1、中华人民共和国核工业部标准压水堆核电厂水化学技术条件EJ 345-88 主题内容与适用范围本标准规寇了压7.k堆核电厂有关的水。化学技术条件，以一回路主辅系统为主，二回路系统主要涉及与燕汽发生器二次侧有关的部分2 攘电厂正常运行事，闰水化学技术条件反应堆冷却剂系统、余热排出系统和反应堆冷却剂补水系统的水质要求见麦10 乏燃料1.k池、换料水箱和商段贮存箱的;Jc质要求见表2o设备冷却水的水质要求见麦3o表1反应堆冷却到系统、余热排出系统和反应堆冷却剂补水系统的水质要求技术 求！余州战条约怜却剂日项（：.二：r:1令烈.：！、叮：K反应堆冷到l.剂也导辛：（Z5C),/cm 取法子砌忌，日a：的
2、议f!tIC决于叨：问2凶；去过,CC(STJ)/kgH10 2550 悬浮你们ppm 安；二；上身Jf吉砌；2 u骂子双离于罚；f添加衍：生（:n 1忆t;fl.离了Fi-1 E皮注射错：；现 x 用囚tE 写? - 4旦!JC 可？日衍if.箱不，C.:ilij 329 EJ 345-88 续表5 每周每月试陪测试项目一二三四五六日第一周第三周珊回ITT院；2ml :;i-:、定n 总、总y、脱气15min 不定j(lj 砌回除韧.ft:pH 不i；电二 1叼棚不jh :;. m 总、总Y、脱115min 不A，0 Jl1 飞 贺t不 j忏！吃i佼f企理王飞4事皮液蒸发器：总悬浮体不哇，二
3、二m 总、总y、脱气15min不，且jtq 应测箱： pH ti; m 要氧按；后要电导率t主rt! 要息，、总Y、脱气15mIn 按需安反应堆冷却剂硫水箱：总，、总Y、脱气15min 不p，卒，二于，那pH 不It: i现废液收集箱：总、总Y、脱气15min 不苦? j明pH 不定；同地面院水1自：总、，口Y、脱气15min 不II二- pH -T ，、，占 330 i式样测试项目EJ 345-88 续表5 每周一二三四五六日各冷却水系每月第一厨第三周i止统泣？冷却i水囚曰：pH x ru 1 L华. 钻走飞盐 总、总Y、f注气15min x i1.1这f!fjr,喜马-T 乏然!r t干山
4、山乏燃料汕i占4怵入口：jjilJp I x pH l !;t ;iI -f I 1鼠，勾子! ，但、总Y、ri;U5m in I .斗，r11v 在i二tiii饮料元件WI问每周分析巧和u 三然抖it!n床出口：氮离子双离子I x 总、总Y、陈气1?min 回.il品供水系统一101E昌水川市出口：二w.化挝、l:l、幻、f( pH x x 也弓寺： 一囚；i水；rt床出口pll lIi:.; 1也吁l x x 斗l，；下以t勾于 331 4 化学试剂技术条件4.1 化学试剂技术条件初主要性质见麦60 4.2 化学试剂的ill用要求a. 如果事先未曾J1E1!l用户同怠，技本技术条件供应的化
5、学试Jl!J在相继运输过理中，其质量不应有变化332 EJ 345-sa . 包越军目标记要求，他学试剂应装入有木椅保护的窑器内，以防损失或损坏，每个容器和木箱应有明显的标记，标明化学试剂名称、技术条件、净童和制造广名4.3化学试知的特殊要求. 用于核电广一回路冷却剂的明酸，应采用优级纯喃酶，其中同位素BIO米贫他制造广应提供化学分析担告，表明BIO成份b. 四跚酿饷中Ba来贫fto制造广应向用户提供化学分析报告，表明810成份c. 未经浓集Li1同位亲的基氧化鲤，仅适用于反应堆冷却剂系统冷态水压试验和热态功能试验只有LF伺位素法集到99,9伪的氢氧化理，才可用于反应堆功率运行时冷却剂系统d.
