某核电厂施工组织设计

某核电厂施工组织设计内容摘要：

燃料和燃料组件中其他材料的辐照效应、功率变化所造成的压力和温度的变化、化学效应、静 25 载荷、包括流体所引起的，振动 和机械振动在内的动载荷以及变形或化学效应所引起的传热性能的变化等。 设计必须为数据、计算和制造中的不确定因素留有裕量。 燃料元件在正常运行中，必须保持于设计规定限值之内（包括裂变产物的容许泄漏值）；预计运行事件中的各种瞬态影响不得造成元件显著的进一步劣化，裂变产物的泄漏量必须保持于现实可行的最低水平，燃料组件的设计应计及便于检查其结构和零件的要求；在事故工况中，燃料元件必须能保持原位，其变形不得发展到有碍于堆芯在事故后保持足够有效冷却的程度，并且不得超过燃料元件在事故工况下的规定限值。 ① 进一步的指 导见安全导则 HAF0214。 堆芯的中子通量的水平和分布，各种状态下，包括停堆后，换料期间和换料后的状态、以及预计运行事件和事故工况引起的状态在内，必须符合。 用于检测上述通量分布的手段必须总能保证堆芯内不存在任何未能检测到的违反。 堆芯设计应尽量减少依赖控制系统使通量分布在各种运行状态下保持在规定限值内。 26 必须备有在运行状态和事故工况下安全停堆的手段。 必须保证，即使在堆芯具有最大后备反应性的情况下，仍能保持停堆 状态。 停堆手段的有效性﹑动作速度和停堆深度必须足以保证反应堆不超出规定的限值。 停堆手段必须由两个不同的系统组成。 两个系统中，至少有一个系统能在单一故障情况下独立行使使反应堆从运行工况和事故工况迅速进入有足够深度的次临界的功能。 即使在堆芯具有最大后备反应性情况下，两个系统中至少有一个系统能独立使反应堆从正常运行工况进入次临界，并以足够的深度和高的可靠度保持次临界状态。 判断停堆手段是否足够时，必须高度重视发生在核电厂任何部位的、可能导致一部分停堆手段失去作用的故障。 停堆手段必须足以防止反应堆失控地转向临界。 为满足这一要求，必须考虑到停堆期间能增加反应性的各种预定操作（诸如维护和换料操作时移动中子吸收体）及停堆手段中的单一故障。 必须通过检测和试验保证停堆手段处于所要求的状态。 27 如能在全部正常功率运行期间保持停堆能力，则部分停堆手段可用于反应性控制和通量整形。 第五章 反应堆冷却剂系统 反应堆冷却剂系统及其有关的辅助系统、控制和保护系统必须具有足够的裕量，以保证冷却剂的压力边界在任何运行状态不超 过设计条件。 为达到此目的所设置卸压装置的动作，即使在事故工况下，也不得导致核电厂放射性物质的向外释放超过可接受的程度。 包容反应堆冷却剂的部件，如反应堆压力容器或压力管、管道和接头、阀门、配件、循环泵和热交换器以及用于固定这些部件的器件，必须能在所有运行状态和事故工况下承受预计的静、动载荷。 反应堆冷却剂压力边界必须具有能保证任何微裂纹缓慢扩展（如微裂纹可检测性、先漏后破）的特性。 必须避免属于反应堆冷却剂压力边界的部件可能呈现脆性的设计和工况。 所设计和制造的反应堆压力容器、压力管必须在材 料选择、设计标准、可检查性和加工方面均具有最高质量。 28 设计中必须考虑到压力边界材料在运行、维护、试验和事故工况下的所有条件，并对使用中可能出现劣化（诸如由于侵蚀、蠕变、疲劳、化学环境、辐射环境和老化）以及在确定部件初始状态和劣化速率时的任何不确定因素，留有适当的裕量。 必须尽量减少反应堆冷却剂压力边界范围内的部件，诸如泵的叶轮和阀门零件在各种运行状态和事故工况下发生故障的可能性以及此种故障对一回路系统内其他安全重要物项造成的损伤，并对使用中可能发生的劣化留有适当的裕量。 ① 本章的某些要 求仅适用于水冷反应堆，进一步的指导见安全导则 HAF0213。 一回路压力边界内部件的设计、制造和布置，必须便于在核电厂整个寿期内对边界定期进行充分检查和试验。 应采取措施，贯彻材料监督大纲，借以确定反应堆压力容器和其他重要部件的结构材料的辐照效应和老化效应。 一回路压力边界的各部件必须具有与其安全重要性相对应的直接或间接的可检查性，以验明不存在不可接受的缺陷或劣化。 