1、ICS 27. 120. 20 F69 备禀号：2009-1998E.J 中华人民共和国核行业标准EJ /T 1079-1998 轻水堆圄闰淹没效应防护准则Design criteria for protection against the effects of compartment flooding in light water reactor plants EiIllaIIEE- . ,APa-z-EE -umMW”irda-E HHHMMMmmmUJ Etlu们川川唱lAEEEE剧14山川川川OUHHHMMMM呻nutt配UUnUHHHMMM闹闹1ilEEEE刷刷qd刷刷刷刷HHHHH
2、HPhu呻11EEnutttU们川川门门口OUUUU0 EE-EE-a-EE- EE- EE-EE.,E-1J EE- 1998-08-25发布1998-11-01实施中国核工业总公司发布EJ/T 1079-1998 目次前言.lll 1 范围2 引用标准.3 定义.4 水淹源5 设计总则6 分析方法.47 防护措施.6 8 长期恢复的考虑8附录A提示的附录淹没危害评价方法的逻辑图附录B提示的附录）能动和非能动方法之间相互影响和互补关系.11EJ/T 1079-1998 前言本标准是等效采用美国标准ANSI/ANS-56. 11-1988。虽然在引用标准中，本标准并没有引用ANSI/ANS-5
3、6. 11所参考的美国标准，但经过研究、比较表明，所引用的我国核行业标准基本上也是根据原相应的美国标准转化的，彼此不会导致明显差异。本标准只是在格式上有所变化，以适应我国GB/T1. 1-1993标准格式的要求。本标准描述了由内部水淹源所引起的隔间淹没的防护准则。在下列活动中，会涉及到该准则的应用z1)确定水淹源；2）进行水动力和结构评价；3）规定排水设施的要求；4）防止设备和仪表浸没$5）水位探测z的确定缓解淹没所用设备的范围和鉴定要求：7）取样，并最终将引起淹没的流体排出。在内容上，本标准着重论述了与淹没有关的三个主要问题：D内部水淹源的确定；2)总的设计要求（其中，给出了验收准则、可操作
4、性、淹没缓解设备的鉴定要求等）; 3）分析和防护措施。同时，本标准也给出了有关淹没事件后短期和长期恢复的信息，还讨论了恢复措施与其它设计功能（如防火的矛盾。本标准只讨论由于假想管道破损、系统误触发或失配引起的内部淹没效应，对外部水淹源（如降雨、外部淹水、地下水引起的淹没不予考虑。另外，本标准也介绍了缓解淹没的能动方法和非能动方法。这些方法反应了当前在淹没防护中的实际做法。对这些方法的介绍有助于设计人员按淹没防护要求进行设计。应指出的是，本标准是对已出版的其它几个核行业标准的补充和扩展。这些标准（例如EJ/T 335压水堆核电厂假想管道破损事故防护准则、EJ/T924（轻水堆隔间压力和温度瞬态分
5、析）论述了管道破损的动态效应（管道甩动和冷却剂喷射）和假想管道破损时能量和质量释放速率的确定方法。但就防止淹没而言，本标准给出了更具体的信息：1) EJ/T 335-1998压水堆核电厂假想管道破损事故防护准则给出了管道破损事故的防护准则，规定了假想管道破口的大小和位置，说明了管道甩动和喷射效应，但是，它只简单地讨论了掩没效应。本标准对后者进行的扩展，给出了流径分析、淹没调节和防淹系统防护的详细说明。2) EJ/T 924-95轻水堆隔间压力与温度瞬态分析给出了假想管道破损事故下确定质量和能量释放率的准则以及流出物环境效应的计算本标准给出了为缓解淹没效应而对流出物进行处理的准则和指南3) EJ
