EJT 570-1999压水堆安全重要流体系统单一故障准则.pdf

EJICS 27. 120. 20F 65备泰号：2599—1999中华人民共和国核行业标准EJ/T 5701999压水堆安全要流体系统单一故障准则Single failure criteria for pressurized waterreactor safety-related fluid systems1999-03-04 发布1999-07-01 卖施中二核工业总公司发布 EJ/T 570--1999前本标准是对 EJ 570—91的修订,等效采用 ANSI/ANS-58.9一1.981。编写规则按 GB/T1.11993 的有关规定进行。内容上的修订包括：a）在“范围”一章中增加了“本标准提出的准则也适用于其他类型的轻水堆中安全重要流体系统的设计及故障分析”一条；b）在“引用标准”一章中根据被引用标准的当前状态进行了修改,并增加了“ASME锅炉及压力容器规范第I卷及第X卷（1995年版），正文里边也作相应修改；c）在“定义”一章中修改了部分定义，并增加了“非能动故障”术语，d）在 4.4 和 4.5 中，为了明确短期和长期的含义，在两词前增加了“事故的”。e）在 5.2中将“阻值”改为“限值”,在5.7中为和5.6一致作了措辞上的修改。本标准的附录 A 是提示的附录,本标准从实施之日起，同时代替EJ/T 570-91。本标准由全国核能标准化技术委员会提出并归口。本标准起草单位：核工业标准化研究所。本标准主要起草人：张继才、李士模。 EJ/T 570-1999ANSI前言美国原子能委员会1971年5月21日出版的10 CFR 50附录 A《核电厂一般设计准则》要求安全重要流体系统应当这样设计：“应当给部件和装置等提供适当的允余，以确保假定一个单一故障时系统可以完成其安全功能”。在《核电厂总设计准则》的序言里指出：“在一些工况正在研究之中,在这些工况之下,在针对单一故障设计流体系统时，必须考患流体系统内非能动部件的单一故障”。本标准最初是在 1976 年 6 月由 ANSI 批准和发布的美国国家标准，《压水堆流体系统单一故障准则N658一1976,即 ANS-51.7。1978 年 1 月，由 ANS-51.7 工作组和 ANS-52.4 工作组成立了一个联合工作组,将N658(ANS-51.7)并人轻水堆标准。在将此标准修订成LWR 版本的过程中，工作组反映了当前的工业实贱，前提是这些实践要与美国国家标准 N18.2一1973(ANS-51.1)《固定式压水堆核电厂设计核安全准厕》和ANSI/ANS-52.1一1978固定式沸水堆核电厂设计核安全准则》相一致。工作组对冷却剂丧失事故后的维修指导要求进行了讨论。工作组认为这个指导是需要的,理由是，对于需要长期恢复的潜在事故，比如冷却剂丧失事故，用来减缓其严重程度的安全系统必须具有长期可靠性，所以,对于这些安全系统来讲,增加超出单一故障准则的附加要求是明智的。为了提供这些长期性能能力的附加保障，这些系统应当设计成适于在役维护和修理。虽然这个要求并不是一个单一故障准则,但在本标准中包含这一要求,深信在受影响的安全系统的设计中这是一种适当考虑。第 3 稿于 1978 年完成,ANS-51 和 ANS-52 工作组一致同意投票。该稿被推荐到美国核学会的核电厂标准委员会(NUPPSCO)投票。NUPPSCO 投票结果有 4 张反对票。为重新解决 NUPPSCO 提出的所有意见，工作组于 1979 年 5 月又开会，并于当月产生了第 4 稿。1979 年 5 月形成的第 4 稿由 NUPPSCO 重新投票,结果有 8 张票反对。工作组又于1980 年 12 月重新开会解决所有意见。从·1978 年 1月以来的所有投票结果来看,有以下实质性修改：1）通过适当的措辞将 PWR 准则改为 LWR 准则;2）将一些定义修订以符合 NUPPSCO 的方针 2.1,有实质性的修改或增补定义如下：操纵员差错能动故障非能动故障安全支持系统安全停堆安全功能直 3）增加了系统的“不考虑单一故障的情况一章以便符合 NUPPSCO 方针 2.2;4）增加了单一故障由操纵员作缓解的附加准则35）增加了通风管件非能动故障的附加导则；6）修改了准则、设计要求和分析要求的格式；7）修改了第4.1节到第 4.3节以便反映NUPPSCO方针2.2；8）删除了 N658-1976(ANS-51.7)原来的前言,将剩余部分合并。根据 NUPPSCO1979 年 7 月会议纪要,要对下列问题作考患,即由于三里岛 I 事故对本标准的任何附加影响是否一定属于单一故障准则之外的要求范围之内，亦或符合单一故障准则的要求,然而与单一故障准则的执行并不相符的范围之内。这些附加要求目前正在由ANS一58.5工作组进行评价。本标准并不