GBT410902021英文版能动安全
GB/T-英文版能动安全系统压水堆核电厂总设计要求
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1范围本文件规定了能动安全系统压水堆核电厂(以下简称“核电厂”)的总体设计基本要求,以确保其可以安全可靠地运行。本文件适用于新建的能动安全系统压水堆核电厂,在役的能动安全系统压水堆核电厂可参考执行。2规范性引用文件下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款。其中,注日期的引用文件,仅该日期对应的版本适用于本文件;不注日期的引用文件,其最新版本(包括所有的修改单)适用于本文件。GB核动力厂“环境辐射防护规定GB放射性物质安全运输规程GB电离辐射防护与辐射源安全基本标准NB/T压水堆核电厂工况分类HAD/01--核动力厂营运单位的应急准备和应急响应HAF核动力厂设计安全规定3术语和定义下列术语和定义适用于本文件。3.1安全系统safetysystem安全上重要的系统,用于保证反应堆安全停堆、从堆芯排出余热制预计运行事件和设计基准事故的后果。[来源:HAF-,名词解释]3.2能动安全系统activesafetysystem用于保证反应堆安全停堆、从堆芯排出余热或限制预计运行事件和设计基准事故后果的能动系统。[来源:GB/T-,3.3,有修改]3.3能动安全系统压水堆核电厂pressurizedwaterreactornuclearpowerplantswithactivesafetysystems主要依赖能动安全系统完成设计基准事故内全部安全功能的压水堆核电厂。注:简称“能动核电厂”。[来源:GB/T-,3.4,有修改]安全功能safetyfunction为了保证设施或活动能够预防和缓解核电厂正常运行、预计运行瞬态和事故工况下的放射性后果。4核电厂设计目标4.1核安全设计目标4.1.1基本安全目标基本安全目标:在核电厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人与环境免受放射性危害。为了实现基本安全目标，应采取以下措施:a)控制在运行状态下对人员的辐射照射和放射性物质向环境的释放;4.2总的经济目标核电厂在设计中需要充分考忠核电厂的建造成本和全寿期发电成本，使其具有市场竞争力。设计中主要需要考虑的对经济目标有影响的因素包括核电厂设计寿命、核电厂整体的建造周期、核电厂平均可利用率、核电厂非计划性停堆水平、换料周期、考虑厂址环境的条件使能最利用得到优化等。5核电厂总体设计要求5.1纵深防御设计5.1.1应用纵深防御设计的总体要求核电厂设计应采用纵深防御措施,以提高多层次防御(固有特性、设备及规程)能力。为预防可能对人员和环境产生的有害影响,应贯彻预防和缓解平衡的安全理念IC保证在防护失效的情况下可以通过采取适当的缓解措施减轻事故后果以保护人员和环境。每-独立有效层次的防御都是核电厂纵深防御的基本组成部分,应确保与安全相关的活动能够被纳人独立的纵深防御层次。纵深防御概念与纵深防御在设计中的应用原则按照HAF中规定的纵深防御的五个层次的要求执行。5.1.2纵深防御独立性设计纵深防御各个层次之间应尽实际可能地相互独立,避免-一个层次防御的失效降低其他层次的有效性。特别地:a)设计用于减轻堆芯熔化事故后果的安全设施尽实际可能独立于用于减轻设计基准事故的设备。5.2核电厂工况与安全分析5.2.1核电厂工况核电厂工况划分为正常运行、预计运行事件、设计基准事故和设计扩展工况。每类工况的具体划分原则与工况清单可按照NB/T执行。同时,应在工程判断、确定论和概率论评价的基础上得出一套设计扩展工况(包括没有造成堆芯明显损伤的设计扩展工况、堆芯熔化设计扩展工况)。5.2.2确定论安全分析设计中应进行确定论安全分析,并应涵盖5.2.1中规定的所有核电厂工况。确定论安全分析的目的是确认:a)安全功能能够可靠地执行;b)必要的构筑物、系统和部件,结合操纵员动作，足够保证核电厂放射性物质释放低于可接受限值,且具有合适的安全裕度。