1 Scope
This standard specifies the framework for fully implementing fire hazard analysis for nuclear power plants and provides a detailed description for determining the fire safety adequacy of nuclear power plants, including data collection, analysis of fire growth, fire effect analysis, evaluation of the adequacy of fire safety measures, considerations before making improvements in fire safety, iterative analysis, etc.
This standard is applicable to fire hazard analysis for land-based stationary thermal-neutron reactor nuclear power plants (including light water reactor, heavy water reactor and gas cooled reactor nuclear power plants). It is also applicable to fire hazard analysis for research reactor and other nuclear facilities. This standard is applicable to both new and existing nuclear power plants. It is applicable to all areas of the nuclear power plant, including non-nuclear facilities.
It is not applicable to the fire hazard analysis of fire compartment of liquid metal facilities in liquid metal cooled reactor nuclear power plants.
2 Normative references
The following normative documents contain provisions which, through reference in this standard, constitute provisions of this standard. For dated references, subsequent amendments (excluding corrections) to, or revisions of, any of these publications do not apply to this standard. However parties to agreements based on this standard are encouraged to investigate the possibility of applying the most recent editions of the normative documents indicated below. For undated references, the latest edition of the referenced document applies.
HAF 102 Safety specifications for design of nuclear power plant
HAF 003 Safety specifications for quality assurance of nuclear power plant
HAD 102/11 Fire protection for nuclear power plant
HAD 103/10 Fire protection for operation of nuclear power plant
3 Terms and definitions
For the purposes of this standard, the following terms and definitions apply:
3.1
combustion
exothermic reaction of a substance with oxygen, generally accompanied by flames, glowing and (or) emission of smoke, or a combination thereof
[HAD102/11, Glossary]
3.2
explosion
abrupt oxidation or decomposition reaction producing an increase in temperature or in pressure, or in both, simultaneously
3.3
fire
process of combustion characterized by the emission of heat accompanied by smoke or flame, or both
3.4
fire
disaster caused by uncontrolled combustion in time and space
3.5
fire barrier
walls, floor, ceiling or devices for closing passages such as doors, hatches, penetrations and ventilation systems that are used to limit the consequences of a fire. A fire barrier is characterized by a fire resistance rating
[HAD102/11, Glossary]
3.6
fire compartment
building or part of a building comprising one or more rooms or spaces, constructed to prevent the spread of fire to or from the remainder of the building for a given period of time. A fire compartment is completely surrounded by a fire barrier
3.7
fire cell
subdivision of a fire compartment in which fire separation between items important to safety is provided by fire protection features (such as limitation of combustible materials, spatial separation, fixed fire extinguishing systems, fireproof coatings or other features) so that consequential damage to the other separated systems is not expected
[HAD102/11, Glossary]
3.8
fire damper
device that is designed, by automatic operation, to prevent the passage of fire through a duct, under given conditions
[HAD102/11, Glossary]
3.9
fire load
sum of the calorific energies that could be released by the complete combustion of all the combustible materials in a space, including the facings of the walls, partitions, floors and ceilings
3.10
fire resistance
ability of an element of building construction, component or structure to fulfil, for a stated period of time, the required load bearing function, integrity and/or thermal insulation, and/or other expected duty specified in a standard combustion test
[HAD102/11, Glossary]
3.11
fire retardant
quality of a substance for suppressing, reducing or delaying markedly the combustion of certain materials
3.12
fire stop
physical barrier designed to restrict the spread of fire in cavities within and between building construction elements
3.13
fire watch
one or more individuals who are responsible for providing additional (e.g. during hot work) or compensatory (e.g. in case of system damage) services to a nuclear power plant activity or area in order to detect a fire or to identify activities and conditions that have potential fire risk. They shall be trained in identifying conditions and activities that have potential fire risk, as well as in the use of firefighting equipment and appropriate fire notification procedures
[HAD103/10, Glossary]
3.14
non-combustible material
material that, in the form in which it is used and under the conditions anticipated, will not ignite, support combustion, and bum or release flammable vapor when subject to fire or heat
3.15
secondary effect
all subsequent effects caused by the consequence of the primary effect of the fire
3.16
fire containment approach
arrangement that can prevent the fire from spreading from one fire compartment to another by maintaining the integrity of the fire barrier around each fire compartment within the specified fire time limit, thus achieving the basic conditions for isolating items important to safety
[HAD102/11]
3.17
fire influence approach
arrangements in certain fire zones, in order to limit the impact of fires on items important to safety, also necessary to prevent the spread of fire within the fire compartment. Including active fire detection, extinguishing or passive means, as well as appropriate space separation measures between components, are used to prevent fire from spreading from one fire compartment to another
[HAD102/11]
4 Fire hazard analysis
4.1 General
It is essential that the fire protection measures are adequate to ensure safety throughout the life of the nuclear power plant. This is achieved by defence in depth, the concept of which is described in HAD 102/11. This concept incorporates three principal objectives:
a) to prevent fires from starting;
b) to detect and extinguish quickly those fires that do start, thus limiting the damage;
c) to prevent the spread of those fires that have not been extinguished, thus minimizing their effect on items important to safety.
