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核電廠安全重要系統和部件的實體防護(GB 13285-91) -個人劑量報警儀|個人劑量儀|中子測量儀|表面污染儀|輻射報警儀|輻射檢測儀-上海仁日輻射防護設備有限公司

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標準與法規

核電廠安全重要系統和部件的實體防護(GB 13285-91)

2005/10/1 20:56:00

國家技術監督局1990-11-30, 批準1991-08-01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。

                 ┌─────────────────────┐
                 │列出可能需要防護的部件（根據規定和導則）  │
                 └──────────┬──────────┘
                 ┌──────────┴──────────┐
                 │列出可能需要加防護的各種危害(本標準第5章) │
                 └──────────┬──────────┘
                 ┌──────────┴──────────┐
                 │  進行故障模式和后果分析                  │
                 └──────────┬──────────┘
                 ┌──────────┴──────────┐
                 │  找出必須要提供防護的系統和部件          │
                 └──────────┬──────────┘
                 ┌──────────┴──────────┐
                 │ 估計危害對系統功能的影響                 │
                 └──────────┬──────────┘
                 ┌──────────┴──────────┐
           ┌──┤是否損害系統功能以致需要防護？(第4和第6章)│
           │    └──────────┬──────────┘
         非│                          │是
           │    ┌──────────┴──────────┐
           │是┌┤是否能夠減弱危害（程度和概率）以致不損害  ├┐
           │  ││功能和不需要防護？（本標準第6章）         ││非
           │  │└─────────────────────┘│
           │減│少危害                                    ┌─┘
           │  │                                 要提供防護
          不需要防護                            （本標準第6、7章）
                         圖1    本標準應用指南

