1、1主肉与适用范围lo 1 主题内容中华人民共和国核工业部标准压水堆核电厂事故分析安全判据BJ 314-H 事故分析是镜电厂安全分析工作中的一项重要内容，立的目的农仅是用以对核电厂，的在全佳作出开价，更重要的是要用以改造和增强核电厂的安全设计以及指导安全运行因此，一般规定对接电厂现实可能发生的各种事故都要仔细进行分析，必须在每项事故分析后提出有效的防事故安全措施，并蓓实到安全设计中去压水堆核电厂设计时应分析的事故约有30种接事故崎严重程度及其可能发生的频皮，一般分为三类见压水堆核电厂运行及事故工况分类）.中等藕率事故，稀有事故，提醒事故1.2适用范围本标准适用于压水堆核电厂事故分析本标准4不适用
2、于仅作为厂址选择时安全评价用的最大可信事故最大假想事故的分析2引用橡准GB 6249核电厂环撞辐射防护规定EJ 319 压水准镜电厂反应堆热工水力设计准则HAP 0200核电p厂设计安全规定3 分析要求中等频率事故一般不会造成燃料元件破损或反应堆冷却弟j系统越E，事故可能对环境造成的放射性影响应低于国际GB6249核电环境辐射防护规定第42条向规定，即对公众中任何个威人造成的者就剂量当量每年应小于0.25mSv( 25mrem) 稀有事故可能有少量燃料元件损坏，但对环境造成的放射性影响应低于GB62.49第43条大事故的规定，即每次事故公众中任何个人成人可能受到的有效剂量当量小于5mSv( 0
3、.05rem）和甲状腺剂量当量小子50mSv( 5rem ），不会妨碍或限制非居住区以外居民的日常活动极限事故计算的事故放射性物质的，释放量对环境影响不得超过GB6249第43条中重大事故的规定，即每次事故公众中任何个人成人可能受到胸有效剂量当量小于O.lSv(!Orem）和甲状腺剂量当量小于lSv( lOOrem ) o 事故分析安全判据的主要要求为z. 核电厂在各种事故工况下膏能力控制事故过程并使之缓解，b. E际用的安全措施和专设安全设施在事故过程中作用可靠，包括考虑各种单一故障的影响， 采用的事故分析方法和程序均经过验证，d. 辐射分析和计算的结果应符合有关准则和导则， 在设计基准事故
4、下安全亮仍能保持完整性，施加瞄准芯和堆内构件上的载荷以及作用在管道和部件上的畹射力等所引起的应：为均在规定跟组以内为便于分析和评价，将31种事故按性质分为8组，列出事故概述、分析和评价的内容假设条申华人民共祖国穰工业部198$-06-05批准1989-01-01施翼91 仲、应用的准则等4 压水堆各种事故的分析和安金判据4.1 由二画画系统引起的排然增加EJ 314-88 4.1.1 f合利温度降低、给水流虫增加、蒸汽流量增加、以及蒸汽发生器安全阀、卸压阀或蕉问排放间卡住在开启位置巾等频率事故。4.1!1.1 事故慨述二回路系统过茸的ill:气，UPtit.热率超过堆芯发热率，引起慢化Jl!J
5、（玲却剂温度降低，从而造成堆芯反应性增加，并引起丛书水平的提高初停堆深度的降低。功率水平的提何意外增商会导致紧急停拢，如果在制保F不当，则吁立巧在成燃捋元件损坏或反应堆冷却剂系统趣压4.1.1.2 分析和评价凶内在. 初始条件甜院设条件也指s反应准和系统的初始条件热工水力分析方法、安全保护系统的性施，何动作时间的瑶迟、系统f11部件的反应，运行人员的必要或可能的处理动作等。b. 分析方法致学院型、参筑、计算肌程序、输入数据等的评定或验证c. 事故分肝汁算的结果包括2堆芯流量，热通道相平均通i茸的热流密度、烧毁比（DNB比、哈压器陀、热功率、温度、压力、反应性以及蒸汽管道压力等的变化d. 然抖元
