HAD10206核动力厂反应堆安全壳系统的设计.docx
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HAD10206核动力厂反应堆安全壳系统的设计
核安全导则HAD102/XX-2009
核动力厂反应堆安全壳系统的设计
国家核安全局年月日批准发布
报批稿）
国家核安全局
核动力厂反应堆安全壳系统的设计
（年月国家核安全局批准发布）
本导则自年月日起实施
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。
本导则的附件与正文具有同等效力。
本导则的附录为参考性文件。
引言
1.1目的
1.2范围
安全壳系统及其安全功能
2.1
2.2
2.3
2.4
概述
放射性物质的包容防御外部事件
生物屏蔽
安全壳系统总的设计基准
3.1
3.2
3.3
3.4
3.5
3.6
3.7
3.8
设计基准的确定
内部事件
外部事件
设计基准事故
严重事故
设计限值
规范和标准
设计中概率安全评价的应用
针对运行状态和设计基准事故的安全壳系统的设计
4.1
4.2
4.3
4.4
4.5
4.6
4.7
4.8
4.9
概述
安全壳系统的结构设计能量控制
放射性核素的控制
可燃气体的控制
安全壳的机械设施
材料
仪表和控制系统
支持系统
试验和检查
5.1概述
5.2调试
5.3在役试验与检查严重事故设计考虑...
6.1概述
6.2安全壳结构性能
...1.....1
..1
...1.....1
...2......3......3......4......4......4......5......6......8......8......9......9...1.01..0..
1..6..2..4..3..0..3..5..3..7.
4..2...4..4..4..7.
4..8..4..8..
4..8...5..0..5..2.
5..2...5..3.
6.3
6.4
6.5
6.6
6.7
能量控制
放射性核素的控制可燃气体控制
仪表
严重事故管理指南
附件I:
安全壳监测仪表
附录
附录
附录
安全壳系统设计方案举例隔离设施分类图例
严重事故现象
.5..5..5..5..5..6.
5..7...5..8..5..8..6..3..8..0..8..1.
1引言
1.1目的
1.1.1在《核动力厂设计安全规定》第6章中对安全壳系统的设计提出了明确要
求，本导则是对《核动力厂设计安全规定》中有关条款的说明和补充，目的是就如何实施和满足这些要求提供一些建议和指导。
本导则主要适用于以发电为目的或其他供热应用（如集中供热或海水淡化）的陆上固定式水冷反应堆核动力厂。
对于其他反应堆类型，以及未来具有创新性发展的核动力厂系统，某些建议可能不适用，或可能需要对其条款的应用作某种判断。
1.1.2本导则是供负责设计、制造、建造和运行核动力厂的单位使用，同时供国
家核安全监管部门使用。
1.2范围
1.2.1本导则主要是基于已有的反应堆设计和运行经验编制的，可适用于大部分常规类型的安全壳系统设计。
其中还包括针对新建核动力厂预防和缓解严重事故的设施的一些原则性建议。
1.2.2本导则论述了用于能量控制、放射性物质包容和可燃气体控制的主要安全
壳系统功能。
对于安全壳系统设计基准的确定，特别是对那些影响结构设计（如载荷确定和载荷组合）的方面，给予了特别的考虑。
1.2.3本导则也提供了有关安全壳系统试验和检查方面的建议，以保证安全壳系统的功能要求在核动力厂的整个运行寿期内都能得到满足。
2安全壳系统及其安全功能
2.1概述
2.1.1
安全壳系统的设计应保证或有助于实现下述安全功能:
（1）
在运行状态和事故工况下包容放射性物质;
