04-rcc-p简介-200912

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1、1,压水堆核电站 系统设计和建造规则(RCC-P)简介,2,1. RCC-P的主要章节及概述,RCC-P（Rev.4，1991+1995修订）的内容共有五章，包括：. 核电站总体设计与布置总则. 基本系统的总体设计. 接口规则. 运行分析规则. 人员电离辐射防护的总则,3,. 核电站总体设计与布置总则包括： 电厂总平面布置：主要原则和布置图外部事件的防护原则，包括外部自然事件和外部人为事件 纵深防御和单一故障准则,1. RCC-P的主要章节及概述,4,. 基本系统的总体设计 防止放射性物质释放的多重屏障：燃料系统和堆芯；反应堆冷却剂系统；安全壳系统。 专设安全设施：应急堆芯冷却系统；安全壳喷淋

2、系统；安全壳大气监测系统；蒸汽发生器辅助给水系统；与专设安全设施有关其他系统，协助完成专设安全设计的功能（包括通风，供给冷却水，安全壳隔离，排除余热，提供电源等）。,1. RCC-P的主要章节及概述,5,其他的机械系统（核辅助系统）：燃料吊装与贮存系统；反应堆水池和乏燃料水池冷却与净化系统；通风系统；余热排出系统；化学与容积控制以及硼酸与补给水制备系统；设备冷却水系统和重要厂用水系统；废物处理系统；核取样系统；蒸汽发生器排污系统；压缩空气生产与分配系统等。 电气系统：仪表和控制系统；电源系统（包括电站辅助设施与安全设施在正常运行与事故工况下的配电设施与应急供电系统）。,1. RCC-P的主要章

3、节及概述,6,. 接口规则 布置方面的要求 核蒸汽供应系统(NSSS)同土建的接口要求 核蒸汽供应系统同汽轮机厂房的接口要求 核蒸汽供应系统同其他电站系统之间的接口要求,1. RCC-P的主要章节及概述,7,.运行分析规则 设备分级 设备运行工况 反应堆冷却剂系统运行工况分析规则：I类工况（参考工况）II类运行工况（正常运行瞬态和中等频率事件）类工况（稀有工况）类工况是不大可能发生的运行工况 事故分析要求 特殊运行工况分析规则 极不可能发生的运行工况的分析规则,1. RCC-P的主要章节及概述,8,. 人员电离辐射防护的总则 主要概念和量值 辐射防护基本原则 工作人员的辐射防护 放射性释放和贮

4、存 放射性的环境排放与监测 辐射防护监测 放射性运输,在核电站辐射防护方面，首先要遵循我国的相关标准，例如，电离辐射防护与辐射源安全基本标准（GB18871-2002）,核电厂环境辐射防护规定（GB6249-86）等。,1. RCC-P的主要章节及概述,（1）核电站总体布置核电站总体布置分为： 核岛厂房：包括反应堆厂房、燃料厂房、核辅助厂房、电气与连接厂房、柴油发电机厂房、辅助给水箱厂房等 汽轮机厂房 辅助厂房核电机组总体布置基本考虑 一个厂区内核电机组的台数及位置 每台机组各厂房的相对布置 核岛与辅助厂房的相对布置 厂区与周围环境的接口（水、电、运输路线等）,9,2. 核电站总体设计与布置总

5、则,10,机组的数量和总体布置时还要考虑 用户的电力需求 输电线路的能力 规划可利用的土地面积 地质水文条件 放射性排放物的允许排放量 温排水（热污染）的影响 化学污染的可能性,2. 核电站总体设计与布置总则,11,核岛厂房的布置原则 要害区厂房尽可能布置紧密，以减少出入口； 反应堆厂房与其他厂房有许多接口，故将反应堆厂房布置在核电机组的中心； 执行安全注入及安全壳喷淋功能的系统尽可能靠近布置在反应堆厂房附近； 核辅助厂房与反应堆厂房之间的连接区尽可能宽敞（因为贯穿件很多）； 核燃料厂房应正对反应堆厂房燃料转运通道； 反应堆厂房设备闸门布置在反应堆冷却剂系统两条环路之间； 反应堆厂房同电气厂房

6、的连接区足以布置电气贯穿件。,2. 核电站总体设计与布置总则,12,双堆机组核电站厂房布置（共用核辅助厂房、部分电气厂房）电气厂房的布置 布置在反应堆厂房同汽轮机厂房之间，以利于电气间之间的内部连接以及同反应堆厂房、汽轮机厂房、核辅助厂房等之间的连接。 布置应能使电气设备集中布置在一些专门的房间，以便于运行，实体隔离，有效对外部事件进行防护（如非射物、龙卷风、水灾等）。,2. 核电站总体设计与布置总则,13,汽机厂房布置 RCC-P允许汽轮机厂房同核岛呈切向或径向布置 RCC-P对汽轮机厂房布置的原则是核岛厂房应能避免受汽轮机飞射物的影响 辅助厂房及厂区的布置 对于机组本身及其辅助厂房、高压开

