HAD102-06核动力厂反应堆安全壳系统的设计

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

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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

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核动力厂反应堆安全壳系统的设计

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；

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核动力厂反应堆安全壳系统的设计

量、高质量标准的建造以及全面的性能分析和性能试验来保证），从而不需要假定安全壳构筑物本身及其附属物的非能动流体包容边界的失效。

4.1.3.5 安全壳系统应尽可能地独立于工艺系统或其他安全系统。特别是在事故期间，引起事故的其他系统的故障不应该妨碍安全壳完成其必需的安全功能。

4.1.3.6 应考虑采用在某些情况下比能动系统和部件更适用的非能动系统和固有安全特性。

4.1.4 安全壳系统的环境鉴定

4.1.4.1 安全壳系统的构筑物、系统和部件应能在设计基准事故期间及其之后可能的各种环境条件下执行其安全功能，否则应采取相应的保护措施。

4.1.4.2 不受设计基准事故工况影响的安全壳系统的部件不需要环境鉴定。 4.1.4.3 在安全壳系统设备的环境鉴定中应考虑在设计基准事故期间及其之后可能出现的环境和地震条件，构筑物、系统和部件在核动力厂整个寿期内的老化，干涉效应，以及安全裕量等。

4.1.4.4 环境鉴定应通过试验、分析和经验方法或这些方法的组合来完成。 4.1.4.5 环境鉴定应考虑诸如温度、压力、湿度、辐射水平、放射性气溶胶的局部聚积、振动、水喷淋、蒸汽冲击、水淹和与化学物质接触等因素。还应考虑裕量和干涉效应（在这种情况下由于各种效应的重叠或组合而造成的损伤可能会超过由单独的各种效应造成的总损伤）。在可能发生干涉效应的情况下，材料应该针对最严重的效应、或最严重的效应组合或效应序列做鉴定。

4.1.4.6 对非金属材料（如橡胶密封和混凝土），应该在样品老化试验、核工业或非核工业的运行经验、或公布的对于同样或相似的材料在相同鉴定条件下的试验数据的基础上做老化鉴定。应该在鉴定中考虑在预计条件下所有显著的老化机理。如能证明其合理性，可以采用加速老化试验及其鉴定试验的技术。同样的方法用于各单独效应试验的可能性要优于效应重叠的情况。

4.1.4.7 对于受各种老化机理影响的部件，应确定其设计寿命和必要时的更换频率。对这类部件鉴定的过程中，在进行设计基准事故工况下的试验之前应使样品老化，以模拟它们在设计寿期末的状态。

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核动力厂反应堆安全壳系统的设计

4.1.4.8 已用于鉴定试验的部件通常不再安装到核动力厂内，除非能证明试验条件和方法本身不会对其安全性能产生任何不可接受的劣化。

4.1.4.9 鉴定数据和结果应作为设计文件的一部分予以备案。 4.1.5 安全壳系统的维修性和职业放射性照射

4.1.5.1 在安全壳系统的设计和布置中应提供足够的空间和屏蔽，以便于维修和操作并保证工作人员不会受到不适当的放射性照射。安全壳的出入口应在控制区域内，进入安全壳应经过辐射防护工作人员的批准。

4.1.5.2 应考虑事故后与计划执行的操作、或在事故后执行应急规程所必需的操作，以及与事故后的恢复行动有关的潜在辐射照射剂量。评价应包括对诸如可能打开的人员闸门和设备闸门等类似出入通道的设计。如果这样的照射所引起的剂量超过了适用的剂量限值和剂量约束值，应考虑附加屏蔽或者甚至重新布置部件。

4.1.5.3 在安全壳设计中考虑的与维修有关的因素应包括提供足够的工作空间、屏蔽、照明、呼吸用空气、以及工作平台和出入通道；提供并控制适当的环境条件；设备的识别；提供危险标识；提供声光报警；以及提供通讯系统。

4.1.6 安全壳的可达性

4.1.6.1 应考虑在各种运行状态下安全壳和安全壳内系统的可达性。保证操纵员的辐射照射剂量控制在可接受的剂量限值之内的能力将决定是否允许在功率运行期间进入内层和/或外层安全壳（如果适用），或者是否要求核动力厂停堆以允许人员进入内层和/或外层安全壳。

4.1.6.2 如果预计需要在功率运行期间因非计划维修甚至例行（计划性）维修的目的进入内层或外层安全壳，则应制定适当的措施以保证核动力厂工作人员必要的辐射防护和工业安全。该措施包括采用保持剂量合理可行尽量低原则，提供必要的通讯系统和报警，以及对安全壳大气进行适当监测（特别是在充惰性气体安全壳或负压安全壳的情况下）。应该提供至少两条安全壳应急撤离路线。此外，应考虑控制进出安全壳的保安措施。

4.1.7 安全分级

4.1.7.1 有关安全分级的要求见《核动力厂设计安全规定》5.1。在对安全重要

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核动力厂反应堆安全壳系统的设计

构筑物、系统和部件的鉴定和分级过程中，设计、制造和运行人员应关注所有对于保证核动力厂安全重要的设施，并应关注对每一构筑物、系统和部件的特定设计要求之间的关联（如单一故障准则以及适当的规范与标准）。

4.1.7.2 承压机械设备的安全分级体系采用三个核安全级别和一个非核安全级别。安全一级通常仅用于反应堆冷却剂压力边界的部件。

4.1.7.3 安全壳压力边界，包括贯穿件和隔离阀，以及在设计基准事故期间在内层安全壳内用于能量控制和放射性核素控制的前沿系统的承压部件通常被划分为安全二级。

4.1.7.4 在设计基准事故期间在外层安全壳内用于能量控制和放射性核素控制的系统的承压部件，以及在设计基准事故期间控制可燃气体的系统的承压部件通常被划分为安全三级。

4.1.7.5 由于安全壳是防止放射性物质向环境释放的最后一道实体屏障，某些设计基准事故的后果取决于安全壳系统的功能，因此，安全壳系统应为安全级系统并应被划分为抗震I类，即最高的抗震级别。安全壳系统的电气设备（包括应急动力供应设备），应被划分为电气等级1E级，即电气仪表和控制设备的最高安全级别。

4.1.8 操纵员动作

4.1.8.1 当安全壳系统经受考验时，在一段所谓的“宽容时间”5内操纵员无需采取任何动作。对于任何必要的手动干预，在采取任何动作之前操纵员应有足够的时间来评估核动力厂内的状况。核动力厂的设计不应妨碍操纵员为响应明确的信息而采取的适当动作。

4.1.9 外层安全壳的特性

4.1.9.1 外层安全壳应能够承受万一发生事故或通风系统发生故障时在内、外层安全壳之间空间内可能的升压，并且应能够单独或与内层安全壳一起承受外部载荷。

4.1.9.2 为了保证内、外层安全壳之间的压力能维持低于大气压，即使在失去厂外电的情况下，外层安全壳及其抽气系统应该仍可运行。

4.1.10 机组之间共享的安全壳系统的部件

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典型的宽容时间的范围从20分钟到12小时。宽容时间可以通过自动动作、采用非能动系统或固有的材料特性（如安全壳结构的热容量）、或这些方法的任意组合来实现。

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核动力厂反应堆安全壳系统的设计

4.1.10.1 《核动力厂设计安全规定》5.8.1中明确要求只有在特殊的情况下在多机组核动力厂中可共享构筑物、系统和部件。对于这种在机组间共享构筑物、系统和部件的特殊情况，应证明对于全部反应堆来说在所有的运行状态和事故工况下的所有安全要求都得到满足。

