NB/T 20309-2014.General design requirements of pressurized water reactor nuclear power plants with active safety systems.
1范围
NB/T 20309规定了除AP1000类的非能动先进压水堆核电厂之外的其他压水堆核电厂的总体设计基本要求，以确保规定范围的核电厂可以安全、可靠地运行。
NB/T 20309适用于除AP1000类的非能动压水堆核电厂之外的其他新建压水堆核电厂的设计,在建和在役的能动安全系统核电厂的技术改造可参考执行。
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。凡是注口期的引用文件，仪所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。
GB/T 4083核反应堆 保护系统安全准则
GB 6249核动力厂环境辐射防护规定
GB 11806放射 性物质安全运输规程
GB/T 13976压水堆核电厂运行工况下的放射性源项
GB 14587核电厂 放射性液态流出物排放技术要求
GB/T 17569压水堆核电厂 物项分级
GB 18871电离辐射防护 与辐射源安全基木标准
GB/T 19597核设施退役安全要求
GB/T22158核电厂 防火设计规范
GB/T 50267核电厂 抗震设计规范
GB/T 50294核电厂总平面及运输设计规范
3总体要求
3.1 总的核安全目标
3.1.1 辐射防护目标和技术安全目标
在设计中应确保在核电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。
总的核安全日标由辐射防护日标利和技术安全日标所支持，这两个日标互相补充、相辅相成，技术措
施与管理性和程序性措施一起保 证对电离辐射危害的防御。
辐射防护目标:保证在所有运行状态下核电厂厂内的辐射照射或由于该核电厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低，保证减轻任何事故的放射性后果。

ICS27.120.20
备案号：46494-2014
中华人民共和国能源行业标准
NB/T203092014
能动安全系统压水堆核电厂总设计要求General design requirements of pressurized water reactor nuclear power plantswithactivesafetysystems
2014-06-29发布
国家能源局
2014-11-01实施
规范性引用文件
总体要求
多重放射性产物屏障的防护
反应性控制以及保护系统
流体系统
反应堆安全壳
应急动力供应
燃料和放射性控制
辐射防护
对常带规岛的要求
老化管理
实物保护
NB/T20309—2014
NB/T20309—2014
本标准按照GB/T1.1—-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：中国核电工程有限公司。本标准王要起草人：张国强，赵伙，唐涛，袁霞，蒋慧點。I1
1范围
能动安全系统压水堆核电厂总设计要求NB/T203092014
不标准规定了除AP1000类的非能动先进压水堆核电厂之外的其他压水堆核电厂的总体设计基本要求，以确保规定范围的核电厂可以安全，可靠地运行。本标准适用于除AP1000类的非能动压水堆核电厂之外的其他新建压水堆核电厂的设计，在建和在役的能动安全系统核电厂的技术改造可参考执行。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。是注门期的引用文件，仪所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。GB/T4083核反应堆保护系统安全准则GB6249核动力厂广环境辐射防护规定GB11806放射性物质安全运输规程GB/T13976压水堆核电厂运行工况下的放射性源项GB14587
