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1、HAF0213安全导则核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计编写说明（征求意见稿）核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计编写说明一编写工作背景随着科学技术的进步以及国际核工业界在核动力厂安全运行和治理方面体会的积存，国际原子能机构（IAEA）全面地开展了针对核动力厂的安全要求及安全导则的修订工作。新的安全要求文件No. NS-R-1“Safety of Nuclear Power Plant: Design”于2000年9月正式出版，它是对1988年出版的原安全规定文件No.50-C-D(Rev.1)“Code on the Safety of Nucle
2、ar Power Plant: Design”的正式修订。随后，IAEA连续修订和出版了该安全要求下的一系列安全导则，新的IAEA安全导则No. NS-G-1.9 “Design of the Reactor Coolant System and Associated Systems in Nuclear Power Plants”确实是其中之一，它是对安全系列No.50-SG-D6“核动力厂最终热阱及其直截了当相关的输热系统（1981）”和安全系列No.50-SG-D13“核动力厂反应堆冷却剂系统及其相关系统（1986）”两个安全导则的修订与合并，新的安全导则替代原有两个导则。为了提高我国核
3、动力厂的设计和运行水平，使之与国际先进水平接轨，国家核安全局决定对核电厂设计安全规定和核电厂运行安全规定及其下属的一系列核安全导则进行及时的修订。二编写简况IAEA的核安全标准中关于核动力设计的安全要求及导则是由IAEA聘请各国专家在总结各核电先进国家体会的基础上制定的，其内容较完整、系统、严谨。本安全导则是依据IAEA安全导则“核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计（Design of the Reactor Coolant System and Associated Systems in Nuclear Power Plants safety standards series No. N
4、S-G-1.9 IAEA, Vienna(2004) ）”为参考蓝本编写而成的。在编制过程中考虑了与我国现行核安全法规和标准的和谐，并力图确保本导则与2004年国家核安全局公布的核动力厂设计安全规定保持一致并对其技术内容进行补充。2004年11月，编写组完成核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计（Design of the Reactor Coolant System and Associated Systems in Nuclear Power Plants safety standards series No. NS-G-1.9 IAEA, Vienna(2004)）翻译初稿，并在国家环
5、保总局核与辐射安全中心内部加以讨论，通过一校、二校、三校后形成翻译稿，在此基础上参照新公布的核安全导则（如HAD102/17核动力厂安全评判与验证）以及现行的核安全导则HAD102/08核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统（1989）和HAD102/09核电厂最终热阱及其直截了当有关的输热系统（1987）的格式和内容，编制完成了核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计安全导则稿。三要紧内容本安全导则的编制考虑了将国家核安全局1989年颁布实施的核安全导则HAD102/08核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统以及1987年颁布实施的核安全导则HAD102/09核电厂最终热阱及其直截了当有关的输热系统
6、进行修订与合并。本安全导则将替代以上安全导则。本安全导则的要紧内容包括：第一章引言；第二章反应堆冷却剂系统及其有关系统的范畴；第三章总的设计原则；第四章特定的设计要求；附录A压力管型加压重水堆反应堆冷却剂系统及其有关系统；附件I反应堆冷却剂系统的要紧部件；附件II反应堆冷却剂系统及其有关系统流程图；附件III安全分级与流体系统的安全级接口装置。与1989年HAD102/08核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统以及1987年HAD102/09核电厂最终热阱及其直截了当有关的输热系统相比：新的安全导则第一章，概述了该导则的编写目的和范畴，在结构和内容上变化不大。新第二章对反应堆冷却剂系统及其有关系统
7、的范畴做了修订和重新分类，补充了连接系统、最终热阱。新第三章对原安全导则总的设计原则进行了合并和修订，取消了原导则关于环境条件和鉴定以及退役的设计考虑事项章节；补充了安全分级、预防可燃气体集合、先进堆的设计等章节。新第四章为特定的设计要求，取消了原安全导则关于慢化剂系统以及换料机冷却剂供应系统的说明，另外补充了核电厂最终热阱及其直截了当有关的输热系统中的相应安全要求。新安全导则取消了原安全导则第五章关于质量保证的说明，取消了附件某些国家所采纳的压力容器规范和标准，补充了附录A“压力管型加压重水堆反应堆冷却剂系统及其有关系统”和附件 “安全分级与流体系统的安全级接口装置”。新安全导则相关于原导则
