1、Good is good, but better carries it.精益求精，善益求善。HAD102-06核動力廠反應堆安全殼系統(tǒng)的設計核安全導則HAD102/XX-2009核動力廠反應堆安全殼系統(tǒng)的設計國家核安全局年月日批準發(fā)布（報批稿）國家核安全局核動力廠反應堆安全殼系統(tǒng)的設計(年月國家核安全局批準發(fā)布)本導則自年月日起實施本導則由國家核安全局負責解釋本導則是指導性文件。在實際工作中可以采用不同于本導則的方法和方案，但必須證明所采用的方法和方案至少具有與本導則相同的安全水平。本導則的附件與正文具有同等效力。本導則的附錄為參考性文件。目錄TOCo1-2hzuHYPERLINKl_Toc2

2、374292041引言PAGEREF_Toc237429204h1HYPERLINKl_Toc2374292051.1目的PAGEREF_Toc237429205h1HYPERLINKl_Toc2374292061.2范圍PAGEREF_Toc237429206h1HYPERLINKl_Toc2374292072安全殼系統(tǒng)及其安全功能PAGEREF_Toc237429207h1HYPERLINKl_Toc2374292082.1概述PAGEREF_Toc237429208h1HYPERLINKl_Toc2374292092.2放射性物質(zhì)的包容PAGEREF_Toc237429209h2HYPE

3、RLINKl_Toc2374292102.3防御外部事件PAGEREF_Toc237429210h3HYPERLINKl_Toc2374292112.4生物屏蔽PAGEREF_Toc237429211h3HYPERLINKl_Toc2374292123安全殼系統(tǒng)總的設計基準PAGEREF_Toc237429212h4HYPERLINKl_Toc2374292133.1設計基準的確定PAGEREF_Toc237429213h4HYPERLINKl_Toc2374292143.2內(nèi)部事件PAGEREF_Toc237429214h4HYPERLINKl_Toc2374292153.3外部事件PAGE

4、REF_Toc237429215h5HYPERLINKl_Toc2374292163.4設計基準事故PAGEREF_Toc237429216h6HYPERLINKl_Toc2374292173.5嚴重事故PAGEREF_Toc237429217h8HYPERLINKl_Toc2374292183.6設計限值PAGEREF_Toc237429218h8HYPERLINKl_Toc2374292193.7規(guī)范和標準PAGEREF_Toc237429219h9HYPERLINKl_Toc2374292203.8設計中概率安全評價的應用PAGEREF_Toc237429220h9HYPERLINKl_

5、Toc2374292214針對運行狀態(tài)和設計基準事故的安全殼系統(tǒng)的設計PAGEREF_Toc237429221h10HYPERLINKl_Toc2374292224.1概述PAGEREF_Toc237429222h10HYPERLINKl_Toc2374292234.2安全殼系統(tǒng)的結(jié)構(gòu)設計PAGEREF_Toc237429223h15HYPERLINKl_Toc2374292244.3能量控制PAGEREF_Toc237429224h23HYPERLINKl_Toc2374292254.4放射性核素的控制PAGEREF_Toc237429225h30HYPERLINKl_Toc23742922

6、64.5可燃氣體的控制PAGEREF_Toc237429226h35HYPERLINKl_Toc2374292274.6安全殼的機械設施PAGEREF_Toc237429227h37HYPERLINKl_Toc2374292284.7材料PAGEREF_Toc237429228h41HYPERLINKl_Toc2374292294.8儀表和控制系統(tǒng)PAGEREF_Toc237429229h43HYPERLINKl_Toc2374292304.9支持系統(tǒng)PAGEREF_Toc237429230h46HYPERLINKl_Toc2374292315試驗和檢查PAGEREF_Toc237429231

7、h47HYPERLINKl_Toc2374292325.1概述PAGEREF_Toc237429232h47HYPERLINKl_Toc2374292335.2調(diào)試PAGEREF_Toc237429233h47HYPERLINKl_Toc2374292345.3在役試驗與檢查PAGEREF_Toc237429234h49HYPERLINKl_Toc2374292356嚴重事故設計考慮PAGEREF_Toc237429235h51HYPERLINKl_Toc2374292366.1概述PAGEREF_Toc237429236h51HYPERLINKl_Toc2374292376.2安全殼結(jié)構(gòu)性能

8、PAGEREF_Toc237429237h53HYPERLINKl_Toc2374292386.3能量控制PAGEREF_Toc237429238h54HYPERLINKl_Toc2374292396.4放射性核素的控制PAGEREF_Toc237429239h55HYPERLINKl_Toc2374292406.5可燃氣體控制PAGEREF_Toc237429240h55HYPERLINKl_Toc2374292416.6儀表PAGEREF_Toc237429241h56HYPERLINKl_Toc2374292426.7嚴重事故管理指南PAGEREF_Toc237429242h57HYPE

9、RLINKl_Toc237429243附件：安全殼監(jiān)測儀表PAGEREF_Toc237429243h58HYPERLINKl_Toc237429244附錄A安全殼系統(tǒng)設計方案舉例PAGEREF_Toc237429244h63HYPERLINKl_Toc237429245附錄B隔離設施分類圖例PAGEREF_Toc237429245h80HYPERLINKl_Toc237429246附錄C嚴重事故現(xiàn)象PAGEREF_Toc237429246h811引言1.1目的1.1.1在核動力廠設計安全規(guī)定第6章中對安全殼系統(tǒng)的設計提出了明確要求，本導則是對核動力廠設計安全規(guī)定中有關條款的說明和補充，目的是就

10、如何實施和滿足這些要求提供一些建議和指導。本導則主要適用于以發(fā)電為目的或其他供熱應用（如集中供熱或海水淡化）的陸上固定式水冷反應堆核動力廠。對于其他反應堆類型，以及未來具有創(chuàng)新性發(fā)展的核動力廠系統(tǒng)，某些建議可能不適用，或可能需要對其條款的應用作某種判斷。1.1.2本導則是供負責設計、制造、建造和運行核動力廠的單位使用，同時供國家核安全監(jiān)管部門使用。1.2范圍1.2.1本導則主要是基于已有的反應堆設計和運行經(jīng)驗編制的，可適用于大部分常規(guī)類型的安全殼系統(tǒng)設計。其中還包括針對新建核動力廠預防和緩解嚴重事故的設施的一些原則性建議。1.2.2本導則論述了用于能量控制、放射性物質(zhì)包容和可燃氣體控制的主要安

11、全殼系統(tǒng)功能。對于安全殼系統(tǒng)設計基準的確定，特別是對那些影響結(jié)構(gòu)設計（如載荷確定和載荷組合）的方面，給予了特別的考慮。1.2.3本導則也提供了有關安全殼系統(tǒng)試驗和檢查方面的建議，以保證安全殼系統(tǒng)的功能要求在核動力廠的整個運行壽期內(nèi)都能得到滿足。2安全殼系統(tǒng)及其安全功能2.1概述2.1.1安全殼系統(tǒng)的設計應保證或有助于實現(xiàn)下述安全功能：（1）在運行狀態(tài)和事故工況下包容放射性物質(zhì)；（2）在運行狀態(tài)和事故工況下的輻射屏蔽；（3）防御外部自然事件和人為事件。2.1.2在核動力廠設計中，應明確在運行狀態(tài)和事故工況下安全殼系統(tǒng)的安全功能，并應把其作為系統(tǒng)設計和系統(tǒng)性能驗證的基礎。2.2放射性物質(zhì)的包容2.

