HAD102-06核动力厂反应堆安全壳系统的设计.doc

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II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 目 录1 引言 11.1 目的 11.2 范围 12 安全壳系统及其安全功能 12.1 概述 12.2 放射性物质的包容 22.3 防御外部事件 32.4 生物屏蔽 33 安全壳系统总的设计基准 43.1 设计基准的确定 43.2 内部事件 43.3 外部事件 53.4 设计基准事故 63.5 严重事故 83.6 设计限值 83.7 规范和标准 93.8 设计中概率安全评价的应用 94 针对运行状态和设计基准事故的安全壳系统的设计 104.1 概述 104.2 安全壳系统的结构设计 154.3 能量控制 234.4 放射性核素的控制 304.5 可燃气体的控制 354.6 安全壳的机械设施 374.7 材料 414.8 仪表和控制系统 434.9 支持系统 465 试验和检查 475.1 概述 475.2 调试 475.3 在役试验与检查 496 严重事故设计考虑 516.1 概述 516.2 安全壳结构性能 536.3 能量控制 546.4 放射性核素的控制 556.5 可燃气体控制 556.6 仪表 566.7 严重事故管理指南 57附件Ⅰ：安全壳监测仪表 58附录A 安全壳系统设计方案举例 63附录B 隔离设施分类图例 80附录C 严重事故现象 8184 核动力厂反应堆安全壳系统的设计1 引言1.1 目的 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 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 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 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 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 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 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 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 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 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。

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》.1） 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 能量控制设施能量控制设施执行以下功能：抑制压力、降低安全壳大气的压力和温度以及排出安全壳内的热量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 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 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（或降低氢气浓度）。

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 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 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 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）2.3 防御外部事件 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 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剂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 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 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；（4）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 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。

安全壳系统设计中应考虑的典型的内部事件如下：（1）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）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；（8）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 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 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 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 设计基准事故的分析结果应用来确定关键设计参数。

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 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，安全系统单一故障导致某一部件不能执行其预定安全功能的一种故障，以及由此引起的各种继发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。