（2）
在运行状态和事故工况下的辐射屏蔽;
（3）防御外部自然事件和人为事件。
2.1.2在核动力厂设计中，应明确在运行状态和事故工况下安全壳系统的安全功
能，并应把其作为系统设计和系统性能验证的基础。
2.2放射性物质的包容
2.2.1安全壳系统重要的功能要求源于其主要的安全功能：
包容，即将失效后会
导致不可接受的放射性物质释放的构筑物、系统和部件与环境相互隔离。
为此，安全壳应包容反应堆冷却剂压力边界的所有部件，或那些与反应堆冷却剂压力边界相连且在万一发生事故时不能与反应堆堆芯隔离的所有部件。
2.2.2在任何设计基准事故工况下应保持安全壳的结构完整性，并应保证其泄漏率不超过规定的最大泄漏率；在设计中考虑的严重事故工况下，应保证安全壳的结构完整性。
这需要通过安全壳隔离、能量控制和结构设计来实现（见《核动力厂设计安全规定》6.3）。
控制放射性核素的设施应保证放射性核素从安全壳向外的释放低于允许限值。
2.2.3在运行状态下，安全壳系统应能防止或限制在堆芯中产生的、在堆芯外由
中子辐照或伽马射线产生的或安全壳内的系统泄漏出的放射性物质的释放。
为此，应
配备一些特定的系统如通风系统（见《核动力厂设计安全规定》6.3）。
此外，在必要时安全壳系统应能降低安全壳内的温度和压力。
2.2.4在运行状态下，大部分的安全壳系统处于备用状态。
在核动力厂停堆期间,
安全壳可能会被打开（如通过空气闸门、设备闸门或备用的贯穿件）以提供系统和部件维修工作的通道或者提供必要的工作场所。
2.2.5安全壳壳体的结构部分通常是钢或混凝土构筑物。
安全壳要求设计成能承受压力、热和机械作用导致的载荷，以及由设计基准事件造成的环境条件（见《核动力厂设计安全规定》6.3.2.1）。
2.2.6安全壳隔离设施包括用于密封或隔离安全壳贯穿件所必需的阀门和其他
装置，及其相关的电气、机械和仪表控制系统。
应保证在需隔离安全壳时，阀门和其他装置能够可靠地、独立地关闭。
2.2.7能量控制设施应设计成能将作用于安全壳系统和安全壳内设备的压力、温
度和机械载荷限制在其设计值水平以下。
能量控制设施的例子有：
抑压水池、冰冷凝器、卸压真空室系统、结构热阱、安全壳自由容积、安全壳壳体的散热能力、喷淋系统、空气冷却器、地坑再循环水和抑压水池冷却系统。
228放射性核素控制设施应同能量控制设施、可燃气体控制设施、安全壳隔离
系统等一起运行以限制假想事故工况的放射性后果。
典型的放射性核素控制设施有双层安全壳、抑压水池、喷淋系统和活性炭过滤器、以及高效粒子空气过滤器。
2.2.9设置可燃气体控制设施的目的是消除可能由水辐照分解、反应堆堆芯内的
（或降
金属-水反应或严重事故工况下由堆芯熔融物和混凝土相互作用而产生的氢气低氢气浓度）。
常见的可燃气体控制设施有氢复合器（即非能动复合器或能动的点火器）、用以稀释氢气和限制氢气浓度的安全壳容积、安全壳内气体搅混设施、安全壳内气体惰化设施和其他能使氢气以受控方式燃烧的装置。
2.2.10对能量、可燃气体和放射性核素控制设施应按照它们对应的安全功能在
保守评估的基础上给予评价。
2.2.11安全壳系统有几种不同的设计。
附录I提供了使用最广泛的安全壳设计
的原则性指导。
2.2.12在严重事故工况下，高能载荷可能危及安全壳的结构完整性。
应在安全
壳的设计中充分地应付高能载荷（见《核动力厂设计安全规定》第6章），或者采取
措施以预防或限制这种载荷（对于严重事故的详细设计考虑见第6章）0
2.3防御外部事件
2.3.1安全壳构筑物和系统应设计成在设计基准外部事件下保护所有不能与反
应堆堆芯安全隔离的反应堆冷却剂压力边界的部件，以及设置在安全壳内的用于维持堆芯处于安全状态所必需的安全系统。
2.4生物屏蔽
2.4.1在运行状态和事故工况下，安全壳构筑物有助于防止核动力厂工作人员和
