ICS 27. 120. 20 F 69 备案号：2009-1998 中华人民共和国核行业标准 EJ/T 1079-1998 20022853 轻水堆隔间淹没效应防护准则 Design criteria for protection against the effects of compartment flooding in light water reactor plants 1998-08-25发布 1998-11-01实施 中国核工业总公司 发布 EJ/T1079-1998 目 次 前言 1 范围 2 引用标准 3 定义 4 水淹源 5 设计总则 6 分析方法 7 防护措施 8 长期恢复的考虑 附录A（提示的附录） 淹没危害评价方法的逻辑图 附录B(提示的附录） 能动和非能动方法之间相互影响和互补关系 11 I 前言 本标准是等效采用美国标准ANSI/ANS-56.11-1988。虽然在引用标准中，本标准并 没有引用ANSI/ANS-56.11所参考的美国标准，但经过研究、比较表明，所引用的我国核行 业标准基本上也是根据原相应的美国标准转化的，彼此不会导致明显差异。本标准只是在格 式上有所变化，以适应我国GB/T1.1一1993标准格式的要求。 本标准描述了由内部水淹源所引起的隔间淹没的防护准则。在下列活动中，会涉及到该 准则的应用： 1）确定水淹源； 2）进行水动力和结构评价； 3）规定排水设施的要求； 4）防止设备和仪表浸没； 5）水位探测； 6）确定缓解淹没所用设备的范围和鉴定要求； 7）取样，并最终将引起淹没的流体排出。 在内容上，本标准着重论述了与淹没有关的三个主要问题：1）内部水源的确定；2） 总的设计要求（其中，给出了验收准则、可操作性、淹没缓解设备的鉴定要求等)；3）分析和 防护措施。同时，本标准也给出了有关没事件后短期和长期恢复的信息，还讨论了恢复措 施与其它设计功能（如防火)的矛盾。本标准只讨论由于假想管道破损、系统误触发或失配引 起的内部淹没效应，对外部水淹源（如降雨、外部淹水、地下水)引起的淹没不予考虑。 另外，本标准也介绍了缓解淹没的能动方法和非能动方法。这些方法反应了当前在淹没 防护中的实际做法。对这些方法的介绍有助于设计人员按淹没防护要求进行设计。 应指出的是，本标准是对已出版的其它几个核行业标准的补充和扩展。这些标准（例如 EJ/T335《压水堆核电厂假想管道破损事故防护准则》、EJ/T924《轻水堆隔间压力和温度 瞬态分析》)论述了管道破损的动态效应（管道甩动和冷却剂喷射）和假想管道破损时能量和 质量释放速率的确定方法。但就防止淹没而言，本标准给出了更具体的信息： 1）EJ/T335一1998《压水堆核电厂假想管道破损事故防护准则》给出了管道破损事故 的防护准则，规定了假想管道破口的大小和位置，说明了管道甩动和喷射效应，但是，它只简 单地讨论了淹没效应。本标准对后者进行的扩展，给出了流径分析、没调节和防淹系统防 护的详细说明。 2）EJ/T924一95《轻水堆隔间压力与温度瞬态分析》给出了假想管道破损事故下确定 质量和能量释放率的准则以及流出物环境效应的计算。本标准给出了为缓解淹没效应而对 流出物进行处理的准则和指南。 3）EJ/T570-91《压水堆安全重要流体系统单一故障准则》以及HAF0200(91)给出了 始发事件后安全有关设备的假想单一故障准则。本标准将单一故障准则应用到范没防护使 用的全部系统中。 4）EJ/T562一91《核安全有关的操纵员动作时间响应设计准则》为确定自动作的要求 建立了时限准则。本标准将时限准则应用于内部淹没防护所要求的所有系统和操纵员动作。 本标准的附录A、附录B都是提示的附录。 本标准由全国核能标准化技术委员会提出。 本标准由全国核能标准化技术委员会归口。 本标准起草单位：核工业标准化研究所。 本标准主要起草人：肖定生、吴淑清。 IV R.1/T1079-1998 ANSI/ANS-56.11-1998的前言 （本前言不是标准的组成部分） 本标准描述了由内部水淹源所引起的隔间淹没的防护准则。它是对已出版的其它几个 ANSI/ANS标准的补充和逻辑扩展。这些标准（例如ANSI/ANS58.2一1988《压水堆核电 厂假想管道破损事故防护准则》、ANSI/ANS56.101987《轻水堆隔间压力和温度瞬态分 析》)论述了管道破损的动态效应（管道甩动和冷却剂喷射)和假想管道破损时能量和质量释 放速率的确定方法。但就防止淹没而言，本标准给出了更具体的信息。 本标准着重论述了与淹没有关的三个主要问题：内部水淹源的确定；总的设计要求（其 中，给出了验收准则、可操作性、淹没缓解设备的鉴定要求等)；分析和防护措施。