4.1.10.2 应在设计中识别和考虑例如地震这种可能会同时考验服务于所有机组的系统的外部事件，或者例如失去厂外电这种可能引起多机组共享系统失效的事件。

4.1.10.3 应始终考虑遵守安全系统多重性、独立性和实体分隔的安全原则，对任何例外的情况都应证明其是合理的。

4.1.10.4 针对有共享或部分共享安全壳系统的多机组核动力厂设计，一旦有一个机组发生事故需要启动安全壳功能时，所有机组都应执行适当的应急响应规程。

4.1.11 老化效应

4.1.11.1 安全壳会经受多种老化效应，如金属部件的腐蚀、钢束的蠕变和预应力的损失（在预应力安全壳中）、弹性密封弹力的下降以及混凝土的收缩和开裂。基于目前的认知水平，可能很难确定在核动力厂寿期内老化的危害。因此，在设计中应识别并考虑所有的老化机理，应制定措施监测安全壳的老化，应在可能的位置对部件进行试验和检查，对易于因老化而使性能劣化的物项应定期更换。有关要求见《核动力厂设计安全规定》5.6。

4.1.12 退役

4.1.12.1 根据《核动力厂设计安全规定》5.8.9有关要求，在设计中应关注利于核动力厂最终退役的设计手段（如通过构筑物材料的选取来降低运行期间的活化放射性的活度，保证可达性以及提供废物储存设施）。通常，便于退役的设施也能改善核动力厂的运行和维修，因此在设计阶段应对它们作仔细的评估。（有关要求见《核动力厂设计安全规定》5.8.9和其他有关导则）。

4.2 安全壳系统的结构设计

4.2.1 设计过程

4.2.1.1 万一发生事故，安全壳构筑物和附属物（贯穿件、隔离系统、人员闸门和设备闸门）应防止放射性物质不可接受的释放。为此，应保持其结构完整性（即应

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核动力厂反应堆安全壳系统的设计

保证其起保护和支持作用的结构功能），并且应保证满足密封准则（见《核动力厂设计安全规定》6.3）。

4.2.1.2 在钢制安全壳中，承受载荷和密封功能一般是由钢结构来实现的。应保护金属结构不受由于核动力厂的内部和外部事件而导致在安全壳内部和外部产生的飞射物的损害。

4.2.1.3 应识别和量化以及适当地组合各种载荷以确定对构筑物和部件的设计要求。在此过程中应留有足够的安全裕量（有关要求见《核动力厂设计安全规定》6.3.2）。

4.2.1.4 应对每一种载荷组合确定应力、变形和密封方面的验收准则。 4.2.1.5 在选取设计参数和确定结构尺寸时应考虑局部应力。

4.2.1.6 安全壳最大泄漏率的设计不是一个纯粹的定量化过程。通常应考虑一系列因素，包括在事故工况下对应力的限制、适当地选取部件（如隔离阀）和密封材料、限制安全壳贯穿件的数量以及控制建造质量。应最大限度地利用现有的运行数据、经验和实践。

4.2.1.7 设计中应考虑调试及在役试验和检查的措施，以便能够证明安全壳系统符合设计和安全要求。

4.2.2 设计压力和设计温度

4.2.2.1 设计压力和设计温度是决定安全壳结构尺寸（表2和表3）的两个基础参数。

4.2.2.2 在能够作出详细的安全分析以判定设计压力计算准确度之前，确定的设计压力应比具有最严重的质能释放的设计基准事故产生的峰值压力至少大10％。应在有关热工水力特性的保守假设的基础上确定计算的峰值压力。

4.2.2.3 对在设计压力和设计温度基础上初步确定的安全壳结构强度，应对所有的载荷组合进行校验，并应满足相关的安全壳完整性和密封性验收准则。

4.2.2.4 设计温度应通过对各种设计基准事故的分析，并取安全壳构筑物内预计的最高温度来确定。在此设计温度以下运行时，安全壳构筑物和系统应能维持其功能和规定性能。

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核动力厂反应堆安全壳系统的设计

应采用能长期限制蠕变或收缩以及采用孔隙度低的混凝土材料。应充分评估并在设计中考虑在核动力厂运行寿期内安全壳预应力钢束丧失预应力的可能性。

4.7.1.5 在套筒与混凝土的接合面的设计中，应注意避免存在经由结合面的直接泄漏路径，以将泄漏减到最小。

4.7.1.6在设计和建造过程中应采取措施防止裂纹的扩展或高泄漏区的形成。 4.7.1.7 在选择和设计混凝土的类型时应评价老化效应（见4.1.11 和《核动力厂设计安全规定》5.6）

4.7.2 金属材料

4.7.2.1 包括焊接材料在内的用于安全壳系统的金属材料应使用高质量，并经过鉴定的符合有关安全标准的材料。

4.7.2.2 在选择金属材料时，应考虑如下因素： （1）热载荷和机械载荷；

（2）化学相互作用，包括那些与安全壳喷淋系统中采用的化学药品之间的相互作用；

（3）抗脆性破裂； （4）耐腐蚀。

4.7.2.3 在安全壳内不应采用与水或蒸汽接触后可能产生氢气的金属材料，如锌和铝。如果设计中这种材料是不可缺少的，则应限制其使用量并分析氢气产生的影响。

4.7.3 软密封材料

4.7.3.1 软密封材料通常用于安全壳的多种应用中，如风门的密封或气密闸门的膨胀密封。尽管在正常情况下这些材料有利于安全壳的高密封性，但应适当地论证其在设计基准事故下的性能。软密封材料的潜在破坏效应包括因高温和辐射照射导致的脆化和破裂，因潮湿和蒸汽导致的分解以及因温度波动导致的膨胀和收缩。对这些材料应特别考虑保护措施以避免氢气燃烧或放射性气溶胶聚积的直接影响。在极端情况下，这种材料可能会劣化到其机械特性发生改变的程度。

4.7.3.2 应评价软密封材料的预期寿命和影响其性能的老化机理，并确定适当的更换时间间隔（见4.1.11）。密封部件应设计成便于检查和更换。

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核动力厂反应堆安全壳系统的设计

4.7.4 绝热材料

4.7.4.1 绝热材料一旦劣化也不应危及任何安全功能。对绝热材料应适当安装和固定，以防止松动和导致对滤网和阀门的堵塞。

4.7.4.2 特别是，应适当选择和设计用于安全壳内管道和箱体绝热的材料，以实现如下目的：

（1）尽量减少能聚积在安全壳底板上和堵塞地坑或损坏再循环泵的碎片的产生量；

（2）易于去污（如必要）； （3）避免引起火灾危害；

（4）尽量减少在核动力厂启动阶段由于受到加热而导致的有毒气体的释放量。 4.7.4.3 应评定影响绝热材料的老化机理，并确定适当的更换时间间隔（见4.1.11）。

4.7.5 包覆层和涂层材料

4.7.5.1 应选择不会因退化引起地坑滤网堵塞或形成有机碘等影响安全功能的包覆层和涂层材料（如油漆、密封介质和环氧树脂）。应采用适当的油漆和包覆层以便于墙面的去污。

4.7.5.2 如果采用有机材料衬里来提高安全壳结构的密封性，应选择能承受热载荷和压力载荷以及安全壳内的环境条件而不丧失其安全功能的有机材料衬里。应制定用于控制这些有机材料衬里老化的措施，包括维修和监督措施。

4.7.5.3 应选择不会引起火灾的油漆和包覆层材料。

4.7.5.4 在选择油漆和包覆层材料时，应考虑因其溶剂在地坑中分解而导致碘的挥发效应。

4.8 仪表和控制系统

4.8.1 概述

4.8.1.1 为了贯彻纵深防御原则和提高安全壳系统总的可靠性，应为下列用途提供仪表：

（1）探测正常运行的偏离；

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核动力厂反应堆安全壳系统的设计

（2）监测安全壳结构的稳定性； （3）泄漏试验和完整性试验； （4）监测安全壳系统的可用性； （5）为安全壳系统提供触发信号； （6）事故后监测。 4.8.2 偏离正常运行的探测

