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核电厂安全重要系统和部件的实体防护(GB 13285-91) -个人剂量报警仪|个人剂量仪|中子测量仪|表面污染仪|辐射报警仪|辐射检测仪-上海仁日辐射防护设备有限公司

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标准与法规

核电厂安全重要系统和部件的实体防护(GB 13285-91)

2005/10/1 20:56:00

国家技术监督局1991-11-30, 批准1992-08-01实施

1　主题内容与适用范围
　　本标准规定了核电厂安全重要系统和部件的实体防护准则，并为设计者就如何防
止这类系统和部件受到危害提供指导。本标准对要求防护的系统和可能遭受的危害作
了阐述，并给出了在什么条件下不需要防护的准则。
　　本标准适用于轻水慢化和冷却的反应堆(LWR)或石墨气冷堆(HTGR)。本标准的一
些原则也适用于其它堆型。本标准包括对安全重要系统和部件产生的各种危害的判别，
也包括防止这类设备遭受危害的合适措施。
　　鉴于本标准的目的侧重于提供实体防护的准则，因此设计者必须通过使用其它更
详细的标准来实现本标准的要求。
2　术语
　2.1　安全停堆状态 safe shutdown condition
　　这是反应堆的一种状态。在这种状态下，反应堆处于次临界并能够继续维持这种
次临界。此时，堆芯保持在一个可冷却的几何布置形状并且以等于或大于冷却衰变热
所需的流量带出衰变热，保证堆芯得到足够的连续冷却。
　2.2　安全停堆地震 safe shutdown earthquake (SSE)
　　它是在分析核电厂所在区域和厂区的地质和地震条件，以及分析当地地表下物质
特性的基础上所确定的、可能发生的最大地震。安全停堆地震通常取历史上发生过的
最大地震，再加上一个安全裕量。当发生这种地震时，安全重要的构筑物、系统和部
件仍须保证履行其功能。
　2.3　安全重要部件 component important to safety
　　安全重要系统内为执行系统安全功能所需要的部件。
　2.4　安全重要系统 system important to safety
　　具有下列功能的系统称为安全重要系统：
　　a. 有防止事件发生或减轻事件后果的能力；
　　b. 有使电厂达到安全停堆状态并保持这种状态的能力；
　　c. 有将厂区外辐射剂量限制在可接受限度内的能力。
　　属于这类系统的例子包括为完成以下功能所需要的系统：反应堆停堆(或保持反应
堆在停堆状态)、冷却堆芯、限制堆芯破坏、冷却另一安全系统、事故后冷却安全壳、
控制安全壳可燃物浓度或在事故中包容、控制或减少放射性物质释放等。安全重要系
统仅仅包括某一系统中旨在完成上列某一功能的那些组成部分，或者仅仅包括出了故
障就可能会妨碍完成上列某一功能的那些组成部分。
　2.5　单一故障 single faiture
　　使某个部件不能执行其预定安全功能的随机故障。由某个单一随机事件引起的所
有继发性故障，均视为该故障的组成部分。所有的流体系统和电气系统都应设计成不
致发生这样的假定单一故障，即任何一个能动部件的单一故障或被动部件的单一故障，
都不会导致系统丧失其履行安全功能的能力。
　2.6　反应堆保护 reactor protection
　　由专门设计的系统所执行的下述功能：
　　a. 能自动启动适当系统(包括反应性控制系统)，以保证在发生预计运行事件时，
规定的可接受的燃料设计限值不会被超过；
　　b. 探测事故工况并启动安全重要系统和部件。
　2.7　防护 protection
　　对于某种特定事件或危害，为了限制其后果在可接受的限度内，在电厂设备的以
下特性，诸如距离、方位、屏障、密闭设施、约束或加强等方面所进行的专门设计。
　2.8　飞射物 missile
　　具有动能并已离开其设计位置的物体。
　2.9　功能冗余部件或系统 functionally redundant component or system
　　重复另一部件或系统的主要功能达到如下程序的一个部件或系统，即这两个部件
或系统中的任何一个，不管另一部件或系统处于运行状态或故障状态，这一部件或系
统仍可以执行所要求的功能。这些部件或系统可以是实体上相同的(冗余)，也可以是
实体上不相同的(多样)。
　2.10　管道甩动 pipe whip
　　管道断裂后由于管内流休的喷射反作用力所发生的管道空间运动。
　2.11　化学侵蚀 chemical attack
　　化学侵蚀系指象腐蚀或有毒化学流体或易燃化学流体所造成的那一类化学作用。
　2.12　加强 harden
　　为增强对不利环境条件的防御能力所采取的措施。
　2.13　降压事故 depressurization accident
　　气冷堆一次冷却剂的流失速率达到该堆假设的、流量限制器限定的最大可信速率
时而引起的与降压有关的事件。
　2.14　抗震1类结构 seismic category 1 structure
　　在安全停堆地震期间及以后仍能执行其功能的结构。
　2.15　可接受的损坏 acceptable damage
　　如果对于某类事件的防护已满足设计安全要求，则认为由这种事件(或几种事件的
组合)造成的损坏是可以接受的。
　2.16　破坏概率上限 upper probability limit for damage
　　用于设计考虑的概率阈值。如果某一事件的概率等于或小于破坏概率上限，则不
必考虑它的后果。
　2.17　余热 residual heat
　　停堆后反应堆内残存的总热量，包括剩余释热和显热。
　2.18　失水事故(冷却剂丧失事故) loss of coolant accident (LOCA)
　　反应堆一次冷却剂流失率超过补给水系统的补给能力的事故。
　2.19　事件 event
　　在核电厂设计中要考虑的某种自然现象或某种事故。一个事件可能有与其(包括其
继发事件)相关的若干种危害。
　2.20　危害 hazard
　　在对安全重要系统或部件采取防护时所必须考虑的某种事件的特定后果。
3　防护设计方法概述
　　图1是保证电厂的设计满足本标准防护准则的参考流程图。第4章给出用于这些系
统和部件的防护准则。设计者首先要判别那些必须要考虑防护的安全重要系统和部件。
