1、ICS 27. 120. 10 F63 备案号：48410-2015E 中华人民共和国核行业标准EJ/T 20042-2014 纳冷快中子增殖堆设计准则安全设计Design criteria for sodium cooled fast breeder reactor Safety design 2014-11-17发布2015-02-01实施国家囡防科技工业局发布” 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。目lj 本标准起草单位：中国原子能科学研究院。本标准主要起草人：张东辉、任丽霞、胡文军、钱鸿涛、田和春、马大园。EJ/T 20042 2014 I ,. 、气f内冷
2、快中子增殖堆设计准则安全设计EJ/T 20042-2014 射保持低于规定限值丰且合严可行F量低，保证减轻任何事故的放射性后栗。话也十中应采取一切合理可行的措施防止事故并盔旦发生事故时减轻其后果。飞a) b) 排出堆芯热量：c) 包容放射性物质及限制放射性物质的释放。2.4 安全分级设计中应确定属于安全重要物项的所有构筑物、系统和1部件，其安全分级应与其执行的安全功能和安全重要性相适应。2. 5 可靠性设计安全重要构筑物、系统和l部件的设计应考虑下列可靠性设计要求：a) 设计应能容许单一故障，单一故障发生后仍然满足预计的安全功能要求：EJ/T 20042-2014 b) 设计时应考虑发生共因故
3、障的可能性，并通过应用多样性、多重性和独立性原则来实现所需的可靠性：c) 设计时应恰当考虑故障安全设计原则，应保证所设计的系统或其部件在发生故障时不需要采取任何操作而使反应堆进入安全状态。2. 6 防护外部事件的设计基准安全级构筑物、系统和部件应设计为能够抵御设计基准的外部自然事件和人为事件的效应。2. 7 火灾防护火灾防护的安全设计准则要求有效地执行基本的火灾防护纵深防御原则，对于饷火，要有专门的措施加以应对。3 堆芯3. 1 堆芯设计反应堆堆芯及与其相关的冷却剂系统、控制和保护系统应设计留有适当的裕量，以确保在正常运行、预计运行事件和设计基准事故工况下不超过设计限值。3. 2 固有安全性反
4、应堆堆芯及其相关的冷却剂系统应设计为在功率运行范围内，其固有的瞬时核反馈特性可以补偿反应性的快速增加。3.3 功率振荡的抑制反应堆堆芯及与其相关的冷却剂系统、控制和保护系统应设计为，确保功率振荡和功率分布不可能导致出现超过可接受设计限值的工况，或者能够可靠、容易地探测和抑制这些工况。4 保护系统和反应性控制4. 1 反应性引入控制设计中应对运行状态和l设计基准事故中的正反应性最大引入量及引入速率加以限制，以避免堆芯损坏。4. 2 1亭堆手段应备有在运行状态和设计基准事故下安全停堆的手段。应保证即使在堆芯具有最大反应性的情况下，仍能保持停堆状态。应确保停堆手段的有效性、响应速度和停堆深度。停堆手
5、段应至少由两套独立的系统组成，具有多重性和多样性，井具有与所考虑的故障相适应的可靠性。4. 3 保护系统的功能应提供能够探测异常工况和自动触发安全动作的保护系统，以启动实现和维持安全工况所需的安全系统。保护系统应设计具有下述功能，并具有高度的可靠性：a) 自动触发相应的系统动作，包括反应性控制系统，以确保在发生预计运行事件时不超过规定的设计限值；b) 能够检测到事故工况并触发保护系统动作。5 冷却剂系统5. 1 冷却剂系统设计5. 1. 1 中间冷却开lj系统在采用水成水蒸汽作为做功工质时，应设计中间冷却剂系统，以防止一回路放射性饷与水El-JG水蒸汽发生化学反应引起一回路冷却剂边界破裂从而导
6、致大量放射性释放。中间冷却剂系统的设计中应考虑饷与水或水蒸汽发生化学反应的预防丰IJ缓解措施：2 EJ/T 20042-2014 a) 当纳矛117.K或7j(蒸汽间使用换热系统时，应采取措施探测水或水蒸汽的泄漏，以控制泄漏的扩展并缓解泄漏事故的后果；b) 在饷矛I水成水蒸汽间发生严重的化学反应的设计基准事故工况下，基本安全功能应能够保持。5. 1. 2 覆盖气体应使用惰性气体作为饷设备和l部件的饷自由液面的覆盖气体，且覆盖气体应为气密性布置。反应堆冷却剂边界和l覆盖气体边界应设计为封闭密封的边界以防止放射性物质释放。压和高温情况下的薄壁结a) b) c) 5. 5. 3 余热排出系统应设计为
7、：a) 在实际可行的范围内提供多样性和1多重性以限制包括外部事件在内的共因故障的发生：b) 防止铀发生凝固以避免发生冷却剂循环的阻断：c) 针对假想的饷泄漏事件提供探测和l缓解措施。6 安全壳系统（放射性包容系统）6. 1 安全功能应提供安全完系统（放射性包容系统），以确保或有助于执行以下安全功能：3 EJ/ T 20042-2014 a) 在运行状态和事故工况下包容放射性物质：b) 保护反应堆不受自然外部事件和人因事件的影响；c) 在运行状态和事故工况下屏蔽辐射。6. 2 控制放射性从安全壳（放射性包容系统）释放安全壳系统（放射性包容系统）应设计为确保任何从饷冷快中子增殖堆向环境中的放射性物
8、质释放均处于合理可行尽量低的水平，运行状态下低于排放的管理限值，事故工况下低于可接受限值。7 燃料和放射性物质的控制7. 1 放射性物质向环境释放的控制设计中应采取措施，以便在正常运行和预计运行事件下控制气态和液态放射性流出物向环境释放，并控制和储存所产生的固体放射性废物。设计应限制正常运行和事故工况下放射性流出物和l排放物的释放不超过相应的规定限值，并达到合理可行尽量低的水平。应提供正常运行和事故工况下流出物和排放物中放射性核素的测量手段。7. 2 燃料贮存和操作系统燃料贮存和操作系统应设计在正常运行、预计运行事件和l设计基准事故工况下具有足够的可靠性。这些系统应设计为：a) 具有允许对部件
9、和设备进行适当的定期检查和试验的能力；b) 具有保证辐射防护的恰当的屏蔽措施：c) 具有适当的密封、包容和过滤系统。应向燃料贮存提供在正常运行、预计运行事件和l设计基准事故工况下保证其冷却剂装量和余热排出的系统，并具有高度的可靠性。7. 3 防止燃料贮存和操作中发生临界应通过实体系统或工艺防止在燃料贮存和操作过程中发生临界，确保任何时候均保持足够的次临界度。7. 4 燃料贮存的监测在燃料贮存及相关的操作区域，应采取措施：a) 探测可能造成余热排出能力丧失和过量辐射水平的情况：b) 启动恰当的安全动作。7. 5 放射性释放的监测对于在正常运行、预计运行事件和设计基准事故工况下反应堆区域、反应堆大厅和厂址周围区域可能发生的放射性释放应提供监测手段。4 ,. 寸ONN寸OONJU华人民共和核行业标准纳冷快中子增殖堆设计准则安全设计EJ/T 20042-20 I 4 国中. . * 核工业标准化研究所发行北京沟淀区骚子营l号院邮政编码：100091电话：010-62863505总装各部军标出版发行部印刷车间印刷版权专有侵权必究* 2015年2月第1次印刷定价18.00元2015年2月第1版印数1-50
