EJ T 1179-2005 压水堆核电厂专设安全设施设计准则.pdf

1、ICS 27. 120. 20 F 83 备案号：15845-2005中华人民共和国核行业标准EJ/T 1179-2005 压水堆核电厂专设安全设施设计准则Design criteria f。rengineered safety features 。fpressurezed water react。rplants 060531000014 2005一04-11发布2005一07一01实施国防科学技术工业委员会发布EJ/T 1179-2005 目次前言. II 引言.IV1 范围.2 规范性引用文件3 专设安全设施的范围与核安全功能.4 设计基准.24. 1 核安全准则4.2 设备分级.34.3

2、 规范和标准.4 5 设计要求.5 5. 1 一般要求5.2 堆芯损坏预防设计要求5. 3 堆芯事故缓解的设计要求.9附录A（资料性附录）典型的设计基准事故示例.11 A. 1 二回路事件引起的排热增加UA.2 二回路事件引起的排热减少. 11 A. 3 反应堆冷却剂系统流量降低A.4 反应性和功率分布异常.11A.5 反应堆冷却剂装量意外增加”.11A.6 反应堆冷却剂装量意外减少. 11 A. 7 来自辅助系统或设备的放射性物质释放.”12附录B（资料性附录）专设安全设施响应时间与核电厂特性. 13 附录C（资料性附录）设计专设安全设施应考虑的自然现象和人为事件.14参考文献.15EJ/T

3、 1179-2005 目lj昌本标准符合HAF102核电厂设计安全规定（1991）、新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策（国家核安全局2002年5月）、HAD102/01核电厂设计总的安全原则(1989）和HAD102/10核电厂保护系统及有关设施(1988）的规定。II 与本标准有关的其他标准如下：GB/T 5204一1994核电厂安全系统定期试验与监测GB 6249-1986 核电厂环境辐射防护规定GB/T 7163一1999核电厂安全系统可靠性分析要求GB/T 9225一1999核电厂安全系统可靠性分析一般原则GB/T 12788一2000核电厂安全级电力系统准则GB/T 1279

4、0一1991核电厂安全级电气设备和系统文件标识方法GB 13284一1998核电厂安全系统准则GB/T 13285-1999核电厂安全重要系统和部件的实体防护GB/T 13286一2001核电厂安全级电气设备和电路独立性准则GB/T 13538一1992核电广安全壳电气贯穿件GB/T 13625-1992核电厂安全系统电气设备抗震鉴定GB/T 13626-2001单一故障准则应用于核电厂安全级电气系统GB/T 13628一1992核反应堆保护系统用于非安全目的GB/T 13629-1998核电厂安全系统中数字计算机的适用准则GB/T 15474一1995核电厂仪表和控制系统及其供电设备安全分级

5、GB/T 15761-1995 2600MW压水堆核电厂核岛系统设计建造规范GB/T 16702-1996压水堆核电厂核岛机械设备设计规范GB/T 17569-1998压水堆核电厂物项分级盯IT312一1988压水堆核电厂运行及事故工况分类盯IT314-1988 压水堆核电厂事故分析安全判据盯IT327一1988压水堆核电厂安全壳喷淋系统设计准则EJ/T 328-1988 压水堆核电厂余热排出系统设计准则EJ/T 331一1992失水事故后流体系统的安全壳隔离装置盯IT332-1988 压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则EJ/T 338一1988压水堆核电厂核供汽系统疏水和放气设计准则盯IT

6、525. 1一2002核电厂用铅酸蓄电池第1部分容量确定EJ/T 525.2一1999核电厂用铅酸蓄电池第2部分安装设计和安装准则EJ/T 525. 4-1997核电厂用铅酸蓄电池第4部分维护、试验和更换准则盯IT561-1991 压水堆停堆冷却准则EJ/T 562一1991核电厂安全有关的操纵员动作时间响应设计准则EJ/T 570-1999 压水堆安全重要流体系统单一故障准则盯IT573-1991 核电厂安全级铅酸蓄电池质量鉴定盯IT574-1991 核电厂安全级控制仪表盘（屏）和机架的设计与鉴定EJ/T 589-1999 压水堆核电厂安全壳密封性试验盯IT609-1991 核电厂保护系统电

