NB／T 20442.12-2017标准规范下载简介

NB／T 20442.12-2017 核电厂定期安全审查指南 第12部分：设计简介：

NB/T 20442.12-2017 是中国国家能源局发布的核电厂定期安全审查的指南标准，该标准详细规定了对于核电厂进行定期安全审查时，设计简介部分的审查要求和程序。这是该系列标准的第12部分，主要关注核电厂的设计方面。

这个标准可能包括以下内容：

1. 设计概述：对核电厂的整体设计进行描述，包括反应堆类型、安全系统、冷却系统、电力转换系统等关键系统的设计特点。

2. 设计准则和规范：确认设计是否遵循了适用的国际和国内核安全准则、规范和标准。

3. 安全设计：审查设计中为防止事故和减轻事故后果所采取的安全措施，如防止堆芯熔化、防止放射性物质释放等。

4. 可靠性和可用性：评估设计在保证系统可靠性和可用性方面的考虑，包括冗余设计和故障处理机制。

5. 应急设计：检查核电厂在事故情况下的应急设计方案，包括应急电源、应急冷却系统、人员疏散计划等。

6. 变更管理：确认核电厂的设计变更管理程序是否有效，以确保任何设计变更都不会影响核电厂的安全运行。

7. 环境影响：评估设计对环境的影响，包括放射性废物管理、冷却水排放等。

8. 设计审查和批准：确认设计是否经过了适当的内部和外部审查，是否获得了必要的批准。

这个标准的目的是确保核电厂的设计满足最高的安全标准，能够有效防止和控制可能发生的事故，保护公众和环境的安全。

NB／T 20442.12-2017 核电厂定期安全审查指南 第12部分：设计部分内容预览：

NB/T 20442. 122017

引言 范围 规范性引用文件 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） 核电厂设计要素审查流程图（见图A.1）

引言 范围 规范性引用文件 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） 核电厂设计要素审查流程图（见图A.1）

NB/T 20442. 122017

GB∕T 29501-2013 隔热涂膜玻璃NB/T20442.122017

NB/T 20442.122017

核电厂定期安全审查指南第12部分：设计

NB/T20442的本部分了核电厂设计要素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设计要素的审查。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。

下列文件对于本文件德应用适必不可少的。凡是注日期的引用文件，仅注日期的版本适用于本文件。 凡是不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本文件。 HAF103核动力厂运行安全规定 HAD103/11核动力厂定期安全审查

核电厂设计要素的审查目的是通过与现行的安全法规、导则、标准和实践的比较，确定核电厂设计、 设计修改及设计文件的适当性

核电厂设计要素的审查要点包括： ) 核电厂设计的详细描述（系统、布置和设备的设计文件和图样等）； 6) 安全重要的构筑物、系统和部件的分级清单； 设计基准文件(原有的和更新的)： dy 通过现有核电厂设计与现行安全法规、导则、标准和实践比较发现的重大差异： e) 安全重要的设计修改； D 识别出偏差，并评价安全重要性。

4.1审查核电厂安全重要构筑物、系统和部件设计与现行安全标准和实践的符合性，并结合最新实践， 识别核电厂设计方面的偏差。 4.2安全重要构筑物、系统和部件设计审查范围通常包括（不限于）： a) 堆芯、反应堆结构（或设备）设计： b) 反应堆冷却剂系统及一回路辅助系统设计； c) 核燃料装卸储存系统与设备设计： d) 专设安全设施设计：

审查核电厂安全重要构筑物、系统和部件设计与现行安全标准和实践的符合性，并结合最新实 核电厂设计方面的偏差。 安全重要构筑物、系统和部件设计审查范围通常包括（不限于）： a) 堆芯、反应堆结构（或设备）设计： b) 反应堆冷却剂系统及一回路辅助系统设计； 核燃料装卸储存系统与设备设计： 9 d) 专设安全设施设计：

