Page 169 - 中国核能核能年鉴2017.indd

法律法规

裂纹也极不易于按快速裂纹扩展方式发展 6.2.5 反应堆堆芯的余热排出
成为失稳断裂，以便允许及时探测到裂纹。 在核动力厂停堆状态下，必须为排出

6.2.1.4 反应堆冷却剂系统的设计必须 反应堆堆芯余热提供手段，以使燃料、反
保证避免使反应堆冷却剂压力边界的部件 应堆冷却剂压力边界和安全重要构筑物不
可能出现脆性断裂的核动力厂状态。 超出设计限值。
6.2.1.5 必须使反应堆冷却剂压力边界 6.2.6 反应堆堆芯的应急冷却

内部件（如泵的叶轮和阀门部件）的设计， 6.2.6.1 必须提供冷却手段，以在核动
在所有运行状态和设计基准事故下失效的 力厂事故工况下（即使没有保持一回路冷
可能性以及随后对一回路系统内其他安全 却剂系统压力边界的完整性），能够恢复
重要部件造成的损伤最小，并为使用中可 和维持燃料的冷却。

能发生的性能劣化留有适当的裕量。 6.2.6.2 冷却反应堆堆芯的手段必须能
6.2.2 反应堆冷却剂压力边界的超压 够保证：
保护 （1）不超过包壳或燃料完整性参数
必须采取措施保证卸压装置的动作能 限值（如温度）；

够避免反应堆冷却剂系统压力边界出现超 （2）可能出现的化学反应保持在可
压，并不会导致放射性物质从核动力厂向 接受水平；
环境直接释放。 （3）应急堆芯冷却手段可有效补偿
6.2.3 反应堆冷却剂的装量 燃料和堆内结构变形的影响；

必须采取措施来控制反应堆冷却剂的 （4）反应堆堆芯冷却能保持足够长
装量、温度和压力，以在核动力厂任何运 的时间。
行状态下（恰当考虑容积变化和泄漏）使 6.2.6.3 必须提供设计手段（如泄漏探
其均不超过规定的设计限值。 测系统、适当的互相连接和隔离能力）及

6.2.4 反应堆冷却剂的净化 考虑适当的多重性和多样性，以对每个假
6.2.4.1 必须在核动力厂内设置适当的 设始发事件都切实地满足 6.2.6.2 节的要
设施，以去除反应堆冷却剂中的放射性物 求。
质（包括活化腐蚀产物和源自燃料的裂变 6.2.7 热量向最终热阱的传输

产物）和非放射性物质。 6.2.7.1 在核动力厂所有状态下，都必
6.2.4.2 所需系统的能力必须基于规定 须保证具有将热量传输到最终热阱的能
的容许燃料泄漏设计限值和保守的裕量， 力。
以保证核动力厂可在回路中的放射性水平 6.2.7.2 在必须由热量传输系统实现传

可合理达到的尽量低的情况下运行。同时 热功能的核动力厂状态下，热量传输系统
保证放射性释放低于规定排放限值，并可 必须具有足够的可靠性。这可能要求采用
合理达到的尽量低。 多样化的最终热阱或多样化的排热途径将

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