GB／T 41090-2021 标准规范下载简介

GB／T 41090-2021 能动安全系统压水堆核电厂总设计要求.pdf

5.5.4内部危险的防护

核电厂设计需考虑发生诸如以下内部危险的可能性：飞射物、构筑物倒塌和物体坠落、管道损坏 果、管道甩动、喷射效应、水淹、火灾和爆炸。对于基于核电厂本身特性识别出的可信内部危险， 适当的预防和缓解措施，以保证满足5.5.1规定的验收要求。

a）对于不可更换设备或部件，应按核电厂设计寿命进行设计； b 对于可更换的设备或重要部件，规定其设计寿命，并在设计中考虑人员、设备的可达性与操作 空间； c）流体系统的设计瞬态按核电厂设计寿命确定

5.6.2核电厂平均可利用率

步延伸至24个月换料的能力。 同时某县中心渔港施工组织设计，燃料机械设计应能满足组件燃耗不小于60000MWd/tU

5.6.4负荷跟踪能力

GB/T 410902021

在每个换料循环长度的至少90%内，核电厂 宜具备日负荷跟踪能力，例如：24h内，初始状态为 100%满功率运行，2h～3h内降低至50%功率水平，维持50%功率水平运行2h～10h，然后2h～3h 内提升至100%满功率，并在24h内的其他时间维持满功率运行

核电厂设计应满足如下运行性能要求： a）100%功率运行时，汽轮机停机（自身故障）不会造成反应堆紧急停堆或主蒸汽安全阀打开： b）一台主给水泵或一台凝结水泵的停运，不会造成反应堆紧急停堆或汽轮机停机； 10%的功率阶跃负荷变化，不会造成反应堆紧急停堆； 在正常换料循环长度内，100%功率运行时发生主电网故障，可切换至带厂用电运行模式而不 引起反应堆紧急停堆； e 24h内从冷停堆模式过渡到热停堆模式； 在指定的负荷跟踪运行时，可以补偿由汽轮机微小负荷变化导致的频率变化和反应性变化； 8 具备适应电网参数变化的能力，在正常工况下可满功率长期连续运行，在不同扰动工况下具备 定的连续满功率运行时限和寿期内累计时限

设计中宜尽可能考虑简化系统、部件与简化运行的要求，但系统或部件的简化不能损害执行安全功 能的总体可靠性。 设计应有利于减少操纵员动作次数，简化或延缓操纵员动作需求

核电厂宜采用标准化设计，标准设计的厂址参数具有包络性。核岛设计做到最大程度的标准化，具 备较大的厂址覆盖性

核电厂宜采用数字化设计，实现设计的模型化和一体化，可支持厂址适应性定制设计。设计资料宜 尽可能采用数字化移交，

5.7.4可运行性和可维护性设计

设计应充分吸取现役压水堆核电厂运行、维修的经验和教训，并充分利用相关数据反馈，提高核电 的可运行性和可维护性，提高核电厂可利用率和设备可靠性： 通过采用先进的数字化和智能化技术，用于监测、控制和保护功能，优化核电厂运行；并用于故 障诊断与预测、运营决策功能，优化核电厂维修 b 核电厂设计裕量足以应对偏离正常运行的工况 C 除为了应对共因故障而采用多样性设备外，需要维修的设备类型宜尽可能少； d 便于更换可更换设备； e 设备的检查、健康评估、监督试验和维修应尽量简便，并尽量利用基于状态的维修决策等先进 技术减少维修需求：

1）设备布置需考虑维修便利，包括设备出人、维修空间等：

5.7.5缓解严重事故后果的能力

核电厂应具备如下缓解严重事故后果的能力： a） 采取适当措施提高严重事故条件下的一回路卸压能力，避免出现高压熔堆； b） 设置完善的可燃气体控制系统，控制严重事故下可燃气体的浓度； 采取适当措施进行严重事故下堆芯熔融物的冷却； d 采取适当措施确保安全壳排热，防止安全壳超压失效： e） 安全壳压力边界设计考虑严重事故工况下的载荷，确保安全壳完整性； f 具有严重事故管理导则； g） 能够对严重事故状态进行必要的监测； h 在设计时采取措施为核电厂应急提供条件，为应急决策提供必要的辅助支持。 缓解严重事故所必需的安全措施尽实际可能独立于缓解设计基准事故的安全系统，包括这些安全 普施的支持系统，如设置专门用于缓解严重事故的电源系统