6、 贮存氧气、氯气或氧气的钢瓶应按订货技术要求作明显标记，规定标明的内容，如订货单号技术条件号窑担相；剖造广名，还可以包括用户单位、编号、试验日期刊Z作压力等I I :.z尺在i严亏1I I 二立三二！三三二！牛二：il-2.二三二二三！怯I I I 无也苟明磁性液体.J7.也引Ammoniumj: 识分: r. 习自:u: l丘，：J；上：1)二j丑巳引（J主臼亿平：足；1产川离子交换树脂技术条件s. 1 离子交换问脂的类型：个系码：Li过ii ii J.ilr ! Ii向此二二：iii闷，1i:i1L才11-1.(j 0 5 7 表一仲，俨f ）叫!fr次旦F日肖子交执；：J)Jtj H .
7、 5!il !i;. 5:;!. Ci 儿子去快：ij.：；， OH型也iE立型1:wH ii民十部L:lUJ如J旨5fll时型贝产jJ子玄；电i、；1日，0日型：革及二F口fiJ2tl + L f：. U 1;q H Ki LiOH i Li 70HieI -!il；在型i口i二i于玄槐树汀，HS! 5:11以型白白子之JY,-，之扫lil白，OH ill 弘攻型F日H旨弘吃。2型1;1衍脂51irZ22阴忖加去叫旦日；c;J!l旨:J、二器、aL 化;:r系统阳床化宫不f：k :Ji t-i、化；，.统；T床O:l囚：在ur.！： G)J ri.: 、. tl 归因系统i床1,.;J)J笼
8、试验川正常运行泛i:l.系统阳fkI：！ i记系统阴床z.：吮Hi也i昆同4川蒸汽立土豆l!Hj亏系统i:l床i.t; 1)在！：1!.态功能试验ljjiTiJL10H型.f.ijjj注：2泣一半在七、i江正j斗之iiS），以抑制氯离子应力腐铀s.s.3建议事项. 设计规定，在设计基准事故后两天内，允许添加碱于应急堆芯冷却椿摘，调节pH在8.0到10.5之间b. 安全壳内使用的铝，事故后与碱液接触时，对氧气产量需作出估计c. 事故后对应急堆芯冷却踏液需取样分析，以监测器液pH氯离于和删浓度 4 具民体不锈钢材料表面氯离子和氟离子的允许得且表9.641 EJ 345-88 一”一一一一一一表9哩
9、哇士生L哩哩！些主主空空C主正离子，g/dm2 j国离子，rng/dm27 蒸汽提生器二次侧的水化学技术条件7. 1 概迫0.015 0.0015 0.0015 o.001s 蒸汽友尘器为Jf;.;z Jjl：核电厂、二回路之间的热交换设务。菇汽发生端的运行在很大程皮上关系到压水:lflf核电厂的安全性与经济性，但蒸汽发生部传热管阿蚀破损故附迄今仍是没有完全解决的问题，二次侧水化学技术条于是g1111菇汽发生器安全运行的重要措施蒸汽发生部U形传f.节：龙一、二归路之间的压力分界网。目前常用材料有Incone 1-600和Incoloy-800两种。I-600抗；I蒋子j也力腐蚀能力较强，而在内
10、纯水中有游离组t拟肘抗背性Jf!S钊！能力不及I-800。传i往往E麦丽经啦l丸处理，在骨子表而后形成预Ill的ff应力，可以改静运行过程的股力腐蚀，燕汽发生棉二次9!gyj(来JTJ企挥:tz( AVT）处理，这些抽施大大改拌了传热管坚G切！现象，全挥发水处理亦称为“平网体”J处理F：给水系统iJJ!lpH控制卉。氢氧化钱，部加1民纠l垛筑，t保持蒸汽发生器二次侧：i:拌主；性化学环挠，经过严挤的化学管理，虫系统材料腐蚀降到品低。全挥2主J.(处理的缺点龙对于冷；现器tlllt届没有极目，能力，因此对冷凝器传热管完牧性要求较商。用阿水冷却的核电广，Jtf专热带一般要求用i：支付，并采取双层管