核电厂放射性液态流出物排放技术要求GB/T17569
GB18871
压水堆核电厂物项分级
电离辐射防护与射源安全基本标准GB/T19597
GB/T22158
GB/T50267
GB/T50294
NB/T20017
NB/T20018
NB/T20026
NB/T20027
核设施退役安全要求
核电厂防火设计规范
核电厂抗震设计规范
核电厂总平面及运输设计规范
压水堆核电厂安全壳结构整体性试验核电厂安全壳密封性试验
核电厂安全重要仪表和控制系统总要求核电厂主控制室报警功能与显示NB/T20028.1
NB/T20028.2
NB/T20028.4
NB/T20029
NB/T20031
NB/T20037.1
NB/T20037.2
核电厂用著电池第1部分：容量确定核电厂用蓄电池第2部分：安装设计和安装准则核电厂用蓄电池第4部分：维护、试验和更换方法核电厂安全重要仪表和控制系统厂房辐射监测压水堆核电厂事故后安全壳内氢气浓度的控制应用于核电厂的概率安全评价第1部分：功率运行内部事件一级PSA应用于核电厂的概率安全评价第2部分：低功率和停堆工况内部事件一级PSANB/T20037.3
NB/T20051
NB/T20057.1
NB/T20057.2
应用于核电厂的概率安全评价第3部分：水沌核电厂厂用电系统设计准则
压水堆核电反应堆系统设计堆芯第1部分：核设计
压水堆核电厂反应堆系统设计堆芯第2部分：热工水力设计准则1
HiiKAoNiKAca
NB/T203092014
NB/T20057.3
压水堆核电厂反应堆系统设计堆芯第3部分：燃料组件压水堆核电厂反应堆系统设计堆芯第4部分：燃料相关组件NB/T20057.4
NB/T20058
NB/T20059
NB/T20062
NB/T20066
NB/T20097
NB/T20098
NB/T20136
NB/T20138
NB/T20146
NB/T20147
NB/T20151
NB/T20152Www.bzxZ.net
NB/T20153
NB/T20154
NB/T20155
NB/T20177
NB/T20185
NB/T20187
NB/T20188
NB/T20194
NB/T20232
核电厂控制室屏幕显示的应用
核电厂控制室操纵员控制器
核电厂不间断电源系统蓄电池组核电厂应对全厂断电设计准则
压水堆核电厂混凝土安全壳功能设计要求压水堆核电厂安全光氢气控制系统设计准则核电厂辐射控制区出入口设计准购核电厂个人和工作场所辐射监测核电厂火灾白动报警系统设计准则核电厂实物保护系统设备准则
压水堆核电厂老化管理大纲编制指南核电厂管道老化管理指南
核电厂预应力混凝安全老化管理指南压水堆核电厂反应堆压力容器老化管理指南核电厂安全级电气设备老化管理压水堆核电厂设备冷却水系统设计准则压水堆核电厂厂内辐射分区设计准则压水堆核电厂反应堆冷却剂系统设计准则压水堆核电厂重要厂用水系统设计准则压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则压水堆核电厂燃料装卸和贴存系统设计准则HAF102核动力厂设计安全规定
3总体要求
3.1总的核安全目标
3.1.1辐射防护目标和技术安全目标在设计中应确保在核电厂中建立开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。
总的核安全日标由辐射防护目标和技术安全日标所支持，这两个日标五相补充、相辅相成，技术措施与管理性和程序性措施一起保证对电离辐射危害的防御。辐射防护目标：保证在所有运行状态下核电厂厂内的辐射照射或由于该核电厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低，保证减轻任何事故的放射性后果。技术安全目标：采取一切合理可行的措施防止核电厂事故，并在一口发生事故时减轻其后果：对于在设计该核电厂时考忠过的所有可能事故，包括概率很低的事故，要以高可信度保证任何放射性后果尽可能小且低于规定限值：并保证有严重放射性后果的事故发生的概率极低。3.1.2辐射防护设计具体目标
