HAD 102／06-2020 标准规范下载简介
HAD 102／06-2020 核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计.pdf4.6.1.3针对每个核动力）状态的不同源项（放射性释放量的大 小、放射性核素的同位素组成，及其物理、化学形态），应考虑采取 必要的设计措施把辐射照射和放射性释放减到最小。 4.6.1.4应评价设计基准事故和设计扩展工况下安全壳的潜在放 射性释放，识别安全壳密封性方面的潜在弱项，并确定消除弱项的 方法。 4.6.2安全壳源项 4.6.2.1为设计安全壳的整体性能，特别是放射性物质的控制措 施，应评价各种假想事故工况下放射性核素的总量及其同位素组成 （源项）。 4.6.2.2对于设计基准事故，应保守地分析堆芯和安全系统的预 期响应，以核动力厂技术规格书充许的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。 4.6.2.3应对安全壳内放射性核素预计的物理、化学形态变化加 以评价。 4.6.2.4已被滞留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 故期间所有能改变池水pH值的情况，并在必要时提供保持池水处于 碱性的相应手段。 4.6.3安全壳的密封性 4.6.3.1安全壳及其有关系统应设计成能够使泄漏最小化，且尽 量避免可能造成未经过滤的向环境泄漏的路径
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4.6.3.2有效限制放射性物质向环境释放的一个措施是在核动力 厂全寿期内将泄漏率维持在低于保守的规定限值*水平。泄漏率应足 够小，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 量低水平事故油池及蝶阀井施工方案，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。 4.6.3.3在设计阶段，应设定一个适当的、低于泄漏率安全限值 的泄漏率自标值，即适当的低于事故放射性后果评价中假定的泄漏 率。该裕量有助于减少下面情况发生的可能性：由于设计或建造阶 段所做的不可预见的变更，引起实际泄漏率达到泄漏率安全限值。 4.6.3.4应优化安全壳贯穿件的数量，限制可能的泄漏路径。为 减少放射性物质向环境的释放，应至少将贯穿件至第一个隔离阀的 外部延伸部分安装在一个封闭的厂房内，以便收集和过滤从安全壳 句外的任何释放。 4.6.3.5考虑到隔离装置、闸门和贯穿件对于安全和安全壳整体 密封性的重要性，应具体明确其泄漏率。 4.6.3.6设计应包含适当的隔离装置，以保证事故工况下安全壳 隔离。 4.6.4二次包容壳 4.6.4.1一些核动力厂的设计包含二次包容构筑物，该构筑物是 完全或部分包围主安全壳的二次包容壳。二次包容壳的设计不是在
4对于钢制安全亮或具有钢衬里的混凝土安全壳，在设计压力下，每大的总泄漏量应 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，每天的总泄漏量是1.0~1.5%。
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主安全壳失效时取代其功能，而是收集从主安全壳泄漏到两层安全 壳之间空间的气体，并经过滤后从烟窗排放。二次包容构筑物也可 作为安全壳的屏蔽结构 4.6.4.2当设置二次包容壳时，应尽可能防止直接泄漏（从安全 壳直接到达环境的泄漏路径）。 4.6.4.3当采用部分二次包容壳（没有完全包围主安全壳）时： 结构上应包围有较大泄漏可能性的主安全壳区域（如贯穿件区域）。 4.6.4.4应建立控制直接泄漏和二次包容壳壳体密封性的指标， 并通过试验定期校验这些指标是否得到满足。 4.6.4.5应设计二次包容壳的附属系统，用以收集、过滤和排放 事故期间从主安全壳泄漏的放射性气体，并用泵将漏出的液体送回 主安全壳。 4.6.4.6为了使二次包容壳的功效达到最大，应设置一个过滤排 气系统以维持内、外层安全壳之间空间（包容空间）在设计基准事 故下处于负压（表压）。在设计扩展工况下，如果包容空间不能达到 和维持负压（表压），在放射性后果的计算中应考虑由此导致的、未 经过滤的向环境泄漏。 4.6.4.7在正常运行中应保持包容空间的压力低于大气压，以便 监测外层安全壳的密封性能。 4.6.5安全壳旁通 4.6.5.1安全壳旁通是指一回路冷却剂和活化裂变产物未经处理 就泄漏到外部的工况