The key to fire hazard analysis is to determine the necessary fire resistance of fire barriers and the ability of fire related systems (detection systems, fire extinguishing systems, ventilation and smoke exhaust systems).
4.2 Purposes of fire hazard analysis
The fire hazard analysis has the following purposes:
a) to identify items important to safety and determine the position of their individual components in each fire compartment;
b) to analyse the anticipated fire growth and the consequences of the fire with respect to items important to safety. The assumptions and limitations of the analytical method shall be clear;
c) to determine the required fire resistance of fire barriers, especially to determine the required fire resistance of fire compartment (fire containment approach) boundary during the fire hazard analysis;
d) to determine the necessary active and passive fire protection measures to achieve a safe state of fire;
e) to identify cases where additional fire separation or fire protection is required, especially for common mode failures, in order to ensure that the safety system will remain functional during and following a credible fire. Fire hazard analysis shall be used to determine necessary active and passive fire protection measures of fire cell (fire influence approach).
For existing plants, the purpose of fire hazard analysis is to document that the existing fire protection measures are adequate to ensure safety. In situations where deficiencies are identified during the analysis, the process requires recommendations to be formulated which, when implemented, will ensure that safety is achieved.
4.3 Personnel qualifications
It is essential that the fire hazard analysis be prepared by technically qualified engineering personnel. This applies to preparation of the initial document and to periodic updating of the analysis.
The experts needed to conduct the fire hazard analysis combines knowledge of fire engineering, and design and operation of nuclear power plant. The personnel that perform the analysis shall be familiar with the fire safety systems, components and equipment, and their interaction with safety systems. The analyst shall be capable of evaluating the fire damage effects on those structures, systems and components that are important to safety. These experts shall have capability of evaluating fire induced failures of the power circuit system, control and instrumentation system. Good familiarization with the design of the plant safety systems, and with plant layout, is essential. It is advisable that analysts have experience with application of the methods available for quantifying and analysing fire growth and of the computational methods for predicting the consequences of fires.
To ensure that personnel have appropriate qualifications in all the necessary subjects, it is likely that a team composed of multi-professionals will be needed in preparing and updating the fire hazard analysis documentation.
4.4 Initial development and updating
The fire hazard analysis documentation is usually developed early in the design of new nuclear power plants, updated before initial loading of the reactor fuel, updated periodically[1) The appropriate period for this review and update is generally 5-10 years, in addition to updates following significant nuclear power plant modifications.]1) and, when relevant, operational or plant modifications are proposed within the scope of the fire hazard analysis for nuclear power plants. For existing plants, it is important to perform a comprehensive fire hazard analysis at the earliest opportunity. Periodic updating of the fire hazard analysis documentation is done throughout the lifetime of the nuclear power plant (including some of the decommissioning phases). Retention of the documentation compiled for previous fire hazard analyses is very important.
