HAF0213 安全導(dǎo)則 核電廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng)

1、HAF0213- 安全導(dǎo)則 -核電廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng)核動力廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其 有關(guān)系統(tǒng)設(shè)計(jì)編寫講明 （征求意見稿）核動力廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng)設(shè)計(jì) 編寫講明一編寫工作背景 隨著科學(xué)技術(shù)的進(jìn)步以及國際核工業(yè)界在核動力廠安全運(yùn)行和治理方 面體會的積存， 國際原子能機(jī)構(gòu) （IAEA ）全面地開展了針對核動力廠的安 全要求及安全導(dǎo)則的修訂工作。新的安全要求文件 No. NS-R-1“ Safety ofNuclear Power P la nt: Design” 于 2000 年 9 月正式出版，它是對 1988 年 出版的原安全規(guī)定文件 No.50-C-D（Rev.1）“Co

2、de on the Safety of NuclearPower P la nt: Desig n”的正式修訂。隨后，IAEA連續(xù)修訂和出版了該安 全要求下的一系列安全導(dǎo)則，新的 IAEA 安全導(dǎo)則 No. NS-G-1.9 “Desig n of the Reactor Coolant System and Associated Systems in Nuclear Po wer Plants”確實(shí)是其中之一，它是對安全系列 No.50-SG-D6 “核動力廠最 終熱阱及其直截了當(dāng)有關(guān)的輸熱系統(tǒng)（ 1981）”和安全系列 No.50-SG-D13 “核動力廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng) （1

3、986）”兩個(gè)安全導(dǎo)則的修訂 與合并，新的安全導(dǎo)則替代原有兩個(gè)導(dǎo)則。為了提升我國核動力廠的設(shè)計(jì)和運(yùn)行水平， 使之與國際先進(jìn)水平接軌， 國家核安全局決定對核電廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定和核電廠運(yùn)行安全規(guī)定 及其下屬的一系列核安全導(dǎo)則進(jìn)行及時(shí)的修訂。二編寫簡況IAEA 的核安全標(biāo)準(zhǔn)中關(guān)于核動力設(shè)計(jì)的安全要求及導(dǎo)則是由 IAEA 聘請各國專家在總結(jié)各核電先進(jìn)國家體會的基礎(chǔ)上制定的， 其內(nèi)容較完整、 系統(tǒng)、嚴(yán)謹(jǐn)。本安全導(dǎo)則是依據(jù) IAEA 安全導(dǎo)則“核動力廠反應(yīng)堆冷卻劑 系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng)設(shè)計(jì)（ Design of the Reactor Coolant System and Asso ciated Systems

4、 in Nuclear Power Plants safety standards series No. NS-G -1.9 IAEA, Vienna（2004） ）”為參考藍(lán)本編寫而成的。在編制過程中考慮 了與我國現(xiàn)行核安全法規(guī)和標(biāo)準(zhǔn)的和諧， 并力圖確保本導(dǎo)則與 2004 年國家 核安全局公布的核動力廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定保持一致并對其技術(shù)內(nèi)容進(jìn)行 補(bǔ)充。2004年 11月，編寫組完成核動力廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其有關(guān)系 統(tǒng)設(shè)計(jì)（ Design of the Reactor Coolant System and Associated Systems in Nuclear Power Plants sa

5、fety standards series No. NS-G-1.9 IAEA, Vie nna（2004）翻譯初稿，并在國家環(huán)?？偩趾伺c輻射安全中心內(nèi)部加以討論， 通過一校、二校、三校后形成翻譯稿，在此基礎(chǔ)上參照新公布的核安全導(dǎo) 則（如 HAD102/17 核動力廠安全評判與驗(yàn)證）以及現(xiàn)行的核安全導(dǎo)則 HA D102/08核電廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng)（1989）和HAD102/09核 電廠最終熱阱及其直截了當(dāng)有關(guān)的輸熱系統(tǒng)（ 1987）的格式和內(nèi)容，編制 完成了核動力廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng)設(shè)計(jì)安全導(dǎo)則稿。三要緊內(nèi)容本安全導(dǎo)則的編制考慮了將國家核安全局 1989年頒布實(shí)施的核安全

6、 導(dǎo)則HAD102/08核電廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng)以及 1987年 頒布實(shí)施的核安全導(dǎo)則HAD102/09核電廠最終熱阱及其直截了當(dāng)有關(guān)的 輸熱系統(tǒng)進(jìn)行修訂與合并。本安全導(dǎo)則將替代以上安全導(dǎo)則。本安全導(dǎo)則的要緊內(nèi)容包括：第一章引言；第二章反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng)的范疇； 第三章總的設(shè)計(jì)原則；第四章特定的設(shè)計(jì)要求；附錄 A 壓力管型加壓重水堆反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng)；附件 I 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的要緊部件；附件 II 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng)流程圖；附件 III 安全分級與流體系統(tǒng)的安全級接口裝置。與 1989年 HAD102/08 核電廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng)以 及19

7、87年HAD102/09核電廠最終熱阱及其直截了當(dāng)有關(guān)的輸熱系統(tǒng) 相比：新的安全導(dǎo)則第一章，概述了該導(dǎo)則的編寫目的和范疇，在結(jié)構(gòu)和內(nèi) 容上變化不大。新第二章對反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng)的范疇做了修訂和重新分 類，補(bǔ)充了連接系統(tǒng)、最終熱阱。新第三章對原安全導(dǎo)則總的設(shè)計(jì)原則進(jìn)行了合并和修訂，取消了原導(dǎo) 則關(guān)于環(huán)境條件和鑒定以及退役的設(shè)計(jì)考慮事項(xiàng)章節(jié)；補(bǔ)充了安全分級、 預(yù)防可燃?xì)怏w集合、先進(jìn)堆的設(shè)計(jì)等章節(jié)。新第四章為特定的設(shè)計(jì)要求，取消了原安全導(dǎo)則關(guān)于慢化劑系統(tǒng)以及 換料機(jī)冷卻劑供應(yīng)系統(tǒng)的講明，另外補(bǔ)充了核電廠最終熱阱及其直截了 當(dāng)有關(guān)的輸熱系統(tǒng)中的相應(yīng)安全要求。新安全導(dǎo)則取消了原安全導(dǎo)則第五章關(guān)

8、于質(zhì)量保證的講明，取消了附件m某些國家所采納的壓力容器規(guī)范和標(biāo)準(zhǔn)，補(bǔ)充了附錄 A “壓力管型加 壓重水堆反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng)”和附件m “安全分級與流體系 統(tǒng)的安全級接口裝置” 。新安全導(dǎo)則有關(guān)于原導(dǎo)則 HAD102/08 增加了有關(guān)“不可凝氣體排放” 方面的要求，其具體內(nèi)容如下：“4.2.2.3為了防止破壞反應(yīng)堆冷卻劑的自然循環(huán)，應(yīng)在反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)高位設(shè)置遠(yuǎn)距離操作閥以便在事故工況下排出不可凝氣體至安全殼廠 房。這些閥門應(yīng)如下設(shè)計(jì)：遵循所有安全要求同時(shí)習(xí)慣其執(zhí)行預(yù)定安全功能期間所處的環(huán)境條件 的阻礙；應(yīng)能從操縱室操縱；閥門要有足夠的多重性以滿足關(guān)于排氣可靠 性的要求（如果有的話）；

9、應(yīng)使其誤開的風(fēng)險(xiǎn)降到最小排氣的能力應(yīng)與冷卻 劑補(bǔ)給系統(tǒng)的能力相匹配。”新安全導(dǎo)則對余熱排出系統(tǒng)增加了要求， “4.6.5.5余熱排出系統(tǒng)低壓部 分與處于高壓狀態(tài)下的反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的誤連接可能導(dǎo)致事故，也確實(shí) 是接口系統(tǒng)冷卻劑喪失事故。應(yīng)采納詳細(xì)的風(fēng)險(xiǎn)指引分析來評估這種事件 發(fā)生的概率和后果。與反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)接口的余熱排出系統(tǒng)低壓部分應(yīng) 有能力承擔(dān)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)全部的壓力和溫度。 ”新安全導(dǎo)則還對輔助給水系統(tǒng)安全要求增加了“ 4.8.4.4 由于壓水堆二 回路管道破口可能會導(dǎo)致堆芯過冷事件，因此輔助給水系統(tǒng)的最大冷卻能 力應(yīng)保證堆芯可不能發(fā)生重返臨界且可不能對反應(yīng)堆壓力容器造成不可同 意的