6、/T 570-91压水堆安全重要流体系统单一故障准则以及HAF0200(91）给出了m 始发事件后安全有关设备的假想单一故障准则。本标准将单一故障准则应用到淹没防护使用的全部系统中。4) EJ/T 562-91核安全有关的操纵员动作时间响应设计准则为确定自动作的要求建立了时限准则。本标准将时限准则应用于内部淹没防护所要求的所有系统和操纵员动作。N 本标准的附录A、附录B都是提示的附录。本标准由全国核能标准化技术委员会提出。本标准由全国核能标准化技术委员会归口。本标准起草单位z核工业标准化研究所。本标准主要起草人z肖定生、吴淑清。EJ/T 1079-1998 ANSI/ ANS-56. 11-1
7、998的前言（本前言不是标准的组成部分本标准描述了由内部水淹源所引起的隔间淹没的防护准则。它是对已出版的其它几个ANSI/ANS标准的补充和逻辑扩展。这些标准（例如ANSI/ANS 58. 2一1988压水堆核电厂假想管道破损事故防护准则、ANSI/ANS56.10-1987轻水堆隔间压力和温度瞬态分析）论述了管道破损的动态效应（管道甩动和冷却剂喷射和假想管道破损时能量和质量释放速率的确定方法。但就防止淹没而言，本标准给出了更具体的信息。本标准着重论述了与淹没有关的三个主要问题：内部水淹源的确定；总的设计要求（其中，给出了验收准则、可操作性、淹没缓解设备的鉴定要求等）；分析和防护措施。同时，本
8、标准也给出了有关淹没事件后短期和长期恢复的信息，还讨论了恢复措施与其它设计功能（如防火）的矛盾。本标准只讨论由于假想管道破损、系统误触发或失配引起的内部淹没效应对外部水淹摞（如降雨、外部淹水、地下水）引起的淹没不予考虑。另外，本标准也介绍了缓解淹没的能动方法和非能动方法。这些方法反应了当前在淹没防护中的实际做法。对这些方法的介绍有助于设计人员按淹没防护要求进行设计。本标准的编写组成员有：G. Wrobel ,M. Boothby,P. DiBenedetto,R. Field,E. imbro,D. kitchel ,H. 0 Brien 有26名美国核协会核电厂标准委员会NUPPSCO）的成
9、员参加了对本标准的审查。v 1 范围中华人民共和国核行业标准轻水堆隔间淹没效应防护准则Design criteria for protection against the effects of compartment flooding in light water reactor plants EJ/T 1079-1998 本标准规定了由核电厂内部水淹源所引起的隔间淹没效应的防护准则，同时，也规定了满足这些准则的设计方法。本标准适用于各种轻水堆的设计。2 引用标准下列标准所包含的条文，通过在本标准中引用而构成为本标准的条文。本标准出版时，所示版本均为有效。所有标准都会被修订，使用本标准的各方应
10、探讨使用下列标准最新版本的可能性。、GB/T15761-1995 2600MW压水堆核电厂核岛系统设计建造规范EJ/T 335-1998 压水堆核电广假想管道破损事故防护设计准则EJ/T 562-91 核安全有关的操纵员动作时间响应设计准则EJ/T 570-91 压水堆安全重要流体系统单一故障准则EJ/T 924-95 轻水堆隔间压力与温度瞬态分析HAF 0200(91) 核电厂设计安全规定3 定义本标准采用下列定义。3.1 淹没flooding 在包含安全停堆、应急堆芯冷却所必需的，或者其失效会导致公众受到的剂量当量超过国家核安全部门规定限值的构筑物、系统和部件的厂房内，以蓄积、流动或者喷射
