RCC-P-1991 法国90万千瓦压水堆核电站系统设计和建造规则.pdf

本文件 是为法国压水堆核电站制ZMA?7 6 T X T f r ti o 本规则适用于带有金属衬里的预应力混凝土安全壳的 标准9 0 0 4 4 e 系列核电站，参考电站是 T R I C A S T I N 电站。本文件的应用范围限于核岛系统。此外，本规则仅提出系统的设计准则，而不是尽可能地规定实施方法和设计数据。本文件分为以 下五个部分：1、第一章说明电站的总体布置及其所使用的通用准则。2,第二章介绍系统设计准则，按下列顺序：构成密封屏障的系统；专设安全设施；其他机械系统；电气系统。3,第三章与接口 规则有关，即说明：系统之间或设备之间的布置规则；一 弓 阵 供汽系统与电站其他部分（土建结构、汽轮机厂房及核供汽系统以外的 辅助系统）之间的连接规则。在这一章中，核供汽系统不仅包括反应堆和反应堆冷却剂系统，而且包括在各种正常、故障或事故工况下直接冷却堆芯所需要的各种系统及保护系统（仪表和控制系统），所有这些系统按一个协调的整体由单一供货方提供。4、第四章介绍关于运行分析应遵循的规则。5,第五章说明关于人员电离辐射防护的总则。本文件只参考法国现有的法规条例，以及“压水堆 核电站设计和建造规则”的下述其他规则：R C C 一G 9 0 0 0e 压水堆核电站土建设计和建造规则”。R C C-I“压水堆核电站防火设计和建造规则”。R c C 一M“压水堆核岛机械设备设计建造规则”。R C C 一E“压水堆核岛电气设备设计建造规则”。R C C-C“压水堆核电站燃料组件设计和建造规则”。子 沪录一目一 核电站总体设计和布置总则 ，二”“”“”1 1.1 桂电站总体布置说明，一”“”二 2 1.?对外部灾害的防护总则 ，1。1。3 设计和布置总则 ，”基本系统的总体 设计 ，“洲 2.1 构成密封屏障的系统 ，2 2 2 1 1“摊料”系统反应堆堆芯 ，G C 2 1 2 反应堆冷却剂系统 ，2 3 2.1 3 第三道密封屏障 ，3=,2,1,4 其它屏障 ，一o)Z C 专i 受 安全设施 ，4 1 2 2 1 应急堆芯冷却系统 ，4 1 2.2.2 安全壳喷淋系统 。，一4 几 2.2.安全壳氢浓度控制KT气咭侧粟统 一4！，2.2.4 蒸汽发生器辅助给水寨统 :j 2 2.2.苏 与专设安一全设施有关的其它系统 5 5 2.3 茸它机械系统 ，一5 6 2 3 1料 装卸与 贮 存系统 ，“2.3.2 换料和贮存水池的水处理和冷却系统 ，5 9 2 3 3 通风系统 ，们 2.3.4 余热排出系统 一6；2.3.5 化学和容积控制系统及反应堆硼和水补给系统 ，翎 2.3.6 设备冷却水系统和安全厂用水系统 月 2.3 7 废物处理系统 ，若 2 3 8 榨取样系统 ，8 3 2 3 ，蒸汽发 生器 排污系 统 ，B Z 2 3 1 0 压缩空气系统 ，8 4 2.4 电气系统 ，盯 2 4.1仪夹和 控制系 统 ，时 2.4.2 电源系统 ，、，。一9 1江 接口规则 、9 下 3 1 布粉规则 4 ，11“3 2 核供汽系统与 七 建结构的接口趣刚 1 以 3 3 林棋汽柔统与汽轮机厂房的接f=j 规则 ！i i h 3.4 挥供汽系统与其它抽助系统的接口规则 l l U.运行分析规贝 11 .1 1 3 4.1 设备分级 ，4 1 1 4一宝 令 备状态)u 应堆冷却剂系统工况分析规则1 2 1一事t 7 分 一 析p a nil特殊工况分析规则“极不可能发生的运行工R.”分析规则1 3 1一n产伪J斑J口卜口n 才咬力U二砚任住月性%人员电14 (N 射防护的总则 。一 ”二 “二 二”1 3 5 5 1 卞要概念和量值 1 3 6 5 2 防护总则 、，1 3 6 5.3 工作人吊 的防护 1 3，5.4 祠 卜 放一贮存。，。1 4 0 5 C 环l a 排放特 州 一与 监 洲 ，1 4 5 5 6 辐4-.r 防护测章 ，1 4 6 5.装卸、运输和贮存 ，1 4 6核电站总体设计和布置总则卜 1核 电 站 总 体 布置 说 明 ，。，二。21.2 对 外部灾害的防 护总则 ，1 01.3 设计 和布置总则 巧I 核电站总体设计和布置总则，1 核 电站 总体布 里说 明1 1 1 P:7 1 言一座 核电 站由 若千台 核电 机组、辅助 厂 房和建 筑 物组成（见图1.1.1 及 1.1.2)一台核电 机组是一个包括有以下三组主要厂 房的电 力生产单位：核岛，包括：容纳核供汽系统的反应堆厂房；嫩料厂房；核辅助厂房。