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4.6.5.2应采取适当的设计措施，保证涉及安全壳旁通并导致早 期放射性释放或大量放射性释放的工况被实际消除。 4.6.5.3位于安全壳外输送高放射性液体或气体的管道，应设计 成事故工况下具有密封性，恰当考虑载荷和工艺条件的叠加。 4.6.5.4对于安全壳打升（如设备闸门或燃料转运通道）的工况 应能够充分防止放射性向安全壳大气释放事故的发生，或者安全壳 具备足够的快速关闭的能力。 4.6.5.5应尽可能防止一回路接口系统导致的冷却剂丧失事故 可以采取将这些系统布置在安全壳内或者将低压系统的设计压力提 高至一回路冷却剂系统的运行压力等措施。对于可能存在发生冷却 剂丧失事故路径的其他接口系统，应采取可靠的手段预防或阻止泄 漏到安全壳外。 4.6.5.6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故。应在蒸汽发生器内部设置预 防性措施，使得这类事故的发生频率降到非常低。核动力厂的设计 应能够在向环境释放的放射性物质达到规定限值之前快速隔离受损 的蒸汽发生器，并使放射性释放最小化， 4.6.5.7许多安全壳设计采用了再循环系统。该系统在事故工况 下将安全壳内各收集点的水通过热交换器冷却后或直接再注入反应 堆压力容器，或者用于长期运行阶段的喷淋系统或排热系统。这些 再循环系统的部件可能位于安全壳外，可能导致放射性物质从安全 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
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的措施，例如通过做定期泄漏率试验以及采用经鉴定的方法来监测 和隔离意外的泄漏，将由此泄漏产生的放射性物质向环境不可控制 的释放减到最小。 4.6.6减少安全壳大气中的放射性物质 4.6.6.1概述 4.6.6.1.1作为纵深防御概念的应用，同时作为保证安全壳密封 性措施的补充，应采取措施减少安全壳大气中放射性物质的总量。 4.6.6.1.2一般而言，使用单一系统用来减少气载放射性物质的 浓度是不够的，因而通常会采用若干系统的组合。在现有的和新设 计的水冷反应堆中，用于减少气载放射性物质的方法有： (1）表面沉积; （2）喷淋系统； （3）通风系统。 4.6.6.1.3用于降低气载放射性物质浓度的能动系统，应设计成能 在核动力厂正常运行期间，当其处于备用模式时进行试验。 4.6.6.2表面沉积 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 种机理，即为沉积提供了很大的表面积。应根据有关放射性物质在 表面沉积的最新认知水平来保守地确定安全壳构筑物的沉积因子和 吸附因子。安全壳及其内部结构的表面应在最大可能程度上可去污 4.6.6.3安全壳喷淋系统 4.6.6.3.1安全壳喷淋系统的放射性核素控制功能，是从安全壳
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材料的吸附效率。若需在现场做过滤器系统试验，应提供试验的措 施。 4.6.6.4.4通风系统通常用于从双层安全壳系统之间的环形空间 或二次包容壳内收集、过滤和排放空气。在事故工况下，这里可能 会被从安全壳泄漏出的气载放射性物质污染 4.6.6.4.5当设计有安全壳排气系统时，应使其向环境释放的放射 性最小化。该系统的设计可包括一个过滤系统，如砂堆过滤器、多 级文丘里净化器系统、高效粒子空气过滤器、活性炭过滤器或它价们 的组合。如果已采用水池作为空气净化的措施，则高效粒子空气过 滤器、砂堆过滤器或活性炭过滤器可能不是必需的。 4.6.6.4.6情性气体无法过滤，应考虑采取措施延缓其释放，使 放射性进一步衰减
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（6）从用于控制一回路冷却剂化学性质的氢气罐泄漏； （7）堆芯熔融物和混凝土相互作用产生的氢气和一氧化碳。 4.7.1.3应计算在设计基准事故和设计扩展工况下的可燃气体产 生量。计算时应对各种可能的气体产生机理的不确定因素留有足够 的裕量。对于堆芯熔化的设计扩展工况，氢气产生的不确定性来自 一些现象，如高温下损毁堆芯的部分淹没、堆芯恶化的后期阶段熔 融堆芯向压力容器下封头残余水中的滑落，以及堆芯熔融物和混凝 土之间的长期相互作用。 4.7.1.4应评价气体燃烧对安全壳和事故缓解系统的可能影响。 应尽可能地预防或者限制这些影响，若这些影响不可能被缓解，应 实际消除燃烧发生的工况。 4.7.2堆芯熔化的设计护展工况下可燃气体的威肋 4.7.2.1可燃气体对安全壳的威胁与采用的反应堆技术和设计直 接相关，但这种威胁通常来自于大量不可凝结气体产生导致的高压 和热载荷，以及可燃气体的不同形式的燃烧。应在设计中考虑这些 因素，并对安全壳和事故缓解系统的影响进行评价。 4.7.2.2尽管可以证明混合气体无法达到可燃条件（如氢气浓度 低、蒸汽浓度高或氧气浓度低等），但由于不可凝结气体导致的超压 凤险仍然存在。对于惰化安全壳，正常功率运行期间由于惰性气体 的存在和低的氧气含量低，氢气燃烧的可能性低，因此其主要威肋 来自不可凝气体大量产生而导致的快速超压。 4.7.2.3应评价整体和局部燃烧效应（静压载荷、动压载荷和热