4.8.2.1 在附件I中提供了用于早期发现安全壳系统是否偏离正常运行的安全壳监测仪表的设计要求。同时参见第6章中用于探测和监测严重事故工况的仪表。

4.8.3 安全壳结构的控制

4.8.3.1 为了密切监测任何变形（径向的、竖向的或周向的）以及安全壳结构或安全壳壳体的位移，应在安全壳内布置适当的仪表。

4.8.3.2 对于预应力混凝土壳体，应提供探测预应力丧失的手段。应确定混凝土的杨氏弹性模量和泊松比，并通过诸如声波探测的方法来检验。还应测量混凝土结构不连续性处的温度以分析打压试验结果。

4.8.3.3 应在安全壳底板或适当的楼板上设置与地震相关的测量仪表。 4.8.4 用于泄漏试验的仪表

4.8.4.1 为了进行定期泄漏试验，应在安全壳内布置适当的监测压力、温度、湿度和流量的仪表。对于钢制安全壳，还应测量钢的温度。仪表的数量和位置应按照预期的环境条件确定。关于泄漏试验的进一步指导见第5章。

4.8.4.2 应有用于监测较大泄漏的方法（如通过使用压力和温度测量装置对安全壳大气质量进行评估），以发现由设备故障或人员差错引起的在安全壳边界中的任何较大开口。关于较大泄漏监测的指导见5.3.3.2。

4.8.4.3 应仔细监测除从装备有过滤装置的构筑物中收集的安全壳泄漏以外的任何安全壳泄漏，即所谓的直接泄漏，以保证可以探测到任何直接通向大气的泄漏。

4.8.5 监测安全壳系统的可用性

4.8.5.1 应采用适当的仪表监测用于能量控制或放射性核素控制的安全壳系统的可用性。

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核动力厂反应堆安全壳系统的设计

4.8.5.2 安全壳系统的可用性应通过如下方法进行验证：

（1）通过在主控室内连续监测和显示安全重要的主要参数（在许多反应堆设计中对关键安全参数采用一个集成监视器）；

（2）对于能量控制系统，通过监测阀位、在运行状态中部件的状态和流量； （3）对于放射性核素控制系统，通过监测隔离阀和门的位置、膨胀气密闸门密封的压力和喷淋水箱的水位；

（4）通过实验，如对一些系统的流量、安全壳系统的密封性、以及气溶胶过滤器或碘过滤器效率的测量。

4.8.6 安全壳系统的触发和运行

4.8.6.1 在万一发生放射性物质大量释放到安全壳内的事故（如失水事故）时，应从下列参数取得安全壳系统（如能量控制系统、放射性核素控制系统以及可燃气体控制系统）的触发信号（取决于设计）：

（1）安全壳内的压力高和（/或）辐射水平高； （2）反应堆冷却剂系统的压力低； （3）反应堆冷却剂系统的欠热度小； （4）反应堆压力容器内的水位低。

4.8.6.2 其中许多信号是在反应堆保护系统中用来触发安全壳自动隔离或启动安全重要系统（如喷淋系统、通风系统和能动点火器）的。

4.8.6.3 应使用下列信号来自动隔离或由操纵员从控制室进行隔离： （1）安全壳大气的辐射水平高； （2）地坑水的辐射水平高。

4.8.6.4 在事故工况下安全系统运行所必需且贯穿安全壳的管线，在安全壳自动隔离时不应被隔离。应采用其他手段保证放射性物质通过安全壳壳体的释放不超过可接受的限值。

4.6.8.5 除要求安全壳隔离的那些事件之外，还有另外一些事件需要针对相关的管线实施隔离来限制放射性物质从安全壳释放到周围环境。例如，贯穿安全壳的带有放射性物质的管线在安全壳外侧破损，或导致放射性物质从安全壳内的系统释放到安

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核动力厂反应堆安全壳系统的设计

全壳外的系统的两个相连系统之间分界面的失效（如设备冷却水系统热交换器传热管的破裂）。隔离装置的动作应根据某些参数来触发，例如：

（1）辐射水平或气载污染物的水平； （2）压力变化； （3）温度变化。

4.8.6.6 对于所有与安全系统运行无关的管线，应满足如下准则：

（1）当工艺参数指示发生失水事故工况时，贯穿安全壳壳体的管线自动隔离； （2）当安全壳大气的辐射水平超过规定的限值时，与安全壳大气连通的管线自动隔离；

（3）当安全壳正常地坑水的辐射水平超过规定的限值时，将与该地坑连通的并贯穿安全壳的管线隔离；

（4）当通过某一热交换器与反应堆冷却剂系统连接的管线（如压水堆中的主蒸汽管道）内的辐射水平超过规定的限值时，将这些管线隔离。

4.8.7 事故后监测和取样

4.8.7.1 在事故期间和之后应提供可靠的仪表监测安全壳壳体内的环境条件（如压力、温度、地坑水位和辐射水平）。这些仪表应适用于预期环境条件。关于氢气浓度监测的指导见4.5.2、6.6.2和6.6.3。

4.8.7.2 应安装适当的仪表为操纵员提供评估安全壳状态所必需的信息。 4.8.7.3 应在主控室中显示事故后监测的信息和隔离阀阀位的信息。

4.8.7.4 在设计中应制定措施，在适当位置对安全壳大气和地坑水进行取样。采用的取样装置应适用于预期安全壳条件并且即使其破损仍能避免安全壳旁通。其设计应保证对操作人员的辐射照射不超过职业辐射剂量限值。

4.9 支持系统

4.9.1 供电

4.9.1.1 安全壳系统应设计成在失去厂外电并考虑一个单一故障之后能够继续执行其功能。应为在设计基准事故中必须要用电力关闭的电动隔离阀提供不间断电源。

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核动力厂反应堆安全壳系统的设计

4.2.2.5 所确定的用于载荷组合的所有压力、温度值都应有足够的裕量，这些裕量应该考虑：

（1）流体释放量和质能释放率的不确定性，包括金属－水反应产生的化学能量； （2）结构公差；

（3）余热计算的不确定性； （4）部件储热； （5）热交换器的传热；

（6）与传热率相关的不确定性； （7）保守的初始条件。 4.2.3 载荷的鉴别和定量化

4.2.3.1 预计在核动力厂寿期内会产生的或与假想设计基准事故相关的所有载荷（静态的和动态的）都应在运行经验和工程判断的基础上按照其发生概率予以确认和归类。应对安全壳构筑物的每个部件指定这类载荷。

4.2.3.2 安全壳的金属衬里（如果适用）应能够承受作用于其上的载荷的效应并适应衬里与安全壳混凝土之间的相对运动而不危害安全壳的密封。在安全壳承载能力的结构评估中不考虑衬里的作用。

4.2.3.3 安全壳构筑物应设计成在经受设计中考虑的所有外部事件下能保护一回路压力边界和相关部件。

4.2.3.4 应尽量采用保护性结构来保护安全壳的金属结构、贯穿件和隔离阀，以抵御在设计基准事故过程中产生的流体喷射冲击和飞射物。

4.2.3.5 内层安全壳及其支持系统应设计成能抵御如下事件：

（1）在正常运行和事故工况期间内部压力意外降低到低于大气压力（如由于喷淋系统误动作）；真空破坏装置是一种可选的限制负压载荷的方法。

（2）内层和外层安全壳之间的空间内（适用时）因高能管道破裂而造成的压力上升，除非这样的管道破裂已经通过设计排除。

这两点对于钢制安全壳都特别重要。

4.2.3.6 在表2中给出了设计阶段通常应考虑的作用于安全壳的一组典型载荷

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核动力厂反应堆安全壳系统的设计

（对于特定设计，应确认其适用性）。

表2 在设计阶段应考虑的作用于安全壳的载荷

载荷类型 静载荷 活荷载 役前载荷 预应力 建造期间的载荷 试验压力 试验温度 安全阀的动作 卸压阀的打开 对安全阀排放气体的净化 运行压力 正常或 工作载荷 运行温度 管道反作用力 载 荷 备 注 与构筑物或部件质量有关的载荷 诸如与部件约束有关的载荷 仅对预应力混凝土结构 由存放建造设备或主要部件而产生的临时性载荷 见5.2和5.3 见5.2和5.3 仅对沸水堆 仅对沸水堆 仅对沸水堆 在正常运行期间，包括瞬态工况和停堆 在正常运行期间，包括瞬态工况和停堆 在正常运行期间，包括瞬态工况和停堆 环境和与厂址相关的载荷 例如：雪载荷、由于地下水位产生的浮力以及极端大 气温度 外部压力 极端风速 内层安全壳内外压力波动引起的载荷 由极端风速产生的载荷，如可能与厂址相关的最大风速 设计基准地震 由极端外部事件产生的载 荷 与龙卷风相关的载荷 飞机坠毁 外部爆炸 见有关核动力厂设计的其他相关导则 考虑相关的飞射物 见有关核动力厂设计的其他相关导则 见有关核动力厂设计的其他相关导则 由事故导致的载荷 DBA压力 DBA温度 DBA 管道反作用力 事故过程中的峰值计算压力 事故过程中的峰值计算温度 见有关核动力厂设计的其他相关导则 18