11、极守m施，尽可能减少泄附。还要求对冷凝；1ti.眉进行监督，fl能及早发现泄漏，及时恰理另外重要mfii!U；运行过程巾使用耐腑j术对冷凝ii进行全流fil或部份就进净化，同111加强化学j监督，特别）；燕r发生器tJI:污水的三个r-;!1111多数（pH的、阳7ts子由导率和！游离主Ur根付介我7.1规定，就能达到上述妓泉。7 2 r-;: ;1111水质的措施a. 给水:fflf)在汽系统！1p11,L:;j; 占1）采HJ轧机化蚀，如且不降低测定游1均主运筑tu的灵敏皮，也允许使用有机肢英女！环巳版。b. 在给水系统添1111JHIP化作用的联纽！政筑。c. 边if主JjJJ，添加化学
12、物有！连）Jti111=：污。必要时可力fl大in:si币，以f.1m：在汽22iUUll污水的水质符合规定，d. 二凹阳系统J；！;tl悯M的使j口，以便提尚f117k的pHJL,e-. 1 ibtl !.ff ti.: I: ：，初始；Jrj污染物的浓山。7.3 2在内发生器二次愤汀l甘水质标准全拓：在创2处理的1的飞发生，(iJfl:污水、的水于flt;j（的水质m际见去10，测试项日丰JI时间农见J I sJA p,，备mz理怠 正常功事运行持悉担保养I 1.停能执备m一i二二币2忑！王：.,s I 王圄；I；（；干E；：二Ii.a lj号云l1= I : J I I广二（问。”1I【
13、o，忡.oos8 I - I .- I co, i+o.阳Ico, J+o. oos广TI- I 筑”。1I - l2. o 户cm(25。C)I 7 均f句：.，（； L Ipm(.(CaC03 ij) 8.5戎9.41忡。9.21) 1 I 1. o 120 120 I o. I注1.o I -i注：r.I川t目。mrJ；子：m3/h LU；巳巨大的ill;:i fi2 )J 忡巳1(;:; j ;. ;.: ； J i:L: l) _; :i ；.；二.1(Ui/c：;11.0ppm(l)_CaC03il):J. :f.jf土丑;,-pH;,: ;tj it .i), j!J j ,U,
14、 4. 345 J 345-88 T .6 .在钱监测仪表燕汽段生器二次侧11.；.盾的ft吁：；监督，J屯要控；1.1i项口要求采)fl在t监tlj仪表，以便及时发现问题阻踪水质变化，采取措施以民iiE燕汽发生路安全运行。柏确的化学分析监据可作为枝i住在线仪表的依据推荐采用下列的在战监测仪：l.: 蒸汽发生器每台阳离子也导率测定仪，pH由分忻仪，铀离子分析仪。b. J令i挺器热阱出口阳离子It!导卒i!il仪或崩离于分忻仪。c. iJ.l加热器战后高压加热器出口电导率测寇仪，pH也分析仪s溶解氧外忻仪，8 藉汽发生器停用时的防腐蚀措施a.1 概述蒸汽发生拇停用时的防腐蚀措施主要是保证内部陈氧
15、。热保养是系统温度j,:j于100。C的一仲保养，冷保养是系统温度低于iooco8.2 于保养蒸汽发生器于保养分两种情况，在现场安装完毕压试验之前觅虱子保养，或.llt入蒸汽发生器先倒撞查或桂修时，采用无3迫于保养。8.3湿保养由于很难彻底消除系统中的辑和难以防止蒸汽发生器内残余水份中化学钩的浓埠，险fill在汽发生器壳曲之后处于冷态肘，优先考虑湿保弈，向蒸汽发生路充入除氧iK之前，用且采将；我汽发生部壳倒抽至压力低于3.3kPa，然后充拖到压力不小子14KPa0温保养时注入设备的水应符合二回路补水的水质指标。蒸汽发生肯接温保养时，通常要求水位尚于级汽水分离器顶部队30m，但不高于蒸汽出口接管
16、以下l.20m。由于蕉汽发生P,结挡不可能使蛙个二回路侧水通过外部途径进行循环如将排污水从111亏接管抽出，送到fi水进口联货交相反，院采取只它途径以保证温保养时器加的ft物布It什水元全Rt合当；宵州ro:饰入管束时，如月1工因；再1kU1：高出一级汽水分离器，热流会在无侧U!_,i：相当于正常功苹运行的部面环流j(o为了提供热力i屁合，ir使l以！HHJ,;X到战低，均水平n化学物Jm入时系统沁ill乞tooCf!tH.i3h ff速湖玲却化学物，；frl水流的混合也可以通过蒸汽发生？.JU:fs营或给水接iJmfiil农ill:行，而不延民冷却llf间蒸汽发生器湿句：养flt，要求Jm入
