HAD 102／06-2020 标准规范下载简介：

内容预览由机器从pdf转换为word，准确率92%以上，供参考

HAD 102／06-2020 核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计.pdf

（5）稳压器安全阀或卸压阀误开； （6）压水堆蒸汽发生器传热管破裂

核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计

3.3.1安全壳及其有关系统设计中，考虑的内部危险应是可能危 及安全壳及其有关系统性能的可信危险GBZ 156-2013 职业性放射性疾病报告格式与内容，典型的内部危险清单包括 （1）安全壳内的高能系统破口或容纳减轻事故工况后果的系统 的构筑物内的高能系统破口； （2）安全壳内包含放射性物质的系统或部件破裂： （3）燃料装卸设备故障： （4）重物跌落; （5）内部飞射物; （6）火灾和爆炸 (7）水淹。

3.3.2应采取布置和设计措施保护安全壳及其有关系统免

部危险的影响，设计原则和要求如下： （1）应对安全壳及其有关系统进行保护，以防受到高能冲击（内 部飞射物、管道甩击、喷射流冲击、重物跌落等），或设计成能够承 受相关冲击以及爆炸产生的载荷。 （2）系统的完余列应尽可能隔离或完全分开，并在必要时进行 保护以防止系统安全功能丧失。 （3）在隔离、分离和保护方面实施的设计措施，应确保在考虑 危险影响时系统的响应仍然有效

核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计

（4）单一危险不应导致应对设计基准事故的安全系统与应对堆 芯熔化的设计扩展工况的安全设施之间的共因故障。 3.3.3所采用的设计方法和施工规范应提供足够的裕量，以避免 内部危险的严重程度轻微增加时出现陡边效应

3.4.1安全壳和容纳减轻事故工况后果的系统构筑物的设计，应 能承受外部危险施加的载荷，并防止对相邻的、设计上不能承受列 部危险产生的载荷的构筑物造成任何影响。 3.4.2应防止用于事故工况下质能释放与控制、放射性物质控制 和可燃气体控制所必需的系统遭受外部危险的影响，或设计为能够 承受外部危险引起的载荷。对于每种危险，应识别出在危险期间或 之后需要保持可操作性或完整性的所有部件，并在这些部件的设计 基准中进行规定。 3.4.3设计方法应包含验证是否存在足够裕量的措施，避免外部 危险的严重程度轻微增加时出现陡边效应。 3.4.4在发生设计基准事故或设计扩展工况时，为满足安全壳的 验收准则而必须采取的短期措施应由非临时的系统完成。 3.4.5事故工况下用于质能释放与控制、放射性物质控制和安全 壳内可燃气体控制的系统，其自持运行性能应能够维持比场外支援 行动到达时间更长的运行时间。如果考虑对厂址内若千甚至所有机 组同时造成影响的特定危险发生的可能性，则自持运行性能可置信 机组上和厂址内采取的措施

核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计

核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计

1安全壳及其有关系统设计中应考虑的典

3.5.1总体要求 3.5.1.1安全壳及其有关系统的设计中考虑的事故工况应包括可 能导致过高机械载荷或危及限制放射性物质向环境释放能力的事故 工况。 3.5.1.2安全壳及其有关系统设计中的性能、载荷和环境条件应 由事故工况确定，应基于但不限于以下要素： （1）安全壳内质能释放（作为整体）的时间函数关系：

核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计

核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计

（2）采用过于保守的假设可能导致不具有代表性的分析或对部 件和结构的应力的过度考虑。 3.5.2.2安全壳及其有关系统的设计应确保在设计基准事故中不 需要安全壳排气。 3.5.3设计扩展工况 3.5.3.1除了设计基准工况外，还应确定相关的设计扩展工况 并用于建立安全壳及其有关系统的设计基准，以满足为该类事故制 定的目标。对于没有造成堆芯明显损伤的设计扩展工况，放射性后 果应与设计基准事故的放射性后果相当。对于堆芯熔化的设计扩展 工况，放射性释放应确保所采取的厂外防护行动在持续时间和范围 上必须是有限的，并必须有足够的时间来采取这些防护行动。 3.5.3.2为评价设计扩展工况而进行的计算，可采用比设计基准 事故较少的保守性，但避免陡边效应所需的裕量应足以覆盖不确定 性。开展敏感性分析有助于识别关键参数。 3.5.3.3应在工程判断、确定论和概率论评价的基础上，确定与 安全壳及其有关系统设计相关的设计扩护展工况。 3.5.3.4对于没有造成堆芯明显损伤的设计扩展工况，通常应考 虑以下三种故障： （1）导致质能释放高于假想的设计基准事故（例如：冷却剂丧 失事故或主蒸汽管道断裂事故）的设备故障： （2）安全壳有关系统中的多重故障（例如：余系列的共因故 障）会阻止安全系统执行需求的预期功能：