核动力厂反应堆安全壳系统的设计

流体喷射冲击和/或甩管 见有关核动力厂设计的其他相关导则 因DBA 产生的局部效应 见有关核动力厂设计的其他相关导则 与DBA相关的动态载荷 卸压系统的启动 内部水淹 注：DBA是指设计基准事故

该载荷依赖于特定设计（例如对沸水堆设计：池 水上涨、冷凝振荡以及排放管线的流量振荡等） 一回路降压（如果适用） 见有关核动力厂设计的其他相关导则 4.2.4 载荷组合与验收准则 4.2.4.1 载荷组合

4.2.4.1.1 对确定的载荷进行组合时应考虑下列因素： （1）载荷类型（如静态或动态，整体或局部）；

（2）载荷是因果关系还是同时发生（如失水事故下的压力和温度载荷）； （3）每一载荷随时间的变化（以避免不切实际地对那些不可能同时发生的载荷峰值进行叠加）

（4）每一载荷组合的发生概率。

4.2.4.1.2 通常在相关的设计规范中考虑了对于正常运行和设计基准事故的载荷组合。此外，在载荷组合中应该考虑包含设计选定的严重事故（见6.2.1）。

4.2.4.1.3 在分析后期，通过适当的归类可减少载荷组合的数量。仅对最需要的工况进行分析。

4.2.4.2 验收准则

4.2.4.2.1 如果适用，对于每一载荷组合都应该在许用应力、变形和密封性方面确定适当的验收准则。对每一设计标准以及每一种安全壳材料，许用应力和变形的定义具有特殊性。

4.2.4.2.2 安全壳系统结构设计规范提供了针对“设计”载荷组合的许用应力限值和针对“试验”载荷组合的试验应力限值（表3）。这些载荷组合的验收准则应来自采用的结构设计规范。

4.2.4.2.3 对于所有的其他载荷组合，应按照预计的性能确定验收限值。设计裕量应通过以下任一种方法提供：

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核动力厂反应堆安全壳系统的设计

（1）将应力限制在该种材料极限限值的某一份额；

（2）使用载荷系数方法（如通过一个确定的系数来放大所承受的载荷）。 4.2.4.2.4 如4.2.4.2.5和4.2.4.2.6所建议的，应对结构完整性和密封性确定有限数量的验收准则（级别）。这种方法是通用的，适用于所有类型的安全壳。

4.2.4.2.5 对于安全壳的结构完整性，应考虑下列级别：

（1）I级：弹性变形。安全壳结构没有发生永久变形或损伤。结构完整性能得到保证且具有大的裕量。

（2）II级：小的永久变形。可能存在局部永久变形。尽管裕量小于I级应具有的裕量，但是结构完整性仍能得到保证。

（3）III级：大的永久变形。可能存在明显的永久变形，并且可能发生一些局部损伤。在设计基准事故分析中通常不考虑这个级别（见6.2中对严重事故的考虑）。

表3 载荷组合和验收准则

载荷类型 静载荷 活荷载 预应力 （如适用） 试验压力 试验温度 设计压力 设计温度 运行载荷 运行温度 管道 反作用力 极端风速 外部压力 SL-2 地震 设计 × × × × × 试验 × × × × × 正常运行正常 叠加极端运行 风 速 × × × × × × × × × × × × × 20

SL-2 外部 飞机 外部 SL-2 叠加 DBA 压力 坠毁 爆炸 DBA × × × × × × × × × × × × × × × × × × × × × × × × × × × × × × × × ×

核动力厂反应堆安全壳系统的设计

正常运行正常 叠加极端运行 风 速 I I SL-2 外部 飞机 外部 SL-2 叠加 DBA 压力 坠毁 爆炸 DBA II II × × × II × × × I × II × II 载荷类型 DBA 压力 DBA 温度 DBA管道 反作用力 飞机坠毁 外部爆炸 设计 × 试验 结构完整性 设计许试验应验收准则 用应力 力限值 （极限状态） 密封性 设计许用验收准则 密封性 （极限状态） I I I II II N/A I N/A N/A 注：SL-2是指安全停堆地震

4.2.4.2.6 对于密封性，应考虑下列级别：

（1）I级：密封结构。安全壳泄漏低于设计值且与内部压力相关。

（2）II级：泄漏率可能有限的增大。泄漏率可能会超过设计值，但在设计中能够充分地估计和考虑密封性。

（3）III级：泄漏率有大的或非常大的增长。由于安全壳结构大的变形，密封性不能得到保证。结构完整性可能仍然有保证。

4.2.4.2.7 对于在设计基准中包含的每一载荷组合，应明确结构完整性和密封性的验收等级。应按照由安全考虑确定的预计性能选择验收等级。

4.2.4.3 载荷组合和验收准则的关联

4.2.4.3.1 表3给出了对于典型压水堆应考虑的载荷组合。针对特定的安全壳设计特征，应检查表3的适用性，可能需要对该表进行修正，如修改列表或新建列表。例如，对于贯穿件、空气闸门或设备闸门可能需要设计特定的载荷表格。针对选定的严重事故的载荷组合也没有包括在该表格中（对于严重事故的讨论见第6章）。表3也列出了每一载荷组合推荐的验收准则。

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核动力厂反应堆安全壳系统的设计

4.2.4.3.2 应对SL-26级地震作用引起的载荷和设计基准事故进行组合7。尽管压力边界已按抗SL-2地震设计，不能认为两者之间具有可信的因果关系，但是还应考虑这种载荷组合。

4.2.5 局部应力和疲劳

4.2.5.1 应评价局部（包括焊接点）应力分布，以及这些局部应力分布对构筑物的机械性能（包括泄漏率）的影响。

4.2.5.2 对于预应力混凝土安全壳，应特别注意确定低预应力区域（如环绕有大型贯穿件的区域和圆柱面与基础底板之间的过渡区域），以便采取措施避免由于混凝土蠕变和收缩而导致的破裂和泄漏。在这些危险区域，如果安全壳没有内层衬里，应通过局部覆盖、局部注入密封材料或其他适当的方法来保证密封性。

4.2.5.3 对于具有金属衬里的安全壳，衬里与混凝土的锚固区以及衬里同其他金属结构如贯穿件的连结处也是危险区域。应分析和考虑这些区域的局部应力效应。

4.2.5.4 应该在应力和应力循环（包括试验压力循环、温度循环和管道反作用力）全面评价的基础上进行结构疲劳敏感性的评价。

4.2.6 极限承载能力和失效模式

4.2.6.1 应进行分析以确定安全壳的极限承载能力。应考虑在静态载荷（压力、温度和管道作用）和动态（地震）载荷下安全壳结构的整体特性，应对诸如贯穿件和结构不连续性的局部效应给予适当的关注。

4.2.6.2 应对诸如衬里撕裂、贯穿件损坏以及预应力钢束断裂的失效模式进行分析。在尽可能的范围内，这类失效应不是灾难性的，且应不引起对包容放射性物质的系统和部件的附加损伤。