此外，必须设置指示器以监测一回路压力边界完整性（如泄漏检测）。 设置此种 监测手段， 29 对于安全所必需的在役检查的选择可能产生影响。 核电厂的安全分析表明二回路冷却剂系统中的某些特定故障可能导致严重后果时，其有关部分必须具有可检查性。 必须采取措施保证冷却剂的装载量和压力在任何运行状态下，在计及容积变化和泄漏后保持在设计规定的限值之内。 为满足这一要求，执行上述功能的系统必须具有足够的容量（流量或储量）。 这些系统可由用于发电过程的部件或专门为此而设置的部件组成。 反应堆冷却剂净化 必须采取措施，清除反应堆冷却剂中 的放射性物质，包括从燃料泄漏的裂变产物。 相应系统的能力必须基于设计所规定的燃料容许泄漏限值和保守的裕量，以保证核电厂可在回路中的放射性水平处于合理的低水平和释放量低于规定限值的条件下运行。 必须为排出堆芯的余热提供手段。 它们的安全功能是在不超过规定的燃料设计限值和冷却 30 剂压力边界设计条件的前提下，以一定速度从堆芯排出裂变产物的衰变热和其他余热。 为了在单一故障的前提下足以可靠地实现上述要求，余热排出系统的设计必须具备适当的多重性、多样性以及诸如泄漏检测、适 当的相互连接和隔离能力等特征。 为限制冷却剂丧失事故时裂变产物的外逸，必须设置应急堆芯冷却系统。 此系统必须具有下述冷却效能： （ 1）包壳温度不超过事故工况的容许设计值； （ 2）可能出现的化学反应限制在容许水平内； （ 3）燃料和堆内构件的变形不致于显著降低应急堆芯冷却手段的有效性； （ 4）堆芯冷却保持足够长的时间。 为了在单一故障的前提下也足以可靠地实现上述要求，应急堆芯冷却系统的设计必须具备适当的多重性、多样性及诸如泄漏 检测、适当的相互连接和隔离能力等的设计特征。 31 应急堆芯冷却系统及其重要部件必须具备进行定期检查和定期试验的条件，以保持下述性能： （ 1）系统中各部件的结构和密封的完整性； （ 2）正常运行期内系统中各能动部件可达到的最佳可运行性和工作性能； （ 3）作为一个整体，系统按现实可能与设计基准条件相接近的可运行性，例如为系统投入运行所需全部操作顺序的执行，包括保护系统中有关部分的操作、正常和应急动力源之间的切换，以及有关安全系统辅助 设施的操作等。 第六章 信息和控制 必须设置能在正常运行、预计运行事件和事故工况下对变量和系统进行全程监测的仪表，以获取核电厂现状的充分信息。 必须设置能测量所有影响裂变过程、反应堆堆芯完整性、反应堆冷却剂系统和安全壳完整性的主要变量的仪表以及借以获取核电厂的安全可靠运行所需的任何信息的仪表。 对安全重要的导出参数，如冷却水的过冷度，必须配置足够的自动记录装置。 必须设置适当的控制手段将上述变量保持在规定的运行范围以内。 控制系统的设计应采取 32 适当的可达到高度可靠性的手段。 必 须设置检测仪表和记录装置，用以获取为跟踪事故工况过程和主要设备现状所需的基本信息；按安全要求，预测放射性物质可能自设计部位外逸的数量和位置。 应视实际可能使检测仪表中有一定数量的仪表提供在严重事故期间反映电厂现状和据以作出决策的信息。 ① 进一步的指导见安全导则 HAF0208。 ① 必须设置主控制室，借以进行下述活动：在各种运行状态下安全地运行核电厂；出现事故工况和控制室设计中所采用的设计基准事件后，采取相应措施，以保持核电厂的安全状态或使之返回安全状态。 必须采取适当措施保 护控制室内的人员，防止事故工况下形成的过量照射或有毒气体之类险情的危害，以保持其采取必要行动的能力。 控制室内仪表的布置和信息显示的方式必须便于运行人员正确掌握核电厂现状和性能的全貌。 必须设置光示装置，并在相宜之处设置音响装置，以效果良好的方式指示偏离正常和可能危及安全的运行工况和过程。 33 ② 必须在一个独立于主控室的专用控制点（二者之间采取电气和实体分隔）配置足够的检测仪表和控制设备，借以在主控室丧失执行基本安全功能时，完成下述任务：使反应堆进入并保持于停堆 状态，排出余热并监测核电厂的主要变量。 