电气厂房（有时包括在核岛内）；汽轮机厂房。核辅助厂房、电气厂房和汽轮机厂房为两台核电 机组共用。核电站的总体布置由一整套的规则或原则来确定，它们规定：个厂区内核电机组的台数及位置，一 一 每台核电机组各厂房的相对布置；与 核电机组有关的辅助厂房的相对布置，电站厂区与其周困环境之间的接口（水、电网、运输路线等）。1.1.2电站 厂 区 的 限 制 1.1.2.1 核电机组的数目 每个厂区核电机组的台数取决于：用户对于核电 机组的需求；一一愉电线路的利用限制；一一选定电站厂址时的有关限制：按照行政部门的规划可利用的土地面积；根据地质（基础）和水文（可用的冷却水流里）等特点，按照技术方案，厂区能容纳一定数量机组的能力。另外，还有法 规条 例所规定的 限树，这些限 制力 求减 少电站 对于周围 环 境的 影响，特别是由放射性排出流以及热量、化学物质的排放造成的影响。1.1.2.2 专门法规 1.1.2.2.1 放射性排出流的 排放法规 a）放射性废液按1 9 7 6 年8 月1 0 日 颁发的关于1 9 7 4 年1 2 月 3 旧 7 4-1 1 8 1 号法令第1 6 款的实施条例执行。这些实施条例规定了 氛以及氛以外的所有放射性同位素的放射性活度极限 值，即：一 一 每台机组每年排放的放射性活度；。2 一一完全稀释后计算增加的放射性浓度，以每夭平均值表示；对位于河边的厂区，由该河流域所有核电站运行而增加的放射性浓度，以 每季 度的平均值表示。b 放射性废气同样地按1 9 7 6 年8 月1 0 日 颁发的关于1 9 了 4 年1 1 月 6 日？4-9 4 5 号法令第1 4 款的实施条例所规定的限制执行，它规定了每台 核电 机组每年排放的放射性活度和计算的每周平均放射性浓度。有关 放射性废液和废气排放的其他资料在第V 章“人员电离辐射防护的总则”中给出。按照法令（7 4-9 4 5 号和7 4-1 1 8 1 号），放射性废液和废气的排放条件在法国同样要在上述条例的规定限值范围内执行每台 核电 机组或每组机组的特别许可条令。l.1 2.2.2 热排 放和化学 物质排 放法规 向 海水或淡水排放工业废液的条件由1 9 7 5 年5 月1 3 日的条例和1 9 7 5 年8 月6 日7 5-1 1 9 号及7 5 一1 2 0 号通告所规定，这些法令和通告都与按照1 9 6 4 年1 2 月1 6 日“一1 2 4 5 号法律第2 款和第6 款制定的1 9 7 3 年2 月2 3 日7 3-2 1 8 号法令的实施有关。这些法令和通告的目的在于根据水的用途通过规定明确的水质指标来防止水的污染。为此，这些法令和通告特别规定：排放水温度低于3 0 C;排放水的P H 值应在S.s 与8.5 之间（排放海中为5.5 至，.0);排出流的成份不应引起接收 环境的明显变色；排出流不应含有与吸收环境的水混 合后会毁灭鱼类的物质；排放设施应满足一定的准则：设备布置要便于取样并减少废液排放引起的扰动；人员可以接近以便进行监泌。1.1.3主 要 厂 房 的布 置 图1.1.1 和1.1.2 所示的标准布置设计，应用下述主要准则。1 1 3 1 核岛布盆 核岛布置应遵循下述主要准则：强放防护区建得尽可能紧凑，并只准有一个出 入口；考 虑到反应堆厂房与其他厂房间有许多连接，将反应堆厂房布置在核电机组的中 心；执行安全注射和安全壳喷淋的系统尽可能设置在靠近反应堆厂房的地方；核辅助厂房与反应堆厂房的连接区 尽可能宽敞些（由于贯穿件很多）；与反应堆厂房连接的嫩料厂 房应正对着燃料元件的运输通道，而运输通道的位置由反应堆冷却剂环路的位置来确定；反应堆厂房的设备舱口 位于两条反应堆冷却剂环路之间；反 应 堆 厂 房与 电 气 厂 房之 间 的 连 接区 要 足以 能 布 置 开 电,A-%贯 穿 件。1.1.3.2 双核电机组 核电机组成对布置，这种布置使两台机组共用某些对机组的安全不太重要的辅助系统，同时也可以将电气厂房及控制室布置在一个厂房内。设备的布置规则在3.1 节“布置规则”中加以说明。核电机组成对布置的主要好处在于经济方面，它使厂 房布置紧凑，减少占 地 面积，从而节省投资，减少运行费用。对一 座有几 对核电 机缘组 成的 核电 站，按照成 对核电 机组的 平移 原则 进行 扩 展，成 对机组的图纸可以通用。