Relevant operational or nuclear power plant modifications that affect fire safety within the scope of the fire hazard analysis include physical changes in the nuclear power plant arrangement; increases in the fire load; modifications to or relocation of the systems, components or equipment; modifications to the fire detection or fire extinguishing systems or equipment; modifications to the passive fire protection measures; and changes in the ventilation system.
4.5 Quality assurance programme
It is important that the existing nuclear power plant quality assurance programme be implemented for controlling fire safety. Detailed guidance on the quality assurance programme in nuclear power plants is provided in HAF 003 and related safety guides. This quality assurance programme is also applied to the preparation (including all the necessary iterations) and control of the fire hazard analysis report. In addition, all subsequent revisions and updates to the fire hazard analysis report are controlled and recorded to the same level of engineering review and approval that applied to the original document, in accordance with the applicable provisions of the quality assurance programme. This element of control is essential in order to provide reliable documentation that reflects current conditions in each fire compartment and fire cell throughout the plant, and to ensure that the analysis is maintained as a ‘living document’ throughout the life of the plant.
Foreword i
1 Scope
2 Normative references
3 Terms and definitions
4 Fire hazard analysis
5 Methods to be followed in preparing the fire hazard analysis
6 Data collection
7 Analysis of fire growth
8 Fire effect analysis
9 Evaluation of the adequacy of fire safety measures
