EJ T 570-1999 压水堆安全重要流体系统单一故障准则.pdf

《EJ T 570-1999 压水堆安全重要流体系统单一故障准则.pdf》由会员分享，可在线阅读，更多相关《EJ T 570-1999 压水堆安全重要流体系统单一故障准则.pdf（12页珍藏版）》请在麦多课文档分享上搜索。

1、ICS 27.120. 20 E.J F Ci5 备襄号：25”1999中华人民共和国核行业标准EJ/T 570-1” 压水堆安全重要流体系统单故障准则Single failure criteria for pressurbed water reactor safety-related n回dsyste1回199f-03田04发布中国核工业总公司发布EJ/T 570-1999 前本标准是对EJ570-91的修订，等效采用ANSI/ANS-58. 9-1981 o编写规则按GB/T1. 1一1993的有关规定进行。内容上的修订包括zu在“范围”一章中增加了“本标准提出的准则也适用于其他类型的轻水

2、堆中安全重要流体系统的设计及故障分析”一条：b）在“引用标准”一章中根据被引用标准的当前状态进行了修改，并增加了“ASME锅炉及压力容器规范第E卷及第泪卷(1995年版）”，正文里边也作相应修改；。在“定义”一章中修改了部分定义，并增加了“非能动故障”术语。d）在4.4和4.5中，为了明确“短期”和“长期”的含义，在两词前增加了“事故的”。e）在5.2中将“阻值”改为“限值”，在5.7中为和5.6一致作了措辞上的修改。f) 6. 4的最后一句“当进行论证以后，就可假定.”改为“当进行论证时，可假定, 本标准的附录A是提示的附录。本标准从实施之日起，同时代替EJ/T570-91。本标准由全国核能

3、标准化技术委员会提出并归口。、本标准起草单位z核工业标准化研究所。本标准主要起草人z张继才、李士模。EJ/T 570-1999 ANSI前言美国原子能委员会1971年5月21日出版的10CFR 50附录A核电厂一般设计准则要求安全重要流体系统应当这样设计z“应当给部件和装置等提供适当的冗余，以确保假定一个单一故障时系统可以完成其安全功能”。在核电厂总设计准则的序言里指出z“在一些工况正在研究之中，在这些工况之下，在针对单一故障设计流体系统时，必须考虑流体系统内非能动部件的单一故障”本标准最初是在1976年6月由ANSI批准和发布的美国国家标准，压水堆流体系统单一故障准贝uN658一1976，即

4、ANS-51.7 . 1978年1月，由ANS-51.7工作组和ANS-52.4工作组成立了一个联合工作组，将N658(ANS-51. 7）并人轻水堆标准。在将此标准修订成LWR版本的过程中，工作组反映了当前的工业实践，前提是这些实践要与美国国家标准NIB.2一1973(ANS-51.1）固定式压水堆核电厂设计核安全准则和ANSI/ ANS-52. 1-1978固定式沸水堆核电厂设计核安全准则相一致。工作组对冷却剂丧失事故后的维修指导要求进行了讨论。工作组认为这个指导是需要的，理由是，对于需要长期恢复的潜在事故，比如冷却剂丧失事故，用来减缓其严重程度的安全系统必须具有长期可靠性，所以，对于这些

5、安全系统来讲，增加超出单一故障准则的附加要求是明智的。为了提供这些长期性能能力的附加保障，这些系统应当设计成适于在役维护和修理。虽然这个要求并不是一个单一故障准则，但在本标准中包含这一要求，深信在受影响的安全系统的设计中这是一种适当考虑。第3稿于1978年完成，ANS-51和ANS-52工作组一致同意投票。该稿被推荐到美国核学会的核电厂标准委员会（NUPPSCO）投票。NUPPSCO投票结果有4张反对票。为重新解决NUPPSCO提出的所有意见，工作组于1979年5月叉开会，并于当月产生了第4稿。1979年5月形成的第4稿由NUPPSCO重新投票，结果有8张票反对。工作组又于1980年12月重新

