ICS 27. 120. 20 F63 中华人民共和国宝家标准 GB/T 157611995 2X600MW压水堆核电厂 核岛系统设计建造规范 Design and construction rules for nuclear island systems of 2X 600 MW PWR nuclear power plants 1996-10-01实施 1995-12-08发布 国家技术监督局 发布 目 次 主题内容与适用范围 2引用标准.. 3压水堆核电厂总体布置、防灾害事件和总设计原则· 3. 3.1总体布置 (3) 3.2防灾害事件 (5) 3.3总设计原则 (7 ) 4核电厂主要系统设计原则 (11 ) 4.1构成放射性裂变产物密封屏障的系统 (11) 4.2专设安全设施 (24) 4.3辅助系统 (35) 4.4测量、控制和电源系统 (59) 5接口准则 (66) 5.1布置准则 (66) 5.2核蒸汽供给系统与构筑物的接口 (70) 5.3核蒸汽供给系统与汽轮发电机厂房的接口 (72) 5.4核蒸汽供给系统与核电厂其他系统的接口 (75) 6设备和部件核安全分级、反应堆冷却剂系统状态分析和事故分析原则 (76) 6.1设备和部件核安全分级· (76) 6.2设备状态 （79) 6.3反应堆冷却剂系统状态分析原则 (81) 6. 4 事故分析原则 (84) 特殊工况分析原则 6. 5 (89 ) 6.6极端工况分析原则 (90 ) 7辐射防护原则 (91) 7.1辐射防护基本原则 （91) 7.2剂量限值 （91） 7.3辐射工作人员的防护 (92) 7.4排放和贮存 （93) 7.5环境监测 (97) 7. 6 装卸、运输和贮存 (98 ) 中华人民共和国国家标准 2X600MW压水堆核电厂 核岛系统设计建造规范 GB/T 15761—1995 Design and construction rules for nuclear island systems of 2X 600 MW PWR nuclear power plants 1主题内容与适用范围 本标准规定了电功率2×600MW压水堆核电厂核岛系统设计和建造的要求。 本标准适用于带钢衬里的预应力混凝土安全壳的2×600MW压水堆核电厂核岛系统的设计和建 造。本规范仅提出系统的设计准则而不包括设计方法和设计数据。 其他的压水堆核电厂也可参照使用。 2引用标准 GB4083核反应堆保护系统安全准则 GB 4792 放射卫生防护基本标准 GB 5204 核电厂安全系统定期试验与监测 GB/T5963J 反应堆保护系统内部隔离 GB 6249 核电厂环境辐射防护规定 GB 8703 辐射防护规定 GB 9134 轻水堆核电厂放射性固体废物处理系统技术规定 GB 9135 轻水堆核电厂放射性废液处理系统技术规定 GB 9136 轻水堆核电厂放射性废气处理系统技术规定 GB 11806 放射性物质安全运输规定 GB/T 12727 核电厂安全系统电气物项质量鉴定 GB/T 12788 核电厂安全级电力系统准则 GB/T 13177 核电厂优先电源 GB/T 13538 核电厂安全壳构筑物上的电气贯穿件 GB/T 13286 核电厂安全级电气设备和电路独立性原则 EJ/T 314 压水堆核电厂事故分析安全判据 EJ/T 318 压水堆核电厂反应堆核设计准则 EJ/T 319 压水堆核电厂反应堆热工水力设计准则 EJ/T320 压水堆核电厂反应堆结构总体设计准则 EJ/T 321 压水堆核电厂堆内构件设计准则 EJ/T322 压水堆核电厂反应堆压力容器设计准则 EJ/T323 压水堆核电厂燃料组件设计准则 国家技术监督局1995-12-08批准 1996-10-01实施 1 GB/T 15761-1995 压水堆核电厂燃料相关组件设计准则 EJ/T 324 EJ/T 325 压水堆核电厂反应堆冷却剂系统设计准则 EJ/T 327 压水堆核电厂安全壳喷淋系统设计准则 EJ/T 328 压水堆核电厂余热排出系统设计准则 EJ/T 329 压水堆核电厂安全壳系统功能设计准则 EJ/T 330 压水堆核电厂应急控制室功能设计准则 EJ/T 331 失水事故后流体系统的安全壳隔离装置 EJ/T 332 