审查核电厂安全重要构筑物、系统和部件设计与现行安全标准和实践的符合性，并结合最新实 别核电厂设计方面的偏差。

NB/T20442.12—2017 e) 设备冷却水系统设计； f) 仪表和控制系统设计： g) 电力系统设计； h) 二回路系统设计； i) 废物处理系统设计； j) 消防系统设计； k) 构筑物设计； 1) 通风系统设计等。 4.3审查内容应包括（不限于）： a) 安全功能、设计基准与法规标准的符合性； b) 系统设计满足功能要求、设计基准（如功能、性能要求、可靠性要求、抗震要求、强度要求、 材料要求等设计要求)的情况： c) 安全重要构筑物、系统和部件的分级； d) 安装、运行技术要求符合情况； e) 在役检查要求符合情况； f) 设计文件的适当性等。

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5.2核电厂文件和记录

经验反馈包括： a）核电厂外部经验反馈； 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

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核动力厂设计要素与实际状态、设备合格鉴定、老化管理、确定论安全分析、概率论安全分析、灾 害分析、安全性能、人因、应急计划、辐射环境影响、经验反馈要素存在接口。其他安全要素的审查反 馈是其审查中发现的与设计有关的偏差项。

资料收集和整理的方法如下： a 确定并收集、整理核电厂现行安全标准；现行安全标准和实践主要指目前核电厂应遵守的 法律、法规及设计、建造规范、标准； b 收集和整理最新安全标准和实践。最新安全标准和实践主要指反映目前同类机组最新安全 水平的经验反馈及技术发展所采用的新的标准、要求或方法等； 收集和整理电厂设计文件、修改文件及运行、维修经验反馈资料等

6.2原始安全标准与现行安全标准对比

原始安全标准与现行安全标准对比审查方法如下： a 将核电厂设计、建造时遵循的安全规定与我国现行安全规定和导则进行比较，识别它们的 偏差，并审查系统对差异的符合性（包括分级清单、功能、设计基准、具体设计及已实施 修改的符合性），然后确定偏差项： b) 将核电厂设计、建造时采用的规范与最新同类电厂设计、建造时采用的规范进行比较，识 别它们的偏差，并审查系统对偏差的符合性（包括分级清单、功能、设计基准、具体设计 及已实施修改的符合性），然后确定偏差项： 将核电厂设计、建造时参照的原始设计基准和最新同类电厂设计、建造时参照的安全基准 C 进行比较，识别它们的偏差，并审查系统对偏差的符合性（包括功能、设计基准、具体设 计及已实施修改的符合性），然后确定偏差项

6.3设计与最新安全实践对比审查

设计与最新安全实践对比审查的方法如下： a 将核电厂设计与国内最新同类电厂的最新安全状态（包括已实施的安全重要修改、国家核 安全监管部门审评和监督遗留问题等)进行比较，找出差异，对这些差异进行初步安全分 析，确定对核安全有重要影响的弱项（比较基于最终安全分析报告、系统设计文件、设备 运行管理文件、专题报告、技术不同点报告、设计修改文件和分级清单等）； b 开展国外同类电厂改进项对核电厂的适用性分析，根据分析结果，确定适用于核电厂的改 进项，并提出具体的改进建议； c）参照国际上最新安全要求，识别偏差。

其他输入的审查方法如下： a 识别核电厂系统的运行、维修经验反馈中与设计有关的、对核安全有重要影响的偏差项； 6) 识别国内外同类机组系统的运行、维修经验反馈中与设计有关的、对核安全有重要影响的偏差 项： 对以往PSR审查弱项的纠正情况进行分析，确定是否还存在对核安全有重要影响的弱项

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d 对各类专项审评和监督遗留问题进行分析，确定是否还存在对核安全有重要影响的弱项； 对其他安全要素（实际状态、设备合格鉴定、老化管理、确定论安全分析、概率论安全分析、 灾害分析、安全性能、人因、应急计划、辐射环境影响、经验反馈）发现的与设计有关的偏差 项进行分析。

GB∕T 41318-2022 通风消声器6.5安全分析和风险评价

对所发现的偏差项，用工程评价、确定论和/或概率论方法评价其安全重要性，识别出强项或弱

本评价后确定的影响安全运行的弱项，提出改进

设计要素的审查流程参见附录A。

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

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T∕CCMA 0090-2020 绿色设计产品评价技术规范 混凝土泵车附录A （资料性附录） 核电厂设计要素审查流程图（见图A.1）

图A.1核电厂设计要素审查流程图