6、件I守在ti搞坏；以此出比i阜成凶淄SitJ甫呆4.1.1.3 假设条件分忻，民型中所用的参政皑应该是适当保守的，例如s 剖始功率；且批准的堆芯功率筐，再加2%测量误差。事故发生时运行的环路去？应相应于使事故后果且严重的运行工况。b. 假设保守的停堆持性，例如考虑最长的停堆延迟时间，阳反应性价值段大的控制楝卡在堆芯外。c. i圭ff.堆；E比；然i，也ii.慢比加j温度系敖、多普勒系致、空i包系数、轴向功率分布手口径向功率分布罕捏成最为J刊的情况。d. 假寇缓解系统在达到蓝寇值时动作，提定值对仪表允许误差取一定保守也4.1.1.4应用的准则4.1.1.4.1，设计总准则a. 反应堆的民汁应有适
7、当播出，f:t.证在任何正常运行工况和预计运行事f!f:下，不跑过规定的燃料设ti允许限篮。b. 反应堆冷却刘系挠的设计应有足楠度，保证压力边界在任何正常运行工况和预计运行事件下不孜被放坏。c, 反应也控制；在艳的主茧他阳能力必须能够可靠地控制反应性的变化，并边过对卡律等故障考虑适当讪尘，白：证在iE；工i)l阳以计运行事件下，不超过规定的燃料设计允许限值。4.1.1.4.2 专门准则刊有夫；r芷 反应堆冷却加；统了日主？！在汽系统的压力应不起过设计值的1109f 0 b, 必须保持燃怀元fI二但完完整性，最小烧毁比（DNB比保持在95/95DNB比限值以上，即堆；：.；燃料；JG（在95仍的
8、盟的山下，至少rr9s侈的概率不会发生DNB现象c, 当示存在其他元关故r.；.：时，中等频率事故工况不应发展成为更严重的事故工况。d, 对I：小平切！卒rn,i结合任何唯一能功邮件失放或单一误操作的情况，应估计可能的燃问元件的破损愤目，H飞辐射占JjfJ: if坪。对于这类非故，除非恨掘可接受的燃料损坏模型证明只存在较少量元9l EJ 314-88 件破损，否则必须假定所有DNB比低于规定限值的燃抖元件都破损。此时，除燃料元件包壳以外的其他防止放射性物质扩散的屏障不应失效. 仪表量程和篮定值应符合育关规定 必须对最为不刊的电厂系统单一故障在分析中作出鉴定和假定，并且必须t芮足贾家核安全法规H
9、AF0200核电厂设计安全规定第210条的规定4.1.2 安全壳内和安全壳外的蒸汽营造破裂小眩口属于浩育事故，大破口周恒限事故4.1.2.1 事故棋迷主蒸内营造破裂使蒸汽流量增加，导茧冷却加j温度如压力下降。降Wt.引起堆芯反应性增加，可能使功率水平增加和停堆深度减少，反应堆自动紧急停堆，主蒸汽营，迫和主给水营造的隔离阀自动关闭在必要时，可通过未受影响的蒸汽发生器，利用二阳或系挠排放菇汽，以排除哀变热。同时，由辅助给水系统对未雯，事响的蒸汽及生祷提供给水。4.1.2.2 分析和评价的内容要求对安全壳内和安全亮外各种破口尺寸fll位置都选行tt算，以确寇系统响应的可接受性，要求对不同的假定初始条
10、件进行分析，以该实己鉴别出导致最严重后果的工况。对系统和部件的分析评价包括g. 辅助给水系统在蒸汽背道：在裂后提供的流暨是可以搜受的，b. tr .ii! HI民备立承伴在备仲资反iit a。b, 要求保护系统能自动启动适当巾系统，以保证不会由于预期运行事件而超过规定的燃料设计容许限值。c. 要求反应堆保护系统设计成能保证在反应性控制系统单一故障事件中不超过规定的燃料设汁容许限值。4.4.1.s 满足准则的条件：当下列两条成立时，p认为1.4.1.4条的有关准则得iJilJ满足sa. 规定的热工指皮限值（DNB比得到满足b. 燃中：；中心线温度不超过熔点。4,4,2 控制降到fI:在军E答运行
11、下失控tl升（-f且联动控制芹提升届中等频率故，单束棒提升属稀有事故4.4.2.1 事故概述由于操作人员失误或控制系统失常而选成一组联动控制停或一束控制ilf失控提升，反应堆功率迅98 EJ 314-88 迎上升且功率分布崎宠，如果保护系垃响应不及时，然H元件将进：.损坏。4,4.2.2 分忻和汗价的内容分析rf价初情条件和醉变过理、反应性引入可能达到段大速率、燃抖刊也比剂的反应tt反；系致、功率降因子、达到的最大功率水平、皮应堆的iful庭和压力、保护；豆挠的响程序f夺。4,4.2.3 假设条件控制降组或控制悻Jtl连续提升ill:!f，造成最大反应性引入量及引入也凉。4.4.2,4应用的准