这种判别应当包括与其他系统的运行接口以及该系统、部件的冗余设施和多样性设施。
应当清楚地定义系统的边界、该系统和部件与另一非安全重要系统和部件的直接或间
接关系。

                 ┌─────────────────────┐
                 │列出可能需要防护的部件（根据规定和导则）  │
                 └──────────┬──────────┘
                 ┌──────────┴──────────┐
                 │列出可能需要加防护的各种危害(本标准第5章) │
                 └──────────┬──────────┘
                 ┌──────────┴──────────┐
                 │  进行故障模式和后果分析                  │
                 └──────────┬──────────┘
                 ┌──────────┴──────────┐
                 │  找出必须要提供防护的系统和部件          │
                 └──────────┬──────────┘
                 ┌──────────┴──────────┐
                 │ 估计危害对系统功能的影响                 │
                 └──────────┬──────────┘
                 ┌──────────┴──────────┐
           ┌──┤是否损害系统功能以致需要防护？(第4和第6章)│
           │    └──────────┬──────────┘
         非│                          │是
           │    ┌──────────┴──────────┐
           │是┌┤是否能够减弱危害（程度和概率）以致不损害  ├┐
           │  ││功能和不需要防护？（本标准第6章）         ││非
           │  │└─────────────────────┘│
           │减│少危害                                    ┌─┘
           │  │                                 要提供防护
          不需要防护                            （本标准第6、7章）
                         图1    本标准应用指南

　　在第4章中，根据功能讨论各系统和部件�？梢杂糜嗳扰懦鱿低忱此得魑涡枰�
护以及如何完成这种防护，并在下列三种范围内讨论防护准则：
　　a. 反应堆冷却剂压力边界；
　　b. 反应堆安全壳；
　　c. 安全重要系统。
　　要注意：本标准不规定哪些系统或部件是安全重要的或什么情况下需要设置冗余
设施或多样性设施的准则。为了列出新设计的电厂的安全重要系统和部件，设计者必
须参考有关标准和本标准第4章的防护准则。一旦那些安全重要系统和部件以及它们的
冗余性和多样性的要求确定下来，设计者就必须确定一定需要加防护的各种危害。本
标准第5章列出并讨论了某些这样的危害。在对各种危害的鉴别中，设计者除了必须考
虑某系统本身某个部分发生的事件(例如系统中一条管道断裂)外，还必须考虑该系统
的外部事件(如火灾、地震、洪水等)。
　　设计者应当用本标准作指南，研究一种进行详细“故障模式和后果分析”的程序。
根据设计得的选择，这种程序可以包括图表、方阵等等的应用。
　　这程序要求对各种假想事件进行系统的分析，并将分析的结果用于确定所论及的
事件对安全重要系统有什么影响。
　　然后设计者要估算每一种可能的危害对列出的安全重要系统和部件的影响，并确
定其损坏程度是否可以接受。这种估算可能需要应用其它的更为详细的标准。第六章
在完成这种估算之后，为设计得列出了可资选择的方案，并作出是否需要防护的结论。
第七章对设计者已确认要加防护的安全重要系统和部件规定了可以应用的各种防护方
法。第八章给出了有关防护方法的进一步的指南。
　　估算方法应当具有这样的形式，它允许根据需要使分析不断更新，并且能为满足
各种防护要求提供设计依据的记录。附录B(参考件)提供了应用举例。
4　防护准则
　4.1　总则
　　为了使某一事件产生的危害不对安全重要系统和部件产生不可接受的损坏，必须
提供防护。
　4.2　安全重要系统举例
　　安全重要系统包括(但不限于)具有下列功能的系统：
　　a. 堆芯应急冷却；
　　b. 余热排出；
　　c. 安全壳隔离、排热和易燃气体控制；
　　d. 安全壳内空气净化；
　　e. 应急供电；
　　f. 反应堆�；�；
　　g. 安全重要部件的辅助支持设施(如冷却)
　　h. 保证事故后控制室的可居留性。
　4.3　可能要求防护的部件
　　为了有效地执行4.2条列出的各种功能，执行安全功能的系统(通常称为“安全系
统”)、为保证这些系统运行所必需的辅助支持系统以及为了触发或利用这些系统所需
要的有关�；は低澈椭葱谢谷急匦胄ぷ鳌Ｎ耸迪炙璧陌踩δ�，对使各
种系统成功运转所必需的所有机械部件、仪表和控制部件以及电气部件都必须提供防
护。在事故期间或事故后控制期间，为了使得操作人员能采取重要手动操作去引入或
保持所要求安全功能所需的监督设备也必须同样地加以防护。除了对仪表进行防护外，
应将仪表设计成能在事故和事故后保持足够的精度，以便操作人员对于事故作出正确
判断。
　4.4　关于特定系统和部件的防护准则
　4.4.1　反应堆冷却剂压力边界
　　必须给反应堆冷却剂压力边界提供防护，以达到：
　　a. 不会由于反应堆冷却剂压力边界以外的某一系统、构筑物或部件的故障或者冷
却剂压力边界外的其它事件引起轻水堆失水事故或高温气冷堆降压事故；
　　b. 本身不是失水事故或降压事故的反应堆冷却剂压力边界断裂，不会导致失水事
故或降压事故(例如不会发生一条压力边界管道故障导致另一条压力边界管道故障，以
致组合的总破口导致失水事故)；