为了保证实现3.1.1提出的辐射防护目标，要求核电厂的设计使得所有辐射照射的来源都处在严格的技术和管理措施控制之下。辐射防护日标不排除人员受到有限的照射，也不排除法规许可量的放射性2
iiiKAoNiKAca
NB/T20309--2014
物质从处丁运行状态的核电厂向环境的排放。此种照射和排放应受到严格控制，并且应符合运行限值和辐射防护标准，应采取措施以保证公众和厂区人员在包括维修和退役的所有运行状态下受到的辐射剂量不超过规定限值并且合理可行尽量低。具体的设计日标应逆照下刻标准执行：GB6249:
GB11806：
GB/T13976:
GB14587：
GB1887l：
NB/T20185:
NB/T20194
安全自标
定量概率安全目标
在核电厂的设计中，应完成核电厂的概率安全评价，以达到下述日的：提供系统性的分析，以确信设计符合总的安全日标：a
证明整个设计是平衡的，没有任何一个设施或假设始发事件（假设始发件，这些事件是根据b)
确定论方法或概率论方法或这两者的组合选定的）对于总的风险有过人的或明显不确定的贡献，并且保证纵深防御的第一和第二层次承担核安全的主要责任：确认核电厂参数的小偏离不引起核电厂性能严重异常（陡边效应）：提供发生堆芯严重损伤状态以及要求厂外早期响应的（特别是与安全壳早期失效相关的）放射d)
性物质向厂外大量释放的概率安全评价：e)
提供外部灾害事件（特别是核电厂厂址特有的那些灾害）发生频率和后果的评价：鉴别出通过设计改进或运行规程的修改可能降低严重事故概率或减轻其后果的系统：评价核电厂应急规程的充分性：g
核实是否符合概率目标。
可遵照NB/T20037系列标准进行概率安全评价。对于新建核电厂，应满足如下的概率安全日标一堆芯损坏频率不应高于10°/堆年：一一人量放射性物质释放频率不应高于10/堆年。3.1.3.2放射性物质排放指标
电厂设计中除了遵照GB14587中规定的液态放射性流出物排放限值外，在正常运行过程中，单台百万千瓦级电功率机组的废物包体积年产生不超过50m/a3.2总的经济目标
核电厂在设计中应充分考患电厂的建造成本和发电成本，使其在与同等规模的现役能动压水堆核电厂或者化石燃料电厂相比具有竞争力。设计中主要需要考虑的对经济日标有影响的因素包括：电广设计寿命、电厂整体的建造周期、电厂平均可利用率、电厂非计划性停堆水平、换料周期、是否具备负荷跟踪运行的能力、考虑厂址环境的条件使能量利用得到优化、退役费用等。3.3纵深防御
HiKAoNniKAca
NB/T20309—2014
在核电厂整个设计中货彻级深防御，以便对由广内设备故障或人员活动及厂外事件等起的各种瞬变、预计运行事件及事故提供多层次的保护，以实现控制反应性：排出堆芯热量和乏燃料热量：包容放射性物质和控制运行排放，以及限制事故释放三项基本安全功能，最终确保核电厂安全。核电厂设计应采用纵深防御措施，以提高多层次防御（固有特性、设备及规程）能力。为预防可能对人员和环境产生的有害影响，应贯彻预防和缓解平衡的安全理念，以保证在防护失效的情况下可以通过采取适当的缓解措施减轻事故后果以保护人员和环境，每一独立有效层次的防御都是核电广级纵深防得的基本组成部分，应确保与安全相关的活动能够被纳入独立的纵深防御层次，应逆照HAF102中规定的纵深防御的五个层次的要求。
在设计中设置一系列的实体屏障，以包容规定区域的放射性物质，防止放射性物质不受控制地释放到环境。这些屏障主要包括燃料基体、燃料包壳、反应堆冷却剂系统压力边界和安全壳等设计应利用固有特性和专门设计的特性在发生假设始发事件期间及之后控制核电厂的行为，即应通过设计尽可能地使不受控制的瞬变过程减至最少甚至排除。设计应提供多种手段来保证实现每项基本安全功能，从而保证各道屏障的有效性和减轻任何假设始发事件的后果。
设计应尽实际可能地防止：
