HAD102-06核动力厂反应堆安全壳系统地设计.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  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 1 1.1 目的 1 1.2 范围 1 2 安全壳系统及其安全功能 1 2.1 概述 1 2.2 放射性物质的包容 2 2.3 防御外部事件 3 2.4 生物屏蔽 3 3 安全壳系统总的设计基准 4 3.1 设计基准的确定 4 3.2 内部事件 4 3.3 外部事件 5 3.4 设计基准事故 6 3.5 严重事故 8 3.6 设计限值 8 3.7 规范和标准 9 3.8 设计中概率安全评价的应用 9 4 针对运行状态和设计基准事故的安全壳系统的设计 10 4.1 概述 10 4.2 安全壳系统的结构设计 15 4.3 能量控制 23 4.4 放射性核素的控制 30 4.5 可燃气体的控制 35 4.6 安全壳的机械设施 37 4.7 材料 41 4.8 仪表和控制系统 43 4.9 支持系统 46 5 试验和检查 47 5.1 概述 47 5.2 调试 47 5.3 在役试验与检查 49 6 严重事故设计考虑 51 6.1 概述 51 6.2 安全壳结构性能 53 6.3 能量控制 54 6.4 放射性核素的控制 55 6.5 可燃气体控制 55 6.6 仪表 56 6.7 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 81 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