核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计

（3）导致止常运行中用于实现基本安全功能的安全系统（例如： 余热导出系统）丧失的多重故障。 3.5.3.5关联故障的发生可能引起多重故障，并导致安全系统的 失效。应对在设计基准事故工况下用于控制安全壳内压力升高或排 出安全壳内能量的完余系列之间的相关性进行分析，该分析用以识 别设计扩展工况的相关可能性。 3.5.3.6对于设计扩展工况而言，通常应考虑以下与安全壳及其 有关系统设计相关的事故工况： （1）丧失所有交流电（SBO）2; （2）在发生设计基准事故时，设计用于限制安全壳压力升高的 措施失效； （3）将热量从安全壳传递至最终热阱的传热路径失效； （4）丧失最终热阱。 3.5.3.7应采用一组最有可能代表堆芯熔化事故的工况，为安全 壳和减轻堆芯熔化事故后果所需的安全设施设计提供输入。用作安 全壳及其有关系统设计的边界条件的堆芯熔化工况，应基于2级概 率安全分析并辅以工程判断论证其合理性，以便允许选择具有代表 性的和最可能的适当工况。 3.5.3.8设计应假设防止堆芯熔化的设计措施失效或无法发挥作 用（无需考虑其可能发生的频率），从而使得事故发展至严重事故。 3.5.3.9当确定堆芯熔化的设计扩展工况时，需要考虑用于堆芯

核动力厂内重要的和非重要的配电装置母线全部失去交流电源（即失去厂外电源同 时汽机脱扣和厂内应急交流电源系统不可用）

核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计

熔化的设计扩展工况的安全设施设计的包络工况。应考虑影响事故 进程的因素，这些因素将影响安全壳的响应和源项，包括以下方面： （1）安全壳状态（安全壳打开或旁路）； （2）最初释放到安全壳的放射性物质的量： （3）堆芯熔化开始时的安全壳压力： （4）安全壳内释放的可燃气体的量和浓度； （5）堆芯熔化的时间进程（应急堆芯冷却系统早期失效（注入 阶段）与长期冷却失效）; （6）安全壳专设安全设施的状态（安全壳冷却、喷淋、风机冷 却器）； （7）交流或直流电源的状态； （8）压缩空气系统的状态； （9）乏燃料水池系统（如果在安全壳内）的状态 3.5.3.10应采取设计措施，以防止在设计扩展工况下发生安全壳 失效。这些措施的自的应是防止安全壳发生显著的超压、滞留熔融 堆芯、排出安全壳内的热量，并防止气体燃烧方式对安全壳的完整 性构成威胁。 3.5.3.11应采用多种方法控制事故工况下安全壳内的压力升高： 并且应将排气（如有）用作最后手段。 3.5.3.12对于为保持安全壳完整性而需要安全壳亮排气的设计折 展工况，使用安全壳排气不应导致早期放射性释放或大量放射性释 放。为此，设计应满足以下要求：

核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计

（1）安全壳排气系统应配备足够容量的和高效的过滤器； （2）安全壳排气系统的设计应能承受外部危险（包括超出厂址 危险性评价的自然灾害）载荷，以及安全壳排气系统运行时的静态 和动态压力载荷； （3）应能可靠地打开和关闭安全壳排气系统阀门： （4）应采取措施防止安全壳大气负压超过设计限值

3.6.1应根据一组明确定义和可接受的设计限值和准则对安全壳 及其有关系统的性能进行评价。 3.6.2应为安全壳及其有关系统建立一组基本的设计限值，以确 保在所有运行状态和事故工况下实现安全壳的基本安全功能。设计 限值通常表示为： （1）设计压力下安全壳总的泄漏率： （2）直接（未过滤）泄漏； （3）公众的剂量限值和剂量约束值，以及针对运行状态和事故 工况规定的放射性释放限值； （4）工作人员的剂量限值和剂量约束值，以及用于屏蔽的最大 剂量率。 3.6.3应确定每个安全壳结构和部件的设计限值， 3.6.4运行限值应适用于运行参数（例如：空气冷却器的最大冷 却液温度和最小流量）和性能指标（例如：隔离阀的最长关闭时间 和贯穿件的泄漏率）。

