標(biāo)準(zhǔn)名稱： 核電廠安全重要系統(tǒng)和部件的實(shí)體防護(hù) GB 13285-91
標(biāo)準(zhǔn)編號： GB 13285-91
標(biāo)準(zhǔn)正文：
　　　Physical protection for systems and components important
?????????????? to safety in nuclear power plants
????????? 國家技術(shù)監(jiān)督局1991-11-30, 批準(zhǔn)1992-08-01實(shí)施

1　主題內(nèi)容與適用范圍
　　本標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定了核電廠安全重要系統(tǒng)和部件的實(shí)體防護(hù)準(zhǔn)則，并為設(shè)計(jì)者就如何防
止這類系統(tǒng)和部件受到危害提供指導(dǎo)。本標(biāo)準(zhǔn)對要求防護(hù)的系統(tǒng)和可能遭受的危害作
了闡述，并給出了在什么條件下不需要防護(hù)的準(zhǔn)則。
　　本標(biāo)準(zhǔn)適用于輕水慢化和冷卻的反應(yīng)堆(LWR)或石墨氣冷堆(HTGR)。本標(biāo)準(zhǔn)的一
些原則也適用于其它堆型。本標(biāo)準(zhǔn)包括對安全重要系統(tǒng)和部件產(chǎn)生的各種危害的判別，
也包括防止這類設(shè)備遭受危害的合適措施。
　　鑒于本標(biāo)準(zhǔn)的目的側(cè)重于提供實(shí)體防護(hù)的準(zhǔn)則，因此設(shè)計(jì)者必須通過使用其它更
詳細(xì)的標(biāo)準(zhǔn)來實(shí)現(xiàn)本標(biāo)準(zhǔn)的要求。
2　術(shù)語
　2.1　安全停堆狀態(tài) safe shutdown condition
　　這是反應(yīng)堆的一種狀態(tài)。在這種狀態(tài)下，反應(yīng)堆處于次臨界并能夠繼續(xù)維持這種
次臨界。此時(shí)，堆芯保持在一個(gè)可冷卻的幾何布置形狀并且以等于或大于冷卻衰變熱
所需的流量帶出衰變熱，保證堆芯得到足夠的連續(xù)冷卻。
　2.2　安全停堆地震 safe shutdown earthquake (SSE)
　　它是在分析核電廠所在區(qū)域和廠區(qū)的地質(zhì)和地震條件，以及分析當(dāng)?shù)氐乇硐挛镔|(zhì)
特性的基礎(chǔ)上所確定的、可能發(fā)生的最大地震。安全停堆地震通常取歷史上發(fā)生過的
最大地震，再加上一個(gè)安全裕量。當(dāng)發(fā)生這種地震時(shí)，安全重要的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部
件仍須保證履行其功能。
　2.3　安全重要部件 component important to safety
　　安全重要系統(tǒng)內(nèi)為執(zhí)行系統(tǒng)安全功能所需要的部件。
　2.4　安全重要系統(tǒng) system important to safety
　　具有下列功能的系統(tǒng)稱為安全重要系統(tǒng)：
　　a. 有防止事件發(fā)生或減輕事件后果的能力；
　　b. 有使電廠達(dá)到安全停堆狀態(tài)并保持這種狀態(tài)的能力；
　　c. 有將廠區(qū)外輻射劑量限制在可接受限度內(nèi)的能力。
　　屬于這類系統(tǒng)的例子包括為完成以下功能所需要的系統(tǒng)：反應(yīng)堆停堆(或保持反應(yīng)
堆在停堆狀態(tài))、冷卻堆芯、限制堆芯破壞、冷卻另一安全系統(tǒng)、事故后冷卻安全殼、
控制安全殼可燃物濃度或在事故中包容、控制或減少放射性物質(zhì)釋放等。安全重要系
統(tǒng)僅僅包括某一系統(tǒng)中旨在完成上列某一功能的那些組成部分，或者僅僅包括出了故
障就可能會妨礙完成上列某一功能的那些組成部分。
　2.5　單一故障 single faiture
　　使某個(gè)部件不能執(zhí)行其預(yù)定安全功能的隨機(jī)故障。由某個(gè)單一隨機(jī)事件引起的所
有繼發(fā)性故障，均視為該故障的組成部分。所有的流體系統(tǒng)和電氣系統(tǒng)都應(yīng)設(shè)計(jì)成不
致發(fā)生這樣的假定單一故障，即任何一個(gè)能動部件的單一故障或被動部件的單一故障，
