核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关.docx

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核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关

附件三：

《核动力厂反应堆冷却剂系统及其

有关系统设计》编写说明

（征求意见稿）

《核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计》

编写说明

一．编写工作背景

随着科学技术的进步以及国际核工业界在核动力厂安全运行和管理方面经验的积累，国际原子能机构（IAEA）全面地开展了针对核动力厂的安全要求及安全导则的修订工作。

新的安全要求文件No.NS-R-1“SafetyofNuclearPowerPlant:

Design”于2000年9月正式出版，它是对1988年出版的原安全规定文件No.50-C-D（Rev.1）“CodeontheSafetyofNuclearPowerPlant:

Design”的正式修订。

随后，IAEA陆续修订和出版了该安全要求下的一系列安全导则，新的IAEA安全导则No.NS-G-1.9“DesignoftheReactorCoolantSystemandAssociatedSystemsinNuclearPowerPlants”就是其中之一，它是对安全系列No.50-SG-D6“核动力厂最终热阱及其直接相关的输热系统（1981）”和安全系列No.50-SG-D13“核动力厂反应堆冷却剂系统及其相关系统（1986）”两个安全导则的修订与合并，新的安全导则替代原有两个导则。

为了提高我国核动力厂的设计和运行水平，使之与国际先进水平接轨，国家核安全局决定对《核电厂设计安全规定》和《核电厂运行安全规定》及其下属的一系列核安全导则进行及时的修订。

二．编写简况

IAEA的核安全标准中关于核动力设计的安全要求及导则是由IAEA聘请各国专家在总结各核电先进国家经验的基础上制定的，其内容较完整、系统、严谨。

本安全导则是依据IAEA安全导则“核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计（DesignoftheReactorCoolantSystemandAssociatedSystemsinNuclearPowerPlantssafetystandardsseriesNo.NS-G-1.9IAEA,Vienna（2004））”为参考蓝本编写而成的。

在编制过程中考虑了与我国现行核安全法规和标准的协调，并力图确保本导则与2004年国家核安全局发布的《核动力厂设计安全规定》保持一致并对其技术内容进行补充。

2004年11月，编写组完成《核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计》（DesignoftheReactorCoolantSystemandAssociatedSystemsinNuclearPowerPlantssafetystandardsseriesNo.NS-G-1.9IAEA,Vienna（2004））翻译初稿，并在国家环保总局核与辐射安全中心内部加以讨论，经过一校、二校、三校后形成翻译稿，在此基础上参照新发布的核安全导则（如HAD102/17核动力厂安全评价与验证）以及现行的核安全导则HAD102/08核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统（1989）和HAD102/09核电厂最终热阱及其直接有关的输热系统（1987）的格式和内容，编制完成了《核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计》安全导则稿。

三．主要内容

本安全导则的编制考虑了将国家核安全局1989年颁布实施的核安全导则HAD102/08《核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统》以及1987年颁布实施的核安全导则HAD102/09《核电厂最终热阱及其直接有关的输热系统》进行修订与合并。

本安全导则将替代以上安全导则。

本安全导则的主要内容包括：

第一章引言；

第二章反应堆冷却剂系统及其有关系统的范围；

第三章总的设计原则；

第四章特定的设计要求；

附录A压力管型加压重水堆反应堆冷却剂系统及其有关系统；

附件

反应堆冷却剂系统的主要部件；

附件

反应堆冷却剂系统及其有关系统流程图；

附件

安全分级与流体系统的安全级接口装置。

与1989年HAD102/08《核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统》以及1987年HAD102/09《核电厂最终热阱及其直接有关的输热系统》相比：

新的安全导则第一章，概述了该导则的编写目的和范围，在结构和内容上变化不大。

新第二章对反应堆冷却剂系统及其有关系统的范围做了修订和重新分类，补充了连接系统、最终热阱。

新第三章对原安全导则总的设计原则进行了合并和修订，取消了原导则关于环境条件和鉴定以及退役的设计考虑事项章节；补充了安全分级、预防可燃气体聚集、先进堆的设计等章节。