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载荷）对安全壳和用于堆芯熔化的设计扩展工况的安全设施的影响。 4.7.2.4用于控制可燃气体的各种设计手段，其性能和效率设计 的总体方法，应以限制气体浓度为基础，同时考虑下列建议： （1）当达到可燃条件（如十空气中氢气体积浓度大于4%）时 应假设氢气燃烧； （2）未达到火焰加速现象和高动态压力载荷的条件时，应采用 氢气慢燃状态下绝热等容完全燃烧压力曲线来计算确定整体和局部 的压力边界载荷； （3）在可能积聚氢气的区域，应尽可能防止导致燃爆转变的火 陷加速现象。对于可能达到这种条件的区域，应开展详细的分析和 计算，证明燃爆转变或快燃不会对安全壳和/或有关系统的结构完整 性造成威胁； （4）为达到安全壳内的安全状态，消除可燃气体的设施的性能 和效率，应设计成将此类气体在安全壳内自由体积中的平均浓度降 氏至燃烧限值之下。 4.7.2.5计算和分析应包括气体生成、气体产生的时间历程和气 本浓度分布，以评价各种燃烧状态（慢速扩散燃烧、有火焰加速的 决燃或燃爆转变）发生的可能性。 4.7.2.6应在安全壳热量排出系统的运行中明确并考虑蒸汽浓度 降低时氢气燃烧的威胁。 4.7.2.7在评价氢气燃烧危害时，应考虑从安全壳内泄漏和释放 的可燃气体
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4.7.3防止和缓解氢气燃烧对安全壳完整性威胁的措施 4.7.3.1总的要求 4.7.3.1.1应采取措施（材料的选择、安全壳内的自由空间、消 氢、均匀化和排气等）便氢气产生量最小和减缓氢气燃烧风险，并 实际消除可能对安全壳完整性构成威胁的燃烧方式。 4.7.3.1.2如果限制和消除氢气的措施是必需的，在堆芯熔化的设 计扩展工况下限制氢气浓度的措施，应独立于缓解设计基准事故的 措施。这些措施的性能和效率应确保满足氢气浓度限值的要求。此 外，这些措施的性能和布置，应使安全壳完整性和密封性保持在安 全论证中考虑的限值以内（见表4或表5）。 4.7.3.2消氢 4.7.3.2.1应提供足够数量的非能动设施（如非能动氢气复合器 和/或能动设施（如氢气点火器）来消除氢气。这些非能动和能动的 消氢设施，应根据消氢效果在安全壳内适当地布置（如在释放位置 附近、安全壳隔室、穹顶区域，以及大空间内不同高度之间对流的 流动路径）以降低可燃气体的浓度 4.7.3.2.2应在充分、详细地分析可燃气体分布的基础上，确定非 能动氢气复合器或氢气点火器的数量和位置。 4.7.3.2.3应采取布置措施防止热负荷（来自燃烧火焰或来自非 能动氢气复合器排出的热气体）损坏安全壳金属衬里（或安全壳钢 壳）、安全壳贯穿件，以及缓解和监测堆芯熔化事故所必需的任何部 件和电缆
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4.7.3.2.4如果氢气浓度在长时间内缓慢升高，可考虑手动启动能 动消氢设施。在这种情况下，假定这些能动设施可获得户外电源支 持。 4.7.3.3均匀化 4.7.3.3.1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）或有促进自然搅混机理的效果，同时确保安全壳隔 间有足够的开口并尽可能防止死区，提高隔间内和隔间之间的安全 壳大气均匀混合。 4.7.3.3.2应通过分析证明不会发生不可控的局部燃烧，否则，安 全系统和部件应能够承受局部燃烧对其产生的影响。 4.7.3.4惰化 4.7.3.4.1避免氢气燃烧的另一种方法是在反应堆运行期间使安 全壳大气情化（通常用氮气）。该方法主要适用于小型安全壳。 4.7.3.4.2应采取以下措施防止氧气进入情化的安全壳大气：保 持安全壳内正压、限制降压或提供额外的氮气供应。 4.8安全壳的机械设施 4.8.1概述 4.8.1.1安全壳的机械设施包括最外层屏障的机械部件和该屏障 延伸部分的机械部件（即管道、阀门、风道和贯穿件）。这些设施和 安全壳构筑物一起构成安全壳壳体。 4.8.1.2安全壳机械设施及其延伸部分的密封标准应与设计基准 事故放射性后果分析中采用的假设一致。 4.8.2管道和风道系统的安全壳隔离设施