公众受到来自包容在安全壳和安全壳系统中的放射性物质不适当的直接辐射照射。
量限值和剂量约束值以及“合理可行尽量低”原则的应用（用于辐射防护的优化）应包含在结构的设计基准中。
混凝土、钢、其他结构材料的成分和厚度应保证在运行状态或设计中考虑的事故工况下，操纵员和公众所遭受的放射性剂量不超过相应的剂量限值和剂量约束值。
3安全壳系统总的设计基准
3.1设计基准的确定
3.1.1安全壳系统的设计基准应主要基于《核动力厂设计安全规定》附录I中定
义的有关假设始发事件的分析结果。
应考虑的假设始发事件包括内部或外部引起的需要安全壳执行预期功能的事件以及那些可能危及安全壳执行其预期安全功能的能力的事件。
3.1.2涉及正常运行（功率运行、换料和停堆）的安全壳设计基准应基于下述要
求:
（1）
包容由中子辐照产生的放射性物质和伽马射线;
（2）
排出产生的热量;
（3）
为人员和器材提供必要的通道和出口;
进行安全壳压力试验和泄漏试验;
（5）
有利于生物屏蔽。
3.2内部事件
3.2.1在安全壳系统设计中应考虑的内部事件是指那些由核动力厂内发生的故
障引发的，并可能需要安全壳执行安全功能的事件或那些可能危害安全壳执行安全功能的故障引发的事件。
内部事件及其相应的应对措施可分为五类:
（1）安全壳内高能系统破裂：
安全壳应能承受高压和高温，管道甩击和射流冲
击;
（2）安全壳内容纳放射性物质的系统或部件破裂：
安全壳应能够包容放射性物
质;
（3）可引起作用于安全壳系统的有代表性的极限载荷（如压力、温度和动力学
载荷）的系统瞬态：
安全壳应能够承受这些载荷;
（4）安全壳旁路事件（如与反应堆冷却剂系统直接相连的系统发生失水事故或
蒸汽发生器传热管破裂）：
应适当设置隔离设施;
（5）内部灾害：
应验证内部灾害不会削弱安全壳的功能。
3.2.2安全壳系统设计中应考虑的典型的内部事件如下:
失水事故;
（2）
蒸汽系统管道的各种失效;
（3）
给水管道破裂;
（4）
压水堆蒸汽发生器传热管破裂;
（5）
压水堆稳压器安全阀或卸压阀的误开，或沸水堆安全阀的误开;
（6）
在沸水堆喷放期间气-液两相混合物的冷凝振荡和流量振荡;
（7）
（8）
安全壳内部或外部连接到反应堆冷却剂压力边界的管道破裂;
安全壳内输送放射性液体或气体的系统泄漏或失效；
（9）
安全壳内燃料操作事故;
（10）内部飞射物;
（11）内部火灾;
（12）内部水淹。
3.3外部事件
3.3.1在安全壳系统设计中考虑的外部事件是指在核动力厂附近发生的可能危
害安全壳结构完整性和功能的人为事件以及自然灾害。
应基于历史记录和实测数据,或者在这些数据无法得到时，基于合理的工程判断，清楚地识别所有需在设计中考虑的外部事件，并应形成相应的文档。
3.3.2应评价所有相关的外部事件，以确定其可能的影响，确定预防或缓解其后
果所需要的安全系统，并用于系统设计以使系统能承受预期的影响。
3.3.3表1给出了在安全壳系统设计中应考虑的典型外部事件。
关于这一问题的进一步指导见有关核动力厂设计的其他相关导则。
表1在安全壳系统设计中应考虑的典型外部事件
人为事件
自然灾害
飞机坠毁
地震
装有可燃液体的容器爆炸（如航运事故、工业事故、管道事故或交通事故）
飓风和/或热带气旋
洪水
龙卷风
风
外部飞射物的撞击
暴风雪
海啸（潮汐）
湖震（湖泊或水体水平面的波动）
火山爆发
极端温度（极端高温或极端低温）
3.4设计基准事故
341设计基准事故的分析结果应用来确定关键设计参数。
342安全壳系统设计基准事故是选取一系列可能的事件序列，用于评估安全壳的完整性并验证对操纵员、公众和环境的放射性后果将保持在低于可接受的水平。