10、熱沖擊?！毙掳踩珜?dǎo)則對原安全導(dǎo)則進(jìn)行了修訂、 合并和補(bǔ)充， 使條理更加清晰、 內(nèi)容更加明了。四導(dǎo)則適用性講明 本導(dǎo)則是在中華人民共和國放射性污染防治法 、中華人民共和國 民用核設(shè)施安全監(jiān)督治理?xiàng)l例 (HAF001 )和核動力廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定(HAF102)的要求的基礎(chǔ)上加以編制的。該導(dǎo)則采納了世界各國核安全事 業(yè)最新進(jìn)展成果，并針對我國實(shí)際情形加以針對性的修改，以與我國現(xiàn)行 核安全法規(guī)、導(dǎo)則和技術(shù)文件相和諧，習(xí)慣于我國核安全監(jiān)管模式和核能 行業(yè)的進(jìn)展現(xiàn)狀。它的公布和實(shí)施將有力促進(jìn)我國核能和核安全法規(guī)的進(jìn) 展，并為我國核能和核安全事業(yè)進(jìn)展作出應(yīng)有的奉獻(xiàn)。編寫組2006年 11月22日核安全導(dǎo)則 H

11、AD 102/核動力廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng)設(shè)計(jì)國家核安全局 2006 年 月 日批準(zhǔn)公布國家核安全局北京 2006核動力廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng)設(shè)計(jì)（200 年 月 國家核安全局批準(zhǔn)公布 ）本導(dǎo)則自 200 年 月 日起實(shí)施本導(dǎo)則由國家核安全局負(fù)責(zé)講明 本導(dǎo)則是指導(dǎo)性文件。在實(shí)際工作中能夠采納不同于本導(dǎo)則的方法和 方案，但必須證明所采納的方法和方案至少具有與本導(dǎo)則相同的安全水平。目錄1 引言 11.1 目的 11.2 范疇 12 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng)的范疇 1 概述1反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng) 1連接系統(tǒng)2.12.22.3有關(guān)系統(tǒng)最終熱阱3 總的設(shè)計(jì)原則概述3設(shè)計(jì)目標(biāo)2.42.53

12、.13.23.33.43.53.6反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng)中的安全系統(tǒng) 4安全分級 5設(shè)計(jì)基準(zhǔn) 6假設(shè)始發(fā)事件 7地震考慮事項(xiàng) 8可靠性 9材料的選擇 103.10 超壓愛護(hù) 103.73.83.93.11 預(yù)防可燃?xì)怏w聚積 123.12 布置考慮事項(xiàng) 123.13 接口要求 143.14 隔離要求 153.15 外表和操縱系統(tǒng) 1666703.16 在役檢查、試驗(yàn)和修理的措施 163.17 多堆核動力廠的考慮事項(xiàng) 173.18 先進(jìn)堆的設(shè)計(jì) 174 特定的設(shè)計(jì)要求 184.1 概述 184.2 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng) 184.2.7 管道 22 化學(xué)和容積操縱系統(tǒng)（包括沸水堆的凈化系統(tǒng)） 應(yīng)急

13、注硼系統(tǒng) 27 應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng) 28 余熱排出系統(tǒng) 314.34.44.54.62566704.74.84.962蒸汽和主給水系統(tǒng) 33輔助給水系統(tǒng) 34中間冷卻回路 364.10 最終熱阱及其輸熱系統(tǒng) 37附錄 A 壓力管型加壓重水堆反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng)附件I反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的要緊部件62附件n反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng)流程圖 附件m安全分級與流體系統(tǒng)的安全級接口裝置 名詞講明 731 引言1.1 目的1.1.1本導(dǎo)則是對核動力廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定有關(guān)條款的講明和補(bǔ)充， 其目的是給監(jiān)管當(dāng)局、核動力廠設(shè)計(jì)人員和許可證持有者就反應(yīng)堆冷卻劑 系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng)（以下簡稱“冷卻劑系統(tǒng)” ）的設(shè)計(jì)

14、提供建議和指導(dǎo)。1.2 范疇1.2.1本導(dǎo)則要緊適用于為發(fā)電或其它供熱應(yīng)用 （諸如集中供熱或海水 淡化）而設(shè)計(jì)的，采納水冷反應(yīng)堆的陸上固定式核動力廠。應(yīng)該承認(rèn)，關(guān) 于其它堆型（包括今后系統(tǒng)的創(chuàng)新性設(shè)計(jì)） ，本導(dǎo)則的部分內(nèi)容可能并不適 用，或者需要在采納時(shí)做出一些判定。1.2.2本導(dǎo)則適用于包括第 2 章所定義的最終熱阱在內(nèi)的反應(yīng)堆冷卻 劑系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng)。 它包含了對不同堆型， 專門是對在本導(dǎo)則 1.2.1 節(jié)所 提及的各種堆型都適用的反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng)的設(shè)計(jì)要求。附件 A 提供了適用于加壓重水堆的補(bǔ)充要求。本導(dǎo)則不涉及特定部件（例如 泵或熱交換器）的具體設(shè)計(jì)。2 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及

15、其有關(guān)系統(tǒng)的范疇2.1 概述2.1.1 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng)包含反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)、 連接系 統(tǒng)、有關(guān)系統(tǒng)和最終熱阱。附件n中圖n -2和圖n -3給出了壓水堆和沸水 堆反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng)的要緊部件和要緊功能設(shè)施。2.1.2反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng)和構(gòu)筑物之間的接口在第 3章 論述。2.1.3附件I列出了反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和部件。附件n為反應(yīng)堆冷卻劑 系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng)的典型系統(tǒng)流程圖。2.2反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)2.2.1關(guān)于各種堆型，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)包括為保證反應(yīng)堆冷卻劑正確 流淌所必需的部件，但不包括核安全導(dǎo)則核動力廠堆芯設(shè)計(jì)中所述的 燃料組件和反應(yīng)性操縱組件。2.2.2關(guān)于各

16、種水冷堆型，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)承壓邊界延伸至第一個(gè)（從堆芯看）非能動屏障或第一個(gè)能動隔離裝置 1，并包括該屏障或裝置。 關(guān)于間接循環(huán)堆型（例如壓水堆），反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)承壓邊界還包括蒸汽 發(fā)生器的一回路側(cè)（見附件n）。關(guān)于直截了當(dāng)循環(huán)堆型（例如沸水堆）， 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)還包括一回路冷卻劑再循環(huán)系統(tǒng)，蒸汽和給水管線延伸 至最別處（從堆芯看）的隔離閥，并包括該閥。2.2.3附錄A提供了針對壓力管型加壓重水堆反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的補(bǔ) 充特性。2.3連接系統(tǒng)2.3.1 “連接系統(tǒng)”是指那些直截了當(dāng)與反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)， 或在某些 壓水堆設(shè)計(jì)中，與蒸汽發(fā)生器二回路側(cè)相連接的系統(tǒng)。“連接系統(tǒng)”與其它 系統(tǒng)和部件

17、一起，在正常運(yùn)行、估量運(yùn)行事件或設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故工況下執(zhí)行 保持反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)完整性的功能。執(zhí)行這些安全功能的系統(tǒng)包括：反應(yīng)性操縱流體系統(tǒng)；反應(yīng)堆冷卻劑化學(xué)和容積操縱系統(tǒng)（包括反應(yīng)堆冷卻劑凈化系統(tǒng)）；應(yīng)急注硼系統(tǒng)（如果設(shè)置）；應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)1 2;余熱排出系統(tǒng)；壓水堆和加壓重水堆的主蒸汽和主給水系統(tǒng)；壓水堆和加壓重水堆的輔助給水系統(tǒng)和應(yīng)急給水系統(tǒng)或類似系統(tǒng)（如果設(shè)置）；超壓愛護(hù)系統(tǒng)（包括安全閥和/或卸壓閥、閥門排放管線及其它有 關(guān)設(shè)備3）；1在某些情形下，習(xí)慣將附加屏障或裝置合并在一起看作是反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的一部分。2在應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)再循環(huán)時(shí)期，安全殼噴淋系統(tǒng)的部分部件能夠用來驅(qū)動地坑水的循

18、環(huán)，把地坑水注入堆芯,實(shí)現(xiàn)堆芯余熱的長期排出。3例如，壓水堆中穩(wěn)壓器的卸壓箱和沸水堆中的冷凝水儲存池。加壓重水堆的重水收集系統(tǒng)（見附錄I）;其它接口系統(tǒng)，例如取樣系統(tǒng)和乏燃料冷卻系統(tǒng)，不在本導(dǎo)則所涉及 的范疇內(nèi)，但在“冷卻劑系統(tǒng)”設(shè)計(jì)中應(yīng)考慮這些接口系統(tǒng)與反應(yīng)堆冷卻 劑系統(tǒng)之間的相互作用。2.4有關(guān)系統(tǒng)2.4.1 “有關(guān)系統(tǒng)”是指那些對反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和連接系統(tǒng)必需的系 統(tǒng)，其功能要緊是將熱量傳輸?shù)阶罱K熱阱。這些系統(tǒng)包括：設(shè)備冷卻水系統(tǒng)；中間冷卻回路；重要廠用水系統(tǒng)；加壓重水堆的慢化劑系統(tǒng)及其冷卻系統(tǒng)（見附錄I）。2.5最終熱阱2.5.1最終熱阱通常是指在正常運(yùn)行、估量運(yùn)行事件或事故工況下用來