11、等方式异常地出现大量流体。3.2假想管道破损postulated pipe rupture 假想的周向破口、纵向破口、穿壁裂缝或世漏裂缝。3.3 防护（缓解设施protective (mitigating )features 用于限制淹没影响以保证维持所需功能的非能动或能动设施。中国核工业总公司1998-08-25批准1998-11-01实施1 EJ/T 1079-1998 3.4 防淹构筑物、系统和部件required stuctures ,systems ,and components 用于在假想淹没事件后完成所需功能的构筑物、系统和部件。包括诸如探测、隔离、屏障、地坑、泵等防护和缓解设施
12、。3.5 （核安全所需功能required function 在能导致水淹的任何始发事件发生后，为保证核电厂的安全停堆、维持满足HAF0200 (91)所要求的堆芯冷却能力，或维持公众受到的剂量当量不超过国家规定的剂量当量限值所必需的功能。3.6 安全停堆safe shutdown 安全停堆系指下列状态：a）反应堆处于次临界状态，并有一定裕度；b）按足以防止堆芯和反应堆冷却剂系统超过热工设计限值的受控速率排出反应堆衰变热；c）维持这些状态所需的部件和系统在设计限值内运行zd）保持剂量在规定限值内所需的部件和系统正确运行。3.7抗震分析管道seismically-analyzed piping
13、不要求为抗震I类，但被确定能适应地震载荷的管道（见EJ!T335一1998第4.3. 2条有关内容。3.8 序列train 由单一厂内应急电漉供电的任一组防淹设备。4 水淹源核电厂设计应能适应假想管道破损、部件失效、喷淋系统触发以及系统失配等原因所引起的内部淹没。在引用本章内容时，还可以参考GB/T15761-1995的5.I. 3. 4。4. 1 总则在淹没事件中，对防淹构筑物、系统和部件的潜在破坏应根据第5章规定的设计总则予以评价。隔间水淹源不限于隔间内的那些系统，也应考虑到隔间外水淹惊的影响。外部水淹源包括通过地板和设备排水设施的回流、来自其它区域（例如门洞下方）的排世流或通过已损坏构筑
14、物（例如拥塌的地板）的液流。隔间水淹源还应包括因触发防火系统或其它喷淋系统而释放的流体。应假设从假想在破损或已触发系统被隔离、流体被引流或蓄积流体被排空之前，流体是从水淹源释放出来的。4.2 高能和中能管线破损高能和中能管线破损的位置和形状应根据EJ/T335-1998第4章的要求确定。假想高能和中能管线破损所释放的流体质量应根据EJ/T924一95第4章的要求计算。4.3 波纹管和膨胀节对循环水系统的波纹管和膨胀节应进行特殊的评价。在进行评价时，应假设各个波纹管和膨胀节完全失效。4.4 防火系统2 EJ/T 1079-1998 确定由防火系统触发而引起的淹没效应时，应假定：所有能影响所考虑区
15、域的防火系统均投入运行。防火系统触发的原因可能有：实际的火灾事件、误操作或热源（如蒸汽管道的破裂所形成的热源）。但可以忽略使用封头式的干管火灾抑制系统的误动作。4.S 地震评价地震事件后的淹没效应时，应假定z所有单一非抗震I类或非抗震分析管道或部件（无论它被划为高能还是中能都失效。管道破损位置和破口大小应根据4.2规定的高能管道破口要求进行假设。4.6 安全壳喷淋系统评价由于安全壳喷淋系统误触发而引起的淹没效应时，应假定：由单一故障即可误触发的所有喷淋序列都投入运行（见4.8事故状态下的触发）。4.7 水箱可以假设具有冗余真空爆破装置或大气开口以及超压保护的抗震I类水箱不会失效。对于没有这些设
