NB/T 20516-2018.Design basis for protection of light water nuclear power plants against the effects of postulated pipe rupture.
1范围
NB/T 20516规定了核电厂防护假想管道破损的潜在不利效应的设计准则。
NB/T 20516适用于轻水堆核电厂设计。
2规范性引用文件
下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件,仅注日期的版本适用于本文件。凡是不注日期的引用文件，其最新版本(包括所有的修改单)适用于本文件。
EJ/T 1079轻水堆隔间淹 没效应防护准则
NB/T 20379 核电厂 安全相关的操纵员动作时间响应设计准则
NB/T20403压水堆核电厂隔间压力与温度瞬态分析
ASME BPVCIII:2007锅炉与压力容器规范核动力装置设备建造规则
ASME B31. 1:2010 ASME 压力管道规范动力管道
RCC-M:2007压水堆 核岛机械设备设计和建造规则
3术语和定义
下列术语和定义适用于本文件。
3.1能动故障active failure
能动部件在需求时功能故障，未能完成其预定的核安全功能。能动故障不包括与部件运动部分的转动或位置变化无关的故障,该故障属于非能动故障。由动力驱动的部件因其驱动系统或控制系统的原因而产生的误动作应作为能动故障，除非有专门的设计性能或运行限制来排除这种误动作。
3.2破裂排除区break exclusion zone
不需要进行管道破裂假设的高能管道系统区域。
3.3隔室compartment
堆腔、隔间或子隔间的统称。

ICS27.120.20
中华人民共和国能源行业标准
NB/T20516—2018
轻水堆核电厂假想管道破损事故防护设计准则
Designbasisforprotection of lightwaternuclearpowerplants againsttheeffectsofpostulatedpiperupture2018-12-10发布
国家能源局
2019-04-01实施
规范性引用文件
术语和定义
总体要求
假想破损的位置和形状
防护要求
管道甩击效应和管内载荷效应的评定喷射流冲击效应的评定
隔室升压效应的评定
环境效应的评定
水滤效应的评定
评定对关键系统和部件的潜在危害的步骤13
先漏后破方法
附录A（资料性附录）
附录B（资料性附录）
附录C（资料性附录）
附录D（资料性附录）
附录E（资料性附录）
流体方程的推导
计算流体推力的一种可接受的简化方法，可接受的喷射流几何模型
评定喷射流冲击效应的可接受的简化方法，破裂排除区
NB/T20516—2018
NB/T205162018
本标准根据GB/T1.1一2009给出的规则起草。本标准由能源行业核电标准化技术委员会提出。本标准由核工业标准化研究所归口。本标准起草单位：上海核工程研究设计院有限公司、中国核电工程有限公司、中广核工程有限公司、中国核动力研究设计院。
本标准主要起草人：祁涛、周劭种、王高阳、周莹、余顺利、王佳、赵禹、黄慧剑、武桐、朱建新、徐清沐、宋煜。
1范围
NB/T205162018
轻水堆核电厂假想管道破损事故防护设计准则本标准规定了核电厂防护假想管道破损的潜在不利效应的设计准则。本标准适用于轻水堆核电厂设计。规范性引用文件
下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件，仅注日期的版本适用于本文件、凡是不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本文件。EJ/T1079
轻水堆隔间淹没效应防护准则
NB/T20379
NB/T20403
核电厂安全相关的操纵员动作时间响应设计准则压水堆核电厂隔间压力与温度瞬态分析ASMEBPVCII:2007
锅炉与压力容器规范核动力装置设备建造规则ASMEB31.1:2010ASME压力管道规范动力管道RCC-M:2007