新第四章为特定的设计要求，取消了原安全导则关于慢化剂系统以及换料机冷却剂供应系统的说明，另外补充了《核电厂最终热阱及其直接有关的输热系统》中的相应安全要求。

新安全导则取消了原安全导则第五章关于质量保证的说明，取消了附件Ⅲ某些国家所采用的压力容器规范和标准，补充了附录A“压力管型加压重水堆反应堆冷却剂系统及其有关系统”和附件Ⅲ“安全分级与流体系统的安全级接口装置”。

新安全导则相对于原导则HAD102/08增加了有关“不可凝气体排放”方面的要求，其具体内容如下：

“4.2.2.3为了防止破坏反应堆冷却剂的自然循环，应在反应堆冷却剂系统高位设置远距离操作阀以便在事故工况下排出不可凝气体至安全壳厂房。

这些阀门应如下设计：

遵循所有安全要求并且适应其执行预定安全功能期间所处的环境条件的影响；应能从控制室操纵；阀门要有足够的多重性以满足关于排气可靠性的要求（如果有的话）；应使其误开的风险降到最小排气的能力应与冷却剂补给系统的能力相匹配。

”

新安全导则对余热排出系统增加了要求，“4.6.5.5余热排出系统低压部分与处于高压状态下的反应堆冷却剂系统的误连接可能导致事故，也就是接口系统冷却剂丧失事故。

应采用详细的风险指引分析来评估这种事件发生的概率和后果。

与反应堆冷却剂系统接口的余热排出系统低压部分应有能力承受反应堆冷却剂系统全部的压力和温度。

”

新安全导则还对辅助给水系统安全要求增加了“4.8.4.4由于压水堆二回路管道破口可能会导致堆芯过冷事件，因此辅助给水系统的最大冷却能力应保证堆芯不会发生重返临界且不会对反应堆压力容器造成不可接受的热冲击。

”

新安全导则对原安全导则进行了修订、合并和补充，使条理更加清楚、内容更加明了。

四．导则适用性说明

本导则是在《中华人民共和国放射性污染防治法》、《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》（HAF001）和《核动力厂设计安全规定》（HAF102）的要求的基础上加以编制的。

该导则采纳了世界各国核安全事业最新发展成果，并针对我国实际情况加以针对性的修改，以与我国现行核安全法规、导则和技术文件相协调，适应于我国核安全监管模式和核能行业的发展现状。

