ICS 27.120.20 F 69 备案号：36022—2012 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20097-2012 压水堆核电厂混凝土安全壳功能设计要求 Concrete containment functional design requirements for PWR nuclear power plant 2012-01-06发布 2012-04-06实施 国家能源局 发布 NB/T 200972012 目 次 前言 II 范围 2 规范性引用文件 3 术语和定义 4 总则 设计要求 5 6 严重事故设计考虑 16 1 试验 18 附录A（资料性附录） 压水堆安全壳系统设计方案举例， 21 附录B（资料性附录） 严重事故现象 24 参考文献 27 NB/T 20097—2012 前言 本标准按照GB/T1.1-2009给出的规则起草。 本标准由能源行业核电标准化技术委员会提出。 本标准由核工业标准化研究所归口。 本标准起草单位：中国核电工程有限公司。 本标准主要起草人：陈梅、李京彦、范黎、宋代勇、袁霞、赵侠、信天民。 II NB/T20097—-2012 压水堆核电厂混凝土安全壳功能设计要求 1范围 本标准规定了对压水堆核电厂混凝士安全壳及相关系统设计的基本要求，包括安全壳的设计基准、 功能设计要求、严重事故设计考虑及试验和检查要求等。 本标准适用于各类压水堆核电厂混凝土安全壳功能的设计。 2规范性引用文件 下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件，仅所注日期的版本适用于本文 件。凡是不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本文件。 HAF102核动力厂设计安全规定 3术语和定义 HAF102界定的以及下列术语和定义适用于本文件。 3. 1 安全壳containment 用来包容压水堆冷却剂系统及某些安全重要系统的构筑物。安全壳作为最后一道密封屏障，用于防 止在事故条件下放射性物质向环境的释放。同时，安全壳用以保护反应堆系统抵御外部事件的危害。 3. 2 安全壳系统 containment system 密封的安全壳构筑物及其延伸部分，以及为了维持安全壳的完整性并实现其功能设置的一系列辅助 系统。 4总则 4.1安全壳系统功能描述 4.1.1 安全壳系统概述 安全壳系统的设计应保证或有助于实现下述安全功能： a） 在运行状态和事故工况下包容放射性物质； b) 在运行状态和事故工况下的辐射屏蔽： c) 防御外部自然灾害和人为事件。 4.1.2 包容放射性物质 NB/T20097—2012 4.1.2.1安全壳系统主要的安全功能之一是包容，即包容那些失效后可能导致不可接受的放射性物质 释放的构筑物、系统和部件，从而使它们与外部环境隔离。 4.1.2.2在任何设计基准事故以及设计所考虑的严重事故:1况下，应保持安全壳的结构完整性，并应 保证其泄漏率不超过规定的最大泄漏率。控制放射性物质的设施应保证放射性物质从安全壳向外的释放 低于规定限值。 4.1.2.3在运行状态下，安全壳系统应能阻止或限制在堆芯中产生的、在堆芯外由中子辐照或伽马射 线产生的或安全壳内的系统泄漏出的放射性物质的释放。在必要时安全壳系统应能降低安全壳内的温度 和压力。 4.1.2.4在核电厂停堆期间，允许安全壳被打开（如人员闸门、设备闸门或备用的贯穿件）以提供系 统和部件维修工作的通道或者提供必要的工作场地。 4.1.2.5安全壳要求设计成能够承受由假设始发事件所引起的压力、温度和机械载荷。 4.1.2.6能量控制设施应设计成能将作用于安全完系统和安全壳内设备的压力、温度和机械载荷限制 在设计值以下。 4.1.2.7放射性物质控制设施应同能量控制设施、可燃气体控制设施、安全壳隔离系统等一起运行以 限制假想事故工况的放射性后果。 4.1.2.8设置可燃气体控制设施的目的是消除可能由水辐照分解、反应堆堆芯内的金属一水反应或严 重事故工况下由堆芯熔融物和混凝土相互作用而产生的氢气（或降低氢气浓度）。 4.1.2.9在设计基准事故工况下，对能量、可燃气体和放射性物质控制设施的评价应建立在其对应的 安全功能的保守评估的基础上。 4.1.2.10在严重事故工况下，高能载荷可能危及安全壳的结构完整性。应在安全壳的设计中充分地考 虑高能载荷带米的影响，并应采取措施预防或限制这种载荷。 4.1.3辐射屏蔽 在运行状态和事故工况下，安全壳用于防止核电厂工作人员和公众受到来自包容在安全系统中的 放射性物质的直接辐射照射低于规定限值。结构的设计基准应考剂量限值、剂量约束值以及“合理可 行尽量低”原则的应用（用于辐射防护的优化）。 6.1.4防御外部自然灾窖和人为事件 安全壳系统应设计成在设计基准外部事件下保护所有不能与反应堆堆芯安全隔离的反应堆冷却剂 压力边界的部件，以及设置在安全壳内的用于维持堆芯处于安全状态所必需的安全系统。 4.2设计基准 4.2.1设计基准应考虑假设的始发事件，包括内部或外部引起的需要安全壳执行预期功能的事件，以 及那些可能危及安全壳执行其预期安全功能的事件。 4.2.2除设计基准外，设计中还应考虑核电厂在特定的超设计基准事故包括选定的严重事故中的行为。 这些评价所使用的假设和方法可用最佳估算为基础。 4.2.3在安全壳功能的设计中还应保守考虑各种潜在的能量米源。 4.2.4正常运行的安全壳设计基准应基于下述要求： 包容中子辐照产生的放射性物质和伽马射线： a) (q 排出产生的热量； c) 为人员和器材提供必要的通道和出口； 进行安全壳压力试验和密封性试验： (P e) 有利于生物屏敲。 2 NB/T20097—2012 4.3内部事件 4.3.1在安全壳系统设计中考虑的内部事件是指那些由核电厂内发生的故障引发的，并可能需要安全 壳执行安全功能的事件或那些可能危害安全壳执行安全功能的故障引发的事件。内部事件基本上分为五 类： a) 安全壳内高能系统破裂：安全壳系统应能承受高压和高温，管道甩击和射流冲击； 安全壳内容纳放射性物质的系统或部件破裂：安全壳应能够包容放射性物质； 可引起作用于安全壳系统的有代表性的极限载荷（如压力、温度和动力学载荷）的系统瞬态： c) 安全壳系统应能够承受这些载荷： 安全壳旁路事件（如与反应堆冷却剂系统直接相连的系统发生失水事故或蒸汽发生器传热管破 (P 裂）：应适当设置隔离设施： e) 内部灾害：应验证内部灾害不能削弱安全壳系统的功能。 4.3.2安全壳系统设计中应考虑的典型的内部事件如下： a) 失水事故； b) 蒸汽系统管道的各种失效； c) 给水管道破裂： (P 压水堆蒸汽发生器传热管破裂： 压水堆稳压器安全阀或释放阀的误开； e) f) 安全壳内部或外部连接到反应堆冷却剂压力边界的管道破裂； 安全壳内输送放射性液或气体的系统泄或失效； g) h) 安全壳内燃料操作事故； i) 内部飞射物： j) 内部火灾； k) 内部水淹： 1) 乏燃料冷即失效（如乏燃料泡布置在安全壳内）。 4.4外部事件 4.4.1外部事件是指在核电厂附近引起的可能危害安全壳结构完整性和功能的人为事件以及自然灾 害。 4.4.2评价所有相关的外部事件，以确定其可能的影响，确定预防或缓解其后果所需要的措施，并且 在系统设计中考患外部事件对其所生的影响。 4.4.3下表给出了在安全壳系统设计应考虑的典型外部事件。 3