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核安全导则HAD102/22-2022核动力厂辅助系统和支持系统设计（国家核安全局2022年11月2日批准发布）国家核安全局核动力厂辅助系统和支持系统设计（2022年11月2日国家核安全局批准发布）本导则自2022年11月2日起实施本导则由国家核安全局负责解释本导则是指导性文件。在实际工作中可以采用不同于本导则的方法和方案，但必须证明所采用的方法和方案至少具有与本导则相同的安全水平。—I—目录1引言.............................................................11.1目的..........................................................11.2范围..........................................................12总则.............................................................12.1辅助系统和支持系统的功能......................................12.2辅助系统和支持系统的范围......................................23通用设计要求.....................................................23.1设计目标......................................................23.2设计基准......................................................33.3安全功能......................................................53.4假设始发事件..................................................53.5内部危险......................................................53.6外部危险......................................................63.7事故工况......................................................73.8可靠性........................................................83.9纵深防御.....................................................103.10安全分级...................................................113.11环境鉴定....................................................113.12设计规范....................................................123.13布置考虑....................................................133.14相互作用的考虑..............................................143.15多堆核动力厂的考虑..........................................143.16设计中概率安全分析的使用....................................144详细设计原则....................................................154.1总体说明.....................................................154.2通信系统.....................................................154.3热传输系统...................................................194.4工艺取样系统和事故后取样系统.................................22—II—4.5工艺辐射监测系统.............................................274.6压缩空气系统.................................................304.7供暖通风与空调系统...........................................334.8照明系统....................................................414.9起重设备.....................................................434.10放射性废物和放射性流出物处理和控制系统.....................454.11除应急电力系统外的应急动力供应系统.........................514.12应急电源和替代电源的支持系统................................554.13其他系统....................................................59核动力厂辅助系统和支持系统设计—1—1引言1.1目的本导则是对《核动力厂设计安全规定》（以下简称《规定》）有关条款的说明和细化，目的是给新建核动力厂辅助系统和支持系统的设计提供指导。