17、足里的氢氧化饺币i职：:t，自iif.A.质指t.;r1H午在腿走且囚111见在lOiUJt Jf Mi时1111入的化学物!itJi.t:使水质处在周寇的上限，艇在i.-0!保养后JUI可以不加lR少）JJI他学物9 镶电设备水压试验的水化学技术条件9.1 ；（质要求346 EJ 34588农13汇列传I.！广i!.H汗水底试验时各种非纯的水质要求，除拾水一缸f：1知F鱼咐，k要求，也厂冷凝水于11在回一般能满足B级水要求，普通白米水为C级。Ji .门iA fi I ！三o.15 I O 15 核电厂设备水压试验的1j（质要求表13； c B 主25t 0 ，与.; i ppm 2.0 10
18、0 o t 6 主三o三2.0气，.；于ppm!.!, ，水cmt 03 0 ri 5 | t；川队无6 08.0 巳；自1体ppmI - 3 1 ;d1、水压试验可l*a p.f;敏化的贝民休不锈钢之外，其它材抖在65。C以下进u水I；试验或性能试验时，当零部件上有缝隙时，采llM皮1K质，当零部才1上不YJ:i1：垃fi;(I,.可以i兜llB级iRe级水质，但水Iii试验结束，i流水j斤，应立l!Jl以A级水冲洗部1于麦丽和漂ii;F/Jto b. 陈敏化的91氏体不锈钢之外，其它材料在65。C以上进行水压ii验或性能试验时，应采用A吸水质。1个试验JtlJ问水的纯1芷至少！占tff.持
19、在B级7质。c. 对于敏化的央民体不锈钢i划成的零部件，水压试验用水应为A级水质在试验升压之前，添加氢氧化锁于水，调节pH值在10.010.5范固。如果水压试验超过65C或预计会超过65。c，则w.命，.巾？扫”！耳：，50300npmf食氧01专有伺古今;-;I(1T1 于今的亏J邻！：可fr-r-m币：在0容液进行水底试验，对于i式驳JIJ1j（，至少lJ：天化学分析一次。347 r ! i1( : rni 1 s.2 EJ 345-88 附录A用于安全壳结构相安全壳内系统设备的防护涂层补充件Al范围本附,R:提供用于安全壳结肉和1安全壳内系统设俗的防护涂自的要求。A2 应用步骤和栓查方法
20、： . 所有防护涂层应按设计单位和l段也厂的耍衣，通过周定的性能试验。b. 防护ti;层不是普通的tn型。c. irb漆施工单位要e晨在记录，保证质量合怖的所有防护涂层均有据可置。d. 在使用涂科之前，illl漆施工单位TY.提前设计单位于核电厂批准论刷步骤，至少也括下列内使用的普通型涂料相历布涂抖名称，涂料贮在时间有l贮-rrw；，度的限制，麦丽处理方法，包括所用介脯，涂刷Ji酶，在涂刷涂抖期间对时间、温度和温度的限制，检查步骤，包括所用设备和险查频哩，修理步骤，编制文件步骤e.; 全部工作完成之后，汹漆施工单位应向设时单位和l核电厂提交证书，说明已按批准的涂刷步骤进行操作，本技术条件中所有
21、适用的要求均已满足，或所有偏差已向设时单位和战iu厂报告，并经认可。 如果设计单位和核电厂认为涂刷总面积不大，在O.lm以下，不带进一步腐草t保证，则可民兔除上述d和e的要求，这免除应经正式认可，并应满足所有其它使用要求。A3涂料体系所用涂料体系，可根据情况从下列体系小选择。. 适用T正常运h小于成等丁95。C有外涂层的金属麦丽。b. 适用于正常运行小于或等于95。C无外涂层的金属麦面c. 适用于正常运行在95360C之间无保温层的金属麦丽。d. 适用于不要求耐膺蚀的混凝土麦丽，或适用于要求耐磨他的混凝土麦丽. 适用于运行温度在95360C之间，理有保？Nd层的金属我商如压力窑梯，反应Jf得器