3术语和定义
压水堆核岛机械设备设计和建造规则下列术语和定义适用于本文件。3.1
能动故障
activefailure
能动部件在需求时功能故障，未能完成其预定的核安全功能。能动故障不包括与部件运动部分的转动或位置变化无关的故障，该故障属于非能动故障。由动力驱动的部件因其驱动系统或控制系统的原因而产生的误动作应作为能动故障，除非有专门的设计性能或运行限制来排除这种误动作。3.2
破裂排除区breakexclusionzone不需要进行管道破裂假设的高能管道系统区域。3.3
compartment
堆腔、隔间或子隔间的统称。
部件包容体
componentenclosure
围住关键系统和部件的一种构筑物，它具备防止包容体外的管道破损效应影响包容体内的关键系统与部件的核安全功能。
高能管系
high energy piping system
NB/T205162018
在电厂正常运行工况下，最高运行压力超过1.9MPa（表压）或最高运行温度超过95℃的任何系统或系统的组成部分。如果管系在这些限值以上运行的时间相对于其执行预定功能的时间而言仅为很短的一部分（小手等于2%系统运行时间或者小于1%电站运行时间），则可将其划作为中能管系。3.6
文loss-of-coolantaccident(LOCA)冷却剂丧失事故
反应堆冷却剂流失速率超过正常补给系统补给能力的事故，对轻水堆，亦称失水事故。3.7
中能管系moderateenergypipingsystem在电厂正常运行工况下最高运行压力小于等于1.9MPa（表压）且最高运行温度小于等于95℃的任何系统或系统的组成部分。所有承压高于大气压力而没有划作为高能管系的管系均应划作为中能管系。
运行基准地震
operatingbasisearthquake(OBE)考虑到地区及当地的地质学与地震学情况以及当地地表下岩层的材料的特征而可合理地预计的在电厂运行寿期内可能发生的会影响到厂址的地震。在此地震发生时，核电厂要确保电厂继续运行对公众健康和安全不会构成风险，并保持相应的安全功能。3.9
非能动故障
passivefailure
不依靠触发、机械运动或动力源等外部输入执行功能的部件，在需求时不能提供其原定的核安全功能。
管段pipingrun
至少包括一个端点一段管道，或作为另一段管道的分支管。3.11
管道甩击
pipewhip
由于假想管道破裂而引起的偏离管道轴向的迅速运动。3.12
pipewhiprestraint
管道甩击约束件
用来控制管道甩击的一种装置，包括其锚固部分。3.13
管道包容体pipingenclosure
一种把管道围住的构筑物，它设计成能包容住在包容体内或在包容体边界处管道破损的效应，防止其影响邻接的或邻近的关键系统和部件的核安全功能。3.14
postulatedpipebreak
假想管道破裂
假想的管道环向破裂或纵向破裂的统称3.15
假想管道破损
postulatedpiperupture
假想的管道环向破裂、纵向破裂、贯穿裂纹或泄漏裂纹的统称。3.16
反应堆冷却剂正常补给
reactorcoolantnormalmakeup
在正常运行期间，由维持冷却剂装量的系统向反应堆冷却剂压力边界补给冷却剂。3.17
关键系统和部件requiredsystemandcomponentNB/T20516-2018
在有关的假想管道破损发生的情况下，为安全停堆所需的系统和部件（系统中的构筑物、设备、部件或整个系统）。
安全停堆safeshutdown
反应堆处于足够次临界深度，并以可控速率排出堆芯余热，安全壳的密封得到保证，从而使放射性产物的释放保持在充许范围内，以及为维持这条件所必需的系统正在其正常范围内工作的停堆状态。3.19
安全停堆地震safeshutdownearthquake（SSE）考虑到地区及当地的地质学与地震学情况及当地地表下岩层材料的特征而估计可能发生的最大地震。在此地震发生时，执行如下功能的系统、部件和构筑物能保持其功能：保证反应堆冷却剂压力边界的完整性：a)
停堆并使之维持在安全停堆状态：c)