　　c. 反应堆冷却剂压力边界管道断裂不会使安全重要系统或部件(包括其支持或约
束件)的功能降到小于�；ざ研疽钥褂杓苹际鹿驶蚪笛故鹿屎臀职踩６炎�
态所需的最低限度。如果需要，必须考虑单一故障与厂外电源丧失的并发事故。
　4.4.2　反应堆安全壳
　　对于任何事件，必须保持反应堆安全壳的功能(即不超过安全壳的设计泄漏率)，
除非能够证明厂区外总剂量在可接受的限度内。事件发生时用于维持反应堆安全壳功
能所必需的系统，必须满足4.4.3条的系统防护准则。
　4.4.3　安全重要系统
　4.4.3.1　功能冗余系统
　　对于任一特定事件，可能需要运行某些安全重要系统以执行下列功能：
　　a. 减轻特定事件的后果；
　　b. 使反应堆达到并维持在安全停堆状态；
　　c. 限制某一特定事件产生的厂区外剂量在可接受的限度内。
　　对于 特定事件所需要工作的那些安全重要系统而言，为防止该事件或减轻该事件
的后果，必须就该事件对这些系统提供防护，以便在需要系统发挥作用的期间保持其
功能。如果需要，必须考虑单一故障和厂外电源丧失的并发事故。
　　作为解释上述情况的一个例子，假定A和B是冗余安全重要系统，并且假设其中一
系统有一单个能动故障。对于需要启动这种系统功能的某一事件，必须防止由于这一
事件使A和B都受到危害(见8.1.1条图3和图4)。这是因为两系统中的一个系统(A
或B)单一能动故障要求余下的系统去减轻该事件的后果。
　　对于某一特定事件不必动作的那些安全重要系统，不必为此事件的危害对它们提
供防护，除非这些系统故障反过来导致对该事件要求动作的系统发生故障。
　4.4.3.2　非冗余安全重要部件
　　一个非冗余但又是安全重要的部件必须得到防护，以免该部件可能受到使其丧失
所需功能的那些事件的影响。
　4.4.3.3　含有放射性物质的系统
　　如果该系统上的事件的后果可能导致厂外剂量超出可接受限值，必须为贮存放射
性物质的设备和放射性废物系统内贮存放射性物质的设备提供防护。
　4.4.3.4　多堆电厂各机组之间共用的系统和部件
　　共同的系统必须满足本标准第4章的要求。此外：
　　a. 一个机组上的事件不许导致共用安全重要系统的能力低于为减轻该机组的这一
事件后果所需要的能力、或低于为限制这一事件造成的厂区外辐射剂量在可接受的限
值内以及使各机组达到安全停堆和保持在安全停堆状态所需要的能力；
　　b. 共用系统内的事件决不允许妨碍各机组安全停堆。
5　电厂的各种危害
　　本章判别核电厂内部或外部可能存在的某些危害。必须按第4章的要求考虑防止电
厂的系统和部件遭受这些危害。对核电厂造成这些危害的某些事件发生在核电厂的外
部(例如地震造成的振动、溃坝造成的洪水、龙卷风造成的杂物填塞)。凡外部事件可
能发生的地方，必须对安全重要系统和部件提供防护，避免其受到由此引起的危害的
影响，对处于电厂主厂房外的安全重要系统和部件也必须同样提供防护。
　5.1　需鉴别的各种危害
　　在防护设计时必须要考虑的各种事件产生的一些危害是：
　　a. 飞射物；
　　b. 压力、压差；
　　c. 温度；
　　d. 管道甩动；
　　e. 流体喷射；
　　f. 火灾；
　　g. 辐射；
　　h. 蒸汽和湿汽；
　　i. 化学侵蚀；
　　j. 水淹；
　　k. 杂物堵塞。
　　表1列出了某些危害和可能造成这些危害的事件的实例。
                       表1　要考虑的各种危害的实例
━━━━━━━━━┯━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━
    �！『�        │                事　　　件
─────────┼───────────────────────────
飞射物            │风、爆炸、地震
─────────┼───────────────────────────
超压、压差和温度  │管道断裂、爆炸、安全阀释放、火灾、飓风以及采暖、通风、
                  │空调(HVAC)等设备故障
─────────┼───────────────────────────
火灾              │可燃物爆炸、易燃物着火、雷击、电气故障
─────────┼───────────────────────────
辐射              │失水事故、降压事故
─────────┼───────────────────────────
化学侵蚀          │管道断裂、化学喷淋起动、化学爆炸、气瓶泄漏、电气故障
─────────┼───────────────────────────
蒸汽和湿气        │管道断裂、安全阀释放、爆炸、喷淋或灭火系统起动、洪水
─────────┼───────────────────────────
水淹              │地震、洪水、波浪爬高、管道断裂、海啸或湖震、喷淋或灭
                  │火系统起动
─────────┼───────────────────────────
杂物堵塞          │沙暴、管道断裂、地震、爆炸、冷冻气温、喷淋或灭火系统
                  │动作，火灾、龙卷风
─────────┼───────────────────────────
管道甩动          │管道断裂
─────────┼───────────────────────────
流体喷射          │管道断裂
━━━━━━━━━┷━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━

　5.2　对于危害的总的考虑
　　在确定部件防护要求时，必须对危害给出下列总的考虑：
　　a. 危害的来源、规模和持续时间；
　　b. 危害的具体方位、被防护部件的具体布置及在该区域内构筑物的具体形状；
　　c. 传播危害到另一区域的可能性，或者该危害引发另一事件的可能性；
　　d. 借助�；は低郴虿僮魅嗽倍骰蛘呱鲜隽秸呓岷隙晕：Φ淖柚�；
　　e. 危害可能引起的二次效应，例如由于飞射物撞击造成的散落，由于火灾控制设
备起动造成的水淹，由于流体系统故障或失灵造成的水淹、其它系统的自动起动，或
使得需要通行的地区变得不能接近。
　5.3　各种危害的论述