　　在第4章中，根據功能討論各系統和部件。可以用余熱排出系統來說明為何需要防
護以及如何完成這種防護，并在下列三種范圍內討論防護準則：
　　a. 反應堆冷卻劑壓力邊界；
　　b. 反應堆安全殼；
　　c. 安全重要系統。
　　要注意：本標準不規定哪些系統或部件是安全重要的或什么情況下需要設置冗余
設施或多樣性設施的準則。為了列出新設計的電廠的安全重要系統和部件，設計者必
須參考有關標準和本標準第4章的防護準則。一旦那些安全重要系統和部件以及它們的
冗余性和多樣性的要求確定下來，設計者就必須確定一定需要加防護的各種危害。本
標準第5章列出并討論了某些這樣的危害。在對各種危害的鑒別中，設計者除了必須考
慮某系統本身某個部分發生的事件(例如系統中一條管道斷裂)外，還必須考慮該系統
的外部事件(如火災、地震、洪水等)。
　　設計者應當用本標準作指南，研究一種進行詳細“故障模式和后果分析”的程序。
根據設計得的選擇，這種程序可以包括圖表、方陣等等的應用。
　　這程序要求對各種假想事件進行系統的分析，并將分析的結果用于確定所論及的
事件對安全重要系統有什么影響。
　　然后設計者要估算每一種可能的危害對列出的安全重要系統和部件的影響，并確
定其損壞程度是否可以接受。這種估算可能需要應用其它的更為詳細的標準。第六章
在完成這種估算之后，為設計得列出了可資選擇的方案，并作出是否需要防護的結論。
第七章對設計者已確認要加防護的安全重要系統和部件規定了可以應用的各種防護方
法。第八章給出了有關防護方法的進一步的指南。
　　估算方法應當具有這樣的形式，它允許根據需要使分析不斷更新，并且能為滿足
各種防護要求提供設計依據的記錄。附錄B(參考件)提供了應用舉例。
4　防護準則
　4.1　總則
　　為了使某一事件產生的危害不對安全重要系統和部件產生不可接受的損壞，必須
提供防護。
　4.2　安全重要系統舉例
　　安全重要系統包括(但不限于)具有下列功能的系統：
　　a. 堆芯應急冷卻；
　　b. 余熱排出；
　　c. 安全殼隔離、排熱和易燃氣體控制；
　　d. 安全殼內空氣凈化；
　　e. 應急供電；
　　f. 反應堆保護；
　　g. 安全重要部件的輔助支持設施(如冷卻)
　　h. 保證事故后控制室的可居留性。
　4.3　可能要求防護的部件
　　為了有效地執行4.2條列出的各種功能，執行安全功能的系統(通常稱為“安全系
統”)、為保證這些系統運行所必需的輔助支持系統以及為了觸發或利用這些系統所需
要的有關保護系統和執行機構全都必須協同工作。為了實現所需的安全功能，對使各
種系統成功運轉所必需的所有機械部件、儀表和控制部件以及電氣部件都必須提供防
護。在事故期間或事故后控制期間，為了使得操作人員能采取重要手動操作去引入或
保持所要求安全功能所需的監督設備也必須同樣地加以防護。除了對儀表進行防護外，
應將儀表設計成能在事故和事故后保持足夠的精度，以便操作人員對于事故作出正確
判斷。
　4.4　關于特定系統和部件的防護準則
　4.4.1　反應堆冷卻劑壓力邊界
　　必須給反應堆冷卻劑壓力邊界提供防護，以達到：
　　a. 不會由于反應堆冷卻劑壓力邊界以外的某一系統、構筑物或部件的故障或者冷
卻劑壓力邊界外的其它事件引起輕水堆失水事故或高溫氣冷堆降壓事故；
　　b. 本身不是失水事故或降壓事故的反應堆冷卻劑壓力邊界斷裂，不會導致失水事
故或降壓事故(例如不會發生一條壓力邊界管道故障導致另一條壓力邊界管道故障，以
致組合的總破口導致失水事故)；
　　c. 反應堆冷卻劑壓力邊界管道斷裂不會使安全重要系統或部件(包括其支持或約
束件)的功能降到小于保護堆芯以抗御設計基準失水事故或降壓事故和維持安全停堆狀
態所需的最低限度。如果需要，必須考慮單一故障與廠外電源喪失的并發事故。
　4.4.2　反應堆安全殼
　　對于任何事件，必須保持反應堆安全殼的功能(即不超過安全殼的設計泄漏率)，
除非能夠證明廠區外總劑量在可接受的限度內。事件發生時用于維持反應堆安全殼功
能所必需的系統，必須滿足4.4.3條的系統防護準則。
　4.4.3　安全重要系統
　4.4.3.1　功能冗余系統
　　對于任一特定事件，可能需要運行某些安全重要系統以執行下列功能：
　　a. 減輕特定事件的后果；
　　b. 使反應堆達到并維持在安全停堆狀態；
　　c. 限制某一特定事件產生的廠區外劑量在可接受的限度內。
　　對于 特定事件所需要工作的那些安全重要系統而言，為防止該事件或減輕該事件
的后果，必須就該事件對這些系統提供防護，以便在需要系統發揮作用的期間保持其
功能。如果需要，必須考慮單一故障和廠外電源喪失的并發事故。
　　作為解釋上述情況的一個例子，假定A和B是冗余安全重要系統，并且假設其中一
系統有一單個能動故障。對于需要啟動這種系統功能的某一事件，必須防止由于這一
事件使A和B都受到危害(見8.1.1條圖3和圖4)。這是因為兩系統中的一個系統(A
或B)單一能動故障要求余下的系統去減輕該事件的后果。
　　對于某一特定事件不必動作的那些安全重要系統，不必為此事件的危害對它們提
供防護，除非這些系統故障反過來導致對該事件要求動作的系統發生故障。
　4.4.3.2　非冗余安全重要部件
　　一個非冗余但又是安全重要的部件必須得到防護，以免該部件可能受到使其喪失
所需功能的那些事件的影響。
　4.4.3.3　含有放射性物質的系統
　　如果該系統上的事件的后果可能導致廠外劑量超出可接受限值，必須為貯存放射
性物質的設備和放射性廢物系統內貯存放射性物質的設備提供防護。
　4.4.3.4　多堆電廠各機組之間共用的系統和部件
　　共同的系統必須滿足本標準第4章的要求。此外：
　　a. 一個機組上的事件不許導致共用安全重要系統的能力低于為減輕該機組的這一
事件后果所需要的能力、或低于為限制這一事件造成的廠區外輻射劑量在可接受的限
值內以及使各機組達到安全停堆和保持在安全停堆狀態所需要的能力；
　　b. 共用系統內的事件決不允許妨礙各機組安全停堆。
5　電廠的各種危害
　　本章判別核電廠內部或外部可能存在的某些危害。必須按第4章的要求考慮防止電
廠的系統和部件遭受這些危害。對核電廠造成這些危害的某些事件發生在核電廠的外
部(例如地震造成的振動、潰壩造成的洪水、龍卷風造成的雜物填塞)。凡外部事件可
能發生的地方，必須對安全重要系統和部件提供防護，避免其受到由此引起的危害的
影響，對處于電廠主廠房外的安全重要系統和部件也必須同樣提供防護。
　5.1　需鑒別的各種危害
　　在防護設計時必須要考慮的各種事件產生的一些危害是：
　　a. 飛射物；
　　b. 壓力、壓差；
　　c. 溫度；
　　d. 管道甩動；
　　e. 流體噴射；
　　f. 火災；
　　g. 輻射；
　　h. 蒸汽和濕汽；
　　i. 化學侵蝕；
　　j. 水淹；
　　k. 雜物堵塞。
　　表1列出了某些危害和可能造成這些危害的事件的實例。
                       表1　要考慮的各種危害的實例
━━━━━━━━━┯━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━
    危　害        │                事　　　件
─────────┼───────────────────────────
飛射物            │風、爆炸、地震
─────────┼───────────────────────────
超壓、壓差和溫度  │管道斷裂、爆炸、安全閥釋放、火災、颶風以及采暖、通風、
                  │空調(HVAC)等設備故障
─────────┼───────────────────────────
火災              │可燃物爆炸、易燃物著火、雷擊、電氣故障
─────────┼───────────────────────────
輻射              │失水事故、降壓事故
─────────┼───────────────────────────
化學侵蝕          │管道斷裂、化學噴淋起動、化學爆炸、氣瓶泄漏、電氣故障
─────────┼───────────────────────────
蒸汽和濕氣        │管道斷裂、安全閥釋放、爆炸、噴淋或滅火系統起動、洪水
─────────┼───────────────────────────
水淹              │地震、洪水、波浪爬高、管道斷裂、海嘯或湖震、噴淋或滅
                  │火系統起動
─────────┼───────────────────────────
雜物堵塞          │沙暴、管道斷裂、地震、爆炸、冷凍氣溫、噴淋或滅火系統
                  │動作，火災、龍卷風
─────────┼───────────────────────────
管道甩動          │管道斷裂
─────────┼───────────────────────────
流體噴射          │管道斷裂
━━━━━━━━━┷━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━