5.7.6 核电厂自治时间要求

5.7.7多机组核电厂的

多机组核电厂中的每台机组，应具备独立的安全系统和用于设计扩展工况的安全设施，即在确定论 安全分析中来自其他机组的支援不是必须的。但为了进一步提高安全性，设计中也需要适当考虑允许 多机组核电厂各机组间相互连接的手段，

设计中需考虑能安全使用移动设备恢复反应堆排热、安全壳排热和乏燃料水池补水，以及恢复必要 的电力供应，这些移动设备不必在厂区贮存

6专业领域总体设计要求

一台核电机组厂房包括核岛厂房、汽轮机厂房和核电厂配套设施厂房。核岛厂房应按照功能划分 包括反应堆厂房、燃料厂房、核辅助厂房和电气厂房等。 核岛布置应遵循如下准则： a） 高放射性区需尽可能紧凑； b） 反应堆厂房需布置在核电机组的中心； C） 安全系统需尽可能设置在靠近反应堆厂房的位置； d）其他核岛厂房与反应堆厂房连接区需尽可能宽散些，以布置足够的安全壳贯穿件；

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e）与反应堆厂房连接的燃料厂房应正对着燃料元件的运输通道。 汽轮机厂房应采用沿核岛径向的有利布置方案，以减少汽轮机飞射物的影响。 核电厂配套设施厂房应根据厂区进行布置。 核电厂的总平面设计可参考GB/T50294执行。 系统布置应保证运行人员安全，尤其是要对工作人员进行电离辐射防护，还要保证对有检查和监督 要求的设备的可接近性

反应堆的堆芯以及相关的冷却剂系统、控制和保护系统应设计适当的裕度，以确保在任何运行 事故工况下不会超过规定可接受的燃料设计限值并符合辐射安全标准。

6.2.2反应堆核设计

反应堆核设计应给出堆芯内燃料组件、固体可燃毒物与控制棒组件的合理布置，提供足够的剩余反 应性与控制手段，确定满足安全要求的堆芯功率分布、燃耗分布与反应性系数。 应具备探测反应堆堆芯内中子注量率分布及其变化的充分手段。 反应堆的堆芯以及相关的冷却系统应设计成在任何运行状态和事故工况下，堆芯具有负的功率反 应性系数，反应堆固有的瞬时核反馈的净效应可以补偿反应性的快速增长。 反应性系数的最小和最大限值是多种参数（例如功率水平、硼浓度、燃耗等）的函数，应通过适当研 究证实用于分析各种运行工况和事故工况所采用的反应性系数包络值的合理性， 反应堆的堆芯以及相关的冷却剂、控制、保护系统设计成应保证不可能发生超过规定的燃料设计限 值的功率振荡工况，或者在发生那些工况时，能可靠而迅速地监测并被抑制。

6.2.3反应堆热工水力设计

反应堆热工水力设计的总目标，是为反 理的一回路系统压力、温度等热工参数，在保证限制放射性产物释放的安全屏障满足各类工况的安全要 求前提下，使核电厂具有良好经济性 具体的反应堆热工水力设计可参考NB/T20057.2中的规定

6.2.4燃料元件和组件

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的插人，并且不应超过燃料元件在设计基准事故下的规定限值。 在燃料设计过程中，应在极限功率参数条件下保证足够的裕量。 燃料相关组件是直接与燃料组件相关的控制棒组件、中子源组件、可燃毒物组件（如有）和阻流塞组 件的总称。除控制棒组件外的所有燃料相关组件定义为固定式燃料相关组件， 具体的燃料组件及其相关组件的设计可参考NB/T20057.3和NB/T20057.4中的规定

6.3反应堆冷却剂系统压力边界设

6.4.1安全壳系统功能设计要求

6.4.2安全壳设计基准

反应堆安全壳结构，包括出人口、贯穿件和隔 由设计基准事故下可能产生的内部超压、负压力、温度、飞射物撞击之类动态效应以及反作用力等进行 计算，并留有足够的安全裕量。设计中还需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。