4.2.6.3 在分析中应证明安全壳结构完整性和密封性的验收准则能得到满足，并有足够的裕量，以避免陡边效应8。

4.2.7 安全壳内部结构的设计

6

SL-2地震直接与最终安全要求相对应。在核动力厂的寿期内，超过与这样一个地震相对应的地面运动水平的概率应非常低。它代表出于设计目的而假定的最大水平的地面运动。 7

本导则建议，对于最大DBA压力与SL-2地震载荷的一半的组合，应保证安全壳的密封性。 8

陡边效应是核动力厂严重的不正常表现的一个实例，它由一个核动力厂参数的小偏差导致的从一个核动力厂状态向另一状态的突然转变，这样，输入中的一个小变化将引起一个针对其响应的第一导出参数的突变点。

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核动力厂反应堆安全壳系统的设计

4.2.7.1 应考虑可能的大量质能释放以及承受不同隔间之间压差的内部结构的需要，以防止任何内部结构的倒塌。对于每个隔间，应考虑最不利的破口位置。应通过在设计阶段采用保守的方法来考虑隔间之间的开口，并且应在建造完成后验证其不会受到非计划障碍物的影响。

4.2.7.2 内部结构应考虑承受与设计基准事故相关的载荷的需要，以便承受由安全阀和卸压阀排往抑压水池的下泄管线的水流、池水的上涨、冷凝水的振荡、流量振荡以及任何其他相关的水力现象引起的水力载荷。

4.2.8 外层安全壳的设计（如果适用）

4.2.8.1 钢筋混凝土结构通常用于双层安全壳的外壳。外壳的泄漏率应足够低以保证环形空间内处于负压来达到收集泄漏的目的。确定最大泄漏率时应考虑到环形空间内与设计基准事故相关的最严重的载荷和外部环境参数（特别是极端风速）。外层安全壳构筑物应设计成能够防止外部飞射物对内层安全壳的直接撞击，或者至少能限制相关的载荷。

4.2.9 安全壳系统的结构设计

4.2.9.1 对安全壳系统，应通过与安全壳构筑物相似的步骤建立一系列典型载荷、载荷组合、以及一系列适当的验收准则，同时要考虑到相关的设计基准事故。

4.3 能量控制

4.3.1 概述

4.3.1.1 能量控制是用于描述安全壳内影响能量平衡并将压力和温度维持在可接受的限值内的那些安全壳设计特性的统称。现有和新设计的水冷反应堆中采用的能量控制的主要特性如下：

（1）固有的能量控制特性（如安全壳的自由容积和结构热阱）； （2）喷淋系统； （3）空气冷却器系统； （4）抑压水池系统； （5）冰冷凝器系统； （6）真空降压系统；

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核动力厂反应堆安全壳系统的设计

（7）外部再循环冷却系统； （8）非能动安全壳冷却系统。

4.3.1.2在正常运行期间通常处于备用状态的能量控制系统的能动部件应是可以试验的。

4.3.2 在核动力厂运行期间压力和温度的控制

4.3.2.1 在核动力厂正常运行期间，通风系统应能维持安全壳内大气的压力、温度和湿度在以安全分析的假设和结果为基础的设计限值之内。这些限值应与设备性能验证的环境状态参数相符。对排放气体中的放射性物质应提供适当监测和适当过滤。

4.3.2.2 在某些设计中，可能需要定期对从仪表和厂用压缩空气系统的泄漏进行扫气以抑制其压力。在这种情况下，应对排放气体中的放射性物质含量提供适当监测和适当过滤。

4.3.3 设计基准事故工况下压力和温度的控制

4.3.3.1 不同类型的安全壳（附录I）采用不同类型的能量控制系统。应确定能量控制系统的设计性能以便一旦发生事故有能力在其后的一段合理的时间内（典型的是几天）使安全壳达到稳定状态（即此时安全壳压力已降低到可接受的水平）。

4.3.3.2 安全壳的设计不应依赖排放作为在任何设计基准事故工况下维持结构完整性的手段。

4.3.4 固有的能量控制特性

4.3.4.1 安全壳内的自由容积是确定假想管道破裂事故后峰值压力的重要物理参数。因此可将它看作一项固有的安全和可靠的设计措施。如果安全壳的容积被分隔成许多能在发生失水事故时打开的爆破膜或百叶窗的隔间，这些爆破膜或百叶窗应设计成在预定压力下能迅速打开以使不同隔间之间的压力快速达到平衡并利用全部的安全壳自由容积。

4.3.4.2 安全壳构筑物及其内部结构和安全壳内贮存的水都作为非能动热阱。在假想的管道破裂事故工况下，向结构传热的传热率是确定压力和温度时的一个重要参数。主要的传热机理是蒸汽在外露表面上的冷凝，同时结构的热传导率在确定传热率时也起重要作用。所有可能影响向结构传热的条件（如涂层或间隙）的影响，应在设

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核动力厂反应堆安全壳系统的设计

计中以保守的方式加以考虑，并且应留有足够的裕量。

4.3.5 安全壳喷淋系统

4.3.5.1 喷淋系统的能量控制功能是排出安全壳大气的热能以限制设计基准事故后安全壳内产生的高压和高温的最大值及其持续时间。

4.3.5.2 安全壳喷淋系统的设计应保证在失水事故后蒸汽有可能进入的安全壳自由容积的大部分能被水喷淋覆盖。对于冰冷凝器安全壳，应考虑在上部隔间和下部隔间都安装喷淋系统（见4.3.8.4）。

4.3.5.3 喷淋集管和喷嘴的设计应保证喷出的水滴足够小且分布均匀，以便在水滴降落过程中迅速与安全壳大气达到热平衡。

4.3.5.4 在管道破裂事故后安全壳喷淋系统的初始水源通常是一个大的贮水槽。此后喷淋系统可以从安全壳地坑的集水点或抑压水池取水以再循环方式运行。在确定这些集水点的必要容量时，应在设计中考虑保护安全重要设备免遭浸没，或者将其设计成即使被浸没仍能运行。否则应该重新布置该设备。

4.3.5.5 当喷淋系统设计成以再循环模式运行时，喷淋喷嘴应设计成能防止被穿过取水口滤网到达喷嘴的最大假想碎片堵塞。同样的，喷淋泵应设计成能够对付由于泵的吸入管线中的碎片而导致的气蚀或失效。

4.3.5.6 喷淋系统的压力限制效果可能取决于失水事故后到喷淋开始所需的时间。因此，应该确定在安全壳压力和温度瞬态分析中所用的喷淋投入的延迟时间。在分析中应考虑部件的启动时间和使喷淋管道、集管和喷嘴充满水所需要的时间。

4.3.6 空气冷却器系统

4.3.6.1 在失水事故工况下，安全壳空气冷却系统大多以冷凝传热方式运行。因此应该在设计和试验时采用与温度、压力以及蒸汽份额相关的适当的传热计算公式。

4.3.6.2 在设计空气冷却器风扇时应考虑在设计基准事故期间空气密度的变化。供应到空气冷却器的冷却水的排热能力应能避免冷却水的沸腾。此外，空气冷却器的冷却水系统应设计成能够在流动暂时中断之后重新恢复冷却水流。

4.3.7 抑压水池系统

4.3.7.1 鼓泡冷凝器抑压水池系统

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核动力厂反应堆安全壳系统的设计

4.3.7.1.1 带抑压水池系统的安全壳可分成两个分别叫干井（包含反应堆）和湿井（包含抑压水池）的独立隔间。平时两个隔间之间是相互隔离的。当干井内的压力足够地高于湿井内的压力时，蒸汽和气体会从干井流向湿井，其中蒸汽将在水池内得到冷凝。在某些设计中，如果湿井内的压力高于干井内的压力，也会发生干井和湿井之间的连通。在某些安全壳设计中，抑压水池通常也用来收集由安全阀或卸压阀排放的蒸汽，或者提供应急堆芯冷却系统的再循环水。当蒸汽和气体被排入抑压水池中时会发生复杂的水力瞬态和压力瞬态。在干井和湿井设计中，应通过分析和试验可靠地确定水力响应和动态载荷。

