EJ 329-1988 压水堆核电厂安全壳系统功能设计准则.pdf

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1、中华人民共和国核工业部标准压水堆核电厂安全壳系统功能设计准则EJ 329-88 1 主题内容与适用范围本标准周了压;j(f住怯也广安全壳系统设计中有关执行其功能方而的要求。本标准适情于钢安全壳和钢衬里的顶应力i昆凝土安全壳。本标准不包括系统所属设备的设计。1. 1 目的核电厂设计和运行的安全，首先是控制放射性物质向环境泄漏，尽量减少正常运行工况和1事故工况时附近公众受到的照射为此，压水堆段也广设置了防止吹身fl:钩质得放的主m：安全屏障ga. 燃料悻臼壳将放射性裂变产掏；前闭在燃料榨内，b. 燃抖降包壳泄漏或破损时，反应堆冷却，l!J系统将放射性钩质封闭在该系统的压力边界内，c. 反应堆冷却剂

2、系统压力边界泄漏或破损时，安全完及其所属辅助系统将放射性物质封闭在安全壳内，使在任何事攸工况下，放射性物质向环境的将放虽不超过允许限值。1.2 系统范围去金先系统也括fj1J分系挠za. 安全壳，b. 安全壳喷淋系统ic. 安全壳可燃气体控制系统，d. 安全壳隔离系统se. 安全壳排热系统，f. 安全完空气净化系统，2 安全壳系统功能设计要求2. 1 事故工况要求安全壳系统的设讨，应使反应堆冷却剂系统主管近发生各种尺寸的破费直至并包括双崎断裂的事故工况下，安全壳内的1i1高压力仍低于安全壳设计压力，Jf-留有适当的浴茧（一般10%20o/o).此外，在发生央水事故后24hf勺，安全壳内压力应降

3、低到可战受的数监接近？在.if. ）。还应验算二回路系统背道破裂时安全壳内的最高压力。2.2 单一故障准则本系统在喷i体阶段假设发生对安全壳喷i体系挠相安全壳11r.热系统的运行I响111大的单一能动故障时，和或在再循环阶段假设发生对运行影响段大的唯一能动或非能动战障时，生t全壳系统仍能保持执行2,1条要求功能的能力。为此，有关设备要求有多重性。2.3 安全等级和抗震类别本系统的专设安全设施属安金二级、抗震一类。详见EJ313压水堆恢rg厂系统设备安全等级的划分。系统设备的设计宵U1!选应采用与安全等级和抗棋类别拥成的规商或标准。2.4应急功力源本系统的专设安全设施的设备部！是有应急动力源，能

4、在失去厂内、厂外电源时，在要求的时间内按规定程序臼：；J投入运行。应急功力那一般为柴iUI友也旺，或自IJ1!JL （如汽轮机、!kill!Jl ）。中华人民共租国核工业部1988-08-05批准1989-01-01实施163 EJ 329-88 2.5 可试验性多重的专设安全设施要求能在反应堆功率运行时定期分别进行可运行性试验，以及在停堆时或运行前进行啪能特性试验。2.6 可维修性和在役检查应为系统设备的维修和在役险查提供适当的遇道和空间，并考虑工作人员的照射剂量合理可行尽量低。还应考虑在反应:Ii功束运行期间对安全壳内某些设备（如传感器等进行短时间维修的可能性2.7设备布置要求应考虑、设备

5、布置的一些特殊要求。例如某要求有足够的净正吸入压头，管道布置要求避免或减轻水锤效应，也气设备要求防水淹。详见EJ336压水堆恢电厂核供汽系统布置准则。3 安全壳系统各分系统功能设计准则3.1 安全壳在确定安全壳设计压力以满足2.1条事故工况的要求时，应进行事故工况压力分析，l!PH算事故后安全壳内的峰值压力和压力随时间的变化，以及计算各设备室之间的居差。这些计算俏皮作为确寇厂房租设备房间设计压力的依据。3. 1. 1 一回路管i草破现事战在主管近三个不同的破裂位置热段、过搜段、冷段计算质量和能IiU手放洼率。在再淹没阶段，这些破口位置有不同的特性。冷段管道破裂时，假设由堆芯出来的所有流体都必须