6.4.3安全壳泄漏率

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安全壳系统应按设计基准事故中的泄漏率不超过规定的最大值的要求进行设计，并应加强从安全 壳泄漏出来的放射性物质的收集能力。 需充分考虑在严重事故下控制放射性物质从安全壳向外泄漏的能力。 安全壳构筑物的设计和建造应适应核电厂运行前和整个寿期内在规定压力下进行压力试验的要 求，从而验证其结构的完整性；同时，应允许在安全壳的设计压力下进行定期整体泄漏率试验。 安全壳结构整体性试验可参考NB/T20017中的规定。安全壳密封性试验可参考NB/T20018中 的规定。 安全壳系统内部件和结构的覆盖层、保温材料和涂层的使用应保证其在使用期间或劣化时，不影响 核电厂的安全功能

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扰的保护措施 安全重要的仪表和控制系统可参考NB/T20026中的规定

应在与主控制室在电气分隔和实体隔离的 个独立的地点（辅助控制室）配置足够的仪表和控制 以在主控制室丧失执行重要安全功能时完成下述任务：

a）快速热停雄， 个安全的状态； b）排出余热并监测核电厂的重要参数； c）通过适当的操作规程使反应堆达到冷停堆

6.9.1保护系统功能设计要求

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5.9.2保护系统的可靠性以及可测试性

保护系统的设计应确保其具有相当高的功能可靠性以及在线测试能力，以适应其需要执行的安全 功能。保护系统的设计过程中需考虑足够的穴余性以保证： a）不会因单一故障导致保护功能丧失； b）任何一个部件和通道解列退出运行时，不会造成丧失最低要求的多重性，除非用其他方法能够 证明保护系统运行具有可接受的可靠性 保护系统应设计成允许在反应堆运行时对其功能进行定期试验，包括可以独立地试验各个通道，以 确定可能已发生了的故障和丧失穴余性。除非能通过其他方法获取必要的可靠性，否则保护系统应具 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。设计应充许在运行期间对于从传感器到最终的执行元件的输入信号的所有 环节进行试验

6.9.3保护系统的独立性和多样性

6.9.4保护系统的故障模式

保护系统应设计成在遇到诸如系统断开、失去动力源（如电源）或者假想的不利环境（如极热、极冷、 火灾、压力、蒸汽、水和辐照）等情况时，系统能处于安全状态，或处于根据其他明确的基准证明是可以接 授的状态。

空制系统与保护系统的分

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或者保护系统中属于控制和保护系统公用的任何单个部件或通道发生故障或退出运行时，保护系统仍 能保持完整，并满足保护系统的所有可靠性、多重性和独立性要求。保护系统与控制系统相互之间的连 接应局限在确保不严重妨碍安全的范围内。为避免控制系统对保护系统的干扰，应避免由控制系统向 保护系统的信号传输，必要时采取适当的隔离措施

6.9.6反应堆停堆故障的保护系统需求

保护系统的设计应保证当反应堆停堆系统发生任何单一失效时，例如控制棒意外提出（不 脱落），不超过规定的燃料设计允许限值

6.10反应堆停堆系统

应设置两套独立的、设计原理不同的反应堆停堆手段。其中一套系统应使用控制棒，以有效的方式 莆人控制棒，通过控制棒能可靠地控制反应性变化，以确保在运行状态和事故工况下，以及考虑比如最 恶劣卡棒之类故障的适当裕量后，也不会超过规定的燃料设计允许限值。在控制棒插人故障导致第 套停堆手段失灵的情况下，另一套停堆手段通过快速注人硼酸实现反应堆紧急停堆。 即使在堆芯具有最大反应性的情况下，两套系统中至少有一套系统能独立使反应堆从运行状态和 事故工况下进入次临界，并以足够的深度和高的可靠度保持次临界状态。

6.11反应堆冷却剂的装量

需要提供一套系统，来控制反应堆冷却剂的装量，以在核电厂任何运行状态下（恰当考虑容积变 漏），使其均不超过规定的设计限值。该系统可以通过使用维持反应堆冷却剂装量的管道、泵以 来完成其功能