a）出现影响实体屏障完整性的情况：b）屏障在需要它发择作用时人效：c）一道屏障因另一道屏障的火效而火效：d）由于运行和维护火误导致有害后果。除极不可能的假设始发事件外，设计应做到尽实际可能地确保第一层次至多第二层次防御能够阻止所有假设始发事件升级为事故工况。对于某些可能导致核电厂大范围损坏，从而导致严重后果的极端事件，如某些极端外部事件，应给予评估，并根据评估结果采取必要的措施。3.4安全功能
核电厂设计应提供充分的手段，使核电厂保持正常的运行状态，保证发生假设始发事件之后立即作出正确的短期响应，发生任何设计基准事故期间和之后及发生那些所选定的超设计基准事故的事故工况之后便于对核电厂进行管理。
为了保证安全，在发生各种假设始发事件时，包括各种运行状态，在发牛设计基准事故期间和之后，以及尽实际可能在发生所选定的超设计基准事故工况下，核电厂的设计都应能够确保执行控制反应性排出堆芯热量、包容放射性物质和控制运行排放，以及限制故释放三人基本安全功能。此外，核电厂设计还应提供对电厂状况进行监测的手段，以确保实现所要求的安全功能。3.5安全分级
应首先确定属于安全重要物项的所有构筑物、系统和部件，包括仪表和控制软件，然后根据其安全功能和安全重要性分级。它们的设计、建造和维修应使其质量和可靠性与这种分级相适应。应在不同级别的构筑物、系统和部件之间提供合适的接口设计，以保证划分为较低级别的系统中的任何故障不蔓延到划分为较高级别的系统。应将执行多项安全功能的安全重要物项划入与该物项所执行的最重要功能相一致的安全等级。对于设计上专门用于应对选定的超设计基准工况的物项，应根据使用条件予以特殊考患。
核电厂中物项的具体分级原则见GB/T17569的规定。3.6电厂状态和设计限值
核电厂状态分为正常运行、预计运行事件、设计基准事故和超设计基准事故（包严重事故）4
iiKAoNiKAca
NB/T20309—2014
应为各种运行状态和设计基准事故规定一套与每个构筑物、系统或部件的主要物理参数相适应的设计限值，设计限值应满足国家核安全监管要求。3.7成熟的工程实践
安全垂要构筑物、系统和部件就应按照经批准的最新的或当前适用的规范和标准进行设计：其设计应是此前在相当使用条件下验证过的：并且这些物项的选择应与安全所要求的核电厂可靠性日标相一致。对于用作设计准则的规范和标准应加以鉴别和评价，以确定其适用性、恰当性和充分性，并根据需要进行补充或修改，以保证最后的质量与所需的安全功能相适应。3.8外部灾害的防护
3.8.1自然灾害的防护
安全重要的构筑物、系统和设备应当合理的设计以抵抗自然灾害的影响，例如在地震、龙卷风、台风、洪水、海、湖震等白然灾害的影响下不丧失安全功能。重要的安全构筑物、系统和设备的设计基准应考虑：
a）适当的考虑厂址以及周围地区有历史记载的最严重的自然灾害。并在相对精度，数量，以及历史数据积累时间跨度上都具有充分裕度：b）将正常和事故工况下的后果与白然灾害的后果进行适当组合：c）执行的安全功能的重要性。
厂址应避开高地震活动区和伴随地震活动可能出现地表破裂的危险区，并尽可能选在地震活动水平低的地区，以降低地震危险性。电厂总体抗震设计要求见3.12。应对厂址的工程水文条件进行详细调查，并结合厂址的水文特征，确定可能影响厂址安全的洪水因素，如对于滨海厂址，包括天文潮、风暴潮及波浪、假潮、海啸、海平面异常等内素及其组合，对内陆厂址，包括因降雨、溃坝、河道阻寒等因素及其组合产生的洪水。在确定厂址设计基准洪水位的评价中，应考思极端洪水串件及洪水事件组合的影啊。对厂区排水应考虑可能最大降雨产生的影响，而且要考虑适当的超设计基准水淹场景（如设计基准洪水位情况下。叠加于年一遇降雨）。应对可能影响厂址的火山活动进行详细调查，厂址应避开可能活动火山区域。3.8.2厂址附近人为灾害的防护
核电厂设计应考虑厂址所在地区的潜在外部人为事件。这些灾害可能由附近的工业活动、运输事件等所引起。
