Study on Methodology and Requirements of Equipment Availability Qualification under Severe Accident in Nuclear Power Plant
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摘要: 核电厂设计和建造过程中通过对设备开展严重事故设备可用性鉴定，以确保严重事故所必需的设备在严重事故条件下能够执行预期的安全功能。本文针对现行标准规范中与严重事故设备可用性鉴定相关的要求进行研究，并结合严重事故现象和过程，提出了一套系统且具有可操作性的严重事故设备可用性鉴定方法和要求，包含基本原则、设备范围的筛选方法、环境条件确定的要求以及设备可用性鉴定的过程，并给出了典型案例。Abstract: In the design and construction of nuclear power plant, the equipment availability qualification is carried out to ensure that the equipment necessary for severe accident is capable to perform its intended safety functions under severe accident conditions. The requirements related to equipment availability qualification under severe accident proposed by the present codes and standards are studied in this paper. With consideration of the phenomena and processes of severe accidents, a set of systematic and operable methodology and requirements for the equipment availability qualification under severe accident is put forward, including the basic principles, selecting method of equipment, requirements for the environmental conditions determination, and equipment availability qualification processes, and typical example is also provided.
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图 1 严重事故与设计基准事故主要进程对比
Figure 1. Comparison between Severe Accident Process and Design Basis Accident Process
表 1 SSG-2中的4种确定论安全分析方法类型
Table 1. Four Types of Methods Provided in SSG-2 for Performing Deterministic Safety Analysis
方法
类型计算程
序特征系统可
用性假设初始条件和
边界条件保守 保守 保守 保守 综合 最佳估算 保守 保守 BEPU 最佳估算 保守 最佳估算部分最不利的条件 现实 最佳估算 最佳估算 最佳估算 
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表 2 安全壳内安全级电缆严重事故设备可用性鉴定案例
Table 2. Example of Equipment Availability Qualification under Severe Accident for Safety Classified Electric Cables in Containment
设备名称 电缆 严重事故功能 导电 设备分类 B类（同时用于设计基准事故及严重事故） 鉴定时长 长期 所需考虑的鉴定环境条件 正常运行环境（用于老化处理）；
设计基准事故环境条件（采用较为保守的方法评估）；
严重事故环境条件（采用现实方法评估）主要鉴定过程 方法一 方法二 一个样机：
1、基准功能试验；
2、老化处理；
3、辐照试验（取严重事故辐照剂量）；
4、事故温度、压力、湿度及化学条件试验（取设计基准事故与严重事故的包络环境）；
5、事故后环境试验；
6、基准功能试验样机1：
1、基准功能试验；
2、老化处理；
3、严重事故辐照试验；
4、严重事故温度、压力、湿度及化学条件试验；
5、事故后环境试验；
6、基准功能试验样机2：
1、基准功能试验；
2、老化处理；
3、设计基准事故辐照试验；
4、设计基准事故温度、压力、湿度及化学条件试验；
5、事故后环境试验；
6、基准功能试验
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[1] 国家核安全局. 核动力厂设计安全规定: HAF 102-2016[S]. 北京: 中国标准出版社,2016: 28-29. [2] 尹朝林,王超,白杉. CPR1000机组严重事故需鉴定设备梳理方法研究[J]. 科技创新与应用,2017(34): 87-88. [3] 俞高伟,马涛,孙健,等. 核电站严重事故下电气贯穿件鉴定的研究[J]. 电工电气,2019(6): 63-66,69. [4] 吴萍,郭林,刘莉. 浅析华龙一号严重事故压力变送器选型与鉴定[J]. 自动化仪表,2020, 41(3): 21-24. [5] 中华人民共和国国家质量监督检验检疫总局,中国国家标准化管理委员会. 核电厂安全级电气设备鉴定: GB/T 12727-2017[S]. 北京: 中国标准出版社,2017: 3-9. [6] 国家能源局. 核电厂安全重要电气设备鉴定环境条件分类: NB/T 20283-2014[S]. 北京: 新华出版社,2014: 2-7. [7] 国防科学技术工业委员会. 核电厂安全级电气设备质量鉴定试验方法与环境条件: EJ/T 1197-2007[S]. 北京: 国防科学技术工业委员会,2007: 2-10. [8] IAEA. Equipment qualification for nuclear installations: IAEA Safety Standards Series No. SSG-69[R]. Vienna: International Atomic Energy Agency, 2021. [9] AFCEN. Design and construction rules for electrical equipment of nuclear islands: RCC-E 2012[S]. Paris: French Association for Design, Construction and In-Service Inspection Rules for Nuclear Island Components, 2012: 61-62. [10] IAEA. Assessment of equipment capability to perform reliably under severe accident conditions: IAEA-TECDOC-1818[R]. Vienna: International Atomic Energy Agency, 2017. [11] IAEA. Deterministic safety analysis for nuclear power plants: IAEA Safety Standards Series No. SSG-2[R]. Vienna: International Atomic Energy Agency, 2019. [12] EUR. European utility requirements for LWR nuclear power plants: EUR[S]. Lyon: European Utility Requirements, 2012: 84. -
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