12、则同4.4.1.4条4,4.2.s满足准则的条ff( f1i 4. 4 .1. 5条4;4,3 控剧！在没动作中亨贤率事战4,4,3,1 事故r.Jt述由于控制芽、完失？在或操作人员朱误而造成一束控制悻或喝坦控制悖的，不IE常升降动，反应堆功率分布出现异常坚险。如果保护系He.不能及时市止和坦解控制悴的民动作如汽轮饥自；降功平和闭锁！降动作等，则燃料元件可摇坦出容许的设计限值而受到损坏44,4,3.2 分，忻而评价的内容a, 认忻i.ff升飞itfK!l卜？于：fJ代价抖吧！、咋r：飞哩！当雪？可亏、jnt气功足为！？未：仍萨丁，.， tJ rt1 这兰兰系ff.！友的71埠；JJi1C: （
13、如灯结饥i；辛功字刊问饿提ff;等。b. 分忻fJ神醉过徨中切才Ef牛序歹i，何如落榨、回到满功率和可能功；在m圳、反i页YLPil和l事故括：护的动佳。c. 采用的汁算出！、多1立？词输入立据。d, f碎丁究结束，包括反应堆功末、反应堆压力容器压力、极限燃料榕的！阳界热就密陀、燃料中心诅应相段芮线劝卒密度等随时间变化的曲线。4,4.3,3 假设条件a, 初崎功守在应JJ .flt iftr (i:J lf!i功率均ia 2o/o。b. 有关的技垒h却l多普勒系rn应按规定计弈。4.4.3,4应用1i.J;ft则（问4.4.1.4条4.4.3,5 满足准则的条问：同4.4-.1.5条4.4.4
14、 不工作环路过外启动（中等频率事故4,4,4.1 $故问述事故j!:!(E；iiiE盘增加，或把桂冷的7）引入堆芯，或把回浓度较低的水引入堆芯，因而堆芯反应性增加。4,4.4,2 分析和评价1:.J内容a. 事件序列、Yt听模型及其所采用的参致、以及在故后果。b, 为反应；it达到并id夺去全状态而对反应堆保护系统，而运行人员惊住的！.寻求。c, 沙析方法、二；：注模型、多JZ和计rr-机程序的评定或验证。d, 仪去控制系统）匡正lj安全分析中所设想的作用。e, 评价燃卡！破损坦白和放射后果。r. m定成为不利i11足。4.4.4,3 假设条！于（：4.1.l.3条flJa, b, c, d
15、) 4,4,4,4应用的；住v11J99 EJ 314-a& 4.4.4.4.1 设计总准则.反应堆及控制保护系统的设计应留有适当陆度，以保证在正常运行工况相预期运行事件下不超迂规定的燃问设计睿许限值b. 反应堆冷却剂系统及其主f关槽助设备的设计应留育适当播度，以保证在正常运行工况和预期运行事件下压力边界不被破坏。e. 反应性控制系统的设计必须能可；Wa也控制反应性变比，并通过对卡梅等故障考虑适当梅度，保证在正常运行工况，和预期运行事件下，使燃料不超过规定的容许限货4.4.4,4.2 专门准则（1i4.l.1.4.2条a,b,c,d,e，。4,4.5 导致反应堆冷却剂棚浓度降低的化学和容职控制
16、系统故障中等频率事故4.4.s.1 事故概述事故原因可能由于运行人员说操作或化学和容积控制系统故障将无删水通过化学和容枫控制系统加入反应堆冷却剂中，结果使堆芯反应性增加，停堆深哇减小运行人员必须在停堆格度消失以前制止这种意外的即稀罄。各种可能发生的事件岸列取决于在慢化剂被：外稀释时的电厂工况，例如拽料、启动i功率运行自动控制方式和手动方式人热停堆或拎停堆4.4.s.2分析和评价的内窑a, t t.速f斗争？江广工；吧，升忻：t. t主化并F吧？带宵节fi（. 四、始发亨仲、书作作列、分听阴史及其所采用的各种参2二值以及顶目的事件后果。b. 分析为I！反应堆达到并院持安全状态对反应堆保护系统和运