防止或减轻可能引起向厂区外放射性释放超过允许限值的事故的后果。seismiccategory
抗震1类
在经受安全停堆地震或在安全停堆地震之后要求执行其必要的核安全功能以应付安全停堆地震中的任何事件（如反应堆安全停堆并维持停堆状态、排出反应堆余热、减轻核事故破坏后果等）的这类核安全有关构筑物、系统和部件类别。3.21
端点terminalend
当管道连接到构筑物或部件时，在静态或动态载荷下，连接处基本上起刚性约束作用。典型的管道端点为设备接管嘴，结构固定点和分支管上的分支交叉点。4总体要求
电厂的所有管系都应考假想管道破损，并应根据管系中的能量评定其危害关键系统和部件的可能性。管系应划分成高能管系或中能管系，破裂区、破裂排除区或破裂前先漏区。首先应按照第5章确定假想破损的位置和形状：对假想的环向破裂与纵向破裂，应分别按第7章至第11章的要求进行管道甩击、喷射流冲击、隔室升压、环境状况及水淹等效应的评定。而且，如果要求论证电厂安全停堆，则应进行流体系统内部载荷的评定，评定流体力对流体系统内或流体系统边界上的部件的影响。本标准只给出对于除管道以外的其他部件进行这种评定的总的导则，如果假想破裂导致了飞射物的产生，则应另外进行飞射物效应的评定，在本标准中没有给出进行这种评定的专门导则。对假想的泄漏裂纹，应按第9章～第11章进行隔室升压、环境状况及水等效应的评定。对假想贯穿裂纹，应按第10章、第11章进行环境状况和水淹效应的评定。对关键系统和部件进行评定时应论证满足第6章中的防护要求。第12章给出了进行这种评定的一种推荐步骤。5
假想破损的位置和形状
假想破损
5.1.1环向破裂
NB/T205162018
除非分离的程度受到限制（见7.2.4），应假定环向破裂造成管道断开而完全分离成两个断离的管段。应假定破口平面垂直于管道的纵轴线，而破口平面面积（4。）为破口位置处管道的截面流通面积。两个破裂管道区段完全分离的环向破裂的破口流通面积（A）应等于破口平面面积（A。）。部分分离的环向破裂的破口流通面积（A）见7.2.3、7.2.4及8.2b）中的说明。部分分离的环向破裂的破口流通面积、排放系数及排放关系式应通过理论分析或试验加以证实。除非另有证明，完全分离的破裂的排放系数应假定为1.0。
5.1.2纵向破裂
应假定纵向破裂造成管壁沿管道纵轴线裂开，但并不分离。应假定破口平面平行于管道的纵轴线，而破口平面面积（A。）为破口位置处管道的截面流通面积。破口流通面积（Ar）应等于破口平面面积（A。）。应假定破口形状为圆，或为长轴平行于管道轴线的椭圆（2D×D/2），其排放系数为1.0。若纵向破口的面积、形状或排放系数要取其他任何值，则应由分析或试验数据加以证实。5.1.3泄漏裂纹
应假定泄漏裂纹为一种穿透管壁的裂纹，而裂纹的尺寸及相应的流率由分析及泄漏检测系统等按13.3.2b）所述来确定。
5.1.4贯穿裂纹
应假定贯穿裂纹为一种穿透管壁的圆形小孔，其截面流通面积等于管道的内径一半与管壁厚度的一半的乘积，排放系数应取为1.0。5.2假想破损位置
5.2.1核1级管道
对于按照ASMEBPVCII:2007设计的核1级管道，应假定管道破损发生在每一管段的下列位置处：
管段的端点处：
中间点：
累积疲劳因子U值超过0.1：
2）S值超过2.4Sm的中间位置。S表示在规定为A级或B级使用限制的载荷组合下的一次加二次应力强度范围。该S值应按ASMEBPVCIII：2007NB-3600中公式（10）计算，当公式（10）超过2.4Sm时，则按公式（12）和（13）计算S值。Sm表示许用应力强度值。5.2.1.2对于按照RCC-M:2007设计的核1级管道，应假定管道破裂发生在每一管网的下列位置处：管段的端点处：
中间点：
累积疲劳因子U大于0.1，且RCC-M2007B3653公式（10）的结果大于2.4Sm的中间点：1)
累积疲劳因子U小于0.1，且RCC-M:2007B3653公式（10）的结果大于3Sm，公式（12）2)
和公式（13）的结果大于2.4Sm的中间点。如果用上述方法得不到任何中间点（或者只有一个点），就在几个最高应力点中选择两个点，c)