7、关站、取排水构筑物、冷却塔等在厂区内的布置，RCC-P未明确提出具体要求，仅要求需要考虑最大噪音水平及防止破坏； 在有关法规的要求之外需要考虑：经济性、可建造性（如同道路交通的关系、核电站建造期间现场的管理要求）、建筑学方面的考虑等。,2. 核电站总体设计与布置总则,14,厂房标高 RCC-P要求不同厂房的参考零标高应是同一标高（厂坪标高），以利于不同厂房之间的连接。 在核岛内部，反应堆厂房同燃料厂房之间的相对标高按下述原则确定，即反应堆厂房（指基础底板）低于厂坪标高，乏燃料储存水池高于厂坪标高。这种标高选择同水平的燃料转运通道有关，并具有下述优点：保证反应堆厂房的抗震性能、保持电气设备不受水

8、淹的影响、有利于施工。,2. 核电站总体设计与布置总则,15,（2）对外部灾害的防护总则防外部事件的总体要求RCC-P要求考虑下述外部自然和人为事件（不包括人为破坏）： 自然事件（地震、洪水、包括龙卷风在内的极端气象条件）； 外部人为事件（飞机撞击、工业和交通设施导致的灾害）； 汽轮发电机破坏造成的飞射物。,2. 核电站总体设计与布置总则,16,对于外部事件设计考虑的基本目标是： 保持反应堆冷却剂压力边界的完整性； 提供反应堆停堆手段并保持反应堆安全停堆； 限制放射性物质释放的可能性并保证可能的放射性 释放低于相应工况的限值。,2. 核电站总体设计与布置总则,17,RCC-P明确对于外部人为事

9、件的评价基础是风险概率的评价，此处所指的风险是造成过量放射性释放，相应的风险概率由事件的发生概率、安全功能不能得到保证的概率以及事件中厂区边界过量放射性释放的概率得到。 RCC-P明确了外部事件对于核电站允许的总的风险水平为小于10-6/堆年，相应对于每一单个事件允许的风险水平为小于10-7/堆年。,2. 核电站总体设计与布置总则,18,外部灾害 地震 安全停堆地震（SSE）的概念，该地震下需要在设计中满足三个安全功能的要求。 SSE情况下的地面加速度考虑：水平加速度按0.2g考虑，垂直加速度按水平加速度的2/3考虑。 对于大的水罐（如换料水箱、辅助给水箱）等需要考虑地震下水罐中水的晃动。 运

10、行基准地震（OBE），OBE对应的地面加速度为SSE的一半 要求设置地震监测仪表以获取厂房在地震下的响应。,2. 核电站总体设计与布置总则,19,外部水淹 对于安全相关厂房与设备而言，要求三个基本安全功能在外部水淹下得到保证。 RCC-P引用了基本安全规定I.2.e对外部水淹的规定。根据这个要求，厂坪标高应高于设计基准洪水水位的高度。 对于非安全级的设备应能防御历史上已知的最大洪水或最大潮汐的水位。,2. 核电站总体设计与布置总则,20,极端气象条件 RCC-P中考虑的极端气象条件主要包括雪、极端低温、龙卷风等。 RCC-P中指出，厂房、通风系统和保护系统的最低设计温度考虑为 -15。,2.

11、核电站总体设计与布置总则,21,外部人为事件 飞机坠毁 飞机坠毁主要考虑三类飞机：普通飞机（小于5.7t）、商用飞机、军用飞机。RCC-P通过统计分析得出在法国对于标准机组的构筑物的设计所需要考虑的是来自两类普通商用飞机坠毁的风险： 一类是具有穿孔效应的硬飞射物（速度360公里/小时、重1500公斤的CESSNA 210型单发动机飞机，发动机重200公斤）； 另一类是具有震动效应的软飞射物（速度360公里/小时、重5700公斤的LEAR JET 23型双喷气发动机飞机）。,2. 核电站总体设计与布置总则,22,工业与交通设施引起的外部灾害 需要考虑和确定来自何种危险设施，例如，石油和石油化工设

