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HAD 102／22-2022 核动力厂辅助系统和支持系统设计.pdf

核动力厂辅助系统和支持系统设计

（国家核安全局2022年11月2日批准发布）

核动力厂辅助系统和支持系统设计

（2022年11月2日国家核安全局批准发布） 本导则自2022年11月2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 法和方案防腐蚀工程安全交底，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。

4.5工艺辐射监测系统 4.6压缩空气系统 30 4.7供暖通风与空调系统 33 4.8照明系统 41 4.9起重设备.. .43 4.10放射性废物和放射性流出物处理和控制系统 .45 4.11除应急电力系统外的应急动力供应系统 51 4.12应急电源和替代电源的支持系统 55 4.13其他系统 59

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本导则是对《核动力厂设计安全规定》（以下简称《规定》) 有关条款的说明和细化，目的是给新建核动力厂辅助系统和支持 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

1.2.1本导则适用于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核动力厂 辅助系统和支持系统的设计。其他类型或采用革新技术的反应堆 设计可参照本导则，但应经过细致的评价和判断。 1.2.2辅助系统和支持系统详细清单见本导则2.2。本导则的 范围不包括这些系统具体设备（如换热器等）的详细设计。

2.1辅助系统和支持系统的功能

2.1.1核动力厂有以下主要系统：反应堆冷却剂系统、蒸汽 动力转换系统和发配电系统、专设安全设施，以及用于设计扩展 工况的安全设施。辅助系统和支持系统用于支持核动力厂主要系 统执行其功能，以保障其运行（如提供动力、服务气体、服务用 水、压缩空气、供暖通风与空调、燃料和润滑剂等），或者为核 动力厂的运行提供服务（如通信、照明、升降物项等）。

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2.1.2辅助系统和支持系统可直接或间接地为实现安全功能 提供支持，例如保证重要支持服务（提供动力、压缩空气、动力 电源和润滑油)，为安全系统或用于设计扩展工况的安全设施提 供支持。

2.2辅助系统和支持系统的范围

本导则考虑的辅助系统和支持系统如下： （1）通信系统； （2）热传输系统； （3）工艺取样系统和事故后取样系统； （4）工艺辐射监测系统； （5）压缩空气系统； （6）供暖通风与空调系统； （7）照明系统； （8）起重设备； （9）放射性废物和放射性流出物处理和控制系统； （10）除应急电力系统外的应急动力供应系统； （11）应急电源和替代电源的支持系统； （12）《规定》中未明确说明但通常归为辅助系统或支持系 统的其他系统。

3.1.1辅助系统和支持系统的设计应有助于实现核动力厂的 基本安全功能。这些系统的具体设计根据厂址条件、反应堆类型

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系统设计和运行条件而有所差异。 3.1.2辅助系统和支持系统的可靠性应与其对安全的重要性 相匹配，因此辅助系统和支持系统及其设备的安全等级应考虑如 下方面： （1）所支持的系统或设备的安全等级： （2）所支持的系统或设备所实现的安全功能，以及需要辅 助系统和支持系统或部件运行的安全功能； （3）辅助系统和支持系统失效的后果。 3.1.3每一个提供重要支持服务的系统的容量、自持时间、 可用性、稳健性和可靠性应与其对应的安全功能相匹配，能够满 足所支持的系统的最大化的必要需求，并有恰当的裕量。 3.1.4对于依靠非能动安全系统的核动力厂，可根据其安全 系统配置确定支持安全功能的辅助系统和支持系统。 3.1.5安全功能的执行不仅取决于执行安全功能的主要系统 的可靠性，也依赖于支持主要系统执行安全功能的辅助系统和支 持系统的可靠性。辅助系统和支持系统的可靠性和设计要求应与 其所支持的主要系统的可靠性相匹配。对辅助系统和支持系统的 设计审查的详细程度应与其所支持的主要系统相一致。其设计还 应适当考虑《规定》中对于构筑物、系统和部件的设计基准的要 求。

自持时间指系统可以自主地（即当其他系统失效时）持续运行的时间长度，

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应详细描述辅助系统和支持系统所实现的安全功能，以便确 定每个安全重要设备和部件的安全等级

3.5.1应考虑起源于场内并会损害辅助系统和支持系统构筑 物、系统和部件性能的内部危险。通常考虑的典型内部危险清单 （包括但不限于）如下： （1）高能管道破裂； （2）重物坠落； （3）内部飞射物； （4）火灾和爆炸； （5）水淹； （6）电磁干扰。