与安全壳系统设计有关的设计基准事故应当是那些潜在的对安全壳构筑物或安全壳系统施加过高机械载荷、或者危及安全壳结构和/或安全壳系统限制放射性物质向环境
释放能力的事故。
3.4.3所有对设计基准事故所做的评价都应该采用一种足够保守的方法。
通过针对假设始发事件后果评价所选用的分析假设、计算机程序和方法的组合，保守分析方法应保证分析结果具有足够的裕量以包络各种可能的结果，并具有合理的置信度。
根据《核动力厂设计安全规定》5.3.2的要求，安全系统单一故障的假设应作为该保守方法的一部分。
在引入足够的保守性时应特别注意:
（1）同样的事件，对某一个特定系统的设计认为是保守的方法，对另一系统可
能是不保守的。
（2）过于保守的假设可能导致对部件过分的限制从而可能使其不够可靠。
344在保守方法中应该考虑由于构筑物、系统和部件的老化而导致的性能变
化。
3.4.5对设计基准事故所做的各种评价都应详细记录，其中应明确被评价的参数
和与其对应的假设，以及采用的计算机程序和验收准则。
3.4.6这些评价应至少包括下述方面:
安全壳内部释放的质量和能量随时间的变化;
（2）
向安全壳构筑物的传热以及向部件和从部件的传热;
（3）
（4）
安全壳内放射性核素的释放;
（5）
放射性物质向环境的迁移;
（6）
可燃气体的产生速率。
作用于安全壳结构及其隔间的机械载荷（包括静载荷和动态载荷）
3.4.7这些评价的时限应该足以证明能够确定安全限值和物理参数的后续演变
是已知的且是可控的。
3.4.8对那些必须在设计过程前期确定的安全壳构筑物的设计参数（如设计压力和自由容积），在能够作出详细的安全评价之前应留有足够的裕量
3.4.9应评估安全壳构筑物的承载能力，其中应考虑到预期的事件范围及其在核动力厂寿期内的预期发生概率，包括定期试验的影响。
3.4.10应考虑三种类型的裕量:
（1）安全裕量，该裕量可以补偿物理不确定性和未知因素的影响;
（2）设计裕量，该裕量应考虑在设计过程中的不确定性（如公差）和老化（包
括长期辐照老化）的影响;
3本导则建议:
（1）在安全壳设计压力与事故压力峰值之间，应留10%的裕量;
15%的裕量。
（2）在设计阶段，安全壳内部隔间墙体的两边压差与结构承载能力之间，应留
（3）运行裕量，该裕量允许操纵员灵活地运行核动力厂，并且使核动力厂能承
受人员差错的影响。
3.4.11用来评价设计基准事故的计算机程序应按照认可的质量保证标准编制文
件、验证和开发（针对新程序）。
程序的用户应为在程序的使用和限制以及在设计和安全分析中所做的假设方面受过培训且有资格的人员。
3412计算机程序的使用不应超出其确定的和文件记录的有效范围。
3.4.13针对具有双层安全壳的核动力厂的安全壳系统设计，应评价双层安全壳
之间的高能管道破裂的可能性。
如果不能通过采取设计措施排除这种破裂的可能性,那么内层和外层安全壳以及所有的在双层安全壳之间的环形空间内执行安全功能的系统，都应能够承受相应的压力和热载荷，否则应安装合格的保护设施（如带防护装置的管道）。
3.5严重事故
3.5.1具有多重性设计的安全系统的多重故障可能会导致安全系统完全丧失，可
能导致超设计基准事故工况和堆芯明显恶化（严重事故），甚至威胁到安全壳的完整性。
尽管发生这类事故序列的概率很低，但仍需对其评价以确定在设计安全壳时是否
需要对其加以考虑。
根据《核动力厂设计安全规定》5.2.12有关要求，对这类事故序
列的选取过程应建立在概率评价、工程判断或确定论分析的基础上。
选取过程应形成文档且应提供有力的证据以证明那些被筛选掉的事故序列不会对操纵员或公众造成不适当的风险，有关建议详见第6章有关严重事故的设计考虑。
3.6设计限值
3.6.1安全壳系统的性能应按照正确规定的和可接受的一组设计限值和验收准
则来做出评定。
3.6.2为保证安全壳全部安全功能的实现，应建立一组安全壳系统的基本设计限