17、行人员动作的要求，特别是涉及含珊冷却水的应急注入系统。e. 分析方法、数学模型、参敖和计算机程序的评定或验证d. 仪表控制系统起到安全分析中所设想的作用e. 化学和窑职桂树系统的功施侍性和运行特性及其可能的故障模式，由此评定事件起因和预计的事件序列。4,4.5,3 假设条件 初始功率水平取批准的堆芯热功率再加21昏功率测量误差b. 假定回稀释以最大可能的速率发生。e. 选择堆芯燃链和栩应的棚浓度筐，使慢他剂温度系致空jPJ.系挝、多普勒系致、轴向功率分布和径向功率分布组成最为不利的组合。这通常是堆芯寿期初的状态。d. 全部燃抖组件装入堆芯。e. 反应堆冷却剂容棋取保守的！$；觉值。扎在换料期间
18、假定所有控制棒都抽出堆芯。g, 在功率运行期间假定在棚稀释始发之前具有技术规格书所允许的最小停堆深度通常约1 ）. h. 对于分析的每个事件，考虑到部将使础价值提高的效R.假定反应性增加速率为保守的高敢值。i. 假定保守的紧急停堆特性，即具有最长的停堆延迟时间和一束最大价值控制梅卡在堆芯外4.4.5.4 应用的准则4.4.5.4.1 设计总准则（同.4.1.1.4.f条a,b, c) 4.4.5.4.2 专门准则和有关标准ad，同4.1.1,4.2条a,b,c,d。. 如果要求运行人民操作米终止这一瞬变，则在发生慢化剂意外隙得报啻信号的时间与停堆深lOO EJ 314-88 度费失的时间之间，
19、必须有下列是小时间闽南g换抖期间为；rnmin1启动、冷停坡、，停堆及功率运行期间为liminor. 电广对该事件的响应拮满足育关燃同破损和系统压力准则的R定，并且在停准深度消失以前使酬稀得瞬变终止4.4.s 燃问惜监事故障育事故4.4.s.1 分析和评价的内容a. 分析各仲，；装错事件，但恬一个戎几个燃；二；二且！二在结m位置必错m1r位。必须研究足够提量的；燃件装怯农作，以证明准内民主无法探.rj灼是坏情况己当鉴别让I:t二。b. J;IJ京分布的变化7日局部功J密度的培巾。c. 每次节曾问：冒环开墙时寻找装科带误肝用的措吐。d. 燃料装w1-t恢设计去二.（fi :1 ;i; :;:.J
20、、时：斗号是！；（比rn.7JL!1支U！.？￥；元i！：处于民损阴阳内的ff.;何运行限制条件。e. f,1鸟飞i仔细哎时后果fll为此；问装锚r:vr.、丑小IT可；飞tl!ifj也4.4.s.2 应用的准则趴在E；二汗、预汁运行怀仲ffJ千阵、界放工况下（；.r.;t：、：；1:-f：也用：J:r；：；可忏衬.：.:J: i:J f il.麦和l控制装聋，di安全，冯主江r-id：王，应在址：主川牛仔泣函；1, i.!_J飞之后要求用反应性仪去搜索可f！ii：科结误。b. 对个未注出的装带J1抖；lf手，在反：！1U运行Litr;:iti: r足可厂外知Jill后果不）超过GB6249
21、第4.3条中均大事故束值34.4.7 3啦！善事技极事故4,4,7.1 求改陡述反！艾i佳；三f于中，由于拉和！体驱动机构耐庄壳破裂，控制了三从i雀右；：i.出；丰f！吃9d(fl1功半激增、局部燃料元件损坏，4.4.1.2 分析和评价的内容a. 分析弹棒事故liH子仲后果，应可能考虑的初始条件、控制憬的：；fi形式和价值、紧急停堆过程控制降随时间变比的价值、各神反应f全系宫的合适性、n-；工方法的通用应以及r,：.（反r.t斡峰值压力或燃料元件破损情率的圭何准芯参攻。b. 有关热工7力分析。c. 由分听到的假损燃料元件敖量计算事故的放射性后果。d. 确定事故保护停堆的滞后时间，该时间是指检测
22、参武达到需华民何持王丹：苍白专瞬间到引入负反应性开始时刻之间的时间间隔。4.4.7,3 假设条件考虑各种切始条丰包括寿期切和寿期末的零功率状态相：2功率状态。向功率工况应考虑测量功率的不确定性，并限捂初始条件和控制棒分市形式来确定由犬，！忖主制w价值阳反应性寻U.t缸。对反应性反馈必须加上保守的权主等4. 4. 7. 4应用的准则4.4.7.4,1 设计总准则要求假思的反应性事故的影响眠不会出反应堆冷却卉ljTl压力边界（i1r.iz力且过规定t1局部屈服强度而损坏，也不会显著削弱ijl;芯冷却植力而引起严宽损坏4,4.7.4.2 专门准li!IP和育关标准a. 在任何一眼燃问降的白何轴向位置