8、HAD102/08增加了有关“不可凝气体排放”方面的要求，其具体内容如下：“4.2.2.3为了防止破坏反应堆冷却剂的自然循环，应在反应堆冷却剂系统高位设置远距离操作阀以便在事故工况下排出不可凝气体至安全壳厂房。这些阀门应如下设计：遵循所有安全要求同时适应其执行预定安全功能期间所处的环境条件的阻碍；应能从操纵室操纵；阀门要有足够的多重性以满足关于排气可靠性的要求（假如有的话）；应使其误开的风险降到最小排气的能力应与冷却剂补给系统的能力相匹配。”新安全导则对余热排出系统增加了要求，“4.6.5.5余热排出系统低压部分与处于高压状态下的反应堆冷却剂系统的误连接可能导致事故，也确实是接口系统冷却剂丧失
9、事故。应采纳详细的风险指引分析来评估这种事件发生的概率和后果。与反应堆冷却剂系统接口的余热排出系统低压部分应有能力承担反应堆冷却剂系统全部的压力和温度。”新安全导则还对辅助给水系统安全要求增加了“4.8.4.4由于压水堆二回路管道破口可能会导致堆芯过冷事件，因此辅助给水系统的最大冷却能力应保证堆芯可不能发生重返临界且可不能对反应堆压力容器造成不可同意的热冲击。”新安全导则对原安全导则进行了修订、合并和补充，使条理更加清晰、内容更加明了。四导则适用性说明本导则是在中华人民共和国放射性污染防治法、中华人民共和国民用核设施安全监督治理条例（HAF001）和核动力厂设计安全规定（HAF102）的要求的
10、基础上加以编制的。该导则采纳了世界各国核安全事业最新进展成果，并针对我国实际情形加以针对性的修改，以与我国现行核安全法规、导则和技术文件相和谐，适应于我国核安全监管模式和核能行业的进展现状。它的公布和实施将有力促进我国核能和核安全法规的进展，并为我国核能和核安全事业进展作出应有的奉献。编 写 组 2006年11月22日 核安全导则 HAD 102/核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计国家核安全局2006年 月 日批准公布国家核安全局北京 2006核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计(200 年 月 国家核安全局批准公布)本导则自200 年 月 日起实施本导则由国家核安全局负责说明本导则
11、是指导性文件。在实际工作中能够采纳不同于本导则的方法和方案，但必须证明所采纳的方法和方案至少具有与本导则相同的安全水平。目 录1 引言11.1 目的11.2 范畴12反应堆冷却剂系统及其有关系统的范畴12.1 概述12.2 反应堆冷却剂系统22.3 连接系统22.4 有关系统32.5 最终热阱43总的设计原则43.1 概述43.2 设计目标43.3 反应堆冷却剂系统及其有关系统中的安全系统63.4 安全分级73.5 设计基准83.6 假设始发事件103.7 地震考虑事项113.8 可靠性123.9 材料的选择133.10 超压爱护143.11 预防可燃气体聚积163.12 布置考虑事项163.
12、13 接口要求193.14 隔离要求213.15 外表和操纵系统213.16 在役检查、试验和修理的措施223.17 多堆核动力厂的考虑事项233.18 先进堆的设计234 特定的设计要求244.1 概述244.2 反应堆冷却剂系统244.2.7 管道304.3 化学和容积操纵系统（包括沸水堆的净化系统）344.4 应急注硼系统374.5 应急堆芯冷却系统384.6 余热排出系统424.7 蒸汽和主给水系统454.8 辅助给水系统474.9 中间冷却回路494.10 最终热阱及其输热系统51附录A 压力管型加压重水堆反应堆冷却剂系统及其有关系统62附件反应堆冷却剂系统的要紧部件62附件 反应堆
13、冷却剂系统及其有关系统流程图66附件 安全分级与流体系统的安全级接口装置70名词说明731 引言1.1 目的1.1.1 本导则是对核动力厂设计安全规定有关条款的说明和补充，其目的是给监管当局、核动力厂设计人员和许可证持有者就反应堆冷却剂系统及其有关系统（以下简称“冷却剂系统”）的设计提供建议和指导。1.2 范畴1.2.1 本导则要紧适用于为发电或其它供热应用（诸如集中供热或海水淡化）而设计的，采纳水冷反应堆的陆上固定式核动力厂。应该承认，关于其它堆型（包括今后系统的创新性设计），本导则的部分内容可能并不适用，或者需要在采纳时做出一些判定。1.2.2 本导则适用于包括第2章所定义的最终热阱在内的
14、反应堆冷却剂系统及其有关系统。它包含了对不同堆型，专门是对在本导则1.2.1节所提及的各种堆型都适用的反应堆冷却剂系统及其有关系统的设计要求。附件A提供了适用于加压重水堆的补充要求。本导则不涉及特定部件（例如泵或热交换器）的具体设计。2反应堆冷却剂系统及其有关系统的范畴2.1 概述2.1.1 反应堆冷却剂系统及其有关系统包含反应堆冷却剂系统、连接系统、有关系统和最终热阱。附件中图-2和图-3给出了压水堆和沸水堆反应堆冷却剂系统及其有关系统的要紧部件和要紧功能设施。2.1.2 反应堆冷却剂系统及其有关系统和构筑物之间的接口在第3章论述。2.1.3 附件列出了反应堆冷却剂系统和部件。附件为反应堆冷
15、却剂系统及其有关系统的典型系统流程图。2.2 反应堆冷却剂系统2.2.1 关于各种堆型，反应堆冷却剂系统包括为保证反应堆冷却剂正确流淌所必需的部件，但不包括核安全导则核动力厂堆芯设计中所述的燃料组件和反应性操纵组件。2.2.2 关于各种水冷堆型，反应堆冷却剂系统承压边界延伸至第一个（从堆芯看）非能动屏障或第一个能动隔离装置 在某些情形下，适应将附加屏障或装置合并在一起看作是反应堆冷却剂系统的一部分。，并包括该屏障或装置。关于间接循环堆型（例如压水堆），反应堆冷却剂系统承压边界还包括蒸汽发生器的一回路侧（见附件）。关于直截了当循环堆型（例如沸水堆），反应堆冷却剂系统还包括一回路冷却剂再循环系统，蒸汽和给水管线延伸至最别处（从堆芯看）的隔离阀，并包括该阀。2.2.3 附录A提供了针对压力管型加压重水堆反应堆冷