7、气插件型式检验准则盯IT626-1992 核电厂电气、仪表和控制设备的安装、检查和试验要求EJ/T 627-1992 保护系统的手动触发盯IT628-1999 核电广安全级连续工作制电动机的质量鉴定盯IT670-1992 失水事故后安全壳内氢气浓度的控制EJ/T 705一1992核电厂安全级电缆及现场电缆连接的型式试验盯IT745-1992 轻水堆核燃料衰变热功率的计算盯IT758-1993 压水堆核电厂反应堆弹棒事故分析准则盯IT759. 1759.2一2000核电厂控制室控制器和屏幕显示的应用盯IT834一1994压水堆核电厂辅助给水系统设计准则EJ/T 1062-1998 压水堆核电厂核

8、安全有关的钢结构建造规范盯IT1058-1998 核电厂安全系统计算机软件EJ IT 1098-1999 压水堆核电厂安全壳结构整体性试验EJ/T 1179一2005上述标准是对核电厂安全重要系统和设备的具体设计和试验要求，本标准与其结合使用能满足专设安全设施的设计要求本标准的附录A、附录B和附录C是资料性附录。本标准由中国核工业集团公司提出。本标准由核工业标准化研究所归口。本标准起草单位：核工业标准化研究所。本标准主要起草人：牛祝年、张京长。III EJ/T 1179-2005 引本标准技术内容参考了下述标准和文件：a) GB/T 15761-19952600MW压水堆核电厂核岛系统设计建造

9、规范：b) GB/T 16702-1996压水堆核电厂核岛机械设备设计规范：c）美国电力研究所EPRI）发布的先进轻水堆CALWR）用户要求文件CURD）第II卷第5章专设安全系统：d）法国900MWe压水堆核电站核岛系统设计建造规则（RCC-P第4版，1991）。核电厂专设安全设施是实现核电厂设计安全规定总目标所必需的（见HAD102/01核电厂设计总的安全原则），属于核电厂安全系统的一部分，满足安全系统设计的全部要求。专设安全设施在核电厂纵深防御中所处位置如下：IV ，气事故预防一耐事故设计：1) 设计裕度：2) 简单、坚固、容差错：3) 最好的材料：4) 延长操纵员的响应时间：5）质量鉴

10、定。-.,.-.,- -. I - I . 事故预防一堆芯1）耐事故设计I 2）防止始发事件进扉到堆芯损坏程度. 反应堆系统、反应堆冷却剂系统和辅助系统及其控制系统安全系统 事故缓解：包容堆芯损坏事故释放的裂变产物专设安全设施- . .,. 从上图可以看出，专设安全设施在保证核电厂安全中的作用主要为两个方面：a）预防堆芯损坏：b）缓解事故后果。EJ/T 1179-2005 压水堆核电厂专设安全设施设计准则1 范围本标准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。本标准适用于压水堆核电厂专设安全设施的设计与建造。2 规范性引用文件下列文件中的条款

11、通过本标准的引用而成为本标准的条款。凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单（不包含勘误的内容）或修订版均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。GB/T 5204 核电厂安全系统定期试验与监测GB 6249 核电厂环境辐射防护规定GB/T 7163 核电厂安全系统的可靠性分析要求GB/T 9225 核电厂安全系统可靠性分析一般原则GB/T 12788 核电厂安全级电力系统准则GB 13284 核电广安全系统准则GB/T 13285 核电厂安全重要系统和部件的实体防护GB/T 13286 核电厂安全级电

12、气设备和电路独立性准则GB/T 13538 核电厂安全壳电气贯穿件GB/T 13625 核电厂安全系统电气设备抗震鉴定GB/T 13626 单一故障准则应用于核电厂安全级电气系统GB/T 15474 核电广仪表和控制系统及其供电设备安全分级GB/T 16702-1996 压水堆核电厂核岛机械设备设计规范GB/T 17569 压水堆核电厂物项分级EJ/T 312 压水堆核电厂运行及事故工况分类EJ/T 314一1988压水堆核电厂事故分析安全判据EJ/T 525.4核电厂用铅酸蓄电池第四部分维护、试验和更换准则EJ/T 561-1991 压水堆停堆冷却准则EJ/T 562 核电厂安全有关的操纵员