16、施的抗震I类水箱以及所有非抗震I类水箱，应就淹没效应进行评价。应假定从失效水箱中释放的流体总量与水箱的内部容积相等。初始隔间淹水水位的确定应以水箱内含流体的瞬时释放为依据。在确定随后的流体流率和排放量时，应考虑到自动补水系统及附属管道系统的影响。4.8 事故引起的安全壳淹没安全壳建筑物是较大假想事故后淹没所涉及到的特殊区域。应确定假想的反应堆冷却剂或二次系统破裂后可能向安全壳释放的流体总量。应对流体源进行保守的计算以确定最高可信淹水水位。在确定最高可信淹水水位时，应考虑到包容在反应堆一回路系统的冷却剂（包括安注箱、稳压器、蒸汽发生器等中的流体）以及二回路及其它有关箱体中的流体（如辅助给水箱、凝
17、结水箱、添加水箱、换料水箱等。就任何始发事件而言，还应考虑到其他流体释放源（如安全阀或卸压阔的动作，泵密封和间门填料的劣化以及长期的小世漏的影响。4.9 系统失配系统失配可能由于程序的错误或操纵员的错误引起，也可能由于设备的误动作引起。在确定能引起淹没事件的流体总量时，应考虑到系统失配的影响。4.10 事件捐合在确定能淹没隔间的流体总量时，应考虑到能引起淹没并形成二次水淹澜的始发事件。例如，核电厂中热管线的破裂会导致防火喷淋系统触发；管道甩动或从假想破口中的喷射会引起其它流体系统故障。5设计总则s. 1 验收准则由第4章描述的任何始发事件所引起的内部淹没不得导致用于保证下列各项所需的功能丧失z
18、a）核电厂的安全停堆Fb）堆芯冷却能力满足HAF0200(91)的要求F3 EJ/T 1079-1998 c）公众所受到的剂量当量低于国家规定的剂量当量限值。而且，内部淹没不能妨碍控制室可居留性或妨碍接近（或就地启动）为满足上述要求所需要的设备。5.2 用于淹没效应分析的可运行性准则应根据EJ/T335-1998中5.4给出的准则来确定防淹系统和设备的可操作性，以缓解管道破损的后果。类似地，应根据EJ/T570-91和HAF0200(91)给出的准则来确定在事故后使用设备的可操作性和有效性，包括电源要求。尽管在分析由火灾抑制系统触发导致的淹没效应时，可以忽略单一故障准则，但必须将单一故障准则应
19、用于缓解淹没效应时使用到的所有防淹设备在始发事件引起反应堆或汽轮机甩负荷的情况下，用于缓解淹没效应的系统应能够由厂内应急电源供电。S.3 设备和构筑物的鉴定要求应针对由始发事件包括淹没在设备现场产生的状态，对用于缓解淹没效应的防淹设备和构筑物进行环境鉴定。另外，即使与防淹设备电摞相连的非安全重要电气负荷受到淹没始发事件的影响，防淹设备电源也应是有效的。缓解地震后淹没所需的防淹设备与构筑物应按抗震I类要求设计。另外，缓解管道破损（见4.2）后淹没防淹设备和构筑物，也应按抗震I类要求设计缓解由误动作、系统失配以及防火设备触发所引起淹没的防淹设备和构筑物可以不按抗震I类要求进行设计构筑物应设计得能适
20、应最大淹水水位所形成的载荷。S.4 操纵员行动准则针对淹没事件而由核电厂人员采取的缓解行动应按EJ/T562-91的准则确定。允许的操作员动作范围取决于za）管道破损的探测和淹没水位测量仪表$b）实施纠正措施的可用时间zc）缓解设施例如远距离手动隔离）6分析方法应进行淹没危害评价以证明5.1的验收准则已得到满足。6.1 淹没危害评价的方法和目的6.1.1 淹没危害评价的步骤淹没危害评价通常应包括以下主要步骤zu识别可能的防淹设备Fb）识别可能的水淹源和通向防淹设备的路径Fc）评价潜在的设备失效及其影响包括由于淹没引起性能劣化的设备hd）确定防淹设备受不利影响之前的时限Fe）确定对防护和缓解设施