1 1.3.3 电 气厂 房 布 里 电气厂房位于反应堆厂 房与汽轮机厂房之间，以利于电气厂房与汽轮机厂房、反应堆厂房和核辅助厂房之间的连接。这种布置能使电气设备集中布置在一些专门的房间内，从而具有如下优点：容易运行；户 一 一便于实现保护；有效地防御外部灾害（飞射物、水灾、工业环境）。1.1.3.4 汽轮机厂房的方位 装 有阿尔 斯通公司汽 轮发电 机组的 汽轮 机厂 房应 布置 在核岛 的切 线方向，以 减少土 地 使用面积。汽轮机厂房与电气厂 房之间的档墙要加固，以减少由于汽轮机低压缸断裂时可能引起的飞射物对控制室和反应堆厂房产生直接飞射的影响（见3.3 节“核供汽系统和汽轮机厂房的接口准则”）。对于装有法国电机公司（C E M 汽轮发电 机组的汽轮机厂房，采用另一种布置方式，它们对核岛沿径向布置，可以减少汽轮机飞射物引起的灾害危险，任一核电 机组都不会被它自己的汽轮发电 机组的飞射物直接击中。1.1.3.5辅助厂 房布且 辅助厂房最好根据厂区进行布置。汽轮机厂房的定子装卸软道穿过辅助厂房区。仓库的装卸路线与定子装卸软道相平行。1.1 _ 4厂 区内各 厂房 的总体 布 置 在厂区内，下述主要厂房及建筑物相互之间的布置没有什么特殊的规定：各核电 机组本身及其有关的 辅助厂房；高压开关站（若有的话）；一一 取水和排水构筑物；一一冷却塔（若有的话）。然而，仍有必要检查选择的布置方式能够符合下述现行标准：最大噪音水平限制（在居住区边界处不超过4 5 分贝），按法国 标准N F S 3 1 0 1 0 来计算；有关防止破坏活动的规则。除了上述规则的限制外，电站厂区的总体布置还要考虑下述因素：经济性：通过合理地选择各个构筑物的位置（各核电机组、泵房、排水站、冷却塔），可使输水管道长度（从而使成本）最佳化；对电气连接（翰电线、高压开关站、核电机组）也是 这图 I.1.I C P I 型 标 准 9 0 万 千 瓦 核 电 站 平 面 布 置 图（采 用 阿 尔 斯 通 公 司 的 发 电机 组，例 如 T R I C A S T I N 电站，小 一 一 碑，！I）I ，白。，JL！fL1！一一一一，1，口，中1日t，讨州11人 工 工一一一广！尸 一一一 一户，一一一 一I I！，十1，广 一一 一 一闷 广 甲 I 生古 一 一叫 叫 气 ：，一一一Ll一 一 J 甲 下 不 一习 _ i。一J一一 一 一一 斗 一 奋p 一一1we厂七IJ 一 一I I I,I 1 一一一广一一 1 令乞卜节丁 g一 一 Jt，口 月寺今咨，奋 门卜 口，“户，。二t一t：t，f七5图 1.1.2 C P 2 型 标 准 9 0 万 千瓦 核 电站 平 面 布 置 图（采 用 法 国 电 机 公 司 的 汽 抡 发 电 机 组，例如 S 八 工 N T-L A U R E N T.电站ltiF、扩、，、才（】6同 产、，卜1。1各又r-，i才L J1 0厂。上，卜卜，卜告J，44冬l一一0一一厂十，f：r；18J！洁段lee气 一 一 勺 一）八！Jr 目 ，一 书r1一一工一一l一一卜 一 J115.1 粉J 5 1 一 一一 一 一 I川一 月一 万一、i 一 l川！11！J一片一卜1L J1111曰llt TJ 一1一f！，L1 91 1 31 9）12口I日勺一一，、勺 I ：IJI r,一一-r r7 I！厂 一 二L 几-L U 一，LI I厂一曰；r J-J 匕I、犷，一，J 一钾 一一毛月 ，月、，it声厂jlL 一t 飞适 应 于 厂 址 的 核 电 机 组l刁表线虚。以示物表筑线建号助叉辅用区房厂厂图1.1.1 及1.1.2 中各构筑物的名称1反应堆厂房2 燃料厂房一 燃料贮存水池3核岛系统设备冷却水厂房4核辅助厂房5电气厂房6柴油发电机组7 蒸汽发生器辅助给水贮存水箱8汽轮机厂房9 气体贮存雄1 0 变压器平台1 1 办公楼1 2 机修厂房一仓库1 3 一般辅助厂房1 4 除欲水厂房1 5 设备运输龙门吊l 6 水泵站1 7 辅助变压 器1 8 汽轮发电机组1 9 换料水贮存箱2 0 润滑油贮存库 图1 1 3 核 岛一 汽轮机厂房 纵剖面采用 阿尔斯通 汽轮 机发 电机 组的 C P I 型核 电机 组父应 乡厂C 几 口 亡J二臣5，队汽轮讥厂房4 2.50屯气厂房l 科 厂房义关月刁月，IR-l!汽轮发电机纽r众 O爸丢 吧碱爽兰 二 主 一 片Iq1 n n、“器。