13、动作时间响应设计准则EJ/T 570 压水堆安全重要流体系统单一故障准则盯IT574 核电厂安全级控制仪表盘（屏）和机架的设计与鉴定盯IT609 核电厂保护系统电气插件型式检验准则盯IT626 核电厂电气、仪表和控制设备的安装、检查和试验要求盯IT628 核电厂安全级连续工作制电动机的质量鉴定盯IT705 核电厂安全级电缆及现场电缆连接的型式试验EJ/T 745 轻水堆核燃料衰变热功率的计算盯IT759. 1 核电厂控制室控制器和屏幕显示的应用第1部分控制器EJ/T 759. 2 核电厂控制室控制器和屏幕显示的应用第2部分屏幕显示的应用EJ/T 117仔2005盯IT1058 核电厂安全系统计

14、算机软件EJ/T 1062 压水堆核电厂核安全有关的钢结构建造规范阳D102/10核电厂保护系统及有关设施队D102/14核电厂安全有关仪表和控制系统HAF 0055 核电厂控制室设计的人因工程原则3 专设安全设施的范围与核安全功能专设安全设施是指压水堆核电厂在设计基准事故期间或事故后，用于预防堆芯损坏或缓解事故后果而专门设置的核安全级构筑物、系统或部件的统称，是压水堆核电厂安全系统的一部分。在可能的情况下，专设安全设施的设计和功能应尽可能考虑超设计基准事故工况的要求。专设安全设施至少应包括：a）应急堆芯冷却系统，其安全功能如下：1) 向反应堆冷却剂系统注入棚，实现安全停堆：2) 维持反应堆冷

15、却剂系统足够的水装量，保持反应堆处于冷停堆状态并充分冷却堆芯。b）应急给水系统，其安全功能是在事故工况下，正常给水系统失效时为蒸汽发生器供水，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：c）安全壳喷淋系统，其安全功能是在事故工况（反应堆冷却剂主管道破裂CLOCA）或安全壳内主蒸汽管道破裂）下保持安全壳的完整性和降低安全壳内裂变产物的浓度：d）安全壳内氢浓度控制和空气监测系统，其安全功能是控制事故情况下释放的氢气浓度不致于达到爆炸或爆燃的水平，保持安全壳的完整性：e）安全壳隔离系统，其安全功能是在事故期间保证安全壳的密封性：f）安全亮构筑物，其安全

16、功能是包容堆芯事故所释放的裂变产物（最后一道屏障），缓解事故后果：g）安全壳泄漏率试验装置，其安全功能是保证安全壳系统处于可用状态：h）应急动力系统，其安全功能是在丧失厂外电源期间向必须运行的安全级系统和设备提供动力，使得核电厂维持在安全状态。注l：上述专设安全设施（以法国RCC-P为依据）符合HAF102的规定：除此以外，美国电力研究所CEPRI）发布的先进轻水堆（ALWR）用户要求文件（URD）第II卷第5章专设安全系统中还包括安全降压和排气系统（在LOCA事故后主辅稳压器喷淋不可用，或给水全部丧失的超设计基准事故时，与安全注入系统一起降低反应堆冷却剂系统的压力和温度）、裂变产物（泄漏控制

17、系统。注2:GB/T 157612600MW压水堆核电厂核岛系统设计建造规范95/95DNBR限值ll0%设计压力稀有事故一工况IIIl. 172 lOJ/kg (280Cal/g）径向平均焰小于设计规格书中C级使用极限值极限事故一工i兄IV（例如弹1) 包壳峰值温度1204。c棒、LOCA)2) 氧化17%包壳厚度3) H，产生量1%理论值的堆芯几何形状变化不得妨碍堆芯冷却5) 保持长期冷却能力？主1：表l中燃料限值和RCS限值摘自美国电力研究所CEPRI)发布的先.l.tt轻水堆CALWRJ用户要求文件CURDl第II卷第1章表1.2-2a。C级准则见GB/T16702-1996中8365