　5.2　對于危害的總的考慮
　　在確定部件防護要求時，必須對危害給出下列總的考慮：
　　a. 危害的來源、規模和持續時間；
　　b. 危害的具體方位、被防護部件的具體布置及在該區域內構筑物的具體形狀；
　　c. 傳播危害到另一區域的可能性，或者該危害引發另一事件的可能性；
　　d. 借助保護系統或操作人員動作或者上述兩者結合對危害的阻止；
　　e. 危害可能引起的二次效應，例如由于飛射物撞擊造成的散落，由于火災控制設
備起動造成的水淹，由于流體系統故障或失靈造成的水淹、其它系統的自動起動，或
使得需要通行的地區變得不能接近。
　5.3　各種危害的論述
　5.3.1　飛射物
　　能夠產生飛射物的能源包括(但不限于)：
　　a. 流體能；
　　b. 機械動能；
　　c. 機械變形能；
　　d. 化學能；
　　e. 重力勢能；
　　f. 自然現象能量；
　　g. 運輸工具能量；
　　h. 電能。
　5.3.2　壓力、壓差和溫度
　　管道斷裂、爆炸和安全閥釋放是在密閉設施空間內增加壓力和溫度、在密閉設施
的壁或板兩側上增加壓差的事件例子。
　　壓力增加到足以使壁或板發生損壞就可能使得部件喪失功能。比起壓力在部件本
身上的影響來，上述壓力的非直接影響通常是設計上要考慮的更為重要的因素。如果
部件(例如大貯罐、通風設備或隔膜閥操作機構)沒有設計成能承受外壓作用，外壓增
加就可能使部件直接損壞。
　　溫度過高有使部件喪失功能的可能。在高溫下可能出故障的實例是：軸承、電纜、
電動機繞組、閥門執行機構和結構支撐件。在計算事故溫度時可以考慮這些區域的自
然熱阱。某些氣態滅火系統(如二氧化碳)所產生的溫度驟降可能對某種部件(例如蓄電
池殼)產生熱沖擊。
　　管道系統破裂可能在部件上產生壓力瞬變、壓差或噴射撞擊，使該部件產生不可
接受的損壞。此外，高能管道破裂還能產生不可接受的溫度效應。
　5.3.3　火災
　　火災是核電廠安全重要系統的部件可運行性的潛在危害，是控制室可居留性的潛
在危害。由于溫度升高、煙霧和缺氧，可能產生一種有害的環境。火災也可能導致釋
放有害的化學物質，可能產生一種不可接近的區域，它還可以擴展成象爆炸之類的其
它危害或使構筑物的支撐失效。消防管道破裂后果(即水淹)或消防系統誤動作的后果
也應考慮是一種危害。
　5.3.4　輻射
　　設計者必須把某些事件造成的輻射可能性看成電廠內的一種危害。一些部件在執
行其功能的期間可能要求防護使其免受事故產生的輻射影響。
　　對于安裝在安全殼內的安全重要系統，設計者必須考慮失水事故后或降壓事故后
的輻射不平。對于在安全殼外的安全重要系統，必須考慮失水事故后或降壓事故后這
些系統附近的輻射水平。要考慮管道系統內長期放射性流體循環的影響；還要考慮大
量放射性物質的事故釋放，若不加防護就會對控制室可居留性產生有害的影響。
　　設計者在確定系統性能時必須考慮事故輻射和最大正常累積輻射兩者的結合。
　5.3.5　蒸氣和濕汽
　　那些如表1所列的事件可能在安全重要的機械和電氣系統及部件上產生溫度、壓力
和濕氣影響。蒸汽和濕氣的不利影響包括操作人員不可通行、凝結效應、對電絕緣和
熱絕緣的影響、降低能見度、對活性碳過濾器和通風系統的影響及加速腐蝕。
　5.3.6　化學侵蝕
　　化學侵蝕可能造成設備損壞或者妨礙電廠人員去進行必要的手動操作而危害電廠
安全重要部件的可運行性。如果任化學侵蝕蔓延，它可以產生火災、爆炸或過量腐蝕。
從氣體爆炸或從氣瓶或現場氣罐、鄰近工業設施或商用運輸工具產生或釋放的化學氣
體都可能有危害，這種氣體可能爆炸、有毒、易燃、多煙或兼而有之。在凡屬可能出
現這種情況的地方，電廠工作人員可能需要防護，以免受到這些危害的影響。
　5.3.7　水淹
　　水淹作為一種危害，可能是由于流體系統部件損壞而導致液體(主要是水)無控制
地釋放，或由于降雨、海嘯和大水體上的颶風等自然現象而造成。水淹的危害程度，
以及由此對防護提出的要求取決于：
　　a. 液體量；
　　b. 液體進入和排出的速率；
　　c. 液體進入和排出的方式；
　　d. 其它系統的響應；
　　e. 所論及區域的具體布置。
　　涉及的水量取決于水源的大小，如果有自動或手動隔離動作的話，還取決于這類
動作的后果。一般把閉合式設備冷卻水系統或水箱認為是“有限”水源；而把為廠用
水系統供水的海洋、河流或由于自然現象出現的大范圍的洪水認為是“無限”水源。
自動或手動隔離動作可以是關閉流入點上游的隔離閥或者關閉水泵，從而除掉了導致
水淹的動力。
　　流入和排出的速率取決于流體流入和排出口(例如管徑、門洞、排泄孔等)的尺寸
以及導致水淹的動力(例如加壓罐的壓力、泵的揚程和水靜壓頭)的大小。
　　應注意液體流入的方式。如果液體的流入，僅僅增加液位，例如通過敞開的門洞
流入，那么只考慮浸泡的危害；如果水是由于管道破裂而以噴射或蒸汽的方式進入，
那么就應考慮將受影響區弄濕以及發生水淹的危害。
　　其它系統和(或)部件(如地坑排水泵)的響應也會對水淹危害的程度有影響。如果
流入的流量小于地坑排水泵和排泄設備的流量，并且能夠證實在事件發生的狀態下，
地坑排水泵能夠發揮作用，那么就排除水淹的可能。
　　作為一種危害，水淹能夠產生許多可能導致安全重要系統和部件喪失功能的不利
后果。這些后果包括(但不限于)：\;a. 由于水靜壓頭使墻壁、地板和設備承受過高
荷載；
　　b. 由于水淹產生過高的濕度；
　　c. 喪失流體總量和凈正吸入壓頭；
　　d. 電氣故障；
　　e. 腐蝕。
　5.3.8　雜物堵塞
　　碎塊堵塞被看成一種危害，它能由某一事件產生，它可能堵塞集水坑或堵塞為了
減輕該事件后果而必需通向設備的通道。例如，管道斷裂和噴射撞擊可能使保溫層材
料大量散落造成堵塞而成為危害。
6　對于防護必要性的估計
　　首先設計者必須盡力消除或排除有關的危害，其次就是要把事件的概率降到可接
受的低水平。
　6.1　不需要防護的準則
　　對于第3章中所確定的每種危害，設計者必須得出如下結論之一：
　6.1.1　由于危害將不妨礙系統執行其安全功能，或者采用不會由于這一危害而損壞
的其它手段來完成該安全功能，因而不需防護。例如，如果一臺泵能潛水工作，那么
就不必考慮水淹的危害。
　6.1.2　由于危害能被消除或減少到可接受程度，因而不需防護。例如火災危害可以
用替換可燃材料或者把易燃材料搬走的方法而消除，在密閉設施內過高壓力可以借助
于通氣孔而降到可接受的水平。
　6.1.3　由于對某一特定事件，并不要求系統動作，因而不必對保持該系統功能上的
冗余性作防護。
　6.1.4　對于廠區各機組的任何事件(或幾種事件的適當組合)，其危害發生與其不
可接受后果的組合概率以每年計算等于或小于10＾-7，則不需要防護。某些事件
或幾種事件(和它們有關的危害)的組合，即使預計它們的概率可能少于10＾-7(以每年
計算)，只要這些事件在歷史上發生過，就要求作為電廠安全設計的設計基準事件來估
算。
　　10＾-7的合理性是以歷史條件為依據的。本標準中列出的這一數值和概率方
法僅作為一個指南，并在用到準則6.1.4時對實體防護提供一個系統的方法。如果要使
用這種方法，設計者必須估算電廠的每一潛在事件(或各事件的組合)，并證實各事件
發生和使安全重要系統損壞的組合概率非常低，或者對安全重要系統的損壞是可接受
的。
　　對于設計工況Ⅳ(嚴重事故)的事件，其不可接受的損壞后果是導致使公眾受到超
出輻射防護允許的輻射傷害。組合概率要考慮以下各點：
　　a. 所有獨立事件(或幾種事件的組合)的發生概率；
　　b. 電廠的所有獨立運行工況的發生概率；
　　c. 一旦受到損壞，導致公眾遭受超出輻射防護規定限值的輻射傷害的概率。
　　對于設計工況Ⅳ的各事件，即超出輻射防護限值是不可接受的那些事件，對每個
廠址每年計算的破壞概率上限是10＾-7(將來還可能規定其它的破壞概率上限數值)。