12、2.1安全殼系統(tǒng)重要的功能要求源于其主要的安全功能：包容，即將失效后會導致不可接受的放射性物質(zhì)釋放的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件與環(huán)境相互隔離。為此，安全殼應包容反應堆冷卻劑壓力邊界的所有部件，或那些與反應堆冷卻劑壓力邊界相連且在萬一發(fā)生事故時不能與反應堆堆芯隔離的所有部件。2.2.2在任何設計基準事故工況下應保持安全殼的結(jié)構(gòu)完整性，并應保證其泄漏率不超過規(guī)定的最大泄漏率；在設計中考慮的嚴重事故工況下，應保證安全殼的結(jié)構(gòu)完整性。這需要通過安全殼隔離、能量控制和結(jié)構(gòu)設計來實現(xiàn)（見核動力廠設計安全規(guī)定6.3）。控制放射性核素的設施應保證放射性核素從安全殼向外的釋放低于允許限值。2.2.3在運行狀態(tài)下，安全殼

13、系統(tǒng)應能防止或限制在堆芯中產(chǎn)生的、在堆芯外由中子輻照或伽馬射線產(chǎn)生的或安全殼內(nèi)的系統(tǒng)泄漏出的放射性物質(zhì)的釋放。為此，應配備一些特定的系統(tǒng)如通風系統(tǒng)（見核動力廠設計安全規(guī)定6.3）。此外，在必要時安全殼系統(tǒng)應能降低安全殼內(nèi)的溫度和壓力。2.2.4在運行狀態(tài)下，大部分的安全殼系統(tǒng)處于備用狀態(tài)。在核動力廠停堆期間，安全殼可能會被打開（如通過空氣閘門、設備閘門或備用的貫穿件）以提供系統(tǒng)和部件維修工作的通道或者提供必要的工作場所。2.2.5安全殼殼體的結(jié)構(gòu)部分通常是鋼或混凝土構(gòu)筑物。安全殼要求設計成能承受壓力、熱和機械作用導致的載荷，以及由設計基準事件造成的環(huán)境條件（見核動力廠設計安全規(guī)定6.3.2.1

14、）。2.2.6安全殼隔離設施包括用于密封或隔離安全殼貫穿件所必需的閥門和其他裝置，及其相關的電氣、機械和儀表控制系統(tǒng)。應保證在需隔離安全殼時，閥門和其他裝置能夠可靠地、獨立地關閉。2.2.7能量控制設施能量控制設施執(zhí)行以下功能：抑制壓力、降低安全殼大氣的壓力和溫度以及排出安全殼內(nèi)的熱量。應設計成能將作用于安全殼系統(tǒng)和安全殼內(nèi)設備的壓力、溫度和機械載荷限制在其設計值水平以下。能量控制設施的例子有：抑壓水池、冰冷凝器、卸壓真空室系統(tǒng)、結(jié)構(gòu)熱阱、安全殼自由容積、安全殼殼體的散熱能力、噴淋系統(tǒng)、空氣冷卻器、地坑再循環(huán)水和抑壓水池冷卻系統(tǒng)。2.2.8放射性核素控制設施應同能量控制設施、可燃氣體控制設施、

15、安全殼隔離系統(tǒng)等一起運行以限制假想事故工況的放射性后果。典型的放射性核素控制設施有雙層安全殼、抑壓水池、噴淋系統(tǒng)和活性炭過濾器、以及高效粒子空氣過濾器。2.2.9設置可燃氣體控制設施的目的是消除可能由水輻照分解、反應堆堆芯內(nèi)的金屬水反應或嚴重事故工況下由堆芯熔融物和混凝土相互作用而產(chǎn)生的氫氣（或降低氫氣濃度）。常見的可燃氣體控制設施有氫復合器（即非能動復合器或能動的點火器）、用以稀釋氫氣和限制氫氣濃度的安全殼容積、安全殼內(nèi)氣體攪混設施、安全殼內(nèi)氣體惰化設施和其他能使氫氣以受控方式燃燒的裝置。2.2.10對能量、可燃氣體和放射性核素控制設施應按照它們對應的安全功能在保守評估的基礎上給予評價。2.

16、2.11安全殼系統(tǒng)有幾種不同的設計。附錄I提供了使用最廣泛的安全殼設計的原則性指導。2.2.12在嚴重事故工況下，高能載荷可能危及安全殼的結(jié)構(gòu)完整性。應在安全殼的設計中充分地應付高能載荷（見核動力廠設計安全規(guī)定第6章），或者采取措施以預防或限制這種載荷（對于嚴重事故的詳細設計考慮見第6章）。2.3防御外部事件2.3.1安全殼構(gòu)筑物和系統(tǒng)應設計成在設計基準外部事件下保護所有不能與反應堆堆芯安全隔離的反應堆冷卻劑壓力邊界的部件，以及設置在安全殼內(nèi)的用于維持堆芯處于安全狀態(tài)所必需的安全系統(tǒng)。2.4生物屏蔽2.4.1在運行狀態(tài)和事故工況下，安全殼構(gòu)筑物有助于防止核動力廠工作人員和公眾受到來自包容在安全

17、殼和安全殼系統(tǒng)中的放射性物質(zhì)不適當?shù)闹苯虞椛湔丈?。劑量限值和劑量約束值以及“合理可行盡量低”原則的應用（用于輻射防護的優(yōu)化）應包含在結(jié)構(gòu)的設計基準中。混凝土、鋼、其他結(jié)構(gòu)材料的成分和厚度應保證在運行狀態(tài)或設計中考慮的事故工況下，操縱員和公眾所遭受的放射性劑量不超過相應的劑量限值和劑量約束值。3安全殼系統(tǒng)總的設計基準3.1設計基準的確定3.1.1安全殼系統(tǒng)的設計基準應主要基于核動力廠設計安全規(guī)定附錄I中定義的有關假設始發(fā)事件的分析結(jié)果。應考慮的假設始發(fā)事件包括內(nèi)部或外部引起的需要安全殼執(zhí)行預期功能的事件以及那些可能危及安全殼執(zhí)行其預期安全功能的能力的事件。3.1.2涉及正常運行（功率運行、換料和