6、开会解决所有意见。从1978年1月以来的所有投票结果来看，有以下实质性修改z1）通过适当的措辞将PWR准则改为LWR准则F2）将一些定义修订以符合NUPPSCO的方针2.1，有实质性的修改或增补定义如下：操纵员差错能动故障非能动故障安全支持系统安全停堆安全功能I 3）增加了系统的“不考虑单一故障的情况”一章以便符合NUPPSCO方针2.2; 4）增加了单一故障由操纵员作缓解的附加准则z5）增加了通风管件非能动故障的附加导则z6）修改了准则、设计要求和分析要求的格式；7）修改了第4.1节到第4.3节以便反映NUPPSCO方针2.2; 的删除了N658一1976(ANS-51.7）原来的前言，将剩

7、余部分合并。根据NUPPSC01979年7月会议纪要，要对下列问题作考虑，即由于三里岛E事故对本标准的任何附加影响是否定属于单一故障准则之外的要求范围之内，亦或符合单一故障准则的要求，然而与单一故障准则的执行并不相符的范围之内。这些附加要求目前正在由ANS一58.5工作组进行评价。本标准并不企图预示，只采用单一故障准则就足以表征部件和系统的所要求的可靠性。lV 1范围中华人民共和国核行业标准压水堆安全重要流体系统单一故障准则Single failure criteria for pressurized water reactor safety-related fluid systems EJ/

8、T 570-1999 代替EJ570-91 本标准规定了单故障准则在压水堆安全重要流体系统中的应用规则。本标准适用于压水堆安全重要流体系统的设计及故障分析。本标准提出的准则也适用于其他类型的轻水堆的安全重要流体系统的设计及故障分析。2 引用标准下列标准所包含的条文，通过在本标准中引用而构成为本标准的条文。本标准出版时，所示版本均为有效。所有标准都会被修订，使用本标准的各方应探讨使用下列标准最新版本的可能性。GB/T 17569-1998 压水堆核电厂物项分级EJ 312 88 压水堆核电厂运行及事故工况分类ASME锅炉及压力容器规范一1995第E卷，核动力装置设备建造准则（见附录A)ASME锅

9、炉及压力容器规范一1995第泪卷，核动力装置设备在役检查准则（见附录A) 3 定义本标准采用下列定义。3. 1 安全支持系统safety supporting systems 为安全重要流体系统提供冷却、润滑和动力服务，以保证这类系统完成其预定安全功能的系统。例如应急堆芯冷却系统的安全支持系统包括设备和工艺冷却系统、供电系统、应急堆芯冷却系统的设备通风系统等。3.2 安全功能safety function 任何保证反应堆冷却剂压力边界的完整性、停闭反应堆并使其维持在安全停堆状态、预中国核工业总公帽1”，。莎”批准”07-01真搞1 EJ/T 570-1999 防和减轻可能导致潜在厂外放射性释放

10、的后果的功能。3.3 安全停堆safe shutdown 指的是这样的电站工况：此时反应堆堆芯呈次临界z余热正在以不使堆芯及堆冷却剂系统超过其热工设计限值的速率导出；安全壳的完整性得到保证，从而放射性产物释放限制在允许水平；以及维持这些工况所必需的系统正在其正常运行范围内工作。3 4 长期long term 紧接着短期后的系统运行时间。在这段时间内需要系统继续发挥安全功能。3.5操纵员差错operator error 操纵员在试图执行安全有关操作时发生的单一误操作或漏操作。3.6短期short term 在始发事件之后24h内的运行时间。在这段时间内实行反应堆自动保护动作，证实系统的响应，鉴别

11、事故的类型及规定出随后长期中应采取的步骤。但对于应急堆芯冷却系统和安全壳喷淋系统而言，必须将短期看成是当这些系统转移到长期时才算终止。当应急堆芯冷却系统和安全壳喷淋系统转换到再循环运行方式时，即开始长期冷却（对沸水堆，抑压水池冷却开始，即转人长期冷却模式）。3.7单一故障singlefailure 导致某个部件不能执行其预定安全功能的一种随机故障。由单一随机事件引起的各种继发故障，均视作单一故障的组成部分。3.8非能动故障passivefailure 非能动故障是一个部件不能保持其结构完整性或工艺流道被墙塞的故障。例如，阀瓣从阀杆上脱落就会发生工艺流道堵塞。3.9机组unit 机组是指一座核动