設計者必須根據特定的核電廠就這些事件的后果的破壞概率上限數值小于規定值作
出判斷，并且必須為這些數值提供證明。
　　其他的設計要求，象假設的與失水事故或降壓事故同時發生的單一故障、與廠外
電源斷電同時發生的單一故障，一定要滿足的那些設計要求，必須符合其他相應標準
中給出的要求。
　6.1.5　如果不能得出6.1.1－6.1.4的一種結論，并且潛在的損壞是不可接受的，
則設計者必須使用本標準第7章和第8章的方法去提供防護，使其損壞降到可接受水平。
　6.2　概率估算
　　附錄A(參考件)匯總了概率估算的方法。然而，在許多情況下概率定量估算無必要
或不實際。當危害是可接受的或者用實際設計方法使得危害可以接受，則就不必作概
率估算。對于其它情況，或者可靠性數據還不能足以說明給出的概率是非常低，或者
計算方法還不夠完善，在這種情況下，概率估算方法可以用保守的和適當的工程判斷
來補充。在要求作這種工程判斷的時候，一個相關工業收集數據的計劃或者其它可應
用的技術基礎要確立起來，這些數據和技術將使所作出的判斷在一個合理的時間范圍
內可信。
7　防護方法
　　把防護準則用于電廠設計的最佳時間，是在對安全重要系統和部件以及那些可能
給安全重要系統和部件產生危害的系統進行布置的最初階段。較早地認識到可能給安
全重要系統產生的各種危害，會給設計者提供一個機會去及時考慮系統的設計，因而
可以使對經濟造成的影響和可能的對建造的拖延減至最少。
　　在電廠設計的最初階段對冗余安全重要系統進行布置，使這些冗余系統不在同一
區域是一個節省的做法。例如各冗余安全重要系統可以安排在各密閉設施、不同的隔
間和管廊內，或者在不同的廠房標高上。和使用專門經費去滿足防護準則的其它防護
技術相比，在實施冗余安全系統防護時，使用電廠基本設施的作法是可取的。
　　在電廠設計中較早地應用防護準則，可以最有效地使用不同的防護方法。設計者
應當認識到某些防護措施可防止多種危害。例如隔間可用來防止發生在隔間處的飛射
物、水淹、濕氣和加熱等。在某些情況下，應用空間間隔來防飛射物、噴射、撞擊、
可能的水淹以及由于著火發出的輻射熱。優先選擇作為安全重要冗余系統的防護方法，
是安排這類系統或這類系統的有關部分通過不同的管廊或密閉設施，即使它們不會彼
此危害各自的功能，也要這樣作。
　　通常，防護是否適當的問題取決于兩個基本概念。首先，必須要考慮危害的破壞
特性；其次，必須估計被防護部件的易損壞性。要列出各種可能的危害的組合和必需
要給以防護的部件的清單是不可能的。這時在評價是否已給安全重要系統提供了充足
防護時，負責設計的工程師的經驗和判斷將起決定作用。
　　設計者可以利用下列方法實現防護。設計者的責任在于確定這些方法中的哪些是
最現實和有效的：
　　a. 距離；
　　b. 方位；
　　c. 屏障；
　　d. 密閉設施；
　　e. 約束；
　　f. 加強。
　　具體要使用的方法將取決于所考慮的電廠內的實際特點和潛在的危害。
　　除了象屏障或密閉設施這類“被動”措施外，應當考慮防止某些危害的“主動”
措施。例如，為了使“被動”隔離設計合理，主動救火設施、環境控制設施(如通風入
口的新風閥)、積水排出裝置等等是必要的或者是理想的。
　7.1　距離
　　距離是危害與被防護系統和部件之間在垂直方向和水平方向上的空間間隔。在可
能的危害與安全重要系統和部件之間隔開適當的距離是一種有效的防護方法。凡是僅
用距離來隔開危害的地方，設計者必須論證對于所涉及的危害，其所隔開的距離是足
夠的。對于影響面大的那些危害(即高能流體管道斷裂或水淹)，用其他某種防護方法
也許更合適和可行。
　7.2　方位
　　方位防護就是改變潛在危害方向或者把安全重要系統安排在這種危害的影響區外。
這種方法與距離防護關系密切，因此要求設計者作出類似的論證。
　7.3　屏障和密閉設施
　　屏障是在安全重要系統和部件與可能的危害之間插入的非能動的實體裝置或構筑
物，以防止損壞或將損壞限制在可接受的水平。密閉設施是包圍一個設備的可識別的
外殼或構筑物。用于防護安全重要系統的屏障類似于其它防護措施(如隔間)，所不同
的是屏障往往僅用于抑制危害。屏障和密閉設施能夠用于防水淹、管道甩動、噴射撞
擊、飛射物等等，如果設計得體，能夠用于減少環境的影響。屏障和密閉設施可以用
于隔離危害源，也可以用來防護系統或部件。設計者還應當認識到，某些安裝的設備
物項本身能夠提供適當的防護屏障，其條件是要根據合適的設計基準進行論證。
　　凡要用屏障或密閉設施提供防護的地方，屏障或密閉設施必須設計成能經受任何
可能的危害(象外部管道甩動、流體噴射力或壓差)的極限影響。此外，必須注意設計
的細節以防止屏障設計降級或由于象通風或壓力釋放孔或門洞這類物項使屏障功能失
效。如果由于可能發生的地震危害，或者如果屏障因地震失效可能使安全重要系統產
生不可接受的損壞，那么屏障和密閉設施還必須按抗震1類結構準則進行設計。
　7.4　約束
　　約束是一種能對安全重要系統加以防護的附加措施。本標準所用“約束”一詞系
指一種器械或一套器械，它們的功能是當一設備或一管道發生概率相當低的重大故障
時，將它們的運動限制在安全限度內。這類事件的典型例子是管道斷裂。對于這種事
件，可以將約束件設計成減少對相鄰的安全重要設備的管道甩擊或者噴射撞擊；另外
可以將其設計成限制從斷口兩端泄放全流量的一部分，以減輕事故后果。
　　由于約束僅在故障工況后才起作用，可以把它合理地設計成“一次性使用”。例
如可以允許管道甩動限制器變形到塑性范圍。與支撐不同，在正常或異常運行工況期
間，約束都不妨礙運動。然而只要在設計中對于器械的每種功能單獨地或相互關聯地
作了充分的估算，并在相應的部件設計技術要求中對雙重功能已做了適當規定，就允
許器械具有約束和支撐雙重功能。在這種情況下，器械中與支撐相關的那些部件必須
按支撐件的要求作設計，而與約束功能有關的部件就不必按支撐件的要求設計。
　7.5　加強
　　加強是通過使受防護部件的易損壞性降低到可接受的水平來提供防護，例如增加
厚度和(或)使用更堅固的材料。加強是一種可取的防護方法；在某些情況下，它是唯
一現實的防護方法，無論是為了降低可能產生的危害或者為了使被防護部件的損壞降
低到可接受限度內，可能要更改部件的材料設計。設計者必須證明這種更改和由此而
得到的防護是合理的。
8　防護方法的實施
　8.1　基本概念
　8.1.1　功能冗余系統
　　某些安全系統作為保證電廠安全的一部分，在電廠遭受危害時，它們必須維持系
統功能(見4.4.3.1條)。圖2、圖3和圖4從概念上描述了與這些系統有關的三種邏輯狀
態。圖中A和B是冗余安全重要系統的部件，H是危害。
      ┌─┐               ┌─┐                ┌─┐
      │A │               │H │                │H │
      └─┘               └─┘                └─┘
  ┏━━━━━┓       ┏━━━━━┓        ┏━━━━━┓
  ┃  防護    ┃       ┃  防護    ┃        ┃  防護    ┃
  ┗━━━━━┛       ┗━━━━━┛        ┗━┓  ┏━┛
      ┌─┐            ┌─┐┌─┐       ┌─┐┃  ┃┌─┐
      │B │            │A ││B │       │A │┃  ┃│B │
      └─┘            └─┘└─┘       └─┘┃  ┃└─┘
                                                 ┗━┛
       圖2                   圖3                    圖4