应设置一个与核电厂控制室相分离的应急控制中心，作为发生应急情况时集合应急工作人员的场所。 应急控制中心内应提供电厂主要参数和核电厂内及其外围放射性状况的信息。 应急控制中心应备有通往核电厂控制室及其他重要地点和厂外应急机构的通讯手段。 应尽实际可能，采取适当措施，借以在相当长的时间内有效地保护应急控制中心内的人员，从而防止严重事故对他们的危害。 ① 见。 ② 见。 ③ 进一步的指导见安全导则 HAF0203。 34 第七章 保护系统 保护系统必须具有下述功能： （ 1）自动触发有关的系统动作，必要时包括自动触发停堆系统动作，以保证在发生预计运行事件时不超出规定的设计限值； （ 2）检测到事故工况并触发为减轻其后果所需的系统动作； （ 3） 抑制控制系统自身的不安全动作。 保护系统必须具有与所执行功能相适应的高度可靠性和定期可试验性，保护系统所具有的多重性和独立性必须足以保证： （ 1）单一故障不致于导致保护功能 的丧失； （ 2）保护系统的运行可靠性未经其他方法证明确属可接受时，其任一部件或通道的停役不得导致所需最低限度多重度的丧失。 35 必须保证正常运行、预计运行事件和事故工况对多通道的影响不致于导致保护系统功能的丧失，或者必须根据其他基准证明该保护系统是可以接受的。 必须在实际可行的范围内采用各种设计技术，如可试验性（必要时包括自检能力）、故障安全性能、功能的多样性、部件设计或工作原理的多样性等以防止保护功能的丧失。 除非能通过其他方法获取必要的可靠性，否则保护系统必须具有可在反应堆运行时 进行定期功能试验的条件，包括各通道分别进行试验的可能性，以查明可能发生的故障和多重性丧失的缺陷。 设计中必须采取措施尽量减少由于运行人员的行动引起保护系统失效的可能性。 为防止保护系统和控制系统之间的相互干扰，必须避免两者之间的相互连接或采用适当的功能隔离。 保护系统和控制系统共用相同的信号时，必须采取适当的分隔措施（如有效的去耦），并证明本章所列各安全要求均已得到满足。 第八章 应急动力供应 36 安全重要的各种系统和部件，在发生某些假设始发事件后， 需要应急动力。 应急动力的供应必须足以适应任何假设始发事件与外电源丧失相耦合的要求。 所需应急动力的功率因假设始发事件的性质而异。 确定各种安全功能所需应急动力的手段时，包括其数量、可用率、持续时间、容量和不间断性等，需要计及所执行的安全功能的性质。 可供选用的应急动力供应措施有许多种，如水轮机、汽轮机、燃气轮机、柴油机和蓄电池等。 动力的供应可采取直接驱动设备或通过应急电力系统的方式。 所选用应急动力源设备组合的可靠性和方式，必须与作为其供应对象的安全系统对安全的全部要求相一致，并在发生单一故障 情况下满足功能要求。 应急动力源必须具有进行功能能力试验的条件。 第九章 安全壳系统 未能证明可使用其他方法限制放射性物质的释放量时，必须设置安全壳系统以抑制事故工况下放射性物质往环境释放，使之保持在可接受限值内。 安全壳系统可由密闭的厂房或边界，压力抑制（抑压）子系统（适用于沸水堆）和净化系统组成。 安全壳系统可按设计要求采取不 37 同的工程处理方案。 安全壳系统的设计基准中必须考虑到已确定的各种假设始发事件。 此外还应考虑用于减轻严重事故后果的设施及严重事故情况下用于保持安全壳完 整性的措施。 ① 进一步的指导见安全导则 HAF0207。 ② 本章的某些要求仅适用于水冷反应堆，进一步的指导见安全导则 HAF0212。 安全壳结构（包括通道闸门、贯穿件和隔离阀）必须根据事故工况下所产生的内压（高于或低于大气压）、温度以及飞射物和反作用力等动态效应进行计算，并留有足够的裕量。 设计中还必须考虑到其他潜在的能量来源，如化学和辐射分解反应的影响。 安全壳结构强度计算中还必须计及自然事件和人为事件的作用。 安全壳系统必 须按事故工况期间的泄漏率不超过规定的最大值的要求进行设计。 承压的第一级安全壳可部分或全部置于第二级包容壳内，以收集和控制第一级安全壳在事故工况期间的 38。