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5封闭环路是贯穿安全壳壳体的管道或风道系统，设计时应能使该系统在运行状态和 事故工况下在安全壳内侧或外侧，或者在安全壳内侧和外侧形成一个封闭的回路。 5自动阀门是指能由保护系统信号或其他仪表和控制线路触发而不需要操纵员操作 的阀门或风门。由工艺介质自身驱动的阀门（如某些类型的逆止阀），也可看作自动 阀。常关阀是指除为特殊目的（如监测、试验或取样）而间歇开启外，在严格的行政 管理下（如被锁关或被持续监测以表明该阀是处于关闭位置）处于关闭状态的阀门。 远距离操作阀门是指能由运行人员从控制室以及在某些情况下也可从辅助控制点操 作的阀门或风门。
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安全壳之外的系统（即一些设计中设置的用来搅混安全壳内大气， 防止氢气燃烧的系统； （3）一旦发生泄漏，可能会导致高放射性液体释放到安全壳外 的安全重要系统（在安全壳内）的支持系统（如某些设计中的设备 冷水系统、安全壳地坑净化系统或取样系统）。 4.8.2.11止常运行时与一回路连通的系统（如一回路净化系统或 些设计中的化学与容积控制系统）和与安全壳大气连通的系统 如果对安全不是必需的，事故工况下应自动隔离。 4.8.3隔离阀 4.8.3.1为实现限制放射性物质释放到安全壳外的自的，隔离装 置应设计成具有要求的密封性和关闭时间。在确定密封性和关闭时 间时，应考虑潜在的放射性物质释放量。在为阀门选择是采用电动 还是气动的驱动机构时，应考虑即使失去动力源阀门到达安全位置 和阀门关闭时间的要求。为了保证隔离装置正确地执行其功能并且 有严格的密封性能，可能还需要限制阀门或风门（特别是用于大型 贯穿件）的关闭速度。 4.8.3.2.应采取设计措施（如接管和仪表试验管线），以便可以对 每个安全壳隔离阀做泄漏试验。任何例外都应充分证明其适当性。 4.8.4贯穿件 4.8.4.1 总体要求 4.8.4.1.1安全壳贯穿件应设计成至少能够承受与作用在安全壳 构筑物上相当的载荷和载荷组合，以及由于管道位移或事故载荷所 产生的作用力
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采用的材料应是绝热且不可燃的；采用密封剂注入的贯穿件，应至 少是阻燃的。 4.8.5人员闸门和设备闸门 4.8.5.1用于人员或小型设备进出安全壳的贯穿件，应采用相互 联锁的双道气密闻门，保证在反应堆运行期间和事故工况下至少有 一道闻门处于密闭状态。另外，应设计成可以在核动力户运行状态 中防止对工作人员的任何不适当的辐射照射 4.8.5.2双道气密闸门的设计，应采用与安全壳承载能力设计相 当的核动力厂条件。外气密闸门不需要考虑局部瞬态效应（如暴露 于氢气燃烧产生的开放式火焰）。 4.8.5.3双道气密闸门之间的腔室，其大小应能够充许必要的维 修设备和足够数量人员的通过，从而避免在核动力厂停堆和维修期 间过于频繁地打开气密闸门。 4.8.5.4气密闸门应采用承压密封设计。对于每道气密闸门都应 提供双层密封，对于两道气密闻闸门以及两层密封之间的空隙应有密 封性试验的要求。若采用膨胀密封，应提供低压报警。 4.8.5.5设备闸门是安全壳构筑物中常关的大型开口设备。设备 闸门的密封性通过柔软的弹性体密封来保证。在设备闸门设计中应 考虑由压力和温度效应引起的载荷和变形。即使不在安全停堆状态 在某种安全风险足够低的反应堆状态下，为了运送大型部件，也可 能需要打开设备闻门。仅在制定了迅速关闭设备闻门措施的情况下 安全壳才能允许打开，这与针对核动力厂状态的设计基准中考虑的 事故动力学相符合
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4.8.5.6安全壳开口（贯穿件、人员闸门和设备闸门）通常应是 关闭的。如果由于运行的需要，并且开口能够迅速可靠地关闭，满 足相应事故工况的验收准则，可以允许例外。应详细规定设备闸门 允许开启的条件，并在开启设备闸门前得到满足。应适当安装指示 安全壳开启状态的设施
