CAN3 N290.1-1980(R2011)
CANDU 核电站停堆系统要求

Requirements for the Shutdown Systems of CANDU Nuclear Power Plants

标准号

CAN3 N290.1-1980(R2011)

发布

2000年

发布单位

SCC

当前最新

CAN3 N290.1-1980(R2011)

 

 

适用范围

1. 范围 1.1 本标准主要涉及停堆系统的核安全，即停堆系统在潜在危险情况下终止核反应的能力。但是，本标准认识到，停堆系统重复不必要的操作将不必要地给核电站带来压力，并可能导致系统和部件早期故障。因此，本标准针对两个目标： (a) 确保停堆系统在需要时按预期运行； (b) 在不存在潜在危险情况时尽量减少停堆系统运行。,, 1.2 本标准适用于停堆系统的所有部件，涵盖所涉及的所有工程学科，包括机械、工艺、电气、仪表和控制设计。,, 1.3 CANDU 核电站的所有系统都属于以下两类之一： (a) 工艺系统。这些是核电站在寿命期间在任何预期的规定状态下运行所需的所有核系统和常规系统； (b) 特殊安全系统。这些系统专门纳入工厂设计，以防止工厂工艺系统发生故障，或限制或减轻此类故障的后果，从而确保向环境和公众释放的任何放射性物质保持在可接受的限度内。 ,, 1.4 特殊安全系统包括以下系统：一个或两个停机系统、紧急冷却剂注入系统和遏制系统。停机系统是那些监控工厂状况并在必要时终止核反应（反应堆跳闸）的特殊安全系统，以便其余工厂系统能够确保公众的安全。 注：在工厂设计中纳入这些系统的理念在论文“反应堆许可和安全要求”中给出，DG Hurst 和 FC Boyd，72-CNA-102。 ,, 1.5 本标准仅适用于停机系统。如果工厂设计包含两个这样的系统，则应将其平等应用于每个系统。值得注意的是，根据 AECB 许可文件 #13《反应堆两套停机系统的使用》（1977 年 1 月 11 日），除非原子能控制委员会另行批准，否则 1977 年 1 月 1 日之后在加拿大获得建造许可的所有核电反应堆都应采用两套独立的停机系统。
1.6 停机系统的设计基础应在特定核电站的安全报告和相关事故分析报告中确定，并应记录在系统设计手册中（见第 5.2.1 条）。本标准不讨论停机系统应发挥什么作用，也不提供评估系统在履行这些作用时的性能能力的方法；而是指出系统应满足的详细要求，以便它们能够以可接受的保证履行其规定的作用。

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