標準名稱： 核電廠安全重要系統和部件的實體防護 GB 13285-91
標準編號： GB 13285-91
標準正文：
　　　Physical protection for systems and components important
?????????????? to safety in nuclear power plants
????????? 國家技術監督局1991-11-30, 批準1992-08-01實施

1　主題內容與適用范圍
　　本標準規定了核電廠安全重要系統和部件的實體防護準則，并為設計者就如何防
止這類系統和部件受到危害提供指導。本標準對要求防護的系統和可能遭受的危害作
了闡述，并給出了在什么條件下不需要防護的準則。
　　本標準適用于輕水慢化和冷卻的反應堆(LWR)或石墨氣冷堆(HTGR)。本標準的一
些原則也適用于其它堆型。本標準包括對安全重要系統和部件產生的各種危害的判別，
也包括防止這類設備遭受危害的合適措施。
　　鑒于本標準的目的側重于提供實體防護的準則，因此設計者必須通過使用其它更
詳細的標準來實現本標準的要求。
2　術語
　2.1　安全停堆狀態 safe shutdown condition
　　這是反應堆的一種狀態。在這種狀態下，反應堆處于次臨界并能夠繼續維持這種
次臨界。此時，堆芯保持在一個可冷卻的幾何布置形狀并且以等于或大于冷卻衰變熱
所需的流量帶出衰變熱，保證堆芯得到足夠的連續冷卻。
　2.2　安全停堆地震 safe shutdown earthquake (SSE)
　　它是在分析核電廠所在區域和廠區的地質和地震條件，以及分析當地地表下物質
特性的基礎上所確定的、可能發生的最大地震。安全停堆地震通常取歷史上發生過的
最大地震，再加上一個安全裕量。當發生這種地震時，安全重要的構筑物、系統和部
件仍須保證履行其功能。
　2.3　安全重要部件 component important to safety
　　安全重要系統內為執行系統安全功能所需要的部件。
　2.4　安全重要系統 system important to safety
　　具有下列功能的系統稱為安全重要系統：
　　a. 有防止事件發生或減輕事件后果的能力；
　　b. 有使電廠達到安全停堆狀態并保持這種狀態的能力；
　　c. 有將廠區外輻射劑量限制在可接受限度內的能力。
　　屬于這類系統的例子包括為完成以下功能所需要的系統：反應堆停堆(或保持反應
堆在停堆狀態)、冷卻堆芯、限制堆芯破壞、冷卻另一安全系統、事故后冷卻安全殼、
控制安全殼可燃物濃度或在事故中包容、控制或減少放射性物質釋放等。安全重要系
統僅僅包括某一系統中旨在完成上列某一功能的那些組成部分，或者僅僅包括出了故
障就可能會妨礙完成上列某一功能的那些組成部分。
　2.5　單一故障 single faiture
　　使某個部件不能執行其預定安全功能的隨機故障。由某個單一隨機事件引起的所
有繼發性故障，均視為該故障的組成部分。所有的流體系統和電氣系統都應設計成不
致發生這樣的假定單一故障，即任何一個能動部件的單一故障或被動部件的單一故障，
都不會導致系統喪失其履行安全功能的能力。
　2.6　反應堆保護 reactor protection
　　由專門設計的系統所執行的下述功能：
　　a. 能自動啟動適當系統(包括反應性控制系統)，以保證在發生預計運行事件時，
規定的可接受的燃料設計限值不會被超過；
　　b. 探測事故工況并啟動安全重要系統和部件。
　2.7　防護 protection
　　對于某種特定事件或危害，為了限制其后果在可接受的限度內，在電廠設備的以
下特性，諸如距離、方位、屏障、密閉設施、約束或加強等方面所進行的專門設計。
　2.8　飛射物 missile
　　具有動能并已離開其設計位置的物體。
　2.9　功能冗余部件或系統 functionally redundant component or system
　　重復另一部件或系統的主要功能達到如下程序的一個部件或系統，即這兩個部件
或系統中的任何一個，不管另一部件或系統處于運行狀態或故障狀態，這一部件或系
統仍可以執行所要求的功能。這些部件或系統可以是實體上相同的(冗余)，也可以是
實體上不相同的(多樣)。
　2.10　管道甩動 pipe whip
　　管道斷裂后由于管內流休的噴射反作用力所發生的管道空間運動。
　2.11　化學侵蝕 chemical attack
　　化學侵蝕系指象腐蝕或有毒化學流體或易燃化學流體所造成的那一類化學作用。
　2.12　加強 harden
　　為增強對不利環境條件的防御能力所采取的措施。
　2.13　降壓事故 depressurization accident
　　氣冷堆一次冷卻劑的流失速率達到該堆假設的、流量限制器限定的最大可信速率
時而引起的與降壓有關的事件。
　2.14　抗震1類結構 seismic category 1 structure
　　在安全停堆地震期間及以后仍能執行其功能的結構。
　2.15　可接受的損壞 acceptable damage
　　如果對于某類事件的防護已滿足設計安全要求，則認為由這種事件(或幾種事件的
組合)造成的損壞是可以接受的。
　2.16　破壞概率上限 upper probability limit for damage
　　用于設計考慮的概率閾值。如果某一事件的概率等于或小于破壞概率上限，則不
必考慮它的后果。
　2.17　余熱 residual heat
　　停堆后反應堆內殘存的總熱量，包括剩余釋熱和顯熱。
　2.18　失水事故(冷卻劑喪失事故) loss of coolant accident (LOCA)
　　反應堆一次冷卻劑流失率超過補給水系統的補給能力的事故。
　2.19　事件 event
　　在核電廠設計中要考慮的某種自然現象或某種事故。一個事件可能有與其(包括其
繼發事件)相關的若干種危害。
　2.20　危害 hazard
　　在對安全重要系統或部件采取防護時所必須考慮的某種事件的特定后果。
3　防護設計方法概述
　　圖1是保證電廠的設計滿足本標準防護準則的參考流程圖。第4章給出用于這些系
統和部件的防護準則。設計者首先要判別那些必須要考慮防護的安全重要系統和部件。
這種判別應當包括與其他系統的運行接口以及該系統、部件的冗余設施和多樣性設施。
應當清楚地定義系統的邊界、該系統和部件與另一非安全重要系統和部件的直接或間
接關系。