EJ ICS27.120.20 F 65 备案号：2599-1999 中华人民共和国核行业标准 EJ/T 5701999 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 1999-03-04发布 1999-07-01实施 中国核工业总公司 发布 EJ/T 5701999 前 言 本标准是对EJ570一91的修订，等效采用ANSI/ANS-58.9-1981。编写规则按GB/T 1.1一1993的有关规定进行。内容上的修订包括： a）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Ⅱ卷及第X卷（1995年版)”，正文里边也作相应修改； c）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/T570一91。 本标准由全国核能标准化技术委员会提出并归口。 本标准起草单位：核工业标准化研究所。 本标准主要起草人：张继才、李士模。 EJ/T570—1999 ANSI前言 美国原子能委员会1971年5月21日出版的10CFR50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： “应当给部件和装置等提供适当的余，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： “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 单一故障准则》N658-1976，即ANS-51.7。 1978年1月，由ANS-51.7工作组和ANS-52.4工作组成立了个联合工作组，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N18.2-1973(ANS-51.1)《固定式压水堆核电厂设计核安全准则》和 ANSI/ANS-52.1一1978《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。 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月又开会，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： 1）通过适当的措辞将PWR准则改为LWR准则； 2）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： 能动故障 非能动故障 ·安全支持系统 安全停堆 操纵员差错 安全功能 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； 5）增加了通风管件非能动故障的附加导则； 6）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； 8）删除了N658一1976（ANS-51.7)原来的前言，将剩余部分合并。 根据NUPPSCO1979年7月会议纪要，要对下列问题作考虑，即由于三里岛1事故对 本标准的任何附加影响是否一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。 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 EJ/T570-1999 代替EJ570-91 Single failure criteria for pressurized waterreactor safety-related fluid systems 范围 本标准规定了单一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/T17569-1998压水堆核电厂物项分级 EJ312一88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第重卷，核动力装置设备建造准则（见附录A） ASME锅炉及压力容器规范一1995.第X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safetysupportingsystems 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safetyfunction 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 中国核工业总公司1999-03-04批准 1999-07-01实施 1 EJ/T5701999 防和减轻可能导致潜在厂外放射性释放的后果的功能。 3.3安全停堆safeshutdown 指的是这样的电站工况：此时反应堆堆芯呈次临界；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longterm 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operatorerror 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shortterm 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堵塞的故障。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initiatingevents 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activefailure 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阀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阀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Ⅱ、耳、IV类工况的始发事件，并且满足EJ 312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Ⅱ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： a）反应性应急控制； b)堆芯应急排热和安全壳排