21、的要求。6. 1.2 淹没危害评价的系统性方法及目的可以建立简化逻辑图（附录A（提示的附录）给出对应于所描述方法的两种逻辑图的实倒，以简要说明淹没危害评价的方法当前，有两种可接受的系统性方法：EJ/T 1079-1998 a）第一种方法从已确定的水淹源开始例如某一区域的假想管道破裂或防火喷淋，确定对防淹构筑物、系统和部件的影响zb）第二种方法从确定一个防淹物项开始，确定任何假想水淹源引起的可能后果。使用上述方法，是为了保证本标准的要求在确定隔间淹水水位时得到应用。6.2 流径分析的方法任何区域的淹水水位都是通过评价流体的流入量、流出量和蓄积量来确定的。这些量的计算在6.2. 1、6.2. 2、
22、6.2. 3讨论，相应的计算方法给出了这些量的范围估算。计算中不考虑边缘效应和波动（边缘效应和被动包括在一些附加的裕度中以补偿与这些效应有关的不确定性）。6. 2.1 流入量第4章讨论了由水淹摞释放所形成的淹没量。6. 2. 2 流出量核电厂内流体可以通过很多流径实现从一个区域向另一个区域的输送。下面将给出有关区域和或隔间之间流率的计算方法。计算的目的是为了评价最终的隔间淹水水位以及淹水输送设施（如地坑水泵或疏水设施）的能力。6. 2. 2.1 地面疏水设施在计算隔间淹没的可能性和流率时，应假定地面疏水设施被堵塞。然而，如果设计条款、工程评价以及适当的定期试验和检查表明地面疏水设施没有被堵塞，
23、也可以假定它们具有合理的开口。如果疏水管线从一个隔间穿过其他隔间，则应对其他隔间淹没的可能性予以评价。应使用疏水管线进出口阻力系数、上部隔间淹水水位和位于下部隔间排水管线出口位置位差的保守值来确定从上隔间到下隔间的排流量。6. 2. 2. 2 楼梯井和地面开口应对通过楼梯井和地面开口排出的隔间淹水量进行计算。可以采用下列公式pQ=bgl/2 (2h/3 )3/2 . (1) 式中：Q一一排流率（m8/s);b一一开口的自由周长（m);g一9.8(m/s2) 1 h一一开口上游的淹水水位（m).6.2.2.3 地面套管应对通过地面套管的流量进行计算。以下是计算该流量的一个保守公式：Q=CA(2g
24、h)112 . (2) 式中：Q一一流出量（m3/s)1 A一一流动面积（mz);C一一排放系数一般为0.的ph一一套管顶部的淹水水位（m);g一9.8(m/s1). 5 EJ/T 1079-1998 6.2.2.4 通过门洞的流动在隔间之间有门洞的地方，应对通过门洞的流量进行计算。只要门洞外区域的布置有利于将来自隔间的流体排出，则通过门洞排出的流量可以按下列公式计算zQ=C.b2gh（h-hb)112 . . (3) 式中：Q一一体积流量（m3/s); b一门洞的宽度（m);h一一淹水水位（m);h。一一门下面间隔高度（m);h6一一相邻隔间的水位（背压高度）(m); g一9.8(m/s2)
25、; c.渐缩系数（该值的变化范围为0.571，在计算过程中，所选值应尽可能保守，并前后一致）。6. 2. 2. 5 梯度流在入流口和排流口之间有较大距离时，为确定淹水水位，应对驱动流体流向排流口所要求的梯度进行计算。这个梯度使用下列公式计算：式中：P一一通道的温周（m);h淹水的水位（m);g一一9.8(m/s勺。工一沿流程的尺寸（m);n一二曼尼粗糙度（m附）; dh一（n2/C)V2/(A/P）的dx 1一（V2f gh) V一在横切面上的平均流速（m/s);A一通道的横切面面积（mz);C一常数（m/s2）。6. 2.3 蓄积(4) 只要流体向某区域的排放率大于从该区域向外的泄放率，则流
26、体将在这一区域蓄积。对某一区域内形成的流体水位进行评估时，应综合考虑流入的净流量和该区域的净地面面积（即总的面积减去泵底座和防洪墙所占的面积）等因素。应通过计算所考虑隔间的净自由空间确定淹水水位。如果防淹设备受影响，则应对不可接受的损坏进行时间评价，从而确定需要满足5.4规定的手动或自动触发缓解设备。7 防护措施7. 1 概述本章给出了淹没防护中可供选用方法的准则和指南，在使用本标准时，还可以参考GB/T 15761-1995中5.1. 3. 4的要求。隔间淹没的防护措施可以分成三类：使用分流路径E使用非能动的流体储存设施和使用6 EJ/T 1079-1998 能动的排流设施。以下每一种防护措