12、力反应堆和发电设备，还包括为保证该设施能在不使公众的健康和安全有过大风险的条件下运行所必需的那些构筑物、系统和部件。3.10 始发事件initiating events 始发事件是一单一事件，包括它引起的后果，也就是这单一事件使电厂或电厂的一部分处在非正常工况下。始发事件和由它引起的继发事件不是本标准前面定义的单一故障。始发事件可以是单个设备故障、自然现象或外部人为危害。3.11 能动故障active failure 一个能按要求靠机械运动完成其预定功能的部件发生的不属于非能动故障的功能失效。例如，一台电动阀或一台止回间不能移动到正确位置，或一台泵、风机或柴油发电机不能启动。必须把由电动部件内

13、自动启动系统或控制系统故障引起该部件误动作看作能动故障，防止这类误动作的方法是装有专门装置或操作限制装置（例如切断用于电动阀门的断路器）。误动作的例子是给电动间误通电而将其打开或关闭。2 EJ/T 570-1999 4 单一故障准则的应用规则4. 1 必须将机组设计成在I类工况期间能承受E、E、w类工况的始发事件，并且满足EJ312设计工况分类的相应设计要求。4.2 对于任何引起反应堆自动快速停堆或汽轮机脱扣的E类工况始发事件，并假设此始发事件之外有一单一故障，必须将机组设计成能在上述假定条件下执行下列安全功能za）反应性应急控制；b）堆芯应急排热和安全壳排热；c）安全壳隔离、完整性和安全壳内

14、空气净化。4.3 对任何导致E类和W类工况的始发事件，假设除了该始发事件外还有单一故障，必须将机组设计成能在上述假定条件下执行下列安全功能：a）反应性应急控制zb）堆芯应急排热和安全壳排热Fc）安全壳隔离、完整性和安全壳内空气净化。4.4 在事故的短期运行期内，出现单一故障可以只考虑为一能动故障。4.S 在事故的长期运行期内，假定不出现短期运行期间已出现过的故障，在此期间要考虑的单一故障可以限定为或者是能动故障或者是非能动故障。4.6 必须在适当考虑运行工况和可能的故障或泄漏模式的同时，通过系统中实际的非能动故障机理的分析来规定发生非能动故障时的设计漏量。下面给出这方面的一个例子，如果一系统安

15、装在被保护的区域，该系统经受定期的压力试验和检查，按地区特性进行了地震分析，并按ASME锅炉及压力容器规范第E卷和第沮卷进行设计和在役检查，那么，对包括管道、换热器、间门、泵、法兰连接件和系统接口屏障在内的系统的审查，可以确定设计泄漏率，以便根据间门密封填料损坏或泵的机械密封装置损坏的最大漏量对非能动故障进行评价。类似地，如果通风管道安装在被保护的区域，它经受定期试验、检查和维护，并按地区特性进行了地震分析，那么，对该风管的审查可以确定设计泄漏率，以便根据加强板的局部屈曲或弯头局部失稳断裂所得到的最大漏量对非能动故障评价。4.7设计者必须把操纵员一次差错视为一潜在的单一能动故障。4.8 如果为

16、单一故障的探测、判断和娇正提供合适的时间和方法，那么，必须允许操纵员为减轻单一故障后果采取行动。s 不考虑单一故障的情况s. 1 不管发生任何可信工况，能够证明某一部件能执行正确的能动功能，那么就可不考虑该部件会发生能动故障。例如这样的能动功能可以包括按规范设计的安全间和某些旋转止回阔的开启。凡认为可免除单一故障分析的地方，必须在单一故障分析里用文件资料来说明免除的根据。S.2 不必考虑安全亮边界和安全壳隔离系统的非能动故障或会超过安全分析中所规定的3 EJ/T 570-1999 限值的泄漏。5.3 如果按照机组技术规格书允许多重安全重要流体系统或它的安全支持系统的一个系列在短期维修期间暂时不