值。
这些基本的设计限值通常包括:
（1）在设计压力下安全壳的整体泄漏率;
（2）直接旁路泄漏（对于双层安全壳）
（3）与放射性物质的包容功能相关的针对运行状态、设计基准事故和严重事故
设定的放射性释放的限值、剂量限值或剂量约束值;
（4）针对生物屏蔽功能设定的剂量限值或剂量率限值和人员的剂量约束值。
3.6.3针对每个安全壳系统、每个系统中的每个构筑物和部件都应确定相应的设
计限值。
应对运行参数（如空气冷却器的最高冷却剂温度和最小流速）、性能指标（如隔离阀的最长关闭时间和贯穿件的泄漏率）和可用性指标（如应保证可用的特定设备的最长停役时间和最小数量）确定相应的限值。
3.7规范和标准
3.7.1对于安全壳的结构和系统的设计，应采用国家有关监管机构认可的规范和
标准，有关要求见《核动力厂设计安全规定》5.2.8。
这些规范和标准:
（1）应适用于特定的设计方案；
（2）应形成一套完整的、能充分理解的标准系列；
（3）通常不应采用在国内难以获得的数据和知识，除非能通过分析说明这类数据与特定的设计有关，并且在安全壳的设计中采用这类数据能提高安全水平。
3.7.2目前国内和国际上已制定的规范和标准覆盖范围如下：
材料;
制造（如焊接）；
土木结构；
（4）
（5）
压力容器和管道;
仪表和控制；
（6）
（7）
环境鉴定和抗震鉴定；役前和在役检查和试验;
（9）
质量保证;
防火。
3.8设计中概率安全评价的应用
3.8.1应在设计过程的前期进行概率安全评价，以确定堆芯损伤频率（1级概率
安全评价）和确定核动力厂损伤状态及其频率（通常称为1+级概率安全评价）。
这些
概率安全评价结果有助于确定对安全壳完整性的主要威胁。
有关概率安全评价方法的要求见《核动力厂设计安全规定》5.9.2。
3.8.2为评价安全壳系统的设计，特别是关于严重事故后果的缓解措施，应开展2级概率安全评价，并且应确定是否已制定了足够的措施来缓解严重事故的后果。
级概率安全评价用于研究安全壳是否足够坚固、缓解系统（如氢气控制系统和冷却熔融堆芯的设施）是否提供了足够水平的防护来防止放射性物质向环境的大量释放，详见第6章关于严重事故的设计考虑。
4针对运行状态和设计基准事故的安全壳系统的设计
4.1概述
4.1.1安全壳系统的性能
4.1.1.1安全壳系统的性能参数应该按照在运行状态或核动力厂设计中假设的在设计基准事故工况下要执行的功能来确定。
特别是应确定在事故的整个过程（包括核动力厂的恢复和建立安全停堆状态）中结构特性和密封性方面的性能。
4.1.1.2基于安全壳性能参数，应对各种假设始发事件和核动力厂运行状态进行分析，以确定安全壳各个子系统的设计参数。
这些设计参数中最苛刻的一组应作为安全壳系统的设计基准。
这些设计参数包括：
传热率、安全系统的触发响应时间以及阀门的关闭和开启时间。
4.1.1.3安全壳系统的设计应该使其仪表和控制部分、电气部分、结构和机械部件彼此之间相容，并与其他安全重要物项相容。
4.1.1.4应该关注停堆状态下（如安全壳开口，和由于维修而导致系统功能丧失）出现的事故。
在这种情况下，安全壳系统的配置状态可能与功率运行工况下不同，还
应该关注系统和设备的多重性水平和特定失效模式。
在一些情况下，安全壳会因为设备闸门或人员闸门在某一个时间段保持开启状态而丧失密封性。
关闭设备闸门或人员闸门所需的时间应该与假想事故的动态过程相匹配。
4.1.2安全壳系统的配置
4.121在确定安全壳布置时应考虑下列因素:
优化整个一回路系统的位置，特别注意提高通过自然循环冷却堆芯的能力;
提供安全系统的不同系列之间的隔离；
为人员进出以及监测、试验、控制、维修和设备移动提供必要的空间;
（4）
布置设备和结构以便优化生物屏蔽;
（5）