22、，精汽发生器，这些者而不必涂漆，故不推荐安全措施s某些化合伪币l材斜的使用.%求特殊措施，按照树造厂的出明书使用。若因特殊悄i兄或异常悄ill;li些；而偏I将本技术条件，应以书面形式通知1战工程系挠有1：单忱A4 亵面处理3d舍EJ 345-88 -.叫，注意事项，都件、管道和设备儒处理的麦丽附近，应防止受到喷射和1喷丸介质的影响。A4. 1 金属表而处理来用喷丸昌清洁处理麦丽，除去怯锈、轧屑、rill器和其它物质，不允if喷缺丸4只能用符合工艺技术条件的喷砂介厨采用刷扫或真空清扫，除去喷丸后的残粒由于掏型如I扭动机而不能用摩擦性喷丸消情处理附，表团处理应由油漆制造厂提出凡以后需要汹攘并覆盖
23、防滴水的金属保温层的破钢表而，应按汕漆制造厂的ill以米消理A4.2 .混凝土表团处理棍凝土所有表面应清洁处理，但不能采用盐酸清洗，我而必须没有原先的涂层，无碎裂，无粉末物质混凝土养护及所选棋极j雌棋剂与以后涂刷的环筑捻层相容M例外推荐使用1630目或等效的工氧化硅喷砂表面，触摸麦丽1项如中号砂纸的感觉用真空吸尘器或干燥无汹空气吹除尘糙，也可以用喷水来代替喷砂控制l贤砂或喷水程度，避免混凝土麦丽过分暴露，处理门的仅除去麦丽疏松的附着物，故只捕耍一种轻便的剧扫型喷砂装置如果需要麦丽处理剂使粗糙的掘凝土光滑，或充JI（棍凝土麦丽小孔，仅能使用环筑尊处理剂，这些材料的使用必须严格遵照制造厂的推荐AS
24、 混合和使用按照制造厂说明书调合租使用喷漆，涂刷，或Jt它方站涂料，特允许涂刷且！漆，要tl:t5:丧丽刷得均匀，相互理盘，尽可能越先留下刷的痕迹不管所用设备的类型，在任何部忧郁应使汕潦脱均匀、连纠；和l完蛇，井有光泽晚攘材料应能流畅地流出。对小零件如管道、角铁、和狭小的麦丽i可使！锥）喷雾器sX.J大丽在！部件则使用崩Jf;霹器在监个设备麦丽平稳地移动啧枪，控制速成位产生湿的光挥自览，在！由漆过理理t枪tij狄行理应覆盖上次行程so%，均匀地理荒表面，使喷枪距表而250300mm约90。f白皮琐潦，效果最佳采用油漆制造厂规定的、经批准的涂刷步骤中规寇的稀释剂。当设备温度或汹漆温度低于袖漆创造
25、厂规定限值i时，或i11Jt：牵干燥前麦丽温度下降低于该限值时，则不能涂刷刘l潦不能涂刷子湿的表面，不能涂刷于不锈钢部件麦丽。操作时必须特别小心，防止喷漆躏射或渗流在不锈钢设备或不锈钢表丽。若发生上述情况，一定要将油漆清除干净。A6 锥董AS. 1 汹漆之后应按批准的涂刷步骤进行检查，以保证质虫。若俑离要求，应向设计单位和核电广提交报告:A6.2 采用于膜厚度计验证干膜厚度A6.3 由于干脆厚度是操作速率的函数，宜采用mn提厚度测预仪，使能在操作期间调节膜厚附加说明s本标准由核工业部核电局提出本标准由核工业部上海核工程研究设计院负责起草本标准主要起草人，余世辅i.149 E水堆棋电厂设计准则应
26、用指南1 主题内在与适用范围这些设计准则规定了陆上固定式中、小型压水堆接电厂核岛部分主要系统的工程设计要求除了与系统设i-1直接有关外，一般不包括对系统设备的具体设计要求，也不包括对系统的运行、维修和试验的要求设计准则适用于陆上固定式中、小型压水堆核电厂有关系统的设计2.捣制设计准则的背景经国务院批准，国家接安全局颁布了核电厂厂址选择安全规定、核电厂设时安全规定、核电厂运行安全规寇和核电厂质量保证安全规定，并于一九八六年七月七日开始实施九J.六年十月二十九日，国务院发布了中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例上述四个安全规寇和管理条例简称为安全陆规。这些安全法规填补了我国核电安全标准的空白，
27、它们既是安全审查的依据，也是制订与核电安全有关的各种专业标准和不同等级规范的基础为了满足安全法规的要求，采取相应措施，保障核电厂的安全、预防事故和限制事故后果，切实保证工作人员、公众和环境的安全，并根据国家经委召开的“全国果用国际标准工作会议”关于“全面加速采用国际标准和国外先进标准”的精神，我们借鉴国外资料制订了这些压水堆撞电r设计准则这些设计准则在编制过程中，主要以美国有关公司的标准为蓝本，其技术内容尽量与蓝本一嚣，但根据安全法规的要求和我国的国情，进行了必要的调整和修改，以保证这些设计准则勾安全能规及相继颁布的核电厂安全导则的要求一致。这些设计准则是陆上固定式中、小型压水准核电厂工程设计
