1、GB/T 13285-1999 前言本标准是对GB/T132851991(非等效美国标准ANSI/ANS 58. 3-1977制定)的修订。修叮时等效采用美国标准ANSI/ANS58.3-1977(核电厂安全重要系统和部件的实体防护的最新修订本ANSI/ANS 58.3一1992。本标准阐述了对安全重要部件进行实体防护设计的方法和准则，分析了电厂中可能出现的各种危害，评估了防护的必要性，并给出了具体的防护方法及其实施的原则要求。官可用于指导设计人员进行核电厂实体防护设计。与修订前的标准相比，本标准的内容主要有以下变化-1)第l章的适用范围中不再包括高温气冷堆。2)第2章只保留了原标准中的4个定
2、义，即可接受的损坏、化学侵蚀、加强和余热。3)第3章新增了对危害估计结果应予以保存的要求。4)第4章删除了原标准中只适用于高温气冷堆的内容。5)第5章新增了5.3.3管道甩动和流体喷射气该条给出了对管道甩动和流体啧射进行防护的要求;在5.3.8中新增了蒸汽管道的断裂会导致不可接受的凝结水量，这也是一种危害的有关内容。6)第6章删除了原标准中有关进行概率评估的内容。7)第7章删除了原标准中有关距离、方位、加强三种方法的描述，新增了电路隔离的新防护方法。8)第8章新增了8.2.3管道甩动和流体喷射、8.2.4.4火灾抑制系统和8.2. 4. 5电路隔离等条日。本标准还增加了附录B(提示的附录)核电
3、厂防飞射物设计。它相当于美国标准ANS-58.10 修订本还充分考虑到了经济性因素，如新增的8.2.4.5规定电路隔离可能是一种最经济的防护模式，当其他实体防护变得困难或成本较大时，应考虑使用电路隔离。更多地考虑经济性，这代表了核电发展的一种方向。本标准自实施之日起同时代替GB/T13285-19910 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。本标准由核工业标准化研究所归口。本标准由核工业标准化研究所负责起草。本标准主要起草人肖定生、李士模、李石岭。E GB/T 13285-1999 ANSI/ANS前言(本前言不是标准ANSI/ANS 58. 3-1992
4、的组成部分)本标准的编写组对本标准进行修订时依据这种假设，即2固定式轻水堆核电厂的设计队在使用本标准时会参考大量的其他标准、导则和法规。力图使本标准尽可能广地引起设计人员以现今的工业经验为基础去考虑每一相关领域。特定领域的具体情况可查阅相应的标准。核电厂防飞射物设计的标准草案是于1974年发布的，发布号为ANSI/N177 (ANS-58. 1) oAN SI/ANS 58.3将其作为一个提示性附录包括进来。本标准的编写组成员有zH. C. Shaffer m (扬基核电公司)G. H. Marcus(美国核管会)J. Conant(燃烧工程公司)C. Zeamer(华盛顿公用动力供应局)R.
5、 Harris(顾问)西屋电气公司的R.C. Suirman先生为有关概率方法的解答提供了帮助，这部分内容现仅在标准ANSI/ ANS-51. 1-1983(1988年修订)和ANSI/ANS-52. 1-1983(1988年修订)中论及。有18名轻水堆准则管理部门(MCl)的成员参加了对本标准的审查。N 1 范围中华人民共和国国家棉准核电厂安全重要系统和部件的实体防护Physical protection for safety-related systems and components in nuclear power plants GB/T 13285-1999 代替GB/T13285-
6、1991 本标准规定了核电厂安全重要系统和部件的实体防护准则，包括对安全重要系统和部件产生的各种危害的判别，也包括防止这类设备遭受危害的合适措施。本标准为设计者就如何防止这类系统和部件受到危害提供了指导。本标准适用于轻水堆(LWR)核电厂。本标准的一些原则也适用于其他堆型的核电厂。2 定义本标准使用以下定义。2.1 可接受的损坏acceptable damage 如果对于某类事件的防护已满足设计安全要求，则认为由这种事件(或几种事件的组合)造成的损坏是可以接受的。2.2 化学侵蚀chemical attack 系指像腐蚀或有毒化学流体或易燃化学流体所造成的那一类化学作用。2.3 加强harde