IS 一，、只”声伽“向.W梦 r s:Pw r 群刀 J T刃/i 7癫：t三咚 交 映 县r丁 三络红河夕Y/I屯 七 r：丫 户，：韧努号;/i I次寿韶蛛添耐沙邺群泌耕啼夕:;令/亿/,r,刁 m 图1 1 4 核岛一 汽 轮机 厂房纵剖 面采用 法国 电机 公司汽 轮发 电机组的 C P Z 型 核 电机 组妞叔）反应琅厂房电 气 厂 房汽轮抓厂房二兰忠 压 兰2、一尸声 u阵二 扛 二不弃国！到1 r e-L 跳 u月t:翼 丫！丁勤 止 注v三 三 之 三 出 二7i淞N I l月O“曰 卜，决（,i(一一 一 一 尹 肯！加审1 乙 厂一赡黝擎数.a二二 石 J 二盏 一 乙二洲卜 91襄缉鳗三 代岁 似心 之 气巴t.f生 吮 产铆荃Z J“r r？“，卜l厂 一夕 夕之 s1 7/样；实用性：各建筑物相对于公路、铁路入口 的布置，现场管理；一 一 建筑 L 的要求。1.1.5 各厂房标 高 的确 定 标准断面图1.1.3 和1.1.4 标明了各厂房的 相对标高。核岛、汽轮机厂房与厂区基准地坪的相对标高是规定不变的，它们采用共同的士0.0 0 标高（反应堆厂 房一层楼面标高）。这些标高的选择决定了厂房之间连接区的 标高（特别是核岛与汽轮机厂房之间蒸汽管道的标高）。对核岛 来 说，反应 堆厂 房和it料厂 房的 相对 标 高是 按下 述选择原则 确定 的，即 反应堆 厂房（指反应堆堆坑下的 基础底板）低于厂区基准地坪，乏燃料贮存水池高于厂区 基准地坪。这种标高选择同“水平运输通道”有关，并具有下述优点：一 州 呆 证反应堆堆坑的抗地震性能；一 A深持电气设备不淹水；硬于施工。1.2 对外 部灾害 的防护 总则 1.2.1 引 言 在核电站设计中要分析和考虑厂区 环境中由于自 然原因或人为活动所引起的下述外部灾害：自然原因引起的灾害：地震、水灾、异常气候条件；人为活动有关的灾害：飞机坠落，由工业环境及运输线路所引起的危害；由于汽轮发电机组断裂产生的飞射物。对于人为的破坏活动，本规则中 不作具体考虑。在核电机组遭受到外部灾害以后，需要达到的三项基本目标是：能保持反应堆冷却剂系统的完整性；能使反应堆停堆并排出余热；能使电站厂区范围的各种放射性物质的释放限制在容许水平。下面各节将介绍与每种灾害有关的各种综合因素。1.2.2 自然灾害 1 2.2.1 地霍 1 2.2.1 1 概迷 核电 站的 构 筑物设计 要考虑 称之为安 全 停堆地 震的 一 种地震，对 这种 地震 要 满足1.2.1 节中的三项基本目 标。1 0.安全停堆地震谨常采用历史卜 可能出现的最大地震(S M H V）加七 等于M S K 标准烈彦1度的安全裕度而定出的假想地震，以便安个地设计与安全有关的设备和建筑物。历史卜 可能出现的最大地震是很据历史观察记录 并考虑到厂区附近的地质情况及地震构造因素，认为在厂区可 能会出现的最强烈地震。1.2.2.1.2 标准化的核安全级厂房和设备 标准9 0 0 M W e 系列的设计以安全停堆地震俏为基准，其地震烈度值规定为N S K V 1ll 度。取零周期的地面加速度为：水平加速度：0.2 9;一 一 垂直加速度：2/3 X 0.2 q=0.1 3 3 g o 设计采用的加速度响应谱取法国电力公司的地面响应谱（见R C C-G“压水堆核电站土建设计和建造规则”）。地面响应谱可根据土壤动态杨氏弹性模量在5 0 0 至2 0 0 0 M P a 范围内计算所得结果的包络线来确定。a)厂房设计 标准化的核安全级厂房的设计都以安全停堆地震值为依据。然而，厂 房的底层结构设计（例如基础底板）要适应每个厂区的地震条件及土质情况。b）设备设计 对于抗震类的设备来说（见4.1 节“设备分级”），除安全停堆地震外，通常还采用第二种地震等级，称之为 运行基准地震或坏 安全停堆地震，即这种地震的零周期地面加速度等于安全停堆地震加速度值的一半。运行基准地震规定为 M S K W度标准值。进行系统和设备的设计，首先依据由所在厂房的 标准地震 值得到的结果（载荷、位移），并考虑这些设备在该厂房中的位置或标高（楼板响应 谱）。在运行基准地震情况下的设备设计必领满足的准则要比安全停堆地震情况更为严格。这咬准则列在R C C 一 m 压水堆核岛机械设备设计建造规则，中。1.2.2.1 3 非标准化的核安全级厂房 非标准化的核安全级厂房应按厂区特有的地震条件进行设计。