6、经过蒸汽发生器才能排放，因而变成过热蒋汽。然而，堆芯全部排放通过包括主泵的阻力，所以堆芯淹没速率以及堆芯排出流体的速率都比较低。热段管道破裂时，排放通道的阻力较小，因而堆芯淹没速xr-、高，但由堆芯排放到安全壳的流体不通过蒸汽发生器，没离吸热效应。过搜段破裂兼有热段破裂时Jfg芯淹没遣率较高以及i令段破裂时通过蕉汽发生器取热两种效应，因此在喷放后阶段能量流率最高。分忻的破口尺寸但的反应堆入口刊出口处的冷段和热段双端断裂，以及过渡段的最大破口双端断裂的系列破口。根据这些分析结果，对再淹没的情况来说过渡段的破裂是最严重的。3. 1. 1. 1 分析阶段失事故分析it算，按其特征可分为三个阶段ga.

7、 喷放从事故发生此时反应l住在隐态满功率运行状态到反应堆与安全壳压力平衡时为止，b. 再充从喷放结束到Gil急堆芯冷却I系统将水注满反应堆压力容器下腔室时为止。c. fli.淹没从水开始进入JE芯一直到瞬态过厘结束时为止。对于泵吸入段破口，要考虑可能有第四阶段，即堆芯骤冷后蒸汽发生器传热管内的沸腾。3_.1.1.2 假设条件为了保证按堆芯能量将放分肝的安全壳最高压力是保守的，应假设下列条件sa. 预计展高运行温度取稳态满功率运行反应堆出口冷却刑温度加温度测量误差），b. 温度测量误差阳死区的温度裕贵（如12.z0c);C, 安全壳容积浴贵（如1.4伪）J d, 安J全壳容积热膨胀情虽如1.6%

8、)1e. 反应堆正常运行功来波动的允l:f上限按i于可iiE申请值，一般取筋！寇功率的103%) 164 EJ 329-88 f. 热功率测量误差楠量如iti!功率保沪定菌的2%)J s. 保守的陆正传热系数$h. 考虑燃抖密实七放应的堆芯储存能旦的商量zi. 堆芯储芹能量的裕量（20%)JJ. 所有蒸汽发生器与安全壳压力恼等后，堆芯中产生的京汽全部通过破裂环路排放3.1.1.3初始状态a. 堆芯功率按许可证申请值）J b. 包括功率i.1tti宾主在内的正常运行功率波动允许上限I亥供汽系统，c. 反应堆出、入口处的；手却如j名义温度按隐态满功率运行值，d. 才在汽发生桥出口才在汽ff力挂芭态

9、；高功率i主rr值，c. 燃料w打J:J1J1f. 安全注射滔总贮水l8. 安全注衍筒温度，h. 安全完埋没参考压力zi. 安注栗假设最大、最小涅水Jlbj. 假设再简环开始时间（例如1500s) 3.1.1.4 i：在；，11_ii:力LL垠据算出的质主：f!1桂f喜可rt:.m，考虑停难后准芯余1！飞等的11n且以及安全壳喷淋系统和安全壳排放系统的吸热，用合适的程序计算安全壳内的峰值压力和Iii力随时间变化的过程，包括事故后由于喷淋系统和排热系统的作用而使民力下降的过筐。3.1. 1.5 设备宝压差如果管道破裂发生在设备主内，应讨算短时间的质ii；有1能旦得放速率，并由此时算设备室内压力的

10、变化过理，以满定设备主与安全元之间以在各设旨主之间的！王差不起过设备室的设计压力。短时间的质苦和自ID:得吹速萃的iln：但如热段刊It民的双端断裂、热段，阳冷段的二分之一双端断裂、稳压器波动管有1喷军营破裂、以及在反问f.1在压力寄悴安全端处破口商积等于主管道截面十分之的冷段破裂用以确定堆坑压力相反应堆用力将怒支承设计）。3. 1. 2二回路营造破裂用合适的程序曰：算二回路管过破裂时的质量和能量辛苦放数据时YI：时应考虑反应堆功率、蒸汽发生嚣的倒传热即由二回lfli-向一回路传热、由完整环路荒汽发生器倒流的蒸汽流量以及反应堆冷却剂系统金属件热奋量的影响。H且；功率一般取102o/o、70伪、