　　圖2僅適用于系統A的部件對系統B的部件可能構成危害，而不存在其它危害影響A
或B的情況。圖3說明系統A和B不會彼此構成危害，但它們均易受同一危害影響的情況。
圖4表示系統A和B彼此構成危害，而且它們又易遭受某一公共危害的影響。
　　本條也適用于多堆核電廠中具有功能冗余的共同系統(見4.4.3.4)。
　8.1.2　其它安全重要系統或部件的防護
　　4.4條將下列各項歸為其它(非冗余)安全重要系統：
　　a.反應堆冷卻劑壓力邊界(RCPB)；
　　b. 反應堆安全殼；
　　c. 非冗余部件；
　　d. 含有放射性物質的系統。
　　圖5、圖6和圖7從概念上描述了反應堆冷卻劑壓力邊界有關的各種狀態。圖中H是
RCPB外部的危害。RCS代表反應堆冷卻劑系統的一種斷裂，這種斷裂本身不是一種失
水事故或降壓事故。ECCS表示用于輕水堆的堆芯應急冷卻系統(或高溫氣冷堆余熱排出
系統)。
    ┌───┐       ┌───┐       ┌───┐       ┌───┐
    │  H   │       │ RCS  │       │ RCPB │       │  H   │
    └───┘       └───┘       └───┘       └───┘
  ┏━━━━━┓   ┏━━━━━┓   ┏━━━━━┓   ┏━━━━━┓
  ┃  防護    ┃   ┃  防護    ┃   ┃  防護    ┃   ┃  防護    ┃
  ┗━━━━━┛   ┗━━━━━┛   ┗━━━━━┛   ┗━━━━━┛
    ┌───┐       ┌───┐       ┌───┐       ┌───┐
    │ RCPB │       │ RCPB │       │ ECCS │       │  C   │
    └───┘       └───┘       └───┘       └───┘
       圖5              圖6              圖7         圖8 其它部件的防護