18、停堆）的安全殼設計基準應基于下述要求：（1）包容由中子輻照產(chǎn)生的放射性物質(zhì)和伽馬射線；（2）排出產(chǎn)生的熱量；（3）為人員和器材提供必要的通道和出口；（4）進行安全殼壓力試驗和泄漏試驗；（5）有利于生物屏蔽。3.2內(nèi)部事件3.2.1在安全殼系統(tǒng)設計中應考慮的內(nèi)部事件是指那些由核動力廠內(nèi)發(fā)生的故障引發(fā)的，并可能需要安全殼執(zhí)行安全功能的事件或那些可能危害安全殼執(zhí)行安全功能的故障引發(fā)的事件。內(nèi)部事件及其相應的應對措施可分為五類：（1）安全殼內(nèi)高能系統(tǒng)破裂：安全殼應能承受高壓和高溫，管道甩擊和射流沖擊；（2）安全殼內(nèi)容納放射性物質(zhì)的系統(tǒng)或部件破裂：安全殼應能夠包容放射性物質(zhì)；（3）可引起作用于安全殼系統(tǒng)

19、的有代表性的極限載荷（如壓力、溫度和動力學載荷）的系統(tǒng)瞬態(tài)：安全殼應能夠承受這些載荷；（4）安全殼旁路事件（如與反應堆冷卻劑系統(tǒng)直接相連的系統(tǒng)發(fā)生失水事故或蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂）：應適當設置隔離設施；（5）內(nèi)部災害：應驗證內(nèi)部災害不會削弱安全殼的功能。3.2.2安全殼系統(tǒng)設計中應考慮的典型的內(nèi)部事件如下：（1）失水事故；（2）蒸汽系統(tǒng)管道的各種失效；（3）給水管道破裂；（4）壓水堆蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂；（5）壓水堆穩(wěn)壓器安全閥或卸壓閥的誤開，或沸水堆安全閥的誤開；（6）在沸水堆噴放期間氣液兩相混合物的冷凝振蕩和流量振蕩；（7）安全殼內(nèi)部或外部連接到反應堆冷卻劑壓力邊界的管道破裂；（8）安全殼內(nèi)

20、輸送放射性液體或氣體的系統(tǒng)泄漏或失效；（9）安全殼內(nèi)燃料操作事故；（10）內(nèi)部飛射物；（11）內(nèi)部火災；（12）內(nèi)部水淹。3.3外部事件3.3.1在安全殼系統(tǒng)設計中考慮的外部事件是指在核動力廠附近發(fā)生的可能危害安全殼結(jié)構(gòu)完整性和功能的人為事件以及自然災害。應基于歷史記錄和實測數(shù)據(jù)，或者在這些數(shù)據(jù)無法得到時，基于合理的工程判斷，清楚地識別所有需在設計中考慮的外部事件，并應形成相應的文檔。3.3.2應評價所有相關的外部事件，以確定其可能的影響，確定預防或緩解其后果所需要的安全系統(tǒng)，并用于系統(tǒng)設計以使系統(tǒng)能承受預期的影響。3.3.3表1給出了在安全殼系統(tǒng)設計中應考慮的典型外部事件。關于這一問題的進一

21、步指導見有關核動力廠設計的其他相關導則。表1在安全殼系統(tǒng)設計中應考慮的典型外部事件人為事件自然災害飛機墜毀地震裝有可燃液體的容器爆炸（如航運事故、工業(yè)事故、管道事故或交通事故）颶風和/或熱帶氣旋洪水龍卷風風外部飛射物的撞擊暴風雪海嘯（潮汐）湖震（湖泊或水體水平面的波動）火山爆發(fā)極端溫度（極端高溫或極端低溫）3.4設計基準事故3.4.1設計基準事故的分析結(jié)果應用來確定關鍵設計參數(shù)。3.4.2安全殼系統(tǒng)設計基準事故是選取一系列可能的事件序列，用于評估安全殼的完整性并驗證對操縱員、公眾和環(huán)境的放射性后果將保持在低于可接受的水平。與安全殼系統(tǒng)設計有關的設計基準事故應當是那些潛在的對安全殼構(gòu)筑物或安全殼

22、系統(tǒng)施加過高機械載荷、或者危及安全殼結(jié)構(gòu)和/或安全殼系統(tǒng)限制放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放能力的事故。3.4.3所有對設計基準事故所做的評價都應該采用一種足夠保守的方法。通過針對假設始發(fā)事件后果評價所選用的分析假設、計算機程序和方法的組合，保守分析方法應保證分析結(jié)果具有足夠的裕量以包絡各種可能的結(jié)果，并具有合理的置信度。根據(jù)核動力廠設計安全規(guī)定5.3.2的要求，安全系統(tǒng)單一故障導致某一部件不能執(zhí)行其預定安全功能的一種故障，以及由此引起的各種繼發(fā)故障。的假設應作為該保守方法的一部分。在引入足夠的保守性時應特別注意：（1）同樣的事件，對某一個特定系統(tǒng)的設計認為是保守的方法，對另一系統(tǒng)可能是不保守的。（2）過

23、于保守的假設可能導致對部件過分的限制從而可能使其不夠可靠。3.4.4在保守方法中應該考慮由于構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的老化而導致的性能變化。3.4.5對設計基準事故所做的各種評價都應詳細記錄，其中應明確被評價的參數(shù)和與其對應的假設，以及采用的計算機程序和驗收準則。3.4.6這些評價應至少包括下述方面：（1）安全殼內(nèi)部釋放的質(zhì)量和能量隨時間的變化；（2）向安全殼構(gòu)筑物的傳熱以及向部件和從部件的傳熱；（3）作用于安全殼結(jié)構(gòu)及其隔間的機械載荷（包括靜載荷和動態(tài)載荷）；（4）安全殼內(nèi)放射性核素的釋放；（5）放射性物質(zhì)向環(huán)境的遷移；（6）可燃氣體的產(chǎn)生速率。3.4.7這些評價的時限應該足以證明能夠確定安全限值

24、和物理參數(shù)的后續(xù)演變是已知的且是可控的。3.4.8對那些必須在設計過程前期確定的安全殼構(gòu)筑物的設計參數(shù)（如設計壓力和自由容積），在能夠作出詳細的安全評價之前應留有足夠的裕量本導則建議：(1)在安全殼設計壓力與事故壓力峰值之間，應留10%的裕量；(2)在設計階段，安全殼內(nèi)部隔間墻體的兩邊壓差與結(jié)構(gòu)承載能力之間，應留15%的裕量。3.4.9應評估安全殼構(gòu)筑物的承載能力，其中應考慮到預期的事件范圍及其在核動力廠壽期內(nèi)的預期發(fā)生概率，包括定期試驗的影響。3.4.10應考慮三種類型的裕量：（1）安全裕量，該裕量可以補償物理不確定性和未知因素的影響；（2）設計裕量，該裕量應考慮在設計過程中的不確定性（如公