本导则的主要内容可作为在役核动力厂设计修改和安全审查的参考。1.2范围1.2.1本导则适用于为发电或其他供热应用（诸如集中供热或海水淡化）而设计的，采用水冷反应堆的陆上固定式核动力厂辅助系统和支持系统的设计。其他类型或采用革新技术的反应堆设计可参照本导则，但应经过细致的评价和判断。1.2.2辅助系统和支持系统详细清单见本导则2.2。本导则的范围不包括这些系统具体设备（如换热器等）的详细设计。2总则2.1辅助系统和支持系统的功能2.1.1核动力厂有以下主要系统：反应堆冷却剂系统、蒸汽动力转换系统和发配电系统、专设安全设施，以及用于设计扩展工况的安全设施。辅助系统和支持系统用于支持核动力厂主要系统执行其功能，以保障其运行（如提供动力、服务气体、服务用水、压缩空气、供暖通风与空调、燃料和润滑剂等），或者为核动力厂的运行提供服务（如通信、照明、升降物项等）。核动力厂辅助系统和支持系统设计—2—2.1.2辅助系统和支持系统可直接或间接地为实现安全功能提供支持，例如保证重要支持服务（提供动力、压缩空气、动力电源和润滑油），为安全系统或用于设计扩展工况的安全设施提供支持。2.2辅助系统和支持系统的范围本导则考虑的辅助系统和支持系统如下：（1）通信系统；（2）热传输系统；（3）工艺取样系统和事故后取样系统；（4）工艺辐射监测系统；（5）压缩空气系统；（6）供暖通风与空调系统；（7）照明系统；（8）起重设备；（9）放射性废物和放射性流出物处理和控制系统；（10）除应急电力系统外的应急动力供应系统；（11）应急电源和替代电源的支持系统；（12）《规定》中未明确说明但通常归为辅助系统或支持系统的其他系统。3通用设计要求3.1设计目标3.1.1辅助系统和支持系统的设计应有助于实现核动力厂的基本安全功能。这些系统的具体设计根据厂址条件、反应堆类型、核动力厂辅助系统和支持系统设计—3—系统设计和运行条件而有所差异。3.1.2辅助系统和支持系统的可靠性应与其对安全的重要性相匹配，因此辅助系统和支持系统及其设备的安全等级应考虑如下方面：（1）所支持的系统或设备的安全等级；（2）所支持的系统或设备所实现的安全功能，以及需要辅助系统和支持系统或部件运行的安全功能；（3）辅助系统和支持系统失效的后果。3.1.3每一个提供重要支持服务的系统的容量、自持时间1、可用性、稳健性和可靠性应与其对应的安全功能相匹配，能够满足所支持的系统的最大化的必要需求，并有恰当的裕量。3.1.4对于依靠非能动安全系统的核动力厂，可根据其安全系统配置确定支持安全功能的辅助系统和支持系统。3.1.5安全功能的执行不仅取决于执行安全功能的主要系统的可靠性，也依赖于支持主要系统执行安全功能的辅助系统和支持系统的可靠性。辅助系统和支持系统的可靠性和设计要求应与其所支持的主要系统的可靠性相匹配。对辅助系统和支持系统的设计审查的详细程度应与其所支持的主要系统相一致。其设计还应适当考虑《规定》中对于构筑物、系统和部件的设计基准的要求。3.2设计基准3.2.1辅助系统和支持系统的安全级构筑物、系统和部件的设计基准应包括与需要其运行的正常运行工况、预计运行事件以1自持时间指系统可以自主地（即当其他系统失效时）持续运行的时间长度。核动力厂辅助系统和支持系统设计—4—及事故工况（设计基准事故工况和设计扩展工况）有关的所有条件。3.2.2应对设计条件和设计载荷进行计算，适当地考虑对每个相关的核动力厂状态或危险的包络情况。3.2.3辅助系统和支持系统的构筑物、系统和部件的预期性能应取决于其所必须保证的安全功能的需求。3.2.4应确定辅助系统和支持系统的构筑物、系统和部件的设计基准，包括以下因素：（1）构筑物、系统和部件需执行的安全功能；（2）构筑物、系统和部件所需承受的假设始发事件；（3）构筑物和部件所需承受的载荷和载荷组合；（4）内部危险防护；（5）外部危险防护；（6）设计限值和验收准则；（7）可靠性；（8）防止同一系统内部或属于纵深防御不同层次系统之间发生共因故障的措施；（9）安全等级；（10）鉴定中所考虑的环境条件；（11）设计规范和标准；（12）布置的考虑；（13）接口的考虑；（14）对多机组核动力厂的考虑（如适用）；（15）概率安全分析在设计中的应用。核动力厂辅助系统和支持系统设计—5—3.3安全功能应详细描述辅助系统和支持系统所实现的安全功能，以便确定每个安全重要设备和部件的安全等级。3.4假设始发事件应确保一个辅助系统和支持系统的故障不会导致假设始发事件。如果一个辅助系统和支持系统的故障导致假设始发事件是可预见的，设计上应有合适的手段进行缓解，同时考虑该故障对核动力厂其他系统的影响。3.5内部危险3.5.1应考虑起源于场内并会损害辅助系统和支持系统构筑物、系统和部件性能的内部危险。通常考虑的典型内部危险清单（包括但不限于）如下：（1）高能管道破裂；（2）重物坠落；（3）内部飞射物；（4）火灾和爆炸；（5）水淹；（6）电磁干扰。3.5.2应采取布置和设计措施以确保辅助系统和支持系统的构筑物、系统和部件免受内部危险效应的影响：（1）应采取防护措施保证辅助系统和支持系统构筑物、系统和部件免受高能危险影响（内部爆炸、内部飞射物、管道甩击、喷射、重物坠落），或将其设计成能够承受这些危险产生的载荷或载荷组合。核动力厂辅助系统和支持系统设计—6—（2）多重系统之间应尽量采用屏障分隔，或者根据需要采用足够的几何分隔和防护，防止系统的安全功能失效。（3）实体隔离和防护措施应保证假设始发事件分析中已考虑的系统响应不会被内部危险所削弱。（4）支持应对设计基准事故的安全系统的辅助系统和支持系统，应尽可能和支持应对设计扩展工况特别是堆芯熔化事故所需的安全设施的辅助系统和支持系统保持独立，降低由于单一危险导致共因故障的风险。3.6外部危险3.6.1用以支持缓解设计基准事故所必需的系统运行的辅助系统和支持系统应设计成能够承受或者防护设计基准外部危险效应，或防止产生共因故障。这些辅助系统和支持系统的设计要求应与此类缓