这些最高应力点之间的差值按其应力水平至少为10%，或者差值低于10%，但两者之间至少隔着一个弯管。如果是直管道没有特别之处，且所有应力都低于允许值，可以选择应力最高的个点。
5.2.2核2级、3级管道或作抗震分析的非核级动力管道4
NB/T205162018
5.2.2.1对于按照ASMEBPVCIII:2007设计的核2级、3级管道或做抗震分析的非核级动力管道，应假定管道破损发生在每一管段的下列位置处：a）端点：管段承压部分的端点：b）中间点：
高应力或高疲劳的中间位置，如管件、阀门、法兰及焊接附件处；1)
对核2级和核3级管道，应力S超过0.8（X+Y）的中间位置处。其中，S表示在规定为A2）
级或B级使用限制的载组合下的应力，该S值按ASMEBPVCIII:2007NC-3600中公式（9）与公式（10）之和计算。X表示B级使用限制的许用应力，Y表示热膨胀应力的许用应力：3)免费标准bzxz.net
对做抗震分析的非核级动力管道，应力S超过0.8（X+Y）的中间位置处。其中，S表示在热膨胀、持续载荷及偶然载荷（包括OBE）的载荷组合下的应力。该S值ASMEB31.1:2010中104.8公式（16）与公式（17）之和计算。X表示在压力、重量、其他持续载荷及偶然载荷（包括地震）的载荷组合下的许用应力，Y表示热膨胀应力的许用应力。5.2.2.2对于按照RCC-M规范设计的核2级和3级管道，应假定管道破损发生在每一管段的下列位置处：
端点：所有端点：
中间点：RCC-M:2007中公式（10）加公式（7）结果大于0.8（1.2Sh+SA）的中间点（有详细b)
的应力分析）。其中，S表示设计温度下材料的基本许用应力，SA表示按照RCC-M：2007中C3653.3确定的热膨胀应力允许的应力变化范围；c)
如果用上述方法得不到任何中间点（或者只有一个点），就在几个最高应力点中选择两个点，这些最高应力点之间的差值按其应力水平至少为10%，或者差值低于10%，但两者之间至少隔着一个弯管。如果是直管道没有特别之处，且所有应力都低于允许值，可以选择应力最高的一个点。
不做抗震分析的动力管道
对不作抗震分析的动力管道，应假定5.2.4和5.2.5所规定的管道破损发生在每一管段的下列位置处：
管段承压部分的端点：
高应力或高疲劳的中间位置，如管件、阀门、法兰及焊接附件处。各种破裂位置
在所有高能管道系统上5.2.1、5.2.2或5.2.3所规定的位置处，都应假定发生环向和纵向两种破裂，但两者并不同时发生，但是，下列情况除外：a）名义直径小于或等于25m的管段不假设环向破裂；b)
名义直径小于100mm的管段上不假设纵向破裂：在端点不必假设纵向破裂：
RCC-M:2007，对于按照规定的最低数量要求（不超过5.2.1.2和5.2.2.2规定的应力限值）被选定的各种中间点，不必假设纵向破裂；如果进行了详细的应力分析（如有限元分析），从而可以用某个位置处的应力状态来确定最可能发生的破裂类型，则在这样的位置处只需假设一种破裂类型。若在正常和异常电站工况使用限制的最严重的载荷组合下，某处轴向的一次加二次应力至少为环向的1.5倍，则该处只需假设环向破裂。反之，若在正常和异常电站工况使用限制的最严重的载荷组合下，某处环向的一次加二次应力至少为轴向的1.5倍，则该处只需假设纵向破裂；f）在满足5.2.6要求的位置处不必假设环向破裂与纵向破裂：5
NB/T20516—2018
在采用5.2.5.b）所述准则的位置处不必假设环向破裂与纵向破裂。g)
各种类型裂纹的位置
贯穿裂纹和泄露裂纹特殊情况规定如下：贯穿裂纹。在所有名义直径大于25m的高能和中能管道系统上，应在5.2.1、5.2.2或5.2.3a)
所规定的位置处假定发生贯穿裂纹。但是，在下列位置处不必假设贯穿裂纹：对核1级管道，5.2.1中定义的S的计算值小于5.2.1.1b）2）、5.2.1.2b）1）和1)
5.2.1.2b）2）中的限值的一半的位置处：对核2级、3级管道，5.2.2中定义的S的计算值小于5.2.2.1b）2）和5.2.2.2b）中2)