23、上，反应性吸咱不应陆时Ht在任向平均比t含值大于101 EJ 314-88 1172. 3J/g。1九在假定反应性骤增的任何阶段，反应堆最高压力应小子有关应力的现定。c. -,ra隔离；包快沸腾工况的燃宇元件内裂变产物总量的计算结果来评定放射性后果。公众中任何个人成人的全身有效剂量当盘和甲状腺剂量当虽不应超过GB6249第4.3；击中的宽大事故限制值。究汽发生器一次侧向二次侧的世i属Z答应予以规定，使事故的可能放射后果限制在上述规定范围内。大气扩散因子（X/Q值应按育关的规定。4.5 皮应堆冷却剂茜量意外塌加应，：！.唯芯冷却系统意外运行及ft学和容程控制系统故障中等频率可E攸4.s.1 韦故
24、；现由于误挽作或设备1陪引起反空i在冷却齐IJ在量在外增加，随着注入水的帽试:tt盯:Uli11司以及w!i若自：Ji注：；t:J茅；统呐应的不同，其结果可沱U.反应堆功率水平升高，并导致燃抖破损或冷却；J.系统起压z也可能出功率水平下降和冷却用j系挠F辛庄。反应J能将由于lli H:I ;J: 江、反也难民ifilIJt帘皮，或者冷却刑二三统布压或低压而在战保护停堆。4. s.2 分析和评价；iJ内窑ad，同4.2.1.2条a,b,c,doe ;1；听燃H-wzi员：f!l；打此引号，攻？于z哀，还应.:ll-忻、统压力的交出。-l.5.3 ，；主羊；工（iJ. l. l. J ：.与a，。
25、，。，d)4.5.4 立用（1;，；jllj 4.5.4.1 设计总；即11J（问4.1.1.4.l条a,b,c)4.5.4.2 专门；t(lj阳i干关标准lfiP. l. l.4. 2条a,b,c,d,e,f)4.6 E应堆冷却剂莓茸茸外减少4.6.1 稳、庄市压间意外开启中频率事故4.a.1.1 平H阳迹邱庄问：3：外开启ii反应：；E冷却把：民母；. 少，从而逆反应收冷却剂！系统压力降筒，可能导致事故保护停堆。4.s.1.2 分析和评价的内容a d fi4.2.l.2条a,b,c,d。c. 电厂对卸压间开启事故；而n,t1应能满足燃抖破损和亲挠压力的准肘。4.s.1.3 假设条件同4.2
26、.1.3条a,b,c,d)4.6.1.4 应用的准则4.6.1.4.1 设计总准则同4.1.1.4.1条a,b,c)4.6.1.4.2 专门准则和古关标准问4.l.1.4.2条a,b,c,d,e ， 4.s.2 安全壳外冷却l小官过肢损（fi带有m:故4.s.2.1 事故榄述在安全壳外有许多小节i且与反应堆冷却为j压力边界连理，生日仪表营和取样？等。这些小%边破损将引起冷却主iJ:YH世（陈志分听见4.6.4条和广外！it.肘性r.；果。4.s.2.2 分析和评价的内容a. 对破损小背i草的鉴别科I！喃t）；主些小甘近（i（卅；b. 考虑导致母严茧放射释放的破损情况。c. ilrt:厂外，快肘
27、后爪，评价rP t:llli XJ虫和全外开iJr;:tiHT-用凶Il和服设，以及的r眠损小i:;j边的隔离时间和最大地泊流量102 EJ 314-38 cl. 评定反应堆冷却I确放射性汗哩，包括并发琪峰效应有1技术规恪书所泛的反应堆i令却知j碗放射性活皮e. 将嘴出的结果与GB62-19第4.3条桐度的大事故i嘎值作比垃4.s.2.3假设条件 化容下泄管道破损在安全壳外隔离阀的下游，并且两个隔离阀中育一个同时发生单一故障，以此确定对外释放量。b. 仪麦管道破损在坷门下由于，并同时发生单一故障，停放组绕到反应堆冷却JfJJ.系统卸压为止。c. 假设小管i!i破损垃为l自界流，流体具有反应堆冷
