HAD102-08核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统(1989年4月13日国家核安全局批准发布)

引言压水堆核电厂的组成如图0-1所示。

通常可以分为三大部分：1．核的系统和设备部分，又称核岛；2．常规的系统和设备部分，又称常规岛；3．电气系统和设备。

核岛由以下几部分组成:（1）反应堆及一回路主系统和设备（主管道、冷却剂主泵、蒸汽发生器、稳压器及卸压箱等）；（2）一回路主要辅助系统：如化学和容积控制系统（RCV）、余热排出系统(RRA)、硼和水补给系统（REA）等。

（3）专设安全设施系统：如安注系统（RIS）、安全壳喷淋系统（EAS）等。

（4）与安全壳相关的通风系统：如安全壳换气通风系统（EBA）、大气监测系统（ETY）等。

（5）三废系统：如废液处理系统（TEU）、硼回收系统（TEP）等。

（6）其它系统：核岛系统中的反应堆、一回路主系统和设备以及余热排出系统安置在安全壳内，核岛系统的其余部分的大部分设备安装在安全壳外的核辅助厂房内。

压水堆核电厂的常规岛包括那些与常规火力发电厂相似的系统及设备，主要有：（1）蒸汽系统:如主蒸汽系统（VVP）、汽水分离再热系统（GSS）等；（2）给水系统:如凝结水系统（CEX）、除氧器系统（ADG）等；（3）汽机及其辅助系统:如汽轮机润滑、顶轴和盘车系统（GGR）（4）外围系统:如核岛除盐水分配系统（SED）、循环水处理系统（CTE）等。

电气部分是电厂的一个重要组成部分，它主要包括以下系统及设备：a)发电机及其辅助系统，如发电机定子冷却水系统（GST），发电机励磁和电压调节系统（GEX）等。

b)厂内外电源系统，如LGA，LGB，LLA，LNA等。

为了便于大家理解核电厂相关的运行知识，本教材最后还简单介绍机组启停知识。

图0-1 压水堆核电厂的组成第一部分核岛系统1.1 反应堆冷却剂系统（RCP）本章介绍600MWe压水堆核电厂反应堆冷却剂系统的功能，系统内主要设备（压水反应堆、蒸汽发生器、冷却剂主泵、稳压器及卸压箱）的作用及组成，反应堆冷却剂系统与辅助系统的联系及其运行原理。

附件一：HAF102核动力厂设计安全规定（2004年4月18日国家核安全局批准发布，2004年修改）本规定自2004年 4 月18日起实施本规定由国家核安全局负责解释1 引言1.1 目的本规定提出了陆上固定式热中子反应堆核动力厂的核安全原则，确定了保证核安全所必需的基本要求。

这些要求适用于核动力厂安全功能及相关的构筑物、系统和部件，并适用于核动力厂中的安全重要规程。

规定中只强调设计中必须满足的要求，对于如何满足这些要求则不作具体规定。

附件Ⅰ、Ⅱ与本规定具有同等法律效力。

附录Ⅰ是对本规定的说明和补充。

本规定适用于核动力厂设计、制造、建造、运行和监督管理。

1.2 范围1.2.1本规定阐述了安全重要构筑物、系统和部件为实现核动力厂的安全运行和防止或减轻可能危及安全的事件后果所必须满足的设计要求。

本规定还提出了进行全面安全评价的要求，以确定核动力厂在各种运行状态和事故工况下可能产生的潜在危险。

这种安全评价过程涉及确定论安全分析和概率论安全分析这两种互补的技术。

这些分析必须考虑假设始发事件，包括可能单独地或组合地影响安全的诸多因素。

这些事件有如下几种类型：(1)源自核动力厂运行本身；(2)由人员行动引起；(3)直接与核动力厂及其环境有关。

1.2.2本规定还涉及到极不可能发生的事件，例如可能导致大量放射性释放的严重事故，设计中对此类事件提供预防或缓解措施是适当的和可行的。

1.2.3 本规定不考虑下列事件：(1)极不可能发生的外部自然事件或人为事件（诸如陨石或人造卫星撞击）；(2)极不可能影响核动力厂安全的工业事故；(3)由核动力厂运行引起的非放射性影响。

1.2.4本规定中的核动力厂主要系指用于发电或其他供热应用（诸如集中供热或海水淡化）而设计的，采用水冷反应堆的陆上固定式核动力厂。

本规定原则上也适用于其他类型的陆上固定式热中子反应堆核动力厂。

2 安全目标和纵深防御概念2.1 安全目标2.1.1总的核安全目标：在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人员、社会和环境免受危害。