19、 導(dǎo)出部分或全部余熱的水體、地下水或大氣。采納水作為最終熱阱的介質(zhì) 時(shí)，應(yīng)考慮下列因素：供水量；水源的類型（例如海洋、湖泊、天然或人工的水庫或河流）；最終熱阱的補(bǔ)給水源；為反應(yīng)堆在運(yùn)行狀態(tài)、事故工況或停堆條件下提供適宜溫度冷卻水 的必要流量的能力。3總的設(shè)計(jì)原則3.1概述3.1.1本章論述了反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng)總的安全設(shè)計(jì)差不多原則與建議。針對第2章中所介紹的每個(gè)系統(tǒng)的詳細(xì)設(shè)計(jì)原則將在第4章中論述。3.2設(shè)計(jì)目標(biāo)3.2.1 “冷卻劑系統(tǒng)”的要緊目標(biāo)是保證堆芯在各種運(yùn)行工況和設(shè)計(jì)基 準(zhǔn)事故工況期間及其之后都能得到適當(dāng)流量和品質(zhì)的冷卻劑以排出堆芯中 的熱量?！袄鋮s劑系統(tǒng)”也能夠用來減輕設(shè)計(jì)

20、基準(zhǔn)事故和超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的 后果。3.2.2 “冷卻劑系統(tǒng)”的其它目標(biāo)還包括反應(yīng)性操縱、 反應(yīng)堆冷卻劑的 化學(xué)操縱和排出其它安全系統(tǒng)的熱量。3.2.3所有的目標(biāo)都依靠適當(dāng)?shù)脑O(shè)計(jì)措施來實(shí)現(xiàn)。這些措施可能隨堆 型、運(yùn)行條件和核動力廠廠址（例如在環(huán)境條件方面）的不同而有所差異。3.2.4為達(dá)到以上目標(biāo)，“冷卻劑系統(tǒng)”的設(shè)計(jì)應(yīng)滿足下列要求：在各種運(yùn)行狀態(tài)和設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故工況下，提供和保持足夠的反應(yīng)堆 冷卻劑總量以冷卻堆芯，并將產(chǎn)生的熱量傳輸?shù)阶罱K熱阱；保持足夠的冷卻劑流量，以保證遵守核安全導(dǎo)則核動力廠堆芯設(shè) 計(jì)中所列的燃料設(shè)計(jì)限值；防止在反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力邊界發(fā)生冷卻劑裝量不可控4喪失；保持足夠的反應(yīng)

21、性價(jià)值并防止反應(yīng)性的不可控引入，以保證遵守核安全導(dǎo)則核動力廠堆芯設(shè)計(jì)中所列的燃料設(shè)計(jì)限值。3.2.5本導(dǎo)則第3.2.1和3.2.2節(jié)所規(guī)定的“冷卻劑系統(tǒng)”的安全目標(biāo)不 應(yīng)受到“冷卻劑系統(tǒng)”部件失效的阻礙。3.2.6 “冷卻劑系統(tǒng)”應(yīng)當(dāng)設(shè)計(jì)成假設(shè)的內(nèi)、外部始發(fā)事件可不能升級 成為阻礙燃料包殼或反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng)壓力邊界完整性的更 嚴(yán)峻的核動力廠工況。3.3反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng)中的安全系統(tǒng)331 “冷卻劑系統(tǒng)”中部分連接系統(tǒng)和有關(guān)系統(tǒng)是用來緩解設(shè)計(jì)基準(zhǔn) 事故后果的，因此它們被看作是安全系統(tǒng)。如何將安全功能分配給不同的 系統(tǒng)具有相當(dāng)?shù)撵`活性，這取決于設(shè)計(jì)上的選擇。例如，在某些壓水堆

22、設(shè) 計(jì)中輔助給水系統(tǒng)是用來緩解設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故后果的，因此是安全系統(tǒng)，而 在其它的一些設(shè)計(jì)中輔助給水系統(tǒng)并不是用來緩解設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故后果的。4反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力邊界發(fā)生冷卻劑裝量不可控喪失的一個(gè)實(shí)例是反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)管道破裂事件或壓力容器 泄漏。然而，開釋閥的開啟屬于反應(yīng)堆壓力邊界內(nèi)冷卻劑裝量受控缺失。盡管連接系統(tǒng)和有關(guān)系統(tǒng)安全功能的分配可能各不相同，然而“冷卻劑系統(tǒng)”中每個(gè)安全系統(tǒng)都應(yīng)具有下述共同的屬性，以對其足以執(zhí)行預(yù)定的安 全功能提供高度的置信水平：（1）足夠的性能。安全系統(tǒng)應(yīng)具有足夠的性能以執(zhí)行其預(yù)定的功能，并提供高度的置信水平以保證燃料和反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的設(shè)計(jì)限值可不能 被超出。為了確定

23、安全系統(tǒng)所需的性能，應(yīng)考慮安全系統(tǒng)預(yù)期運(yùn)行的最不 利工況。（2）單一故障準(zhǔn)則。 安全系統(tǒng)應(yīng)當(dāng)設(shè)計(jì)成任何單一故障都可不能阻礙 執(zhí)行其或其它安全系統(tǒng)預(yù)定的安全功能。（3）電源及應(yīng)急動力供應(yīng)。應(yīng)由適當(dāng)?shù)膽?yīng)急動力系統(tǒng)（直流或交流） 為安全系統(tǒng)的觸發(fā)或運(yùn)行所必需的部件提供所需的應(yīng)急動力。（ 4）對外部事件和內(nèi)部災(zāi)難的防護(hù)。 安全系統(tǒng)應(yīng)當(dāng)設(shè)計(jì)和布置成在設(shè)計(jì)中考慮到的外部事件或內(nèi)部災(zāi)難（諸如管道破裂和水淹）可不能阻礙該 系統(tǒng)執(zhí)行其預(yù)定的安全功能。專門是在設(shè)計(jì)中考慮到的最嚴(yán)峻地震條件下 安全系統(tǒng)或其部件的性能應(yīng)能得到保證。（ 5）機(jī)械設(shè)計(jì)的安全分級、規(guī)范、 標(biāo)準(zhǔn)及評估。安全系統(tǒng)應(yīng)按照核安 全監(jiān)管部門認(rèn)可的規(guī)范

24、或標(biāo)準(zhǔn)進(jìn)行安全分級和設(shè)計(jì)。安全系統(tǒng)應(yīng)能承擔(dān)核 動力廠整個(gè)壽期內(nèi)各種估量運(yùn)行工況所導(dǎo)致的載荷及環(huán)境條件。（6）環(huán)境合格鑒定。 安全系統(tǒng)應(yīng)能在估量運(yùn)行的最苛刻環(huán)境條件下運(yùn) 行。（7）在正常運(yùn)行的情形下應(yīng)能對安全系統(tǒng)的狀態(tài)和備用狀況實(shí)施監(jiān) 測。如果顯現(xiàn)第 4 章所述的情形，在事故期間也應(yīng)能對安全系統(tǒng)實(shí)施監(jiān)測。（8）功率運(yùn)行工況下定期試驗(yàn)、監(jiān)督和修理。見本章 3.16 節(jié)有關(guān)在 役檢查、試驗(yàn)和愛護(hù)的條款。（9）手動操縱。應(yīng)能從主控室或輔助操縱室 （如果合適的話） 對安全 系統(tǒng)進(jìn)行手動操縱。3.4 安全分級3.4.1 核動力廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定第 5.1.1 條規(guī)定“必須第一確定屬于 安全重要物項(xiàng)的所有構(gòu)筑物

25、、系統(tǒng)和部件，包括外表和操縱軟件，然后按 照其安全功能和安全重要性分級。它們的設(shè)計(jì)、建筑和修理必須使其質(zhì)量 和可靠性與這種分級相習(xí)慣” 。3.4.2 核動力廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定第 5.1.2 條規(guī)定“劃分某一構(gòu)筑物、 系統(tǒng)或部件安全重要性的方法必須要緊基于確定論方法，適當(dāng)時(shí)輔以概率 論方法和工程判定，同時(shí)考慮如下因素：（1） 該物項(xiàng)要執(zhí)行的安全功能；（2） 未能執(zhí)行其功能的后果；（3） 需要該物項(xiàng)執(zhí)行某一安全功能的可能性；（4） 假設(shè)始發(fā)事件后需要該物項(xiàng)投入運(yùn)行的時(shí)刻或連續(xù)運(yùn)行時(shí)刻?！?至少應(yīng)對“冷卻劑系統(tǒng)” 中執(zhí)行下列安全功能的構(gòu)筑物、 系統(tǒng)和3.4.3 部件的功能和安全重要性進(jìn)行分級： 保持反應(yīng)

