HAF J0007 核电厂应急电力系统的安全评价
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ID： |
39D81A0E179642619B4EA1E1E715B3AB |
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文件大小(MB)： |
3.31 |
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页数： |
58 |
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文件格式： |
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日期： |
2024-7-14 |
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eg - 00262,c、& \小」/,H A F - J 0 0 0 7,核喷厂应急电方系统的,〈全评注,7或，不X ＜局,、「B,■AXo —A-,刖 5,国家核安全局自一九八四年十月成立后已陆续发布了一批核安全法规(条例、规定和,实施细则)和导则.核安全法规是强制性的法律文件.核安全导则是指导性文件，是法,规的说明和补充.核安全法规和导则中规定了核安全监督管理制度，提出了核安全的基,本要求以及建议采用的方法和程序，但在实际执行中还需要有更具体的技术上的指导.,因此，我们选择了一部分国际原子能机构(IAEA )或其他来源的技术出版物作为蓝,本陆续编译成核安全法规手册和技术文件，供有关部门和人员参考使用,本文件是参照IAEA一九八六年发布的技术文件TECDOC-390 "核电厂应急电力,系统的安全评价”编译的.原文是为IAEA指导其成员国的安全评价人员对应急电力系,统的设计进行安全评价用的，其内容对我国进行核安全评价有很好的指导作用.,本法规技术文件是国家核安全局委托核工业标准化研究所组织编译的.编译过程,中，按照我国现有核安全法规，并结合国内管理体制及在建核电厂的实际情况作了必要,的修改。对本文件的应用，应在遵循我国有关法规和导则的基础上进行。如发现不妥和错,误之处，请予指正.,国家核安全局,一九九一年六月十二日,目录,1 引言. （1 ）,2 安全评价审查指南. （2 ）,2.1 厂外交流电力系统 （3）,2.1.1 电网的能力和可靠性.（3）,2.1.2 核电厂与电网的连接. （4 ）,2.1.3 应急电力系统与厂外电源的连接.. （4 ）,2.2 厂内交流电力系统 ..- （ 5 ）,2.2.1 可靠性和布置 （5）,2.2,2 单一故障和多重性.. （6）,2.2.3 独立性和实体分隔..（7）,2.2.4 对自然现象的防护.. （8）,2.2.5 对人为事件和事件组合的防护 （8 ）,2.2.6 防火和 防 爆（9 ）,2.2.7 环境条件和设备故障的影响.. .. .. . （ 9 ）,2.2.8 电源及部件的容量和特性.. .. （10）,2.2.9 安全系统的辅助设施 （14）,2.2.10 多堆核电厂公用的构筑物、系统和部件 （14）,2.2.11 应急电力系统的仪表、监测和控制. ；（15）,2.2.12 设备、部件和文件的标识 *；?. （15）,2.2.13 在役试验措施.. . 丁…. （ 16 ）,2.2.14 检查、维护和修理 . （ 16）,2.3 厂内直流电力系统. （17）,2.4 设备和部件 卜.（18）,2.4.1 配电系统的开关部件 .. （18）,2.4.2 备用电源机组和辅助系统. *.. *.. （18）,2.4.3 变压器.. /.. （20）,2.4.4 蓄电池.. /?.. （21 ）,2.4.5 蓄电池充电器. 二.. （21 ）,2.4.6 直流/交流变换器.. （22）,2.4.7 电缆和母线. .. （22）,2.4.8 电气贯穿件 （23）,2.5 其他考虑事项 （23）,2,5 」 防雷 保 护. （ 23 ）,:―■ 1 —;,2.5.2 电气系统接地（24）,2.5.3 应急照明.. .. （24）,2.5.4 .防腐.. （24 ）,3 推荐的安全评价资料参考清单. （25 ）,附录I表1所涉及的文献目录. . . （ 35 ）,2-r,1 弓I直,本文的目的是帮助核安全部门的评价人员或咨询人员对某给定的应急电力系统的设,计进行评价.对于那些核电厂设计中作为应急能源使用的非电力系统，则只提到其一般,安全特性?就应急电力系统而言，本文是与HAF0207《核电厂应急动力系统》的内容,密切相关的.,为说明本文内容与整个评价过程的关系，可将评价过程分为四个部分：,(1)第一部分涉及对系统设计和部件技术条件的评价。这一部分是本文的主题,内容。涉及如下几个方面：,—为完成其安全审查任务，评价人员可以预计从许可证申请者那里获得的资料；,- 为确定是否符合HAF文件要求，审查者必须回答的主要问题；,- 对某一系统或设备提供进一步指南的国内标准或国外标准； .,— 可能有助于判断各种可能的解决办法的评论和建议,评价人员必须了解与应急电力系统的接口或由应急电力系统支持的核电厂构筑物、,系统和部件的设计基准。此外，还应了解如何识别安全系统及其辅助系统，了解它们在,电厂内的布置和它们在运行和事故工况下的安全功能,根据具体审批过程的组织，首先在考虑电厂总的安全思想的情况下，通过只校核供,求平衡的主要特点、配电系统与电网的联接以及多重性和多样性的基本原则，粗略地审,查设计思想可能是合适的。第二步再审查系统和部件的详细设计,包括详细布局、电缆,分隔、系统的瞬态性能、部件的技术条件等。由许可证申请者提供的资料可照此组织.,但也有将上述两步合并为一步的作法.在这种情况下，要一次提供全部详细说明、图纸,和技术条件,还必须记住，常有这样的情况，即在系统审查之，前，供方必须提出某些部件的技术,条件并订货，而只在事后才能对部件技术条件的可接受性进行评价.对所要求的部件性,能和能力的假设条件必须留有足够的裕度，以适应岑后,在设计戢评价过程中可能出现的,变更.这种情形对象核电厂这样的复杂装置的设计和建造是常有的事，此外对除核电厂,应急动力系统以外的其他方面也会有这种情况.,然而，本文不叙述执照审批过程中可能会者的改变，因此，审查过程的细节留待各,审查人员去决定,(2 )安全评价过程的第二部分是部件和设备的质量控制。质量控制活动……
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