25、差）和老化（包括長期輻照老化）的影響；（3）運行裕量，該裕量允許操縱員靈活地運行核動力廠，并且使核動力廠能承受人員差錯的影響。3.4.11用來評價設計基準事故的計算機程序應按照認可的質(zhì)量保證標準編制文件、驗證和開發(fā)（針對新程序）。程序的用戶應為在程序的使用和限制以及在設計和安全分析中所做的假設方面受過培訓且有資格的人員。3.4.12計算機程序的使用不應超出其確定的和文件記錄的有效范圍。3.4.13針對具有雙層安全殼的核動力廠的安全殼系統(tǒng)設計，應評價雙層安全殼之間的高能管道破裂的可能性。如果不能通過采取設計措施排除這種破裂的可能性，那么內(nèi)層和外層安全殼以及所有的在雙層安全殼之間的環(huán)形空間內(nèi)執(zhí)行安

26、全功能的系統(tǒng)，都應能夠承受相應的壓力和熱載荷，否則應安裝合格的保護設施（如帶防護裝置的管道）。3.5嚴重事故3.5.1具有多重性設計的安全系統(tǒng)的多重故障可能會導致安全系統(tǒng)完全喪失，可能導致超設計基準事故工況和堆芯明顯惡化（嚴重事故），甚至威脅到安全殼的完整性。盡管發(fā)生這類事故序列的概率很低，但仍需對其評價以確定在設計安全殼時是否需要對其加以考慮。根據(jù)核動力廠設計安全規(guī)定5.2.12有關要求，對這類事故序列的選取過程應建立在概率評價、工程判斷或確定論分析的基礎上。選取過程應形成文檔且應提供有力的證據(jù)以證明那些被篩選掉的事故序列不會對操縱員或公眾造成不適當?shù)娘L險，有關建議詳見第6章有關嚴重事故的設

27、計考慮。3.6設計限值3.6.1安全殼系統(tǒng)的性能應按照正確規(guī)定的和可接受的一組設計限值和驗收準則來做出評定。3.6.2為保證安全殼全部安全功能的實現(xiàn)，應建立一組安全殼系統(tǒng)的基本設計限值。這些基本的設計限值通常包括：（1）在設計壓力下安全殼的整體泄漏率；（2）直接旁路泄漏（對于雙層安全殼）；（3）與放射性物質(zhì)的包容功能相關的針對運行狀態(tài)、設計基準事故和嚴重事故設定的放射性釋放的限值、劑量限值或劑量約束值；（4）針對生物屏蔽功能設定的劑量限值或劑量率限值和人員的劑量約束值。3.6.3針對每個安全殼系統(tǒng)、每個系統(tǒng)中的每個構(gòu)筑物和部件都應確定相應的設計限值。應對運行參數(shù)（如空氣冷卻器的最高冷卻劑溫度和

28、最小流速）、性能指標（如隔離閥的最長關閉時間和貫穿件的泄漏率）和可用性指標（如應保證可用的特定設備的最長停役時間和最小數(shù)量）確定相應的限值。3.7規(guī)范和標準3.7.1對于安全殼的結(jié)構(gòu)和系統(tǒng)的設計，應采用國家有關監(jiān)管機構(gòu)認可的規(guī)范和標準，有關要求見核動力廠設計安全規(guī)定5.2.8。這些規(guī)范和標準：（1）應適用于特定的設計方案；（2）應形成一套完整的、能充分理解的標準系列；（3）通常不應采用在國內(nèi)難以獲得的數(shù)據(jù)和知識，除非能通過分析說明這類數(shù)據(jù)與特定的設計有關，并且在安全殼的設計中采用這類數(shù)據(jù)能提高安全水平。3.7.2目前國內(nèi)和國際上已制定的規(guī)范和標準覆蓋范圍如下：（1）材料；（2）制造（如焊接）；

29、（3）土木結(jié)構(gòu)；（4）壓力容器和管道；（5）儀表和控制；（6）環(huán)境鑒定和抗震鑒定；（7）役前和在役檢查和試驗；（8）質(zhì)量保證；（9）防火。3.8設計中概率安全評價的應用3.8.1應在設計過程的前期進行概率安全評價，以確定堆芯損傷頻率（1級概率安全評價）和確定核動力廠損傷狀態(tài)及其頻率（通常稱為1+級概率安全評價）。這些概率安全評價結(jié)果有助于確定對安全殼完整性的主要威脅。有關概率安全評價方法的要求見核動力廠設計安全規(guī)定5.9.2。3.8.2為評價安全殼系統(tǒng)的設計，特別是關于嚴重事故后果的緩解措施，應開展2級概率安全評價，并且應確定是否已制定了足夠的措施來緩解嚴重事故的后果。2級概率安全評價用于研究

30、安全殼是否足夠堅固、緩解系統(tǒng)（如氫氣控制系統(tǒng)和冷卻熔融堆芯的設施）是否提供了足夠水平的防護來防止放射性物質(zhì)向環(huán)境的大量釋放，詳見第6章關于嚴重事故的設計考慮。4針對運行狀態(tài)和設計基準事故的安全殼系統(tǒng)的設計4.1概述4.1.1安全殼系統(tǒng)的性能4.1.1.1安全殼系統(tǒng)的性能參數(shù)應該按照在運行狀態(tài)或核動力廠設計中假設的在設計基準事故工況下要執(zhí)行的功能來確定。特別是應確定在事故的整個過程（包括核動力廠的恢復和建立安全停堆狀態(tài)）中結(jié)構(gòu)特性和密封性方面的性能。4.1.1.2基于安全殼性能參數(shù)，應對各種假設始發(fā)事件和核動力廠運行狀態(tài)進行分析，以確定安全殼各個子系統(tǒng)的設計參數(shù)。這些設計參數(shù)中最苛刻的一組應作為

31、安全殼系統(tǒng)的設計基準。這些設計參數(shù)包括：傳熱率、安全系統(tǒng)的觸發(fā)響應時間以及閥門的關閉和開啟時間。4.1.1.3安全殼系統(tǒng)的設計應該使其儀表和控制部分、電氣部分、結(jié)構(gòu)和機械部件彼此之間相容，并與其他安全重要物項相容。4.1.1.4應該關注停堆狀態(tài)下（如安全殼開口，和由于維修而導致系統(tǒng)功能喪失）出現(xiàn)的事故。在這種情況下，安全殼系統(tǒng)的配置狀態(tài)可能與功率運行工況下不同，還應該關注系統(tǒng)和設備的多重性水平和特定失效模式。在一些情況下，安全殼會因為設備閘門或人員閘門在某一個時間段保持開啟狀態(tài)而喪失密封性。關閉設備閘門或人員閘門所需的時間應該與假想事故的動態(tài)過程相匹配。4.1.2安全殼系統(tǒng)的配置4.1.2.1