17、使用，那么在此期间就不必假设在其他系列中有单一故障。5.4 如果机组设计成某故障不会导致丧失所需安全功能，那么就不必在本标准7.1所述的分析中考虑限定泄漏的非能动故障。5.5 如果始发事件是在一双重目的（即除了关闭反应堆和减轻始发事件的后果外，还需要在I类工况时运行）的安全重要流体系统的两重或多重系列中的一个系列的假设故障，那么在这系统剩余的一个系列或多重系列中就不必假设一单一故障。其条件是该系统按I类抗震要求进行设计，能从厂内和厂外获得电源，按GB/T17569规定的安全1级（SC-1）、2级(SC-2）、3级（SC-3）相应的质量保证、试验、在役检查标准进行建造、运行和检查。在这些情况下，

18、在始发事件之后能按机组的技术规格书控制电厂继续运行。5.6 如果始发事件是I类工况期间不要求运行的两重或多童安全重要流体系统系列的一个系列中的假设故障，但是此始发事件不要求自动保护性动作去减轻它的后果，就不必假设有单一故障。在这种情况下，可按照机组的技术规格书控制电厂继续运行。5.7 如果始发事件是在I类工况期间不要求运行的两重或多重安全重要流体系统系列的一个系列中的假设故障，但是此始发事件要求自动保护性动作去减轻它的后果，就必须假设在另一系列有单一故障。然而，如果假定在该系统的另一个系列中有单一故障，那么所有可利用的系统，包括非安全有关的系统和由操纵员来操纵的系统皆可用来减轻上述始发事件加上

19、单一故障的后果。在判断系统的可利用性时，如果反应堆快速停堆或汽轮机脱扣是该始发事件的直接后果，那么，必须评价厂用电是否可继续使用。实现操纵员行动的可行性应根据是否有足够的显示、是否有足够时间执行被建议动作和可利用设备的可达性来判断。6 设计要求6. 1 安全重要流体系统和它们的安全支持系统必须能利用厂内应急电源运行。6.2 必须将安全重要流体系统设计成能利用在役检查和试验技术对现存的或可能的故障进行探测。6.3 应这样设计机组，使得机组内安全重要流体系统和它们的安全支持系统的能动部件能通过定期试验来证明这些系统的可运行性。6.4 对恢复期可能较长的事故，例如反应堆冷却剂丧失事故，必须采取措施，

20、保证对事故后恢复期内安全壳外可能损坏的设备的可以接近和进行修理。这些措施包括诸如，多重部件的适当屏蔽、清洗隔间的能力、放空和清洗隔间内需要接近的放射性管道的能力以及通向设备的安全通道的措施。在制定这些措施时，假定设计的源项。当进行论证时，可假定厂外电源、非安全有关的设备和厂外设备是可以利用的。6.5 对事故后安全亮放射性排放的设计应保守地考虑在有效隔离之前由于假想的单一故障所排放的放射性物质的种类和排放量，并包括任何隔离后排放。必须根据世漏的探测、定位和隔离措施保守地确定排放的持续时间。4 EJ/T 570-1999 7 分析要求7. 1 必须进行单一故障分析，以证实符合本标准。7.2 对每一

21、个始发事件，单一故障分析的范围必须包括要满足4.2或4.3相应要求的安全重要流体系统和它们的安全支持系统。在这些安全重要流体系统和它们的安全支持系统中，不必假设已经发生的、同时发生的、或者随后发生的故障（除去所分析的单一故障或始发事件的后果引起的故障）。例如，如果要求使用应急堆芯冷却系统，并假定一柴油发电机故障，那么这柴油机故障就是能动故障。其后果可能包括由柴油发电机故障或始发事件引起的其他故障，但是除了这些，不必考虑其他的短期或长期故障。5 EJ/T 570-1999 附录A（提示的附录关于ASME引用标准的说明ASME锅炉及压力容器规范一1995第E卷，核动力装置设备建造准则和ASME锅炉及压力容器规范一1995第双卷，核动力装置设备在役检查准则的中文版本是指由上海核工程研究设计院ASME翻译组翻译，核工业核电科技情报网出版发行的中文版本。6 垒EmHlehrmht飞同圄