ISO 26802:2010 — 核设施 — 安全壳与通风系统设计准则

1. 核反应堆安全壳与通风系统架构

ISO 26802:2010由ISO/TC 85/SC 2（辐射防护）制定，规定了核电站和研究反应堆安全壳及通风系统的设计与运行标准。该标准涵盖一次安全壳包络体、二次安全壳区域以及反应堆厂房内的辅助区域，根据放射性污染危害对通风区进行分类，定义了各区的功能要求，包括换气率、压力梯度和过滤效率。标准与ISO 17873互为补充，后者适用于非反应堆核设施。本标准汲取了全球商业核电站的运行经验并纳入了重大事故的教训。

标准定义了三种主要通风类别。一次安全壳包络体的通风系统必须能承受设计基准事故压力和温度同时保持密封性。二次安全壳内的通风系统需维持负压和连续过滤。二次安全壳外区域如控制室需要正压通风防止污染渗入。一次安全壳通常采用钢衬里混凝土结构，设计承受事故工况下400-600 kPa(g)压力和高达150度C温度。

2. 安全分级与风险评估

标准采用基于风险的全面方法。设计基准事故（DBA）确保燃料损伤和放射性释放保持在授权限值内。超出设计基准事故和涉及堆芯严重损坏的严重事故需要额外考虑，特别是失水事故后锆-水反应产生的氢气控制。氢气在空气中的可燃限值为4%体积浓度，安全壳内必须维持在此限值以下。标准涉及被动式自催化复合器（PAR）和主动式复合器等氢气复合策略。

通风系统的安全功能包括：通过维持从低污染区到高污染区的压力级联限制放射性物质扩散；通过HEPA和碘过滤器过滤排气；将空气污染控制在规定限值内。标准定义了关键性能指标包括去污因子（DF）、换气率和区间压差。相邻区域之间的压力级联通常维持-50至-200 Pa的压差。

3. 核通风系统的工程设计洞察

该标准提出了几个重要设计原则。首先，动态安全壳概念——维持从较低污染区域到较高污染区域的优先气流——是基础，通过平衡风阀和变速风机的受控压力梯度实现。其次，火灾危害与污染扩散密切相关：防火阀须与安全壳隔离阀协调，防火分区须兼具安全壳分区功能。标准第8条涉及可燃气体、热量释放、有毒蒸汽和外部危害的管理。

标准要求对气流速率、压差、过滤器差压、排气管辐射水平以及关键区域温湿度进行全面监控。第10条详细规定了仪表和控制系统要求。安全级监测架构通常采用冗余传感器配置，以三取二（2-out-of-3）表决逻辑布置，确保即使单个仪表故障时仍能维持功能。

从维护角度，HEPA过滤器在安装时和整个使用寿命期间必须进行穿透率测试。碘吸附剂需要对活性炭样品进行实验室分析。标准提供了测试周期指南，通常HEPA过滤器为每年一次，碘吸附剂为每半年一次。过滤器更换程序必须考虑维护人员的辐射照射，系统设计中应融入预屏蔽和远程操作设施。

该标准中概述的设计原则经过数十年的核电站运行验证，并根据全球核工业的运行经验反馈不断优化完善。

该标准中概述的设计原则经过数十年的核电站运行验证，并根据全球核工业的运行经验反馈不断优化完善。设计基准事故和严重事故的安全分级方法为通风系统的可靠性设计提供了科学依据。过滤系统的去污因子和密封性测试周期是确保安全壳完整性的两个关键参数。

4. 常见问题