10 Considerations before making improvements in fire safety
11 Iteration of analysis
Annex A (Informative) Data collection
Annex B (Informative) Example of fire preplan
Annex C (Informative) Effect of ventilation system
Annex D (Informative) Direct, indirect and secondary effects of fire and fixed fire extinguishing system
Annex E (Informative) Other fire effects
ICS 27.120.20
F 63
備案號：21969-2007
EJ
中華人民共和國核行業標準
EJ/T 1217—2007
核動力廠火災危害性分析指南
Preparation of fire hazard analyses for nuclear power plants
2007-10-10發布 2008-03-01實施
國防科學技術工業委員會 發布
前言
本標準在編寫過程中參考了IAEA safety report 第8號“《核動力廠火災危害性分析指南》”。將參考文件中的引用文件更換為我國對應的規范性引用文件，并按照GJB 6000－2001《標準編寫規定》的要求進行修改。
在HAD102/11《核電廠防火》和HAD103/10《核動力廠運行防火安全》中都提出核動力廠實施火災危害性分析的建議；在核行業標準EJ/T 1082－2005《核動力廠防火準則》中，也對核動力廠應進行火災危害性分析提出要求。本標準是對以上核安全導則和標準在火災危害性分析方面所提建議和要求的技術支持。
本標準的附錄A、附錄B、附錄C、附錄D和附錄E為資料性附錄。
本標準由中國核工業集團公司提出。
本標準由核工業標準化研究所歸口。
核動力廠火災危害性分析指
1 范圍
本標準規定了全面實施核動力廠火災危害性分析的框架結構，并為確定核動力廠防火安全充分性提供詳細描述，包括數據采集、火勢增長分析、火災效應分析、防火安全措施恰當性評價、防火安全改進前的考慮、迭代分析等。
本標準適用于陸上固定式熱中子反應堆核動力廠的火災危害性分析，這些核動力廠包括輕水堆、重水堆和氣冷堆核動力廠。也可適用于研究堆和其它核設施的火災危害性分析。本標準既可以用于新建核動力廠又可以用于已有的核動力廠。本標準適用于核動力廠的所有區域，包括非核設施。
本標準不適用于液態金屬冷卻反應堆核動力廠中液態金屬設施防火區火災危害性分析。
2 規范性引用文件
下列文件中的條款通過本標準的引用而成為本標準的條款。凡是注日期的引用文件，其隨后所有的修改單(不包含勘誤的內容)或修訂版均不適用于本標準，然而，鼓勵根據本標準達成協議的各方研究是否可使用這些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件，其最新版本適用于本標準。
HAF102 核動力廠設計安全規定
HAF 003 核動力廠質量保證安全規定
HAD 102/11 核電廠防火
HAD 103/10 核動力廠運行防火安全
3 術語和定義
下列術語和定義適用于本標準。
3.1
燃燒 combustion
物質與氧產生的放熱反應，通常伴隨產生火焰和(或)光和(或)生煙，或它們的某種組合。
[HAD102/11，名詞解釋]
3.2
爆炸 explosion
一種急劇的氧化或分解反應；它會導致溫度或壓力升高或兩者同時升高。
3.3
火 fire
以釋放熱量并伴有煙或火焰或兩者兼有為特征的燃燒現象。
3.4
火災 fire
在時間和空間上失去控制的燃燒所造成的災害。
3.5
防火屏障 fire barrier
用于限制火災后果的屏障，它包括墻壁、地板、天花板或者封堵像門洞、閘門、貫穿件和通風系統等通道的裝置。防火屏障用額定耐火極限來表征。
[HAD102/11，名詞解釋]
3.6
防火區 fire compartment