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工况下混凝土也应保持预应力状态。应采用能长期限制徐变或收缩 以及孔隙度低的混凝土材料。应充分评价并在设计中考虑在核动力 广全寿期内安全壳预应力钢束可能的预应力损失。 4.9.1.6套管与混凝土的结合面设计中，应注意避免存在经由结 合面的直接泄漏途径，以便将泄漏减到最小。 4.9.1.7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。 4.9.1.8在设计和选择混凝土类型时，应评价老化效应，并制定 监测老化效应随时间变化的管理程序。 4.9.2金属材料 4.9.2.1包括焊材在内的、用于安全壳及其有关系统的金属材料： 应采用高的质量，并经过鉴定和认证的、符合国家安全标准的材料 4.9.2.2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）相互的化学作用，包括与安全壳喷淋系统中添加的化学药 品之间的相互作用； （3）老化效应的敏感性； （4）抗脆性破裂； (5）耐腐蚀。 4.9.2.3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。如果设计中这些材料是不可缺少的，则应限 制其使用量并分析产生氢气的影响
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4.9.3软密封材料 4.9.3.1软密封材料通常在安全壳的多种应用中使用，如风门的 密封、气密闸门的膨胀密封和非金属密封圈等。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事故工况 下的特性。软密封材料的潜在破坏效应包括高温和辐射照射导致的 脆化和破裂、潮湿和蒸汽导致的分解，以及温度波动导致的膨胀和 收缩。对于这些材料，应特别考虑其保护措施，避免氢气燃烧和/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 化至机械特性发生改变的程度。 4.9.3.2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。密封部件应设计成便于检查和更 换。 4.9.4覆盖、填充、保温和涂层材料 4.9.4.1覆盖、填充、保温和涂层材料一旦劣化不应危及任何安 全功能。其安装和固定方式应能防止松脱，避免对滤网和阀门造成 堵塞。 4.9.4.2应适当地选择和设计安全壳内管道和箱体的保温材料 实现如下自的： （1）尽量减少聚积在安全壳底板上和堵塞地坑滤网或损坏再循 环泵的碎片产生； （2）易于去污（如果必要）； （3）避免引起火安危险
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（4）尽量减少在核动力）启动阶段受到加热而导致的有毒气体 的释放量。 4.9.4.3应评价高能管道破裂时产生并迁移至地坑的碎片量，并 根据评价结果确定滤网的表面积，以免影响缓解事故后果所需泵的 正常运行。 4.9.4.4考虑到可能堵塞滤网或过滤器的碎片类型和数量存在较 大的不确定性，可安装清洁滤网的系统。 4.9.4.5如果采用有机衬里以提高安全壳的密封性，则应选择具 有良好的粘附性和低的空气（气体）渗透性的有机衬里，并能承受 热载荷和压力载荷，以及安全壳内的环境条件，而不会失去其安全 功能（例如有机材料应具有良好的限制裂纹的能力，并能抵抗热老 化后的起泡）。应对这些有机衬里的老化效应进行管理，包括维护和 监督。 4.9.4.6应选择不会造成火灾危险和安全壳地坑堵塞的油漆和涂 层材料。 4.9.4.7在选择油漆和涂层材料时，应考虑其在地坑内溶液的浴溶 解对碘挥发性的影响。 4.9.4.8应评价影响覆盖、填充、保温和涂层材料的老化机理 并确定适当的更换时间间隔
4.10.1总的要求 4.10.1.1应提供足够的仪器仪表，实现以下用途或目的：
4.10.1.1应提供足够的仪器仪表，实现以下用途或目的：
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（1）监测安全壳的稳定性； （2）探测正常运行的偏差； （3）定期试验； （4）监测有关系统的可用性： （5）为自动运行系统提供触发信号； （6）事故后监测。 4.10.1.2仪器仪表的不同用途可能导致为不同防御层次测量相 同参数。应考虑为不同的目的或用途共用传感器的后果，以便在不 司的纵深防御层次之间保持足够的独立性。应尽可能实施以下建议： （1）用于自动触发核动力厂系统运行和事故监测的传感器，应 单独设置； （2）反应堆紧急停堆或自动触发安全系统运行的传感器应单独 设置，并为其备用系统提供单独的传感器，以加强对堆芯熔化事故 的预防； （3）应提供不同且专用的传感器，缓解堆芯熔化事故。 4.10.1.3仪器仪表应经过运行前和/或运行期间的地震载荷和环坏 境条件的鉴定。 4.10.1.4设备鉴定试验的顺序应符合经验证的良好国际实践。 4.10.2监测安全壳的稳定性 4.10.2.1在安全壳的全寿期内，应监测安全壳结构或安全壳壳体 的变形（切向的、垂向的或径向的）或位移（如监测构筑物的沉降 和不均勾沉隆）