28、的总则。官既符合对核电厂安全的要求、又满足经济适用的原则，具有统一性和通用性5主要内容简介在这些设计准则中，根据压水准核电厂事件出现的频率及事件所产生的后果，将压水堆核电广运行及事故工况分为四类s工况I一正常运行，工况E一一一般事故中等摒率事故，工况E一一稀有事故重大事故，工况咂极限事故预期不会发生的假想事故对核电厂重要系统包括反应堆冷却剂主、辅系统、核岛公用系统、电气、仪表及控制系统所属设备的安全等级划分为安全一级、安全二级、安全三级和安全四级，并规定了与安全等级相适应的规范等级和抗震类别这些设计准则共有36项，按专业可分为5个方面，即堆芯与安全、回路系统、堆结构、仪器仪表及综合宪3.1 堆
29、芯与安全英核设计准则绘出了在四种工况下对堆芯功率分布、反应性控制手段和反应性系数的要求，规定了热茶、冷态的停堆深度和可溶及可燃毒物控倒要求、反应性和功率分布异常的事故分析，并对燃料管理、贮存和运输等作出了原则规定。热工，水力设计准则在：四种工况下分别对最小烧毁比、燃料元件芯体温度、包壳表面温度.3$0 fit；芯冷却必1）比1l极li!i!等参数提山了要求、JI且tLU了热工；j(力参数设时极限值的确定原则。与环应有3己的部故l.析方法指IH核电厂句：要进行分析的事放工况约有30料，其中MJ.J旧环挠有放射性；肌肉的事放有10种。该准则确定了核电厂事故分析环挠安全评价的内容，jf：统一了事故分
30、析辐射评价计算的假设条件，但是，它不但扫地大假想事故。牺-t肝献设计准则始出丁牺射源础及分布计31-的依据，厨蔽设计和l计算巾应考虑的问题，J并蔽材料的选择及管道穿行及孔缝处理等问题述司1故分析安全判据给出压水准核电厂设计时应分析的31种事故，按性质分为J.tli1ru二回附系统引跑的！41：热地加，二回路系统封F热减少，反应封i；冷却剂系统流量降低，反应性和功率分布异常，反应哝冷却剂装置意外增加，反应堆冷却剂装量意外减少，出辅助系统或设备造成的放射性释放，未能紧急仔堆的各种预期瞬态准则就鄂故概述、分析和评价内容、假设条件及应用的准则几方商对以上各组事故进行了论厂内辐射分区设计准则规定了压水堆
31、钱也厂厂内辐射防护分区的原则、依据、各区剂量当盘率及对各区安全措施的要求3.2 回跻系统提冷却剂系统设计准则规定了反应堆冷却剂系统在核设计、系统设计、机械设计、电气设计、检测和l控制裁咒、结构件、试验和i检查、布置及安装等方面必须满足的要求冷却剂辅助系统设计准则规寇了反应堆冷却剂辅助系统在系统设计、机械设计、仪表与控制均计、安i段手11：r:P.Fr设计、拭联与怜我，”茂1？费等1fi1ii必%f满足的要求e应fJ.i1t芯冷却系统设计准则为应.冷却系统提供基本设计要求当其他冷却方法不足以冷却反应雄llJ1监t.:Jfl ii!;；冷却系统能提供冷却剂到反应堆冷却剂系统中，以提供附加的自堆能力
32、安全究系统功能设计准则规定了事故工况、单一故障准则、应急动力源、可试验性和可维修性等对去金先系统功能设计的要求，也规定了安全壳厂房、安全壳tu:热系统、安全壳净化系统、安全究盹离系统、安全壳n;t淋系统及安全Yi,消组系统等各分系统功能设计准则。安全必阳肉系统设iiifty11J刘贯穿去全壳的战供汽系统管i且隔离提出了设计、试验和维修的最低要求即使在反应堆发生失哥H束后ill能阻止和限制放射性物质向外界环境释放去全究呗湘、系统设H准则:X喷淋分系统和添加分系统分别提出了要求s为从安全壳内迅速排出热挝、降低压力和l消除裂变产物提供了方栋。从而使安全壳内的压力和裂变产物保持在规寇的限植以内杉；供汽