都不會導(dǎo)致系統(tǒng)喪失其履行安全功能的能力。
　2.6　反應(yīng)堆保護(hù) reactor protection
　　由專門設(shè)計(jì)的系統(tǒng)所執(zhí)行的下述功能：
　　a. 能自動啟動適當(dāng)系統(tǒng)(包括反應(yīng)性控制系統(tǒng))，以保證在發(fā)生預(yù)計(jì)運(yùn)行事件時(shí)，
規(guī)定的可接受的燃料設(shè)計(jì)限值不會被超過；
　　b. 探測事故工況并啟動安全重要系統(tǒng)和部件。
　2.7　防護(hù) protection
　　對于某種特定事件或危害，為了限制其后果在可接受的限度內(nèi)，在電廠設(shè)備的以
下特性，諸如距離、方位、屏障、密閉設(shè)施、約束或加強(qiáng)等方面所進(jìn)行的專門設(shè)計(jì)。
　2.8　飛射物 missile
　　具有動能并已離開其設(shè)計(jì)位置的物體。
　2.9　功能冗余部件或系統(tǒng) functionally redundant component or system
　　重復(fù)另一部件或系統(tǒng)的主要功能達(dá)到如下程序的一個(gè)部件或系統(tǒng)，即這兩個(gè)部件
或系統(tǒng)中的任何一個(gè)，不管另一部件或系統(tǒng)處于運(yùn)行狀態(tài)或故障狀態(tài)，這一部件或系
統(tǒng)仍可以執(zhí)行所要求的功能。這些部件或系統(tǒng)可以是實(shí)體上相同的(冗余)，也可以是
實(shí)體上不相同的(多樣)。
　2.10　管道甩動 pipe whip
　　管道斷裂后由于管內(nèi)流休的噴射反作用力所發(fā)生的管道空間運(yùn)動。
　2.11　化學(xué)侵蝕 chemical attack
　　化學(xué)侵蝕系指象腐蝕或有毒化學(xué)流體或易燃化學(xué)流體所造成的那一類化學(xué)作用。
　2.12　加強(qiáng) harden
　　為增強(qiáng)對不利環(huán)境條件的防御能力所采取的措施。
　2.13　降壓事故 depressurization accident
　　氣冷堆一次冷卻劑的流失速率達(dá)到該堆假設(shè)的、流量限制器限定的最大可信速率
時(shí)而引起的與降壓有關(guān)的事件。
　2.14　抗震1類結(jié)構(gòu) seismic category 1 structure
　　在安全停堆地震期間及以后仍能執(zhí)行其功能的結(jié)構(gòu)。
　2.15　可接受的損壞 acceptable damage
　　如果對于某類事件的防護(hù)已滿足設(shè)計(jì)安全要求，則認(rèn)為由這種事件(或幾種事件的
組合)造成的損壞是可以接受的。
　2.16　破壞概率上限 upper probability limit for damage
　　用于設(shè)計(jì)考慮的概率閾值。如果某一事件的概率等于或小于破壞概率上限，則不
必考慮它的后果。
　2.17　余熱 residual heat
　　停堆后反應(yīng)堆內(nèi)殘存的總熱量，包括剩余釋熱和顯熱。
　2.18　失水事故(冷卻劑喪失事故) loss of coolant accident (LOCA)
　　反應(yīng)堆一次冷卻劑流失率超過補(bǔ)給水系統(tǒng)的補(bǔ)給能力的事故。
　2.19　事件 event
　　在核電廠設(shè)計(jì)中要考慮的某種自然現(xiàn)象或某種事故。一個(gè)事件可能有與其(包括其
繼發(fā)事件)相關(guān)的若干種危害。
　2.20　危害 hazard
　　在對安全重要系統(tǒng)或部件采取防護(hù)時(shí)所必須考慮的某種事件的特定后果。
3　防護(hù)設(shè)計(jì)方法概述
　　圖1是保證電廠的設(shè)計(jì)滿足本標(biāo)準(zhǔn)防護(hù)準(zhǔn)則的參考流程圖。第4章給出用于這些系
統(tǒng)和部件的防護(hù)準(zhǔn)則。設(shè)計(jì)者首先要判別那些必須要考慮防護(hù)的安全重要系統(tǒng)和部件。
這種判別應(yīng)當(dāng)包括與其他系統(tǒng)的運(yùn)行接口以及該系統(tǒng)、部件的冗余設(shè)施和多樣性設(shè)施。
應(yīng)當(dāng)清楚地定義系統(tǒng)的邊界、該系統(tǒng)和部件與另一非安全重要系統(tǒng)和部件的直接或間
接關(guān)系。