所需考虑的地震烈度是厂区测得的历史上最大可能的地震加 上 等于m S K 标准烈度1 度的安全裕度。1.2.2.1.4 非核安全级厂房 非核安全级厂房的设计，根据1 9 6，年颁布的抗震规则进行，其中1 1组1 区适用于标准化厂房，1 1 组中与厂址有关的区域适用于非标准化厂房（见“压水堆核电站土建设计和建造规则，R C C 一G)。1 2.2.1.5 地震仪表、装设地 震侧量 仪表，是为 了 获得有关 地震特性以 及厂 房抗震性 能 方面的 信息。地 震 测量仪表不作为自 动紧 急停堆系 统的一部 分，但是 地震测 量可以 决定电 站重 新起动前 需要 进 行哪些检查。地震测量仪表遵守基本安全规则1.3.b 节的规定。1。2.2 2 外部水灾 1.2.2.2.1核安全级设备的防 护 为满足1.2.1 节中所述的三项基本目 标，反应堆停堆和余热排出 所需系统的设备以及防止放射性产物释放的系统的设备（结构和部件）都应能防御基本安 全规则1.2.e 节规定的设计基准洪水。这就导致把厂区 基准地坪标高定位在超过设计基准洪水的某个标高处。对于在基本安全规则公布之前建造的厂址以及不符合这一规定的厂址，如有必要应采取特殊的措施。对于在 基本安 全导 则公 布之前 建造的 厂址，应按厂 区 基准地 坪 标高等 于 设计 基准洪水 水位标高来保证其安全功能。1.2.2.2.2非核 安全级设 备的防 护 非核安全级设备应能防御相应于历史上已知的最大洪水或最大溯汐的水 位。理论上，按照这种见解，厂区的地坪标高低于核岛的地坪标高。但由于投资和设计方面的 原因，厂区 的 地坪 标高实际 上可以 与 核岛地 坪的 标高 相同。1.2.2.3 怒劣的 气 候条件 所有的建筑物按“风、雪对建筑物影响的规则.P 及其附录（规则N V 1 9 6 5，经1 9 6 7,1 9 7 0和1 9 7 4 年修改，1 9 7 5 年1 月 出版，见“压水堆核电站土建设计和建造规则11 R C C-G)进行计算。这些规则根据各种因素（厂区的地理位置、厂区的开散程度、建筑物的高度及外形等）规定了 需要考虑的正常和最大的气候载荷（雪和风的影响）。标准核电 机组的厂房 设计应考虑下述气候载荷：风的影响：相应于“I I 区开放地区，载荷；雪的影响：相应于“I II 区”载荷。在构筑物的设计中 应按照适用的设计规范（钢筋混凝土的B A“规则、预应力混凝土的I P 65 规则、金属结构的C IA“规则 见“压水堆核电站土建设计和建造规则”R C C-G）考虑上 述载荷。2.3 与人类活动有 关的灾害（飞机坠落、爆 炸）1.2.3.1 评价方法 1 2.3 1 1 概迷：风险概率评价 在设计或保护核电机组的厂房或设施时，需考虑人类活动（如飞机坠落、工业环境中的爆炸）所造成的风险。这种考虑是通过对这些风险的 概率评价得出的，为此要有足够的具有代表性的统计数据。要估价这样一次灾害后放射性过量释放的几率（P),必须估价出灾害发生的几率(P 1),灾害发生后安全功能不再得到保证的几率(P 2）和导致向 厂区 范围释放过It 放射性的几率(P 3).从而得到如下方程：P=P I XP 2 XP 3 a)P 1 根据已 发 生事 故的统 计分 析来 确定，b)P 2 一般由如下情况确定：。1 2。一 一 若容纳安全功能设施的厂房能承受住冲击，则P 2=0，因此P=0.在相反情况下：对专设安全设施：(1)若系统不是多重的或系统在地理位置上布置得太接近，则P 2 二i s (2)若系统是多重的且 布置较分散，则尽量用可靠性技术来确定P 2 o 对贮存或容纳放射性物质的设备，P 2=1 0 。）若P 3 定量确有困难，则取P 3=1。对乏燃料贮存水池，按贮存时间计算可能释放出的放射性，便可以更精确地得到可能的排放值（相应地P 3-0.1)。同样，对废液及废气处理系统，对放射性的 潜在后果所作的分析证明释放是允 许的，因此选择P 3 值为零。1.2.3.1.2 靶物”的定义 把为保证核电站的三顶独立安全功能的良 好执行所需要的所有建筑物及设备，定义为需保护的“靶物”。这些安全功能是由1.2.1 节规定的三顶基本目 标引伸出来的，即：反应堆停堆和排出余热；乏燃料组件贮存；放射性废物处理。如果不可能研究灾害对部分“靶物”的影响，为保险起见，对包容“靶物”的厂 房应予以保护。1.2.3.1.3 皿大几率 对上述所规定的每个安全功能来说，在厂区范围出现不能允许的放射性释放的最大几率的数量级为：1 0 i 机组 年 然而，为了考虑对具有类似后果的事故的几率进行必要的求和，对上 述所定义的每种安全功能，按每类灾害，取事件发生几率的限定值约为1 0 今机组 年。