28、却剂（：j比1含辛d. 冷却Jfll中裂变产物为设计规范中窍许的最大平街值，并臼没卸压时会产生碗峰。矶峰模1e方法是增加150陪e. 如果肯g_层安全壳，则哩评毛气载放射性而页从第二层安全5向外界大气的释放置。4.s.2.4应用好准则 根据贯穿安全壳始反应堆冷却剂压力边界的青关南南准则，鉴别某些与反应堆冷却剂系统连楼而不在陌窍2寻求之列1.J/I、a.i丘，并由于它满足下面b呆在lj而是可以接受巾。b, 安今二时ftt，n字tfJ令！”！, .，岂有！均怜（；F,f!,.如果：di：公众：中任何I个人残人的全身育%京JJ主当奇古1平，.；r:万！是当f：农苟且；GB6249;P,！.役中的大Y
29、:/l：丑旺，如jt!:tli广1h厂址J阳降低fi=IJ莹的专设安全迂也亲去是可以5.:叫a对于反应堆；？去fljr:J系统内；二肌攻时也币fit,2号求：可一个针对特定电厂的技术规帘，使计算肢损所产生的剂量限制在上述1；主以内。4.5.3 2在汽变主传热苦损或i祈裂哥有事故或极限事故4.s.3.1 事故商这蒸汽发生需传热管t骂武断裂，引起反应堆冷却如j丧失（！跨态分衍，见：.6. 4 ?i号，并造成二回路汽水系统被污染布放射后果。4.s.3.2分析和评价的内容a, 分析在有广外电源和无厂外电源条件下的事件序列以及出mr陕复正常i可程序，确保考虑了放射释放的理严重情况。b. 计算假思事故的甲
30、状嗯剂量相全身剂量所采用的模型和假设。c. 独立计算甲状原节j置于11全身汗IJl墅，并把结果与GB6249存4.3条中的大事故限值比较。d. 评价反应堆冷却剂flt二回路汽水系统内模放射性活度的技术规格书。4.s.3.3应用的准则如果事故造成厂区以外公众中任何个人成人的全身有效剂量当量和甲状腺剂量当量不超过下列规定，则rt电厂厂址和H;!:rr;剂量的专设安全设施是可以接受的。 对于传热管部裂披照事故，应假设在反应堆冷却剂中具有事故前腆峰租一束最大价值控制棒卡住在堆芯外，计算的剂量不应超过GB6249第4.3条中的主大事故限缸Fb. 对于传热它破损功了了事故，应按连或精功率运行后的平衡腆；在
31、哎再并发一个假想事故引起的碗峰条件，计算的剂量不应超过GB6249在4,3条中的，大事故限值。4.S.4 反应堆冷却剂压力边界内各种假想管道破裂引起的冷却为IJI是失事故小破口商隋育事故，大破口属极限辛辛故4.s.4.1 事故既述假思营j主破裂事故选反应堆冷却剂庭夫，其速率超过冷却剂孙；：；茅、统的正常补水能力如果不及时补水，反GY:J如：.1:n芹1J:;.J大:a丧失会彷碍J!)f芯的ti！热，造成燃1；千元仲损坏。1-03 E J 314-88 . a . 4. 2 分析和1评价的内在a. 考虑茧个破口谱破口尺寸和lf立if(），并适当选择破口尺寸、破口位置.fQ初始条件，使能保f J也
32、职与hll用于评定应急JiE芯冷却系统性祀的事故后果。b. 介昕应急难芯冷却系统设备可能的故障院式对该系统性捷的影响。c. 分忻j庄芯和反应堆系挠的假想初始条件，应急电源启动前后时间延迟的假坦事件序列，；J容、压力、流哇和温度的隅变计算，反应堆保护系统相应急堆芯冷却系统对事件序列路i响方面的功能恃性和运行恃性，以及为缓解事故后果所求的运行人员操作等。d. .fr忻用于计算事战的喷放、再充水和再淹没阶段的方法和计算机程序，Jf.i主抨合适的准芯多数进行功率态汁算包括怪t万lj;旦庄、空i包和燃抖说J!t等的反愤效应以及在变员，以皮包壳破裂和肿胀的计坪。对所有计算悦型部坚论liE或验氓。e. 评定
33、裂Jt产物的锋放于fl放射性后果。r. 评定各辅助系统（例如厂用水系统、设备冷却水系统、现终热阱、冷；琵rj(贮在装置等的作用，以J正在笋故期间在1事故后应急准；芷冷却系统能履行其功能。g. 评定安全壳应付各利冷却刑丧失哧放的功能。为安全壳响应分析所选用的各种假设是保守的安全壳峰值压力应不超过设计睦。h. 仪表腔：；1j至挠对反r：i生保沪烹统T臼l苟急lj芯J令均系统在自动愤发，遥埋下指示、以及多illr_f 牛、.：-. ,. F - .,d , I ) J川.：；）1If. I J d伫ii ! f / j - :j , i. 分忻厂内应急电源的功能。j. mt罢市先准则，分析明放政荷对