　5.3.1　飞射物
　　能够产生飞射物的能源包括(但不限于)：
　　a. 流体能；
　　b. 机械动能；
　　c. 机械变形能；
　　d. 化学能；
　　e. 重力势能；
　　f. 自然现象能量；
　　g. 运输工具能量；
　　h. 电能。
　5.3.2　压力、压差和温度
　　管道断裂、爆炸和安全阀释放是在密闭设施空间内增加压力和温度、在密闭设施
的壁或板两侧上增加压差的事件例子。
　　压力增加到足以使壁或板发生损坏就可能使得部件丧失功能。比起压力在部件本
身上的影响来，上述压力的非直接影响通常是设计上要考虑的更为重要的因素。如果
部件(例如大贮罐、通风设备或隔膜阀操作机构)没有设计成能承受外压作用，外压增
加就可能使部件直接损坏。
　　温度过高有使部件丧失功能的可能。在高温下可能出故障的实例是：轴承、电缆、
电动机绕组、阀门执行机构和结构支撑件。在计算事故温度时可以考虑这些区域的自
然热阱。某些气态灭火系统(如二氧化碳)所产生的温度骤降可能对某种部件(例如蓄电
池壳)产生热冲击。
　　管道系统破裂可能在部件上产生压力瞬变、压差或喷射撞击，使该部件产生不可
接受的损坏。此外，高能管道破裂还能产生不可接受的温度效应。
　5.3.3　火灾
　　火灾是核电厂安全重要系统的部件可运行性的潜在危害，是控制室可居留性的潜
在危害。由于温度升高、烟雾和缺氧，可能产生一种有害的环境�；鹪忠部赡艿贾率�
放有害的化学物质，可能产生一种不可接近的区域，它还可以扩展成象爆炸之类的其
它危害或使构筑物的支撑失效。消防管道破裂后果(即水淹)或消防系统误动作的后果
也应考虑是一种危害。
　5.3.4　辐射
　　设计者必须把某些事件造成的辐射可能性看成电厂内的一种危害。一些部件在执
行其功能的期间可能要求防护使其免受事故产生的辐射影响。
　　对于安装在安全壳内的安全重要系统，设计者必须考虑失水事故后或降压事故后
的辐射不平。对于在安全壳外的安全重要系统，必须考虑失水事故后或降压事故后这
些系统附近的辐射水平。要考虑管道系统内长期放射性流体循环的影响；还要考虑大
量放射性物质的事故释放，若不加防护就会对控制室可居留性产生有害的影响。
　　设计者在确定系统性能时必须考虑事故辐射和最大正常累积辐射两者的结合。
　5.3.5　蒸气和湿汽
　　那些如表1所列的事件可能在安全重要的机械和电气系统及部件上产生温度、压力
和湿气影响。蒸汽和湿气的不利影响包括操作人员不可通行、凝结效应、对电绝缘和
热绝缘的影响、降低能见度、对活性碳过滤器和通风系统的影响及加速腐蚀。
　5.3.6　化学侵蚀
　　化学侵蚀可能造成设备损坏或者妨碍电厂人员去进行必要的手动操作而危害电厂
安全重要部件的可运行性。如果任化学侵蚀蔓延，它可以产生火灾、爆炸或过量腐蚀。
从气体爆炸或从气瓶或现场气罐、邻近工业设施或商用运输工具产生或释放的化学气
体都可能有危害，这种气体可能爆炸、有毒、易燃、多烟或兼而有之。在凡属可能出
现这种情况的地方，电厂工作人员可能需要防护，以免受到这些危害的影响。
　5.3.7　水淹
　　水淹作为一种危害，可能是由于流体系统部件损坏而导致液体(主要是水)无控制
地释放，或由于降雨、海啸和大水体上的飓风等自然现象而造成。水淹的危害程度，
以及由此对防护提出的要求取决于：
　　a. 液体量；
　　b. 液体进入和排出的速率；
　　c. 液体进入和排出的方式；
　　d. 其它系统的响应；
　　e. 所论及区域的具体布置。
　　涉及的水量取决于水源的大小，如果有自动或手动隔离动作的话，还取决于这类
动作的后果。一般把闭合式设备冷却水系统或水箱认为是“有限”水源；而把为厂用
水系统供水的海洋、河流或由于自然现象出现的大范围的洪水认为是“无限”水源。
自动或手动隔离动作可以是关闭流入点上游的隔离阀或者关闭水泵，从而除掉了导致
水淹的动力。
　　流入和排出的速率取决于流体流入和排出口(例如管径、门洞、排泄孔等)的尺寸
以及导致水淹的动力(例如加压罐的压力、泵的扬程和水静压头)的大小。
　　应注意液体流入的方式。如果液体的流入，仅仅增加液位，例如通过敞开的门洞
流入，那么只考虑浸泡的危害；如果水是由于管道破裂而以喷射或蒸汽的方式进入，
那么就应考虑将受影响区弄湿以及发生水淹的危害。
　　其它系统和(或)部件(如地坑排水泵)的响应也会对水淹危害的程度有影响。如果
流入的流量小于地坑排水泵和排泄设备的流量，并且能够证实在事件发生的状态下，
地坑排水泵能够发挥作用，那么就排除水淹的可能。
　　作为一种危害，水淹能够产生许多可能导致安全重要系统和部件丧失功能的不利
后果。这些后果包括(但不限于)：\;a. 由于水静压头使墙壁、地板和设备承受过高
荷载；
　　b. 由于水淹产生过高的湿度；
　　c. 丧失流体总量和净正吸入压头；
　　d. 电气故障；
　　e. 腐蚀。
　5.3.8　杂物堵塞
　　碎块堵塞被看成一种危害，它能由某一事件产生，它可能堵塞集水坑或堵塞为了
减轻该事件后果而必需通向设备的通道。例如，管道断裂和喷射撞击可能使保温层材
料大量散落造成堵塞而成为危害。
6　对于防护必要性的估计
　　首先设计者必须尽力消除或排除有关的危害，其次就是要把事件的概率降到可接
受的低水平。
　6.1　不需要防护的准则
　　对于第3章中所确定的每种危害，设计者必须得出如下结论之一：
　6.1.1　由于危害将不妨碍系统执行其安全功能，或者采用不会由于这一危害而损坏
的其它手段来完成该安全功能，因而不需防护。例如，如果一台泵能潜水工作，那么
就不必考虑水淹的危害。
　6.1.2　由于危害能被消除或减少到可接受程度，因而不需防护。例如火灾危害可以
用替换可燃材料或者把易燃材料搬走的方法而消除，在密闭设施内过高压力可以借助
于通气孔而降到可接受的水平。
　6.1.3　由于对某一特定事件，并不要求系统动作，因而不必对保持该系统功能上的
冗余性作防护。
　6.1.4　对于厂区各机组的任何事件(或几种事件的适当组合)，其危害发生与其不
可接受后果的组合概率以每年计算等于或小于10＾-7，则不需要防护。某些事件
或几种事件(和它们有关的危害)的组合，即使预计它们的概率可能少于10＾-7(以每年
计算)，只要这些事件在历史上发生过，就要求作为电厂安全设计的设计基准事件来估
算。
　　10＾-7的合理性是以历史条件为依据的。本标准中列出的这一数值和概率方
法仅作为一个指南，并在用到准则6.1.4时对实体防护提供一个系统的方法。如果要使