压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则 EJ/T 334 压水堆核电厂反应堆冷却剂系统主设备支承件设计准则 EJ/T 335 压水堆核电广假想管道破损事故防护准则 EJ/T 336 压水堆核电厂核供汽系统布置准则 EJ/T 337 压水堆核电厂核供汽系统电加热保温设计准则 EJ/T 339 压水堆核电厂安全阀和卸压阀管系设计准则 EJ/T 340 压水堆核电厂核供汽系统与汽轮机厂房接口设计准则 EJ/T 343 压水堆核电厂与安全有关的冷却水系统设计准则 EJ/T 573 核电厂安全级蓄电池质量鉴定 EJ 625 核电厂备用电源用柴油发电机组准则 EJ/T 635 压水堆核电厂硼回收系统设计准则 EJ/T 639 核电厂安全级电力系统及设备保护准则 EJ/T 640 核电厂备用电源柴油发电机组定期试验 EJ/T 641 核电厂大型铅酸蓄电池容量的确定 EJ/T 667 与反应堆冷却剂压力边界相连的低压系统的超压保护 EJ/T 668 压水堆核电厂反应堆冷却剂压力边界泄漏探测系统设计准则 EJ/T 669 压水堆核电厂化学和容积控制系统设计准则 失水事故后安全壳内氢气浓度的控制 EJ/T 670 EJ/T 761 核电厂地震仪表准则 EJ/T 816 压水堆核电厂应急堆芯地坑设计准则 EJ/T 834 压水堆核电厂辅助给水系统设计准则 HAF0101 核电厂厂址选择中的地震问题 HAF0102 核电厂的地震分析及试验 HAF0105 核电厂厂址选择的外部人为事件 HAF0110 滨河核电厂厂址设计基准洪水的确定 HAF0111 滨海核电厂厂址设计基准洪水的确定 HAF0112 核电厂厂址选择的极端气象事件 HAF0113 核电厂设计基准热带气旋 HAF0200(91) 核电厂设计安全规定 HAF0202 核电厂防火 HAF0203 核电厂保护系统及有关设施 HAF0204 核电厂内部飞射物及其二次效应的防护 HAF0205 与核电厂设计有关的外部人为事件 HAF0207 核电厂应急动力系统 HAF0208 核电厂安全有关仪表和控制系统 HAF0210 核电厂燃料装卸和贮存系统 2 GB/T15761--1995 HAF0211核电厂设计中总的安全原则 HAF0212核电厂反应堆安全壳系统的设计 HAF0213核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统 HAF0214核电厂堆芯的安全设计 HAF0305核电厂运行期间的辐射防护 3压水堆核电厂总体布置、防灾害事件和总设计原则 3.1总体布置 3.1.1概述 一座核电厂可由几个2×600MW的机组组成。2×600MW的机组包括如下主要厂房建筑群。 3.1.1.1核岛 核岛包括以下设施： a.2个反应堆厂房及相应的龙门吊架； b.2个燃料厂房； c.1个核辅助厂房； d.．1个电气厂房； e.4个柴油发电机厂房； f.反应堆厂房与燃料厂房、核辅助厂房及电气厂房之间的连接厂房； g.2个蒸汽发生器辅助给水箱。 其中核辅助厂房和电气厂房为两个反应堆机组共用。 3.1.1.2常规岛 包括2个汽轮机厂房。 3.1.1.3核电厂配套设施 包括核岛和常规岛以外的全部其他辅助厂房。 3.1.2核电厂总体布置 核电厂总体布置应考虑下列主要因素： a．在选定的厂址内计划建设的机组数及位置； b.机组各厂房的布置及位置； c. 机组有关的辅助厂房的布置及位置； d．核电厂与周围环境的接口，包括水源、电网和交通运输等。 3.1.3每座核电厂内机组数的选择 3.1.3.1每座核电厂的机组数的确定应考虑下列主要因素： 电力系统条件，如电能需求、负荷预测、电力平衡和电网联接条件等； a. b.电力输送的条件； 核电厂场地和厂址的条件，如可用的土地面积、地质、水文（冷却水用量）和气象条件等。由于核 c. 电厂厂址的特殊要求，在条件充许的情况下，应充分利用选定厂址的能力； d.放射性废物的排放条件，每座核电厂的液体和气体放射性废物年总排放量按GB6249及 7.4.3条规定； e. 热排放和化学物质的排放条件，向海水或淡水水域排放工业废液应遵循国家有关标准。 3.1.3.2热排放和化学物质的排放应特别考虑下列影响因素： 排放水温度影响； a. 排放水的pH值； c. 排放废液的成分不应引起接收环境的明显染色， 3