核电厂中与核安全有关的建构筑物，包括损坏后会直接或间 接造成事故的构筑物，保证反应堆停堆并维持停堆状态及排出余 热所需的构筑物，地震时和地震后为减轻核事故破环后果所需的 建构筑物以及损坏或丧失功能后会危及上述建构筑物的其他建构 筑物。

2.1.3抗震Ⅱ类建构筑物

核电厂中除工类建构筑物外与核安全有关的建构筑物 安全生产标准，以及 损环或丧失功能后会危及抗震工类建构筑物的与核安全无关的建 构筑物。

位于海岸或者与海岸毗连海域，实现防御风浪、取排水、交通 运输等特定功能的构筑物，如护岸、取排水导流堤、大件码头、引水 隧洞等。

为防止核电厂建构筑物性能劣化，按计划或文件的规定采取 的技术管理措施，如土建预防性检查、老化管理、监测与维修等工 作，通过减缓或控制建构筑物的劣化速率，达到维持或延长建构筑

物系统使用寿命的自的

2.1.6且标使用年限

既有核电广建构筑物鉴定所期望的使用年限

2. 1. 7 安全性

targetworkinglife

建构筑物承受可能出现的各种作用而保持安全的

建构筑物承受可能出现的各种作用而保持安全的性

normalserviceability

建构筑物满足预定使用要求的性能。核安全相关构筑物的正 常使用性还包括安全功能的执行

建构筑物在正常使用维护条件下，在规定的时间内随时间变 化而仍能满足预定功能要求的性能。

对建构筑物的安全性、使用性所进行的调查、检测、分析验算 和评定等一系列活动

investigation

通过查阅文件、现场观察和询问等手段进行的信息收集

2. 1. 12 检测

inspection

对既有结构的状况或性能所进行的检查、测量和检验等

2. 1. 13 监测

monitoring

对结构状况或作用所进行的经常性或连续性的长期 测量。

2.1.14极端灾害或事故

2.1.15外部环境条件

2.1.17安全停堆地震动（SL

对应于核电厂极限安全要求的地震动级别

structure system

structuresystem

根据建筑结构的不同使用功能在鉴定单元中所划分的鉴定 单位，一般可分为地基基础、上部承重结构、围护结构三个结构 系统。

自身失效将导致其他构件失效或将影响核安全运行 构件

lessimportantmember

自身失效不会导致其他构件失效，且不影响核安全运行功能 的构件。

containment

包容反应堆压力容器以及部分安全系统（包括一回路主系统 和设备、停堆冷却系统等）的构筑物

pressure test

通过检查安全壳结构在设计基准事故工况压力作用下的结构 性能，来验证安全壳结构可靠性的试验

2.1.23运行前密封性试验

2.1.24定期密封性试验

反应堆运行后，按规定的时间间隔定期进行的安全壳 试验。

2.1.25 整体泄漏率

在试验压力下持续24h，由所有被试验的泄漏途径（包括安 焊缝、盲板、阀门、贯穿件、接头等整个压力边界）从安全壳 大气中的空气质量与安全壳内部自由容积包容的空气初始质 比，用百分数表示

2.1.26密封性试验验证试验

1.26密封性试验验证试验

证实A类试验方法可行、测定整体泄漏率仪器设备可靠与否

A1 内部飞射物产生的撞击荷载： A2 外部爆炸引起的冲击波荷载； A3 外部飞射物引起的荷载； A 洪水引起的荷载； D 永久荷载； E 极限安全地震作用； E。 运行安全地震作用： F 由施加预应力而产生的荷载： H 内部水作用于安全壳的荷载； L 活荷载； Pa 压力荷载； R 结构构件的承载力设计值； Ra 管道和设备反力； R. 局部荷载； R。 正常运行或停堆期间管道和设备的反力： S 结构构件承载力极限状态的荷载效应组合设 计值； T 温度作用； T 正常运行或停堆期间的温度荷载； W 风荷载； W. 龙卷风荷载

2.2.3安全壳密封性试验：

L，一在试验工况下，安全壳内压力为P的整体最大 充许泄漏率，通常在技术文件中规定； Lam 在安全壳内设备和系统尽可能接近设计基准事 故状态时，在压力Pac下对安全壳进行试验而得 到的安全壳整体泄漏率最佳估计值： 最后1h内空气质量数据由最小二乘法回归直 线斜率和截距得出的泄漏率最佳估计值； L2h 最后2h内空气质量数据由最小二乘法回归直 线斜率和截距得出的泄漏率最佳估计值： Pac 一与设计基准事故相应的安全壳内产生的峰值压 力，通常在设计技术文件中规定； JCL 上置信限，指安全壳整体泄漏率最佳估计值的 统计计算上限，本标准按95%置信水平进行 计算

