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HAD 102／22-2022 核动力厂辅助系统和支持系统设计.pdf简介：

HAD 102／22-2022是关于核动力厂辅助系统和支持系统设计的一份标准或者指南。核动力厂的辅助系统和支持系统是核能发电过程中不可或缺的部分，它们的主要任务是保障核反应堆的正常运行，以及在发生事故时提供必要的安全功能。

这些系统通常包括：

1. 冷却系统：用于调节和控制反应堆的温度，防止过热。如轻水冷却系统、重水冷却系统等。

2. 油系统：用于传输和控制燃料、润滑油等，保障反应堆部件的润滑和冷却。

3. 压力控制系统：维持反应堆内部和外部的恰当压力，防止设备损坏。

4. 通风和气体处理系统：维持反应堆厂房的空气质量和排泄气体处理。

5. 安全壳系统：在发生事故时，提供对反应堆的物理保护，防止放射性物质泄漏。

6. 电气系统：为反应堆的运行提供电力，并支持其它系统的操作。

7. 消防系统：在火灾情况下提供灭火和保护措施。

HAD 102／22-2022可能是某一特定国家或国际组织关于这些系统设计的安全标准，它可能涉及到设计原则、性能要求、检验方法、维护策略等，以确保核动力厂的安全、稳定和高效运行。

HAD 102／22-2022 核动力厂辅助系统和支持系统设计.pdf部分内容预览：

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。

3.1.1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

T／CECS 529-2018 大跨度桥梁结构健康监测系统预警阈值标准核动力厂辅助系统和支持系统设计

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、 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。

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

核动力厂辅助系统和支持系统设计

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

3.5.1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。

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

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 求应与此类缓解系统的设计一致，并应适当考虑辅助系统和支持 系统的性能。 3.6.2如任一构筑物、系统和部件的自身故障会影响到3.6.1 所述辅助系统和支持系统的运行，则这些物项应设计成能够承受 或者防护设计基准外部危险的影响，或防止产生共因故障。 3.6.3如3.6.1所述的辅助系统和支持系统的任一构筑物、系 统和部件失效会导致事故工况，则这些物项应设计成能够承受或 者防护设计基准外部危险的影响，或防止产生共因故障。 3.6.4对于每个外部危险，必须识别在灾害中或灾害后要保 证可运行性或完整性的辅助系统和支持系统的部件，并在其设计 基准中进行规定。 3.6.5设计中采用的设计方法、设计和建造规范应保证适当

核动力厂辅助系统和支持系统设计

的裕量，以避免外部危险的陡边效应。 3.6.6对设计基准外部危险来说，由辅助系统和支持系统执 行的短期动作以及辅助系统和支持系统为满足事故工况下的限 值和设计准则而必须执行的动作应通过在场内的系统来完成。这 些系统动作所需的准备时间应与要执行的短期动作相适应。 3.6.7辅助系统和支持系统支持安全功能执行的自持时间应 长于场外支援到达的时间。应考虑特定灾害对多个机组甚至全厂 机组同时产生影响的可能性，以保证使用厂区内及场区内的处理 措施的自持时间是可信的。应考虑由外部危险引起的损害及不利 条件对外部支援的影响。 3.6.8核动力厂设计还必须提供适当的裕量，在超设计基准 自然灾害发生时，保护用于防止早期放射性释放或大量放射性释 放所需的物项。 3.6.9针对外部水淹，包容3.6.8所描述系统的所有构筑物都 应在设计基准洪水位以上，或者采取足够的防护措施（如水密门） 以保证其安全功能

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安全系统的辅助系统和支持系统的故障，或支持没有造成堆芯明 显损伤的设计扩展工况的安全设施的辅助系统和支持系统的故 障。 3.7.4在事故工况中需要用到辅助系统和支持系统时，应在 辅助系统和支持系统设计中将相关事故工况作为确定能力、负荷 和环境条件的输入

核动力厂辅助系统和支持系统设计

核动力厂辅助系统和支持系统设计

附加安全设施应由替代动力源提供动力。 3.8.4缓解堆芯熔化的设计扩展工况（严重事故）的安全设 施 3.8.4.1缓解严重事故所必需的辅助系统和支持系统可由任 何可使用的动力源提供动力。 3.8.4.2在尽可能的情况下，设计中应采取措施保证安全系统 和用于缓解严重事故的特定安全设施之间的独立性。尤其是，任 辅助系统或支持系统尽可能不同时用来支持安全系统和用于 缓解严重事故的安全设施。 3.8.4.3本导则3.8.2的要求同样适用于严重事故，但无需考 虑单一故障准则，同时应考虑到导致用于缓解设计基准事故的系 统失效的共因故障一般不会导致相关的附加安全设施的失效。