构筑物、系统和部件免受内部危险效应的影响： （1）应采取防护措施保证辅助系统和支持系统构筑物、系 统和部件免受高能危险影响（内部爆炸、内部飞射物、管道甩击 喷射、重物坠落），或将其设计成能够承受这些危险产生的载荷 或载荷组合。

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3.6.1用以支持缓解设计基准事故所必需的系统运行的辅助 系统和支持系统应设计成能够承受或者防护设计基准外部危险 效应，或防止产生共因故障。这些辅助系统和支持系统的设计要 求应与此类缓解系统的设计一致，并应适当考虑辅助系统和支持 系统的性能。 3.6.2如任一构筑物、系统和部件的自身故障会影响到3.6.1 所述辅助系统和支持系统的运行，则这些物项应设计成能够承受 或者防护设计基准外部危险的影响，或防止产生共因故障。 3.6.3如3.6.1所述的辅助系统和支持系统的任一构筑物、系 统和部件失效会导致事故工况，则这些物项应设计成能够承受或 者防护设计基准外部危险的影响，或防止产生共因故障。 3.6.4对于每个外部危险，必须识别在灾害中或灾害后要保 证可运行性或完整性的辅助系统和支持系统的部件，并在其设计 基准中进行规定。 3.6.5设计中采用的设计方法、设计和建造规范应保证适当

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的裕量，以避免外部危险的陡边效应。 3.6.6对设计基准外部危险来说，由辅助系统和支持系统执 行的短期动作以及辅助系统和支持系统为满足事故工况下的限 值和设计准则而必须执行的动作应通过在场内的系统来完成。这 些系统动作所需的准备时间应与要执行的短期动作相适应。 3.6.7辅助系统和支持系统支持安全功能执行的自持时间应 长于场外支援到达的时间。应考虑特定灾害对多个机组甚至全厂 机组同时产生影响的可能性，以保证使用厂区内及场区内的处理 措施的自持时间是可信的。应考虑由外部危险引起的损害及不利 条件对外部支援的影响。 3.6.8核动力厂设计还必须提供适当的裕量，在超设计基准 自然灾害发生时，保护用于防止早期放射性释放或大量放射性释 放所需的物项。 3.6.9针对外部水淹，包容3.6.8所描述系统的所有构筑物都 应在设计基准洪水位以上，或者采取足够的防护措施（如水密门） 以保证其安全功能

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安全系统的辅助系统和支持系统的故障，或支持没有造成堆芯明 显损伤的设计扩展工况的安全设施的辅助系统和支持系统的故 障。 3.7.4在事故工况中需要用到辅助系统和支持系统时，应在 辅助系统和支持系统设计中将相关事故工况作为确定能力、负荷 和环境条件的输入

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附加安全设施应由替代动力源提供动力。 3.8.4缓解堆芯熔化的设计扩展工况（严重事故）的安全设 施 3.8.4.1缓解严重事故所必需的辅助系统和支持系统可由任 何可使用的动力源提供动力。 3.8.4.2在尽可能的情况下，设计中应采取措施保证安全系统 和用于缓解严重事故的特定安全设施之间的独立性。尤其是，任 辅助系统或支持系统尽可能不同时用来支持安全系统和用于 缓解严重事故的安全设施。 3.8.4.3本导则3.8.2的要求同样适用于严重事故，但无需考 虑单一故障准则，同时应考虑到导致用于缓解设计基准事故的系 统失效的共因故障一般不会导致相关的附加安全设施的失效。

3.9.1根据纵深防御概念，辅助系统和支持系统可能在不同 核动力厂状态下运行，以保证一系列预期安全功能的实现。 3.9.2以下建议用于帮助实现纵深防御层次间的互相独立： （1）对于某个给定的安全功能，应识别从属于不同纵深防 御层次的，且参与执行该安全功能的必要物项； （2）应识别（1）中描述的容易发生共因故障的物项，并对 失效后果进行评价。若安全功能的失效可能导致不可接受的后 果，应尽可能地减少发生共因故障的可能性。特别地，用于缓解 堆芯熔化事故后果的安全设施应尽可能地独立于缓解设计基准 事故后果的安全系统； （3）不同系统间的独立性不能被用于监控或触发这些系统

的仪控系统的共因故障所影响，

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3.10.1应对支持某一安全功能实现的辅助系统和支持系统进 行适当的安全分级。 3.10.2某个构筑物、系统和部件的失效的影响应从安全功能 的实现和放射性释放两个方面去考虑。如果失效后果与两个方面 都相关，则为达到期望的可靠性所需的安全等级和相关的质量要 求应考虑这两方面。无需包容放射性物质的物项，安全等级和质 量要求应根据假定相应安全功能失效所造成的后果直接确定。 3.10.3针对执行安全功能所必需的全部或一组系统，其技术 要求（如与独立性、应急动力源等相关的要求）应与该系统的安 全等级相一致。