32、在確定安全殼布置時應考慮下列因素：（1）優(yōu)化整個一回路系統(tǒng)的位置，特別注意提高通過自然循環(huán)冷卻堆芯的能力；（2）提供安全系統(tǒng)的不同系列之間的隔離；（3）為人員進出以及監(jiān)測、試驗、控制、維修和設備移動提供必要的空間；（4）布置設備和結(jié)構(gòu)以便優(yōu)化生物屏蔽；（5）確定貫穿件在安全殼殼體上的位置以保證檢查和試驗的可達性；（6）保證安全殼的上部有足夠的單一自由容積以提高安全殼的噴淋效率（如有安全殼噴淋）；（7）對于非能動冷卻的安全殼，保證足夠的自由容積和足夠的冷卻流道；（8）限制安全殼空間的隔間劃分，以便發(fā)生失水事故時使壓差減到最小并且促進氫氣混合，從而防止氫氣的局部聚積。4.1.2.2安全殼的下部應設

33、計成易于收集和識別泄漏液體，并便于萬一發(fā)生事故時能將水引導至地坑。為了在萬一發(fā)生事故時最大程度地混合和稀釋從內(nèi)層安全殼釋放出來的放射性物質(zhì)，在內(nèi)層安全殼和外層安全殼之間的環(huán)形空間應形成一個盡可能大的單一容積。4.1.3安全殼系統(tǒng)的可靠性4.1.3.1安全殼系統(tǒng)應該設計成具有與其執(zhí)行的安全功能的重要性相一致的高度可靠性。4.1.3.2在需要時安全殼系統(tǒng)應能執(zhí)行其功能，并且在假設始發(fā)事件發(fā)生后直至不再需要此安全功能時的長時間內(nèi)均應保持其功能。應該對系統(tǒng)進行定期試驗，以證實在設計（如適用還應包括概率安全評價）中對核動力廠整個運行壽期內(nèi)安全殼系統(tǒng)的可靠性水平和性能水平所做的假設是合理的。4.1.3.3

34、根據(jù)核動力廠設計安全規(guī)定5.3.2的要求，必須對核動力廠設計中包括的每個安全組合都應用單一故障準則單一故障準則是一項應用于系統(tǒng)的準則（或要求），該系統(tǒng)在任意一個單一故障的情況下應有能力執(zhí)行其預定功能。因此，在設計基準事故期間和之后執(zhí)行能量控制、放射性核素控制、安全殼隔離以及氫氣控制等安全功能的安全殼系統(tǒng)應該按照單一故障準則設計。4.1.3.4安全殼構(gòu)筑物及其附屬物的非能動流體包容邊界應具有足夠高的質(zhì)量（例如通過采用嚴格的設計要求、適當?shù)剡x取包絡性的假設始發(fā)事件、保守的設計裕量、高質(zhì)量標準的建造以及全面的性能分析和性能試驗來保證），從而不需要假定安全殼構(gòu)筑物本身及其附屬物的非能動流體包容邊界的失

35、效。4.1.3.5安全殼系統(tǒng)應盡可能地獨立于工藝系統(tǒng)或其他安全系統(tǒng)。特別是在事故期間，引起事故的其他系統(tǒng)的故障不應該妨礙安全殼完成其必需的安全功能。4.1.3.6應考慮采用在某些情況下比能動系統(tǒng)和部件更適用的非能動系統(tǒng)和固有安全特性。4.1.4安全殼系統(tǒng)的環(huán)境鑒定4.1.4.1安全殼系統(tǒng)的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件應能在設計基準事故期間及其之后可能的各種環(huán)境條件下執(zhí)行其安全功能，否則應采取相應的保護措施。4.1.4.2不受設計基準事故工況影響的安全殼系統(tǒng)的部件不需要環(huán)境鑒定。4.1.4.3在安全殼系統(tǒng)設備的環(huán)境鑒定中應考慮在設計基準事故期間及其之后可能出現(xiàn)的環(huán)境和地震條件，構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件在核動力廠

36、整個壽期內(nèi)的老化，干涉效應，以及安全裕量等。4.1.4.4環(huán)境鑒定應通過試驗、分析和經(jīng)驗方法或這些方法的組合來完成。4.1.4.5環(huán)境鑒定應考慮諸如溫度、壓力、濕度、輻射水平、放射性氣溶膠的局部聚積、振動、水噴淋、蒸汽沖擊、水淹和與化學物質(zhì)接觸等因素。還應考慮裕量和干涉效應（在這種情況下由于各種效應的重疊或組合而造成的損傷可能會超過由單獨的各種效應造成的總損傷）。在可能發(fā)生干涉效應的情況下，材料應該針對最嚴重的效應、或最嚴重的效應組合或效應序列做鑒定。4.1.4.6對非金屬材料（如橡膠密封和混凝土），應該在樣品老化試驗、核工業(yè)或非核工業(yè)的運行經(jīng)驗、或公布的對于同樣或相似的材料在相同鑒定條件下的

37、試驗數(shù)據(jù)的基礎上做老化鑒定。應該在鑒定中考慮在預計條件下所有顯著的老化機理。如能證明其合理性，可以采用加速老化試驗及其鑒定試驗的技術。同樣的方法用于各單獨效應試驗的可能性要優(yōu)于效應重疊的情況。4.1.4.7對于受各種老化機理影響的部件，應確定其設計壽命和必要時的更換頻率。對這類部件鑒定的過程中，在進行設計基準事故工況下的試驗之前應使樣品老化，以模擬它們在設計壽期末的狀態(tài)。4.1.4.8已用于鑒定試驗的部件通常不再安裝到核動力廠內(nèi)，除非能證明試驗條件和方法本身不會對其安全性能產(chǎn)生任何不可接受的劣化。4.1.4.9鑒定數(shù)據(jù)和結(jié)果應作為設計文件的一部分予以備案。4.1.5安全殼系統(tǒng)的維修性和職業(yè)放射

38、性照射4.1.5.1在安全殼系統(tǒng)的設計和布置中應提供足夠的空間和屏蔽，以便于維修和操作并保證工作人員不會受到不適當?shù)姆派湫哉丈?。安全殼的出入口應在控制區(qū)域內(nèi)，進入安全殼應經(jīng)過輻射防護工作人員的批準。4.1.5.2應考慮事故后與計劃執(zhí)行的操作、或在事故后執(zhí)行應急規(guī)程所必需的操作，以及與事故后的恢復行動有關的潛在輻射照射劑量。評價應包括對諸如可能打開的人員閘門和設備閘門等類似出入通道的設計。如果這樣的照射所引起的劑量超過了適用的劑量限值和劑量約束值，應考慮附加屏蔽或者甚至重新布置部件。4.1.5.3在安全殼設計中考慮的與維修有關的因素應包括提供足夠的工作空間、屏蔽、照明、呼吸用空氣、以及工作平臺和