34、城芯支承结梅和控制捧导向结构的帮n(n1以及对反！茫巧！：冷却别；在统部件：f:II;_fi芷支承结向的影响sk. 民实堆芯在事故后仍保得可冷却的几何形状，控制悴能插入。4.6.4.3 假设条件用于汁tr；而备参敬和假设应同批准的评走出型枉！一致，并保守选定如下ga. 反应堆投批准的堆芯热功率再加；z%容差。b. 燃料接设计均技术规恪书中母大纯功率密度限值确定c. 按容许的输向功率分布形状全部分忻。d. 保守计算回始贮存能量qe. 考虑主某运行。4. s.4.4 应用的准则多茧的应急堆芯冷却系统在事故期间能充分冷却堆芯。应急堆芯冷却系统应自旨在各种冷却if!J失事故中适时向堆芯再充水，并必须满
35、足下列具体坚求za. 燃抖元件包壳计算属高混度不跑过1204CJ b. 燃阿元件包壳总氧m量不超过节化前燃料元件包壳总厚度的17o/OJc. 燃！同元件包壳与；Ji或蒸汽化学反应产生的氧气量不超过假想总氢气量的1o/O 0假想总氧气；u为假定除包围燃料元件气腔体积部分以外的全部包壳管金属与水或禁汽完全反应所产生的氧气：踵，d. 堆芯的几何形状变化应比堆芯仍能保持适于冷却的几何形状，e. 应急堆芯冷却系统开始运行后，计算：Jtt芯温度保持在可接受的低敢筐，民寿命放射性核素所要求的更长时间范围内的衰变热何；能11出。计且最严重的放射性后果不超过GB6249第4.3条中的直太事故限制值4.7 由辅助
36、系统或设备造成的放射帮放4.1.1 假想的Yt:；夜罐破损造成放射帮放碍有事故104 EJ 314-38 4.1.1.1 分析和评价的内容. 确认安全壳外可能贮存放射性ii体的描及其有失部件，评足涉及这些描千四部件1在一故障的后果b. 评定有关地表水和l也下水的水文资料以及控制度i夜在土壤内运动的参敢4.1.1.2 假设条件. 假定破损的部件中；！t体体积占80份，并假定燃料降破损率为0.12%，由此计算破茹l；件；!1i体中放射性核亲总量。b. 已采取一些设计措施，例如放置这些部件的建筑怖中的钢衬或钢壁，室外贮戒锚的防护咕，以及为缓解假想破损效应而装设的溢流装置。c. 选取假定发生破损的罐和
37、部件，已考虑下水口和各种通路沿途可能的稀择阳衰减归眩，以及部件的大小和放射性核素总量。4.7.1.3 应用的准则. 放射性废物系统应设计成能控制放射性废物向环境释放的要求b. 向环境择放的放射性流出物应符合古关的限制要求。如果流出物导致非限制区内应近的快用水源中的放射性接素浓度昂超过限佳，或！者对于1不满足这些限恼的系统提供专门设计设施米缓解假想在白；已坟应，则安全元外贮存坟，守Jtt;r iti（；在反JUi夭i;J:fl：是可以：；二二三汀，4.7.2 核燃料装！卸事战的放射后果（极限事故4.1.2.1 事故概述装卸过程乏燃料组件的损坏，包括单个燃料组件和装卸工具或重物跌落在其他乏燃料组件
38、上。事故可Ii发生在安全壳内、在燃牌运输通道沿途和燃料厂房内，因而导J&，放射性后果。4.1.2.2 分析和评价的内容a. 选定用于计算燃料装卸事故放射性后果的电厂参敢值和剂量计算模型。b. 把计算剂量与相应的辐射限值进行比较，确定非居住区边界稍低人口区边界的可接受性，并确定为辑解事故剂量而提供的专设安全设施的合适性。c. 对于安全壳内的燃料装卸事故，应分析安全壳通风系统作为减少剂量的专设安全设脑系统的功柜，包括通风管道和净化管道中的放射性监测系统以及包；涯中隔离间的关闭时间。d. 分析用于援解事故放射性后果的专设安全设施大气净化系统，提供用于分析以；射性后果的过滤器效应。e. 评定乏燃料贮存