18、5。C级使用极限值通常允许在结构不连续处发生可能妨碍设备工作的变形，且允许对受损坏的设备或支承件进行修复，但不得影响核安全，参见ASME第III卷NCA分卷中NCA-2142.（3）。注2:95/95是指置信度为95%并且概率为95%的情况下DNBR的限值；EJ/T758 压水堆核电厂反应堆弹棒事故分析准则规定径向平均：始对新燃料组件是0.942lOJ/kg，对辐照过；燃料组件是0.83710.T/kg：可考虑采用表中限值。注3：氢产生的理论值是燃料活性段包壳全部与水反应所产生的氢总量。5. 1. 3. 2 安全壳眼值设计安全壳时应规定：a) 安全壳承受的压力小于设计压力：b) 安全壳温度低于

19、设计温度：c) 事故发生24h后安全壳压力小子50%设计基准事故的峰值压力。注：上述规定参见美国电力研究所CEPRI)发布的先进轻水堆CALWRl用户要求文件CURD）第H卷第1章表1.2-2b。6 EJ/T 1179-2005 5. 1. 3. 3 剂量限值设计者应分析事故工况下放射性释放是否会超过厂外剂量限值，有关核电厂环境辐射剂量限值见GB 6249。设计安全壳地坑水pH值的控制系统时，应确定放射性腆的挥发速率和系统投入时间，以及与地坑水充分混合的时间，保证地坑水pH值足够高，使得腆的挥发不会影响厂外剂量水平。5. 1. 3. 3. 1 中等频率事故向环境的放射性释放应使公众中任何个人受

20、到的有效剂量不应超过5mSv(O. 5rem），甲状腺当量剂量不应超过50mSv(5rem）。5. 1.3.3.2稀有事故向环境的放射性释放应使公众中任何个人受到的有效剂量不应超过0. lSv (lOrem），甲状腺当量剂量不应超过lSv(lOOrem）。5. 1. 3. 3. 3 发生极限事故时，非居住区边界上任何个人在事故后Sh内所受的有效剂量不应超过0. 25Sv(25rern），甲状腺当量剂量不应超过2.5Sv(250rem）。在极限事故期间，半径80km范围内公众所受的集体有效剂量不应超过2xl04人Sv (2xl06人rem），集体甲状腺当量剂量不应超过2xl05人Sv (2x10

21、人rem）。注：5.1. 3. 3. 1 5. 1. 3. 3. 3所列限值摘自由6249-1986的修订版，该修订版目前尚未批准发布。5. 1. 4 单一故障准则专设安全设施应符合GB/T13626和盯IT570的要求。考虑的单一故障应是与假设始发事件同时发生的最不利的故障，包括：d) 能动部件故障：1）需要时不能动作：2）误动作。e) 电气设备故障：1）一个（或几个）序列的电源故障：2）不能输出序列级信号：3）误信号或传感器的共因故障：4）与能动部件单一故障有关的无效信号。c) 非能动部件故障（始发事件发生后24h内）：1) 阀门密封泄漏：2）设备密封件泄漏：3）管道连接法兰泄漏。5. 1

22、. 5 功能要求对于EJ/T314-1988分析的设计基准事故，专设安全设施各系统的核安全功能要求见第3章。5. 1. 6 安全级别按GB/T17569的规定，专设安全设施的所有设备都应是安全级的，应按设计中假定的环境条件和运行要求（使用寿命、功能要求等）进行质量鉴定。专设安全设施的构筑物应按安全级物项设计。5. 1. 7 电源专设安全设施的各个系统至少都应由相互独立的两个交流电源供电，这两路电源分别与外电网相连：在丧失厂外电源的事故中专设安全设施由厂内应急电源供电。5. 1. 8 晌应时间专设安全设施的设计应使操纵员对于事故工况有足够的响应时间，以便判断核电厂的状态井决定应采取的措施，对事故

23、工况的响应时间应符合盯IT562的要求。响应时间要求的示例参见附录B。5. 1. 9 自然现象和人为事件设计专设安全设施应分析和考虑厂址所在地的自然现象和人为事件，并且符合GB/T13285的要求c自然现象和人为事件的示例参见附录C。7 EJ/T 1179-2005 5. 1. 10 设备状态显示应在主控室为操纵员提供手动操作所必需的设备状态显示，并保i正在全厂断电期间也能显示其状太巳，、。5. 1. 11 独立性专设安全设施的独立性要求见GB13284和GB/T132860 5. 1. 12 简单化设计专设安全设施应尽可能简单以便：a) 使操纵员的动作尽可能简单和！单，特别是在紧急情况下：b