用这种方法，设计者必须估算电厂的每一潜在事件(或各事件的组合)，并证实各事件
发生和使安全重要系统损坏的组合概率非常低，或者对安全重要系统的损坏是可接受
的。
　　对于设计工况Ⅳ(严重事故)的事件，其不可接受的损坏后果是导致使公众受到超
出辐射防护允许的辐射伤害。组合概率要考虑以下各点：
　　a. 所有独立事件(或几种事件的组合)的发生概率；
　　b. 电厂的所有独立运行工况的发生概率；
　　c. 一旦受到损坏，导致公众遭受超出辐射防护规定限值的辐射伤害的概率。
　　对于设计工况Ⅳ的各事件，即超出辐射防护限值是不可接受的那些事件，对每个
厂址每年计算的破坏概率上限是10＾-7(将来还可能规定其它的破坏概率上限数值)。
设计者必须根据特定的核电厂就这些事件的后果的破坏概率上限数值小于规定值作
出判断，并且必须为这些数值提供证明。
　　其他的设计要求，象假设的与失水事故或降压事故同时发生的单一故障、与厂外
电源断电同时发生的单一故障，一定要满足的那些设计要求，必须符合其他相应标准
中给出的要求。
　6.1.5　如果不能得出6.1.1－6.1.4的一种结论，并且潜在的损坏是不可接受的，
则设计者必须使用本标准第7章和第8章的方法去提供防护，使其损坏降到可接受水平。
　6.2　概率估算
　　附录A(参考件)汇总了概率估算的方法。然而，在许多情况下概率定量估算无必要
或不实际。当危害是可接受的或者用实际设计方法使得危害可以接受，则就不必作概
率估算。对于其它情况，或者可靠性数据还不能足以说明给出的概率是非常低，或者
计算方法还不够完善，在这种情况下，概率估算方法可以用保守的和适当的工程判断
来补充。在要求作这种工程判断的时候，一个相关工业收集数据的计划或者其它可应
用的技术基础要确立起来，这些数据和技术将使所作出的判断在一个合理的时间范围
内可信。
7　防护方法
　　把防护准则用于电厂设计的最佳时间，是在对安全重要系统和部件以及那些可能
给安全重要系统和部件产生危害的系统进行布置的最初阶段。较早地认识到可能给安
全重要系统产生的各种危害，会给设计者提供一个机会去及时考虑系统的设计，因而
可以使对经济造成的影响和可能的对建造的拖延减至最少。
　　在电厂设计的最初阶段对冗余安全重要系统进行布置，使这些冗余系统不在同一
区域是一个节省的做法。例如各冗余安全重要系统可以安排在各密闭设施、不同的隔
间和管廊内，或者在不同的厂房标高上。和使用专门经费去满足防护准则的其它防护
技术相比，在实施冗余安全系统防护时，使用电厂基本设施的作法是可取的。
　　在电厂设计中较早地应用防护准则，可以最有效地使用不同的防护方法。设计者
应当认识到某些防护措施可防止多种危害。例如隔间可用来防止发生在隔间处的飞射
物、水淹、湿气和加热等。在某些情况下，应用空间间隔来防飞射物、喷射、撞击、
可能的水淹以及由于着火发出的辐射热。优先选择作为安全重要冗余系统的防护方法，
是安排这类系统或这类系统的有关部分通过不同的管廊或密闭设施，即使它们不会彼
此危害各自的功能，也要这样作。
　　通常，防护是否适当的问题取决于两个基本概念。首先，必须要考虑危害的破坏
特性；其次，必须估计被防护部件的易损坏性。要列出各种可能的危害的组合和必需
要给以防护的部件的清单是不可能的。这时在评价是否已给安全重要系统提供了充足
防护时，负责设计的工程师的经验和判断将起决定作用。
　　设计者可以利用下列方法实现防护。设计者的责任在于确定这些方法中的哪些是
最现实和有效的：
　　a. 距离；
　　b. 方位；
　　c. 屏障；
　　d. 密闭设施；
　　e. 约束；
　　f. 加强。
　　具体要使用的方法将取决于所考虑的电厂内的实际特点和潜在的危害。
　　除了象屏障或密闭设施这类“被动”措施外，应当考虑防止某些危害的“主动”
措施。例如，为了使“被动”隔离设计合理，主动救火设施、环境控制设施(如通风入
口的新风阀)、积水排出装置等等是必要的或者是理想的。
　7.1　距离
　　距离是危害与被防护系统和部件之间在垂直方向和水平方向上的空间间隔。在可
能的危害与安全重要系统和部件之间隔开适当的距离是一种有效的防护方法。凡是仅
用距离来隔开危害的地方，设计者必须论证对于所涉及的危害，其所隔开的距离是足
够的。对于影响面大的那些危害(即高能流体管道断裂或水淹)，用其他某种防护方法
也许更合适和可行。
　7.2　方位
　　方位防护就是改变潜在危害方向或者把安全重要系统安排在这种危害的影响区外。
这种方法与距离防护关系密切，因此要求设计者作出类似的论证。
　7.3　屏障和密闭设施
　　屏障是在安全重要系统和部件与可能的危害之间插入的非能动的实体装置或构筑
物，以防止损坏或将损坏限制在可接受的水平。密闭设施是包围一个设备的可识别的
外壳或构筑物。用于防护安全重要系统的屏障类似于其它防护措施(如隔间)，所不同
的是屏障往往仅用于抑制危害。屏障和密闭设施能够用于防水淹、管道甩动、喷射撞
击、飞射物等等，如果设计得体，能够用于减少环境的影响。屏障和密闭设施可以用
于隔离危害源，也可以用来防护系统或部件。设计者还应当认识到，某些安装的设备
物项本身能够提供适当的防护屏障，其条件是要根据合适的设计基准进行论证。
　　凡要用屏障或密闭设施提供防护的地方，屏障或密闭设施必须设计成能经受任何
可能的危害(象外部管道甩动、流体喷射力或压差)的极限影响。此外，必须注意设计
的细节以防止屏障设计降级或由于象通风或压力释放孔或门洞这类物项使屏障功能失
效。如果由于可能发生的地震危害，或者如果屏障因地震失效可能使安全重要系统产
生不可接受的损坏，那么屏障和密闭设施还必须按抗震1类结构准则进行设计。
　7.4　约束
　　约束是一种能对安全重要系统加以防护的附加措施。本标准所用“约束”一词系
指一种器械或一套器械，它们的功能是当一设备或一管道发生概率相当低的重大故障
时，将它们的运动限制在安全限度内。这类事件的典型例子是管道断裂。对于这种事
件，可以将约束件设计成减少对相邻的安全重要设备的管道甩击或者喷射撞击；另外
可以将其设计成限制从断口两端泄放全流量的一部分，以减轻事故后果。
　　由于约束仅在故障工况后才起作用，可以把它合理地设计成“一次性使用”。例
如可以允许管道甩动限制器变形到塑性范围。与支撑不同，在正�；蛞斐Ｔ诵泄た銎�
间，约束都不妨碍运动。然而只要在设计中对于器械的每种功能单独地或相互关联地
作了充分的估算，并在相应的部件设计技术要求中对双重功能已做了适当规定，就允