39、出入通道；提供并控制適當?shù)沫h(huán)境條件；設備的識別；提供危險標識；提供聲光報警；以及提供通訊系統(tǒng)。4.1.6安全殼的可達性4.1.6.1應考慮在各種運行狀態(tài)下安全殼和安全殼內(nèi)系統(tǒng)的可達性。保證操縱員的輻射照射劑量控制在可接受的劑量限值之內(nèi)的能力將決定是否允許在功率運行期間進入內(nèi)層和/或外層安全殼（如果適用），或者是否要求核動力廠停堆以允許人員進入內(nèi)層和/或外層安全殼。4.1.6.2如果預計需要在功率運行期間因非計劃維修甚至例行（計劃性）維修的目的進入內(nèi)層或外層安全殼，則應制定適當?shù)拇胧┮员ＷC核動力廠工作人員必要的輻射防護和工業(yè)安全。該措施包括采用保持劑量合理可行盡量低原則，提供必要的通訊系統(tǒng)和報警

40、，以及對安全殼大氣進行適當監(jiān)測（特別是在充惰性氣體安全殼或負壓安全殼的情況下）。應該提供至少兩條安全殼應急撤離路線。此外，應考慮控制進出安全殼的保安措施。4.1.7安全分級4.1.7.1有關安全分級的要求見核動力廠設計安全規(guī)定5.1。在對安全重要構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的鑒定和分級過程中，設計、制造和運行人員應關注所有對于保證核動力廠安全重要的設施，并應關注對每一構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的特定設計要求之間的關聯(lián)（如單一故障準則以及適當?shù)囊?guī)范與標準）。4.1.7.2承壓機械設備的安全分級體系采用三個核安全級別和一個非核安全級別。安全一級通常僅用于反應堆冷卻劑壓力邊界的部件。4.1.7.3安全殼壓力邊界，包括

41、貫穿件和隔離閥，以及在設計基準事故期間在內(nèi)層安全殼內(nèi)用于能量控制和放射性核素控制的前沿系統(tǒng)的承壓部件通常被劃分為安全二級。4.1.7.4在設計基準事故期間在外層安全殼內(nèi)用于能量控制和放射性核素控制的系統(tǒng)的承壓部件，以及在設計基準事故期間控制可燃氣體的系統(tǒng)的承壓部件通常被劃分為安全三級。4.1.7.5由于安全殼是防止放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放的最后一道實體屏障，某些設計基準事故的后果取決于安全殼系統(tǒng)的功能，因此，安全殼系統(tǒng)應為安全級系統(tǒng)并應被劃分為抗震I類，即最高的抗震級別。安全殼系統(tǒng)的電氣設備（包括應急動力供應設備），應被劃分為電氣等級1E級，即電氣儀表和控制設備的最高安全級別。4.1.8操縱員動作

42、4.1.8.1當安全殼系統(tǒng)經(jīng)受考驗時，在一段所謂的“寬容時間”典型的寬容時間的范圍從20分鐘到12小時。寬容時間可以通過自動動作、采用非能動系統(tǒng)或固有的材料特性（如安全殼結(jié)構(gòu)的熱容量）、或這些方法的任意組合來實現(xiàn)。內(nèi)操縱員無需采取任何動作。對于任何必要的手動干預，在采取任何動作之前操縱員應有足夠的時間來評估核動力廠內(nèi)的狀況。核動力廠的設計不應妨礙操縱員為響應明確的信息而采取的適當動作。4.1.9外層安全殼的特性4.1.9.1外層安全殼應能夠承受萬一發(fā)生事故或通風系統(tǒng)發(fā)生故障時在內(nèi)、外層安全殼之間空間內(nèi)可能的升壓，并且應能夠單獨或與內(nèi)層安全殼一起承受外部載荷。4.1.9.2為了保證內(nèi)、外層安全殼

43、之間的壓力能維持低于大氣壓，即使在失去廠外電的情況下，外層安全殼及其抽氣系統(tǒng)應該仍可運行。4.1.10機組之間共享的安全殼系統(tǒng)的部件4.1.10.1核動力廠設計安全規(guī)定5.8.1中明確要求只有在特殊的情況下在多機組核動力廠中可共享構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件。對于這種在機組間共享構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的特殊情況，應證明對于全部反應堆來說在所有的運行狀態(tài)和事故工況下的所有安全要求都得到滿足。4.1.10.2應在設計中識別和考慮例如地震這種可能會同時考驗服務于所有機組的系統(tǒng)的外部事件，或者例如失去廠外電這種可能引起多機組共享系統(tǒng)失效的事件。4.1.10.3應始終考慮遵守安全系統(tǒng)多重性、獨立性和實體分隔的安全原則

44、，對任何例外的情況都應證明其是合理的。4.1.10.4針對有共享或部分共享安全殼系統(tǒng)的多機組核動力廠設計，一旦有一個機組發(fā)生事故需要啟動安全殼功能時，所有機組都應執(zhí)行適當?shù)膽表憫?guī)程。4.1.11老化效應4.1.11.1安全殼會經(jīng)受多種老化效應，如金屬部件的腐蝕、鋼束的蠕變和預應力的損失（在預應力安全殼中）、彈性密封彈力的下降以及混凝土的收縮和開裂?；谀壳暗恼J知水平，可能很難確定在核動力廠壽期內(nèi)老化的危害。因此，在設計中應識別并考慮所有的老化機理，應制定措施監(jiān)測安全殼的老化，應在可能的位置對部件進行試驗和檢查，對易于因老化而使性能劣化的物項應定期更換。有關要求見核動力廠設計安全規(guī)定5.6。

45、4.1.12退役4.1.12.1根據(jù)核動力廠設計安全規(guī)定5.8.9有關要求，在設計中應關注利于核動力廠最終退役的設計手段（如通過構(gòu)筑物材料的選取來降低運行期間的活化放射性的活度，保證可達性以及提供廢物儲存設施）。通常，便于退役的設施也能改善核動力廠的運行和維修，因此在設計階段應對它們作仔細的評估。（有關要求見核動力廠設計安全規(guī)定5.8.9和其他有關導則）。4.2安全殼系統(tǒng)的結(jié)構(gòu)設計4.2.1設計過程4.2.1.1萬一發(fā)生事故，安全殼構(gòu)筑物和附屬物（貫穿件、隔離系統(tǒng)、人員閘門和設備閘門）應防止放射性物質(zhì)不可接受的釋放。為此，應保持其結(jié)構(gòu)完整性（即應保證其起保護和支持作用的結(jié)構(gòu)功能），并且應保證滿

46、足密封準則（見核動力廠設計安全規(guī)定6.3）。4.2.1.2在鋼制安全殼中，承受載荷和密封功能一般是由鋼結(jié)構(gòu)來實現(xiàn)的。應保護金屬結(jié)構(gòu)不受由于核動力廠的內(nèi)部和外部事件而導致在安全殼內(nèi)部和外部產(chǎn)生的飛射物的損害。4.2.1.3應識別和量化以及適當?shù)亟M合各種載荷以確定對構(gòu)筑物和部件的設計要求。在此過程中應留有足夠的安全裕量（有關要求見核動力廠設計安全規(guī)定6.3.2）。4.2.1.4應對每一種載荷組合確定應力、變形和密封方面的驗收準則。4.2.1.5在選取設計參數(shù)和確定結(jié)構(gòu)尺寸時應考慮局部應力。4.2.1.6安全殼最大泄漏率的設計不是一個純粹的定量化過程。通常應考慮一系列因素，包括在事故工況下對應力的限