3.1.1核电厂建构筑物的可靠性鉴定应符合下列规定

1在下列情况下，应进行可靠性鉴定： 1）核电厂达到设计寿期，拟继续运行，进行延寿评估时： 2）核电厂遭遇极端灾害或事故时： 3）核电厂进行涉及建构筑物用途或使用条件变化的专项技 术改造时； 4外部环境条件出现变化，影响核电厂建构筑物设计基 准时； 5建构筑物存在较严重的质量缺陷时； 6）建构筑物正常运行时出现影响性能的腐蚀、损伤、变 形时。 2在下列情况下，宜进行可靠性鉴定： 1）核电厂定期安全审查时： 2）核电厂运行维护中，需要进行常规检测鉴定以掌握建构 筑物可靠性水平时； 3）其他需要掌握结构可靠性水平时。 3当核电厂设计基准地震发生变化时，应进行抗震能力评 方法可按本标准附录A执行。 2核电厂在下列情况下，宜根据需要进行专项鉴定： 1厂房结构进行维修改造有专门要求时； 2 结构存在耐久性损伤或其他影响耐久年限的问题时； 3 结构存在明显振动影响时； 注共

3.1.5鉴定的且标使用年限，应根据鉴定目的、核电

1.5鉴定的目标使用年限，应根据鉴定目的、核电厂的运行

3.1.5鉴定的目标使用年限，应根据鉴定目的、核电厂的运行使 用情况及使用寿期、厂房结构、设备及部件的重要性、建构筑物的 现状、延寿目标和要求等合理确定。

3.2鉴定程序及其工作内容

图 3.2. 1 可靠性鉴定程序

2.2鉴定的目的、范围和内容应在接受鉴定委托时根据委 出的鉴定原因和要求确定。

3.2.3收集分析的资料应包括下列内容：

1岩土工程勘察报告、设计文件、施工和竣工验收文件、维修 记录、施工安装采用的施工验收标准等：

2 原设计遵循的标准及通用文件等； 3 核电厂厂址资料； 工艺、结构布置，主要设备设施布置，结构形式、构件类型 连接构造等。

3.2.4现场初步调查应包括下列

1查阅图纸资料，包括工程地质助察报告、设计图、峻工资 料、检查观测记录、历次加固和改造图纸和资料、事故处理报 告等； 2调查前，应了解掌握调查区域的可达性，包括环境的照明 伏况、观察条件、放射性污染情况等，应配备必要的安全防护工具 照明工具等，并应在委托方和核电厂技术人员的陪同下实施； 3调查建构筑物的历史情况，包括施工、维修、加固、改造、用 途变更、使用条件改变以及受灾害等情况； 4考察现场，调查建构筑物的实际状况、使用条件、内外环 境，以及目前存在的问题； 5确定详细调查与检测的工作大纲，拟定鉴定方案并编制质 保大纲。

3.2.5鉴定方案应根据鉴定对象的特点和初步调查结果

和要求制订，内容应包括检测鉴定的依据、详细调查与检测的 内容、检测方案和主要检测方法、工作进度计划及需由委托方 的准备工作等。

2详细调查结构上的作用和环境中的不利因素，以及它们在 自标使用年限内可能发生的变化，必要时测试结构上的作用或作 用效应； 3检查结构布置和构造、支撑系统、结构构件及连接情况，详 细检测结构存在的缺陷和损伤； 4检查或测量承重结构或构件的裂缝、位移或变形：

5调查或测量地基的变形，检测地基变形对上部承重结构、 围护结构系统及吊车运行等的影响，必要时可开挖基础检查，也可 补充察或进行现场荷载试验： 6检查结构材料的实际性能和构件的儿何参数，必要时抽检 结构材料的力学性能指标： 7检查围护结构系统的安全状态和使用功能，检查围护密封 结构的连接是否可靠，材料是否老化，密封功能是否可靠； 8详细检查尚不明确或对其状况存在怀疑的部位、构件，现 场初步分析缺陷的严重程度、可能的原因； 9当发现施工安装偏差不可忽略时，补充测量构件尺寸和安 装偏差； 10 检查锈蚀、腐蚀、老化劣化、碱化粉化等； 11 当使用条件和原设计不一致时，调查实际的荷载大小和 分布。