许器械具有约束和支撑双重功能。在这种情况下，器械中与支撑相关的那些部件必须
按支撑件的要求作设计，而与约束功能有关的部件就不必按支撑件的要求设计。
　7.5　加强
　　加强是通过使受防护部件的易损坏性降低到可接受的水平来提供防护，例如增加
厚度和(或)使用更坚固的材料。加强是一种可取的防护方法；在某些情况下，它是唯
一现实的防护方法，无论是为了降低可能产生的危害或者为了使被防护部件的损坏降
低到可接受限度内，可能要更改部件的材料设计。设计者必须证明这种更改和由此而
得到的防护是合理的。
8　防护方法的实施
　8.1　基本概念
　8.1.1　功能冗余系统
　　某些安全系统作为保证电厂安全的一部分，在电厂遭受危害时，它们必须维持系
统功能(见4.4.3.1条)。图2、图3和图4从概念上描述了与这些系统有关的三种逻辑状
态。图中A和B是冗余安全重要系统的部件，H是危害。
      ┌─┐               ┌─┐                ┌─┐
      │A │               │H │                │H │
      └─┘               └─┘                └─┘
  ┏━━━━━┓       ┏━━━━━┓        ┏━━━━━┓
  ┃  防护    ┃       ┃  防护    ┃        ┃  防护    ┃
  ┗━━━━━┛       ┗━━━━━┛        ┗━┓  ┏━┛
      ┌─┐            ┌─┐┌─┐       ┌─┐┃  ┃┌─┐
      │B │            │A ││B │       │A │┃  ┃│B │
      └─┘            └─┘└─┘       └─┘┃  ┃└─┘
                                                 ┗━┛
       图2                   图3                    图4

　　图2仅适用于系统A的部件对系统B的部件可能构成危害，而不存在其它危害影响A
或B的情况。图3说明系统A和B不会彼此构成危害，但它们均易受同一危害影响的情况。
图4表示系统A和B彼此构成危害，而且它们又易遭受某一公共危害的影响。
　　本条也适用于多堆核电厂中具有功能冗余的共同系统(见4.4.3.4)。
　8.1.2　其它安全重要系统或部件的防护
　　4.4条将下列各项归为其它(非冗余)安全重要系统：
　　a.反应堆冷却剂压力边界(RCPB)；
　　b. 反应堆安全壳；
　　c. 非冗余部件；
　　d. 含有放射性物质的系统。
　　图5、图6和图7从概念上描述了反应堆冷却剂压力边界有关的各种状态。图中H是
RCPB外部的危害。RCS代表反应堆冷却剂系统的一种断裂，这种断裂本身不是一种失
水事故或降压事故。ECCS表示用于轻水堆的堆芯应急冷却系统(或高温气冷堆余热排出
系统)。
    ┌───┐       ┌───┐       ┌───┐       ┌───┐
    │  H   │       │ RCS  │       │ RCPB │       │  H   │
    └───┘       └───┘       └───┘       └───┘
  ┏━━━━━┓   ┏━━━━━┓   ┏━━━━━┓   ┏━━━━━┓
  ┃  防护    ┃   ┃  防护    ┃   ┃  防护    ┃   ┃  防护    ┃
  ┗━━━━━┛   ┗━━━━━┛   ┗━━━━━┛   ┗━━━━━┛
    ┌───┐       ┌───┐       ┌───┐       ┌───┐
    │ RCPB │       │ RCPB │       │ ECCS │       │  C   │
    └───┘       └───┘       └───┘       └───┘
       图5              图6              图7         图8 其它部件的防护

　　图8从概念上描述与反应堆安全壳、非冗余的安全重要部件或含有放射性物质的系
统(在图8中用C代表它们)有关的状态。H是4.4.2、4.4.3.2和4.4.2.3条所论述的可
能使C失去所需功能的危害。
　8.2　对特定危害的防护
　8.2.1　飞射物
　　通常应当尽可能将安全重要系统布置在无飞射物危害的区域内。其防护方法如下
：
　8.2.1.1　飞射物源的方位
　　凡属不能重新布置潜在飞射物源(如温度计套管和阀门杆)的场所和不能重新布置
被防护部件的场所，设计者应使飞射物源的方位偏离安全重要系统。要考虑飞射物回
弹的可能性。
　8.2.1.2　屏障或密闭设施
　　可以将密闭设施、单独的飞射物屏蔽或隔间墙壁用作屏障。通常把这些屏障设计
成能挡住某种飞射物。它们通常用混凝土或钢材制成，也可用其他材料。必须计算飞
射物的冲击力和对屏障的贯穿程度。对混凝土屏障应考虑撞击散落和二次飞射物这类
二次效应�？梢酝耆柚狗缮湮锏牧硪恢址椒ㄊ抢闷帘稳ゲ糠值匚辗缮湮锬芰炕�
者改变它们的方向。
　　密闭设施上的任何开孔不允许外部管道断裂流出的流体(蒸汽或水)进入密闭设施，
使被密闭部件出现不可接受的损坏。
　　密闭设施内的风管、电缆托架、管道或其它部件(包括它们的支撑)，至少必须与
被密闭部件具有相同的抗震设计水平，如果达不到这一要求，则必须把它们安排在发
生地震时不会因其倒塌或故障而使被防护部件产生不可接受的损坏的地方。
　8.2.1.3　距离
　　保持飞射物和部件之间一定的距离是一种合理的防护方法，应该证明：
　　a. 飞射物的能量不足以达到或不会损坏部件；
　　b. 部件不处于飞射物经过及其回弹的路途上。
　8.2.1.4　约束
　　凡属不采用其他方法的场合，设计得可以选用约束飞射物的方法。例如可以在阀
杆上方安装钢板以防止阀杆射出，或者在管道上安装约束件以限制管道断裂后的甩动。
　8.2.1.5　加强
　　可以加固靶物或者潜在的飞射物源，例如可增加泵壳的厚度以减少叶轮飞射的可
能性，或可以增加管子的壁厚，使得可能的飞射物不会产生不可接受的损坏。
　8.2.2　压力、压差和温度
