ej-t-561-91压水堆停堆冷却准则
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ID： |
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文件大小(MB)： |
0.64 |
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页数： |
8 |
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日期： |
2024-8-16 |
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标准下载网(www.freebz.net),0 S -oq3 G6,中华人民共和国核行业标准,EJ/T 561—91,压水堆停堆冷却准则,1991To-11 发布1992-03ー。1 实施,中国核工业总公司发布,标准下载网(www.freebz.net),中华人民共和国核行业标准,压水堆停堆冷却准则,EJ/T 561-91,1主题内容与适用范围,本标准规定了用于执行核安全功能,使反应堆从热备用或事故后状态达到并保持安,全停堆到冷停堆状态所必需设置的系统和设备的设计准则,本标准适用于压水堆核电厂完成下述核安全功能的系统的设计:,a,反应性控制;,b.反应堆冷却剂系统排热;,c.反应堆冷却剂系统的完整性,包括压力控制和冷却剂装量控制,2引用标准,EJ 312压水堆核电厂运行及事故工况分类,EJ 313压水堆核电厂系统部件安全等级的划分,EJ 570压水堆安全重要流体系统的单ー故障准则,EJ/T 562核安全有关的操纵员动作时间响应设计准则,3总则,3.1系统设计基准,执行核电厂机组安全冷却到冷停堆状态的系统必须满足下列要求:,a,反应堆必须处于次临界状态,按技术规格书要求留有一定的停堆深度;,b,必须以与系统设计温度、反应堆停堆及冷却速率相适应的受控的速率排出反应,堆衰变热和系统显热直到达到停堆冷却的设计基准终点;,c,必须使反应堆冷却剂系统保持在可控制的状态,使其压カ、温度、反应堆冷却,剂装量和冷却速率在核电厂エ况相应的运行限值内;,d.部件和系统必须在其设计范围和运行限值内运行;,e,在核电厂厂区内外,来自反应堆冷却剂系统的辐射水平和放射性物质释放必须,在核电厂エ况的设计限值和核安全规定的限值以内;,. f,停堆冷却的终点必须是反应堆冷却剂温度低于93℃ (即低于大气压下的沸点),3.2 要求的核电厂状态,核电厂机组必须配备安全重要的系统,以便使核电厂能在EJ 312中所规定的任一エ,况下冷却和降压到冷停堆状态,3.3 核电厂停堆冷却功能,反应堆的停堆冷却功能包括排出反应堆的衰变热和系统显热、控制反应堆冷却剂装,中国核工业总公司1991-1Q-11批進. 1992-03-01实施,1,标准下载网(www.freebz.net),EJ/T 561—91,量和冷却剂系统的压カ以及控制反应堆的反应性,3.4 设备设计准则,必须设置专用设备，用于执行3.3条所列的停堆冷却功能并对这些功能进行监测,这些设备必须列为安全重要设备,必须按EJ 313中规定的各安全级设备的基本要求、有,关规范的工作限值以及安全级电气设备的有关规定进行设计,3.5 系统设计准则,3.5.I 用于执行核电厂停堆冷却功能的设备必须有厂外电源，如果失去厂外电源，则,必须有厂内电源,3.5.2 停堆冷却系统的设计必须遵守EJ 570的规定,3.5.2.1 在核电厂不利工况下使用停堆冷却系统必须是缓解事件的一部分措施。在假,定一个单ー故障发生时停堆冷却系统必须能执行其功能,3.5.2.2 如果在规定的时间限度内可以信赖操纵员的操作,则在设计中可允许操纵员,对ー个能动部件的故障采取补救行动(而不是维修)O-,3.5.2.3 满足单ー故障准则所要求的多重性必须采用下列两种方法中的任一种:,a.两套独立的、安全重要的子系统，每ー套都采用相同的设备完成所要求的功能;,b,两套独立的、安全重要的子系统,采用不同的设备或使用不同的方法完成所要求,的功能,3.6 操纵员操作准则,3.6.1 设计人员必须评定核电厂停堆冷却系统的操作要求并确定由控制室采取的所有,必要的安全重要操作。设计人员必须根据EJ/T 562中规定的时间限值确定能否依靠操,纵员执行每一安全重要操作。要求比规定的时间限值更早的任何安全重要的操作必须是,自动的,3.6.2 核电厂的操作控制在可行范围内必须能由控制室指挥和能在控制室中监测。所,有计划中的操纵员操作必须能在控制室或必要时在控制室外的就地控制点执行。必须能,在控制室观察到这些操作的效果,在控制室外的操作必须是简单的、不重复的或是具有,连续性的操作。必须评定所有操作的后果和这些操作逆变的可能性,3.6.3 对计划中的控制室外的操纵员操作必须采用下列准则:,a.事件发生后的30min内,不得依靠操纵员执行控制室外的安全重要操作,30min,内要求的任何安全重要操作必须是自动的;如果没有强制要求,在规定的时间限值内可,以进行操作,则可由操纵员在控制室执行;,b.需要操作的部件必须容易接近,设备调整所需要的工具必须能得到；,c.如果一事件要求在操纵员接近之前就恢复到可居留状态以便采取其他安全重要,操作,则必须根据从事件发生到恢复可居留状态所要求的时间延长本条a的时间,3.7 实施准则,3.7.1 设备容’量的设计必须保证能在最起限定作用的始发事件所要求的时间范围内完,成反应堆的停堆冷却,3.7.2 设计人员必须按照厂区内、外的剂量限值、反应堆冷却剂的降压要求、系统泄,漏和核电厂合格补给水的可用量制订核电厂瓦类エ况下的冷却时间。该冷却时间要求在,过类エ况下，在反应堆停堆后36h达到余热排出系统投入运行的温度,2,标准下载网(www.freebz.net),EJ/T 561—91,如果设计中采用高压余热排出系统,则在停堆冷却过程中对冷却时间没有要求,3.7.3借助于采用安全重要的设备和质量合格的补给水,压水堆核电厂的设计必须能,使核电厂在足够的时间内处于稳定的热备用状态,以便使操纵员能按照要求把核电厂置,于可以开始冷却的ー个稳定状态并在此期间对事件进行评定和加以缓解,4反应性控制准则,4.1 反应性控制基准,假设镜衰……
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