3.2.7可靠性分析与验算应根据详细调查与检测结果，对

的整体和各个组成部分的可靠度水平进行分析与验算，包括 分析、结构或构件安全性和正常使用性校核分析、所存在问匙 因分析等。

3.2.8在核电厂建构筑物详细验算、分析、评定过程中，若发现调 查的数据资料不足或有显著的偏差时，应及时进行补充调查 检测。

3.2.8在核电厂建构筑物详细验算、分析、评定过程中，若

统、鉴定单元三个层次。其中构件和结构系统两个层次的鉴定评 级，应包括安全性等级和使用性等级评定，需要时可根据该层次安 全性和使用性的评定结果综合确定其可靠性等级。安全性分三个 等级，使用性分三个等级，各层次的可靠性分三个等级，并应按 表3.2.9规定的评定项自分层次进行评定。当不要求评定可靠性 等级时，可直接给出安全性和正常使用性评定结果。鉴定单元应 进行可靠性等级评定

3.2.10专项鉴定的工作程序和内容可根据鉴定目的、预期使用 条件、紧急程度等按本标准第3.2.1条至第3.2.9条规定进行适 当简化。评定的结果可用安全适用、基本安全适用和不安全表述 提出的处理措施应具体，并应满足委托方应急工作的需要。 3.2.11可靠性鉴定工作完成后，应编制并向委托方提交鉴定报 告。鉴定报告宜包括下列内容：

鉴定报告宜包括下列内容：

鉴定的自的、范围、内容，自标使用年限、预期使用条件： 2 工艺系统、设备布置概述； 3 工程概况：包括设计时间、开工和竣工时间，设计单位、施 工单位，面积、高度、厂房平面布置、主要部面等； 4 鉴定的依据； 调查检测结果，检测试验的项目、方法； 6 分析、计算评定的结果； 鉴定结论； 8 处理措施意见建议： 9 附件：主要现场调查记录，包括附图、附表等。

核电厂建构筑物金定应按下列规定评定等级： 构件： 1）构件的安全性评级标准： a级：符合国家现行有关核安全法规、导则及标准的安全 性要求，不必采取措施； b级：符合国家现行有关核安全法规、导则及原设计标准 的安全性要求，但不完全符合国家现行有关标准的 要求，经评估不影响安全，可不采取措施： c级：不符合上述a级、b级相关要求，影响安全，应采取 措施。 2）构件的使用性评级标准： a级：符合国家现行有关核安全法规、导则及标准的正常 使用要求，不必采取措施； b级：符合国家现行有关核安全法规、导则及原设计标准 的正常使用要求，但不完全符合国家现行有关标准 的正常使用要求，经评估不影响其执行的安全功 能，可不采取措施；

c级：不符合上述a级、b级相关要求，影响安全功能执 行，应采取措施。 3）构件的可靠性评级标准： a级：符合国家现行有关核安全法规、导则及标准的可靠 性要求，不必采取措施： b级：符合国家现行有关核安全法规、导则及原设计标准 的可靠性要求，但不完全符合国家相关现行有关标 准的可靠性要求，经评估不影响其执行的安全功 能，可不采取措施； c级：不符合上述a级、b级相关要求，影响安全功能执 行，应采取措施。 结构系统： 1结构系统的安全性评级标准： A级：符合国家现行有关核安全法规、导则及标准的安 全性要求，不必采取措施； B级：符合国家现行有关核安全法规、导则及原设计标准 的正常使用要求，但不完全符合国家现行有关标 准的要求，经评估不影响安全，可不采取措施； C级：不符合上述A级、B级相关要求，影响安全，应采取 措施。 2）结构系统的使用性评级标准： A级：符合国家现行有关核安全法规、导则及标准的正 常使用要求，不必采取措施； B级：符合国家现行有关核安全法规、导则及原设计标准 的正常使用要求，但不完全符合国家现行有关标 准的正常使用要求，经评估不影响其执行的安全 功能，可不采取措施； C级：不符合上述A级、B级相关要求，影响安全功能执 行，应采取措施。