4.3.7.1.2 正常运行事件或预计运行事件的各种可能组合下的水力响应和载荷函数也应予以确认。

4.3.7.1.3抑压水池系统的结构设计应保证在各种运行工况和（或）假设事故工况下不丧失其功能，同时也不得影响整个安全壳系统或所要求的其他安全系统的功能。

4.3.7.1.4 抑压水池系统的设计应保证在假想的失水事故工况下使干井中的蒸汽和气体通过浸没于湿井水池中的排气口进入湿井。

4.3.7.1.5 应尽量减少干井与湿井之间旁通了浸没排气管道的泄漏，且应在设计中考虑这种泄漏。

4.3.7.1.6 将抑压水池系统用来执行其他功能时，不得损害其控制失水事故这一主要功能的性能。

4.3.7.1.7 干井应设计成能承受由于误动或在失水事故后喷淋系统的运行所引起的过度负压，否则应采取保护措施（如采用自动真空破坏阀）。

4.3.7.2 喷射冷凝器抑压水池系统

4.3.7.2.1 喷射冷凝器是对付失水事故的压力抑制装置。从反应堆冷却回路释放出来的蒸汽可以在冷凝器的混合小室中通过与冷水直接接触和/或混合来得到冷凝。冷凝器通常设置在水池中，该水池通常还具有其他设计功能，如作为应急水箱。冷凝器的设计应能保证在冷凝器的上部进行混合和冷凝，把热水排放到水池的顶部，同时从水池的底部抽取冷凝必需的冷水。

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核动力厂反应堆安全壳系统的设计

4.3.7.2.2 喷射冷凝器应具有如下特性：

— 设计应使安全壳构筑物能够承受设计基准事故过程中的全部热载荷和压力载荷，包括那些在最初几秒钟期间的载荷。

（1）混合和冷凝应局限在冷凝器内部，不会影响水池墙壁和水池中的设备； （2）应有效地利用可用于压力抑制的整个水容积；

（3）冷凝器应在需冷凝蒸汽流量的变化范围内有效地工作；

（4）蒸汽冷凝应稳定，没有大的波动，仅需要低压差就可维持冷凝器内的流动； （5）应避免可能引起水池内压力波动的大蒸汽气泡的形成和迅速冷凝； （6）应尽量减少从水池夹带进入到排气管线的水量。 4.3.8 冰冷凝器系统

4.3.8.1 冰冷凝器安全壳分为三个主要的隔间：下部、上部和冰冷凝器小室。在高能管道破裂之后，形成了从下部隔间穿过冰冷凝器通往上部隔间的流道。当高压蒸汽－空气混合物在含硼冰柱之间流动时，蒸汽便在冰表面上冷凝。如果蒸汽持续流动一个较长时间，冰柱就会完全融化。因此应通过一些其他的方式（例如通过安全壳喷淋系统）来进行长期能量控制。

4.3.8.2 冰冷凝器系统的设计应能保证：

（1）在所有假想事故工况下都有足够的从蒸汽到冰柱的传热率（即足够的冰装量）；

（2）在任何事故载荷下冰冷凝器的结构均能保持其几何形状； （3）气门能可靠地打开。

4.3.8.3 冰冷凝器系统的计算中所采用的传热关系式应通过有代表性的试验验证。

4.3.8.4 冰冷凝器应设计成可以进行定期维修、检查和试验。冰冷凝器在运行期间应保持的重要特性是冰的温度、冰的总量、冰分布的均匀性、冰柱之间充足的流道以及排气门的可操作性。设计中应该考虑安全壳系统的长期性能。当发生事故期时，空气和不可凝气体将流入上部隔间，而下部隔间充满蒸汽。因此如果安全壳喷淋只覆盖上部隔间，压力将不会降低到某一取决于隔间的容积比的限值。如果设置直接控制

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核动力厂反应堆安全壳系统的设计

下部隔间能量的设备，则应考虑采用适当的真空卸压措施。

4.3.9 真空降压系统

4.3.9.1 在负压安全壳设计方案中，利用卸压系统、真空厂房及其真空设备实现初始阶段的能量控制，即它们能卸除失水事故产生的反应堆厂房内的压力。反应堆厂房内压力升高时，卸压阀立即作出响应，开启阀门使反应堆厂房通过真空管道与真空厂房连通；由失水事故产生的蒸汽空气混合物便抽入真空厂房。在某些设计中，设置了卸压板，它在正常运行期间将每座反应堆厂房与共用卸压管隔离，而当反应堆厂房内压力升高时将其开启。对卸压板的与安全有关的要求是：它应能可靠地开到具有足够的流通截面。对真空系统的基本要求是将真空度保持在设计值。对卸压阀的要求是：

（1）在正常运行期间把真空厂房与卸压管隔离；

（2）在反应堆冷却剂系统管道破裂时开至足够的流通面积以防止反应堆厂房和卸压管的压力升高到超过其设计压力；

（3）能够快速地卸除超压从而使安全壳的放射性物质释放低于规定限值； （4）设置可控的经充分过滤的排气流，以使安全壳迅速回到负压状态下运行。 4.3.10 外部再循环冷却

4.3.10.1 在事故中间阶段（约1小时之后），一些能量控制系统利用地坑水或湿井水的外部再循环（流经热交换器）来排出安全壳内的余热。这些外部再循环回路应作为安全壳的承压边界，它们应符合与安全壳结构本身相当的结构完整性和密封性规范要求。

4.3.10.2 地坑贮水量和取水口的设计应保证在任何时候都能够为再循环泵提供足够的净正吸入压头。相应地，在设计再循环系统时应考虑地坑水沸腾的可能性。

4.3.10.3 再循环回路及其支持系统应采用多重性设计以满足单一故障准则，并且应在空间上实体隔离以减少潜在的共因故障。取水装置应设计成使气蚀减到最小，并能防止可能阻塞或损害再循环系统的异物进入（如绝热材料）。

4.3.10.4 为了避免滤网和过滤器的堵塞，应特别关注管道、部件保温层以及取水口滤网和过滤器的设计，应考虑在事故工况下有机涂料和包覆材料的性能。

4.3.10.5 再循环回路应该在安全壳外部并且靠近安全壳贯穿件的部位设置泄漏

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核动力厂反应堆安全壳系统的设计

探测和隔离装置，以便能够隔离外部再循环回路的任何泄漏，从而维持用于冷却的足够水装量。应通过设计防止安全壳贯穿件与隔离阀之间的任何泄漏，例如：

（1）通过设置保护套管或在靠近贯穿件的位置设置隔离阀；

（2）通过设备制造过程中的质量控制来防止泄漏。应实施对检查、维修和试验的严格控制。

4.3.10.6 应为热量传输到最终热阱提供一个中间冷却系统。该冷却系统应设置能检测和隔离再循环回路热交换器内泄漏的设施。该系统应属于安全系统。

4.3.10.7 一些安全壳设计不采用诸如喷淋或空气冷却器系统这样的安全壳大气冷却系统。在发生失水事故时，它们依赖于非能动散热和从反应堆冷却剂系统向安全壳的蒸汽释放，以及有限地及时通过适当设计的安全注入系统（特别是热端注入）。在这种情况下，应该论证通过安全注入系统的地坑再循环冷却能实现中间阶段和长期的安全壳能量控制。

4.3.10.8 考虑到由安全壳及其内部结构提供的非能动热阱的可用性，安全注入系统应设计成能充分及时地限制从破裂管道释放出的蒸汽。

4.3.11 非能动安全壳冷却系统

4.3.11.1 在一些有钢壳的安全壳中，在事故工况下安全壳内的释热能够通过安全壳壳壁以非能动方式排出。外层安全壳设计成提供空气自然循环的路径（烟囱效应），并提供在内层安全壳外部的非能动喷淋手段排出热量。还有一些安全壳采用通过自然对流把热量传递到水池的非能动冷却冷凝器。如果采用这种非能动安全壳冷却方式，则应考虑如下方面：