47、制、適當?shù)剡x取部件（如隔離閥）和密封材料、限制安全殼貫穿件的數(shù)量以及控制建造質(zhì)量。應最大限度地利用現(xiàn)有的運行數(shù)據(jù)、經(jīng)驗和實踐。4.2.1.7設計中應考慮調(diào)試及在役試驗和檢查的措施，以便能夠證明安全殼系統(tǒng)符合設計和安全要求。4.2.2設計壓力和設計溫度4.2.2.1設計壓力和設計溫度是決定安全殼結(jié)構(gòu)尺寸（表2和表3）的兩個基礎參數(shù)。4.2.2.2在能夠作出詳細的安全分析以判定設計壓力計算準確度之前，確定的設計壓力應比具有最嚴重的質(zhì)能釋放的設計基準事故產(chǎn)生的峰值壓力至少大10。應在有關熱工水力特性的保守假設的基礎上確定計算的峰值壓力。4.2.2.3對在設計壓力和設計溫度基礎上初步確定的安全殼結(jié)構(gòu)強

48、度，應對所有的載荷組合進行校驗，并應滿足相關的安全殼完整性和密封性驗收準則。4.2.2.4設計溫度應通過對各種設計基準事故的分析，并取安全殼構(gòu)筑物內(nèi)預計的最高溫度來確定。在此設計溫度以下運行時，安全殼構(gòu)筑物和系統(tǒng)應能維持其功能和規(guī)定性能。4.2.2.5所確定的用于載荷組合的所有壓力、溫度值都應有足夠的裕量，這些裕量應該考慮：（1）流體釋放量和質(zhì)能釋放率的不確定性，包括金屬水反應產(chǎn)生的化學能量；（2）結(jié)構(gòu)公差；（3）余熱計算的不確定性；（4）部件儲熱；（5）熱交換器的傳熱；（6）與傳熱率相關的不確定性；（7）保守的初始條件。4.2.3載荷的鑒別和定量化4.2.3.1預計在核動力廠壽期內(nèi)會產(chǎn)生的或

49、與假想設計基準事故相關的所有載荷（靜態(tài)的和動態(tài)的）都應在運行經(jīng)驗和工程判斷的基礎上按照其發(fā)生概率予以確認和歸類。應對安全殼構(gòu)筑物的每個部件指定這類載荷。4.2.3.2安全殼的金屬襯里（如果適用）應能夠承受作用于其上的載荷的效應并適應襯里與安全殼混凝土之間的相對運動而不危害安全殼的密封。在安全殼承載能力的結(jié)構(gòu)評估中不考慮襯里的作用。4.2.3.3安全殼構(gòu)筑物應設計成在經(jīng)受設計中考慮的所有外部事件下能保護一回路壓力邊界和相關部件。4.2.3.4應盡量采用保護性結(jié)構(gòu)來保護安全殼的金屬結(jié)構(gòu)、貫穿件和隔離閥，以抵御在設計基準事故過程中產(chǎn)生的流體噴射沖擊和飛射物。4.2.3.5內(nèi)層安全殼及其支持系統(tǒng)應設計

50、成能抵御如下事件：（1）在正常運行和事故工況期間內(nèi)部壓力意外降低到低于大氣壓力（如由于噴淋系統(tǒng)誤動作）；真空破壞裝置是一種可選的限制負壓載荷的方法。（2）內(nèi)層和外層安全殼之間的空間內(nèi)（適用時）因高能管道破裂而造成的壓力上升，除非這樣的管道破裂已經(jīng)通過設計排除。這兩點對于鋼制安全殼都特別重要。4.2.3.6在表2中給出了設計階段通常應考慮的作用于安全殼的一組典型載荷（對于特定設計，應確認其適用性）。表2在設計階段應考慮的作用于安全殼的載荷載荷類型載荷備注役前載荷靜載荷活荷載預應力建造期間的載荷試驗壓力試驗溫度與構(gòu)筑物或部件質(zhì)量有關的載荷諸如與部件約束有關的載荷僅對預應力混凝土結(jié)構(gòu)由存放建造設備或

51、主要部件而產(chǎn)生的臨時性載荷見5.2和5.3見5.2和5.3正?；蚬ぷ鬏d荷安全閥的動作卸壓閥的打開對安全閥排放氣體的凈化運行壓力運行溫度管道反作用力環(huán)境和與廠址相關的載荷外部壓力極端風速僅對沸水堆僅對沸水堆僅對沸水堆在正常運行期間，包括瞬態(tài)工況和停堆在正常運行期間，包括瞬態(tài)工況和停堆在正常運行期間，包括瞬態(tài)工況和停堆例如：雪載荷、由于地下水位產(chǎn)生的浮力以及極端大氣溫度內(nèi)層安全殼內(nèi)外壓力波動引起的載荷由極端風速產(chǎn)生的載荷，如可能與廠址相關的最大風速由極端外部事件產(chǎn)生的載荷設計基準地震與龍卷風相關的載荷飛機墜毀外部爆炸見有關核動力廠設計的其他相關導則考慮相關的飛射物見有關核動力廠設計的其他相關導則見

52、有關核動力廠設計的其他相關導則由事故導致的載荷DBA壓力DBA溫度DBA管道反作用力流體噴射沖擊和/或甩管因DBA產(chǎn)生的局部效應與DBA相關的動態(tài)載荷卸壓系統(tǒng)的啟動內(nèi)部水淹事故過程中的峰值計算壓力事故過程中的峰值計算溫度見有關核動力廠設計的其他相關導則見有關核動力廠設計的其他相關導則見有關核動力廠設計的其他相關導則該載荷依賴于特定設計（例如對沸水堆設計：池水上漲、冷凝振蕩以及排放管線的流量振蕩等）一回路降壓（如果適用）見有關核動力廠設計的其他相關導則注：DBA是指設計基準事故4.2.4載荷組合與驗收準則4.2.4.1載荷組合4.2.4.1.1對確定的載荷進行組合時應考慮下列因素：（1）載荷類型

53、（如靜態(tài)或動態(tài)，整體或局部）；（2）載荷是因果關系還是同時發(fā)生（如失水事故下的壓力和溫度載荷）；（3）每一載荷隨時間的變化（以避免不切實際地對那些不可能同時發(fā)生的載荷峰值進行疊加）（4）每一載荷組合的發(fā)生概率。4.2.4.1.2通常在相關的設計規(guī)范中考慮了對于正常運行和設計基準事故的載荷組合。此外，在載荷組合中應該考慮包含設計選定的嚴重事故（見6.2.1）。4.2.4.1.3在分析后期，通過適當?shù)臍w類可減少載荷組合的數(shù)量。僅對最需要的工況進行分析。4.2.4.2驗收準則4.2.4.2.1如果適用，對于每一載荷組合都應該在許用應力、變形和密封性方面確定適當?shù)尿炇諟蕜t。對每一設計標準以及每一種安全

