GB／T 41090-2021 标准规范下载简介和预览

GB／T 41090-2021 能动安全系统压水堆核电厂总设计要求.pdf简介：

GB/T 41090-2021《能动安全系统压水堆核电厂总设计要求》是中国核能行业的技术标准，它主要针对压水堆核电厂中能动安全系统的总设计提出了详细的要求。能动安全系统在核电厂中起着至关重要的作用，它在发生潜在的严重事故时，通过自身的动力源（如蒸汽或水）来维持反应堆的安全，防止事故的进一步扩大，保障人员和环境的安全。

该标准可能涵盖了以下内容：

1. 设计原则：强调安全、可靠、经济和环保的设计理念，确保能动安全系统的运行有效性。 2. 系统组成：规定了能动安全系统的具体构成，包括冷却剂系统、安全壳系统、反应堆停堆系统、压力缓解系统等。 3. 性能要求：对能动安全系统的响应速度、容量、稳定性、冗余性等关键性能指标设定明确的性能参数。 4. 安全功能：规定了在不同事故条件下，能动安全系统应如何执行其防止或限制事故扩大的功能。 5. 建设和运行管理：对设计、建造、运行和维护过程中的安全控制和质量保证提出了要求。

总的来说，这个标准是保障压水堆核电厂安全运行的重要依据，它要求核电厂在设计和运营中必须充分考虑能动安全系统的效能，以应对可能出现的各种事故情况。

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对已辐照燃料能进行检查； g） 防止装卸时在燃料元件或燃料组件上产生不可接受的应力； 能安全地贮存怀疑损坏或已损坏燃料元件或燃料组件； 控制可溶吸收体的浓度水平； 燃料贮存和装卸设施便于维修和退役； k） 必要时燃料装卸和贮存场所及设备便于去污； 1） 保证能执行适当的操作程序和衡算计量程序。 乏燃料水池需考虑最小贮存年限，确保安全贮存和满足乏燃料充分冷却等方面的要求。 乏燃料余热排出能力需考虑穴余设计，并且热量的排出速率应足以防止那些可能导致放射性物质 释放的燃料组件或贮存系统或支持系统不可接受的劣化。应规定乏燃料余热排出系统的限值参数。 燃料贮存和操作系统中的临界问题应通过物理手段或工艺的方法来避免，宜采用几何安全布置。 需考虑通过移动泵和外界动力向乏燃料水池补水以带出余热的人工干预措施。

6.19放射性废物管理

核电厂的设计中应包含合理的控制放射性气体和废液中的放射性物质释放以及处理在反应堆运行 伏态中产生的放射性固体废物的方式 核电厂正常运行情况下，核电厂产生的固体废物包体积应符合4.1.3的要求（不包括维修过程中产 生的大件污染设备），并且设置放射性固体废物暂存库，其库容应与固体废物的产生量及暂存时间相 适应。 为了滞留包含放射性物质的气体和液体流出物，应提供足够的放射性废物贮存能力和处理能力。 放射性流出物的排放应满足GB6249的规定。 核电厂的设计应采取适当的措施，以便于放射性废物的转移、运输和装卸；需考虑提供通往设施的 通道及起吊和包装能力；中等水平放射性废液贮槽滞留池或所在的房间宜设置钢覆面，钢覆面的高度应 确保能容纳贮槽漏出的全部放射性废物

辐射防护的目的在于防止任何可避免的照射，并使不可避免的照射保持在可合理达到的尽量低的 水平。为实现这一目标，设计中应采用下述办法： a）含有放射性物质的构筑物、系统和部件采用适当的布置方式，并设置屏蔽： b 核电厂和设备设计中注意把辐射区内人员活动的次数和停留时间减至最少，以及减少厂区人 员遭受污染的可能性； 把放射性物质处理成适当的形态，以便放射性废物的处置、在厂区内的贮存或发往厂外； d）采取措施，以降低厂内所产生的散布 需充分考虑到人员停留区域 威少放射性废物的产生

6.20.2辐射防护设计

核电厂的设计和布置中应采取合适的措施，以尽量减少来自各种辐射来源的照射和污染。这类 包括以下诸方面的构筑物、系统和部件的恰当设计：尽量降低维修和检查期间的照射、屏蔽直接 射的照射、控制气载放射性物质的通风和过滤、采用技术规格适当的材料限制腐蚀产物的产生和 监测手段、核电厂出人口的控制及相应的去污设施，

GB/T 410902021

屏散设计应使得操作区的辐射水平不超过规定限值，并应便于维修和检查，以尽量降低维修人员所 受的照射。应贯彻可合理达到的尽量低的原则， 核电厂的布置和规程应符合下述要求：辐射区和可能污染区的出入要有控制措施，并把厂内放射性 物质的转移和人员流动所引起的污染减少至最低限度。核电厂的布置应保证高效率的运行、检查、维修 和部件必要时的更换，以尽量减少辐射照射。 应为人员和设备提供合适的去污设施，并为处理在去污活动中所产生的放射性废物采取适当措施， 具体的辐射屏蔽设计准则可参考NB/T20194中的规定。辐射控制区的设计准则可参考NB/T20185 中的规定。辐射控制区出入口设计准则可参考NB/T20136中的规定

6.21对常规岛的要求

a）应采取措施以提高汽轮发电机组的可利用率，使其满足核电厂的可利用率目标； b 汽轮发电机组的大修计划停机方案应与换料停堆方案相协调； 汽轮发电机组应满足关于调节和对电网需要的响应要求DB2101／T 0031-2021 建筑吊篮安全施工管理规范.pdf，包括负荷跟踪、功率变化、调频、联络 线热备用、电网解列响应等； d 汽轮发电机组应具有带厂用电负荷运行的能力； 常规岛构筑物在地震情况下的损坏不应对核岛厂房造成不可接受的影响； 常规岛给水系统的水化学特性应满足蒸汽发生器的水质要求

设计中应特别考虑便于核电厂退役和拆除的措施。特别是设计中宜适当考虑： a 材料的选取，以使放射性废物量尽实际可能地少，并便于去污； b 必要的可达性和可操作性； C 管理（例如分离或分栋、表征、分类、预处理、处理和整备）和贮存核电厂在运行过程中产生的放 射性废物所需的设施，以及管理核电厂在退役时所产生的放射性废物的措施。 在核电厂退役方面的设计可参考GB/T19597中的规定

意闯人核电厂，破坏与核安全相关的系统和设备，防止非法转移、盗窃和破坏核材料。核电厂的实物保 护等级应按一级实物保护等级设计。应根据保护目标的重要程度和潜在风险，合理布置控制区、保护 区、要害区和要害部位内的设施和设备，实现分区保护。实物保护系统应确保实现探测、延迟和响应的 基本功能，并做到人防和技防措施有机结合，保证实物保护系统完整、可靠与有效。应设置多重实体屏 障，配置多层次和不同技术类型的探测报警设备，实现纵深防御和均衡保护。实物保护系统应与厂区主 本建筑同时设计、同时施工并在核燃料进厂之前具备使用条件。 核电厂实物保护系统应根据设计基准威胁的变化而不断调整，并定期进行评价，持续提高实物保护 水平。实物保护系统设备可参考NB/T20147中的规定

GB/T41090202

GB/T41090—2021