HAD 102／06-2020 标准规范下载简介
HAD 102／06-2020 核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计.pdf简介：
HAD 102／06-2020 是关于核动力厂反应堆安全壳及其相关系统的详细设计规范或者指南。这通常指的是关于核能发电厂中，反应堆核心周围的最重要防护结构——安全壳的设计规定。安全壳的主要目的是在核事故中，保护反应堆免受环境的影响，防止放射性物质泄漏，保障工作人员和公众的安全。
安全壳通常是由厚重的混凝土或钢材构成，能承受极端的高温和压力，防止放射性物质的扩散。它包括反应堆厂房、安全壳、应急冷却系统、排空系统、废水处理系统等组成部分。设计时需要考虑的因素众多，包括材料选择、结构强度、冷却系统效率、防泄漏设计、应急响应计划等。
HAD 102／06-2020 可能详细规定了这些系统的具体设计标准、施工要求、维护规程和监管要求，是核能行业在设计和运营核设施时必须遵循的重要法规文件。由于涉及到高度的专业性和安全性，这些文件通常由政府监管机构、核能公司和专业咨询机构共同制定和更新。
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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T／CBDA33-2019 超高层建筑玻璃幕墙施工技术规程及条文说明，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
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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，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
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重要作用。所有可能影响向结构传热的条件（如涂层或间隙），应在 设计中以保守的方式加以考虑，并且应留有适当的裕量。 4.5.3.3质能释放与控制系统 4.5.3.3.1安全壳喷淋系统 关于质能释放与控制，应设置安全壳喷淋系统用于限制事故工 况下安全壳内的峰值压力和高压状态持续的时间。 （1）安全壳喷淋系统的设计，应保证水喷淋覆盖事故中蒸汽有 可能进入的安全壳大部分自由容积。 （2）喷淋集管和喷嘴的设计应保证喷出的水滴足够小且均匀分 布，以便在水滴降落过程中迅速与安全壳大气达到热平衡。 （3）安全壳喷淋系统的初始水源通常为大容量的贮水箱，此后 可以从安全壳地坑的集水点取水以再循环模式运行。在确定这些集 水点必需的容量时，应在设计中考虑保护安全重要设备免遭浸没： 或者将其设计成即使被浸没仍能运行。 （4）当安全壳喷淋系统设计成以再循环模式运行时，喷淋喷嘴 应设计成能够防止穿过取水口滤网到达喷嘴的碎片的堵塞效应。 4.5.3.3.2安全壳热量排出系统 安全壳热量排出系统应设计成从安全壳中排出热量，并将热量 专递到传热路径或直接传递到最终热阱（如大气、海洋或河流）。贯 穿安全壳的管道应视为安全壳的延伸部分，并应遵守与安全壳自身 相当的结构完整性和密封性规范要求。 4.5.3.3.3事故工况下再循环模式运行的系统
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对于带有钢壳的安全壳，在事故工况下安全壳内的热量能够通 过安全壳壳壁以非能动方式排出。外层安全壳设计成提供空气自然 循环所必需的路径（烟效应）来排出热量。也可以通过在安全壳 内壁上安装多个非能动换热器，通过自然循环方式把热量排出安全 壳。如果采用非能动安全壳冷却方式，应考虑如下方面： （1）换热面积应足以传递安全壳内产生的热量，以及安全壳内 部大气和结构的储热，并应保守地确定传热系数： （2）针对各种相关的核动力厂状态，以及厂址评价中识别的任 何环境条件（如大气温度和湿度），应确保安全壳内部和向外部热阱 进行非能动传热所必需的自然循环： （3）对于所有的核动力）状态，应考虑外部条件发生冰冻的可 能性； （4）应深入分析以确定并消除可能的有害效应和失效模式，从 而能够高置信度地完成安全功能； （5）应通过试验和/或分析手段，对整个系统进行充分的验证
4.6放射性释放的控制和限制