7、n 为增强对不利环境条件的防御能力所采取的措施。2.4余热residualheat 停堆后反应堆内残存的总热量，包括剩余释热和显热。3 防护设计方法概述图1是保证电厂的设计满足本标准防护准则的参考流程图。第4章给出用于这些系统和部件的防护准则。设计者首先要判别那些需要考虑防护的安全重要系统和部件。这种判别应当包括与其他系统的运行接口以及该系统、部件的冗余设施和多样性设施。应当清楚地定义系统的边界、该系统和部件与另一非安全重要系统和部件的直接或间接关系。在第4章中，根据功能讨论备系统和部件来说明为何需要防护以及如何完成这种防护，并在下列三种功能范围内讨论防护准则:a)反应堆冷却剂压力边界;b)反
8、应堆安全壳sc)安全重要系统。国家质量技术监督局1999-09-13批准2000- 06-01实施1 GB/T 13285 1999 列出可能需要防护的系统和部件根据规定和导则列出可能需要加防护的各种危害(本标准第5章)进行故障模式和后果分析找出耍提供防护的系统和部件估计危害对系统功能的影响非1是否损害革统功能以致需要防护?本标准第4章和第6章)1是是l是菁能够减弱危害程度和概率以致不损害功能和毋须防护?本标准第6章)减少危害| 要提供防护本标准第7、8章毋需防护图1本标准应用指南非一旦那些安全重要系统和部件以及它们的冗余性和多样性的要求确定下来，设计者就必须确定定需要加防护的各种危害。本标准
9、第5章列出并讨论了某些这样的危害。在对各种危害的鉴别中，设计者除了必须考虑某系统本身某个部分发生的事件(例如系统中一条管道破裂)外，还必须考虑该系统的外部事件(如火灾、地震、洪水等)。设计者应当用本标准作指南，开发一种进行详细故障模式和后果分析的程序。根据设计者的选择，这种程序可以包括图表、方阵等等的应用。该程序要求对各种假想事件进行系统的分析，并将分析的结果用于确定所论及的事件对安全重要系统有什么影响。然后设汁者要评估每一种可能的危害对列出的安全重要系统和部件的影响，并确定其损坏程度是否可以接受。这种评估可能需要应用其他的更为详细的标准。第六章在完成这种评估之后，为设计者列出了可资选择的方案
10、，并作出是否需要防护的结论。第七章对设计者已确认要加防护的安全重要系统和部件规定了可以应用的主要防护方法。第八章给出了有关防护方法的进一步的指南。评估方法应当具有这样的形式，它允许根据需要使分析不断更新，并且能为满足各种防护要求提供设计依据的记录。附录A(提示的附录)提供了应用举例。这些设计记录应在核电厂的整个寿期内保存，并保持其作为一种活文件。在电厂寿期内进行设计更改时，应参考这些评估。应保证原始的设计意图在设计更改、维修活动或运行中不会被轻易地否定。4 防护准则4.1 总则为了使某一事件产生的危害不对安全重要系统和部件产生不可接受的损坏，必须提供防护。安全重要系统和部件是指那些确保下列能力
11、的实现而执行所需的核安全功能的系统和部件:a)反应堆冷却剂压力边界的完整性。2 GU/T 13285-1999 b)使反应堆达到并维持安全停堆状态的能力。c)防止或缓解导致潜在厂外辐射剂量超过法规限值的电厂事故的能力。安全重要系统的例子包括具有下列功能的系统za)应急堆芯冷却，b)应急余热排出，c)安全壳隔离、排热和易燃气体控制;d)安全壳内空气净化;e)应急供电;f)反应堆保护;g)安全重要部件的辅助支持设施(如冷却); h)保证控制室和其他地区事故后的可居留性。4.2 安全重要系统和部件的防护准则为了有效地执行核安全功能，实施安全功能所设置的系统(称为安全重要系统)、为保证这些系统运行所必
12、需的辅助支持系统以及为了触发或利用系统功能所需要的有关保护和动作系统全都必须协同工作。为了实现所需的安全功能，对使各种系统成功运转所必需的所有机械部件、仪表和控制部件以及电气部件都必须提供防护。在事故期间或事故后控制期间，为了使得操作人员能采取重要手动操作去引入或保持所要求安全功能所需的监督设备也必须同样地加以防护。除了对仪表进行防护外，应将仪表设计成能在事故期间和事故后的决策过程中保持足够的精度。4.3 特定系统和部件的防护准则4. 3. 1 反应堆冷却剂压力边界必须给反应堆冷却:lftJ压力边界提供防护吩以达到U:u不会由于反应堆冷却剂压力边界以外的某一系统、构筑物或部件的故障或者冷却剂压