1 2.3 2 飞机坠落 飞机分为三类：普通飞机（重量小于5.7 吨）；商用飞机；一 军用飞机。对每座电站，都要对三种安全功能中的每种功能进行每一类飞机坠落概率分析，采用的评价方法是按法国领土制定的。为进行这种评价，公式中引入了承担每种安全功能的一个或几个厂房有效表面积的概念，这一面积确定了所要分析的“靶物”面积，这一面积与 这些厂房的表面积按照飞机可能坠落的方向在地面上的园柱形投影的平均面积相对应。根据统计分析结果，在法国对标准核电 机组建筑物的设计所考虑的唯一风险是来自 普通飞机坠落产生的风险。对厂房设计，考虑两种类型的普通飞机：“硬”飞射 物（主要为 穿孔效应）：航速为 3 6 0 公里 时、重为1.5 吨 的C E S S N A 2 1 0 型 单发动机飞机（发动机重0.2 吨）；“软”飞射物（主要为震动效应）：航速为3 6 0 公里 时、重为5.7 吨的L E A R J E T 2 3 型双喷气发动机飞机。，一 。1 3 1.2.3.3 由 工业环境及交通线路引起的危害 要研究核电站厂区的工业环境，特别是附近有潜在危险的工计 设施。1.2 3.3.1 危险工业设施的 鉴别 要研究下述工业设施及运辅线：工朴区，、工朴 设备或 港口 设 施，包括：石油和石油化工设施；化工设施；煤气论施：辅油管，输气管线“一；0 加工和（或）贮存爆炸物、有毒物或腐蚀物的设施；需要运输或贮存爆炸物的工业设施；地面运输线，如公路、铁路、调车场等；内河航线：航道、运河及河流；海运航线。1.2.3.3.2危险 材料和产品 的 鉴别 要研究下述危险材料和产品：液态的、液化的或气态的 碳氢化合物；化学和（或）石油化工产品；爆炸品：对人员和（或）设备有害的产品。卜2 3.3 3 危害的种类 应研究下述危害：厂 一 外发生爆炸（在限定环境中的源点或烟气团漂散后的大气中）：空气压力 波、相应的地震波、飞射物等；难 厂外失火：辐射、烟雾 一 有毒和腐蚀性气团的漂移。1.2.3.3.4 风险评价 每座电站都要对每种灾害作发生概率分析及其特性分析。为此，已建立几种评价方法来定量地分析由各种危险工业活动引起的风险。1.2.3.3.5 采取的保护措旅 在标准电站设计中都没考虑由工业环境所引起的火灾或爆炸的危害，也没考虑有毒的或腐蚀性气团的可能漂移产生的危害。要逐个对厂区 进行分析，必要时应采取积极指施来防御这些危害。不过，凭经验及用弹塑性理论进行的 校核证明，借助于微小的增塑作用或裂缝，采取一般性的措施则足以 保证装有安全级系统或安全级设备的核岛厂 房能 杭御最大超压为5 千帕、持续时间为3 的奄秒、具有陡峭前沿的三角形冲击波。1.2.4 汽轮 发电机 组断裂发射 的飞 射物汽轮发电机组的脆性断裂以及超速时的塑性断裂可能是产生高能飞射 物的两个原因。I 4.所考虑的唯一的高能飞射物夹自汽轮机低压缸的转动部分。a)超速时的塑性断裂 从 冶金学 观点 看 夹，当 汽轮发 电 机组 达到了良 好转子 所能 承受的 最大 超 速时 就会发 生塑性断裂。鉴于：转子和叶片在1 5 0 一2 0 0%领定转速的超速时（取决于转子的类型）有满意的性能；超速保护通道有高度的可靠性；在蒸汽进汽阀上设置监!装置，通过及时发现其故障以提高可靠性；设置汽轮发电机组分级保护装置，进一步减小汽轮机超速的风险；因此，塑性断裂不予考虑。b）脆性断裂 在汽轮发电机组启动和停止的循环过程中产生的低循环疲劳，可能是使叶轮内部缺陷扩展的唯一因素。尽管：一 一进行了制造检验（无论在9定转速或超速情况下，应力最大的叶轮中临界缺陷的计算尺寸远大于制造检验所允许的最大缺陷尺寸）；缺陷扩展的这度很慢，叶轮可经受1 0 至1 G 次的启动一停止循环，而在运行期间每年观测到的循环次数只 有几十次；汽轮机超速保护通道的定期监侧；对汽轮发电机组与核岛呈切向布置的核电机组，仍需按下述方式考虑脆性断裂:在电气厂房与汽轮机厂房之间建一道飞射物的防护墙，用来保护核岛设施免受具有下述参数的任何飞射物的直接撞击：质量：3 6 吨；初速度：9 2 米 秒。在汽轮发电机组相对于核岛呈径向布置的情况下，对安全有关的厂房 不需要进行保护，但仍采用上述措施来完善为限制各种危害而采取的措施（见1.1 节“电站总体布置说明!1），因而，任一核电 机组都不会被自 身的汽轮发电机组断裂或其配对的汽轮发电 机组断裂时可能产生的飞射物直接击中。