它的发布和实施将有力促进我国核能和核安全法规的发展，并为我国核能和核安全事业发展作出应有的贡献。

编写组

2006年11月22日

核安全导则HAD102/

核动力厂反应堆冷却剂系统及其

有关系统设计

国家核安全局2006年月日批准发布

国家核安全局

北京2006

核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计

（200年月国家核安全局批准发布）

本导则自200年月日起实施

本导则由国家核安全局负责解释

本导则是指导性文件。

在实际工作中可以采用不同于本导则的方法和方案，但必须证明所采用的方法和方案至少具有与本导则相同的安全水平。

目录

1引言1

1.1目的1

1.2范围1

2反应堆冷却剂系统及其有关系统的范围1

2.1概述1

2.2反应堆冷却剂系统2

2.3连接系统2

2.4有关系统3

2.5最终热阱4

3总的设计原则4

3.1概述4

3.2设计目标4

3.3反应堆冷却剂系统及其有关系统中的安全系统6

3.4安全分级7

3.5设计基准8

3.6假设始发事件10

3.7地震考虑事项11

3.8可靠性12

3.9材料的选择13

3.10超压保护14

3.11预防可燃气体聚积16

3.12布置考虑事项16

3.13接口要求19

3.14隔离要求21

3.15仪表和控制系统21

3.16在役检查、试验和维修的措施22

3.17多堆核动力厂的考虑事项23

3.18先进堆的设计23

4特定的设计要求24

4.1概述24

4.2反应堆冷却剂系统24

4.2.7管道30

4.3化学和容积控制系统（包括沸水堆的净化系统）34

4.4应急注硼系统37

4.5应急堆芯冷却系统38

4.6余热排出系统42

4.7蒸汽和主给水系统45

4.8辅助给水系统47

4.9中间冷却回路49

4.10最终热阱及其输热系统51

附录A压力管型加压重水堆反应堆冷却剂系统及其有关系统62

附件Ⅰ反应堆冷却剂系统的主要部件62

附件Ⅱ反应堆冷却剂系统及其有关系统流程图66

附件Ⅲ安全分级与流体系统的安全级接口装置70

名词解释73

1引言

1.1目的

1.1.1本导则是对《核动力厂设计安全规定》有关条款的说明和补充，其目的是给监管当局、核动力厂设计人员和许可证持有者就反应堆冷却剂系统及其有关系统（以下简称“冷却剂系统”）的设计提供建议和指导。