3.9.1根据纵深防御概念，辅助系统和支持系统可能在不同 核动力厂状态下运行，以保证一系列预期安全功能的实现。 3.9.2以下建议用于帮助实现纵深防御层次间的互相独立： （1）对于某个给定的安全功能，应识别从属于不同纵深防 御层次的，且参与执行该安全功能的必要物项； （2）应识别（1）中描述的容易发生共因故障的物项，并对 失效后果进行评价。若安全功能的失效可能导致不可接受的后 果，应尽可能地减少发生共因故障的可能性。特别地，用于缓解 堆芯熔化事故后果的安全设施应尽可能地独立于缓解设计基准 事故后果的安全系统； （3）不同系统间的独立性不能被用于监控或触发这些系统

的仪控系统的共因故障所影响，

核动力厂辅助系统和支持系统设计

3.10.1应对支持某一安全功能实现的辅助系统和支持系统进 行适当的安全分级。 3.10.2某个构筑物、系统和部件的失效的影响应从安全功能 的实现和放射性释放两个方面去考虑。如果失效后果与两个方面 都相关南京市建筑设计导则-201802.pdf，则为达到期望的可靠性所需的安全等级和相关的质量要 求应考虑这两方面。无需包容放射性物质的物项，安全等级和质 量要求应根据假定相应安全功能失效所造成的后果直接确定。 3.10.3针对执行安全功能所必需的全部或一组系统，其技术 要求（如与独立性、应急动力源等相关的要求）应与该系统的安 全等级相一致。

3.11环境和抗震鉴定

3.11.1如果辅助系统和支持系统的构筑物、系统和部件用于 支持安全功能的实现，则应对其运行前或运行期间所可能遭受的 支配性环境条件进行鉴定以保证功能的实现，或通过设置充分的 防护避免受到这些环境条件的影响。 3.11.2事故发生前、事故发生期间和事故发生后相关的环境 条件和地震条件，以及构筑物、系统和部件在核动力厂寿期内的 老化，均需要在环境和抗震鉴定中进行考虑。 3.11.3环境鉴定应采用试验法、分析法或运行经验法，如果 需要，也可采用上述方法的组合。 3.11.4环境鉴定应考虑温度、压力、湿度和辐照的因素，在 特殊情况下应考虑局部放射性颗粒的聚集、振动、蒸汽冲击、水

核动力厂辅助系统和支持系统设计

淹以及与化学品的接触。安全裕量以及协同效应也应考虑。对于 可能存在协同效应的情况，应针对最严重的效应或最严重的组合 或序列进行鉴定。 3.11.5在说明其合理性的前提下，可使用加速老化鉴定的技 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 或更换频率（如需）。在对这种部件的鉴定过程中，应在针对事 故条件进行鉴定前，对样机进行老化以模拟其在设计寿期末的情 况。 3.11.7除非证明鉴定试验所使用的条件和方法不会导致设备 本身的安全性能产生不可接受的降级，否则已被执行过鉴定试验 的设备不应在后续核动力厂的建造中使用。 3.11.8应对鉴定数据和结果进行记录，作为设计文件的一部 分。

3.12.1对于已进行安全分级的辅助系统和支持系统的构筑 物、系统和部件，应采用广泛采纳的或经过良好验证的设计规范， 选择的设计规范应可以应用到具体设计中并应形成一套完整、全 面、一致的标准和准则。如果对同一个构筑物、系统和部件的不 司方面采用了不同的设计规范，则应证明所采用设计规范的相容 性。 3.12.2设计和建造应优先采用最新有效版本的设计规范，如 需使用其他版本，则应有适当的说明。 3.12.3规范和标准涵盖以下方面：

核动力厂辅助系统和支持系统设计

JC∕T 494-1992(1996) 玻璃熔窑用熔铸氧化铝耐火制品（1）机械设计； （2）结构设计； （3）材料选择； （4）设备、部件制造； （5）已制造或安装的构筑物、系统和部件的检测； （6）电气设计； （7）仪控设计； （8）环境和抗震鉴定； （9）防火； （10）屏蔽与辐射防护； （11）质量保证。