33、系统布置lltY!U提供了对压；JO在核电厂核供汽系统及其关联系统中设备和管道布置的要求，这些要求对充分满足系统功能、最大限度地减少述造、起动和运行中的问题，确保核电厂的去全都是十分重要的。按供汽系统疏水和i放气设计准则提供了一回路系统设备和管道的疏水和放气的分类和收集原则，并对现水管和l放气管的设计提出了要求核供汽系等电力H热呆讯设计准则规寇了核供汽系统及所再设备主要是珊酸榕液管道和容器也加热向：；陆的主要设计和布且原则，并对电力11热保温挺直的安装、调试和运行提出了要求余热fll:tli系统设计准则规定了余热tn-ill系统在核设计、系统设计、机械设计、支承和限位器351 设计、rg气设计
34、、仪表与控制设计、试验与她资及布立等方面应满足的要求假M.t管道破损事故防护准则指出管系设计要符合“先泄漏后破裂”的原则，在管道系统上要装布必要的世漏探测装置。该准则要求流体系统的假址：管迫破损，不得引起夫键性构筑物、系统和部件丧失历具有的功能，核电厂能经交流体系统管道破损事故的影响，山它所造成的事故后果能减轻到可按受的程度。水化学技术条件规寇了核岛部分rmE各主辅系统、二回跻中与菇汽友生器二次侧有关部分的化学：准9!1和拉术条件。与安全有关的冷却IJj(系统设计111.JtU规定了该系统的设计与)l:!Ji、系统防护准则、系统压力设材和超fl保护、J)(j门手llf专功枝江设iI diJ!1
35、J , JI二对仪式、供I！、防腐蚀、泵、il!.t网il泌器、热JC换捕、生-(i令L!l设施吁：挝Lll丁要求。：去全阀引！卸JI阀管系设计准则足供了与战1！厂安伞：有关的3居全阀有1卸压阀管系的设计、去挠和有i丘；g则，并给illT /ltj fJ 111!.过反11:川力的i刊O.it.!f11ili：要阀门朱：装、布f.1.方式的二天也！到核供汽系统与汽轮机厂房战，设叶lfli.!JlU对钱；在汽供应系统与汽轮机厂房接口的组成、划分功能、设计及于IA:试验剧寇了.1，飞本要求。核.fJ飞f（系统供纯、供斗边干11供销的要M核1！.厂再循环型气体系统供气要求及布置s刘复合器型气体系统2
36、、3、4J乎附u.厂，以及11：标准11J.厂供气要求及布盟等作出了规定。核。飞汽采统补水！（要求Hi：则是设计Ji；水J11；核1！厂核才坦问供应系统补yj()lIJ:的指雨，提出了对初次装水址和l连续补充！在盐水也！尖的要求，以及对Q）必唯补水相容站的要求。蒸汽友生器二次侧除盐水的J!JLt不M于本;fO!IJ讨论的范凶。3.3 月l.f占构尖反应JJUI.力容器设iiHIJ!IJ规定了压力容拙的：去全等级、规范设备等级及质盘等级，并对压力容器的4:1;耐材料，ii构设计得如Ill了技术要求。该fl：则;u川于设计压力最高为17.16MPa、设计温皮品商为350C的反应J住压力容器的设汁。
37、j在内构!I:设计准则规;Qr了堆内的件的安全级别、政：盘等级、抗震类别及设备建造规范级别，为满足111.I气构件的功能有l去全要求，挤出了机械设计准则、1).)J设计准则、纣构设计准则皮与反应堆J他部fI：的按口WY!IJ.控制体驱动机构设计准则规定了机械零部件、边材、强l芷准则、连接及密封以及拆装等要求，jf:xJ驱动机构本你也；1苓部？！设计提出了具体的要求，以保证驱动机掏安全运行。该准则只适用于核1！厂东川句LIL!型”1；1,H书驱动机构的设计。燃料mn设计；Jt则边川于以姑玛干T企作也先管、之氧化也It芯块作燃料的固定式压水准核电厂燃料组11的设计。燃料ill件，HJ夫在l仲设计I
38、W9)1J叙述了燃料相关组件的寇义z为保证制桦及其组件的功能和固定式相关公i件的功能，阳出了在材料、热工JJ.)J、钻掏力学、腐但k与吸组、站的相容性等方面必须满足的设计准则。反应堆结构总体设计乱则为保证反应堆正常运行，并为管理、检修、换料等提供方便本准则给出了反应堆诸设备在设计和l材料埠择时必纠满足的各项规定，以及在反应堆制造、检盔、运输、贮存和安装过程中的要求。反应堆冷却知j系统主设备支承件设计准则提出了反应堆压力容器、反应堆冷却剂泵、燕汽发生器和稳底都(1j.：设备的Ji.承fl：在：设计中应满足的要求。3.4 仪俨仪表类妙：急按：/,1J主功能设计准则规定当$（：生导致操作人封从主控制