4.6.1概述 4.6.1.1安全壳及其有关系统的设计应满足对不同的核动力厂状 态规定的、防止和限制放射性释放的自标要求。 4.6.1.2应论证满足放射性释放的相关限值要求，且论证中假设 仅置信为相关核动力厂状态设计的措施。应采用适用于核动力厂状 态的和分析准则进行论证，
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4.6.1.3针对每个核动力）状态的不同源项（放射性释放量的大 小、放射性核素的同位素组成，及其物理、化学形态）DB62T 4109-2020 荒漠生态气象观测方法.pdf，应考虑采取 必要的设计措施把辐射照射和放射性释放减到最小。 4.6.1.4应评价设计基准事故和设计扩展工况下安全壳的潜在放 射性释放，识别安全壳密封性方面的潜在弱项，并确定消除弱项的 方法。 4.6.2安全壳源项 4.6.2.1为设计安全壳的整体性能，特别是放射性物质的控制措 施，应评价各种假想事故工况下放射性核素的总量及其同位素组成 （源项）。 4.6.2.2对于设计基准事故，应保守地分析堆芯和安全系统的预 期响应，以核动力厂技术规格书充许的限值内最不利的参数（如系 统中放射性核素总量和泄漏率）为初始条件。 4.6.2.3应对安全壳内放射性核素预计的物理、化学形态变化加 以评价。 4.6.2.4已被滞留到安全壳内水池中的碘，如果不能维持适当的 pH值条件，在中长期阶段可能再次挥发出来。因此有必要评价在事 故期间所有能改变池水pH值的情况，并在必要时提供保持池水处于 碱性的相应手段。 4.6.3安全壳的密封性 4.6.3.1安全壳及其有关系统应设计成能够使泄漏最小化，且尽 量避免可能造成未经过滤的向环境泄漏的路径
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4.6.3.2有效限制放射性物质向环境释放的一个措施是在核动力 厂全寿期内将泄漏率维持在低于保守的规定限值*水平。泄漏率应足 够小，保证从核动力厂向环境的任何放射性释放是可合理达到的尽 量低水平，在运行状态下不高于监管排放限值，以及在事故工况下 满足可接受的限值。 4.6.3.3在设计阶段，应设定一个适当的、低于泄漏率安全限值 的泄漏率自标值，即适当的低于事故放射性后果评价中假定的泄漏 率。该裕量有助于减少下面情况发生的可能性：由于设计或建造阶 段所做的不可预见的变更，引起实际泄漏率达到泄漏率安全限值。 4.6.3.4应优化安全壳贯穿件的数量，限制可能的泄漏路径。为 减少放射性物质向环境的释放，应至少将贯穿件至第一个隔离阀的 外部延伸部分安装在一个封闭的厂房内，以便收集和过滤从安全壳 句外的任何释放。 4.6.3.5考虑到隔离装置、闸门和贯穿件对于安全和安全壳整体 密封性的重要性，应具体明确其泄漏率。 4.6.3.6设计应包含适当的隔离装置，以保证事故工况下安全壳 隔离。 4.6.4二次包容壳 4.6.4.1一些核动力厂的设计包含二次包容构筑物，该构筑物是 完全或部分包围主安全壳的二次包容壳。二次包容壳的设计不是在
4对于钢制安全亮或具有钢衬里的混凝土安全壳，在设计压力下，每大的总泄漏量应 为安全壳内包容的自由气体和蒸汽总量的0.25～0.5%；对于没有钢衬里的预应力混凝 土安全壳，每天的总泄漏量是1.0~1.5%。
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主安全壳失效时取代其功能，而是收集从主安全壳泄漏到两层安全 壳之间空间的气体，并经过滤后从烟窗排放。二次包容构筑物也可 作为安全壳的屏蔽结构 4.6.4.2当设置二次包容壳时，应尽可能防止直接泄漏（从安全 壳直接到达环境的泄漏路径）。 4.6.4.3当采用部分二次包容壳（没有完全包围主安全壳）时： 结构上应包围有较大泄漏可能性的主安全壳区域（如贯穿件区域）。 4.6.4.4应建立控制直接泄漏和二次包容壳壳体密封性的指标， 并通过试验定期校验这些指标是否得到满足。 4.6.4.5应设计二次包容壳的附属系统，用以收集、过滤和排放 事故期间从主安全壳泄漏的放射性气体，并用泵将漏出的液体送回 主安全壳。 4.6.4.6为了使二次包容壳的功效达到最大，应设置一个过滤排 气系统以维持内、外层安全壳之间空间（包容空间）在设计基准事 故下处于负压（表压）。在设计扩展工况下，如果包容空间不能达到 和维持负压（表压），在放射性后果的计算中应考虑由此导致的、未 经过滤的向环境泄漏。 4.6.4.7在正常运行中应保持包容空间的压力低于大气压，以便 监测外层安全壳的密封性能。 4.6.5安全壳旁通 4.6.5.1安全壳旁通是指一回路冷却剂和活化裂变产物未经处理 就泄漏到外部的工况
GB／T 39958-2021 数控冲孔机.pdf核动力厂反应堆安全壳及其有关系统的设计