核电厂安全重要系统和部件的实体防护 GB 13285-91

标准名称： 核电厂安全重要系统和部件的实体防护 GB 13285-91
标准编号： GB 13285-91
标准正文：
　　　Physical protection for systems and components important
               to safety in nuclear power plants
          国家技术监督局1991-11-30, 批准1992-08-01实施

1　主题内容与适用范围
　　本标准规定了核电厂安全重要系统和部件的实体防护准则，并为设计者就如何防
止这类系统和部件受到危害提供指导。本标准对要求防护的系统和可能遭受的危害作
了阐述，并给出了在什么条件下不需要防护的准则。
　　本标准适用于轻水慢化和冷却的反应堆(LWR)或石墨气冷堆(HTGR)。本标准的一
些原则也适用于其它堆型。本标准包括对安全重要系统和部件产生的各种危害的判别，
也包括防止这类设备遭受危害的合适措施。
　　鉴于本标准的目的侧重于提供实体防护的准则，因此设计者必须通过使用其它更
详细的标准来实现本标准的要求。
2　术语
　2.1　安全停堆状态 safe shutdown condition
　　这是反应堆的一种状态。在这种状态下，反应堆处于次临界并能够继续维持这种
次临界。此时，堆芯保持在一个可冷却的几何布置形状并且以等于或大于冷却衰变热
所需的流量带出衰变热，保证堆芯得到足够的连续冷却。
　2.2　安全停堆地震 safe shutdown earthquake (SSE)
　　它是在分析核电厂所在区域和厂区的地质和地震条件，以及分析当地地表下物质
特性的基础上所确定的、可能发生的最大地震。安全停堆地震通常取历史上发生过的
最大地震，再加上一个安全裕量。当发生这种地震时，安全重要的构筑物、系统和部
件仍须保证履行其功能。
　2.3　安全重要部件 component important to safety
　　安全重要系统内为执行系统安全功能所需要的部件。
　2.4　安全重要系统 system important to safety
　　具有下列功能的系统称为安全重要系统：
　　a. 有防止事件发生或减轻事件后果的能力；
　　b. 有使电厂达到安全停堆状态并保持这种状态的能力；
　　c. 有将厂区外辐射剂量限制在可接受限度内的能力。
　　属于这类系统的例子包括为完成以下功能所需要的系统：反应堆停堆(或保持反应
堆在停堆状态)、冷却堆芯、限制堆芯破坏、冷却另一安全系统、事故后冷却安全壳、
控制安全壳可燃物浓度或在事故中包容、控制或减少放射性物质释放等。安全重要系
统仅仅包括某一系统中旨在完成上列某一功能的那些组成部分，或者仅仅包括出了故
障就可能会妨碍完成上列某一功能的那些组成部分。
　2.5　单一故障 single faiture
　　使某个部件不能执行其预定安全功能的随机故障。由某个单一随机事件引起的所
有继发性故障，均视为该故障的组成部分。所有的流体系统和电气系统都应设计成不
致发生这样的假定单一故障，即任何一个能动部件的单一故障或被动部件的单一故障，
都不会导致系统丧失其履行安全功能的能力。
　2.6　反应堆保护 reactor protection
　　由专门设计的系统所执行的下述功能：
　　a. 能自动启动适当系统(包括反应性控制系统)，以保证在发生预计运行事件时，
规定的可接受的燃料设计限值不会被超过；
　　b. 探测事故工况并启动安全重要系统和部件。
　2.7　防护 protection
　　对于某种特定事件或危害，为了限制其后果在可接受的限度内，在电厂设备的以
下特性，诸如距离、方位、屏障、密闭设施、约束或加强等方面所进行的专门设计。
　2.8　飞射物 missile
　　具有动能并已离开其设计位置的物体。
　2.9　功能冗余部件或系统 functionally redundant component or system
　　重复另一部件或系统的主要功能达到如下程序的一个部件或系统，即这两个部件
或系统中的任何一个，不管另一部件或系统处于运行状态或故障状态，这一部件或系
统仍可以执行所要求的功能。这些部件或系统可以是实体上相同的(冗余)，也可以是
实体上不相同的(多样)。
　2.10　管道甩动 pipe whip
　　管道断裂后由于管内流休的喷射反作用力所发生的管道空间运动。
　2.11　化学侵蚀 chemical attack
　　化学侵蚀系指象腐蚀或有毒化学流体或易燃化学流体所造成的那一类化学作用。
　2.12　加强 harden
　　为增强对不利环境条件的防御能力所采取的措施。
　2.13　降压事故 depressurization accident
　　气冷堆一次冷却剂的流失速率达到该堆假设的、流量限制器限定的最大可信速率
时而引起的与降压有关的事件。
　2.14　抗震1类结构 seismic category 1 structure
　　在安全停堆地震期间及以后仍能执行其功能的结构。
　2.15　可接受的损坏 acceptable damage
　　如果对于某类事件的防护已满足设计安全要求，则认为由这种事件(或几种事件的
组合)造成的损坏是可以接受的。
　2.16　破坏概率上限 upper probability limit for damage
　　用于设计考虑的概率阈值。如果某一事件的概率等于或小于破坏概率上限，则不
必考虑它的后果。
　2.17　余热 residual heat
　　停堆后反应堆内残存的总热量，包括剩余释热和显热。
　2.18　失水事故(冷却剂丧失事故) loss of coolant accident (LOCA)
　　反应堆一次冷却剂流失率超过补给水系统的补给能力的事故。
　2.19　事件 event
　　在核电厂设计中要考虑的某种自然现象或某种事故。一个事件可能有与其(包括其
继发事件)相关的若干种危害。
　2.20　危害 hazard
　　在对安全重要系统或部件采取防护时所必须考虑的某种事件的特定后果。
3　防护设计方法概述
　　图1是保证电厂的设计满足本标准防护准则的参考流程图。第4章给出用于这些系
统和部件的防护准则。设计者首先要判别那些必须要考虑防护的安全重要系统和部件。
这种判别应当包括与其他系统的运行接口以及该系统、部件的冗余设施和多样性设施。
应当清楚地定义系统的边界、该系统和部件与另一非安全重要系统和部件的直接或间
接关系。