的限值的一半的位置处；
满足5.2.6要求的位置处：
采用5.2.5b）所述准则的位置处4)
泄漏裂纹。若由按照第13章的要求进行的分析证实其合理性，则可以假设用泄漏裂纹来代替b)
环向破裂、纵向破裂或贯穿裂纹。5.2.6
安全壳贯穿区内的管道
按ASMEBPVCIII:2007设计且满足下列附加要求的管道，在其安全壳墙体与内侧或外侧隔离5.2.6.1
阀之间不必假设破损：
在该部分管道上的S值或U值不应超过要假定中间破损位置的限值（核1级管道遵照5.2.1.1a
b）2）的规定，对核2级、3级管道遵照5.2.2.1b）2）的规定）；b)
在两个隔离阀范围外的高能管道发生假想管道破裂以后，从安全壳墙体到隔离阀之间（包括隔离阀）的管道上的应力应保持在ASMEBPVCIII：2007规定的C级使用限制以内：应满足6.2和6.3所规定的设计要求和在役检查要求：应恰当地鉴定安全壳隔离阀的合格性，以确保当其受到该阀门范围外的假想管道破裂所引起的可能传到阀门上的任何载荷组合时仍保持其可操作性和密封性。5.2.6.2按RCC-M:2007，如果下述全部要求得到满足，不必假设根据RCC-M：2007中2级规则设计的高能管道出现破裂和贯穿裂纹：管道中间点的应力满足5.2.2.2b）规定的限值a)
在贯穿区以外的管道发生断裂时产生的载荷下，用RCC-M：2007C3650中公式（10）计算得到的最大应力不超过1.8Sh：
应满足6.2和6.3所规定的设计要求和在役检查要求。c）
5.2.6.3附录E给出了一个安全壳贯穿区内管道具体设计要求的应用实例。5.3假想破损形状
破裂形状
如果假想破裂的位置在三通、弯头或下列管道位置处，则应按下述方法确定破裂的形状和类型：没有详细的应力分析可供使用时，应假设如下：a)
在超出5.2准则的每个三通、弯头、管道与管件的焊缝处，应逐个假设发生环向破裂，且1)
应逐个假设在三通或弯头的每一侧在其中心发生纵向破裂，破口取向垂直于管件平面：2)
在分支管段连接部，应假设在分支管段与主管段的焊缝处或分支管段与管件的焊缝处发生环向破裂，且应假设破口平面面积（A。）为分支管的截面流通面积：6
NB/T205162018
在焊接附件（如吊耳、支杆等）处，应假设在焊接附件的中心线处发生纵向破裂，其面积等于由附件焊缝所界定的管道表面积；在轴对称的管道位置处，如大小头，应假设在每个超出5.2准则的管道与管件的焊缝处发4）
生环向破裂与纵向破裂，纵向破裂取向应取成会使管道构形发生平面外弯曲。b)
另一方面，如果进行了详细的应力分析或试验，则可以利用分析或试验的结果来预计最可能的破损位置和破裂类型。
5.3.2裂纹形状
除非另有论证，在假想泄漏裂纹或贯穿裂纹位置上应假设裂纹位于管道周边的每个点上。6防护要求
6.1总的要求
对关键系统和部件应提供防护，以保证在电厂系统管道发生假想破裂后，它们仍能执行其核安全功能。这种防护可以通过以其优先级次序列出的下列方法中的一种或几种来实现：把管道与关键系统和部件隔离开，设在远离关键系统和部件的地方。通过电厂的实体布置，使a）
关键系统和部件与管道之间有足够的距离，从而使假想管道破损的效应不能影响安全停堆（见12.2）);
设置部件和管道包容体：
在系统中设置附加设施（如隔离阀）：关键系统和部件的设计应能够承受假想管道破损的影响：设置附加的防护设施，如约束件与屏障。设计要求
应满足下列设计要求：
关键系统和部件应按抗震I类的要求设计：为满足6.1的要求而设置的管道包容体、部件包容体、防护结构屏障、支持管道甩击约束件的构筑物应按抗震I类的要求设计：防护设施（如管道甩击约束件等）应如下设计，即如果二次破损会影响安全停堆，则一根管道c)
上的假想破裂不得再导致其他邻近管道的破损：d)
应考虑管道甩击可能引起名义尺寸较小的被撞击管道（不论其壁厚如何）分别发生环向破裂和纵向破裂，可能造成名义尺寸相同或较大而壁厚相等或较薄的管道发生贯穿裂纹。可以采用分析法或试验数据或两者结合的方法来预测撞击能量范围，论证管道经受住撞击而不破损的能力，但应该考患由于被撞击管道内流量减少而丧失功能：安全壳贯穿区管道应满足下列要求：e