　　如果部件处于温度、压力危害区，并且如果不满足本标准6.1条的6.1.1~6.1.3
或6.1.4条的要求，则必须把部件设计成能经受事故压力和温度的影响。其防护方法如
下：
　8.2.2.1　密闭设施
　　对于安装在密闭设施内的安全重要部件，其密闭设施必须要能承受压差和温度效
应这类危害。通气是一种减少施加在密闭设施上压差的合理方法。有些构筑物失效可
能使安全重要系统产生不可接受的损坏，必须防止构筑物受到由这些危害产生的压差
荷载。对温度敏感的电器和仪表部件必须适当地防止温度效应的影响，或者必须验证
电器和仪表部件在所产生的环境中能正常工作。若产生的温度对于密闭设施或它的内
容物来说太高的情况下，可以使用排热系统。
　8.2.2.2　加强
　　加强可使部件在压力和温度危害条件下正常工作。
　8.2.3　火灾
　　本标准仅限于使用隔离方法防止安全重要系统产生不可接受的损坏。
　　认为所有易燃材料都是潜在的火灾危害，应当就它们对安全系统的影响给以适当
的考虑。
　　尽可能使用不可燃(或阻燃)和耐热材料来降低火灾危害的概率；可以通过设备的
布置减少火灾蔓延和使用合适的消防系统来减少危害的影响。其防护方法如下：
　8.2.3.1　屏障
　　在火灾危害和安全部件之间的屏障要设计成能经受火灾。以防火势蔓延或屏障本
身倒塌等故障而使部件遭到不可接受的损坏。在电缆管道内或电缆托盘内的电缆开孔
必须用挡火物防护。在有可能从邻近区域将挥发性液体或气体通到安全设备的地方，
必须堵塞这种通路(即裂纹、缝隙、未密封的开口等)或者使这种通路的大小降到可接
受的水平。
　8.2.3.2　距离
　　通常，安全重要部件不应置于有可燃材料的区域。如果这一要求不能满足，则各
冗余部件应当从空间上隔开，以便一个部件受火灾影响时不会有可能蔓延到其它冗余
部件。应急柴油发电机进气口与可燃物间有足够的空间距离，可能是防止进气口邻近
区发生火灾的合适方法。应用距离作为一种隔离火灾危害的方法，要求考虑安全系统
由于热、烟雾的影响而恶化的可能性。
　8.2.3.3　密闭设施
　　密闭设施是将安全重要设备与可能的火灾危害隔离的合适的方法。对于希望将安
全部件与火灾相关的危害完全隔离的地方，密闭设施是最有效的。在评价密闭设施的
合适性时，也可能有必要保证密闭设施有能力经受其它潜在危害(例如飞射物、喷射撞
击)的影响。
　8.2.4　辐射
　　防护方法如下：
　8.2.4.1　距离
　　将部件与事故后辐射场足够地空间隔离，可以使累积剂量减少到不可接受的辐射
危害水平以下。具有可接受的隔离特性的控制室冗余通风口的空间隔离，可以为电厂
工作人员在发生有害于在控制室居留的大的意外放射释放时提供合适的防护。
　8.2.4.2　加强
　　对于安全重要系统，设计者可以选择能抗御事故后辐射环境的合格部件。
　8.2.4.3　屏蔽
　　提供某种减弱辐射的屏蔽，可使辐射对部件的影响降到可接受的水平之内。
　8.2.5　蒸汽和湿气
　　加强或密闭设施通常用作防止蒸汽和湿气危害的防护方法，因为这些危害一般影
响面大，距离方法不能提供合适的防护。对蒸汽和湿气危害，其防护方法如下：
　8.2.5.1　加强
　　加强可使部件能在蒸汽或湿气环境下按要求工作。
　8.2.5.2　密闭设施
　　围绕潜在蒸汽或湿气危害的密闭设施或围绕被防护部件的密闭设施可以减少危害
影响的区域，从而消除使部件失去功能的影响，即隔离了蒸汽和它的冷凝液的逸出通
道(通风孔道或管道)。
　8.2.6　化学侵蚀
　　防护方法如下：
　8.2.6.1　距离
　　当化学侵蚀是以液态形式出现时，化学侵蚀危害只局限于某个地方，则将部件与
危害区在空间上隔开是合适的方法。对于必须使控制室人员免受气体爆炸和毒气释放
的情况，提供具有合适空间隔离特性的控制室冗余通气孔是一种适当的措施，例如通
气孔可以彼此分开安装，并且宜安装在不大可能发生爆炸的地方或有害气体不会到达
的地方。
　8.2.6.2　加强
　　可用涂层或覆盖层来防止部件不受化学侵蚀。然而，如果能证明未作防护的部件
在需要执行其功能的期间不会因化学侵蚀危害出故障，则认为这种化学侵蚀对该部件
的损害是可接受的。
　8.2.7　水淹
　　水淹往往可能影响很大的面积。它也可以通过排放孔、楼梯井或其它楼板开孔影
响到比水源低的地方。在设计对水淹的防护时，应考虑下列各项：
　　a. 当水患来自闭合系统时，水源是否是有限的；
　　b. 自动或手动隔离动作是否能关闭水灾源；
　　c. 已安装的设备是否能排出积水(例如用集水坑泵或排水孔将水排到其它不会发
生水灾的地方)；
　　d. 是否有可能从设备上部发生水喷或弄湿，是否有可能由于这种事件造成水淹。
　　防护方法如下：
　8.2.7.1　距离
　　将设备放置在水淹水位以上是合适的防护方法。
　8.2.7.2　密闭设施
　　若部件安装在密闭设施内，入口开孔地板上的台坎可能使水患在密闭设施周围大
面积散开，以致在水进入密闭设施之前就可能将水源中止。在确信没有问题之前，必
须对密闭设施墙壁、屋项、地板上的开孔进行研究。密闭设施还必须能承受流体的静
压头。
　8.2.7.3　加强
　　象电动机、电缆和仪表这类部件要通过加强使之在水淹时能顺利工作。
　8.2.8　杂物堵塞
　　防护方法如下：
　　a. 距离；
　　b. 方位；
　　c. 屏障；
　　d. 密闭设施；
　　e. 约束。
　　碎块堵塞是一种田大量被撞击出来的材料构成的危害，例如管道保温材料或其它
纤维材料、屏蔽或防风屏等都可能被撞击出碎块。这可能由于管道断裂引起的喷射甩
动、爆炸或喷淋系统起动而诱发。由于流体喷射可能产生成为二次飞射物的其他碎块，
要防止的危害是严重堵塞那些事故后流体(水、反应堆冷却剂、蒸汽、空气)流动所必
需的集水坑、流体接管或通气孔，例如，要注意防止安全壳喷淋管嘴堵塞、安全壳再
循环地坑堵塞、设计用于降低安全壳压力和压差的通风区堵塞。应当考虑象硼沉淀、
冷却水系统入口冻结、漂浮物集聚等其他类型的碎块堵塞。
　　另外，虽然本标准没有规定，但可以在这些部位加网罩或在使用的保温材料上加
网罩。
                             附　录　A
                  事件出现和产生破坏的概率估算方法
                              (参考件)
　　危害的风险最终是与后果(电厂功能重大损害或放射性物质释放)有关的，而不仅
是危害本身产生的概率，用下列三个不同的因子来表示不可接受后果的概率：
