NB／T 20442.6-2017标准规范下载简介

NB／T 20442.6-2017 核电厂定期安全审查指南 第6部分：构筑物、系统和部件的实际状态简介：

NB/T 20442.6-2017 是中国核工业标准化研究所制定的核电厂定期安全审查指南的第六部分，主要关注构筑物、系统和部件的实际状态简介。这份标准详细规定了在进行核电厂定期安全审查时，如何评估和描述这些构筑物、系统和部件的物理状态、运行性能、老化情况、维护保养状况以及可能存在的问题和风险。

构筑物可能包括反应堆 containment building、冷却塔等，系统可能包括反应堆冷却系统、安全注射系统等，部件可能包括阀门、泵、电线电缆等。这份标准要求对这些构筑物、系统和部件进行详细的检查和评估，以确保它们能够安全、稳定地运行，防止可能的故障或事故。

具体来说，这份标准可能包括如下内容：

1. 构筑物、系统和部件的基本信息：如名称、型号、设计寿命、实际运行时间等。 2. 设备的物理状态：如是否有明显的腐蚀、磨损、裂缝等。 3. 运行性能：如设备的效率、可靠性、响应速度等。 4. 老化管理：如是否有老化趋势，如何进行老化预测和处理。 5. 维护保养情况：包括维护频率、保养质量、最近的维修记录等。 6. 风险评估：根据以上信息，评估设备可能存在的风险，如故障、失效等，并制定相应的风险控制措施。

这份标准的目的是为了确保核电厂的设施和设备始终处于良好的运行状态，保障核安全，防止核事故的发生。

NB／T 20442.6-2017 核电厂定期安全审查指南 第6部分：构筑物、系统和部件的实际状态部分内容预览：

NB/T 20442. 62017

引言 HH 范围 术语和定义： 总则 审查范围和内容 审查输入 审查方法 审查记录和报告 附录A（资料性附录） 构筑物、系统和部件的实际状态要素审查流程图（见图A.1）

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GB／T 36584-2018标准下载NB/T 20442.62017

核电厂定期安全审查指南

第6部分：构筑物、系统和部件的实际状态

第6部分：构筑物、系统和部件的实际状态

NB/T20442的本部分规定了核电厂构筑物、系统和部件的实际状态定期安全审查的目的、范围、内 容、方法及过程。 本部分适用于核电厂定期安全审查中构筑物、系统和部件的实际状态要素的审查。本部分规定的内 容以压水堆核电厂为例，其他堆型核电厂可参照使用，

构筑物、系统和部件的实际状态要素的审查目的是确定安全重要构筑物、系统和部件的实际状态， 它们的状态是否能充分满足设计要求。另外，本审查还应确认已有适当书面文件记录构筑物、系统和部 件的状态。

构筑物、系统和部件的实际状态要素的审查要点包括： a) 安全重要构筑物、系统和部件的清单及它们的分级： b) 安全重要构筑物、系统和部件的完整性和功能能力的信息，包括材料事例记录； C) 关于现有的或预计会过时的安全重要构筑物、系统和部件的信息； d) 证明功能能力的试验结果； e) 检查结果； 维修记录； D g) 安全重要构筑物、系统和部件现有状况的描述： h) 厂址内外可用的核电厂支持设施（包括维修车间等）的描述，

构筑物、系统和部件的实际状态要素的审查要点包括： 安全重要构筑物、系统和部件的清单及它们的分级： b) 安全重要构筑物、系统和部件的完整性和功能能力的信息，包括材料事例记录； 关于现有的或预计会过时的安全重要构筑物、系统和部件的信息； d) 证明功能能力的试验结果； e) 检查结果； 维修记录； g) 安全重要构筑物、系统和部件现有状况的描述； h) 厂址内外可用的核电 维修车间等）的描述，

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4.1.2安全重要构筑物和系统

压水堆核电厂常见的构筑物和系统通常包括（不限于）： a) 反应堆及反应堆冷却剂系统。 b) 一回路辅助系统。 c) 专设安全设施。 d) 辅助冷却水系统。 e) 二回路相关系统。 0 排出物的处理与排放系统。 g) 消防系统。 h) 核安全相关的堆芯、核燃料装卸贮存系统。 仪表和控制系统。 ) 电力系统。 k) 通风系统。 安全重要构筑物： 1）反应堆厂房； 2) 其他安全重要构筑物，包括核辅助厂房、电气厂房、燃料厂房、应急柴油发电机厂房、重 要厂用水进水廊道、连接厂房、泵站等。 审查过程中，由于各电厂设计不同，可根据实际情况增删安全重要构筑物和系统。

4.1.3需审查的构筑物、设备和部件

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5.2核电厂文件和记录

核电厂文件和记录包括（不限于）： a) 核电厂最终安全分析报告； b) 系统设计手册； c) 设备运行和维修手册； d) 设备制造完工报告； e) 设备采购技术规范书： f) 在役检查大纲、程序及相应的数据记录； g) 维修大纲、程序及相应的数据记录； h) 定期试验监督大纲、程序及相应的数据记录； i) 设计修改、工程改造、物项替代等相关文件及数据记录 i) 电厂人员访谈、现场检查等补充性措施产生的数据记录

经验反馈包括： a)核电厂外部经验反馈

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b）国内外核电厂的定期安全审查成果。

5.4其他安全要素的审查反馈

构筑物、系统和部件的实际状态要素与设计、设备合格鉴定、老化、确定论安全分析、安至性能、 组织机构和行政管理等要素存在接口。其他安全要素的审查反馈是其审查中发现的与构筑物、系统和部 生的实际状态有关的偏差项。

GB∕T 50839-2013 城市轨道交通工程安全控制技术规范6.1文件及数据、记录审查

具体审查步骤为： a) 收集、整理电厂构筑物、系统和部件在役检查、维修、试验、改造替代等方面的数据、记录； b) 审查数据、记录相关文件的有效性； 9 通过对数据、记录进行审查，确认安全重要构筑物、系统和部件的实际状态是否充分满足设计 要求。

6.3实际状态分析、评价

具体审查步骤为： a）在数据、记录审查、电厂人员访谈和现场检查的基础上，对比设计基准要求，进行分析和评价； b）在对比、分析和评价时，应充分利用内外部经验反馈及国内外核电厂定期安全审查的经验和实 践： c）识别偏差，对经总体评价后确定的弱项，提出改进建议。

系统和部件的实际状态要素的审查流程参见附

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在构筑物、系统和部件的实际状态要素审查过程中，对于支撑审查结论的必要依据，应形成书面的 记录。审查结果应形成相应的书面报告。审查报告应以事实依据、分析计算结果及相应的审查记录为基 础。报告和记录应按照规定的内容和格式要求进行编制，并确保内容的真实性

【成都市】《规划管理技术规定》（2017）NB/T 20442. 62017

构筑物、系统和部件的实际状态要素审查流程图（见图A.1）