核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计

3.7.1为了使控制安全壳内质能释放、放射性物质和可燃气体所 需的系统具有足够的可靠性，应考虑以下因素： （1）安全分级及其相关的设计和制造工程要求； （2）与系统相关的设计准则（亢余列的数量、抗震鉴定、与恶 劣环境条件相关的鉴定和电源）； （3）共因失效的考虑（多样性、隔离、独立性); （4）保护系统免受内部和外部危险影响的布置措施； （5）定期试验和检查； (6) 维护; （7）采用故障安全设计的设备。

3.7.2用于缓解设计基准事故的

核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计

3.7.4用于堆芯熔化的设计扩展工况的安全设施

3.7.4.1专用的安全设施应具有足够的可靠性，以完成要求的安 全功能。 3.7.4.2为减轻反应堆堆芯熔化后果所需的设备应能够由任一可 用动力源供电

3.8.1应采用不同的系统，用于不同的核动力厂状态下的质能释 放与控制，压力和温度控制以及安全壳排热

核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计

3.8.2纵深防御的各层次之间必须尽实际可能地相互独立，避免 一个层次防御的失效降低其他层次的有效性。有助于实现独立性的 建议有： （1）应确定属于不同纵深防御层次的，用于控制安全壳内的压 力或从安全壳中排出能量的必要物项。 （2）应识别这些物项之间的共因失效缺陷，并评价其后果。如 果认为安全壳完整性和放射性释放的后果不可接受，应尽可能消除 这些共因失效缺陷。需注意的是，设计用于减轻堆芯熔化的设计扩 展工况后果的专用安全设施，应与设计用于缓解设计基准事故引起 的安全壳内状况的设备保持充分独立。 （3）系统间的独立性不应因系统安全触发或安全壳状态监测所 需的仪表和控制系统的共因失效缺陷而受到影响

3.9实际消除可能导致早期或大量放射性释放的工况

3.9.1设计必须做到实际消除可能导致早期放射性释放或大量 放射性释放的核动力厂工况发生的可能性。在本导则的范围内，这 类可能性应包括： （1）涉及高能现象的工况，且其后果不能通过实施合理的技术 手段加以缓解； （2）安全壳旁路下的堆芯熔化事故。 3.9.2要求实际消除的典型工况通常包括： （1）由于安全壳直接加热、蒸汽爆炸或氢气爆炸而可能在早期 阶段损坏安全壳完整性的严重事故工况：

核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计

（2）由于底板或安全壳边界熔穿而可能在后期危及安全壳完整 性的严重事故工况： （3）安全壳打开状态下严重事故工况，尤其是在停堆模式下； （4）安全壳意外旁路的严重事故工况。 3.9.3专用的安全设施应具有足够的可靠性，以便实际消除可能 导致早期放射性释放或大量放射性释放的工况

3.10.1构筑物、系统和部件失效的后果应同时考虑功能的执行 和放射性释放两个方面。对于两种后果都相关的物项，应通过适当 考虑这两种后果来确定达到预期可靠性所需的安全等级和相关质量 要求。对于不包容放射性物质的物项，安全等级和质量要求直接来 自假设未完成功能的后果。 3.10.2安全壳及其有关系统的设计应满足以下安全分级要求： （1）设计为防止放射性释放的最后一道实体屏障的安全壳，应 设定为安全2级。 （2）在设计基准事故工况下，安全壳隔离所必需的系统、控制 安全壳内的压力升高所必需的系统（如安全壳喷淋系统）、或者从安 全壳内排出热量所必需的系统，通常应设定为安全2级；将热量从 安全壳输送到最终热阱所必需的热量传输系统，原则上应设定为与 从安全壳内排出热量所必需系统同样的安全等级。 （3）在设计扩展工况下，保持安全壳完整性所必需的系统（如 堆腔冷却系统、反应堆冷却剂系统快速卸压系统、安全壳热量导出

核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计

系统、氢气控制系统、热量传输系统），可设定为非安全级，但应具 有与要求其实现的功能相符的可用性和可靠性。 （4）安全壳及其有关系统的设计应满足安全分级的其他要求 可参考国家核安全局发布的相关核安全导则