24、) 完成功能和恢复运行所要求的操作最少：f) 联锁保护的要求最少：g) 实现安全、可靠性目标和完成安全功能所需要的设备最少。5. 1. 13 仪表和控制专设安全设施的仪表和控制系统（包括在线监测和试验仪表）是安全系统的一部分，应符合HAD102/10和GB13284中“监测和指令设备（保护系统）”的要求。5. 1. 14 预计运行事件设计时应评价预计运行事件、设备误动作和故障的影响，使触发专设安全设施的需求尽量少。5. 1. 15 概率风险评价设计时可采用概率风险评价的方法证明专设安全设施能实现安全目标：a) 发生严重堆芯损坏的事件频率低于10-5I堆年：b) 需要厂外早期响应的大量放射性释放

25、事件的频率低于10堆年。5. 1. 16 可靠性设计时应评价专设安全设施及其支持设施的可靠性，按质量鉴定的结果确定设备的配置、故障率、试验和维护频次等。5. 1. 17 堆芯余热排出设计时应计算堆芯余热，堆芯裂变产物衰变热的产生速率按EJ/T745的规定计算35. 1. 18 维修换料期间的考虑在维修换料期间反应堆冷却剂装量减少的工况下，设计者应考虑专设安全设施的维修要求和功能要求。5. 2 堆芯损坏预防设计要求5. 2. 1 冗余性应采用冗余配置来保证专设安全设施功能的实现，冗余度至少应保证专设安全设施在发生最不利的单一故障时（己成为事故的故障除外）能完成其安全功能。在设计阶段还应仔细分析辅

26、助（支持）系统的安全有关功能并采取相应措施。5. 2.2 独立性冗余配置的电气设备和机械设备之间应尽实际可能最大限度地做到实体分隔和电气隔离，避免跨越式连接。电气设备的隔离要求见GB;T13286，机械设备的实体分隔至少应包括：a) 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3h铀的防火屏障：b) 防水淹：防护措施应使水淹不会从一个设备扩展到其他设备：c) 防管道破裂：1) 安全壳内的防护措施应使动能影响不会在设备之间传播：2) 安全壳外的防护措施应使动能和（或）环境的影响不会在设备之间传播。d) 空间分隔：设备、管道和电缆敷设的空间分隔距离应实现降低共因故障概率的目标

27、。5.2.3 全广断电8 EJ/T 1179-一2005在全厂断电期间（例如考虑广内外交流电源失去Sh）应使核电厂保持在安全状态，即反应堆处于次临界、冷却剂淹没堆芯、电厂参数保持在设计限值以内。5.2.4冷却能力在出现假设始发事件的同时又发生最不利的单一故障的情况下，应仅使用安全级设备就能降压和冷却反应堆冷却剂系统。5.2. 5 信息系统信息系统的设计：a）应符合出D102/14、EJ/T759. 1和EJ/T759. 2的要求，并且满足人因工程的要求，见HAFJ0055; b）保证反应堆安全运行所需的信息应尽实际可能最大限度地直接取自电厂过程有关的参数：c）应为操纵员提供必要且足够的信息，使

28、操纵员能判断堆芯冷却状态、反应堆冷却剂装量和余热排出状态：d）应向操纵员提供异常工况下手动操作所需的信息和报警。5.2. 6启动和隔离在满足堆芯冷却和厂外放射性剂量限值的条件下，专设安全设施的设备自动启动和隔离的时间应最优化，以减少设备的运行时间。5.2. 7 燃料破损假设所有的系统都处于最佳运行状态，在反应堆冷却剂压力边界近似瞬间破裂且裂口直径不大于15crn时，应保证燃料不会损坏。5. 2. 8 冷却剂装量反应堆冷却剂系统装量应满足：a) EJ/T 561.:.1991中7.2的要求：b）假设失去厂外交流电源且同时发生最不利的单一故障，应能提供反应堆压力容器所需的注射水，以便不超过LOCA