确定贯穿件在安全壳壳体上的位置以保证检查和试验的可达性;
保证安全壳的上部有足够的单一自由容积以提高安全壳的喷淋效率（如有
安全壳喷淋）；
（7）对于非能动冷却的安全壳，保证足够的自由容积和足够的冷却流道;
（8）限制安全壳空间的隔间划分，以便发生失水事故时使压差减到最小并且促
进氢气混合，从而防止氢气的局部聚积。
4.1.2.2安全壳的下部应设计成易于收集和识别泄漏液体，并便于万一发生事故时能将水引导至地坑。
为了在万一发生事故时最大程度地混合和稀释从内层安全壳释放出来的放射性物质，在内层安全壳和外层安全壳之间的环形空间应形成一个尽可能大的单一容积。
4.1.3安全壳系统的可靠性
4.131安全壳系统应该设计成具有与其执行的安全功能的重要性相一致的高度可靠性。
4.1.3.2在需要时安全壳系统应能执行其功能，并且在假设始发事件发生后直至不再需要此安全功能时的长时间内均应保持其功能。
应该对系统进行定期试验，以证实在设计（如适用还应包括概率安全评价）中对核动力厂整个运行寿期内安全壳系统的可靠性水平和性能水平所做的假设是合理的。
4.1.3.3根据《核动力厂设计安全规定》5.3.2的要求，必须对核动力厂设计中包括的每个安全组合都应用单一故障准则。
因此，在设计基准事故期间和之后执行能量控制、放射性核素控制、安全壳隔离以及氢气控制等安全功能的安全壳系统应该按照单一故障准则设计。
4.134安全壳构筑物及其附属物的非能动流体包容边界应具有足够高的质量
（例如通过采用严格的设计要求、适当地选取包络性的假设始发事件、保守的设计裕
量、高质量标准的建造以及全面的性能分析和性能试验来保证），从而不需要假定安全壳构筑物本身及其附属物的非能动流体包容边界的失效。
4.135安全壳系统应尽可能地独立于工艺系统或其他安全系统。
特别是在事故期间，引起事故的其他系统的故障不应该妨碍安全壳完成其必需的安全功能。
4.1.3.6应考虑采用在某些情况下比能动系统和部件更适用的非能动系统和固有安全特性。
4.1.4安全壳系统的环境鉴定
4.1.4.1安全壳系统的构筑物、系统和部件应能在设计基准事故期间及其之后可能的各种环境条件下执行其安全功能，否则应采取相应的保护措施。
4.1.4.2不受设计基准事故工况影响的安全壳系统的部件不需要环境鉴定。
4.1.4.3在安全壳系统设备的环境鉴定中应考虑在设计基准事故期间及其之后可能出现的环境和地震条件，构筑物、系统和部件在核动力厂整个寿期内的老化，干涉效应，以及安全裕量等。
4.1.4.4环境鉴定应通过试验、分析和经验方法或这些方法的组合来完成。
4.1.4.5环境鉴定应考虑诸如温度、压力、湿度、辐射水平、放射性气溶胶的局部聚积、振动、水喷淋、蒸汽冲击、水淹和与化学物质接触等因素。
还应考虑裕量和干涉效应（在这种情况下由于各种效应的重叠或组合而造成的损伤可能会超过由单独的各种效应造成的总损伤）。
在可能发生干涉效应的情况下，材料应该针对最严重的效应、或最严重的效应组合或效应序列做鉴定。
4.1.4.6对非金属材料（如橡胶密封和混凝土），应该在样品老化试验、核工业或非核工业的运行经验、或公布的对于同样或相似的材料在相同鉴定条件下的试验数据的基础上做老化鉴定。
应该在鉴定中考虑在预计条件下所有显著的老化机理。
如能证明其合理性，可以采用加速老化试验及其鉴定试验的技术。
同样的方法用于各单独效应试验的可能性要优于效应重叠的情况。
4.1.4.7对于受各种老化机理影响的部件，应确定其设计寿命和必要时的更换频
率。
对这类部件鉴定的过程中，在进行设计基准事故工况下的试验之前应使样品老化,以模拟它们在设计寿期末的状态。
4.1.4.8已用于鉴
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