确定论安全分析需要证明核电厂放射性屏障在所要求的范围内保持其完整性。确定论安全分析以概率安全分析作为补充后,也应有助于证明:a)在不同核电厂工况下,源项和潜在的放射性后果是可接受的;b)导致早期放射性释放或大量放射性释放的特定工况可被认为“实际消除”。不同核电厂工况的确定论安全分析特定分析目标、分析方法.分析假设、陡边效应与不确定性处理以及验收准则,可结合导则中确定论安全分析的相关要求执行。不同核电厂工况的放射性验收准则应满足GB的规定,可采用现实模型和最佳估算方法来评价设计扩展工况。5.2.3概率安全分析在核电厂的设计中,应完成核电厂的概率安全评价,以达到下述目的:
)提供系统性的分析,设计中需要适当考虑核电厂所有运行模式和所有状态(包括停堆工况),并将分析结果和已规定的风险准则进行比较;b)证明整个设计是平衡的，没有任何--个设施或假设始发事件(假设始发事件,这些事件是根据确定论方法或概率论方法或这两者的组合选定的)对于总的风险会有过大的或明显不确定的贡献,并且保证纵深防御的第--和第二层次承担核安全的主要责任;确认核电厂参数的小偏离不会引起核电厂性能严重异常(陡边效应);d)提供发生堆芯严重损伤状态以及要求厂“外早期响应的(特别是与安全壳早期失效相关的)放射性物质向厂外大量释放的概率安全评价;e)提供外部危险(特别是核电厂厂址特有的那些外部事件)发生频率和后果的评价;f)鉴别出通过设计改进或运行规程的修改可能降低堆芯熔化事故概率或减轻其后果的系统;g)评价核电厂应急规程的充分性。核电厂设计可参考NB/T(所有部分)进行概率安全评价。5.4可靠性设计要求安全重要构筑物、系统和部件应按照最新的或当前适用的规范和标准进行设计;其设计应是此前在相当使用条件下验证过的。应对核电厂设计中所包括的每个安全组合都应用单一故障准则。单一故障准则的应用原则参考GB/T的规定,安全重要流体系统应用单一故障准则的要求参考NB/T的规定执行。设计中需考虑安全重要物项发生共因故障的可能性,以确定应该如何以多样性、多重性、独立性原则来实现所需的可靠性。6专业领域总体设计要求6.1总体布置要求一台核电机组厂房包括核岛厂房.汽轮机厂房和核电厂配套设施厂房。核岛厂房应按照功能划分，包括反应堆厂房、燃料厂房、核辅助厂房和电气厂房等。核岛布置应遵循如下准则:a)高放射性区需尽可能紧凑;b)反应堆厂房需布置在核电机组的中心;c)安全系统需尽可能设置在靠近反应堆厂房的位置;d)其他核岛厂房与反应堆厂房连接区需尽可能宽敞些,以布置足够的安全壳贯穿件;6.2反应堆堆芯设计6.2.1设计裕度反应堆的堆芯以及相关的冷却剂系统、控制和保护系统应设计适当的裕度,以确保在任何运行状态和事故工况下不会超过规定可接受的燃料设计限值并符合辐射安全标准。6.2.2反应堆核设计反应堆核设计应给出堆芯内燃料组件.固体可燃毒物与控制棒组件的合理布置,提供足够的剩余反应性与控制手段,确定满足安全要求的堆芯功率分布、燃耗分布与反应性系数。应具备探测反应堆堆芯内中子注量率分布及其变化的充分手段。反应堆的堆芯以及相关的冷却系统应设计成在任何运行状态和事故工况下,堆芯具有负的功率反应性系数,反应堆固有的瞬时核反馈的净效应可以补偿反应性的快速增长。反应性系数的最小和最大限值是多种参数(例如功率水平、硼浓度.燃耗等)的函数,应通过适当研究证实用于分析各种运行工况和事故工况所采用的反应性系数包络值的合理性。反应堆的堆芯以及相关的冷却剂、控制、保护系统设计成应保证不可能发生超过规定的燃料设计限值的功率振荡工况,或者在发生那些工况时,能可靠而迅速地监测并被抑制。反应堆堆芯核设计的基本要求可参考NB/T.1中的规定。6.3反应堆冷却剂系统压力边界设计反应堆冷却剂系统以及相关的辅助、控制和保护系统的设计应有足够的裕度,以保证在任何正常运行包括预计运行事件期间都不会超过反应堆冷却系统压力边界的设计条件。反应堆冷却剂系统应具备在各种运行模式下的超压保护功能，特别要
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