27、施都提到上述三类中的一种或几种。所给出的准则和指南事实上是通用的，且适用于各种轻水堆核电厂的设计。任何给定核电厂的防淹设计应符合本标准的要求。在方案设计中提供了等效防护水平的情况下，应优先采用非能动方法（附录B提示的附录讨论了非能动方法和能动方法之间的关系）。淹没防护措施应与其它设计准则和限制相协调。本标准不讨论可能受隔间淹没防护影响的不同核电厂各种设计特性（防火、保安、维修等的重要程度。核电厂设计、布置和运行应使得系统和设备满足执行其全部预定功能所要求的所有准则。对于其它设计准则与本标准相冲突的每种情况，应逐一加以分析，使核电厂设计能提供所要求的防护水平。较好的淹没效应的防护方法是实现流体系
28、统和储存水箱与防淹设备之间的实体隔离。电气设备所在的位置应高于包容着流体系统的区域。另外，还应使用诸如隔间化的实际措施以便最大限度地减少防淹设备所在区域的水淹。以下所讨论的能动方法和非能动方法是淹没防护的重要手段。7. 2 ？世漏的探测和隔离为满足5.1验收准则的要求，应提供泄漏探测和隔离装置。这些装置应满足第5章讨论的防淹缓解设施的设计总则。隔离装置的设计应使得它们的存在和运行不会降低7.1所讨论范围之外的其它所需功能。例如，用于缓解淹没影响的隔离功能就常常与主系统的排流功能相矛盾。飞对使用世漏探测和隔离装置作为防淹缓解设备的要求进行确定时，应考虑到能动和非能动方法之间的相互影响和互补关系（
29、见附录岛。泄漏探测方法（例如温度和湿度、放射性以及水位指示）能向操作人员提供“管道或设备已出现故障”的指示。对探测方法而言，应对防淹仪器的精度、灵敏度和合格性进行评价以保证能及时为进行缓解行动探测世漏信息，从而防止防淹设备丧失功能。7.3管道走向通过充分注意设备的布置和管道的走向，可以避免许多潜在的内部淹没问题e隔离要求、防内部飞射物、防火以及其它设计准则可能导致核电厂设计的隔间化。对淹没评价而言，关心的并非隔间内的管道布置，而是有哪些管道系统存在。除了隔间内设备运行所需，隔间内不应安装其它管道。用于从一个高度向另一高度输送流体的任何排水设施的设计（如埋置设计、抗震设计等）应能避免防淹设备所在
30、区淹没。7.4 回流防护当地面和设备排水设施（或来自单个地坑的泵排放管线）与公用集管相连时，应提供回流防护，除非能表明这种回流是可接受的。另外，地面和设备排水系统的设计应考虑到不使任何具有多个安全序列的防淹设备所在的区域相互接通。7.5 水淹缓解系统可用地坑、泵、排水渠、屏障、排水通道或它们的任何组合来缓解假想淹没事件的后果。应将提供淹没防护的系统设计得能防止在给定区域或隔间内的淹水超过最大的可接受淹水水位。7 EJ /T 1079-1998 在使用泄流来缓解淹没后果的设计中，最终汇集点应有足够的容量以便容纳所计算的流量。7.6 虹吸从一个隔间到另一个隔间的管道布置应保证：在任一隔间内发生的假
31、想管道破损都不会导致隔间之间发生虹吸现象。如果不能提供此布置，就应提供防虹吸装置。7.7 墙壁和楼板贯穿件在通过墙壁和楼板贯穿件的淹水能引起5.1规定的所需功能丧失时，应使管道和电气贯穿件的位置高于最大的淹水水位。在不能使贯穿件高于最大淹水水位的情况下，则应将贯穿件密封，作为防淹缓解结构屏障的一部分，并应满足第5章的要求。7.8设备防护可接受的淹没范围取决于可能被淹没的防淹设备的构造和鉴定性能。如果第6章的流径分析得出包含着防淹设备的隔间内可能出现不能接受的水位，则应确定其对防淹设备的影响。如果防淹设备的位置高于最大淹水水位或经鉴定能经受最大淹水水位则不需附加的防护措施。否则，应建造淹水防护屏