核中厂设计应考虑由永久1业和军事设施以及紧邻地区的管线所产生的灾害。此类港在灾害包括火灾、爆炸、飞射物、有毒与易燃气体释放等。核电厂设让者应考虑由运输造成的厂址地区灾害，包括陆地车辆爆炸、冲撞、飞机坠毁和水上运输船舶爆炸。设计中应从机理上论证这些灾害从设计数据库中移除的可能性。3.9内部灾害的防护
核电厂设计应考虑发生诸如以下内部灾害的可能性：火灾、爆炸、内部水、飞射物、结构塌利物体坠落、管道甩动、喷射流冲击或者破损系统或现场其他设施中的流体释放。应提供适当的预防和缓解措施，以保证核安全不受到损否3.10构筑物、系统和设备的共用5
HTiKAoNi KAca
NB/T203092014
核电厂各个机组间不应共用安全重要构筑物、系统和部件，除非此种共用不明显的削弱各机组执行安全功能的能力，并且如果一个机组发生事故，其他机组仍然可以有序地实现停堆、冷却。3.11总体布置要求
一台核电机组厂房包括核岛厂房和汽轮机厂房和电厂配套设施厂房。核岛厂房应按照功能划分，包括反应堆厂房、燃料厂房、核辅助厂房和电气厂房等。核岛布置应遵循如下准则：
a）高放射性区应尽可能紧漆：
反应堆厂房应布置在核电机组的中心：b)
c）专设安全设施应尽可能设置在靠近反应堆厂房的位置：其他核岛厂房与反应堆厂房连接区应尽可能宽些，以布置足够的安全壳贯穿件：d
e）与反应堆厂房连接的燃料厂房应正对着燃料元件的运输通道。汽轮机广房应采用沿核岛径向布置，以减少汽轮机飞射物的影响电厂配套设施厂房应根据厂区进行布置。核电厂的总平面设计按GB/T50294执行。系统布置应满足保证运行人员安全，尤其是要对工作人员进行电离辐射防护，还要保证对有检查和监督要求的设备的可接近性。
3.12抗震设计要求
核电厂应设计成当造受相当于运行安全地震震动的地震影响时，应能正常运行，当遭受相当于极限安全地震震动的影响时，应能确保反应堆冷却剂压力边界完整，反应堆安全停堆开维持安全停堆状态，且放射性物质的外逸不超过国家规定限值。核电厂中具体物项的抗震设计要求见GB/T50267。3.13设备鉴定
应采用设备鉴定的程序来确认安全重要物项能够在其整个设计运行寿期内满足处于需要起作用时的环境条件（如振动、温度、压力、喷射流冲击、电磁干扰、辐照、湿度或这些因素的任何可能组合）下执行其安全功能的要求。考的环境条件应包括预计到的正常运行，预计运行事件和设计基准事故期间的变化。
在鉴定程序中应列入可合理预计的和可能由特定运行工况（如安全壳泄蒲率定期试验）引起的异常环境条件。在可能的范围内，应该以合理的可信度表明在严重事故中必须运行的设备（如某些仪表）能够达到设计要求。
3.14缓解严重事故后果的能力
缓解严重事故后果的能力包括：a）采取适当措施避免出现高压熔堆，提高严重事故条件下的卸压能力：b）设置完善的可燃气体控制系统，控制严重事故下可燃气体的浓度：c）采取适当措施进行严重事故下熔融堆芯的冷却：d）采取适当措施维持安全壳完整性，防止安全壳超压失效：e）具有严重事故管理导则：
f）能够对严重事故状态进行必要的监测：g）在设计时采取措施为核电厂应急提供条件。6
4多重放射性产物屏障的防护
4.1反应堆核设计
NB/T20309—2014
反应堆的堆芯以及相关的冷却剂系统、控制和保护系统应当设计适当的裕度，以确保在任何正常运行工况下（包括预计运行事件）和设计基准事故中不超过规定可接受的燃料设计限值并符合辐射安全标准。
应具各探测反应堆堆芯内中子注量率分布及其变化的充分手段。具体的反应堆核设计可遵照NB/T20057.1的规定。4.2反应堆热工水力设计
反应堆热工水力设计的总口标，是为反应堆提供与堆芯产生热量能力相匹配的传热能力，并为二回路系统提供合理的一回路系统压力、温度等热工参数，在保证限制放射性产物释放的三道屏障满足各类工况的安全要求前提下，使核电厂具有良好经济性具体的反应堆热T水力设计可遵照NB/T20057.2的规定。4.3反应堆固有安全保护
反应堆的堆芯以及相关的冷却系统应设计成处于功率运行范用内，保证在任何运行况下，堆芯具有负的功率反应性系数，反应堆固有的瞬时核反馈的净效应可以补偿反应性的快速增长。反应性系数的最小和最人限值是多种参数（例如功率水平、硼浓度、燃耗等）的函数，应通过适当研究证实用于分析各种运行工况利事故1况所来用的反应性系数包络值的合理性。4.4燃料元件和组件