3设 计 和 布 登 总 则1.3.1弓！言 从安全观点来看，核电站有以下两个特点：它构成一个放射源，厂 它所产生的放射性排出流的释放通常是可控的，而在发生故障或事故的 特殊情况下是不可控的。辐射防护、故障或事故的预防以及为减少其后 果所使用的手段（防护），都要求在设计与建造阶段采取一些技术措施。所有这些技术措施都在电站安全中起作用。1 5。电站的安全以纵深防御概念为基础，它包括三个安全层次，这些安全层次与运行工况的分类有关（见第W章“运行分析规则”）。第一层：电站的设计与建造的质量要保证在正常运行（包括正常瞬态）工况下电站不发生故障。第 二 层：安 全 系 统 的 设 计 要 尽 可 能 减 少 不 正 常 瞬 态 过 程 或 故 障 的 局 果。第三层：专设安全设施的设计要限制会导致放射性产物释放的 假想事故的后果。前两层相应于事故的预防，以此确定控制和保护系统的设计，用以 保证电 站的正常运行或阻止故障的扩大，以及保证前二道密封屏障C 然料包壳及反应堆冷却剂系统）的完整性。第三层相应于事故保护，以此确定专设安全设施的设计，用以在事故情况下将事故的后果减少到允许水平。专设安全设施为防止放射性产物释放提供了最终防御。按照单一故障 准则，专设安全设施应设计成在其中 一个部件发生故障时仍能完成其功能。3.2定 义 事故：是指可导致损坏一道或几 道屏障，从而引起放射性产 物释放的 极少发生的自然或人为的事件。这些事件需要专设安全设施投入 使用（见4.4 节“事故分析规则，中定义的工况皿和W）。屏障：是指位于核燃料和居民 之间为防止 放射性产物释放而设置的 边界或密封包壳。这些屏障依次为燃料包壳，反应堆冷却剂系统压力边界及安全壳（见2.1 节“构成密封屏障的系统”）。专设安全设施：是指事故后为限制其后果而起作用的安全系统（见2.2 节“专 设安全设施”）。单一故 障：是指妨 碍一 个设备 完成 其功 能的 孤立 随 机事件。由 单一 事 件引 起的多 个故障也看作是单一故障。能动故障：在机械流体系统中，在需要靠部件的机械运动完成功能的设备接收到动作命令时，拒绝完成其功能，这种故障称之为能动故障。例如：电动阀不能传动到正确位置；水泵不能启动。对于l h 回阀，由 于阀座有部分泄漏而不能关闭的故障（不保证密封）属于单一故障，但不能开启故障不属于单一故一障。非能动故障：在流体系统中，流体承压边界的破坏或影响系统内部流量的机械故障，称之为非能动故障。实际上，非能动故障仅指失水事故后再循环阶段中由于输送污染介质的专设安全设施中水泵或阀门密封损坏引起的泄漏。规定3 0 分种内的容许泄漏率为2 0 0 升 分左右。一短期：是指紧接在事故发生后的一段时间，在这段时间内反应堆的自 动 保护发生动作，各系统的响应得到证实，事故的类型得以验明，并 规定出在长期中应采取的操作。按习惯，短期指的是事故发生的最初2 4 小时。一 一一 长期：是指紧接着短期之后的系统运行时间，在此期间内仍需要系统的安全功能。在短期中，宝要的目的是限制放射性释放，而在长期中，如有必要，则应包活：使反应堆转 1 。入冷停堆需要的各种操作、进入反应堆厂房以及检修损坏的设备。安 全 停 堆：指的 是 这 样一 种电 站 工 况：反 应 堆 堆 芯 旱 次临 界，余 热 正 在 排 出，安 全壳密封得到保证，从而使放射性产物的释放保持在允许范围内，而月 为维持这些条件所必需的系统正在其正常范围内工作。1.3.3 单一 故障准 则 1.3.3.1 说明 在系统设计阶段应采取各种措施，以 保证在丧失厂外电源的同时又发生下述故障之一时，能实现安全停堆及专设安全设施的功能：短期内发生的单一能动故障；或长期内发生的单一能动故障或单一非能动故障。注：对电气系统不分能动部件故障与非能动部件故障，在采用单一故障准则时，所有故障都看作为能动故障。如果专设安全设施功能的实现要求使用几个系统，则单一故障准则适合于所有这些系统，巨以最保守的单一故障作为设计基准。般在设计阶段应当考虑到部分系统因有计划的维修和定期试验而不能投入使用，因此应当采用单一故障准则。但是，在下述情况下，可以不采用单一故m准则：在不要求系统执行其安全功能期间进行计划维修操作；或能证明另一个系统在此期间能保证足够的功能多重度；或能证明系统停用时间很短，不致明显降低电站的安全水平。1 3 3 2 应用 单一故障准则的应用要求设计多重的系统，以保证安全系统的可用率。