1.2范围

1.2.1本导则主要适用于为发电或其它供热应用（诸如集中供热或海水淡化）而设计的，采用水冷反应堆的陆上固定式核动力厂。

应该承认，对于其它堆型（包括将来系统的创新性设计），本导则的部分内容可能并不适用，或者需要在采用时做出一些判断。

1.2.2本导则适用于包括第2章所定义的最终热阱在内的反应堆冷却剂系统及其有关系统。

它包含了对不同堆型，特别是对在本导则1.2.1节所提及的各种堆型都适用的反应堆冷却剂系统及其有关系统的设计要求。

附件A提供了适用于加压重水堆的补充要求。

本导则不涉及特定部件（例如泵或热交换器）的具体设计。

2反应堆冷却剂系统及其有关系统的范围

2.1概述

2.1.1反应堆冷却剂系统及其有关系统包含反应堆冷却剂系统、连接系统、有关系统和最终热阱。

附件Ⅱ中图Ⅱ-2和图Ⅱ-3给出了压水堆和沸水堆反应堆冷却剂系统及其有关系统的主要部件和主要功能设施。

2.1.2反应堆冷却剂系统及其有关系统和构筑物之间的接口在第3章论述。

2.1.3附件Ⅰ列出了反应堆冷却剂系统和部件。

附件Ⅱ为反应堆冷却剂系统及其有关系统的典型系统流程图。

2.2反应堆冷却剂系统

2.2.1对于各种堆型，反应堆冷却剂系统包括为保证反应堆冷却剂正确流动所必需的部件，但不包括核安全导则《核动力厂堆芯设计》中所述的燃料组件和反应性控制组件。

2.2.2对于各种水冷堆型，反应堆冷却剂系统承压边界延伸至第一个（从堆芯看）非能动屏障或第一个能动隔离装置，并包括该屏障或装置。

对于间接循环堆型（例如压水堆），反应堆冷却剂系统承压边界还包括蒸汽发生器的一回路侧（见附件Ⅱ）。

对于直接循环堆型（例如沸水堆），反应堆冷却剂系统还包括一回路冷却剂再循环系统，蒸汽和给水管线延伸至最外面（从堆芯看）的隔离阀，并包括该阀。

2.2.3附录A提供了针对压力管型加压重水堆反应堆冷却剂系统的补充特性。

2.3连接系统

2.3.1“连接系统”是指那些直接与反应堆冷却剂系统，或在某些压水堆设计中，与蒸汽发生器二回路侧相连接的系统。

“连接系统”与其它系统和部件一起，在正常运行、预计运行事件或设计基准事故工况下执行保持反应堆冷却剂系统完整性的功能。

执行这些安全功能的系统包括：

—反应性控制流体系统；

—反应堆冷却剂化学和容积控制系统（包括反应堆冷却剂净化系统）；

—应急注硼系统（如果设置）；

—应急堆芯冷却系统；

—余热排出系统；

—压水堆和加压重水堆的主蒸汽和主给水系统；

—压水堆和加压重水堆的辅助给水系统和应急给水系统或类似系统（如果设置）；

—超压保护系统（包括安全阀和/或卸压阀、阀门排放管线及其它有关设备）；

—加压重水堆的重水收集系统（见附录Ⅰ）；

其它接口系统，例如取样系统和乏燃料冷却系统，不在本导则所涉及的范围内，但在“冷却剂系统”设计中应考虑这些接口系统与反应堆冷却剂系统之间的相互作用。

2.4有关系统

2.4.1“有关系统”是指那些对反应堆冷却剂系统和连接系统必需的系统，其功能主要是将热量传输到最终热阱。

这些系统包括：

—设备冷却水系统；

—中间冷却回路；

—重要厂用水系统；

—加压重水堆的慢化剂系统及其冷却系统（见附录Ⅰ）。

2.5最终热阱

2.5.1最终热阱通常是指在正常运行、预计运行事件或事故工况下用来导出部分或全部余热的水体、地下水或大气。

采用水作为最终热阱的介质时，应考虑下列因素：

—供水量；

—水源的类型（例如海洋、湖泊、天然或人工的水库或河流）；

—最终热阱的补给水源；

—为反应堆在运行状态、事故工况或停堆条件下提供适宜温度冷却水的必要流量的能力。

3总的设计原则

3.1概述

3.1.1本章论述了反应堆冷却剂系统及其有关系统总的安全设计基本原则与建议。

针对第2章中所介绍的每个系统的详细设计原则将在第4章中论述。

3.2设计目标

3.2.1“冷却剂系统”的主要目标是保证堆芯在各种运行工况和设计基准事故工况期间及其之后都能得到适当流量和品质的冷却剂以排出堆芯中的热量。

“冷却剂系统”也可以用来减轻设计基准事故和超设计基准事故的后果。

3.2.2“冷却剂系统”的其它目标还包括反应性控制、反应堆冷却剂的化学控制和排出其它安全系统的热量。

3.2.3所有的目标都依靠适当的设计措施来实现。

这些措施可能随堆型、运行条件和核动力厂厂址（例如在环境条件方面）的不同而有所差异。

3.2.4为达到以上目标，“冷却剂系统”的设计应满足下列要求：

—在各种运行状态和设计基准事故工况下，提供和保持足够的反应堆冷却剂总量以冷却堆芯，并将产生的热量传输到最终热阱；