29、事故的限值和条件。设计时应考虑补给水源的储量要求。5.2. 9 余热排出控制余热排出控制应满足：a) EJ/T 561一1991中第6章的要求：b）在电厂所有工况下都应具备余热排出能力，反应堆冷却剂系统有足够的欠热度，防止始发事件（该事件不会导致事故工况）瞬时自动打开一回路安全阅或卸压阀，或二回路的安全阀。5. 3 堆芯事故缓解的设计要求5. 3. 1 功能堆芯事故缓解的功能至少应包括：a）保持安全壳的完整性：b）控制安全壳内裂变产物。5. 3.2 设计要求5. 3. 2. 1 设计应考虑发生堆芯损坏事故时保持安全亮的完整性：a）应将安全壳内氢气浓度控制在爆炸或爆燃水平之下：b）在燃料活性段包

30、亮100%与水反应产生的氢气释放期间或释放后，由惰性化引起的压力增高不应危及安全壳的完整性：c）安全壳内应有足够大的气相空间，应控制安全壳内的氢气使其尽可能均匀分布，氢气总量不应超过相当于燃料活性段包壳75%氧化时所产生的氧气，氢气浓度不超过相当于干燥条件下的13%:d）评价LOCA事故期间安全亮结构是否保持完整，包括燃料活性段包壳75%与水反应导致的压力开高和温度升高。5. 3.2.2 设计时至少应分析：a）安全壳构筑物是否具有足够的裕度：9 EJ/T 1179-2005 b）安全壳隔离的可靠性：c）需操作安全壳内的能动部件是否最少：d）防止堆芯裸露的能力：e）余热排出能力：f）包容裂变产物

31、的能力：g）为操纵员诊断堆芯损坏情况提供信息的仪表是否足够b、，J l EJ/T 1179-2005 附录A（资料性附录）典型的设计基准事故示例人1二回路事件引起的排热增加由于二回路事件引起的排热增加导致：a）给水温度低、给水流量增加、蒸汽流量增加，蒸汽发生器安全阀、卸压阀或排放阀卡在开启位置（中等频率事故）：b）安全亮内、外的蒸汽管道破裂（小破口属稀有事故，大破口属极限事故）。A.2 二回路事件引起的排热减少由于二回路事件引起的排热减少导致：a）机组失负荷、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（中等频率事故）：b）厂用电设备失去正常交流电源（中等频率事故）：c）正常给水流

32、量丧失（中等频率事故）：d）安全壳内、外给水系统管道破裂（小破口属稀有事故，大破口属极限事故）。A. 3 反应堆冷却剂系统流量降低由于反应堆冷却剂系统流量降低导致：a）单一故障（例如泵脱扣、控制器失灵）使反应堆冷却剂失去强制循环：1）单泵电机事故停机（中等频率事故）：2）全部泵电机同时事故停机（稀有事故。b）反应堆冷却剂泵转子卡住和泵轴断裂（极限事故）。A.4 反应性和功率分布异常由于反应性和功率分布异常导致：a）控制棒组件在次临界或低功率启动状态下失控抽出（中等频率事故）：b）控制棒组件在功率运行时失控抽出：1)一组联动控制棒抽出（中等频率事故）：2）单柬棒抽出（稀有事故）。c）控制棒误动作

33、（系统误动作或操纵员人为差错，中等频率事故）：d）未投入运行的反应堆冷却剂环路或再循环环路在不适宜的温度下启动（中等频率事故）：e）反应堆冷却剂中棚浓度降低的化学和容积控制系统故障（中等频率故障）：f）燃料组件错位事故（稀有事故）：g）弹棒事故（极限事故）。A. 5 反应堆冷却剂装量意外增加由于反应堆冷却剂装量意外增加导致：a）应急堆芯冷却系统在反应堆功率运行期间误投入（中等频率事故）：b）化学和容积控制系统故障（中等频率事故）。A. 6 反应堆冷却剂装量意外减少由于反应堆冷却剂装量意外减少导致：a）稳压器的安全阀和（或）卸压阀误开启（中等频率事故）：b）贯穿安全壳且与反应堆冷却剂压力边界相连

34、的管线（例如仪表取样管）破裂（稀有事故）：11 EJ/T 1179-2005 c）蒸汽发生器传热管破裂（稀有事故或极限事故）：d）反应堆冷却剂压力边界破裂导致的失水事故（小破口属稀有事故，大破口属极限事故）。A. 7 来自辅助系统或设备的放射性物质释放12 由于辅助系统或设备的放射性物质释放导致：a）废气贮存和处理系统的故障（稀有事故）：b）废液贮存和处理系统的故障或泄漏（稀有事故）：c）废液储罐破裂引起的放射性物质释放（极限事故）：d）燃料装卸事故引起的放射性后果（极限事故）：e）乏燃料运输容器掉落事故（极限事故）。EJ/T 1179-2005 附录8（资料性附录）专设安全设施晌应时间与核电