26、堆冷卻劑系統(tǒng)壓力的部分， 其失效可引起超過反應(yīng)堆冷卻 劑正常補(bǔ)給能力的冷卻劑喪失事故； 裂變產(chǎn)物屏障； 排出堆芯熱量； 保證應(yīng)急堆芯冷卻（用冷卻劑直截了當(dāng)注入堆芯） ； 引入負(fù)反應(yīng)性補(bǔ)償堆芯次臨界度或保持堆芯在次臨界狀態(tài)。3.4.4 有關(guān)安全分級的要求見核安全導(dǎo)則 核動力廠安全評判與驗(yàn)證 。 附件m給出了安全分級的實(shí)例。3.5 設(shè)計(jì)基準(zhǔn)3.5.1 為確定“冷卻劑系統(tǒng)”的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)（驗(yàn)收準(zhǔn)則） 應(yīng)對假設(shè)始發(fā)事 件（詳見本章 3.6 節(jié)）進(jìn)行分析。3.5.2 “冷卻劑系統(tǒng)”的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的設(shè)計(jì)、制造、安裝、建 筑、試驗(yàn)和監(jiān)測應(yīng)符合現(xiàn)行有效的規(guī)范和標(biāo)準(zhǔn)，并與所執(zhí)行安全功能的重 要性相匹配。3.5

27、.3 “冷卻劑系統(tǒng)”部件的設(shè)計(jì)（諸如壓力容器、管道、泵和閥門） 應(yīng)按照經(jīng)批準(zhǔn)的最新的或當(dāng)前適用的規(guī)范、標(biāo)準(zhǔn)，其設(shè)計(jì)必須是此前在相 當(dāng)使用條件下驗(yàn)證過的；同時(shí)這些物項(xiàng)的選擇必須與安全所要求的核動力 廠可靠性目標(biāo)相一致（詳見核動力廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定第 331條）。3.5.4“冷卻劑系統(tǒng)”安全重要構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的設(shè)計(jì)應(yīng)考慮到核動力廠在各種運(yùn)行狀態(tài)和設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故工況下可能會遇到的外部災(zāi)難，女口：地震（詳見本章第3.7節(jié)）、龍卷風(fēng)、飛射物、洪水和颶風(fēng)。3.5.5“冷卻劑系統(tǒng)”及其部件的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)（設(shè)計(jì)條件和要求）應(yīng)規(guī)定如下內(nèi)容：正常運(yùn)行工況下核動力廠外表和操縱系統(tǒng)假定發(fā)揮作用的程度；在正常運(yùn)行工況下需投運(yùn)

28、的核動力廠系統(tǒng)執(zhí)行其預(yù)定功能的可信 度;必要的操作員動作的范疇及可信度；要求核動力廠愛護(hù)系統(tǒng)和反應(yīng)堆愛護(hù)系統(tǒng)發(fā)揮作用的程度；要求安全系統(tǒng)發(fā)揮作用的程度；應(yīng)對故障的適當(dāng)裕度。3.5.6“冷卻劑系統(tǒng)”最常用的設(shè)計(jì)方法是確定論方法，因此構(gòu)筑物、 系統(tǒng)和部件的設(shè)計(jì)要符合有關(guān)導(dǎo)則的要求。這種方法通常輔以概率風(fēng)險(xiǎn)分 析（概率風(fēng)險(xiǎn)分析的目的是驗(yàn)證在核動力廠設(shè)計(jì)中不存在任何不可同意的 弱項(xiàng)）。3.5.7為了達(dá)到良好的設(shè)計(jì)平穩(wěn)，系統(tǒng)和部件應(yīng)適當(dāng)考慮采取多重性和 多樣性。對安全系統(tǒng)來講，這種設(shè)計(jì)必須基于確定論方法（例如采取單一 故障準(zhǔn)則），適當(dāng)時(shí)輔以風(fēng)險(xiǎn)指引方法5。3.5.8在設(shè)計(jì)中應(yīng)考慮設(shè)備停運(yùn)（見核動力廠設(shè)計(jì)

29、安全規(guī)定第 5.3. 5節(jié)）。3.6假設(shè)始發(fā)事件3.6.1 應(yīng)確定一份假設(shè)始發(fā)事件清單， 以供“冷卻劑系統(tǒng)” 進(jìn)行安全分 析時(shí)使用。應(yīng)考慮這些事件發(fā)生的可能性和可能的后果。關(guān)于預(yù)備在功率 5風(fēng)險(xiǎn)指引是指核動力廠在進(jìn)行執(zhí)照基準(zhǔn)的特定變更的決策時(shí)運(yùn)用的一種概率風(fēng)險(xiǎn)評判的方法。當(dāng)“冷卻劑系統(tǒng)” 的設(shè)計(jì)運(yùn)用風(fēng)險(xiǎn)指引治理原則時(shí)，其它涉及到縱深防備、安全裕度、堆芯損害頻率、放射性物質(zhì)開釋的規(guī)定限值和 性能監(jiān)測的設(shè)計(jì)都必須進(jìn)行重新評判。因此，風(fēng)險(xiǎn)指引的方法能夠用于保證設(shè)計(jì)遵守安全規(guī)定的充分性。如果風(fēng)險(xiǎn) 研究指出需要額外的要求，那么就必須制定這些要求以保證設(shè)計(jì)的充分性并與風(fēng)險(xiǎn)目標(biāo)保持一致。運(yùn)行時(shí)進(jìn)行預(yù)防性修理

30、的核動力廠，應(yīng)評估考慮與安全系統(tǒng)一個(gè)系列的修 理相一致的假設(shè)始發(fā)事件的必要性。3.6.2 為了確定假設(shè)始發(fā)事件清單，應(yīng)遵照核動力廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定 對“冷卻劑系統(tǒng)”設(shè)計(jì)的有關(guān)事件組合進(jìn)行考慮。3.6.3 對“冷卻劑系統(tǒng)”設(shè)計(jì)可能產(chǎn)生重大阻礙的假設(shè)始發(fā)事件包括： 一、二次側(cè)管道破舊； 汽輪機(jī)事故愛護(hù)停車、 冷凝器真空喪失、 主蒸汽隔離閥關(guān)閉 （沸水 堆）和蒸汽壓力調(diào)劑器故障； 反應(yīng)堆冷卻劑流量減少（例如由于泵失效） ； 卸壓閥意外開啟； 操縱棒掉落（沸水堆） ，操縱棒彈出（壓水堆）或硼稀釋事故（壓 水堆）； 廠外電源喪失； 壓水堆熱交換器傳熱管失效（例如蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂） ； 內(nèi)部飛射物； 內(nèi)部

31、水淹； 火災(zāi)； 地震； 外部飛射物； 洪水及其它自然事件； 人員動作的結(jié)果或后果（包括有意破壞） 。3.7 地震考慮事項(xiàng)3.7.1 應(yīng)對“冷卻劑系統(tǒng)” 的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件進(jìn)行適當(dāng)?shù)目拐鸱诸悺?屬于完成下列功能之一所需的“冷卻劑系統(tǒng)”的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件，不 論其屬于哪個(gè)安全等級都應(yīng)按抗震I類考慮：保持反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力邊界的完整性；實(shí)現(xiàn)和堅(jiān)持余熱排出； 實(shí)現(xiàn)和堅(jiān)持停堆； 減輕地震的后果。3.7.2 應(yīng)按照適合于廠址的地震地面運(yùn)動及其所屬抗震類別來設(shè)計(jì) “冷 卻劑系統(tǒng)”的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件。應(yīng)當(dāng)設(shè)置適當(dāng)?shù)募s束件、支承件和阻 尼器，以滿足應(yīng)力和位移方面的限值及“不喪失功能”準(zhǔn)則。3.7.3 按

32、照安全分析進(jìn)行設(shè)計(jì)時(shí)， 應(yīng)考慮到由于地震引起的流體不穩(wěn)固 性的動態(tài)阻礙和動力學(xué)載荷 （如水錘現(xiàn)象）。應(yīng)通過運(yùn)用 核動力廠設(shè)計(jì)安 全規(guī)定第I .141 .18節(jié)所述的方法，考慮某些地震與其它可能獨(dú)立于 地震發(fā)生的假設(shè)始發(fā)事件的組合，并為這種組合制定適當(dāng)?shù)拇胧?.7.4設(shè)計(jì)中應(yīng)保證不按抗震I類設(shè)計(jì)的“冷卻劑系統(tǒng)”或其他系統(tǒng)的 構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的故障可不能導(dǎo)致按抗震I類設(shè)計(jì)的系統(tǒng)的故障。3.8 可靠性3.8.1 執(zhí)行安全功能所依靠的系統(tǒng)應(yīng)具有與所執(zhí)行的安全功能相匹配 的足夠的可靠性。在評估系統(tǒng)可靠性時(shí)應(yīng)適當(dāng)考慮多重性和多樣性。3.8.2 由于存在共因故障， 單靠多重性不能提供足夠的可靠性； 多樣