3）结构系统的可靠性评级标准： A级：符合国家现行有关核安全法规、导则及标准的可 靠性要求，不必采取措施； B级：符合国家现行有关核安全法规、导则及原设计标准 的可靠性要求，但不完全符合国家现行有关标准 的可靠性要求，经评估不影响其执行的安全功能 可不采取措施； C级：不符合上述A级、B级相关要求，影响安全功能执 行，应采取措施。 鉴定单元可靠性鉴定应按下列规定评定等级： 1）一级：符合国家现行有关核安全法规、导则及标准的可靠 性要求，不必采取措施； 2）二级：符合国家现行有关核安全法规、导则及原设计标准 的可靠性要求，但不完全符合国家现行有关标准的 可靠性要求，经评估不影响其执行的安全功能，可 不采取措施； 3）三级：不符合上述一级、二级相关要求，影响安全功能执 行，应采取措施

关重要建构筑物的土建预防性检查、老化探测与监测、预测 的频度，以保证核电厂建构筑物的可靠性与核电厂整个寿真 设计要求保持一致。

4.1.5应根据下述因素确定单个建构筑物的王建预防性检

化探测与监测、预测性维修的频度： 1 建构筑物对安全的重要性： 2其固有的可靠性； 3 所评定的运行时性能劣化的可能性和老化特性； 运行经验。 4.1.6 当维修不能达到缓解建构筑物构件与部件劣化速率的目 的时，应对可更换的构件与部件制定更换周期，对不可更换的构件 与部件评估剩余寿命，当评估的剩余寿命不满足要求时，应采取防 护或加固等处理措施

1建构筑物的土建预防性检查应包括下列类型：

1初始检查：对建构筑物的初次检香，主要采用自视检查 或者只需使用简单的仪器或工具，对主体结构、附属结构及地基 基础的技术状况进行的自测检查，并建立单个建构筑物检查信 息档案； 2定期检查：定期检查根据上述初步检查的结果重复进行 根据已检查到的缺陷状况对结构的特殊部位的定期检查的频率可 适当增加，日常检查应形成建构筑物缺陷跟踪信息档案； 3应急检查：极端天气之后及建构筑物局部受到灾害性损伤 后，为了查明破损状况，采取应急措施，组织恢复其使用功能，进行 的针对性检查； 4特殊检查：根据初始、定期或应急检查的结果，对需要进 步判明损坏原因、破损程度和使用能力的建构筑物或部件，进行专 门的现场检测、试验或可靠性鉴定工作

门的现场检测、试验或可靠性鉴定工作。 4.2.2初始检查应符合下列规定： 1初始检查应建立单个建构筑物检查信息档案，包括名称， 编号、结构类型、设计资料、施工资料、维修记录等内容； 2初始检查主要采用自测方法，也可配备简单工具进行 测量； 3初始检查需记录建构筑物的整体外观、裂缝、变形、锈蚀 破损等情况。

.2.2初始检查应符合下列规

1初始检查应建立单个建构筑物检查信息档案，包括名称、 编号、结构类型、设计资料、施工资料、维修记录等内容； 2初始检查主要采用目测方法，也可配备简单工具进行 测量； 3初始检查需记录建构筑物的整体外观、裂缝、变形、锈蚀、 破损等情况。 4.2.3定期检查应符合下列规定： 1 定期检香应根据初始检香的结果对已有缺陷进行跟踪 检查； 2原则上核安全相关与非核安全相关重要建构筑物中厂房 类建筑定期检查周期为1年，水工构筑物定期检查周期为5年：

4.2.3定期检查应符合下列规定：

定期检查应根据初始检查的结果对已有缺陷进行跟踪 检查； 2原则上核安全相关与非核安全相关重要建构筑物中厂房 类建筑定期检查周期为1年，水工构筑物定期检查周期为5年； 3运行时期封闭厂房的检查应安排在每次换料大修期间； 4对影响运行的关键部位或存在遗留建筑缺陷的部位应根 据具体情况采取相应周期的定期检查； 5对于混凝土建构筑物，检查的参数宜包括材料损失、开裂

孔隙率和渗透性增大、强度的损失以及由于混凝土局部降质造成 的混凝土锚固能力的降低等； 6对于钢结构和部件，应检查由于腐蚀造成的材料损失； 7对于结构螺栓，应检查螺栓的松动、螺母的缺失或者松动 以及预载荷损失的其他状态指标