11、30o/o及零功率。破口尺寸可取双端断裂及0,6双端断裂。蒸汽发生器给；.入口位于下降通道的水位以下，所以主生命水管道断裂虽引起两相喷放，但其喷放流体的含汽是比同佯截而的蒸汽管道断裂时的汽显要！压得多。因此，主给水背道断裂不会导致更严重的安全壳温度刊压力。3.1.3 失7j(事放后影响峰佳压力的因素和传热机理在失水事故后的喷放阶段中，:fi响安全壳第一峰盹压力的主要参鼓是安全壳的容职。压水堆接电厂安全壳厂房的净自由容积约50000m3，此时作为一个非能动的热阱，吸收由反应堆冷却fill系统向安全壳内喷放的质皇和1能击。！；响安全壳第二峙的FE力的主要因素是喷i体系统的运行参姐：包括喷淋泵投入时

12、间、喷j体流吐、喷i休放i于二等。安全壳厂房内结构相设备的然在量也足；响峰也压力的E要因亲。这些结构和设备与安全壳内气体的传热机理主要是外露丧而的某汽凝结传热ff!约问件的热传导。所以，要求安全壳内构件表面的涂165 EJ 3298811有坟高的热传导率。此外，安全壳钢衬里和i昆凝土之间存在着不良的接触导热，计算时应予考l量。3.1.4 .支全壳泄漏卒安全美总泄漏率要求一般规定在2-th内为失水事故条件下的0.1%0.3侈，应在调试运行前以及运行后过当时间进行该项试验。试验前，应先对贯穿件和隔离装置以规寇的居压或负压进行结问完整性试验。可以通过确定安全完压力随时间降低的函攻关系来确定安全壳总泄

13、漏率。试验肘，除测量安全壳内空气压力和温度外，还应测量安全壳外空气的压力和温度以及安全壳内空气的i11尘，以促进行有关的换窍。试验时，1也采取措施以确保安全壳内温度和混度的均匀分布。3.2 安全壳n1i体系统3.2. 1 工i兄要求a, 在夫才二事故店的啧7次阶段中，i质淋的投入有助于降低事故后安全壳的均由压力，喷淋流血的选Jtu写满足排除安全壳内余热的需要。H费；体衷的（fi直标！；应使在换将水筒储存；j(源用完后再循环开价肘，安全壳地坑水能对喷i体泵提供足够的净正PD入压去。b. 在喷放后的阶段中，通过热交换嚣和安全壳排热系统的冷却柿，在2.th内出安全无内版力阳迅皮降阪至可接受的值。 啊

14、？！于j仕f户均：ll;: ;t!: 俨；ri 1峪节，、协，二弘吃野；， f/, /I午材、r.古！：噜丐呵! !rh巾的丰d：句、，J飞jr J - , I J人、i二.HJJ ，五：iI , I J 机！典供蒸汽、粒子！典fnI现ft饱）90%，有肌腆腆甲提）10%. d, 在喷ii宇阶段结来Tltr（但18再循环喷淋，陀保证地坑u为碗性一般蝇走pH阳为8,59,5) 由此计坪坝定次出的NaOHiftil的添加班。3.2.2 运行、试验，刊维怯要求a. 反应堆正常运行时，从换抖水恼到安全壳喷i体隔离阀的管系全部充水，从l咬i休隔离Ii写到琐淋提管的营j且无水，除i费i体隔离间干llNao

15、H漆加隔离阀夭闭外，其他间门均开启，系统一丘地予备用状态。b, 失水事故后，先由安注信号启动喷淋泵，作喷i体准备。再由安全壳高高压信号产生喷淋信号，开展i安全壳项淋隔离阀。安全壳喷i体信号与安全壳供高放射性信号重合时，开启NaOH添加隔离间。NaOH贮存宿低低；iii位时该！阕自动关闭，亦可在主控制室手拉操作。触及l质I休信号的驱动压力是系统设计中的一个重要多数，应尽可能担驱动压力监定点取得足PJt低，以减少从事故发生到开始l资淋的时间捕后。另一方面，过低的重定压力又会增加误动作的可能性。c, 喷头的设计应I喷出的水滴小、分布均匀，以便在它ffT降落时迅遣与安全壳内大气达到1:！平衡。d. 顷