燃料元件和组件（包括相关组件）应设计成能满意地承受伴随在正常运行和预计运行事件中可能发生的各种劣化过程所预计的堆芯内辐照和环境条件。设计燃料元件时应考虑下列劣化因素：膨胀差和形变差、冷却剂外压、燃料元件内裂变产物所造成的附加内压、燃料组件中燃料和其他材料的辐照效应、功率变化所造成的压力和温度的变化、化学效应、静载荷、包括流致振动和机械振动在内的动载荷以及可能由变形或化学效应引起的传热性能的变化等。设计应为数据、计算和制造中的不确定因素留有裕量。燃料元件在正常运行中不得超过规定的设计限值（包括裂变产物的允许泄漏量），并且，应保证可能受预计运行事件影响的各种运行状态不得造成燃料元件显者的进一步务化，裂变产物的泄量应限于设计限值之内，并保持在最低值。燃料组件的设计应考虑到在辐照后对其结构和零件能进行适当的检查。在设计基准小故中，燃料元件应保持在原位，其变形不得达到有码丁堆芯在事故后保持足够有效冷却的程度，以及不碍控制棒的插入，并且不得超过燃料元件在设计基准事故下的规定限值。在燃料设计过程中，应在极限功率参数条件下保证足够的裕量。燃料相关组件是直接与燃料组件相关的控制棒组件、中子源组件、可燃毒物组件和阻流塞组件的总称。除控制棒组件外的所有燃料相关组件定义为固定式燃料相关组件。具体的燃料件及其相关组件的设计可送照NB/T20057.3利NB/T20057.4的规定4.5反应堆功率振荡的抑制
反应堆的堆芯以及相关的冷却剂，控制，保护系统设计成应保证不可能发生超过规定的燃料设计限值的功率振荡工况，或者在发生那些工况时，能可靠而迅速地监测并被抑制。7
NB/T20309—2014
4.6反应堆冷却剂压力边界
反应堆冷却剂压力边界的设计、制造、安装以及试验应当保证异常泄漏、裂纹的迅速扩展以及整体破裂发生的概率极低。
而且设计中应考虑到反应堆冷却剂压力边界材料在运行状态包括维修、试验工况以及设计基准事故下的所有条件，并考虑到预期受到侵蚀、蠕变、疲劳、化学环境、辐射环境和老化等众多因素影响后的寿期末特性以及在确定部件初始状态和可能的劣化速率时的任何不确定因素。反应堆冷却剂压力边界的部件的设计，制造和布置应便于在核电厂整个寿期内对压力边界定期进行充分检查和试验。
反应堆冷却剂压力边界的具体相关设计要求见6.1～6.3。4.7反应堆冷却系统设计
反应堆冷却系统以及相关的辅助、控制和保护系统的设计应当有足够的裕度，以保证在任何正常运行包括预计运行事件期间都不超过反应堆冷却系统压力边界的设计条件。反应堆冷却剂系统应具备在各种运行模式下的超压保护功能，特别要关注低温水密实工况下的超压保护。
具体的反应堆冷却系统设计可遵照NB/T20187的规定。4.8安全壳设计
安全壳的设计应保证或有助于实现下述安全功能：a
在运行状态和事故工况下包容放射性物质：在运行状态和事故工况下的辐射屏蔽b)
防御外部自然事件和人为事件，反应堆安全壳以及相关的系统提供了一个固有的密闭屏障，以防止放射性物质不可控地释放到环境中，并且在假定的事故工况所要求的时间内，不超出对安全有重要作用的安全壳的设计条件。根据设计要求，安全系统可包括：密封的构筑物：用于控制压力和温度的有关系统：以及用于隔离、管理与排除可能释放到安全壳大气中的裂变产物、氢、氧和其他物质的设施。安全壳设计应保证其在设计基准工况下的完整性，并尽实际可能降低安全壳在严重事故工况下的条件失效概率，提高严重事故下安全壳的包容能力。安全壳设计应能够确保放射性物质从核电厂向环境中的任何释放都保持在可合理达到的尽量低的水平、低于运行状态下的排放限值和低于事故工况下可接受的限值。安全壳系统设计中，应考虑到所有已确定的设计基准事故。此外，为了限制放射性物质向环境释放还应考虑设置用丁减轻某些选定的严重事故后果的设施。安全壳系统设计要求具体见第7章。安全壳的功能设计要求可遵照NB/T20097的规定。4.9仪表与控制