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4.10.2.2对于预应力混凝土壳体，应提供探测预应力丧失的手 段。还应测量混凝土结构不连续处的温度，协助分析打压试验结果。 必要时，应确定混凝土的弹性模量和泊松比。 4.10.2.3应记录监测安全壳稳定性和变形随时间变化的测量结 果以显示趋势。 4.10.2.4应在适当的位置（例如在安全壳底板和适当的楼板上） 设置地震相关的测量仪表。 4.10.3偏离正常运行的探测 4.10.3.1总的要求 4.10.3.1.1应在安全壳内设置用于早期发现安全壳偏离正常运 行的适当仪表，包括： （1）放射性物质的泄漏； （2）异常辐射水平； （3）高能泄漏； （4）一回路冷却剂的泄漏； (5）火灾; (6）部件失效。 4.10.3.1.2对于检测扩展中的偏离情况的仪表，应通过适当的分 析方法来估算其灵敏度和测量范围。 4.10.3.1.3可通过单独的仪表或仪表的组合提供信息，充分探测 不同的异常情况。 4.10.3.2 安全壳大气的温度
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4.10.3.2.1监测安全壳大气的温度是有必要的，以便检查其是否 在正常运行规定的范围之内，如下所示： （1）应安装足够数量的温度传感器，测量安全壳大气的温度： （2）测量安全壳空气冷却器的流体温度，可用于估算安全壳大 气的温度。 4.10.3.2.2应记录安全壳大气温度的测量结果，显示其变化趋 势。 4.10.3.3安全壳压力 4.10.3.3.1应建立安全壳压力的监测手段，检查安全壳压力是否 在正常运行规定的范围之内（气动阀的操作、安全壳温度变化、压 缩空气或氮气等流体泄漏可能导致压力的微小变化）。 4.10.3.3.2对于二次包容壳或双层安全壳，应建立二次包容壳或 环廊内的压力监测，检查压力是否在正常运行规定的范围之内（应 保持较小的负压）。 4.10.3.3.3应记录安全壳压力的测量结果，显示其变化趋势。 4.10.3.4安全壳大气的气体成分 在可能出现高浓度可燃气体的位置，应监测安全壳大气的成分 4.10.3.5不同位置的湿度 4.10.3.5.1湿度是在运行状态下探测一回路泄漏的一个非常重 要的因素。以下参数可用作测量湿度的基础： （1）安全壳大气的露点温度；
环廊”表示安全壳两壁之间的自由空间
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（2）传感器的阻抗或电阻等电气参数； （3）安全壳空气冷却器中冷凝液的流量。 4.10.3.5.2应记录测量结果以显示其变化趋势。 4.10.3.6贮水箱和疏水地坑的水位 应在每个安全系统的贮水箱和疏水地坑，以及每个空气冷却器 冷凝液收集器中配备液位指示器。 4.10.3.7辐射水平和放射性测量 4.10.3.7.1应测量安全壳内不同位置的辐射水平，以便对工作人 员进行辐射防护，并尽早发现任何异常情况。 4.10.3.7.2作为一回路泄漏探测的补充手段，应测量安全壳大气 和水（贮水箱和疏水地坑）中的放射性水平。 4.10.3.8可见的异常情况 4.10.3.8.1在安全壳内预计会出现泄漏或其他故障和/或人员难 以接近的场所（如反应堆冷却剂泵、设备闸门、人员闸门、反应堆 水池），应安装视频监测系统以探测异常情况。 4.10.3.8.2应配置可移动的摄像机，以便在需要时使用 4.10.3.9噪声和振动 应考虑利用对发自安全壳的噪声信号的测量和分析来检测异常 情况（如采用频谱法和傅里叶转换法对噪声信号进行分析）。 4.10.3.10火灾 应在有火灾危险的每个隔间内安装探测烟雾和/或火焰的探测器 作为早期探测可能发生火灾的附加手段
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4.10.4安全壳泄漏率定期试验 为进行泄漏率定期试验，应在安全壳内布置适当的监测仪表。 应把温度、压力、湿度和流量的测量值结合起来，用于定期计算安 全壳大气的质量和估算泄漏率。对于钢制安全壳，还应测量钢板的 温度。 4.10.5监测系统的可用性 4.10.5.1应采用适当的仪表监测用于质能释放与控制、可燃气体 控制，以及放射性释放控制的系统的可用性。 4.10.5.2系统的可用性可通过以下方法进行确认或验证： （1）在主控室内连续监测和显示主要的安全重要参数（推荐对 关键安全参数进行集成监测）。 （2）执行要求的定期试验和检查； （3）用于质能释放与控制的系统，监测阀位、运行中部件的状 态和流量； （4）用于放射性物质控制系统，监测隔离阀的阀位、人员闸门 的状态、膨胀气密闸门的密封压力和系统运行所需水箱的液位， 4.10.6系统自动运行的触发 4.10.6.1在发生质能或放射性物质大量释放到安全壳内的事故 时，需要获得不同种类的信息，确保对释放到安全壳内的质能、放 射性物质和可燃气体进行完全的、有效的控制。控制过程应当自动 触发或者在时间足够的情况下由操纵员启动。 4.10.6.2各种参数的监测信息应能证明安全壳内发生了大规模