—保持足够的冷却剂流量，以保证遵守核安全导则《核动力厂堆芯设计》中所列的燃料设计限值；

—防止在反应堆冷却剂系统压力边界发生冷却剂装量不可控丧失；

—保持足够的反应性价值并防止反应性的不可控引入，以保证遵守核安全导则《核动力厂堆芯设计》中所列的燃料设计限值。

3.2.5本导则第3.2.1和3.2.2节所规定的“冷却剂系统”的安全目标不应受到“冷却剂系统”部件失效的影响。

3.2.6“冷却剂系统”应设计成假设的内、外部始发事件不会升级成为影响燃料包壳或反应堆冷却剂系统及其有关系统压力边界完整性的更严重的核动力厂工况。

3.3反应堆冷却剂系统及其有关系统中的安全系统

3.3.1“冷却剂系统”中部分连接系统和有关系统是用来缓解设计基准事故后果的，因此它们被看作是安全系统。

如何将安全功能分配给不同的系统具有相当的灵活性，这取决于设计上的选择。

例如，在某些压水堆设计中辅助给水系统是用来缓解设计基准事故后果的，因此是安全系统，而在其它的一些设计中辅助给水系统并不是用来缓解设计基准事故后果的。

虽然连接系统和有关系统安全功能的分配可能各不相同，但是“冷却剂系统”中每个安全系统都应具有下述共同的属性，以对其足以执行预定的安全功能提供高度的置信水平：

（1）足够的性能。

安全系统应具有足够的性能以执行其预定的功能，并提供高度的置信水平以保证燃料和反应堆冷却剂系统的设计限值不会被超出。

为了确定安全系统所需的性能，应考虑安全系统预期运行的最不利工况。

（2）单一故障准则。

安全系统应设计成任何单一故障都不会妨碍执行其或其它安全系统预定的安全功能。

（3）电源及应急动力供应。

应由适当的应急动力系统（直流或交流）为安全系统的触发或运行所必需的部件提供所需的应急动力。

（4）对外部事件和内部灾害的防护。

安全系统应设计和布置成在设计中考虑到的外部事件或内部灾害（诸如管道破裂和水淹）不会妨碍该系统执行其预定的安全功能。

特别是在设计中考虑到的最严重地震条件下安全系统或其部件的性能应能得到保证。

（5）机械设计的安全分级、规范、标准及评估。

安全系统应按照核安全监管部门认可的规范或标准进行安全分级和设计。

安全系统应能承受核动力厂整个寿期内各种预计运行工况所导致的载荷及环境条件。

（6）环境合格鉴定。

安全系统应能在预计运行的最苛刻环境条件下运行。

（7）在正常运行的情况下应能对安全系统的状态和备用状况实施监测。

如果出现第4章所述的情况，在事故期间也应能对安全系统实施监测。

（8）功率运行工况下定期试验、监督和维修。

见本章3.16节有关在役检查、试验和维护的条款。

（9）手动控制。

应能从主控室或辅助控制室（如果合适的话）对安全系统进行手动控制。

3.4安全分级

3.4.1《核动力厂设计安全规定》第5.1.1条规定“必须首先确定属于安全重要物项的所有构筑物、系统和部件，包括仪表和控制软件，然后根据其安全功能和安全重要性分级。

它们的设计、建造和维修必须使其质量和可靠性与这种分级相适应”。

3.4.2《核动力厂设计安全规定》第5.1.2条规定“划分某一构筑物、系统或部件安全重要性的方法必须主要基于确定论方法，适当时辅以概率论方法和工程判断，同时考虑如下因素：

（1）该物项要执行的安全功能；

（2）未能执行其功能的后果；

（3）需要该物项执行某一安全功能的可能性；

（4）假设始发事件后需要该物项投入运行的时刻或持续运行时间。

”

3.4.3至少应对“冷却剂系统”中执行下列安全功能的构筑物、系统和部件的功能和安全重要性进行分级：

—保持反应堆冷却剂系统压力的部分，其失效可引起超过反应堆冷却剂正常补给能力的冷却剂丧失事故；

—裂变产物屏障；

—排出堆芯热量；

—保证应急堆芯冷却（用冷却剂直接注入堆芯）；

—引入负反应性补偿堆芯次临界度或保持堆芯在次临界状态。

3.4.4有关安全分级的要求见核安全导则《核动力厂安全评价与验证》。

附件Ⅲ给出了安全分级的实例。

3.5设计基准

3.5.1为确定“冷却剂系统”的设计基准（验收准则）应对假设始发事件（详见本章3.6节）进行分析。

3.5.2“冷却剂系统”的构筑物、系统和部件的设计、制造、安装、建造、试验和监测应符合现行有效的规范和标准，并与所执行安全功能的重要性相匹配。

3.5.3“冷却剂系统”部件的设计（诸如压力容器、管道、泵和阀门）应按照经批准的最新的或当前适用的规范、标准，其设计必须是此前在相当使用条件下验证过的；并且这些物项的选择必须与安全所要求的核动力厂可靠性目标相一致（详见《核动力厂设计安全规定》第3.3.1条）。