在第1 1 章“基本系统的总体设计”各节中对这个准则在系统中的应用逐一加以说明。1.3.4 关于单一 故 障准则应 用的附加规 定 单一故障准则是一种能够预防随机故障的决定性准则。应采用一系列的附加规定来尽量减少与共模故障有关的风险。这些规定涉及到对内部或外部灾害的防护（其后者，见1.2 节“对外部灾害的防护总则”），还涉及到：设备的地理位置分隔或实体分隔；电源的独立性。、1.3.4.1 设备的地理位置分隔或实体分隔 一般，具有安全功能的设备的布置设计应遵守下述规定：电站内的设备布置要有利于地理位置上的分隔；如果上 一点做不到，利用实 体屏障（档墙或地板）将设备分隔开：如果上 述规定无一可实现，则采用必要设施来防止事故加剧，特别是防I F.事故从一 1 7 个设备波及到另一个设备，例如采用防管道甩击约束件。这些一般规定适用于同一系统中多重 设备的布置或不同系统的设备的布置。在3.1 节“布置规则”中规定了实际应用的规则。1.3.4.2 电 荫 和供电 的 独立性 从 安 全 观 点 出 发：在 故 障 或 事 故 期 间 需 要 运 行 的 核 电 机 组 厂 用 设 备 的 供 电 系 统 设 计 应 符合单一故障准则。a）电源 各路电源相互独立，且设有后备电源，它们包括：一 一 两路分别从主电网来的厂外电源；一各由1 0 0 的柴油发电 机组组成两路厂内电源。b）供电 内 供电 系统由相同的两列组成，它们是相互独立的，正常时由一路厂外电派供电，另一路厂外电 源作为备用，在电网发生故障时由厂内电源作应急供电。每台柴油发电 机组与确定的一列相连接。与多重的机械设备相连的多重电气设备由多重设置的电源系列供电。供电系统的设计规则在2.4.2 节中给出。3。5特 殊 工 况 4.4 节中列出的 运行工况对电站的系统和设备设计起支 配作用。a）此外，为了对付在运行工况I 和I I 期间使用的多重系统完全失效这种工况，应采用特殊指施。其中重要的有：在运行工况I I 时紧急停堆系统拒动故一障（不落棒）：通过多样化的继电器线 路起动蒸汽发生器辅助给水系统，可以限制一回路中产生的后果（限制压力增加）。核辅助设备完全失去供电：两台 核电机组共用的一回路试验泵确保对反应堆冷却剂泵的轴密封作应急注入，以防化 泄漏。试验泵由每台 核电机组上装备的一台专用汽轮发电机供电。该汽轮发电 机与主蒸汽系统相接，当每个6.6 k V 应急配电 盘失电时，它就接到起动命令。此外，给 核辅助 设备恢复 供电 应在各 个贮 存水 箱排空之前 完成：应注 意到，恢 复供电的正常手段根据情况可以是：恢复电网本身，起动原先故障的一台柴油发电 机组；修复其中一个应急配电盘。假如在上 述要求期限内未能使用其中的一个手段恢复 供电时，将要求在每 个厂 址设置唯一的附加电源来保证给核辅助设备恢复供电。安全厂用水系统完全失效：控制室发出 报警信号，使操纵员 能鉴别是 全部或部分失去冷却水源 还是给冷却水源换热的设备发生故障；此外，还安装了 连接设施，以 便最终给燕汽发生器辅助给水系统的贮存水 箱恢复供水，如何恢复供水可根据每个厂区备用 水的储备 1 8。情况来确定。一 一 蒸汽发生器给水（主给水和辅助给水）系统完全失效：控制室操纵员 拥有必要的信息和报警信号来鉴别这类给水系统失效，并依靠己设置的系统及配置来加以补救。为了分析这些工况和设计制定上述提到的特殊指施，采用了一些特殊的假设；所采用的规则与其他情况下阐述的规则不同，其特点如下：不使用4.4 节中采用的苛刻的常用 规则；对于表示电站状态特点的参数采用现实性假设（见4.5 节）。为了处理这些特殊工况，所采用的设备不必全部遵守完成安全功能的 设备所应 遵守的设计规则。b）而且，为了改善“失水事故后长期排出剩余功率”功能的可靠性，在应急堆芯冷却系统 低压安注回路）和安全壳喷淋系统上 安装了一些接管，这些接管允许装配上一钱可移动的设备，就可以在事故后两周左右，使一个系统的泵组由 另外一个系统的泵组作备用。由于采用这种备用，可使同一个泵组同时深证堆芯冷却（依靠低压注射）和地坑水冷却。喷淋功能不必予以保证。）最后要分析蒸汽管道与蒸汽发生器一很或几 根管子同时发生破裂的后果。这类事故不婴求使用专门的设备，仅使用设计中己考虑的设备和适当的操作程序，在短期内可以确保堆芯安全，在长期内可以确保厂区在放射性排放物达到超过剂量标准之前消除一次侧向二 饮侧的泄漏。3 6防 J 上出现 堆 芯 损 坏