同时，本标 准也给出了有关淹没事件后短期和长期恢复的信息，还讨论了恢复措施与其它设计功能（如 防火)的矛盾。本标准只讨论由于假想管道破损、系统误触发或失配引起的内部淹没效应、对 外部水淹源（如降雨、外部淹水、地下水)引起的淹没不予考虑 另外，本标准也介绍了缓解淹没的能动方法和非能动方法。这些方法反应了当前在淹没 防护中的实际做法。对这些方法的介绍有助于设计人员按淹没防护要求进行设计。 本标准的编写组成员有： G.Wrobel,M.Boothby,P.DiBenedetto,R.Field,E.imbro,D.kitchel,H.O'Brien ，有26名美国核协会核电厂标准委员会(NUPPSCO)的成员参加了对本标准的审查。 V 中华人民共和国核行业标准 轻水堆隔间淹没效应防护准则 EJ/T1079-1998 Design criteria for protection against the effects of compartment flooding in light water reactor plants 1范围 本标准规定了由核电厂内部水淹源所引起的隔间淹没效应的防护准则，同时，也规定了 满足这些准则的设计方法。 本标准适用于各种轻水堆的设计。 2引用标准 下列标准所包含的条文，通过在本标准中引用而构成为本标准的条文。本标准出版时， 所示版本均为有效。所有标准都会被修订，使用本标准的各方应探讨使用下列标准最新版本 的可能性。 GB/T15761-1995 52X600MW压水堆核电厂核岛系统设计建造规范 EJ/T335-1998压水堆核电厂假想管道破损事故防护设计准则 EJ/T562-91 核安全有关的操纵员动作时间响应设计准则 EJ/T570-91 压水堆安全重要流体系统单一故障准则 EJ/T924-95 轻水堆隔间压力与温度瞬态分析 HAF0200(91) 核电厂设计安全规定 3定义 本标准采用下列定义。 3.1淹没flooding 在包含安全停堆、应急堆芯冷却所必需的，或者其失效会导致公众受到的剂量当量超过 国家核安全部门规定限值的构筑物、系统和部件的厂房内，以蓄积、流动或者喷射等方式异 常地出现大量流体。 3.2假想管道破损 postulated pipe rupture 假想的周向破口、纵向破口、穿壁裂缝或泄漏裂缝。 3.3 防护（缓解）设施protective(mitigating）features 用于限制淹没影响以保证维持所需功能的非能动或能动设施。 中国核工业总公司1998-08-25批准 1998-11-01实施 1 3.T 1u79-1998 3.4防淹构筑物、系统和部件requiredstuctures，systems，andcomponents 用于在假想淹没事件后完成所需功能的构筑物、系统和部件。包括诸如探测、隔离、屏 障、地坑、泵等防护和缓解设施。 3.5（核安全）所需功能requiredfunction 在能导致水淹的任何始发事件发生后，为保证核电厂的安全停堆、维持满足HAF0200 （91)所要求的堆芯冷却能力，或维持公众受到的剂量当量不超过国家规定的剂量当量限值 所必需的功能。 3.6安全停堆safeshutdown 安全停堆系指下列状态： a）反应堆处于次临界状态，并有一定裕度； b）按足以防止堆芯和反应堆冷却剂系统超过热工设计限值的受控速率排出反应堆衰 变热： c）维持这些状态所需的部件和系统在设计限值内运行； d）保持剂量在规定限值内所需的部件和系统正确运行。 3.7抗震分析管道seismicaly一analyzedpiping 不要求为抗震I类，但被确定能适应地震载荷的管道（见EJ/T335-1998第4.3.2条 有关内容）。 3.8序列train 由单一厂内应急电源供电的任一组防设备。 4水淹源 核电厂设计应能适应假想管道破损、部件失效、喷淋系统触发以及系统失配等原因所引 起的内部流没。在引用本章内容时，还可以参考GB/T15761一1995的5.1.3.4。 4.1总则 在淹没事件中，对防淹构筑物、系统和部件的潜在破坏应根据第5章规定的设计总则予 以评价。隔间水淹源不限于隔间内的那些系统，也应考虑到隔间外水淹源的影响。外部水淹 源包括通过地板和设备排水设施的回流、来自其它区域（例如门洞下方）的排泄流或通过已 损坏构筑物（例如塌的地板）的液流。隔间水淹源还应包括因触发防火系统或其它喷淋系 统而释放的流体。应假设从假想在破损或已触发系统被隔离、流体被引流或蓄积流体被排空 之前，流体是从水淹源释放出来的。 4.2高能和中能管线破损 高能和中能管线破损的位置和形状应根据EJ/T335-1998第4章的要求确定。假想高 能和中能管线破损所释放的流体质量应根据EJ/T924一95第4章的要求计算。 4.3波纹管和膨胀节 对循环水系