為防止火災在規定的時間內在廠房之間蔓延所構筑的由一個或多個房間或空間組成的廠房或部分廠房，其周圍全部用防火屏障包圍起來。
3.7
防火小區 fire cell
防火區內安全重要物項之間有防火設施(如限制可燃物料的數量、空間分隔、固定滅火系統、防火涂層或其他設施)以隔離火災的子區，從而使被隔離的系統不會受到顯著的損壞。
[HAD102/11，名詞解釋]
3.8
防火閥 fire damper
在規定條件下，為防止火災通過風管蔓延所設計的自動操作裝置。
[HAD102/11，名詞解釋]
3.9
火災荷載 fire load
空間內所有可燃物料(包括墻壁、隔墻、地板和天花板的面層)全部燃燒可能釋放的熱量的總和。
3.10
耐火極限 fire resistance
建筑結構構件、部件或構筑物在規定的時間范圍內在標準燃燒試驗條件下承受所要求荷載、保持完整性和(或)熱絕緣和(或)所規定的其他預計功能的能力。
[HAD102/11，名詞解釋]
3.11
阻燃 fire retardant
物體對某些物料的燃燒起熄滅、減少或顯著阻滯作用的性質。
3.12
防火隔斷 fire stop
用于將腔室內的火災限制在廠房建筑單元內部或建筑單元之間的實體屏障。
3.13
監火員(防火監督員) fire watch
為了探測火災或確定存在潛在火災風險的活動和條件而負責對核動力廠活動或區域提供額外的(如在熱工作時)或補償的(如系統損壞時)服務的一個或一個以上的人員。這些人員應在確定存在潛在火災風險的條件和活動方面以及在使用消防設備和恰當的火警通知程序方面得到培訓。
[HAD103/10，名詞解釋]
3.14
非可燃物料 non - combustible material
在使用形態和預計條件下，當經受火燒或受熱時不會點燃、助燃、燃燒或釋放揮發性可燃氣體的材料。
3.15
二次效應 secondary effect
由于火災一次效應的后果而隨后發生的所有效應。
3.16
火災封鎖法 fire containment approach
在規定的火災時間期限內，通過保持每一防火區四周的防火屏障的完整性，來防止火災從一個防火區蔓延到另一區，因而能夠達到安全重要物項分割的基本條件。這樣的配置稱之為火災封鎖法。
[HAD102/11]
3.17
火災撲滅法 fire influence approach
在某些防火區內為限制火災對安全重要物項的影響，還需要防止防火區內火災的蔓延，在這種情況下，使用能動的火災探測、滅火或非能動手段以及部件之間適當空間分隔措施以防止防火區內的火災從一防火小區蔓延至另一防火小區。這樣的配置稱之為火災撲滅法。
[HAD102/11]
4 火災危害性分析
4.1 概述
核動力廠在其壽期內采取足夠的消防措施確保安全是很重要的，可以通過貫徹HAD102/11中的縱深防御原則來達到此目的。縱深防御的三個主要目標為：
a) 防止發生火災；
b) 快速探測并撲滅確已發生的火災，從而限制火災的損害；
c) 防止尚未撲滅的火災蔓延，從而將火災對核動力廠安全重要功能的影響降至最低。
火災危害性分析的關鍵在于確定防火屏障必要的耐火極限以及與消防有關系統(探測系統、滅火系統、通風排煙系統)的能力。
4.2 火災危害性分析目的
火災危害性分析的目的是：
a) 鑒別安全重要物項和確定其單個部件在防火區里的位置；
b) 分析預計的火災增長趨勢以及對安全重要物項造成的后果。分析方法的假設和限制應當清楚；
c) 確定防火屏障的必要耐火極限，尤其是火災危害性分析應當確定防火區(火災封鎖法)邊界的必要耐火極限；
d) 確定針對火災而達到安全狀態所必需的能動和非能動消防措施；
e) 就各種因素特別對于共模故障，鑒別出有必要增加額外火災分隔或消防的情況，以便保證安全系統在可信火災過程之中和之后仍可以維持功能。尤其是火災危害性分析應當用于確定防火小區(火災撲滅法)所必需的能動和非能動消防措施。
對于已有的核動力廠，火災危害性分析的目的就是證明現有消防措施能夠充分保證安全。當分析過程中識別有缺陷時，還應給出保證實現安全的建議。
4.3 人員資格
火災危害性分析(包括火災危害性分析文件的首次編寫和定期更新)應當由技術合格的專業人員來實施。