应设置仪表系统对正常运行，预计运行事件、事故工况下的核电厂变量和系统进行全程监测，以得到预期变化范围内的参数和系统状态，从而保证获取核电厂状态的充分信息，使反应堆运行在安全限值以内，并保持一定的安全裕度。应监测的参数和系统还包括那些可能影响裂变进程、反应堆堆芯完整性，反应堆冷却系统压力边界，安全光的完整性及其相关系统和参数，以及借以获取核电厂的安全可靠运行所必需的任何信息。
NB/T20309—2014
设计上应考虑提供适当而可靠的控制系统，以便将相关过程变量维持和限制在规定的运行范围之对任何安全重要的导出参数，如冷却水的欠热度，应配直自动记录装置。针对所涉及的核电厂各种状态的安全重要仪表应经过环境鉴定，并且为应急响应需要，仪表应适合于测量核电厂各种参数，从而对各类事件进行分类。
应设置检测仪表和记录装置，用以获取为监测设计基准事故过程和主要设备现状所需的基本信息。按安全要求，预测放射性物质可能从设计预期部位外逸的数量和位置。仪表和记录装置应足以为严重事故期间确定核电厂状态和为事故管理期间作出决策提供尽实际可能的信息。设计应充分考忠预计工况，执行动作可利用的时间和对操纵员的心理要求，以有助于操纵员成功地完成各种动作。各种安全动作应是白动的，以便在预计运行件或设计基准事故开始的一段合理的时间内，不需要操纵员的干预。此外，操纵员应能够获取适当的信息以监视白动动作的效果。在整个设计过程中应充分考虑人因问题。这不仅限于主控制室运行人员，而且包括现场运行、试验和维修等人员。在可能发生人机关系的各个方面都应提供良好完善的人机接口，以减少人员失误的可能性还应充分重视运行经验反馈。设计应有助于运行人员履行职责和执行任务，而且应限制操作失误对安全造成的影响。设计过程应注重电厂布置和设备布置以及包括维护程序和检查程序在内的有关程序，以有利丁运行人员和电厂之间的相互作用。
核电厂安全仪控系统应设计具有与拟执行的安全功能相称的可靠性和可定期测试性。应在实际可行的范用内采用各种设计技术，如可试验性（必要时包括白检能力）、故障安全性能、功能的多样性，部件设计或作原理的多样性等以防止保护功能的丧失。安全重要的仪表和控制系统可遵照NB/T20026的规定。4.10电力系统
核电厂需要提供一个厂内的和一个厂外的电力系统，以保证对于安全重要的构筑物，系统和设备可以正常执行其功能。
厂内电力系统包括蓄电池组和厂内配电系统，应有足够的独立性、元余性和可试验性能在假想单一故障情况下执行其安全功能。
核电厂设计中，应考忠核电厂安全重要系统供电可靠性有关的电网与核电厂的相互作用，包括电网供电母线的独立性和数量。从输电网到厂内配电系统的电力系统部分应采用两回实体独立的线路（路径不一定要分开传输）。这两回线路的设计和布置要使得在运行工况、假想事故工况和环境条件下同时故障的可能性降低到实际可行的最低程度。允许两条线路共用一个开关站。每回线路应设计成在丧失所有广内交流电源和另一回厂外电力线路之后，能在足够长的时间内供电，以保证不超过规定的可接受燃料设计限值和反应堆冷却剂压力边界的设计条作，这些线路中应至少有一回线路设计成在失水事敌后的儿秒钟内即可供电，以保证能维持堆芯的冷却、安全完的完整性和其他一些较为要的安全功能。无论单独或同时失去核电机组电源、电网电源或厂内电源，都应设置相应措施使保留的任意电源失去的可能性最小，并优先考忠恢复厂外电源的措施。对安全重要的电力系统的设计应当允许针对重要区域和参数（例如：线路，绝缘，连接部位，配电盘等进行定期检查和试验，以评价系统的续性及其部件的状态。系统应设计为可进行以下定期试验a）系统部件的运行或操作性能以及功能特性，比如厂内电源、继电器以及开关和母线：b）系统整体的运行或操作性能和在尽可能按近实际设计条件下，按完全的操作顺序使系统投入运行，包括保护系统中相应部分的操作，核电机组之间的供电厂外及厂内之间的电源切换等。具体的厂用电系统设计准则可遵照NB/T20051的规定。9
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