32、障（如排水渠、防水门等来实现设备防护。应对所有淹水防护屏障进行流体的动静压分析以及对流体的化学相容性分析。应考虑到泄漏的屏障可能劣化（这种劣化可能影响及时排出流体）。7.9 可试验性应能够对回流防护装置、地坑泵、能动淹没缓解设施进行定期试验，以保证执行满足5. 1要求的所需功能。8 长期恢复的考虑应提供相应设施和意外事故大纲以便将来自假想管道破损的流体以及设施中梓放的其它流体排出。8. 1 长期恢复所用的设施应考虑到：a）流体释放的可能容积zb）流体释放的潜在速率zc）流体的潜在放射性；d）流体中潜在的毒性。8.2 最终的恢复大纲应考虑到核电厂下列特性za）可利用泵的数量和类型p8 b）可用的
33、流径zc）储存设施的型号和容量；d）轻便式厂外泵和储存箱的可利用性pe）恢复时间p。所要求的特殊设备pg）所要求的特殊衣物；h）取样方法zEJ/T 1079-1998 i)恢复行动队的培训等。9 EJ/T 1079 1998 附录A（提示的附录淹没危害评价方法的逻辑图图Al、A2给出了评价淹没危害的逻辑图。在危害评价时使用这种简图能保证本标准的要求和建议得以贯彻。10 对水淹源的淹没危害评价| 下一个水淹源确认水淹源确定流径列出受影响的防淹设备1哗一否有足够的防护措施（如传感糖、探测器提供适时的自动隔或操纵员动作吗？否给出防护措施否是是是区域中的蓄积1否水会影响到周围的构筑物吗？一一一一十一是
34、图Al设备淹没评价（漉方法逻辑图EJ/T 1079-1998 是评价最终损坏对防淹设备淹没危害的评价确定防淹设备的位置水淹源在防淹设1否备的隔间内吗？否是E以吗一是一如刷刷监地设对的一有水止备现排防设一否是给出附加的防护措施图A2设备淹没评价（防淹设备方法）逻羁图评估外部流径21)确定进入区域隔间的潜在流径：2）除去带有防淹屏障的流径$3）计算来自每一流径中的流入量及其总和11 EJ/T 1079-1998 附录B（提示的附录能动和非能动方法之间的相互影响和互补关系在区域间使用屏障以承受管道破损效应（即淹没或超压），或使用应急排水管、地坑和其它流径等非能动方法同探测与缓解管道破损效应的能动方法
35、之间有着很重要的相互影响和互补关系。一般地，比起非能动方法，能动方法规模小、费用低、并且可以在核电厂设计晚期进行考虑。因此，有时非常适合使用能动方法来防止掩没。对于能动系统，隔离和缓解方法的类型是以达到特定损坏极限之前可利用时间的裕度为基础的。在非常短的时间裕度下，需要更复杂更合格的探测和缓解系统，如自动隔离系统或和地坑泵。这种复杂性和合格性的要求随着时间裕度的增加而减少。然而，非能动方法的使用（如增加屏障强度、增加地坑的尺寸）将减少甚至消除使用能动方法的必要性。使用能动方法时，由于自动探测和缓解系统的失效或误触发，可能使可靠性降低，安全分析的复杂性提高。因此，通常优先使用非能动方法。非能动方法的广泛使用（如应急排水设施和大地坑或通往厂外的流径）为探测和缓解行动提供了较长的时间裕度。这就允许将探测方法只限于少数监测（如地坑水位）而不是对大量的流体系统进行管道破损监测。另外，采用这些能动方法将使得详细的管道破损和时间裕度分析仅限于安全区内最大或最危险的系统。概而言之，非能动方法允许用简化的方法根据区域进行管道破损探测和损坏控制，但是，对单个隔间另当别论。般地，广泛使用非能动方法将控制淹没危害，并消除对特定管道破损进行探测和缓解的必要性。12 ”也属机网凯krOHH同国