6.12反应堆冷却剂净化

应设置足够的设施，以清除反应堆冷却剂中的放射性物质，包括活化腐蚀产物和从燃料泄漏的裂变 产物。所需系统的能力应基于燃料设计规定的容许泄漏限值和保守的裕量，以保证核电广可在回路中 的放射性水平处于可合理达到的尽量低的情况下运行，同时保证放射性释放量低于规定限值，并符合可 合理达到的尽量低的原则

需要设置一套反应堆余热排出系统，这套系统的安全功能就是要以一定的速率排出反应堆堆芯中 的裂变产物产生的衰变热以及其他的剩余热量，以确保燃料的规定可接受设计限值以及反应堆冷却系 统压力边界的设计条件不会被突破。 设备和功能应有适当的余，应提供泄漏监测和隔离的能力，以确保在假想单一故障情况下，系统 的安全功能都可以实现

需要设置一个可以提供足够应急堆芯冷却的系统，使燃料损伤最少和限制裂变产物的外逸。此系 统的安全功能是在发生任何一种冷却剂泄漏时，以足够的速率将热量从堆芯中排出，以保证： a） 防止由于燃料、燃料包壳的损坏和堆内构件的变形，影响堆芯连续有效的冷却； b 水和金属包壳的反应，限制到可以忽略的程度； C 包壳或燃料完整性参数（如温度）极限值不得超过设计基准事故下的可接受值； d）堆芯冷却保持足够长的时间。 应提供设备和功能适当的几余和适当的交叉，泄漏监测、隔离及包容能力，以确保在假想单一故障

情况下，系统的安全功能均能实现

6.15 安全壳热量导出

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应提供一个用来导出反应堆安全壳内热量的系统。该系统的安全功能是在发生任何高能流体排放 的设计基准事故后，与其他相关系统的功能共同作用下，迅速地降低安全壳内的温度和压力，并将其控 制在一个可以接受的水平。应提供设备和功能适当的允余，泄漏监测、隔离及包容能力，以确保在假想 单一故障情况下，系统的安全功能均能实现， 宜设置一个独立的系统确保设计扩展工况下反应堆安全壳的排热能力

6.16安全冷却水系统

6.18燃料贮存和操作

燃料贮存和操作相关系统应从临界、热工、贮存容量、辐射屏蔽以及抗震等方面进行安全分析，采取 目应的安全措施，确保安全性。总的设计要求包括： a）有充许对重要安全设备进行适当的定期检查和试验的能力； b）有适当的辐射防护的屏障； C 有适当的封闭，限制和过滤系统； d 具有在运行状态和事故工况下能充分排出余热的能力，其可靠性和可试验性反映出排出衰变 热和其他余热对安全的重要性； 可防止事故工况下燃料贮存系统中冷却剂装量显著下降：

对已辐照燃料能进行检查； g） 防止装卸时在燃料元件或燃料组件上产生不可接受的应力； 能安全地贮存怀疑损坏或已损坏燃料元件或燃料组件； 控制可溶吸收体的浓度水平； 燃料贮存和装卸设施便于维修和退役； k） 必要时燃料装卸和贮存场所及设备便于去污； 1） 保证能执行适当的操作程序和衡算计量程序。 乏燃料水池需考虑最小贮存年限，确保安全贮存和满足乏燃料充分冷却等方面的要求。 乏燃料余热排出能力需考虑穴余设计，并且热量的排出速率应足以防止那些可能导致放射性物质 释放的燃料组件或贮存系统或支持系统不可接受的劣化。应规定乏燃料余热排出系统的限值参数。 燃料贮存和操作系统中的临界问题应通过物理手段或工艺的方法来避免，宜采用几何安全布置。 需考虑通过移动泵和外界动力向乏燃料水池补水以带出余热的人工干预措施。

6.19放射性废物管理

核电厂的设计中应包含合理的控制放射性气体和废液中的放射性物质释放以及处理在反应堆运行 伏态中产生的放射性固体废物的方式 核电厂正常运行情况下，核电厂产生的固体废物包体积应符合4.1.3的要求（不包括维修过程中产 生的大件污染设备），并且设置放射性固体废物暂存库，其库容应与固体废物的产生量及暂存时间相 适应。 为了滞留包含放射性物质的气体和液体流出物，应提供足够的放射性废物贮存能力和处理能力。 放射性流出物的排放应满足GB6249的规定。 核电厂的设计应采取适当的措施，以便于放射性废物的转移、运输和装卸；需考虑提供通往设施的 通道及起吊和包装能力；中等水平放射性废液贮槽滞留池或所在的房间宜设置钢覆面，钢覆面的高度应 确保能容纳贮槽漏出的全部放射性废物