16、i体管网和喷头的布置应伎有最大的喷i休泡围，喷头与安全壳壁之间应保持规定的fil小距离例如0,5m）。e, 1icrn夜的地坑12.入口M设置过；I!:t网，以防杂物吸入泵内，损坏体或堵塞再循环管线和JUt头。f, 在再循环l晓淋阶段，胆子控关小l质射器NaoH添加节流阀，减少NaOH添加ttt，使NaOHfll珊的E量比不大于30 g, 寇JYJffiffi缩空气吹扫lipii枭智，.f11ntt头，以防哨草，mi进行喷j体泵流E试验，试验时间一般为1530min.h. ;E:lPJNaoH贮:rnnr仅悴fr忻浓月1：。r.月t换料时，用侠料;j(ft替NaOHi寄：夜作添加试验，ti!1

17、66 EJ 329-88 换料通过喷射悟送入喷淋泵，然后通过小流量管返回换料水稽。i. 对个系列的设备进行险修肘，如果检修时间扭过24缸，一般要求反.15Y.堆热停堆，故要求喷淋泵拆装时间不超过21h，饥饿宙封拆装时间不扭过6h. 安全完喷i体系统设计有关事项见EJ327压水堆核电广安全壳喷i体系统设计准则3.3 安全壳可燃气体控制系统3.3.1 系统功能a. 发生失水事故后，将安全壳内的空气循环通过主复合系统淌除由锺水反应、辐射分解皮金属腐蚀产生的氢气。以降低安全壳内的丑；在哇，防止燃烧nx爆炸。b. 发生失水事故肝，安全壳氢气混合采统投入运行，使安全壳内空气循环流动，均匀混合，防止氯气局部

18、改隶。c. 当i王_ll京2起边或复合能力不j革时，由；i与氢排凤系统役要求进行适量辩风，以降低安全壳内；在浓度。3.3.2设计;f.Elila. 氢浓r主要求=-”_:. f比 . ，、气，学飞户可T斗：.，专忏Le卢吨”.门节rz :; / . 亏圳机飞吧于r:=.4、尸、，l、. - . .、，、。.:. ”飞了、LI .-.: , : - I , J t /, - I l 8 分系统为安全壳环廓冷风系统。3.s.2 设计准则a. 谊度要求EJ 329-88 反应堆正常运行时，要求安全壳内空气温JJt不超过50。c，停i住进入时，不超过30。c，相对温度不超过80%0b. 安全等级和抗；

19、豆类别安全壳空气冷却系统有时作为专设安全设施，有时作为非专设安全设施。其他分系统均hJ!-IJ:专设安企设施。但为了反应堆持续运行，安全壳空气冷却系统、设备室空气冷却系统、堆腔空气冷却系统、控制棒驱功机构风咛系统、中子jfil茧测E设备宝空气冷却系统均要求设置备用，但不要求在失水事故时运行。安全壳空气冷却系统要求设应急也源，在失去厂外电源时保证有半茧：机组投入运行。本系统及所属设备安全等级为四级，抗震要求为二类。作为专设安全设施的设备为安全三级，抗i乓要求为一类c. 安全壳空气冷却系统主要以凝结传热方式运行。这种方式容易使安全壳内空气成为过热状态，热交换器传热计算时应选用适当的传热公式，以：过

20、热状态对空气冷却器性能的；在i响。3.s 安全壳空气净化系统3.s.1 系绕功能a. 反应堆正常运行期间或冷、热停Jiff肘，人员进入安全壳以前，循环过埠安全完内的空气，以减少空气中放射性物质的浓度，并防止局部积累。执行本功能的分系统为安全壳空气循环过滤系统、安全壳大风置换气系统和小风量换气系统。b. 失水事故后，由喷淋液及其添加剂NaOH将安全壳大气中的裂变产勘腆，大部分；if解并保持在地坑水中。当必需消氢排放时，可减少对环境的污染。3.s.2设计准则a. 本系挠均属非专设安全设施，安全等级为4级，抗层要求为工类。b. 过u器应定！自检测，污染跑过允许限值时不得使用。过滤嚣的吸附效率应通过试验米验证。应使进入过滤器的空气温度不低于露点。必要肘，可考虑设置除ill器或预热器。附加说明g本标准出院工业部核电局提出。本际；住由核工业部上海核工程研究设计克负责起草。本际准主要起草人g朱文煌、去俘春。169