這方面的專業人員需要綜合應用有關消防工程、核動力廠設計和運行等方面的知識進行火災危害性分析。實施火災危害性分析的人員應熟悉與防火安全有關的系統、部件和設備，以及它們與安全系統之間的相互作用。分析者應當有能力評價火災危害對安全重要構筑物、系統和部件的影響。這些專業人員應當具備評價火災誘發動力回路系統、儀表與控制系統故障的能力。這些人員有必要深入了解核動力廠安全系統設計和核動力廠布置。分析者最好具有應用火災增長趨勢定量分析方法的經驗，以及應用計算機方法來預測火災后果的經驗。
為了保證在所有必要的專題上都有適當資格的人員，宜采取由多專業人員組成的工作小組來首次編寫和更新火災危害性分析文件。
4.4 首次編寫與更新文件
對于新建核動力廠，火災危害性分析文件應當在設計的開始階段進行編寫，在反應堆首次裝料前加以更新，并在以后的運行中定期更新1)，相應地，還應在火災危害性分析的基礎上為核動力廠提出運行和修改建議。對于已有的核動力廠，應盡早實施全面的火災危害性分析。在核動力廠整個壽期(包括退役階段)都應當進行火災危害性分析的定期更新。并應當保留以前火災危害性分析文檔。
1) 審查和定期更新的期限一般為5年～10年，在核動力廠重大修改后進行的更新除外。
與火災危害性分析相關的影響防火安全的運行修改或核動力廠修改，包括核動力廠布置的實體變更、火災荷載的增加、系統設備或部件的修改和重新就位、火災探測或滅火系統或設備的修改、非能動防火措施的修改以及通風系統的修改等。
4.5 質量保證大綱
應按照現行的核動力廠質量保證大綱來確保防火安全。在HAF 003和相關的導則中提供了有關質量保證大綱的詳細指導?；馂奈：π苑治鰣蟾娴木幹?包括必要的迭代)和管理應當符合質量保證大綱的相應要求。另外，根據質量保證大綱的適用條款,火災危害性分析的所有后續修訂和更新應按照與曾經應用于原始文件的工程審查和批準的相同水平進行管理和記錄。這個管理原則的必要性在于為反映整個核動力廠每個防火區和防火小區當前狀態提供可靠文件，并且確保該火災危害性分析文件在核動力廠的整個壽期內保持為一套持續更新而有效的文件。
5 火災危害性分析方法
5.1 概述
火災危害性分析的根本目標是驗證停堆、排出余熱和包容放射性物質所需的安全系統免遭火災危害。因此在進行火災危害性分析之前，就應當確定消防設計思想。
火災封鎖法和火災撲滅法已被確定用來評價執行安全功能的冗余安全系統和設備的消防。這兩種布置方式應當作為火災危害性分析的設計和應用當中的根本原則。在HAD102/11的“防火設計方法”一章中給出了火災封鎖法和火災撲滅法的完整描述。
5.2 防火分區
在火災危害性分析過程中，隨著安全重要物項的鑒別和位置確定以及建筑物構件耐火質量得到評價，將逐步明確核動力廠的房間或區域可作為火災封鎖結構或火災撲滅結構。應當在具備有關特定核動力廠設計、建造、維修和修改歷史的專門知識的基礎上，經過分析，明確這兩種方法的任何一種到底應用到何種程度。
為了評價的目的，核動力廠廠房應系統地分隔成獨立區域,例如由額定耐火極限屏障所限定的實體區域。這些單獨的防火區將依次得到評價。還應當評價單獨的建筑承載結構的耐火極限。在不能提供耐火屏障的額定耐火極限或沒有可利用的文件證實已有的廠房屏障的具體防火等級的情況下，就應當將核動力廠的一些大的區域作為一個單獨的防火區。在這種情況之下，將沿著如房間、功能區或能夠清晰確定空間分隔的區域的邊界分隔核動力廠。在較大防火區內的每個防火小區應當單獨評價。
5.3 步驟
火災危害性分析工作應當分為六個步驟，對每個確定的防火區和防火小區都要實施。這六個步驟是：數據采集；火勢增長分析；火災效應分析；防火安全措施恰當性評價；防火安全改進前的考慮；迭代分析(即分析、改進，再分析、再改進……的過程)。
6 數據采集
6.1 概述
火災危害性分析工作的第一步是收集必要的數據。數據收集過程通常從審查可得到的核動力廠文件開始，例如，設備布置圖、設計及建造圖、額定耐火極限屏障的位置、電纜布線圖、通風系統布置消防系統文檔以及其它相關程序文件。在所有情況下，為了確保火災危害性分析所依據的數據代表了核動力廠實際和當前狀態，該初始信息都要通過對整個核動力廠每個防火區及防火小區的目視檢查來核實。