3.11环境和抗震鉴定

3.11.1如果辅助系统和支持系统的构筑物、系统和部件用于 支持安全功能的实现，则应对其运行前或运行期间所可能遭受的 支配性环境条件进行鉴定以保证功能的实现，或通过设置充分的 防护避免受到这些环境条件的影响。 3.11.2事故发生前、事故发生期间和事故发生后相关的环境 条件和地震条件，以及构筑物、系统和部件在核动力厂寿期内的 老化，均需要在环境和抗震鉴定中进行考虑。 3.11.3环境鉴定应采用试验法、分析法或运行经验法，如果 需要，也可采用上述方法的组合。 3.11.4环境鉴定应考虑温度、压力、湿度和辐照的因素，在 特殊情况下应考虑局部放射性颗粒的聚集、振动、蒸汽冲击、水

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淹以及与化学品的接触。安全裕量以及协同效应也应考虑。对于 可能存在协同效应的情况，应针对最严重的效应或最严重的组合 或序列进行鉴定。 3.11.5在说明其合理性的前提下，可使用加速老化鉴定的技 术。 3.11.6对于受各种老化机理影响的部件，应确定其设计寿命 或更换频率（如需）。在对这种部件的鉴定过程中，应在针对事 故条件进行鉴定前，对样机进行老化以模拟其在设计寿期末的情 况。 3.11.7除非证明鉴定试验所使用的条件和方法不会导致设备 本身的安全性能产生不可接受的降级，否则已被执行过鉴定试验 的设备不应在后续核动力厂的建造中使用。 3.11.8应对鉴定数据和结果进行记录，作为设计文件的一部 分。

3.12.1对于已进行安全分级的辅助系统和支持系统的构筑 物、系统和部件，应采用广泛采纳的或经过良好验证的设计规范， 选择的设计规范应可以应用到具体设计中并应形成一套完整、全 面、一致的标准和准则。如果对同一个构筑物、系统和部件的不 司方面采用了不同的设计规范，则应证明所采用设计规范的相容 性。 3.12.2设计和建造应优先采用最新有效版本的设计规范，如 需使用其他版本，则应有适当的说明。 3.12.3规范和标准涵盖以下方面：

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（1）机械设计； （2）结构设计； （3）材料选择； （4）设备、部件制造； （5）已制造或安装的构筑物、系统和部件的检测； （6）电气设计； （7）仪控设计； （8）环境和抗震鉴定； （9）防火； （10）屏蔽与辐射防护； （11）质量保证。

3.13.1辅助系统和支持系统的布置应满足如下要求： （1）应考虑便于制造、装配、安装、建造、调试、运行、 在役检查、维修、退役和拆除； （2）应保证合适的环境条件（如必要的可达性和提供充足 的照明）以保证必要活动（如检查和维修）正常开展； （3）在辅助系统和支持系统运行期间，应保证工作人员所 受的辐射照射是可合理达到的尽量低； （4）应保证在核动力厂所有状态下与其他构筑物、系统和 部件之间的不利影响尽量小； （5）应保证有适当的途径使得人员可进入辅助系统和支持 系统开展现场手动操作； （6）应至少有一条可供撤离或救援工作人员进出的安全路

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径，并应保证应急照明。 3.13.2应采取必要的措施防止未经授权的人员进入或干扰辅 助系统和支持系统（包括通过计算机系统未经授权远程访问）。 3.13.3辅助系统和支持系统的设计及布置应保证在发生故障 或事故时不妨碍所支持安全功能的执行，

3.14相互作用的考虑

辅助系统和支持系统的相互作用可彼此提供重要支持服务， 但应避免安全级别较高的系统与安全级别较低的系统相互作用 对安全级别较高的系统功能造成不利影响，除非可从安全的角度 论证这种相互作用是有利的。一旦产生相互作用，应采取措施保 证必要时重要支持服务可与其他支持功能隔离。

SL 401-2007 水利水电工程施工作业人员安全技术规程3.15多机组核动力厂的考虑

3.15.1设计应保证多机组核动力厂不同机组应对设计基准事 故的安全系统不共用辅助系统和支持系统。 3.15.2为进一步提高安全性，设计应适当考虑允许多机组核 动力厂各机组间相互连接的手段

3.16设计中概率安全分析的使用