HAD 10206-2020 核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计

  —3—附件核安全导则HAD102/06-2020   核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计（国家核安全局2020年12月30日批准）国家核安全局  —4—核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计（2020年12月30日国家核安全局批准）本导则自2020年12月30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。  —5—目录1引言...................................................................71.1目的................................................................71.2范围................................................................72安全壳的安全功能和设计方法.............................................82.1安全功能............................................................82.2放射性物质的包容....................................................82.3防御外部和内部危险.................................................102.4生物屏蔽...........................................................113安全壳结构和部件的设计基准............................................113.1总则...............................................................113.2假设始发事件.......................................................123.3内部危险...........................................................133.4外部危险...........................................................143.5事故工况...........................................................163.6设计限值...........................................................213.7可靠性.............................................................223.8纵深防御...........................................................233.9实际消除可能导致早期或大量放射性释放的工况.........................243.10安全分级..........................................................253.11环境鉴定..........................................................263.12规范和标准........................................................273.13概率安全分析在设计中的应用........................................284安全壳及其有关系统的设计..............................................284.1概述...............................................................28  —6—4.2安全壳结构设计.....................................................324.3安全壳内部结构的设计...............................................414.4系统的结构设计.....................................................434.5质能释放与控制.....................................................434.6放射性释放的控制和限制.............................................474.7可燃气体管理.......................................................544.8安全壳的机械设施...................................................584.9材料...............................................................644.10仪器仪表..........................................................675试验和检查............................................................765.1概述...............................................................765.2建造期间的检查.....................................................765.3调试试验...........................................................765.4在役试验与检查.....................................................80 核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计 —7—1引言1.1 目的 本导则是对《核动力厂设计安全规定》（HAF102）有关条款的说明和细化，其目的是给新建核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计提供指导。本导则的主要内容可作为在役核动力厂设计修改和安全审查的参考。1.2范围1.2.1本导则中的核动力厂主要是指为发电或其他供热应用（诸如集中供热或海水淡化）而设计的，采用水冷反应堆的陆上固定式大型商用核动力厂。对于其他类型或采用革新技术的反应堆，本导则的一些建议可能不适用，或需要进行细致的评价和判断。1.2.2本导则提供的建议通常适用于大部分常规类型的安全壳结构和安全壳有关系统的设计。1.2.3本导则:（1）论述了在设计中考虑的核动力厂状态下用于质能释放与控制、放射性物质包容和可燃气体控制的安全壳及其有关系统的功能；（2）提出了用于缓解没有造成堆芯明显损伤的设计扩展工况和堆芯熔化的设计扩展工况的设备和系统设计的相关指导；（3）提出了安全壳及其有关系统的设计基准，特别是影响结构设计、构成不同防御层次的系统可靠性和独立性等方面的考虑。1.2.4本导则还提出了安全壳及其有关系统试验和检查方面的核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计  —8—指导，以保证在核动力厂的整个运行寿期内安全壳及其有关系统能够满足功能要求。 2安全壳的安全功能和设计方法2.1安全功能2.1.1安全壳及其有关系统的设计应保证或有助于核动力厂实现以下安全功能：（1）在运行状态和事故工况下包容放射性物质；（2）在事故工况下支持堆芯长期冷却；（3）保护反应堆使其免受外部自然事件和人为事件的影响；（4）在运行状态和事故工况下屏蔽辐射。2.1.2应明确需实现上述安全功能的核动力厂运行状态和事故工况，并描述其特征，以便定义有关构筑物、系统和部件的设计基准。2.2放射性物质的包容2.2.1安全壳的设计必须能够保证，从核动力厂向环境的任何放射性释放是可合理达到的尽量低的水平，在运行状态下不高于监管排放限值，以及在事故工况下满足可接受的限值。2.2.2在运行状态下，居住在核动力厂临近区域的公众每年受到的剂量预计应与由于自然本底辐照水平而受到的有效剂量相当。对于计划辐照状态下的公众照射，在受到自然界存在的辐照源照射剂核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计 —9—量的基础上，增加量每年不超过1mSv。2.2.3事故工况下放射性释放的要求如下：（1）对于设计基准事故和没有造成堆芯明显损伤的设计扩展工况，放射性释放应不必采取场外防护行动（如疏散、掩蔽、服用碘片），并应最小化。（2）对于堆芯熔化的设计扩展工况，放射性释放应最小化，保护公众所采取的防护行动在持续时间和范围上必须是有限的，而且应有足够的时间采取这些防护行动。（3）可能导致早期放射性释放或大量放射性释放的事故序列，应通过采取适当的设计措施，满足“实际消除”的要求。2.2.4安全壳的密封性对包容放射性物质和放射性释放最小化而言至关重要。一般通过设定的最大泄漏率（安全壳的整体泄漏率和安全壳贯穿件、人员闸门、设备闸门和燃料传输通道的特定泄漏率）表征密封性，并通过保证在事故工况下不超过该泄漏率来保证安全壳的密封性。执行安全壳该预期功能的设备，应设计成能够承受支配性环境条件的影响，并应经过鉴定，使安全壳在设备投入运行过程中以及之前均保持其完整性和密封性。2.2.5事故工况下安全壳必须进行隔离，以便包容排放到安全壳大气空间的放射性物质。2.2.6应设置系统以保证事故工况下安全壳不会超过特定设计限值（如：与压力、温度和可燃气体有关的限值），从而保持安全壳的结构完整性。在事故工况下应采用多重手段导出安全壳内的热量。核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计  —10—用于应对堆芯熔化的设计扩展工况的安全设施，应尽实际可能地与安全系统独立。2.2.7在考虑危险导致的载荷或载荷组合，以及要求必需的缓解系统运行的核动力厂状态的支配性载荷情况下，应保证安全壳混凝土结构和缓解事故所必需系统的结构完整性，并具有适当的裕量。2.2.8尽管已采取了各种不同的设计措施用来预防事故发展成堆芯熔化的核动力厂状态，但仍应假设一组最可能代表堆芯熔化的事故工况。对于这些事故工况，应设计附加的安全设施，以使放射性释放最小化。2.2.9除了采取设计措施减轻假想事故工况的后果，还应考虑移动设施的使用，并且设置适当的连接点和接口，保证与核动力厂的连接，使得在超出设计中考虑的那些事故工况下避免放射性物质大量释放和不可接受的厂外污染。2.2.10事故工况下，高能载荷现象可能危及安全壳的结构完整性和密封性，应采用适当的设施加以应对，以满足“实际消除”要求。2.3防御外部和内部危险2.3.1安全壳或屏蔽结构应设计成能够保护位于安全壳内的安全重要物项，使其免受自然和人为引起的外部危险（这些危险通过厂址危险性评价识别得出，下同）的影响，并免受其他厂内设备引起的内部危险影响。应考虑组合发生的起因和可能性。2.3.2安全壳或屏蔽结构应防护可能直接针对设施的恶意行动核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计 —11—的影响。有关安保措施方面的建议和指导可参考我国相关的导则文件。2.4生物屏蔽在运行状态和事故工况下，安全壳应保护核动力厂工作人员和公众免受来自安全壳内放射性物质不适当的直接辐射照射。剂量限值和剂量约束值以及“可合理达到的尽量低”原则的应用（用于辐射防护的优化），应包含在安全壳结构的设计基准中。混凝土、钢筋和其他材料的组合结构