39、水池区通风系统的设汁和运行。几分忻在乏燃料贮存水池中和在敞开的反应堆压力容器上万乏燃料的移动和主韧的;fti)J0分盯当重物段落使一个以上燃料组件破坏时的放射后果。4.7.2.3 应用此准则a. 如果t!-11厂外公众中压问个人全身剂量和甲状腺剂量不超过GB6249j在4.3!f91的重大事故限制惶，则该厂址和减少剂量的专设安全设施是可以接受的。b. 如果安全壳内和燃料厂房内燃料贮存系统和装卸系统的放射性控制设施能满足安全性均妥求，则这些设施是可以接受的。c, 如果计算全身剂量和甲状腺量的模型，除X/Q值以外，具有各种适当的保守假设，则这个模型是可以往莹的。d, 乏燃料贮存区应古一个相当于专院
40、安全设施级别的大气净化系统，以战轻可能的放肘位后果。e, 如果安全壳内装卸料操作是在安全壳对环境敞开条件下（Vil了f去企壳净化iW气系统）.:i行的，而安全壳设计具有能用多重的辐射监测器及时探测到辐射和自动隔离自能力，则这种tH-!18可以105 接受的4.7.3 乏燃料容器跌落事故极限事故4.7.3.f分街和评价的内容i:J 314-18 a. 分析己装辑的乏燃M窑嚣在装卸过程中可能跌落的高度和乏燃抖睿器装卸规程。如果装卸规程己满足所有有关准则，则不市估算乏燃宇：容器跌落事故的放射后果。b. 如果假定乏燃H窑器跌珞（ljlf超过9m，则应过t行设计基准放射性分析。计算llJ取得窑拇跌落后建
41、筑胡能否密封的资料例如a技术规恪书是否!l.l.求在装部料期间把大门关闭，通风系统是否应该运行，以及建筑物的密封性是否考虑被跌落的容器破坏等。c.评定恢电厂干j关的多泣，并列入剂虫计算院型中。d. 提供专设安全设施大气；争fl:.系统的过滤器效率，以使用于分析乏燃料容器跌落）故产生的放射后果。e. 把计算的JJ与牺射m值比较，以确定非居住区稍低人口区距离的可接受性。并确认为降低乏燃料存器跌蓓事i且可能产生的剂i;ljjij提供的安全设施的合适性。r. 核实在乏燃料贮存厂房或安全完内乏燃抖容器跌落或倾翻不会损坏燃料。如果装卸过程可能造成乏燃斜损坏，则应扯到4.7.2节分忻厂外开：J量。4.7.3
42、,2应用的il!Jlljae，向4.7. 2.3条a,b, c。d. 燃料装卸厂房应有一个阳当于专设去全设施级别的大气净化系统，以减轻乏燃料在器跌落可能的放肘性后果e. 如果乏燃件容器可能跌洁l；江高！Ji小子9m，并且在乏燃料容器移动过程中采用了适当的缓冲装置，则i亥核电厂的设计是可以接莹的，不需计算放射性后果。4.8 未能紧急停堪的各神预计瞬态4.8,1 事故幌述未能紧急停i在（；各种预计：日态是一些陆率极！坛的事件。在这些事！于中，当发生某种预叶瞬态而求紧急停j佳时，反应堆却未注停lit。在这些际态期间J反应堆紧急停堆的失效，可能导，我不Ii接受11反应堆冷却刘美1统超压初燃抖损坏。一些
43、典型瞬态，诸如！给J）（丧失、负荷丧失、汽输机脱.Tl、控制惊误提升、交流电源丧失、冷凝稽真空丧失等，如呆紧急、停j住失去生，可能注1泣不能接受闲后果。4.8.2 分忻；陌评价的内容应考虑制订有关二fit紧急停在！可预iiIB导态）；法规p以确1-i：为把未能紧急停地的预！I南态后果减轻到可接受的水平而：%求电厂历fhti文ill：。在尚无法规之前，宜制订一些1陆时的址J.lI!未能紧急停堆的醉态的应急规程，以及处理未能紧急停.！1Ui预it瞬态事件的运行人员培训计划。4.8.3 应用的准则ab，向4.1.1.4.l条a,b. c. 兰寻求fJ两套鹤立的反应注li.和l系统。d. 3寻求反应性控制系统H可马i:t去：itil反应性变化的综合IE力Fd以保证在假思的事故条卡下和为卡捧固有适当恪！宜的条仲下堆志们能被冷却j。e. jt：求把？：护系统和l反应性怪f!itl系挠设计成既出发：仨预计运行事件仍能保证以怔高的概率来完成它们的安全功能。附加说明s本际i雀囱技工业问it主也局汪出才s:标准囱怯工业部上海技工程研究设i！院负责起草本标准主虫：起草人z张服。1&6