54、殼材料，許用應力和變形的定義具有特殊性。4.2.4.2.2安全殼系統(tǒng)結(jié)構(gòu)設計規(guī)范提供了針對“設計”載荷組合的許用應力限值和針對“試驗”載荷組合的試驗應力限值（表3）。這些載荷組合的驗收準則應來自采用的結(jié)構(gòu)設計規(guī)范。4.2.4.2.3對于所有的其他載荷組合，應按照預計的性能確定驗收限值。設計裕量應通過以下任一種方法提供：（1）將應力限制在該種材料極限限值的某一份額；（2）使用載荷系數(shù)方法（如通過一個確定的系數(shù)來放大所承受的載荷）。4.2.4.2.4如4.2.4.2.5和4.2.4.2.6所建議的，應對結(jié)構(gòu)完整性和密封性確定有限數(shù)量的驗收準則（級別）。這種方法是通用的，適用于所有類型的安全殼。4.

55、2.4.2.5對于安全殼的結(jié)構(gòu)完整性，應考慮下列級別：（1）I級：彈性變形。安全殼結(jié)構(gòu)沒有發(fā)生永久變形或損傷。結(jié)構(gòu)完整性能得到保證且具有大的裕量。（2）II級：小的永久變形?？赡艽嬖诰植坑谰米冃?。盡管裕量小于I級應具有的裕量，但是結(jié)構(gòu)完整性仍能得到保證。（3）III級：大的永久變形。可能存在明顯的永久變形，并且可能發(fā)生一些局部損傷。在設計基準事故分析中通常不考慮這個級別（見6.2中對嚴重事故的考慮）。表3載荷組合和驗收準則載荷類型設計試驗正常運行正常運行疊加極端風速SL-2外部壓力SL-2疊加DBADBA飛機墜毀外部爆炸靜載荷活荷載預應力（如適用）試驗壓力試驗溫度設計壓力設計溫度運行載荷運行溫

56、度管道反作用力極端風速外部壓力SL-2地震DBA壓力DBA溫度DBA管道反作用力飛機墜毀外部爆炸結(jié)構(gòu)完整性驗收準則（極限狀態(tài)）設計許用應力試驗應力限值IIIIIIIIIIIII密封性驗收準則（極限狀態(tài)）設計許用密封性IIIIIIIN/AIN/AN/A注：SL-2是指安全停堆地震4.2.4.2.6對于密封性，應考慮下列級別：（1）I級：密封結(jié)構(gòu)。安全殼泄漏低于設計值且與內(nèi)部壓力相關。（2）II級：泄漏率可能有限的增大。泄漏率可能會超過設計值，但在設計中能夠充分地估計和考慮密封性。（3）III級：泄漏率有大的或非常大的增長。由于安全殼結(jié)構(gòu)大的變形，密封性不能得到保證。結(jié)構(gòu)完整性可能仍然有保證。4.

57、2.4.2.7對于在設計基準中包含的每一載荷組合，應明確結(jié)構(gòu)完整性和密封性的驗收等級。應按照由安全考慮確定的預計性能選擇驗收等級。4.2.4.3載荷組合和驗收準則的關聯(lián)4.2.4.3.1表3給出了對于典型壓水堆應考慮的載荷組合。針對特定的安全殼設計特征，應檢查表3的適用性，可能需要對該表進行修正，如修改列表或新建列表。例如，對于貫穿件、空氣閘門或設備閘門可能需要設計特定的載荷表格。針對選定的嚴重事故的載荷組合也沒有包括在該表格中（對于嚴重事故的討論見第6章）。表3也列出了每一載荷組合推薦的驗收準則。4.2.4.3.2應對SL-2SL-2地震直接與最終安全要求相對應。在核動力廠的壽期內(nèi)，超過與這

58、樣一個地震相對應的地面運動水平的概率應非常低。它代表出于設計目的而假定的最大水平的地面運動。級地震作用引起的載荷和設計基準事故進行組合本導則建議，對于最大DBA壓力與SL-2地震載荷的一半的組合，應保證安全殼的密封性。盡管壓力邊界已按抗SL-2地震設計，不能認為兩者之間具有可信的因果關系，但是還應考慮這種載荷組合。4.2.5局部應力和疲勞4.2.5.1應評價局部（包括焊接點）應力分布，以及這些局部應力分布對構(gòu)筑物的機械性能（包括泄漏率）的影響。4.2.5.2對于預應力混凝土安全殼，應特別注意確定低預應力區(qū)域（如環(huán)繞有大型貫穿件的區(qū)域和圓柱面與基礎底板之間的過渡區(qū)域），以便采取措施避免由于混凝土

59、蠕變和收縮而導致的破裂和泄漏。在這些危險區(qū)域，如果安全殼沒有內(nèi)層襯里，應通過局部覆蓋、局部注入密封材料或其他適當?shù)姆椒▉肀ＷC密封性。4.2.5.3對于具有金屬襯里的安全殼，襯里與混凝土的錨固區(qū)以及襯里同其他金屬結(jié)構(gòu)如貫穿件的連結(jié)處也是危險區(qū)域。應分析和考慮這些區(qū)域的局部應力效應。4.2.5.4應該在應力和應力循環(huán)（包括試驗壓力循環(huán)、溫度循環(huán)和管道反作用力）全面評價的基礎上進行結(jié)構(gòu)疲勞敏感性的評價。4.2.6極限承載能力和失效模式4.2.6.1應進行分析以確定安全殼的極限承載能力。應考慮在靜態(tài)載荷（壓力、溫度和管道作用）和動態(tài)（地震）載荷下安全殼結(jié)構(gòu)的整體特性，應對諸如貫穿件和結(jié)構(gòu)不連續(xù)性的局部

60、效應給予適當?shù)年P注。4.2.6.2應對諸如襯里撕裂、貫穿件損壞以及預應力鋼束斷裂的失效模式進行分析。在盡可能的范圍內(nèi)，這類失效應不是災難性的，且應不引起對包容放射性物質(zhì)的系統(tǒng)和部件的附加損傷。4.2.6.3在分析中應證明安全殼結(jié)構(gòu)完整性和密封性的驗收準則能得到滿足，并有足夠的裕量，以避免陡邊效應陡邊效應是核動力廠嚴重的不正常表現(xiàn)的一個實例，它由一個核動力廠參數(shù)的小偏差導致的從一個核動力廠狀態(tài)向另一狀態(tài)的突然轉(zhuǎn)變，這樣，輸入中的一個小變化將引起一個針對其響應的第一導出參數(shù)的突變點。4.2.7安全殼內(nèi)部結(jié)構(gòu)的設計4.2.7.1應考慮可能的大量質(zhì)能釋放以及承受不同隔間之間壓差的內(nèi)部結(jié)構(gòu)的需要，以防止