12、施、化工厂、燃气设施、石油和天然气管道、制造或存放爆炸品或腐蚀物质的设施等； 鉴别危险材料和物品（如爆炸品、液化气、石油制品等）； 分析外部灾害的性质（如爆炸引起的压力波、火灾造成的辐射和烟雾、有毒气体和腐蚀性烟团等）， 进行事件的评价，必要时要求采取保护措施。,2. 核电站总体设计与布置总则,23,汽轮发电机组断裂造成的飞射物 在汽轮机厂房与核岛厂房呈切向布置时，电气厂房同汽机厂房之间设置防止飞射物的挡墙，以避免核岛设施受飞射物的直接撞击。 对于汽轮机厂房同核岛厂房呈径向布置时，对安全相关的厂房无需保护，但仍采取上述措施限制各种灾害的影响。,2. 核电站总体设计与布置总则,24,（3）纵深防

13、御和单一故障准则纵深防御 从安全的角度看，核电站是一个辐射源。在正常情况下，放射性物质受控释放，同时，在事故情况下可能产生不可控放射性物质释放。,2. 核电站总体设计与布置总则,25,纵深防御是核电站安全的基础，RCC-P规定了三个安全层次（预防与缓解措施）： 提高核电站设计和制造质量，以确保在正常运行和正常运行瞬态过程中不会发生故障； 安全系统的设计应能尽量减少异常瞬态和事件的影响； 专设安全设施的设计应能尽量减少假想事故造成释放的后果。 纵深防御概念实施的核心是设置多道屏障，每道屏障应保守地设计，有可靠的质量，有防止失效的裕度，并且在运行过程中通过一系列的监测、控制和保护手段来保证它的完整

14、性。,2. 核电站总体设计与布置总则,26,单一故障准则 针对某一特定始发事件的设备组合我们称为安全组，在压水堆核电厂的设计实践中，通常只有安全级设备被列入安全组，非安全级设备不考虑对事故的缓解作用或仅考虑其不利作用。单一故障准则可在安全组中任一部位假设，以至找出“极限”（most limiting）的单一故障。单一故障的继发效应视为单一故障的组成部分。 一般满足单一故障准则均采用“N+1”原则，即如果一个功能需要N个设备完成，则设置N+1个设备则认为满足单一故障准则。,2. 核电站总体设计与布置总则,27,单一故障准则应用的附加规定 单一故障准则是能够预防随机故障的决定性准则，故应采取一系列

15、措施尽量减少共模故障的风险，包括实体隔离和电源的独立性： 设备布置要在地理位置上分隔； 实行实体隔离； 采取措施避免相互影响、避免事故加剧； 电源应为多重，设有后备电源等。,2. 核电站总体设计与布置总则,28,（1）构成密封屏障的系统 （2）专设安全设施 （3）其它机械系统 （4）电气系统,3. 基本系统的总体设计,29,（1）构成密封屏障的系统为了保证核电厂的安全，在各种运行状态下需要确保的三大安全功能是： 反应性控制； 排出堆芯热量； 包容放射性物质。 三道密封屏障 燃料包壳； 反应堆冷却剂系统； 安全壳。,3. 基本系统的总体设计,30,1）燃料系统和堆芯 燃料与堆芯总体介绍 燃料包壳

16、是包容放射性物质的第一道屏障。 燃料、反应堆冷却剂及慢化剂、堆内构件、控制棒组件以及核测量与热工测量设施构成了反应堆堆芯。 堆芯设计主要包括堆芯物理设计、热工水力设计以及机械设计。,（1）构成密封屏障的系统,31,堆芯设计的基准是： 对于I类和II类工况： 保持堆芯正常冷却的几何形状； 必须保证反应性控制能力、停堆以及保持安全停堆能力； 保持燃料元件完整性； 对于类工况：保持堆芯冷却的几何形状，保证安全注入系统的有效性； 必须保证控制棒可以靠重力自由下插； 在少量燃料元件破损时必须能使反应堆停堆； 对于小破口LOCA的有关要求参见安全注入系统的有关要求； 对于类工况： 保持堆芯冷却的几何形状，保证安全注入系统的有效性； 必须保证控制棒可以靠重力自由下插； 在大量燃料元件破损时必须能使反应堆处于安全状态。,2）反应堆冷却剂系统 系统总体介绍 反应堆冷却剂系统包括两部分： 第一部分是一回路，主要部件包括：反应堆压力容器及其顶盖部件、蒸汽发生器一次侧部分、包括第一级轴封在内的反应堆冷却剂泵、稳压器连同其安全卸压阀及连接主管道的波动管、主管道、蒸汽发生器以及压力容器测温旁路管道、控制棒驱动机构压力套管、连接到环路的辅助系统中直至第二个隔离阀并包括该阀门的管道与阀门； 第二部分包括：压力容器密封系统、主泵轴封、卸压安全阀的蒸汽收集系统（包括卸压管线和卸压箱）。,