這個階段將產生大量的相互關聯的數據。建議將數據收集在各種各樣的表格和圖表里，甚至可以將信息按照數據庫格式儲存以便于對數據進行組織、分類和檢索。作為舉例，附錄A提供了用于數據采集的簡單表格和巡視核對單。
6.2 安全系統清單
火災危害性分析的基本目標如4.2所描述，并包括證明HAD102/11所述“總的防火要求”能夠得到滿足。這些設計要求應當確保HAF102的4.2.2所規定的基本安全功能：
a) 控制反應性；
b) 排出堆芯熱量；
c) 包容放射性物質和控制運行排放，以及限制事故釋放。
為了達到這些目標，應確定在火災事件中所需要的安全系統，包括相關的保護系統、安全執行系統和安全系統的支持設施。還應當確定那些防止放射性物質從已輻照燃料的裝卸和解體設施中和放射性廢物貯存房間中釋放的必要系統。
為完成停堆和余熱排出的必要設備可能并不像維持反應堆功率運行的設備那樣廣泛。因此，為了將火災危害性分析工作范圍減到最少，在一開始就應確定這些設備以便為火災危害性分析提供關注焦點。在火災危害性分析中應當認識到由火災自身引起的其它始發事件和危害(例如冷卻劑喪失事故LOCA)的概率，因為它可能增加為實現核安全目標所必需的系統數量，因此應通過火災危害性分析來驗證火災不會引起這樣的后果。如果不能達到這樣的目的，在火災危害性分析中應包含防止這些始發事件和危害的附加設備。
實現安全目標所需系統主要包括反應堆保護系統和余熱排出系統等。
反應堆保護系統包括的部件例如有測量溫度、壓力、中子注量率和冷卻劑流量的儀表，反應堆緊急停堆儀表和邏輯設備，控制棒執行機構，電源，以及電纜等。
有些類型的反應堆，在停堆之后可能還需要立即用來改變(例如為了安全改變一次和二次冷卻劑流量等)參數的設備再配置系統。如果有這種系統，這些系統也應當包含在火災危害性分析中。它們的設備包括測量溫度、壓力和冷卻劑流量的儀表，再配置邏輯設備，動力與控制電源，電纜。
余熱排出系統包括的部件例如有一次冷卻劑循環泵、二次冷卻劑泵(例如蒸汽發生器或沸水反應堆給水泵)、余熱排出泵、應急堆芯冷卻泵、安全閥門、熱交換器、動力與控制電源、電纜等。
在火災危害性分析中應當考慮用來防止對人員輻射和防止放射性物質釋放的包容系統，例如有放射性廢物貯存房間或貯存庫、輻射屏蔽門和窗、放射性廢物處理廠和焚化裝置、洗衣房(洗污染衣物)、被污染的通風系統、供電及相應的電纜等。
火災危害性分析應當考慮安全系統必要的支持性設施和裝置，例如，動力、控制和儀表的供電；冷卻水；潤滑油；壓縮空氣；供熱、通風和空調系統(HVAC)等。
確定在火災過程之中和之后為了執行安全功能所需要的電氣系統可能是復雜的，因為要對從安全系統到電源的整個供電線路進行檢查。信息源包括安全事件和修改記錄、圖紙、運行細則、維修指南和手冊等。這些信息用來確定配電盤、子配電盤、開關柜、變壓器、整流器和蓄電池充電器、蓄電池組、電動發電機和不間斷電源、外電網電源、由柴油發電機或燃氣輪機發電機供應的廠內電源，以及以上所有物項和安全系統物項之間的電纜線路。
火災危害性分析還應當包括支持性設施的供電系統。
用于安全系統及其設備的電纜位置和布線應作為火災危害性分析的重要部分，即使他們的確定有困難。關于電纜布線的信息，可以從文件系統獲得，比如圖紙、電纜登記薄與數據庫。假如這些信息對于已有的核動力廠不能獲得，或不可靠或過期，就應當追蹤與安全系統有關的電纜。
電纜敷設調查可以利用核動力廠數據、目視檢查和信號注入技術來完成。電纜敷設調查是一個費時的工作，為避免錯誤，就應當小心謹慎，尤其在電纜密度高的地方。電纜敷設調查工作應當足夠詳細，以便鑒別冗余安全系統的電纜是否按照相同路線敷設。如果冗余電纜敷設在一起，那么就應當加強消防，并配以補償措施比如附加電纜隔離措施或專門的備用系統。在有關信息不足的地方，就應當假設該處所有的主要電纜路線(如電纜溝、電纜立管、電纜配線箱)都包含冗余安全系統的電纜。
在匯編實現安全目標所需的系統清單時，應當將支持性設施與其所執行的功能一起收集，并使用表格形式。這將有助于火災效應的分析(見第8章)。
獲取了安全系統及其支持性設施的信息后，才有可能確定設備的“系列”，這些設備和支持性設施的組合構成了冗余安全系統。在采用分隔法作為設計準則的核動力廠，不同系列的設備可實體分隔在不同的防火區內，這將很大程度上協助火災危害性分析工作。