35、厂特性专设安全设施响应时间与核电厂特性的关系见表B.1. 表B.1 晌应时间与核电广特性响应时间要求工程原理核电厂特性不要求在30s内自动触发或隔离流允许选用己验证过的硬件，少用快动作阀门（这类设备的响应时间自动体系统（例如触发应急堆芯冷却系阀门价高且需要经常维护）统、安全壳隔离、安全壳喷淋等），但不包括主蒸汽和主给水的隔离阀确定应急柴油发电机组的启动和加启动和顺序加载时间至少40s，使得控制系统有较安全级设备和重载时间，以便在核电厂的寿期内保长的响应时间要设备的应急电持高度的可靠性并且适应专设安全源设施的功能要求操纵员在完全丧失正常给水的事故中，产为防止蒸汽发生器（SG）烧干应有足够的响应时

36、间：SG的特性生应急给水（防止蒸汽发生器烧干）降低SG烧干后充水导致的疲劳应力，避免SG烧干后触发信号后30min内不要求投入应导致的反应堆冷却剂系统升温和一回路排放急给水不要求在30min内对应急给水系统应急给水流量过高能导致RCS降温过快，如果不予R臼过冷、压力失进行孚动节流以防止反应堆冷却剂以控制，则稳压器可能排空，RCS压力可能降到应控系统RCS）过冷急堆芯冷却系统ECCS）的触发整定值在稳压器低水位报警后30min内不稳压器低水位预报警和报警使操纵员有足够的响RCS的压力控制要求手动控制稳压器水位（上充或应时间，手动控制上充和下泄，改善RC的压力控稳压器特性下泄）制；操纵员的干预能防

37、止稳压器排空和RCS压力降到应急堆芯冷却系统ECCS）的触发整定值在容控箱低水位报警后30min内不容控箱水位报警应使操纵员有足够的响应时间，以RCS的设备控制，要求手动恢复容控箱水位，或手动维持上充流量：在计算响应时间时假设操纵员是在RCS压力控制将上充转接备用水源控制室采取动作上克流量会影响到稳压器的水位和压力控制在核电厂降温期间30min内不要求在降温开始的3伽Jin内，控制棒提供足够的停堆深堆芯反应性手动给RCS加跚（保待停堆深度度6应玫普RC乎的快速冷却能力24h内不要求孚动上充应急给水箱应急给水箱的容积能维持RCS处于热备用状态RCS排热24h，这是应急给水水源的最低容量SG特性注

38、：表中要求摘自美国电力研究所CEPRD发布的先进轻水堆（ALWR）用户要求文件（URD）第II卷第5章专设安全系统13 EJ/T 1179-2005 附录C（资料性附录）设计专设安全设施应考虑的自然现象和人为事件设计专设安全设施应考虑的自然现象和人为事件见下表。表c.1 设计应考虑的自然现象和人为事件序号自然现象人为事件地震（导致的安全停堆地震动）飞机坠落（撞击）2 跑风船只撞击（沿海核电厂）3 洪水暴雨核电厂事故4 龙卷风及其导致的飞射物管道事故5 暴风雪（冰雹、大雪）车辆事故6 海啸或湖震有毒有害气体释放7 - 丙烧或其他易爆物爆炸8 一厂内火灾9 一厂内水淹10 一人为破坏注：表中要求摘自美国电力研究所CEPRI）发布的先进轻水堆CALWR）用户要求文件CURD）第H卷第1章的表1.2-4. 14 EJ/T 1179一2005参考文献1 HAF102 核电厂设计安全规定2 新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策（国家核安全局2002年5月）3 HAD102/01 核电厂设计总的安全原则4) 美国电力研究所CEPRI）发布的先进轻水堆（ALWR）用户要求文件（URD）第II卷5 ASME ( 1995）锅炉及压力容器规范第III卷核动力装置设备建造准则第一册NB分卷一级设备NC分卷二级设备ND分卷三级设备15 盯CONohFF户叮