33、性 可能能夠補(bǔ)償那個(gè)缺點(diǎn)。 在評估多樣性的這種潛在利益時(shí)應(yīng)考慮下列幾點(diǎn)： 不同運(yùn)行工況的后果； 不同的制造工藝對部件可靠性的阻礙； 基于不同物理方法的不同工作流程對部件可靠性的阻礙； 修理復(fù)雜性的增加和 （或）萬一發(fā)生事故運(yùn)行人員負(fù)擔(dān)加重導(dǎo)致的 潛在危害。3.8.3 由于多重性或多樣性的系統(tǒng)也可能受到可導(dǎo)致共因故障的事件 （如火災(zāi)、洪水）的威逼，因而應(yīng)盡可能地采納合適的實(shí)體屏障、實(shí)體隔 離或者兩者的結(jié)合。3.8.4 概率分析的方法可用來證明系統(tǒng)的可靠性是適當(dāng)?shù)摹?.8.5 當(dāng)采納確定論的方法時(shí)， 不必規(guī)定一個(gè)系統(tǒng)和部件的可靠性必須 達(dá)到的特定數(shù)值。 然而，系統(tǒng)和部件的可靠性要與它們的安全重要性

34、相符。3.8.6 任何用于安全分析的運(yùn)算機(jī)程序都應(yīng)通過評判和驗(yàn)證。 運(yùn)算機(jī)程 序所用的運(yùn)算方法應(yīng)適合其使用目的。3.8.7 要緊阻礙， 性。如果在瞬態(tài)初期要求操縱員動作， 應(yīng)對操縱員當(dāng)時(shí)的延遲和 （或）操縱員的差錯(cuò)可能對執(zhí)行安全功能的系統(tǒng)和部件的可靠性產(chǎn)生因此在設(shè)計(jì)“冷卻劑系統(tǒng)”時(shí)應(yīng)充分考慮減少人為差錯(cuò)的可能3.8.8 差錯(cuò)的后果進(jìn)行評估，其結(jié)果應(yīng)在預(yù)先確定的可同意限值內(nèi)。3.9 材料的選擇3.9.1 “冷卻劑系統(tǒng)”承壓邊界采納的材料應(yīng)與冷卻劑、 連接材料 （例 如焊接材料）、相鄰部件或材料，例如滑動面、芯軸、填料函（填料箱） 、 覆蓋層或輻射分解產(chǎn)物相容?！袄鋮s劑系統(tǒng)” 所采納的特定材料的性

35、能應(yīng)符 合有關(guān)規(guī)范要求，包括但不限于下列特性和特點(diǎn)： 抗熱載荷性能； 強(qiáng)度、蠕變和疲勞特性； 抗腐蝕和抗沖蝕性能； 抗應(yīng)力腐蝕裂紋性能； 耐輻照性能； 抗回火脆化性能； 延性（包括裂紋增長速率） ； 斷裂韌性（脆性破裂）特點(diǎn)； 易加工性（包括可焊性） ； 抗金屬和水反應(yīng)性能。3.9.2 在各種運(yùn)行狀態(tài)和設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故工況下， 選擇的材料應(yīng)習(xí)慣預(yù)期 的工作條件。3.9.3 采納不符合標(biāo)準(zhǔn)化材料的技術(shù)條件的材料時(shí)， 應(yīng)通過分析、試驗(yàn)、 運(yùn)行體會反饋及分析，或聯(lián)合采納上述幾種方法論證其合理性。3.10 超壓愛護(hù)3.10.1 “冷卻劑系統(tǒng)”所有承壓部件應(yīng)按照適用的規(guī)范和標(biāo)準(zhǔn)進(jìn)行超 壓愛護(hù)。3.10.2“

36、冷卻劑系統(tǒng)”所有承壓部件在設(shè)計(jì)時(shí)應(yīng)具有足夠的安全裕量， 以保證在運(yùn)行狀態(tài)或設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故工況下壓力邊界可不能被破壞同時(shí)燃料 設(shè)計(jì)限值可不能被超過。3.10.3 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的設(shè)計(jì)應(yīng)采取足夠的超壓愛護(hù)設(shè)施，即應(yīng)具 備處理反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)內(nèi)蒸汽和液體的能力。設(shè)計(jì)時(shí)應(yīng)當(dāng)設(shè)置安全閥和 （或）卸壓閥。3.10.4 超壓愛護(hù)應(yīng)采納縱深防備的原則。反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的超壓愛 護(hù)中應(yīng)采納多樣性原則，以減少共因故障的可能性。超壓愛護(hù)裝置的設(shè)計(jì) 應(yīng)體現(xiàn)其自身的安全重要性，同時(shí)應(yīng)與其在極限假設(shè)始發(fā)事件時(shí)所要求的 性能相匹配。3.10.5 反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界的超壓愛護(hù)能夠通過下列措施或行為得 到滿足： 系統(tǒng)壓力監(jiān)測

37、； 操縱系統(tǒng)壓力在運(yùn)行限值內(nèi)的方法（例如使用裝量操縱系統(tǒng)） ； 超壓開釋裝置（例如安全閥或卸壓閥） ；3.10.6 反應(yīng)堆愛護(hù)系統(tǒng)。 降低和（或）操縱反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力的措施如下： 穩(wěn)壓器噴淋（壓水堆） ； 穩(wěn)壓器卸壓閥（壓水堆）或排放閥（加壓重水堆）的開啟； 安全閥的開啟； 汽輪機(jī)旁路閥的開啟； 主蒸汽管道卸壓閥的開啟； 反應(yīng)堆愛護(hù)系統(tǒng)引起的停堆； 防止冷卻劑的過量注入 （例如在加壓重水堆反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)不帶 穩(wěn)壓器運(yùn)行的升溫過程中） ； 在反應(yīng)堆啟動和停堆期間， 通過“冷卻劑系統(tǒng)” 或壓水堆化學(xué)和容 積操縱系統(tǒng)的下泄功能進(jìn)行的反應(yīng)堆冷卻劑的排放。3.10.7 在反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)、穩(wěn)壓器（

38、壓水堆）及其它相連容器（如 果設(shè)置）的安全閥和（或）卸壓閥的設(shè)計(jì)和布置過程中，應(yīng)考慮單一故障 準(zhǔn)則，以保證在各種運(yùn)行狀態(tài)和設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故工況下反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的 壓力邊界能夠堅(jiān)持在設(shè)計(jì)限值內(nèi)。3.10.8 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的安全閥和（或）卸壓閥的設(shè)計(jì)排放能力應(yīng) 按照適用的壓力容器規(guī)范和標(biāo)準(zhǔn)確定，其應(yīng)足以在各種運(yùn)行瞬態(tài)和事故工 況下限制壓力升高并將壓力堅(jiān)持在規(guī)定的設(shè)計(jì)限值以內(nèi)。閥門的數(shù)量應(yīng)足 以提供必要的多重度。3.11 預(yù)防可燃?xì)怏w聚積3.11.1 堆芯中水（或重水）分解產(chǎn)生的氫氣和氧氣能夠溶解在水和蒸 汽中，并被帶到反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其連接系統(tǒng)的其它部位。一旦封閉管 道中的蒸汽冷卻下來并凝聚成

39、水，蒸汽管道中溶解的氣體就專門容易集合 在一起。反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)中氫氣的局部集合將增加發(fā)生會導(dǎo)致嚴(yán)峻損壞 的爆炸的潛在可能。設(shè)計(jì)應(yīng)排除可燃?xì)怏w集合的可能性。3.12 布置考慮事項(xiàng)3.12.1 布置3.12.1.1 “冷卻劑系統(tǒng)”的設(shè)計(jì)布置應(yīng)考慮： 核動力廠人員的輻射防護(hù)； 管道破舊后果的防護(hù)； 內(nèi)部飛射物的防護(hù)； 反應(yīng)堆冷卻劑的排放措施； 便于試驗(yàn)和檢查的措施。3.12.1.2 一旦一列愛護(hù)系統(tǒng)失效或發(fā)生任何內(nèi)部和 /或外部災(zāi)難（例如 地震、火災(zāi)和水淹），安全系統(tǒng)的布置應(yīng)能夠使其堅(jiān)持所需最小能力。3.12.1.3 應(yīng)考慮房間和地板排水的需求，所制訂的措施應(yīng)與廠址外部 洪水時(shí)的最高水位相匹配。3

