃度限值。此安全殼的機(jī)械特點(diǎn)管道和導(dǎo)管系統(tǒng)安全殼隔離安排4.154－4.166段就滿(mǎn)足SSR-2/1（Rev.1）[1]569(a)在正常運(yùn)行期間或事故(b)在正常運(yùn)行期間或事故工況下直部的隔離閥。此閥應(yīng)為自動(dòng)閥、常閉閥或者遙控閥10。如果閉環(huán)的故障被9“閉環(huán)”是貫穿安全殼的管道或?qū)Ч芟到y(tǒng)，其被設(shè)計(jì)成在安全殼內(nèi)部或外部，或在運(yùn)行狀10“自動(dòng)閥”是一種閥或阻尼器，它可以由保護(hù)系統(tǒng)或其他儀器儀表和控制來(lái)驅(qū)動(dòng)，而無(wú)需隔離閥貫穿件4.1684.169GSRPart2[1]6.21段的要求提出了安全殼貫穿件應(yīng)設(shè)計(jì)成至少能承受與安全殼相同的負(fù)載和負(fù)載組加壓和連續(xù)壓力監(jiān)控貫穿件：對(duì)于加壓貫穿件，加壓通常應(yīng)高于事故壓力不應(yīng)低于安全殼泄漏率試驗(yàn)中使用的壓力。在貫穿件設(shè)計(jì)中，應(yīng)氣閘、門(mén)及設(shè)備閘門(mén)4.175－4.180段就滿(mǎn)足SSR-2/1（Rev.1）[1]57穿件的設(shè)計(jì)應(yīng)能防止工作人員在核電廠(chǎng)的運(yùn)行狀態(tài)中受到任何不適當(dāng)?shù)妮棽牧匣炷粱炷恋馁|(zhì)量和性能特征（強(qiáng)度、密度和孔隙率）應(yīng)與其用途相一致。安全殼結(jié)構(gòu)所用混凝土的質(zhì)量應(yīng)相應(yīng)提高，與安全殼的安全功能相一致。設(shè)計(jì)考慮將取決于安全殼的概念。例如，預(yù)應(yīng)力混凝土安全殼可以提供結(jié)構(gòu)在無(wú)鋼襯里密封的預(yù)應(yīng)力安全殼中，混凝土即使在事故工況下也應(yīng)在設(shè)計(jì)中，應(yīng)評(píng)價(jià)和考慮安全殼預(yù)應(yīng)力筋在設(shè)備使用壽期可能出現(xiàn)的預(yù)應(yīng)化效應(yīng)隨時(shí)間變化的計(jì)劃：見(jiàn)SSG-48[18]和SSR-2/1（Rev.1）[1]31。金屬材料軟密封材料軟密封材料通常用于多重密封應(yīng)用中，例如用于通風(fēng)閥的密封或空但它們?cè)谑鹿使r下的行為應(yīng)得到適當(dāng)證明。對(duì)軟密封材料的潛在破壞性以及由于溫度波動(dòng)引起的膨脹或收縮。應(yīng)特別考慮保護(hù)這些材料免受氫燃覆蓋、襯墊、隔熱和涂層材料4.195－4.202GSRPart2[1]6.30儀器儀表4.204－4.241段就滿(mǎn)足SSR-2/1（Rev.1）[1]59監(jiān)控安全殼的穩(wěn)定性檢測(cè)偏離正常運(yùn)行的情況4.215－4.229段說(shuō)明了通常監(jiān)控的參數(shù)。形空間11內(nèi)的壓力的監(jiān)控，以視察壓力是否在為正常運(yùn)行規(guī)定的范圍內(nèi)11在可能有火災(zāi)危害的每個(gè)隔間內(nèi)應(yīng)安裝煙霧和火焰探測(cè)器，作為及發(fā)安全殼泄漏率的定期試驗(yàn)5部分。監(jiān)控系統(tǒng)的可用性應(yīng)使用適當(dāng)?shù)膬x器儀表監(jiān)控用于質(zhì)量和能量排放和管理，放射性排系統(tǒng)自動(dòng)運(yùn)行的觸發(fā)如果質(zhì)量和能量或放射性物質(zhì)大量排放到安全殼內(nèi)，需要考慮不同類(lèi)型的影響的管線(xiàn)，以限制放