4.2.4应急检查应符合下列

1应根据受异常事件影响的结构，决定采取的检查方法、工 具和设备； 2应急检查的内容和方法原则上与定期检查相同，但应针对 发生异常情况或者受异常事件影响的结构或构件做重点检查，以 掌握其受损情况； 3检查的评定标准与定期检查相同，当有难以判明破损的原 因、程度等情况时，应做专业检查： 4检查结果的记录应与定期检查相同，检查完成后，应编制 应急检查报告，总结检查内容和结果，评估异常事件的影响，确定 合理的对策措施。

4.2.5特殊检查应符合下列

1初始检查、定期检查与应急检查中难以判明损坏原因及程 度的建构筑物应进行专业检查： 2专业检查包括专项检测与可靠性鉴定，应根据本标准第 3.1节的规定选择开展可靠性鉴定工作的种类； 3专业检查应委托有相应资质的单位承担

4.3.2核电厂建构筑物的老化管理应分析建构筑物老化引起白

性能劣化及建构筑物的过时（相比当前知识、法规和标准、推 来的影响

4.3.3建构筑物部件的分类筛选应根据对安全的重要性

风险的方法（概率安全分析和确定论方法）对所选择的部件送 化管理的分级和排序。采用概率安全评价时，如果多重建 的部件经受相同的老化劣化，则应分析共因失效的可能性

4.3.5核电厂应根据现行核安全导则《核动力厂定期安

HAD103/11、《核动力厂老化管理》HAD103/12及电厂运行经 验建立核电厂建构筑物老化管理大纲。

4.3.6有效的老化管理大纲应包含表4.3.6中的基

3.6有效的老化管理大纲应包含表4.3.6中的基本内容

表4.3.6有效的老化管理大纲的基本内容

4.4安全壳结构的监测

4.4.1应对安全壳预应力系统进行定期监测，每3个月进行测量 读数，每年应进行安全壳预应力损失分析，形成预应力损失评估 报告。

应变、整体变位温度进行定期监测，每3个月进行测量读数，每年 应进行测量数据分析与系统状态评估，形成安全壳结构监测永久 性仪表系统评估报告。

4.4.3应对安全壳结构监测系统进行维护，如发现监测系统设备

敌障应及时维修，无法维修的监测仪表需在3个月内进行更换以 保证数据记录的完整性与连续性。无法更换的监测仪表应采取替 代方案，无替代方案应进行评估。

应对安全壳结构监测永久性仪表系统增加测量读数频率，并通过 检测与可靠性鉴定确定结构损伤程度。当通过鉴定无法确认安全 性与功能性损伤程度时，应采取打压试验等方法进行验证

4.5其他建构筑物的监测

4.5.1核电厂应编制建构筑物监测大纲，对建构筑物的

1核电厂应编制建构筑物监测大纲，对建构筑物的材料性自

（如混凝土强度、抗渗性能、碳化深度、氯离子侵入等）与水化学参 数进行定期监测，核电厂建构筑物监测大纲应包括详细的监测和 检测参数，并由有资质的人员进行检测操作

4.5.2所有水工海工构筑物和地下水质的监测周期不宜超过

4.5.3对于混凝土建构筑物，监测的参数宜包括材料损失、开裂、 孔隙率和渗透性增大、强度的损失以及由于混凝土局部降质造成 的混凝土锚固能力的降低等

4.5.3对于混凝土建构筑物，监测的参数宜包括材料损

5.4对于钢结构和部件，应监测由于腐蚀造成的材料损失

4.5.7对于建构筑物整体沉降与不均匀沉降，应定期监

4.5.8应每年进行边坡稳定性监测，对监测数据进行分

4.5.9应每年进行核电厂区地震数据监测，并对监测数据进行整 理和分析。

4.6.1核电厂应根据现行核安全法规《核动力厂运行安全规定》 HAF103与现行核安全导则《核电厂维修》HAD103/08的要求 制定维修工作大纲。

暖通空调图纸、图集4.6.2核电厂建构筑物的维修应按不低于原建造时的

4.6.3对于预防性检查发现的建构筑物或部件的缺陷，

4.6.4对于可靠性鉴定发现的建构筑物或部件

4.6.4对于可靠性鉴定发现的建构筑物或部件缺陷，应根据鉴定

结论采取纠正性维修、更换或加固措施重庆标准规范范本，如需开展建构筑物 整体加固工作，应进行专项论证。

4.6.5核电厂应根据国家现行的建筑质量验收规范、加固