13、力边界外的其他事件引起轻水堆失水事故;b)本身不是设计基准(最大尺寸)失水事故的反应堆冷却剂压力边界断裂，不会导致设计基准的失水事故(例如不会发生一条压力边界管道故障导致另一条压力边界管道故障，以致组合的总破口导致设计基准失水事故); c)反应堆冷却剂压力边界管道断裂不会使电厂处理事故的能力降到小于保护堆芯以抗御设计基准失水事故和维持安全停堆状态所需的最低限度。4.3.2 反应堆安全完对于任何事件，电厂设计必须保持反应培安全壳的泄漏率不超过安全壳的设计基准泄漏，除非能够证明厂外总剂量在可接受的限度内。事件发生时用于维持反应堆安全壳功能所必需的系统，必须满足4. 3. 3的系统防护准则。4. 3
14、. 3 安全重要系统4. 3.3.1 功能冗余系统对于特定事件所需要工作的那些安全重要系统而言，为防止该事件或减轻该事件的后果，必须就该事件对这些系统提供防护，以便在需要系统发挥作用的期间保持其功能。作为解释上述情况的一个例子，假定A和B是冗余安全重要系统，并且假设其中一系统有一单一能动故障。对于需要启动此系统核安全功能的某-事件，必须防止由于这一事件使A和B都受到危害(见8.1.1和图2)。这是因为两系统中的一个系统(A或B)单一能动故障要求余下的系统去减轻该事件的后果。4. 3.3.2 非冗余安全重要部件一个非冗余但又是安全重要的部件必须得到防护，以免该部件可能受到使其丧失核安全功能的某3
15、 GB/T 13285-1999 些事件的影响，而该部件又需要用来缓解这些事件的后果。4.3. 3. 3 含有放射性物质的系统如果某些事件的后果对贮存放射性物质的设备和废物处理系统的某些部分的影响可能导致厂外剂量超出可接受限值，则必须为它们提供防护。4. 3. 3. 4 多堆电厂各机组之间共用的系统和部件共用的系统必须满足本标准第4章的要求。此外zu一个机组上的事件不得导致共用安全重要系统的能力低于为减轻该机组的这一事件后果所需要的能力、或低于为限制这一事件造成的厂区外辐射剂量在可接受的限值内以及使各机组达到安全停堆和保持在安全停堆状态所需要的能力;b)共用系统内的事件决不允许妨碍各机组达到和
16、保持安全停堆。5 核电厂的潜在危害本章描述了核电厂内部或外部可能存在的各种危害。必须按第4章的要求考虑防止安全重要的系统和部件遭受这些危害。对核电厂造成这些危害的某些事件发生在核电厂的外部(例如地震、溃坝以及造成压力、飞射物、大雨和杂物堵塞的龙卷风。凡外部事件可能发生的地方，必须对安全重要系统和部件提供防护，避免其受到由此引起的危害的影响。对处于电厂主厂房外的安全重要系统和部件也必须同样提供防护。5. 1 危害的鉴别4 在防护设计时必须要考虑的各种事件产生的一些危害sa)飞射物;b)压力;c)温度;d)管道甩动;e)流体喷射;f)火灾;g)辐射sh)蒸汽和湿气;i)化学侵蚀;j)水淹;k)杂物
17、堵塞。表1列出了某些危害和可能造成这些危害的事件的实例。表1要考虑的各种危害实例危害事件飞射物外部飞射物z大风、气旋、腿风、龙卷风、台风、爆炸、地震、飞机坠毁内部飞射物s爆炸、机器超速、地震、管道甩动或喷射冲击见附录B)超压和超温管道断裂、爆炸、安全阀释放、火灾、龙卷风和各种风暴以及采暖、通风、空调 静载荷下亨的典型值有:a)承受轴向载荷的棒l.o b)承受端部力矩的悬臂(矩形截面)可二1/3c)在中心位置有集中载荷的简支梁(矩形截面)可1月d)简支圆板(承载半径与厚度相等，厚度半径比为1/10，泊松系数为0)可0.144)民这是靶物材料的许用应力。由于针对的是一次性、短时间的载荷，在大多数情
18、况下，可以使用材料强度极限的较高份额。然而，对于混凝土，应认识到在拉伸区钢筋的数量确定了靶物材料的许用应力，在这些靶物材料中，是基于线性应力分布的。5)m 这是飞射物的强度极限。从保守性角度看，应对应力较高的一侧进行计算。作为示例，假定飞射物为340kg的木柱，长度为0.91m，靶物为简支圆形混凝土板(直径12.2m、厚度。.61m)。靶物是钢筋混凝土，j，27.6 MPa，j，414 MPa，户O.01。其中，Jc表示混凝土的压G/T 13285-1999 缩强度极限、J，表示混凝土补强的屈服强度、户表示应力区补强钢筋的面积与总的横向面积之比。这里有:m=340 kg M.二165047kg