3.11.1应对构筑物、系统和部件进行鉴定，证明在其整个设计寿 期内的环境条件下具备执行其功能的能力，包括运行前或运行过程 中可能出现的所有环境条件，否则应充分保护其免受这些环境条件 的影响。 3.11.2在环境鉴定中应考虑事故发生之前、期间和之后可能出现 的环境条件和地震条件，以及构筑物、系统和部件在核动力厂全寿 期内的老化、干涉效应和安全裕量。 3.11.3环境鉴定应通过试验、分析和经验方法，或这些方法的组 合来完成。 3.11.4环境鉴定应考虑诸如温度、压力、湿度、辐射水平、化学 方面、放射性气溶胶的局部聚积、振动、水喷淋、蒸汽冲击和水 等因素。还应考虑裕量和协同效应（在这种情况下由于各种效应的 重叠或组合而造成的损伤可能会超过由各种单独效应造成的总损 伤）。在可能产生协同效应的情况下，材料应针对最严重的效应或最 严重的效应组合或效应序列做鉴定。 3.11.5对非金属材料（如橡胶密封、涂料和混凝土），应在样品 老化试验、核工业或非核工业的运行经验、公布的对于同样或相似

核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计

的材料在相同鉴定条件下的试验数据等基础上实施老化鉴定。应在 鉴定中考虑在预计条件下所有显著的老化机理。若能证明其合理性： 可以采用加速老化试验及其鉴定试验的技术。 3.11.6对于受各种老化机理影响的部件，应确定其设计寿命和必 要时的更换频率。对这些部件鉴定的过程中，在进行设计基准事故 工况下的试验之前应使样品老化，以模拟它们在设计寿期未的状态 3.11.7已用于鉴定试验的部件，通常不应再安装到核动力厂内 除非能够证明试验条件和方法本身不会对其安全性能产生任何不可 接受的劣化。 3.11.8鉴定数据和结果应作为设计文件的一部分予以记录，

安全壳的结构和系统的设计，可采用国内的或国际的规范和标 准，并应证明这些规范和标准的适用性和适当性。所选的规范和标 准： （1）应适用于特定的设计方案； （2）应形成一套完整的、能充分理解的标准和准则； （3）应优先采用设计和施工规范和标准的最新版本。但是 如果提供足够的合理性，可以使用其他版本； （4）通常不应采用在国内难以获得的数据和知识，除非能通过 分析说明这类数据与特定的设计有关，并且在安全壳的设计中采用 这类数据有助于提高安全水平。

核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计

3.13概率安全分析在设计中的应用

3.13.1应通过概率安全分析识别附加的特性，对确定论方法进 行补充，以达到设计的平衡。概率论分析的使用不应视为基于确定 论要求的设计方法的替代，而应作为设计过程的组成部分，用来识 别潜在的安全增强项并判断其有效性。 3.13.2应采用概率安全分析来支持论证实际消除了那些可能导 致早期放射性释放或大量放射性释放的工况。特别是，概率安全分 析可用于分析安全壳隔离措施以防止安全壳旁通以及质能释放与控 制系统的完全失效。 3.13.3应采用概率安全分析证明用于堆芯熔化的设计扩展工况 的措施失效的可能性非常低。该评价应包括对相关系统（如安全壳 导热系统、安全壳过滤排放系统）的可靠性分析，以及二级概率安 全分析中通常考虑的其他方面

4安全壳及其有关系统的设计

4.1.1核动力厂系统都依赖于反应堆设计，尽管设计原则可能有 所不同，但在不同技术中实现相同安全功能的构筑物或系统的设计 应满足相同的设计要求。无论用于设计基准事故和设计扩展工况的 固定的安全设施如何设计，核动力厂设计都必须包含能够安全使用 移动设备恢复安全壳排热能力的手段

核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计

4.1.2安全壳及其有关系统的布置和配置 4.1.2.1安全壳及其有关系统的布置和配置取决于反应堆安全设 计，并依赖采用的安全壳类型。 4.1.2.2在确定安全壳的布置和配置时，应考虑以下因素： （1）布置和配置应能容纳安全壳内大规模质能释放并有利于其 扩散； （2）应为安全系统的系列之间和用于设计扩展工况的、完余的 安全设施之间提供充分的隔离（如果有关）； （3）安全重要物项的位置和保护措施应能够防止其受到内部危 险的影响； （4）应提供足够的空间和屏蔽措施，确保在不造成人员过度辐 射照射的情况下开展计划性维修和操作； （5）为人员进出以及监测、试验、控制、维护和设备移动提供 必要的空间； （6）优化安全壳贯穿件的数量和位置，以防止发生未经过滤的 泄漏并确保检查和试验的可达性； （7）在设备寿命周期内为设备的更换提供便利： （8）最大限度地减少水的局部滞留以便水和冷凝液回流到安全 壳地坑； （9）安全壳的底部设计应便于收集和识别液体的泄漏； （10）限制安全壳空间的隔间划分，以便发生破口失水事故时 使压差减到最小并能促进氢气混合，从而防止氢气的局部聚积