（1）冷却的表面积应足以传递安全壳内产生的热量并冷却安全壳内部的大气和结构。应保守地确定在各种运行状态下的传热系数；

（2）针对各种相关的设计基准事故，应确保安全壳内部和向外部热阱传热的必要的自然循环；

（3）整个系统应通过试验和分析手段得到良好的验证。为了在所有设计基准事故工况下能高置信度地完成安全功能，对于可能的有害效应和失效模式应进行彻底的调查。

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核动力厂反应堆安全壳系统的设计

4.4 放射性核素的控制

4.4.1 安全壳源项

4.4.1.1 为了评价安全壳的整体特性特别是放射性核素的控制措施，应评估各种假想事故的放射性核素的总量及其同位素组成。对于设计基准事故，这种评估应保守地分析堆芯和安全系统的预计响应。应以核动力厂技术规格书允许限值内最不利的参数（如系统中放射性核素总量和泄漏率）为初始条件。

4.4.1.2 鉴于认知水平的最新进展，例如已知某些涂料会增加有机碘的产生量，应对安全壳内放射性核素预计的物理化学形态演变加以评价。

4.4.1.3 已被捕集到安全壳内水池中的碘，如果不能维持适当的pH值条件，在中长期阶段它可能再次挥发出来。因此有必要评价在事故期间所有能改变水池pH值的状况，并在必要时，提供必要的手段以保持水池处于碱性。

4.4.2 安全壳的密封性

4.4.2.1 有效限制放射性物质向环境释放的一个措施是在整个核动力厂的运行寿期内将泄漏率维持在低于保守的规定限值之下9。至少，泄漏率应足够小以保证在正常运行期间或事故工况中相关的剂量限值不会被超过。

4.4.2.2 在设计阶段，应设定一个适当低于泄漏率安全限值的泄漏率目标值，即适当低于在事故放射性后果评价中假定的泄漏率。该裕量有助于减少在设计或建造阶段所做的不可预见的修改引起实际泄漏率达到泄漏率安全限值的可能性。

4.4.2.3 为限制泄漏路径的数量，应尽量减少贯穿件的数量。为了减少放射性物质向环境的释放，应收集和过滤任何从安全壳向外的泄漏，至少应将贯穿件到第一个隔离阀的外部延伸部分安装在一个封闭的厂房内。

4.4.2.4 考虑到隔离装置、空气闸门和贯穿件对于安全和安全壳整体密封性的重要性，应规定其泄漏率。

4.4.2.5 如4.6.2–4.6.3和 4.8.6中所描述的，安全壳隔离应设置一个可靠的触发系统，以保证事故工况下安全壳的密封性。

9

对于钢制安全壳或具有钢衬里的混凝土安全壳，在设计压力下，每天的总泄漏量应为安全壳内包容的自由气体和蒸汽总量的0.25～0.5%；对于没有钢衬里的预应力混凝土安全壳，总泄漏量是每天1.0～1.5%。

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核动力厂反应堆安全壳系统的设计

4.4.2.6 必要时应考虑附加措施以排除可能的泄漏路径。例如，一些设计采用升压系统用以在串联的隔离阀之间注入流体（水或氮气）（在这种情况下至少需要三个阀门来对付单一故障）。

4.4.3 减少气载放射性核素 4.4.3.1 概述

4.4.3.1.1 作为纵深防御概念的应用，同时作为保证安全壳密封性的措施的补充，应采取措施减少安全壳大气中放射性核素的总量。

4.4.3.1.2 一般而言，单一系统不足以减少放射性核素的浓度，因而通常会采用若干系统的组合。在现有和新设计的水冷反应堆中用于减少气载放射性核素的方法有：

（1）表面沉积； （2）喷淋系统； （3）抑压水池； （4）通风系统。

4.4.3.1.3 若在正常运行时用于减少气载放射性核素浓度的能动系统处于备用模式，它们应是可试验的。

4.4.3.2 表面沉积

4.4.3.2.1安全壳构筑物及其内部结构提供了去除气载放射性物质的第一种机理，因为它们为沉积提供了很大的表面积。安全壳构筑物的沉积因子和吸附因子应根据有关放射性核素在表面沉积的最新认知水平来保守地确定。安全壳及其内部结构的表面应在最大可能程度上可去污。

4.4.4 安全壳喷淋系统

4.4.4.1 安全壳喷淋系统的放射性核素控制功能是通过从安全壳大气去除放射性物质并将它们保持在安全壳地坑或抑压水池的水中，来减少气载放射性物质的量。这将限制在假想事故工况下从安全壳向大气的放射性物质泄漏导致的任何放射性后果。

4.4.4.2 安全壳喷淋系统设计的重要参数有喷淋覆盖率、喷淋液滴尺寸、液滴下

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核动力厂反应堆安全壳系统的设计

落时间以及喷淋介质的化学成分。喷淋水中通常要添加化学试剂以提高其去除空气中放射性核素的能力。因为碘的甲状腺剂量比较严重，放射性碘的去除具有特殊的重要意义。化学试剂添加系统的设计应使它能最大程度地溶解放射性碘，并控制地坑水和抑压水池的化学成分以使放射性碘在事故后长时期内不从溶液中逸出。

4.4.4.3 在事故后的短期和长期内，任何添加的化学药品都不应对安全壳内的材料具有腐蚀性。腐蚀不仅会降低重要结构部件的强度，并会对安全系统的运行造成影响，而且可能会产生可燃气体及其他有害化合物。

4.4.4.4 安全壳喷淋系统的设计应能保证误喷淋的概率较低。 4.4.5 抑压水池

4.4.5.1 应考虑把水池或水箱作为一种去除放射性产物的有效手段，以便安全壳大气在其中形成气泡并使蒸汽冷凝。但在评价这个过程的效率时应该小心，因为它取决于水和蒸汽的热力学状况。例如，水的过冷度和蒸汽冷凝效率对抑压水池的净化效率具有显著的影响。

4.4.6 通风和排气系统

4.4.6.1 在采用通风系统净化排气以缓解事故后果时，过滤器的设计和维护应保证在其为事故缓解而投入运行之前，避免任何导致吸附的污染物质超过规定限值的情况。

4.4.6.2 必要时还应该在通风系统中设置设备（如过滤器前的除湿器和预热器），以防止过滤器入口供气温度降到露点以下。

4.4.6.3 碘过滤器中材料的吸附效率应该在实验室用模拟事故工况的实验来证实。若需在现场做过滤器系统试验，应提供试验的措施。

4.4.6.4 通风系统经常用于从双层安全壳系统之间的环形空间或二次包容壳内（在事故条件下，这里可能会被从安全壳泄漏出的气载放射性核素所污染）收集、过滤和排放空气。

4.4.6.5 针对具有排气系统的安全壳系统设计，应对排气实施过滤以控制放射性物质向环境的释放。典型的过滤系统包括砂堆过滤器、多级文丘利净化器系统、高效微粒空气过滤器、活性炭过滤器或它们的组合。如果已采用水池作为空气净化的措施，

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核动力厂反应堆安全壳系统的设计

则高效微粒空气过滤器、砂堆过滤器或活性炭过滤器可能不是必要的。

4.4.6.6 虽然惰性气体不能被过滤，但是应考虑采取措施延迟其释放，使放射性进一步衰减。

4.4.7 安全壳旁通

4.4.7.1 安全壳旁通事件，即一个事故序列使得一回路冷却剂和伴生裂变产物未经安全壳系统的能量、放射性核素以及可燃气体控制系统的处理就逸出到外部大气。例如，当安全壳外含有反应堆冷却剂的管道破裂并且其隔离阀门故障时引发的接口系统失水事故。通过在安全壳内重新布置系统或提高低压系统的设计压力使其超过反应堆冷却剂系统压力，能在很大程度上消除接口系统发生失水事故的可能性。对于可能导致接口系统失水事故的任何可能的路径，应采用可靠的设施来隔离高压系统和低压系统。