39、主撤离的事故后，必须在应急控制窒进行安全陪J在跺作。该准则规定丁应急控制宜的诠剖均础，以及在主控制在撤离后维持热傍雄状352 态的条件和冷停堆条件电缆黠设和隔离准则规定了核电厂电缆、电辑托架和电缆管、沟的电缆敷设以及冗余通道之间与同通道内电力、控制和仪表电缆之间芳隔的具体要求及有关防火措施3.5结合类工程设计图形符号和文字代号坦在了在核电厂工程设计中与核岛部分有关的图形持号和文字代号，但与这部分有关的电气图形符号呆列入该标准中工程术语统了压水堆核电厂工程有关的名词术语，凡是国标或部标上已有的术语，诙标准中不再重复4几点说明上述各项设计准则，在核工业部生产挂术司、核电局的领导下，由一院、二院、上
40、海楼工院及标准化所的有关专家和技术人员编写。自一九八周年以来，先后召开了九tX草案电厂设计准则审议会为保证这些设计准则的质量，各项设计准则的审议工作都经过初审、复审革函审、审定和报批几个阶段。由有关单位的专家组成编审委员会，编审委员担任各项设计准则的主、副审工作，由总统组负责相关设计推则间的接口和最后的综审工作。原计划中包括有控制系统功能设词准则和保护系统功能设计准则，但考虑到这两项准则与GB4083-83核反应堆保护系统安全准则及HAF0203核电厂保护系统及有关设施安全导则的内容基本一致。因此，决定暂停这商项设计准则的编制工作，与此有关的设计问题可参照麦1中给出的相关标准进行由于经验不足，
41、可借鉴的资料有限，已批准编制的这些设计准则，还需要在今后的使用中逐步完善目前，参照国外核电厂设计标准主要是美国标准，补充了一些项目列在表2中，以便和已编制的36项设计准则一起，构成一套较完整勘我国核电厂核岛部分设计准则，对今后中、小型压水堆核电厂的设计起到指导作用。4 5 6 1 袤I相关标准项目项 名f雪反.：保护系统安全；百位反应f；主仪器仪袤的一般持住传反应地安全逻辑装置将位和拉验方法核反应注保护系统的定期试运与监测核反应堆保护系统可fH主分t号的一般妥求核反应堆保护系统内部隔离宫吃核反应堆芯或堆主仨壳内i旦发测量特性和；i式方法备:+ .;!: GB 4003-63 GB 4860-8
42、4 GB 5203-55 GB 5204-85 正在出版正在出版正在出版8 I 用于核反应垃监测控制和但护系统的遗射探测器.性及其检验方il:I 正在出版9 ：，：只；.堆中子注草率测量3意志仪表审查通过353 表2设计准则补充项目序号项自名参照的国际或国外标准ANSI/ANS58.（1931)称1 与安全有关的核电广流体系统单一故降准则z I 与反应堆冷却剂压力边界有关的低压系统过压保沪I ANS-56.3/ANSI N193 a I 反应堆冷却剂压力边界池iUl探测系统I R.G.1.45 I 核电厂安全壳遇凤系统I ANS7j6. 6 s I l脂界事故报警系统I R.G,8.12,AN
43、S-3.3/ ANSI N18,2 a I 核电厂的温讯方法I KTA 3901 T I 贮存易变材料的楼l览界安全指南I ANS-8, T/ANSI Nl6,5 a I 核电广厂区联合自然往险及外来人为危险的治理准则IANSl/ANS-.z.1Z(l978) | 核电厂一次回路净化系统设计准则to I 核电厂含棚水系统设计准则a噜ZaaaZEe0111111 汽ft实绕的怒！可用离主霄，建核电广反应堆冷却剂ill.界在徨险去系统泛计要求核电广燃抖装卸和贮存系统设计准则有关核电厂安全技术规层要求的准则核电厂安全系统设计与运行的可捂住核电广保护系统的可撑住分析指南R. G 1 141 CMBI 1976 S.199 IEEE 511 IEEE 352/ANSI N.U .4 35.J