　　圖8從概念上描述與反應堆安全殼、非冗余的安全重要部件或含有放射性物質的系
統(在圖8中用C代表它們)有關的狀態。H是4.4.2、4.4.3.2和4.4.2.3條所論述的可
能使C失去所需功能的危害。
　8.2　對特定危害的防護
　8.2.1　飛射物
　　通常應當盡可能將安全重要系統布置在無飛射物危害的區域內。其防護方法如下
：
　8.2.1.1　飛射物源的方位
　　凡屬不能重新布置潛在飛射物源(如溫度計套管和閥門桿)的場所和不能重新布置
被防護部件的場所，設計者應使飛射物源的方位偏離安全重要系統。要考慮飛射物回
彈的可能性。
　8.2.1.2　屏障或密閉設施
　　可以將密閉設施、單獨的飛射物屏蔽或隔間墻壁用作屏障。通常把這些屏障設計
成能擋住某種飛射物。它們通常用混凝土或鋼材制成，也可用其他材料。必須計算飛
射物的沖擊力和對屏障的貫穿程度。對混凝土屏障應考慮撞擊散落和二次飛射物這類
二次效應。可以完全阻止飛射物的另一種方法是利用屏蔽去部分地吸收飛射物能量或
者改變它們的方向。
　　密閉設施上的任何開孔不允許外部管道斷裂流出的流體(蒸汽或水)進入密閉設施，
使被密閉部件出現不可接受的損壞。
　　密閉設施內的風管、電纜托架、管道或其它部件(包括它們的支撐)，至少必須與
被密閉部件具有相同的抗震設計水平，如果達不到這一要求，則必須把它們安排在發
生地震時不會因其倒塌或故障而使被防護部件產生不可接受的損壞的地方。
　8.2.1.3　距離
　　保持飛射物和部件之間一定的距離是一種合理的防護方法，應該證明：
　　a. 飛射物的能量不足以達到或不會損壞部件；
　　b. 部件不處于飛射物經過及其回彈的路途上。
　8.2.1.4　約束
　　凡屬不采用其他方法的場合，設計得可以選用約束飛射物的方法。例如可以在閥
桿上方安裝鋼板以防止閥桿射出，或者在管道上安裝約束件以限制管道斷裂后的甩動。
　8.2.1.5　加強
　　可以加固靶物或者潛在的飛射物源，例如可增加泵殼的厚度以減少葉輪飛射的可
能性，或可以增加管子的壁厚，使得可能的飛射物不會產生不可接受的損壞。
　8.2.2　壓力、壓差和溫度
　　如果部件處于溫度、壓力危害區，并且如果不滿足本標準6.1條的6.1.1~6.1.3
或6.1.4條的要求，則必須把部件設計成能經受事故壓力和溫度的影響。其防護方法如
下：
　8.2.2.1　密閉設施
　　對于安裝在密閉設施內的安全重要部件，其密閉設施必須要能承受壓差和溫度效
應這類危害。通氣是一種減少施加在密閉設施上壓差的合理方法。有些構筑物失效可
能使安全重要系統產生不可接受的損壞，必須防止構筑物受到由這些危害產生的壓差
荷載。對溫度敏感的電器和儀表部件必須適當地防止溫度效應的影響，或者必須驗證
電器和儀表部件在所產生的環境中能正常工作。若產生的溫度對于密閉設施或它的內
容物來說太高的情況下，可以使用排熱系統。
　8.2.2.2　加強
　　加強可使部件在壓力和溫度危害條件下正常工作。
　8.2.3　火災
　　本標準僅限于使用隔離方法防止安全重要系統產生不可接受的損壞。
　　認為所有易燃材料都是潛在的火災危害，應當就它們對安全系統的影響給以適當
的考慮。
　　盡可能使用不可燃(或阻燃)和耐熱材料來降低火災危害的概率；可以通過設備的
布置減少火災蔓延和使用合適的消防系統來減少危害的影響。其防護方法如下：
　8.2.3.1　屏障
　　在火災危害和安全部件之間的屏障要設計成能經受火災。以防火勢蔓延或屏障本
身倒塌等故障而使部件遭到不可接受的損壞。在電纜管道內或電纜托盤內的電纜開孔
必須用擋火物防護。在有可能從鄰近區域將揮發性液體或氣體通到安全設備的地方，
必須堵塞這種通路(即裂紋、縫隙、未密封的開口等)或者使這種通路的大小降到可接
受的水平。
　8.2.3.2　距離
　　通常，安全重要部件不應置于有可燃材料的區域。如果這一要求不能滿足，則各
冗余部件應當從空間上隔開，以便一個部件受火災影響時不會有可能蔓延到其它冗余
部件。應急柴油發電機進氣口與可燃物間有足夠的空間距離，可能是防止進氣口鄰近
區發生火災的合適方法。應用距離作為一種隔離火災危害的方法，要求考慮安全系統
由于熱、煙霧的影響而惡化的可能性。
　8.2.3.3　密閉設施
　　密閉設施是將安全重要設備與可能的火災危害隔離的合適的方法。對于希望將安
全部件與火災相關的危害完全隔離的地方，密閉設施是最有效的。在評價密閉設施的
合適性時，也可能有必要保證密閉設施有能力經受其它潛在危害(例如飛射物、噴射撞
擊)的影響。
　8.2.4　輻射
　　防護方法如下：
　8.2.4.1　距離
　　將部件與事故后輻射場足夠地空間隔離，可以使累積劑量減少到不可接受的輻射
危害水平以下。具有可接受的隔離特性的控制室冗余通風口的空間隔離，可以為電廠
工作人員在發生有害于在控制室居留的大的意外放射釋放時提供合適的防護。
　8.2.4.2　加強
　　對于安全重要系統，設計者可以選擇能抗御事故后輻射環境的合格部件。
　8.2.4.3　屏蔽
　　提供某種減弱輻射的屏蔽，可使輻射對部件的影響降到可接受的水平之內。
　8.2.5　蒸汽和濕氣
　　加強或密閉設施通常用作防止蒸汽和濕氣危害的防護方法，因為這些危害一般影
響面大，距離方法不能提供合適的防護。對蒸汽和濕氣危害，其防護方法如下：
　8.2.5.1　加強
　　加強可使部件能在蒸汽或濕氣環境下按要求工作。
　8.2.5.2　密閉設施
　　圍繞潛在蒸汽或濕氣危害的密閉設施或圍繞被防護部件的密閉設施可以減少危害
影響的區域，從而消除使部件失去功能的影響，即隔離了蒸汽和它的冷凝液的逸出通
道(通風孔道或管道)。
　8.2.6　化學侵蝕
　　防護方法如下：
　8.2.6.1　距離
　　當化學侵蝕是以液態形式出現時，化學侵蝕危害只局限于某個地方，則將部件與
危害區在空間上隔開是合適的方法。對于必須使控制室人員免受氣體爆炸和毒氣釋放
的情況，提供具有合適空間隔離特性的控制室冗余通氣孔是一種適當的措施，例如通
氣孔可以彼此分開安裝，并且宜安裝在不大可能發生爆炸的地方或有害氣體不會到達
的地方。
　8.2.6.2　加強
　　可用涂層或覆蓋層來防止部件不受化學侵蝕。然而，如果能證明未作防護的部件
在需要執行其功能的期間不會因化學侵蝕危害出故障，則認為這種化學侵蝕對該部件
的損害是可接受的。
　8.2.7　水淹
　　水淹往往可能影響很大的面積。它也可以通過排放孔、樓梯井或其它樓板開孔影
響到比水源低的地方。在設計對水淹的防護時，應考慮下列各項：
　　a. 當水患來自閉合系統時，水源是否是有限的；
　　b. 自動或手動隔離動作是否能關閉水災源；
　　c. 已安裝的設備是否能排出積水(例如用集水坑泵或排水孔將水排到其它不會發
生水災的地方)；