4.4.7.2 在压水堆中，蒸汽发生器传热管破裂是一个可能导致放射性物质大量释放的安全壳旁通事件。应该在蒸汽发生器内部设置预防性设施以使得这类事件的发生频率降到非常低。核动力厂的设计应能在向环境的放射性物质释放达到规定限值之前隔离因破损蒸汽发生器而导致的安全壳旁通。

4.4.8 双层安全壳

4.4.8.1 双层安全壳布置成内层安全壳完全被围在外层安全壳之中。外层安全壳的目的不是为了在内层安全壳失效时取代其功能，而是为了收集从内安全壳泄漏到内外层安全壳之间空间的气体并经过滤后从烟囱排放。该功能称为二次包容壳。

4.4.8.2 二次包容壳在设计中通常用于收集、过滤和排放事故工况期间从安全壳泄漏的放射性核素或将漏出物用泵抽回安全壳。这是一种减少事故放射性排放（通过过滤）及其影响（通过烟囱排放气体以替代地面排放）的措施。对新建核动力厂应考虑全部或部分二次包容壳的优点。部分二次包容壳（即没有完全包围内层安全壳）应包围有较大泄漏倾向的内层安全壳区域（如贯穿件区域）。如果没有采用二次包容壳设计，则应在针对各种设计基准事故和严重事故工况的预计放射性物质释放或剂量分析的基础上，充分说明其合理性。

4.4.8.3 为了使二次包容壳的功效达到最大化，应该设置一个过滤排气系统。该

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核动力厂反应堆安全壳系统的设计

系统应在包括丧失冷却剂的假想始发事件之后迅速将内外层安全壳之间容积（包容容积）内的压力降低至负表压，且即使是在假想的最恶劣环境风速条件下也应维持该压力。如果在包容容积中不能达到和维持负表压，在放射性后果的计算中应考虑由此导致的向环境的未经过滤的泄漏。在正常运行中应保持包容容积压力低于大气压，以便监测外层安全壳的密封性能。

4.4.8.4 当设置二次包容壳时，应尽可能防止直接泄漏（即不通过包容容积从安全壳直接泄漏到环境）。应建立控制直接泄漏和二次包容壳壳体密封性的指标。应通过试验定期校验这些指标已得到满足。

4.4.8.5 应在设计中整合下述特性以限制直接泄漏通道的数量：

（1）贯穿内层安全壳的系统应完全地（如果可能）或直到隔离阀的部分位于包容容积内；

（2）再循环系统（如安注系统和喷淋系统）应完全设置在包容容积内； （3）大型贯穿件（如安全壳通风系统）应配备三个隔离阀（一个在安全壳内，一个在包容容积内，一个在安全壳外）。应通过装有两个并联的隔离阀（该隔离阀在大隔离阀关闭时打开）的小管线使第二个和第三个隔离阀之间的空间与包容容积相连；这可以保证，即使隔离阀发生单一故障，仍能在包容容积内收集从安全壳的泄漏；

（4）贯穿两层安全壳壳体的空气闸门的门应配备有双层密封；当门关闭时，密封之间的空间应连通到包容容积，而不是与空气闸门的容积相连通。

4.4.9 控制再循环管线的泄漏

4.4.9.1 许多安全壳设计中采用了水再循环系统。该系统在事故工况期间将安全壳内各收集点的水通过热交换器或直接再注入反应堆容器或安全壳喷淋系统。这些再循环系统的部件可能会位于安全壳外，可能导致放射性核素从安全壳外的泵、阀门或热交换器泄漏。在采用此类设计时，应制定相应的措施，例如通过做泄漏率的定期试验以及采用经鉴定的方法来检测和隔离意外的泄漏，将由此泄漏产生的放射性物质向环境的不可控制的释放减到最少。

4.4.10 控制在安全壳之外的构筑物内的泄漏

4.4.10.1 在安全壳之外的构筑物内，也应采取措施包容由在事故工况下从安全

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核动力厂反应堆安全壳系统的设计

壳的泄漏或贮存于构筑物内的放射性物质造成的放射性物质源项。

4.4.10.2 在确定这些构筑物的设计基准时，应考虑能导致放射性物质向环境释放的所有可能的内部和外部事件。

4.4.10.3 应采取设计措施，如将构筑物分割成隔间并保证足够的密封性，使放射性物质在构筑物内部的扩散减到最小。应提供过滤排气系统以限制和控制放射性物质向环境的释放。

4.5 可燃气体的控制

4.5.1 氢气的产生

4.5.1.1 在核动力厂正常运行期间，氢和氧是由堆芯内的辐射分解所产生。发生失水事故后，由于下述产氢机理，安全壳大气内有可能形成氢气和空气的混合物：

（1）堆芯内水的辐射分解；

（2）地坑或抑压水池中水的辐射分解； （3）堆芯内的金属—水反应； （4）安全壳内各种材料的化学反应； （5）溶解在一回路冷却剂中的氢的析出；

（6）从用于控制一回路冷却剂化学性质的氢气罐的泄漏。 应评估所有这些效应对产氢的贡献。

4.5.1.2 应计算在正常运行状态和失水事故工况期间的产氢量。计算时应对各种可能的产氢和氢复合效应中的不确定因素留有足够的裕量。

4.5.2 氢气监测或取样系统

4.5.2.1 应在安全壳内部设置氢气监测或取样系统，以确定在整个事故工况（特别是失水事故）期间有代表性位置的氢气浓度。如果不能保证安全壳大气的搅混，则应在氢气可能聚积的区域和部位中有代表性的适当位置布置监测或取样设备。

4.5.2.2 如果氢气监测或取样系统需要将放射性核素输送到安全壳之外，那么应认为它们是安全壳的延伸部分，并且应满足与安全壳本身相同的标准。

4.5.3 防止不可控氢气燃烧的措施 4.5.3.1 概述

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核动力厂反应堆安全壳系统的设计

4.5.3.1.1 应设置用于消除、有计划的点燃、均匀化或惰化氢气的系统，以避免在假想的失水事故期间或之后的任何时刻安全壳内整体或局部达到氢气燃烧的浓度限值。

4.5.3.1.2 如果氢气控制系统需要将放射性核素输送到安全壳之外，那么应认为它们是安全壳的延伸部分，并且应满足与安全壳本身相同的标准。

4.5.3.2 消氢

4.5.3.2.1 应提供非能动设施（如非能动自催化复合器）和/或能动设施（如点火器）来消除氢气。

4.5.3.2.2 如果氢气浓度在长时间内升高缓慢，可考虑手动启动能动消氢设施。在这种情况下，可假定这些能动设施可获得厂外电源。如果分析能可信地证明在失水事故工况下氢的积累很缓慢，则可采用可移动的可燃气体控制系统，即移动式氢复合器。在这种情况下，应对移动式氢复合器的使用采取适当的设计措施并制订必要的规程。规程中应考虑辐射防护措施，以便维修人员进入操作现场并进行相应的操作。

4.5.3.2.3 在使用能动氢气控制系统时对于下述情况不必假定会发生假设单一故障：

（1）能够证明维修或替代设施是可用的；

（2）在预计的维修期间或投运替代设施（如投运一台移动式复合器）的必要时间内产氢足够缓慢以致氢气浓度不会超过限值。

4.5.3.3 均匀化

4.5.3.3.1 安全壳设计应包括能动设施（如喷淋和用于可燃气体混合的搅混风机）或应有促进自然搅混机理（如大容积的扩散或自然循环）的效果，以提高在隔间内和隔间之间安全壳内大气的均匀混合，以保证在事故之后局部的氢气浓度不会达到燃烧限值。应通过分析证明不会发生不可控的局部燃烧，否则，安全系统和部件应能承受局部燃烧对其的影响。

4.5.3.4 惰化

4.5.3.4.1 避免氢气燃烧的另一种可能的方法是在反应堆运行期间惰化安全壳大气（通常用氮气）。该方法主要适用于小型安全壳（如沸水堆的安全壳）。

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