辐射防护的目的在于防止任何可避免的照射，并使不可避免的照射保持在可合理达到的尽量低的 水平。为实现这一目标，设计中应采用下述办法： a）含有放射性物质的构筑物、系统和部件采用适当的布置方式，并设置屏蔽： b 核电厂和设备设计中注意把辐射区内人员活动的次数和停留时间减至最少，以及减少厂区人 员遭受污染的可能性； 把放射性物质处理成适当的形态，以便放射性废物的处置、在厂区内的贮存或发往厂外； d）采取措施，以降低厂内所产生的散布 需充分考虑到人员停留区域 威少放射性废物的产生

6.20.2辐射防护设计

核电厂的设计和布置中应采取合适的措施，以尽量减少来自各种辐射来源的照射和污染。这类 包括以下诸方面的构筑物、系统和部件的恰当设计：尽量降低维修和检查期间的照射、屏蔽直接 射的照射、控制气载放射性物质的通风和过滤、采用技术规格适当的材料限制腐蚀产物的产生和 监测手段、核电厂出人口的控制及相应的去污设施，

GB／T 31483-2015 页岩气地质评价方法GB/T 410902021

屏散设计应使得操作区的辐射水平不超过规定限值，并应便于维修和检查，以尽量降低维修人员所 受的照射。应贯彻可合理达到的尽量低的原则， 核电厂的布置和规程应符合下述要求：辐射区和可能污染区的出入要有控制措施，并把厂内放射性 物质的转移和人员流动所引起的污染减少至最低限度。核电厂的布置应保证高效率的运行、检查、维修 和部件必要时的更换，以尽量减少辐射照射。 应为人员和设备提供合适的去污设施，并为处理在去污活动中所产生的放射性废物采取适当措施， 具体的辐射屏蔽设计准则可参考NB/T20194中的规定。辐射控制区的设计准则可参考NB/T20185 中的规定。辐射控制区出入口设计准则可参考NB/T20136中的规定

6.21对常规岛的要求

a）应采取措施以提高汽轮发电机组的可利用率，使其满足核电厂的可利用率目标； b 汽轮发电机组的大修计划停机方案应与换料停堆方案相协调； 汽轮发电机组应满足关于调节和对电网需要的响应要求，包括负荷跟踪、功率变化、调频、联络 线热备用、电网解列响应等； d 汽轮发电机组应具有带厂用电负荷运行的能力； 常规岛构筑物在地震情况下的损坏不应对核岛厂房造成不可接受的影响； 常规岛给水系统的水化学特性应满足蒸汽发生器的水质要求

设计中应特别考虑便于核电厂退役和拆除的措施。特别是设计中宜适当考虑： a 材料的选取，以使放射性废物量尽实际可能地少，并便于去污； b 必要的可达性和可操作性； C 管理（例如分离或分栋、表征、分类、预处理、处理和整备）和贮存核电厂在运行过程中产生的放 射性废物所需的设施，以及管理核电厂在退役时所产生的放射性废物的措施。 在核电厂退役方面的设计可参考GB/T19597中的规定

意闯人核电厂，破坏与核安全相关的系统和设备，防止非法转移、盗窃和破坏核材料。核电厂的实物保 护等级应按一级实物保护等级设计。应根据保护目标的重要程度和潜在风险，合理布置控制区、保护 区、要害区和要害部位内的设施和设备，实现分区保护。实物保护系统应确保实现探测、延迟和响应的 基本功能，并做到人防和技防措施有机结合，保证实物保护系统完整、可靠与有效。应设置多重实体屏 障，配置多层次和不同技术类型的探测报警设备，实现纵深防御和均衡保护。实物保护系统应与厂区主 本建筑同时设计、同时施工并在核燃料进厂之前具备使用条件。 核电厂实物保护系统应根据设计基准威胁的变化而不断调整，并定期进行评价，持续提高实物保护 水平。实物保护系统设备可参考NB/T20147中的规定

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