　　d. 是否有可能從設備上部發生水噴或弄濕，是否有可能由于這種事件造成水淹。
　　防護方法如下：
　8.2.7.1　距離
　　將設備放置在水淹水位以上是合適的防護方法。
　8.2.7.2　密閉設施
　　若部件安裝在密閉設施內，入口開孔地板上的臺坎可能使水患在密閉設施周圍大
面積散開，以致在水進入密閉設施之前就可能將水源中止。在確信沒有問題之前，必
須對密閉設施墻壁、屋項、地板上的開孔進行研究。密閉設施還必須能承受流體的靜
壓頭。
　8.2.7.3　加強
　　象電動機、電纜和儀表這類部件要通過加強使之在水淹時能順利工作。
　8.2.8　雜物堵塞
　　防護方法如下：
　　a. 距離；
　　b. 方位；
　　c. 屏障；
　　d. 密閉設施；
　　e. 約束。
　　碎塊堵塞是一種田大量被撞擊出來的材料構成的危害，例如管道保溫材料或其它
纖維材料、屏蔽或防風屏等都可能被撞擊出碎塊。這可能由于管道斷裂引起的噴射甩
動、爆炸或噴淋系統起動而誘發。由于流體噴射可能產生成為二次飛射物的其他碎塊，
要防止的危害是嚴重堵塞那些事故后流體(水、反應堆冷卻劑、蒸汽、空氣)流動所必
需的集水坑、流體接管或通氣孔，例如，要注意防止安全殼噴淋管嘴堵塞、安全殼再
循環地坑堵塞、設計用于降低安全殼壓力和壓差的通風區堵塞。應當考慮象硼沉淀、
冷卻水系統入口凍結、漂浮物集聚等其他類型的碎塊堵塞。
　　另外，雖然本標準沒有規定，但可以在這些部位加網罩或在使用的保溫材料上加
網罩。
                             附　錄　A
                  事件出現和產生破壞的概率估算方法
                              (參考件)
　　危害的風險最終是與后果(電廠功能重大損害或放射性物質釋放)有關的，而不僅
是危害本身產生的概率，用下列三個不同的因子來表示不可接受后果的概率：
　　a. P(o)——特定危害事件發生的概率；
　　b. P(f/o)——假定危害事件出現，使功能受到重大損害的概率；
　　c. P(c/f)——假定功能損害產生重大后果的概率。功能重大損害的綜合概
率為：    P(f)=P(f/o)·P(o)
　　對公眾產生后果的概率：P(c)=P(c/f)·P(f)=P(c/f)·P(f/o)·P(o)
　　本標準主要涉及P(o)和P(f/o)的計算。
如果給定的計算證明任一事件(或幾個事件的適當組合)在某個廠址所有機組每年的綜
合概率P(f)等于或小于10＾-7，則本標準就認為不是危害。然而，如果每年的這個概
率大于10＾-7，則要估算這一危害的最終后果。如果估算證明P(c)每年超過10＾-7，
那么就必須對電廠作防護設計，使其可以承受這類后果。如果估算證明每年的P(c)小
于10＾-7，則在設計基準中就不考慮這一危害。
                                附　錄　B
                      安全重要部件對各種危害實體防護
                                表格的實例
                                 (參考件)
　　本標準第3章指出，評價實體防護的方法應當有某種格式，以便提供一種設計依
據的記錄。作為一個例子，表B1列出了一種格式。該表左邊豎列表示各種安全重要部
件，上面一行表示可能的危害。能夠使用的符號如下：
　　“D”表示距離
　　“B”表示屏障
　　“E”表示密閉設施
　　“R”表示約束
　　“NH”表示不存在這種危害
　　在表格每個方格內，電廠設計者可以標明用于使部件免受危害的實體防護方法。
　　這種用法可能是初步的，或者是反映電廠設計人員設計思想的所希望的部件布置
方法。例如象“φ150mm安全注射管甩動”或“輔助給水泵透平葉輪”這類事件的危
害可在計算附頁內詳細說明。用于實體防護方法的詳細設計參數，例如“冗余泵密閉
設施應分開‘X’米”和“在每一密閉設施入口開孔上必須有至少150mm有臺坎”，可
以在支持性材料里給出，并在方格中加以引證。有關這些要求的依據應在附頁內說明。
　　作為一種替代方法，或者對于一些特定情況，表格左邊一列的總的分類可以細分
為電廠的具體部件并做上面所說的分析。例如在泵和驅動裝置欄下可分為：
　　余熱排出泵A
　　余熱排出泵B
等等。
                     表B1　用于防止各種危害的實體防護表格的格式
━━━━━━━━━┯━━┯━┯━┯━┯━┯━┯━┯━┯━┯━┯━┯━┯━━
                  │ 冗 │管│管│管│管│管│轉│非│閥│火│化│事│碎
                  │ 余 │道│道│道│道│道│動│抗│門│災│學│故│塊
                  │ 部 │斷│斷│斷│斷│斷│機│震│、│  │侵│后│堵
                  │ 件 │裂│裂│裂│裂│裂│械│件│儀│  │蝕│輻│塞
                  │    │｜│｜│｜│｜│｜│部│在│表│  │  │射│
要求保護的安全部件│    │甩│流│壓│蒸│水│件│地│或│  │  │  │
                  │    │動│體│力│汽│淹│飛│震│部│  │  │  │
                  │    │  │噴│、│濕│  │射│中│件│  │  │  │
                  │    │  │射│溫│氣│  │  │下│飛│  │  │  │
                  │    │  │  │度│  │  │  │落│射│  │  │  │
─────────┼──┼─┼─┼─┼─┼─┼─┼─┼─┼─┼─┼─┼──
泵及其驅動裝置    │D&E │  │  │  │  │  │  │  │  │  │  │NH│
熱交換器          │    │ B│  │  │  │  │  │  │  │NH│  │  │
管道              │    │  │  │  │  │  │  │  │  │  │  │  │
閥和控制器        │    │  │  │  │  │  │  │  │  │  │  │  │
罐                │    │  │  │  │  │  │  │  │  │  │  │  │
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核電廠安全重要系統和部件的實體防護(GB 13285-91) 的相關產品：
  • REN-GM45-Mul型α、β、γ、X多功能射線探頭