3.5.4“冷却剂系统”安全重要构筑物、系统和部件的设计应考虑到核动力厂在各种运行状态和设计基准事故工况下可能会遇到的外部灾害，如：

地震（详见本章第3.7节）、龙卷风、飞射物、洪水和飓风。

3.5.5“冷却剂系统”及其部件的设计基准（设计条件和要求）应规定如下内容：

—正常运行工况下核动力厂仪表和控制系统假定发挥作用的程度；

—在正常运行工况下需投运的核动力厂系统执行其预定功能的可信度；

—必要的操作员动作的范围及可信度；

—要求核动力厂保护系统和反应堆保护系统发挥作用的程度；

—要求安全系统发挥作用的程度；

—应对故障的适当裕度。

3.5.6“冷却剂系统”最常用的设计方法是确定论方法，因此构筑物、系统和部件的设计要符合有关导则的要求。

这种方法通常辅以概率风险分析（概率风险分析的目的是验证在核动力厂设计中不存在任何不可接受的弱项）。

3.5.7为了达到良好的设计平衡，系统和部件应适当考虑采取多重性和多样性。

对安全系统来说，这种设计必须基于确定论方法（例如采取单一故障准则），适当时辅以风险指引方法。

3.5.8在设计中应考虑设备停运（见《核动力厂设计安全规定》第5.3.5节）。

3.6假设始发事件

3.6.1应确定一份假设始发事件清单，以供“冷却剂系统”进行安全分析时使用。

应考虑这些事件发生的可能性和可能的后果。

对于准备在功率运行时进行预防性维修的核动力厂，应评估考虑与安全系统一个系列的维修相一致的假设始发事件的必要性。

3.6.2为了确定假设始发事件清单，应遵照《核动力厂设计安全规定》对“冷却剂系统”设计的相关事件组合进行考虑。

3.6.3对“冷却剂系统”设计可能产生重大影响的假设始发事件包括：

—一、二次侧管道破损；

—汽轮机事故保护停车、冷凝器真空丧失、主蒸汽隔离阀关闭（沸水堆）和蒸汽压力调节器故障；

—反应堆冷却剂流量减少（例如由于泵失效）；

—卸压阀意外开启；

—控制棒掉落（沸水堆），控制棒弹出（压水堆）或硼稀释事故（压水堆）；

—厂外电源丧失；

—压水堆热交换器传热管失效（例如蒸汽发生器传热管破裂）；

—内部飞射物；

—内部水淹；

—火灾；

—地震；

—外部飞射物；

—洪水及其它自然事件；

—人员动作的结果或后果（包括故意破坏）。

3.7地震考虑事项

3.7.1应对“冷却剂系统”的构筑物、系统和部件进行适当的抗震分类。

属于完成下列功能之一所需的“冷却剂系统”的构筑物、系统和部件，不论其属于哪个安全等级都应按抗震Ⅰ类考虑：

—保持反应堆冷却剂系统压力边界的完整性；

—实现和维持余热排出；

—实现和维持停堆；

—减轻地震的后果。

3.7.2应根据适合于厂址的地震地面运动及其所属抗震类别来设计“冷却剂系统”的构筑物、系统和部件。

应设置适当的约束件、支承件和阻尼器，以满足应力和位移方面的限值及“不丧失功能”准则。

3.7.3按照安全分析进行设计时，应考虑到由于地震引起的流体不稳定性的动态影响和动力学载荷（如水锤现象）。

应通过运用《核动力厂设计安全规定》第Ⅰ.14—Ⅰ.18节所述的方法，考虑某些地震与其它可能独立于地震发生的假设始发事件的组合，并为这种组合制定适当的措施。

3.7.4设计中应保证不按抗震Ⅰ类设计的“冷却剂系统”或其他系统的构筑物、系统和部件的故障不会导致按抗震Ⅰ类设计的系统的故障。

3.8可靠性

3.8.1执行安全功能所依靠的系统应具有与所执行的安全功能相匹配的足够的可靠性。

在评估系统可靠性时应适当考虑多重性和多样性。

3.8.2由于存在共因故障，单靠多重性不能提供足够的可靠性；多样性可能能够弥补这个缺点。

在评估多样性的这种潜在利益时应考虑下列几点：

—不同运行工况的后果；

—不同的制造工艺对部件可靠性的影响；

—基于不同物理方法的不同工作流程对部件可靠性的影响；

—维修复杂性的增加和（或）万一发生事故运行人员负担加重导致的潜在危害。

3.8.3由于多重性或多样性的系统也可能受到可导致共因故障的事件（如火灾、洪水）的威胁，因而应尽可能地采用合适的实体屏障、实体隔离或者两者的结合。

3.8.4概率分析的方法可用来证明系统的可靠性是适当的。

3.8.5当采用确定论的方法时，不必规定一个系统和部件的可靠性必须达到的特定数值。

但是，系统和部件的可靠性要与它们的安全重要性相符。

3.8.6任何用于安全分析的计算机程序都应经过评价和验证。

计算机程序所用的计算方法应适合其使用目的。

3.8.7操纵员的差错可能对执行安全功能的系统和部件的可靠性产生主要影响，因此在设计“冷却剂系统”时应充分考虑减少人为差错的可能性。

3.8.8如果在瞬态初期要求操纵员动作，应对操纵员当时的延迟和（或）差错的后果进行