国家核安全局关于批准海南昌江核电3、4号机组反应堆冷却剂系统流量测量系统改进的通知
文章属性
•【制定机关】国家核安全局
•【公布日期】2022.02.17
•【文号】国核安发〔2022〕29号
•【施行日期】2022.02.17
•【效力等级】部门规范性文件
•【时效性】现行有效
•【主题分类】核能及核工业
正文
关于批准海南昌江核电3、4号机组反应堆冷却剂系统流量测
量系统改进的通知
国核安发〔2022〕29号华能海南昌江核电有限公司，海南核电有限公司：
你公司《海南昌江核电3、4号机组关于RCS流量测量系统改进的请示》（华能昌核安〔2021〕40号）收悉。

根据《中华人民共和国核安全法》《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》的有关要求，我局对你公司提交的申请文件进行了技术审评，认为你公司昌江核电厂3、4号机组反应堆冷却剂系统（RCS）流量测量设计变更是可以接受的，现予批准。

你公司应严格按照我局批准的方案实施设计变更，确保昌江核电厂3、4号机组的建造质量。

国家核安全局
2022年2月17日。

第30卷 第11期2023年11月仪器仪表用户INSTRUMENTATIONVol.302023 No.11核电厂仪表和控制系统法规标准体系概述孙 娜，吴 茜，宿俊海（华龙国际核电技术有限公司，北京 100036）摘 要：国内核电厂仪控设计遵循的法规标准基本从IEC 及IEEE、IAEA 等标准转化而来，经过多年的完善及技术积累，标准体系基本完善，内容基本完整，但仍存在部分标准版本较早，某些设计要点无参考标准、技术水平滞后的情况。

本文对国内外现有的核电厂仪控系统设计依据的法规标准进行分析，总结出国内当前核电厂仪控系统设计的法规标准体系，用于指导华龙一号电厂初步设计工作。

关键词：核电厂；仪控系统；标准体系中图分类号：TL48 文献标志码：AOverview of the Regulatory Standard Architecture of Instrumentationand Control System for Nuclear Power PlantSun Na ，Wu Qian ，Su Junhai（Hualong Nuclear Power T echnology Co., Ltd., Beijing, 100036, China ）Abstract：The regulatory standards for instrumentation and control system design and implementation of nuclear power plants in China are basically transformed from IEC, IEEE, IAEA and other standards. After years of combing and technical accumulation, the standard architectural is basically perfect and the content is basically complete, but there are still some earlier versions of standards, some design points have no reference standards, and the technical level is lagging behind. In this paper, the existing domestic and foreign nuclear power plant instrument control system design based on the regulations and standards are analyzed, summed up the regulations and standards of the current unclear power plant instrument and control system design, which can be used to guide the preliminary design work of HPR1000 nuclear power plant.Key words：nuclear power plant ；instrumentation and control system ；regulatory standards architecture收稿日期：2023-06-14作者简介：孙娜（1980-），女，辽宁人，硕士，高级工程师，从事核电厂仪表和控制系统设计。

HAF102 核动力厂设计安全规定核动力厂设计安全规定（2004年4月18日国家核安全局批准公布，2004年修改）本规定自2004年 4 月18日起实施本规定由国家核安全局负责讲明1 引言1.1 目的本规定提出了陆上固定式热中子反应堆核动力厂的核安全原则，确定了保证核安全所必需的差不多要求。

这些要求适用于核动力厂安全功能及有关的构筑物、系统和部件，并适用于核动力厂中的安全重要规程。

规定中只强调设计中必须满足的要求，关于如何满足这些要求则不作具体规定。

附件Ⅰ、Ⅱ与本规定具有同等法律效力。

附录Ⅰ是对本规定的讲明和补充。

本规定适用于核动力厂设计、制造、建筑、运行和监督治理。

1.2 范畴1.2.1本规定阐述了安全重要构筑物、系统和部件为实现核动力厂的安全运行和防止或减轻可能危及安全的事件后果所必须满足的设计要求。

本规定还提出了进行全面安全评判的要求，以确定核动力厂在各种运行状态和事故工况下可能产生的潜在危险。

这种安全评判过程涉及确定论安全分析和概率论安全分析这两种互补的技术。

这些分析必须考虑假设始发事件，包括可能单独地或组合地阻碍安全的诸多因素。

这些事件有如下几种类型：源自核动力厂运行本身；由人员行动引起；直截了当与核动力厂及其环境有关。

1.2.2本规定还涉及到极不可能发生的事件，例如可能导致大量放射性开释的严峻事故，设计中对此类事件提供预防或缓解措施是适当的和可行的。

1.2.3 本规定不考虑下列事件：极不可能发生的外部自然事件或人为事件（诸如陨石或人造卫星撞击）；极不可能阻碍核动力厂安全的工业事故；由核动力厂运行引起的非放射性阻碍。

1.2.4本规定中的核动力厂要紧系指用于发电或其他供热应用（诸如集中供热或海水淡化）而设计的，采纳水冷反应堆的陆上固定式核动力厂。

本规定原则上也适用于其他类型的陆上固定式热中子反应堆核动力厂。

2 安全目标和纵深防备概念2.1 安全目标2.1.1总的核安全目标：在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防备，以爱护人员、社会和环境免受危害。