40、.12.1.4 在運(yùn)行狀態(tài)下一旦泵喪失所有電源且同時(shí)發(fā)生特定的設(shè)計(jì)基 準(zhǔn)事故工況時(shí)，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的布置應(yīng)保證能夠通過反應(yīng)堆冷卻劑的 自然循環(huán)帶走堆芯余熱。3.12.2 輻射防護(hù)3.12.2.1 “冷卻劑系統(tǒng)”的布置應(yīng)當(dāng)設(shè)計(jì)成承諾對構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部 件進(jìn)行檢查、愛護(hù)、修理和更換，并應(yīng)考慮對核動力廠人員輻射防護(hù)的需 求。3.12.2.2 為了達(dá)到輻射防護(hù)的目的： 對用于帶放射性的水流淌循環(huán)的系統(tǒng)和部件應(yīng)提供充分的輻射屏 蔽； 位于反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和連接系統(tǒng)第一道隔離閥之間的部分設(shè)備 部件，包括在正常運(yùn)行時(shí)通常處于關(guān)閉狀態(tài)的閥門本身，在設(shè)計(jì)時(shí)應(yīng)采納 與反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)相同的安全標(biāo)準(zhǔn)； 貫穿安全殼

41、殼體并延伸至安全殼外的流體系統(tǒng)應(yīng)是牢固的， 同時(shí)應(yīng) 具有足夠的能保持安全殼殼體安全功能和性能的流體隔離裝置。貫穿安全 殼的管道直到并包括流體的隔離屏障都應(yīng)作為安全殼邊界的外延，應(yīng)按現(xiàn) 行的規(guī)范和標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)使其具有適當(dāng)?shù)馁|(zhì)量和性能等級。如果貫穿安全殼的 流體系統(tǒng)沒有及時(shí)可靠的泄漏探測和快速隔離能力，那么該系統(tǒng)應(yīng)作為安 全殼邊界的外部延伸考慮并按照相應(yīng)規(guī)范標(biāo)準(zhǔn)進(jìn)行設(shè)計(jì)； 與用于帶放射性的水流淌循環(huán)的系統(tǒng)和部件有接口關(guān)系的流體系 統(tǒng)應(yīng)當(dāng)設(shè)計(jì)成能夠防止泄漏或使泄漏最小化，以保證不發(fā)生放射性產(chǎn)物泄 漏或任何可識別泄漏都能被及時(shí)探測； 在人員經(jīng)常出入或停留的區(qū)域， 應(yīng)使用于輸送放射性物質(zhì)的管線長 度最小化；

42、 在核動力廠的詳細(xì)設(shè)計(jì)中， 應(yīng)使易沉積放射性污物與碎片的縫隙和 其它局部構(gòu)造最小化。3.12.2.3 有關(guān)輻射防護(hù)更進(jìn)一步的設(shè)計(jì)方法見核安全導(dǎo)則核動力廠 輻射防護(hù)設(shè)計(jì)。3.12.3 對管道破舊后果的防護(hù)3.12.3.1 為了使構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件不受管道破舊后果的阻礙，在設(shè) 計(jì)時(shí)應(yīng)考慮管道系統(tǒng)的布置和管道支承件的設(shè)計(jì)。3.12.3.2 “冷卻劑系統(tǒng)”的詳細(xì)設(shè)計(jì)應(yīng)確定那些假定發(fā)生突然破裂的 高能管道及受其動態(tài)效應(yīng)阻礙必須被愛護(hù)的系統(tǒng)。6響應(yīng)時(shí)刻是指部件達(dá)至u規(guī)定輸出狀態(tài)所需的時(shí)刻。3.12.4排放3.1241在反應(yīng)堆運(yùn)行期間，雙壓緊閥桿、閥座、泵密封和內(nèi)部墊圈 空腔都可能發(fā)生泄漏。應(yīng)采取措施收集從

43、“冷卻劑系統(tǒng)”排出的冷卻劑。3.13接口要求3.13.1不同安全等級的系統(tǒng)或部件（見附件皿）應(yīng)通過適當(dāng)?shù)慕涌谘b 置來連接。這些接口裝置應(yīng)幸免安全等級較高的系統(tǒng)或部件喪失其安全功 能和幸免放射性物質(zhì)逸出。每個(gè)接口裝置應(yīng)與其所連接的安全等級較高的 系統(tǒng)或部件具有相同的安全等級。3.13.2接口的可靠性應(yīng)與其所在系統(tǒng)的安全功能相匹配，并與本章3.8節(jié)提出的要求一致。3.13.3在設(shè)計(jì)“冷卻劑系統(tǒng)”的構(gòu)筑物時(shí)，應(yīng)考慮到它們對核動力廠 整體安全的阻礙。核動力廠的設(shè)計(jì)人員應(yīng)保證那些與“冷卻劑系統(tǒng)”接口 的構(gòu)筑物和部件的溫度堅(jiān)持在可同意限值內(nèi)并為在役檢查采取了措施。直 截了當(dāng)錨固在安全殼上的部件和構(gòu)筑物的失

44、效不應(yīng)導(dǎo)致安全殼喪失密封 性。3.13.4接口要求應(yīng)包括流量、各種載荷狀態(tài)、響應(yīng)時(shí)刻6和傳熱能力等。3.13.5作用在“冷卻劑系統(tǒng)”支承構(gòu)筑物上的載荷如下：正常運(yùn)行或非正常運(yùn)行時(shí)部件的靜負(fù)載；穩(wěn)態(tài)或瞬態(tài)工況下的熱膨脹引起的載荷；地震載荷；瞬態(tài)載荷。3.13.6與“冷卻劑系統(tǒng)”接口的構(gòu)筑物包括：支承或包容“冷卻劑系統(tǒng)”的廠房；設(shè)備與管道的支承件；阻尼器及其錨固件；管道甩動約束件；廠房貫穿件；）。 屏障、屏蔽和防護(hù)構(gòu)筑物； 反應(yīng)堆廠房地坑。3.13.7 “冷卻劑系統(tǒng)”的設(shè)計(jì)也應(yīng)認(rèn)真考慮支持系統(tǒng)和構(gòu)筑物所引起 的約束。支持系統(tǒng)包括諸如通風(fēng)系統(tǒng)、壓縮空氣系統(tǒng)、電力系統(tǒng)及外表和 操縱系統(tǒng)。3.13.8

45、在設(shè)計(jì)一個(gè)系統(tǒng)時(shí)，應(yīng)適當(dāng)考慮其對其它系統(tǒng)的設(shè)計(jì)輸入條件 的阻礙，例如：（1）不同尺寸和（或）位置的反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力邊界破口的事故 后果將阻礙： 噴淋系統(tǒng)設(shè)計(jì)（見核安全導(dǎo)則核動力廠安全殼設(shè)計(jì) ） ; 安全殼設(shè)計(jì)（見核安全導(dǎo)則核動力廠安全殼設(shè)計(jì) ） ; 在直截了當(dāng)安注和安注再循環(huán)時(shí)期應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)安注泵所需 的凈正吸入壓頭。（2）反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)部件的布置將阻礙 （見核安全導(dǎo)則 核動力廠 安全殼設(shè)計(jì)）： 安全殼隔離設(shè)計(jì)（如確定隔離閥的位置和關(guān)閉時(shí)刻） ； 通風(fēng)系統(tǒng)設(shè)計(jì)。（3）蒸汽發(fā)生器設(shè)計(jì)將阻礙應(yīng)急給水系統(tǒng)設(shè)計(jì)的輸入條件。3.14 隔離要求3.14.1 在反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和運(yùn)行在較低壓力下的

46、連接系統(tǒng)之間的接 口應(yīng)當(dāng)設(shè)置適當(dāng)?shù)母綦x以防止這些系統(tǒng)超壓或發(fā)生失水事故。應(yīng)考慮到隔 離的特性和重要性及其可靠性目標(biāo)。隔離裝置通常應(yīng)是關(guān)閉的，也能夠在 需要時(shí)自動關(guān)閉。關(guān)閉的響應(yīng)時(shí)刻和速度應(yīng)與針對假設(shè)始發(fā)事件所確定的 驗(yàn)收準(zhǔn)則相匹配（見核安全導(dǎo)則核動力廠安全殼設(shè)計(jì)3.14.2 貫穿主安全殼邊界的管線以及與反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界相連的 管線都應(yīng)當(dāng)設(shè)置適當(dāng)?shù)母綦x裝置。按照其設(shè)計(jì)要求和需要的安全功能，這 些隔離裝置在運(yùn)行狀態(tài)和事故工況下能夠處于開啟狀態(tài)，也能夠處于關(guān)閉 狀態(tài)。3.14.3如果系統(tǒng)管道必需貫穿安全殼殼體，安全殼的外部延伸應(yīng)滿足 有關(guān)設(shè)計(jì)驗(yàn)證和安全殼隔離的安全設(shè)計(jì)要求（見核安全導(dǎo)則核動力廠安