核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计

4.1.3可维护性和可达性 4.1.3.1设计应考虑潜在的职业照射，包括执行应急操作规程或 严重事故管理指南中的措施、连接移动设备，以及对事故发生后长 期运行的系统进行维护。 4.1.3.2设计中应考虑的与维护有关的因素包括： （1）提供足够的工作空间、屏蔽、照明、呼吸用空气，以及工 作平台和出入通道： （2）为工作人员提供并控制适当的环境条件： （3）提供危险标识： （4）提供声光警报； （5）提供通讯系统。 4.1.3.3应考虑在各种运行状态下安全壳及其有关系统的可达 性。工作人员的辐射照射剂量保持在剂量限值之内的能力，决定是 否充许在功率运行期间进入内层和/或外层安全壳，或者是否要求核 动力厂停堆充许人员进入内层和/或外层安全壳。 4.1.3.4若在功率运行期间进入安全壳，则应对采取必要的辐射 防护措施和确保工作人员适当的工作条件做出规定。 4.1.3.5应至少设置一条安全壳应急逃生路线，使用该路线时应 能够保持安全壳的完整性。 4.1.4操纵员动作 如果发生事故，在一定的宽容时间内无需操纵员采取任何动作。 对于任何必要的手动于预，在采取行动之前操纵员应有足够的信息

核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计

和时间来诊断和评估核动力厂内的状况。 4.1.5机组之间共用的安全壳系统部件 4.1.5.1多机组核动力厂中的每台机组，必须具备各自的安全系 统和用于设计扩展工况的安全设施（如安全壳过滤排放系统（如果 有）不应共用事故工况下的排气管线）。 4.1.5.2只有在特殊情况下多机组核动力厂中可共用安全物项。 对于这种特殊情况，对于全部反应堆来说，应证明在所有的运行状 态和事故工况下所有安全要求都得到满足。 4.1.5.3应适当考虑允许核动力厂多机组之间相互连接的措施： 以便对未在设计中考虑的事故进行管理， 4.1.6老化效应 4.1.6.1应在设计中识别并考虑影响安全壳及其有关系统的所有 老化机理，并纳入老化管理大纲。安全壳可能会经受多种老化效应 包括：金属部件的腐蚀、钢束的螺变和预应力的损失（在预应力安 全壳中）、弹性密封弹力的下降，混凝土的收缩、升裂以及碳化， 4.1.6.2应采取措施来控制安全壳老化，识别非预计的劣化和安 全壳行为。应在可能的位置对部件进行试验和检查，并定期更换易 于因老化导致性能劣化的物项。 4.1.7退役 核动力厂的设计应包含有利于设备退役和拆卸的特征，并使产 生的放射性废物最小化

核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计

核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计

态和动态）（见表2和表3），并按照其发生概率进行分类

核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计

核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计

核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计

表3在设计阶应考思的作用于钢制安全壳的一组典型载荷 4.2.2.2载荷和载荷组合应考虑： （1）载荷类型（如静态或动态、整体或局部）； （2）载荷是因果关系，还是同时发生（如破口失水事故下的压 力和温度载荷）； （3）保护设备免受灾害影响的实体屏障； （4）每一载荷的时程（避免对那些不可能同时发生的载荷峰值 进行不切实际地叠加）。 4.2.2.3在分析后期，可通过适当的分组来减少载荷和载荷组合 的数量，仅对最严重的工况进行分析 4.2.2.4安全壳亮金属衬里应能够承受作用于其上的载荷的影响， 且金属衬里与安全壳混凝土之间的相对变形不应危及安全壳的密封