这些部分管道的长度要切合实际地尽量短；1)
应避免采用要求直接焊在这部分工艺管道外表面上的焊接附件（如为了管道锚固体和约束2)
件设计的需要）。若由于其他设计上的要求必须采用焊接附件，则这种焊缝应能进行100%体积的在役检查，并且应进行详细的应力分析来论证符合应力限制：穿过双层安全壳环廊的那部分管道，如果其假想破损（按5.2.4确定）会影响安全壳构筑3）
物的承压完整性，或者会引起安全壳环廊中的压力升高到超出其设计限值，则应设置封闭的防护结构（防护套管）：
NB/T20516—2018
若防护套管是安全壳边界的一部分，则这种防护套管应按ASMEBPVCIII:2007和RCC-M:2007相应要求来建造。此外，整个防护套管应设计成满足下列要求与试验：一一设计压力与温度不应低于电厂正常运行工况下被围工艺管道的最高运行压力与温度：
一一在与安全壳设计压力与温度相应的载荷与SSE载荷的组合作用下，不应超过ASMEBPVCII:2007和RCC-M:2007相应工况的使用限值；一防护套管组件应在不低于安全壳试验压力的压力下进行单独的压力试验。管道环向焊缝和纵向焊缝的数目及分支管接头的数目应尽可能少。若采用防护套管，除非5
满足体积检验的可达性，否则系统管道的被围部分应为无缝结构：6)
几何上不连续的部分，如管道和阀门连接处截面发生变化的部分、管道分支接头部分、管壁变化的部分，设计应使它们的应力集中减少到最小。假想管道破损的各种效应，不应妨碍控制室的可居留性，不应妨碍通向对安全控制反应堆运行f)
重要的通道及处理管道破损后果所需区域的通道：应防止由不构成LOCA的管道破损所产生的影响引发出LOCA。应防止反应堆冷却剂系统某一环路管道破裂导致同一环路或其他环路的其他管段破裂；h)
对任何假想管道破损，安全壳壳体应保持结构完整性。此外，对于假设为LOCA的那些假想管道破损，安全壳应保持设计密封性。在实践中，应防止发生甩击的管道甩击到安全壳上，从而实现上述这两个目标：
当多机组电厂的一个机组的管道上发生假想破损事故时，受影响机组的安全停堆不应妨码未受影响机组的安全停堆能力。
6.3在役检查要求
在役检查和有关的设计措施应遵循下列要求：为满足6.1的要求而采取的防护措施不应妨碍有关规范规定的进行在役检查所需的通道。对于a
防护套管中的那部分流体系统管道，应在防护套管上设置检查孔，以便进行工艺管道上环向焊缝的检查。检查孔不应位于防护管道穿过安全壳环廊的那一部分上；如果在安全壳贯穿区管道上不假想破损（根据5.2.6中的条款），那么在每个检查周期中的在b）
役检查应包括对这部分管道边界内的所有环向焊缝和纵向焊缝实施的100%体积的检查：需进行检查的区域应按有关规范来确定。c）
6.4系统和部件的可运行性
评定假想管道破损效应需要详细的系统分析。应从可运行性的观点来评定可能受管道破损影响的关键系统和部件。关于系统和部件可运行性的一些事项如下：除6.4b）中所说明的情况以外，应假设在用于减轻假想管道破损后果的系统中发生单一能动a)
故障。应同时考发生单一能动故障和假想管道破损及其直接后果，如机组跳闸或丧失厂外电；当假设假想管道破损发生在双用途的中能系统（即在电厂正常运行期间要投入运行，而且停堆b)
和缓解管道破损后果也需要的系统）的两个或多个系列之一上时，若系统是按抗震1类要求来设计的，由厂外电源和厂内电源两处供电的，且是按照核安全系统的质量保证、试验和在役检查标准来进行建造、运行和检查的，则不必假设系统其他系列上的能动部件发生单一故障；c)
所有可供使用的抗震I类系统及其他按抗震I类系统的要求进行分析的系统，包括那些由操纵员的动作驱动的系统，都可以用来缓解假想管道破损的后果。在判断系统的可用性时，应考虑假想破损，并考患所假设的单一能动部件故障。应按照NB/T20379，根据对所要执行的动作而言可供使用的时间的长短及设备的可达性，来判断操纵员采取动作的可行性。
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