47、 全殼設(shè)計(jì)）。3.14.4安全級的隔離閥和裝置應(yīng)在預(yù)期最嚴(yán)峻的環(huán)境條件下鑒定合格 （見核安全導(dǎo)則核動力廠安全殼設(shè)計(jì)）。3.15外表和操縱系統(tǒng)3.15.1安全級的外表和操縱系統(tǒng)應(yīng)能觸發(fā)適當(dāng)?shù)陌踩到y(tǒng)并能為運(yùn)行 人員確定“冷卻劑系統(tǒng)”的狀態(tài)提供足夠的信息。在核動力廠正常運(yùn)行和 估量瞬態(tài)期間，外表和操縱系統(tǒng)應(yīng)能對核動力廠狀態(tài)進(jìn)行連續(xù)監(jiān)測。3.15.2外表管線7應(yīng)當(dāng)設(shè)計(jì)成可不能使所探測參數(shù)（例如數(shù)量、頻率、 響應(yīng)時(shí)刻和化學(xué)特性）發(fā)生失真。3.15.3關(guān)于各種假設(shè)始發(fā)事件，外表和操縱系統(tǒng)都應(yīng)能按照瞬態(tài)分析 和事故分析中所假定的功能發(fā)揮作用，以完成相應(yīng)的手動或自動動作。3.15.4應(yīng)提供手段對可能帶有放射

48、性的所有流體進(jìn)行活度監(jiān)測。3.15.5應(yīng)制定措施探測反應(yīng)堆冷卻劑的任何泄漏，盡可能確定泄漏位 置，同時(shí)還應(yīng)制定措施對所有的泄漏來源進(jìn)行監(jiān)測和收集。應(yīng)在主操縱室 里設(shè)置相應(yīng)的指示器和報(bào)警裝置。3.16在役檢查、試驗(yàn)和修理的措施3.16.1“冷卻劑系統(tǒng)”構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的設(shè)計(jì)應(yīng)便于檢查和試驗(yàn)任務(wù)的執(zhí)行，而可不能使廠區(qū)人員受到不適當(dāng)?shù)妮椛?。在核動力廠試運(yùn)行 時(shí)期以及整個(gè)壽期內(nèi)應(yīng)制定適當(dāng)?shù)脑谝蹤z查大綱。3.16.2為了提升及時(shí)檢測到“冷卻劑系統(tǒng)”結(jié)構(gòu)完整性的任何劣化的 可能性，應(yīng)按照“冷卻劑系統(tǒng)”構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的安全重要性來確定 檢查的時(shí)刻間隔8、方法、部位和驗(yàn)收準(zhǔn)則。此外，在役檢查的風(fēng)險(xiǎn)指引方

49、 法也能夠用來確定檢查的時(shí)刻間隔和部位。3.16.3 有關(guān)安全重要的構(gòu)筑物、 系統(tǒng)和部件執(zhí)行預(yù)定安全功能的能力、 7按照有關(guān)定義，外表管線是傳感器的一部分。因此，外表管線必須遵照反應(yīng)堆愛護(hù)系統(tǒng)及有關(guān)特性和安全有關(guān)儀 控系統(tǒng)的總要求。8在許多國家，輕水反應(yīng)堆壓力邊界體積檢查的規(guī)定時(shí)刻間隔為8至10年，但實(shí)際上，每年檢查冷卻劑系統(tǒng)的一部分，因此在規(guī)定的時(shí)刻間隔內(nèi)完成了整個(gè)壓力邊界的全部檢查。結(jié)構(gòu)完整性，包括所使用的材料在特點(diǎn)和性能方面的任何變化，都應(yīng)在其 使用壽期內(nèi)進(jìn)行檢查。規(guī)定的檢查和試驗(yàn)方法不應(yīng)要求執(zhí)行超越現(xiàn)有成熟 技術(shù)或其它可同意方法的檢查和試驗(yàn)的能力。3.16.4 需要時(shí)，定期試驗(yàn)應(yīng)模擬系

50、統(tǒng)和（或）部件預(yù)期的運(yùn)行條件， 但試驗(yàn)條件不得危及核動力廠安全。3.16.5 應(yīng)采納自動或遠(yuǎn)距離操作的設(shè)備進(jìn)行在役檢查，以保證檢查人 員受到的輻射劑量合理可行盡量低并在法規(guī)或監(jiān)管機(jī)構(gòu)規(guī)定的各種限值 內(nèi)。3.16.6 有關(guān)核動力廠運(yùn)行期間檢查和修理的建議見核安全導(dǎo)則核動 力廠修理、監(jiān)督和在役檢查 。3.17 多堆核動力廠的考慮事項(xiàng)3.17.1 如果安全重要的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件是供兩座或更多核反應(yīng)堆 共同使用，則應(yīng)證明能滿足每一座堆的全部安全要求。與其它反應(yīng)堆共用 構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的一座反應(yīng)堆萬一發(fā)生設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，應(yīng)證明其它反 應(yīng)堆能有秩序地停堆和排出余熱。共用構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的可靠性應(yīng)與 其

51、執(zhí)行的安全功能相匹配，而且關(guān)于可能引起兩座或更多反應(yīng)堆同時(shí)停堆 的事件應(yīng)給予適當(dāng)?shù)目紤]。3.17.2 共用構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的性能和技術(shù)指標(biāo)應(yīng)足以習(xí)慣最極限 假設(shè)始發(fā)事件的阻礙。 該極限假設(shè)始發(fā)事件可能阻礙一座或更多座反應(yīng)堆。3.18 先進(jìn)堆的設(shè)計(jì)3.18.1 應(yīng)識別和評判當(dāng)代輕水堆、沸水堆與打算中的先進(jìn)堆之間的關(guān) 鍵性設(shè)計(jì)特點(diǎn)的差異，以評定本導(dǎo)則是否適用于先進(jìn)堆設(shè)計(jì)。3.18.2 關(guān)于與當(dāng)前成熟的設(shè)計(jì)（這種設(shè)計(jì)已為執(zhí)照申請和運(yùn)行提供了 體會基礎(chǔ)）存在重大差異的反應(yīng)堆設(shè)計(jì)方法，應(yīng)對新的系統(tǒng)和部件充分地 進(jìn)行試驗(yàn)以保證了解和推測其熱工水力特性。應(yīng)進(jìn)行數(shù)據(jù)分析和運(yùn)算程序 評判，針對執(zhí)照申請所需要的

52、瞬態(tài)分析和事故分析，應(yīng)采納現(xiàn)有運(yùn)算程序 推測先進(jìn)堆設(shè)計(jì)的特性。如果構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件所執(zhí)行的功能與當(dāng)代輕 水堆類似，本導(dǎo)則也能夠用于評判它們的可靠性是否與其預(yù)定的安全功能 相匹配。4 特定的設(shè)計(jì)要求4.1 概述4.1.1 本章論述執(zhí)行特定安全功能的“冷卻劑系統(tǒng)”的特定設(shè)計(jì)要求。 關(guān)于用水作為冷卻劑和慢化劑的反應(yīng)堆的不同設(shè)計(jì)，安全功能能夠通過不 同的方式來實(shí)現(xiàn)。附件n提供了一些簡化流程圖，這些簡化流程圖表明了 幾種典型堆型設(shè)計(jì)中“冷卻劑系統(tǒng)”的要緊部件和功能特性。4.1.2 下述特定要求要緊針對壓水堆和沸水堆。 有關(guān)加壓重水堆的特定 要求在附錄 A 中論述。4.2 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)4.2.1 反

53、應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)構(gòu)成反應(yīng)堆冷卻劑承壓邊界， 因此也是核動力 廠各種運(yùn)行模式下放射性開釋的一道屏障。反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)從反應(yīng)堆堆 芯傳輸冷卻劑（也確實(shí)是熱量）到蒸汽發(fā)生器系統(tǒng)或直截了當(dāng)?shù)狡啺l(fā)電 機(jī)組。在設(shè)計(jì)中已考慮的反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)停堆期間和各種事故工況下， 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)還構(gòu)成從堆芯到最終熱阱的傳熱途徑的一部分。4.2.2 一樣要求4.2.2.1反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的設(shè)計(jì)應(yīng)考慮保證反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力 邊界完整性并提供高的運(yùn)行可靠性。另外，應(yīng)考慮采納先漏后破概念和排 除破裂技術(shù)以緩解局部管道破舊的后果。4.2.2.2應(yīng)防止不適當(dāng)?shù)匚＜胺磻?yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的完整性， 作為最低要 求應(yīng)采取下列措施：4.2