　　a. P(o)——特定危害事件发生的概率；
　　b. P(f/o)——假定危害事件出现，使功能受到重大损害的概率；
　　c. P(c/f)——假定功能损害产生重大后果的概率。功能重大损害的综合概
率为：    P(f)=P(f/o)·P(o)
　　对公众产生后果的概率：P(c)=P(c/f)·P(f)=P(c/f)·P(f/o)·P(o)
　　本标准主要涉及P(o)和P(f/o)的计算。
如果给定的计算证明任一事件(或几个事件的适当组合)在某个厂址所有机组每年的综
合概率P(f)等于或小于10＾-7，则本标准就认为不是危害。然而，如果每年的这个概
率大于10＾-7，则要估算这一危害的最终后果。如果估算证明P(c)每年超过10＾-7，
那么就必须对电厂作防护设计，使其可以承受这类后果。如果估算证明每年的P(c)小
于10＾-7，则在设计基准中就不考虑这一危害。
                                附　录　B
                      安全重要部件对各种危害实体防护
                                表格的实例
                                 (参考件)
　　本标准第3章指出，评价实体防护的方法应当有某种格式，以便提供一种设计依
据的记录。作为一个例子，表B1列出了一种格式。该表左边竖列表示各种安全重要部
件，上面一行表示可能的危害。能够使用的符号如下：
　　“D”表示距离
　　“B”表示屏障
　　“E”表示密闭设施
　　“R”表示约束
　　“NH”表示不存在这种危害
　　在表格每个方格内，电厂设计者可以标明用于使部件免受危害的实体防护方法。
　　这种用法可能是初步的，或者是反映电厂设计人员设计思想的所希望的部件布置
方法。例如象“φ150mm安全注射管甩动”或“辅助给水泵透平叶轮”这类事件的危
害可在计算附页内详细说明。用于实体防护方法的详细设计参数，例如“冗余泵密闭
设施应分开‘X’米”和“在每一密闭设施入口开孔上必须有至少150mm有台坎”，可
以在支持性材料里给出，并在方格中加以引证。有关这些要求的依据应在附页内说明。
　　作为一种替代方法，或者对于一些特定情况，表格左边一列的总的分类可以细分
为电厂的具体部件并做上面所说的分析。例如在泵和驱动装置栏下可分为：
　　余热排出泵A
　　余热排出泵B
等等。
                     表B1　用于防止各种危害的实体防护表格的格式
━━━━━━━━━┯━━┯━┯━┯━┯━┯━┯━┯━┯━┯━┯━┯━┯━━
                  │ 冗 │管│管│管│管│管│转│非│阀│火│化│事│碎
                  │ 余 │道│道│道│道│道│动│抗│门│灾│学│故│块
                  │ 部 │断│断│断│断│断│机│震│、│  │侵│后│堵
                  │ 件 │裂│裂│裂│裂│裂│械│件│仪│  │蚀│辐│塞
                  │    │｜│｜│｜│｜│｜│部│在│表│  │  │射│
要求�；さ陌踩考�    │甩│流│压│蒸│水│件│地│或│  │  │  │
                  │    │动│体│力│汽│淹│飞│震│部│  │  │  │
                  │    │  │喷│、│湿│  │射│中│件│  │  │  │
                  │    │  │射│温│气│  │  │下│飞│  │  │  │
                  │    │  │  │度│  │  │  │落│射│  │  │  │
─────────┼──┼─┼─┼─┼─┼─┼─┼─┼─┼─┼─┼─┼──
泵及其驱动装置    │D&E │  │  │  │  │  │  │  │  │  │  │NH│
热交换器          │    │ B│  │  │  │  │  │  │  │NH│  │  │
管道              │    │  │  │  │  │  │  │  │  │  │  │  │
阀和控制器        │    │  │  │  │  │  │  │  │  │  │  │  │
罐                │    │  │  │  │  │  │  │  │  │  │  │  │
电力电缆和控制电缆│    │  │  │  │  │  │  │  │  │  │  │  │
电气系统变压器    │    │  │  │  │  │  │  │  │  │  │  │  │
电动机控制中心    │    │  │  │  │  │  │  │  │  │  │  │  │
开关柜配电装置    │    │  │  │  │  │  │  │  │  │  │  │  │
蓄电池            │    │  │  │  │  │  │  │  │  │  │  │  │
柴油发电机        │    │  │  │  │  │  │  │  │  │  │  │  │
压力释放和开孔装置│    │  │  │  │  │  │  │  │  │  │  │  │
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    产品描述：REN600A型α、β、γ射线表面污染检测仪即可检测α、β、γ射线，也能检测到X射线,它采用高速嵌入式微处器作为数据处理单元，点阵式大屏幕LCD液晶显示，读数清晰、操作方便，具有400条超大容量数据存储。仪器采用进口的大面积MICA盖革探测器，具有较高探测效率，可进行α、β辐射表面污染检测和X、γ辐

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    产品名称：REN700型通道式车辆放射性检测系统

    产品描述：简介：     REN700型通道式车辆放射性检测系统是用于对通过通道的卡车、集装箱等车辆内运输物品的放射性污染及辐射泄露水平的全天候探测系统。该系统具有灵敏度高、探测范围广、响应时间短等特点，可实现自动辐射报警、自动数据存储、自动抓拍通过车辆照片等功能。主要安装在核