19、 M,=18 846 kg t=4且f，=16.5 MPa(不能超过O.85X!,=23. 4 MPa) m=55.2 MPa(估it的匮|木压缩强度)p，二Z321 kg/m3 向=803kg/m3 c,=4 115 m/s cm=3 658 m/s =(l+340/18 846)=1. 018 =l. 711巾，C， 录;2川m/s甲=0.1(山千)=518III 由式B9计算出保持为弹性的靶物的最大碰撞速度为:叫=- 18.9 + 1. 7 X (1.018) X 51. 8 = 70.7 m/s 如果木柱的长度为3.048m，而不是0.91mo应力波将达至平板边缘，整个靶物都抵挡飞射物
20、。对于圆形夹板，第一模态质量等于总质量的5/9。这时，M，等于第一模态质量的1/3，接近靶物总质量的1/5(即33009 kg)，在这种情况下，由公式B9计算得到的最大撞击速度为2(., 340 ( 165 047 X 33 009 X O. 1ol 1/2 , =- 18.9 + 1. 711 + .:.11 .vv , v,. , :.;vv v.v 1 = 101 m/s l , 33 0091 I 340 1 ., 上述例子计算出的不同值表明了叫对M，假设的敏感性，并表示了评价飞射物类型的重要性，它本身又控制对总体效应进行初步验算的能力。如果对这种结果的保守性产生怀疑，则应该使用更具体
21、的方法。如果简化计算没有排除对飞射物的考虑，则需采用一个更完善的动态分析。这种分析的第一步是确定载荷函数。在确定函数时，通过将载荷从靶物响应中分离，可以很方便地简化问题;这种方法总的来说是保守的。总体上，靶物和飞射物可以分为软体、硬体两类，但两者是相对的概念。当客机机身撞击重混凝土构筑物时，飞射物可划为软体，而构筑物划为硬体。相反地，在阀杆和管盘撞击混凝土板时，飞射物是硬体，而靶物是软体。显然，有些情况不容易划分类别，则应根据判断来确定在建立载荷函数时使用哪一种方法。在大多数核电厂有关的构筑物中，不是严重的结构性事故，构筑物不会产生尺寸较明显的变形。比起某些飞射物，这种变形微乎其微，因此，对某
22、些(软体)飞射物而言，在计算总的反应和时间的曲线时，基本上可以假定构筑物是刚体。一旦就某飞射物及其撞击速度确定了反应-时间关系，该函数关系就可以直接应用到任何稳定的、坚固的构筑物上。对于软飞射物撞击刚性靶物的情形，毁损中的飞射物和刚体表面界面的荷载P(t)为2P(t) = PbX(t) +X(t)v(t) . ( B10 ) 式中:X(t)= f:咐)此与初始接触点之间的距离;23 GB/T 13285-1999 Pb(X)-一-使飞射物击碎或变形所需的载荷;(X)一每单位长度飞射物的质量，v(t) 飞射物剩余部分的速度。式B10中的数字积分将产生希望的载荷函数。对于硬体飞射物撞击软体靶物的情
23、形，确定载荷函数同样是不可缺少的。对于这类飞射物和靶物，根据靶物的响应，包括可用B4.2. 2的其中一个经验公式计算求得的穿入来假设施力函数。如果已有载荷函数的公式，可以采用任何经典的动态求解方法。由于很少有闭式解，通常采用以下两种方法:1)直接数字积分。在该方法中，当推测得出了靶物的位移和速度后，运动微分方程的求解可从0时刻开始逐步分段进行。应注意使用与所采用的具体方法相协调的时间步长。2)模型分析。在该方法中，正常模式下的响应是分开确定的，然后叠加，以给出总的响应。通常的程序是基于一种弹性系统计算响应的;然而，对飞射物载荷，基于弹性-塑性或刚住塑性系统进行的更严格的处理也可接受。应认识到响应的可接受性取决于靶物的功能。B4. 2. 5 流体喷射高压流体系统管道断裂引起的喷射束流的磨蚀作用会引起靶物破裂。B4. 2. 6 连续飞射物在碰撞后，飞射物可能作为整体或碎片反弹。为了计算飞射物的反弹速度，可以假设与表团平行的速度分量不会减弱，与表面垂直的速度分量是受限制的。B4. 2. 7 穿孔飞射物穿孔飞射物是完全穿透靶物的飞射物。如前面所讨论的，如果完全穿透靶物的事件是一种危害，则应该通过对靶物进行合适的设计来预防。在完全穿孔出现时，必须确定射出速度，射出的飞射物作为一次飞射物处理。24