54、.2.3檢測堆芯冷卻能力的任何降低或安全重要部件的劣化 （如通過 測量熱傳輸系統(tǒng)的運(yùn)行參數(shù)、監(jiān)測反應(yīng)堆冷卻劑泄漏和檢測系統(tǒng)的松動部 件）； 保證反應(yīng)堆壓力容器以外的反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)破舊可不能對公眾 產(chǎn)生重大的放射性后果。為了防止破壞反應(yīng)堆冷卻劑的自然循環(huán)，應(yīng)在反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)高 位設(shè)置遠(yuǎn)距離操作閥以便在事故工況下排出不可凝氣體至安全殼廠房。這 些閥門應(yīng)如下設(shè)計(jì)：遵循所有安全要求同時(shí)習(xí)慣其執(zhí)行預(yù)定安全功能期間所處的環(huán)境 條件的阻礙；應(yīng)能從操縱室操縱；閥門要有足夠的多重性以滿足關(guān)于排氣可靠性的要求（如果有的 話）；應(yīng)使其誤開的風(fēng)險(xiǎn)降到最小。排氣的能力應(yīng)與冷卻劑補(bǔ)給系統(tǒng)的能力相匹配。423反應(yīng)堆壓力

55、容器423.1由于反應(yīng)堆壓力容器的整體失效將導(dǎo)致嚴(yán)峻的堆芯損害，應(yīng)采取專門措施保證這種失效的概率是極低的。按照現(xiàn)行的規(guī)范和安全標(biāo)準(zhǔn)設(shè) 計(jì)這種容器是使這種失效極不可能發(fā)生的方法之一。423.2壓力容器的設(shè)計(jì)考慮事項(xiàng)包括：（1）應(yīng)盡可能最少壓力容器上的焊縫數(shù)目； 專門是應(yīng)評估活性區(qū)焊縫 的必要性。（2）應(yīng)確定壓力容器的壓力和溫度限值，同時(shí)壓力容器壁應(yīng)能經(jīng)受核 動力廠壽期內(nèi)估量發(fā)生的各種循環(huán)載荷。設(shè)計(jì)文件應(yīng)包括這些載荷的詳細(xì) 的技術(shù)講明，以便確定累積使用因子。（3）材料的選擇、結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)、焊接和熱處理應(yīng)保證在整個(gè)核動力廠壽 期內(nèi)壓力容器的材料具有足夠的延性。反應(yīng)堆壓力容器堆芯段的延性應(yīng)通 過限制最高中

56、子注量和采納專門的母材和焊接金屬（其化學(xué)成分足以使輻 照脆化保持在可同意水平以下）來保證。（4）壓力容器應(yīng)當(dāng)設(shè)計(jì)成能承擔(dān)加壓熱沖擊9而可不能導(dǎo)致喪失完整性。9某些類型的壓水堆的過冷瞬態(tài)中，快速冷卻將相伴著一回路系統(tǒng)的壓力回升。升壓引起的應(yīng)力將加大熱應(yīng)力的阻 礙。如果現(xiàn)在反應(yīng)堆壓力容器鋼能堅(jiān)持具有較高的斷裂韌性，則認(rèn)為如此的瞬態(tài)可不能引起壓力容器的損壞。然而,如果過冷事件發(fā)生在因中子輻射而使壓力容器的斷裂韌性降低之后，一個(gè)嚴(yán)峻的加壓熱沖擊事件可能引起壓力容器內(nèi)表面鄰近預(yù)先存在的裂紋擴(kuò)展而穿透壓力容器壁。按照事故的進(jìn)程，貫穿裂縫將導(dǎo)致堆芯熔化。因此，這是評判反應(yīng)堆壓力容器完整性時(shí)公認(rèn)的重點(diǎn)。（5）

57、應(yīng)承諾對焊縫進(jìn)行全壁厚的體積檢查。 可用諸如超聲波、渦流或 漏磁通量方法來進(jìn)行這種檢查。（6）不可檢查的焊縫應(yīng)僅限于其破舊可不能導(dǎo)致對公眾產(chǎn)生嚴(yán)峻放射 性后果的事故的區(qū)域。（7）在確定檢查準(zhǔn)則時(shí)，應(yīng)考慮下列各項(xiàng)：無損檢測可檢測到的最小缺陷信號；估量的在運(yùn)行狀態(tài)和設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故工況下裂紋的擴(kuò)展；運(yùn)行狀態(tài)下可同意的最大缺陷。4.2.3.3如果先進(jìn)的材料被用于反應(yīng)堆壓力容器或“冷卻劑系統(tǒng)”，應(yīng) 把這些材料的樣品放在壓力容器內(nèi)高通量快中子輻照環(huán)境條件下進(jìn)行輻照 監(jiān)督。在核動力廠整個(gè)壽期內(nèi)應(yīng)定期檢驗(yàn)輻照監(jiān)督樣品以監(jiān)測材料物理特 性的變化（專門是延性和韌性），獲得對材料行為的推測。4.2.4堆內(nèi)構(gòu)件4.2.

58、4.1堆內(nèi)構(gòu)件（如堆芯支承結(jié)構(gòu)、沸水堆堆芯圍板和其它內(nèi)部構(gòu)件， 但不包括燃料元件、反應(yīng)性操縱元件、操縱棒驅(qū)動機(jī)構(gòu)和堆內(nèi)外表）的設(shè) 計(jì)要求：承擔(dān)地震的阻礙而不喪失功能；忍耐在正常運(yùn)行、估量運(yùn)行事件、設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故工況（包括喪失冷 卻劑事故）、修理和試驗(yàn)中預(yù)期的環(huán)境條件的阻礙；防止不可同意的流致振動；忍耐由管道破裂引起的不對稱噴放載荷；保證在正常運(yùn)行和估量運(yùn)行事件時(shí)不超過燃料設(shè)計(jì)限值。4.2.4.2材料的選擇、制造工藝、檢查、試驗(yàn)規(guī)程和用于防止應(yīng)力腐蝕 裂紋的反應(yīng)堆冷卻劑化學(xué)操縱應(yīng)幸免堆內(nèi)構(gòu)件在役期間的劣化并保證其結(jié) 構(gòu)完整性。4.243應(yīng)考慮引起安全重要的堆內(nèi)構(gòu)件劣化的應(yīng)力腐蝕裂紋的阻礙。4.2.

59、4.4還應(yīng)考慮由地震載荷引起的水平載荷，例如，它可能擴(kuò)大應(yīng)力 腐蝕裂紋。4.2.4.5核動力廠安全評判應(yīng)包括對采納的材料、水化學(xué)、 中子注量和 用于保證結(jié)構(gòu)完整性的夾緊裝置等的評判內(nèi)容。4.2.5 反應(yīng)堆冷卻劑泵（包括沸水堆的反應(yīng)堆再循環(huán)泵）4.2.5.1反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和反應(yīng)堆冷卻劑泵應(yīng)提供足夠的具有適當(dāng) 水力參數(shù)的反應(yīng)堆冷卻劑流量，以保證在正常運(yùn)行狀態(tài)下不超過燃料設(shè)計(jì) 限值。4.2.5.2即使在瞬態(tài)或設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故時(shí)發(fā)生反應(yīng)堆冷卻劑泵停泵事件， 反應(yīng)堆冷卻劑泵應(yīng)有足夠的慣性流量下降特性，以保證燃料的完整性。4.2.5.3反應(yīng)堆冷卻劑泵應(yīng)當(dāng)設(shè)計(jì)成能承擔(dān)反應(yīng)堆冷卻劑的熱工水力 工況，并能承擔(dān)運(yùn)行

60、工況以及設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故中預(yù)期的各種循環(huán)載荷。設(shè)計(jì) 中應(yīng)專門關(guān)注堅(jiān)持反應(yīng)堆冷卻劑泵的密封。4.2.5.4反應(yīng)堆冷卻劑泵應(yīng)當(dāng)設(shè)計(jì)成在不利的反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)熱工 水力工況下或者在泵故障時(shí)可不能產(chǎn)生飛射物?；蛘?，應(yīng)制定措施以在產(chǎn) 生這種飛射物時(shí)愛護(hù)安全重要物項(xiàng)。4.2.6 壓水堆和重水堆的蒸汽發(fā)生器4.2.6.1蒸汽發(fā)生器傳熱管及其內(nèi)部結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)應(yīng)考慮在運(yùn)行狀態(tài)和設(shè) 計(jì)基準(zhǔn)事故工況（如蒸汽管道破裂事故）下，預(yù)期顯現(xiàn)的最大應(yīng)力和最嚴(yán) 峻的疲勞狀況。應(yīng)優(yōu)化蒸汽發(fā)生器內(nèi)的流場以防止存在滯流區(qū)域（幸免沉 淀物積存）和傳熱管的不可同意的流致振動。4.2.6.2應(yīng)能對蒸汽發(fā)生器傳熱管進(jìn)行全長度檢查。 檢查傳熱管的設(shè)備