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（2）核实要求的安全动作是否正在执行，显示要求的安全系统 和用于设计扩展工况的安全设施的运行状态的工艺参数（如系统的 流量、贮水箱和地坑的液位，以及运行压力）。 （3）表征安全壳密封性可能劣化或丧失的工艺参数（例如安全 壳隔离阀的阀位、通道和闻门的状态、安全壳压力和周围构筑物内 气溶胶活度）。 （4）应急运行规程或严重事故管理指南中明确的措施，执行操 作所用的工艺参数（控制压力并保持安全壳内状态低于规定限值的 工艺参数）。 （5）快速评价放射性后果和辅助确定保护公众的长期行动（场 外应急措施）的信息。用于评价放射性后果的仪表可能包括以下方 面： 一安全壳内、外围构筑物内气溶胶活度和剂量率的监测仪表； 一监测安全壳地坑水状况的传感器（如温度和pH值）； 一烟窗和安全壳通风管道中情性气体、放射性碘和气溶胶的放 射性监测仪表； 一安全壳排气阀门的阀位指示器。 （6）应设置专用仪表，以便在万一发生堆芯熔化事故时允许主 控室人员采取维持安全壳完整性的长期措施。这类仪表应提供以下 工艺参数的信息： 一启动反应堆冷却剂系统快速降压（堆芯熔化前）和确认卸压 阀处于开启位置的参数； 一确认反应堆堆腔淹没（压力容器内堆芯熔融物滞留策略）或
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压力容器外滞留构筑物灌没（压力容器外堆芯熔融物滞留策略）的 参数； 一定位熔融堆芯的参数（用于压力容器外熔融物滞留策略）； 一启动和确认安全壳喷淋系统运行的参数； 一启动和确认安全壳热量导出系统运行的参数； 一启动安全壳排气系统或措施的参数（如果相关）； 一控制氢气风险的参数。 4.10.7.2安全壳内应设置监测或取样的系统，以评估可燃气体爆 作的风险。系统的设计应考虑以下因素： （1）可燃气体的可能来源，如包壳材料与水之间的相互作用： 或熔融堆芯与混凝土之间的相互作用，或辐照分解； （2）是否存在氧气和惰性气体： （3）是否存在稀有气体和气溶胶： （4）设置的消氢装置，以及装置的类型（非能动或能动）; （5）充分搅混安全壳大气以避免氢气局部积聚。 4.10.7.3可通过直接的气体浓度测量或取样实现监测。另一种可 能的替代方式是通过测量温度评价复合器的复合活性。 4.10.7.4应制定措施在适当位置对安全壳大气和地坑水进行取 样。所采用的取样装置应经过预计的安全壳工况条件的鉴定，安装 应避免一亘装置破裂时导致安全壳旁路。取样装置的设计，应保证 对操纵员的辐射照射不会超过职业照射剂量限值。 4.10.7.5把放射性物质输送至安全壳外的监测或取样管线应视
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为安全壳的延伸部分，因此应满足与安全壳结构自身相类似的结构 完整性和密封性要求，
为证明安全壳及其有关系统符合设计和安全的要求，应根据经 验证的规范和标准，在建造、调试和运行期间进行试验和检查，并 考虑增强的建议
5.2 建造期间的检查
5.2.1应在建造的不同阶段进行检查，确保符合设计和建造的标 准规范。应跟踪和报告缺陷、偏离和不符合项。建造期间应对构筑 物、系统和部件进行检查，典型的区域或物项包括： （1）竖向钢束锚固区; （2）底板钢筋安装和混凝土浇筑工作； （3）水平预应力钢束锚固区： （4）预应力钢束管道布置： (5）金属衬里; （6）大型孔洞周围的钢筋布置。
5.2.2应由具有资质的工作人员开展建造和检查工作
5.3.1应在反应堆首次临界前进行安全壳及其有关系统的调试
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试验，证明安全壳的结构完整性，并确定安全壳的泄漏率和确认系 统和设备的性能。 5.3.2结构完整性试验8 5.3.2.1应进行压力试验，证明安全壳及其有关系统以及承压边 界的结构完整性。 5.3.2.2应在规定压力下进行压力试验，该规定压力至少是设计 压力，并考虑所用材料的适用标准。压力试验的温度应高于金属材 料韧脆转变温度。 5.3.3安全壳的整体泄漏率试验 5.3.3.1应进行整体泄漏率试验，证明安全壳泄漏率不超过规定 的最大泄漏率。该试验应在安全壳部件处于胜任事故工况的代表性 状态下（在可行范围内）进行，证明在这种状态下不会超过规定的 泄漏率限值。 5.3.3.2为了给后续的在役泄漏试验建立参考点，调试期间的泄 漏率试验压力应与在役泄漏试验所选压力一致，并满足以下要求： （1）若在役试验在低于设计压力的某个压力下进行，则应在在 役泄漏试验压力和设计压力之间选定一组试验压力，在该组压力下 执行调试期间泄漏率试验。 （2）若在役试验在设计压力下进行，则调试期间的泄漏率试验 也应在此压力下进行。 5.3.3.3为了可靠的验证泄漏率，选择试验压力时应考虑安全分