    產品名稱：REN-GM45-Mul型α、β、γ、X多功能射線探頭

    產品描述：REN系列智能化輻射探頭均可和REN300、REN300A、REN300B系列主機配套使用,也可以單獨配套RenRiArea輻射區域監測軟件使用。且具有RS485/RS232的通訊能力。所有探頭均可單獨外接報警燈，在超閾值的情況下就地給出聲光報警。 1、測量射線類型：α、β、γ、X射線2、探測器：

  • REN800型中子周圍劑量當量(率)儀

    產品名稱：REN800型中子周圍劑量當量(率)儀

    產品描述：     REN800型中子周圍劑量當量(率)儀 采用高靈敏的進口He-3管作為探測器，反應速度快。該儀器使用方便；靈敏度高、抗γ性能好、能量響應特性好，即可用作便攜式儀器又可用作固定式中子劑量監測儀。此外通過配套的RenRiRate輻射劑量管理軟件可將存儲的

  • REN310型立柱式輻射監測系統

    產品名稱：REN310型立柱式輻射監測系統

    產品描述：    REN310型立柱式輻射監測系統，主要用于放射性監測場所的行人或行包通過的監測系統，采用大體積的閃爍體探測器作為探測器，具有體積小，便于攜帶，靈敏度高，誤差小的特點，適用與核應急等特殊的放射性檢測場合。該系統主要由安裝在現場的立柱和遠程計算機系統組成。立柱內置的

  • X射線防護鉛服,鉛衣,鉛裙,鉛帽,鉛眼鏡,鉛手套,鉛腳套、鉛頭盔

    產品名稱：X射線防護鉛服,鉛衣,鉛裙,鉛帽,鉛眼鏡,鉛手套,鉛腳套、鉛頭盔

    產品描述：一、長袖、半袖、無袖射線防護服   1、防護鉛皮：柔軟防護材料；  2、防護性能佳：鉛分布均勻；提供0.35/0.5mmPb鉛當量； 耐磨、易清洗表面材料  3、結構設計：采用多層材料制作，加上專業的人性化結構設計，讓您穿戴舒適；  4、 精密制作工藝：做工精

  • REN600A型α、β、γ射線表面污染檢測儀

    產品名稱：REN600A型α、β、γ射線表面污染檢測儀

    產品描述：REN600A型α、β、γ射線表面污染檢測儀即可檢測α、β、γ射線，也能檢測到X射線,它采用高速嵌入式微處器作為數據處理單元，點陣式大屏幕LCD液晶顯示，讀數清晰、操作方便，具有400條超大容量數據存儲。儀器采用進口的大面積MICA蓋革探測器，具有較高探測效率，可進行α、β輻射表面污染檢測和X、γ輻

  • REN700型通道式車輛放射性檢測系統

    產品名稱：REN700型通道式車輛放射性檢測系統

    產品描述：簡介：     REN700型通道式車輛放射性檢測系統是用于對通過通道的卡車、集裝箱等車輛內運輸物品的放射性污染及輻射泄露水平的全天候探測系統。該系統具有靈敏度高、探測范圍廣、響應時間短等特點，可實現自動輻射報警、自動數據存儲、自動抓拍通過車輛照片等功能。主要安裝在核