核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计

性。安全壳承载能力的结构评价中不应考虑金属衬里的有利作用。 4.2.2.5应考虑事故工况下由于金属衬里的瞬时温升而对安全壳 混凝土产生的任何附加压力载荷。 4.2.2.6应对安全壳的金属衬里、贯穿件和隔离阀进行保护，以 免受到内部危险的影响，否则应设计成能够承受相应的载荷。 4.2.2.7若不能排除高能管道破裂，则应考虑由于双层安全壳之 间高能管道破裂引起的环形空间的压力升高。 4.2.3验收准则 4.2.3.1应根据不同载荷组合的应力和变形限值，确定安全壳及 其附属物（贯穿件、隔离系统、人员闸门和设备闸门）的密封性和 完整性的验收准则。满足核安全监管部门认可的规范和标准中确定 的准则，即可保证结构和部件能够执行其预定功能。 4.2.3.2应证明结构完整性和密封性满足验收准则，并有足够的 裕量，以便考虑不确定性和避免陡边效应。裕量通常应通过设计基 准事故和设计扩展工况所选用的分析方法，以及使用确定结构极限 应力的、经验证的规范来提供。 4.2.3.3应根据预期性能确定设计限值，由下列一项或两项来实 现设计裕量： （1）将应力和变形限制在该材料极限的某一特定份额； （2）使用载荷系数法（利用一特定系数来提高施加的载荷）。 4.2.3.4对于安全壳的结构完整性设计，应考虑下列等级： I级·弹性范围，安全壳结构没有发生永久的变形或损伤，结构

核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计

：设计值是指作为设计目标而建立的泄漏率数值，并被用于在设计压力和设计温度下 确定放射性释放的安全分析中

核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计

（3）建造期间的张拉顺序。 4.2.4.3对于具有金属衬里的安全壳，衬里与混凝土的锚固区以 及衬里同其它金属结构（如贯穿件）的连接处也是关键区域。应分 析和考虑这些区域的局部应力效应

核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计

预应力混凝土安全壳载荷组合和验收准贝

核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计

GB/T 40515-2021 船舶和海上技术 船用超低温截止阀 设计与试验要求4.3安全壳内部结构的设计

4.3.1 概述 4.3.1.1安全壳内部结构的设计应考虑安全壳内可能的大规模质 能释放以及承受不同隔间之间压差的需求。对于每个隔间，应考虑

核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计

核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计

4.4 系统的结构设计

对于安全壳系统，应通过与安全壳结构设计相似的方法步骤建 立一系列典型载荷、载荷组合，以及一系列适当的验收准则，同时 要考虑相关的事故工况。

4.5.1质能释放与控制是用于描述安全壳内影响能量平衡并将 压力和温度维持在可接受限值以内的安全壳设计特征的统称。 4.5.2运行状态下压力和温度的控制 在核动力厂正常运行期间，安全壳通风系统应能够维持安全壳 内大气的压力、温度和湿度在相应的运行限值和条件之内。这些限 值应与设备性能验证的环境状态参数相符。应对排放气体中的放射 性物质进行适当的监测和过滤

核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计

4.5.3事故工况下压力和温度的控制 4.5.3.1总体要求 4.5.3.1.1应确定质能释放与控制系统的设计性能，以便一旦发 生事故时有能力使安全壳内的压力和温度控制在规定的限值之内， 并在其后一段合理的时间（通常是几天）内使安全壳达到稳定状态 （此时安全壳内压力已降到可接受的水平）。 4.5.3.1.2构筑物、系统和部件的设计应符合与其对应的核动力 厂状态相关的规范要求。 4.5.3.1.3事故工况下压力和温度的控制策略依赖于采用的固有 安全特征，能动或非能动的安全系统或安全措施，或这些设计选项 的组合。 4.5.3.2固有的质能释放与控制特征（大型干式安全壳） 4.5.3.2.1安全壳内空间的自由容积是确定假想管道破裂事故后峰 值压力的重要物理参数，因此可将它看作一项固有的设计安全措施，用 于容纳安全壳内大规模的质能释放。如果安全壳的容积被分隔成许多隔 间，则隔间之间应设置折叠面板或百叶窗。这些面板或百叶窗应设计成 一旦发生质能释放事故后在设定压力时能够快速打开GB/T 38935-2020 光学遥感器在轨成像辐射性能评价方法 可见光-短波红外，使得不同隔间之 间的压力快速达到平衡，并利用安全壳的全部自由容积。 4.5.3.2.2安全壳及其内部结构和安全壳内贮存的水都可作为非 能动热阱。在假想的管道破裂事故工况下，向结构及其部件传热的 传热率和热容是确定压力和温度的重要参数。主要的传热机理是蒸 汽在外露表面上的冷凝，同时结构的热传导率在确定传热率时也起