安全壳结构完整性试验，在有些标准规范中也叫“安全壳结构强度试验”或“安全 壳结构整体性试验”。
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析报告中对核动力厂全寿期内整个压力范围假定的安全壳泄漏率验 证的需要。有两种验证方法，如下所示： （1）绝对法：可通过测量压力或千空气质量随时间而降低的函 数关系来验证泄漏率。采用这一方法时，应连续测量安全壳大气的 温度和压力、外部大气的温度和压力以及安全壳大气的湿度，并将 这些作为评定中需要考虑的参数。应采取措施以保证安全壳大气的 温度和湿度均匀分布。 （2）参考容器法：参考容器法根据安全壳大气和参考容器大气 之间的压差确定空气质量。压差由压力计确定，其中一端向加压安 全壳开放，而另一端连接至安全壳中放置的管道密封加压系统。假 设参考容器温度和安全壳温度相等。 5.3.3.4在设计中应考虑调试和定期试验的需要，且应能鉴别在 试验期间可能损坏的所有部件。设计中应包括使安全壳升压和降压 的必要方法和用于试验的适当仪表。 5.3.3.5为确定安全壳内不同区域中有代表性的大气状态，应永 久地或根据需要临时在安全壳内适当的位置设置仪表。 5.3.3.6对于双层安全壳，确定从安全壳向壳外的直接泄漏率的 种方法是通过计算以下两项的差异： （1）由内层安全壳的泄漏试验确定的从内层安全壳的总泄漏率 （包括由内层安全壳向环形空间的泄漏和从内层安全壳向外部大气 的泄漏）：
水或气体不能在内层和外层安全壳壳体之间的环形空间内予以收集。
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隧洞工程施工方案核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计
5.3.4.4为了在测量泄漏率时达到更高的精度以及提高对阀门泄 漏的探测能力，设计应具有对单个阀门进行试验的能力。 5.3.5安全壳内设备和布线的功能试验 5.3.5.1应进行试验以验证有关系统的性能满足设计规范的要 求，除非试验对安全有不利的影响。 5.3.5.2应对与安全壳有关系统的所有电缆布线进行试验，证明 与设计没有偏差且所有的连接与设计一致
容主要针对预应力混凝土安全壳，钢安全壳应参照相关规范标准。
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并且确定试验压力时应防止试验时对安全壳产生过高的应力。在结 构完整性试验期间均应进行密封性试验。对于配有不灌浆钢筋的预 应力混凝土安全壳，可用监测预应力束的方法来代替压力试验，此 时密封性试验仍然是需要的。 5.4.3安全壳的整体泄漏率试验 5.4.3.1设计应提供定期进行在役泄漏率试验的能力，以证明在 核动力全寿期内能维持在安全分析中假定的泄漏率以内。在役泄 漏率试验可以在下述任一种压力条件下进行： （1）某一压力，根据该压力下所测得的泄漏率可以足够精确的 外推到安全分析中考虑的事故工况下压力时的泄漏率； （2）安全壳设计压力。 5.4.3.2还有一些方法可用来对核动力厂运行期间安全壳整体泄 漏率进行连续评价以获得事故工况下安全壳泄漏率的大致指示。这 些方法通常基于核动力户正常运行期间安全壳内的压力变化或质量 平衡。在某些情况下，通过采用这种连续监测方法和停堆换料期间 大量的局部泄漏率试验，可以适当降低整体泄漏率试验的频率。 5.4.4目视检查 5.4.4.1目视检查对于老化效应的监测和检测、裂缝的探测和变 化监测都很重要，且可以验证结构监测的结果和仪表。 5.4.4.2若技术上可行，应采取措施对安全壳构筑物（包括预应力 钢筋混凝土安全壳的钢束）、贯穿件和隔离装置进行完整的目视检查。 5.4.4.3对安全壳壳体的目视检查应与相关的试验协同进行。应
某工业园设备厂房智能化系统电气施工组织设计_secret核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计
采用通过专门的、针对裂缝的类型、大小和/或其他对泄漏和结构完 整性而言重要的缺陷检测鉴定的目视检查技术