在確定了安全重要物項之后，應當確定系統之間和支持性設施、電纜敷設等的相互作用與相互依賴性。在未采用分隔法的地方，火災危害性分析應鑒別是否有冗余系列布置在同一防火區內(見第8章)。然而，將某具體支持性設備物項定位于某獨立系列是有困難的, 因為該獨立系統布置的原始設計并沒有這一部分內容。例如，一個冷卻系統也許是許多安全系統物項的公用設施，將任何一個冷卻泵定位給任何一個物項都是不可能的。在電氣系統里，幾種電壓水平的交叉耦合器和多路饋線，使得開關設備、配電盤等分配到系列里同樣很困難或者不可操作。在這樣的情況下，要想分析火災對安全系統的影響，就應了解核動力廠物項之間的相互影響。
6.3 防火區清單
為了提供系統的評價方法，核動力廠被分隔為許多由額定耐火極限邊界確定的不同防火區。在某些情況之下，防火區又可進一步被劃分為不同的防火小區。應當逐個評價這些防火區和防火小區。對每個防火區需要調查的內容應當包括：
a) 建筑材料和邊界墻、地板、天花板和其它構件的建造明細；
b) 實體尺寸、布置、排列、幾何形狀和配置、防火屏障開口等具體特征；
c) 內部面層材料，包括墻面和地板涂覆材料；
d) 通風和排風系統的明細，包括風管、風機、自動連鎖布置、隔離措施、與其它防火區或相鄰區域的相互連接；
e) 排水系統布置，包括進口、與其它防火區或區域的相互連接以及收集溢出液體的任何布置；
f) 防火區內核動力廠全部設備及其位置的描述。
6.4 可燃物料清單
應當列出每一個防火區內可燃物料的詳細清單；它們通常包括固體、液體和氣體材料。應當描述固定(永久)式可燃物料，以及那些具有臨時特征(非永久型)的可燃物料，比如那些與例行維修活動有關的材料。對于所有確定的材料，所要收集信息應當包括數量、位置、配置、幾何結構與走向、包容物、容器類型及壓力等。
清單內容包括：
a) 建造用可燃物料，包括地板、墻和天花板的面層等；
b) 內部家具，包括桌子、臺子、軟墊椅子、記錄紙和圖紙文件等；
c) 包含可燃物料的設備，包括充油的設備比如變壓器、斷路器和電動閥門等；
d) 所有易燃和可燃液體，包括油漆、溶劑、液壓流體和油等；
e) 臨時使用的材料，包括木制腳手架、防護服、塑料薄板、可燃包裝材料等；
f) 活性炭過濾器和高效粒子過濾器；
g) 絕緣材料，包括管道保溫層和通風管道保溫等；
h) 所有含可燃物料覆蓋層的電纜，包括電纜類型、電纜托架充填密度、阻燃試驗標準、電纜走向以及電纜絕緣材料的詳細資料等；
i) 易燃氣體和氧化劑的類型、數量、用途、容器及壓力；
j) 用于密封放射性廢物、離子交換樹脂等的可燃物料(例如：瀝青、苯乙烯或環氧樹脂)。
如果防火區有一個外墻，應鑒別在防火區外可能對該墻體造成破壞的潛在火災或爆炸危害。
應當明確在清單中所列可燃物料的化學與物理特性，并應量化，包括穩定性、化學反應性、毒性、易燃性、易引燃性、潛在放射性和對環境的潛在影響。
6.5 潛在點燃源清單
作為火災危害性分析的要素之一，應當列出每一個防火區完整的潛在點燃源清單。應當確定由固定式設備和系統產生的點燃源。另外，應當假設可能發生的臨時(非永久性)點燃源。潛在點燃源應當包括：
a) 在正常運行工況之下，具有或能夠產生點燃源的固定式設備，比如開放火焰、火花、靜電和熱表面；
b) 在非正常運行工況之下，可能導致突然的高能量釋放、安全聯鎖故障、過度摩擦發熱、電弧或自燃的設備故障；
c) 建造、維修或修改活動，比如氣割、焊接、熱處理或使用熱源和火源的作業；
d) 香煙和其它用于吸煙的物品；
e) 雷電。
6.6 非能動防火措施
火災危害性分析應當對每一個防火區的非能動防火措施給予全面描述。對于每一個非能動防火措施，應采集的信息包括：
a) 防火屏障的額定耐火極限；
b) 防火屏障遵循的耐火試驗標準；
c) 防火屏障上的開孔已經得到保護的文件。這些文件是指如果有防火屏障上有開孔，這些開孔已經得到結構單元和材料(例如防火門和防火閥)保護，而這些結構單元和材料的設計、試驗和安裝適合于該屏障使用的耐火極限。
清單內容包括：
a) 明確界定(當考慮火災撲滅法時在防火小區之間)的空間隔離；
b) 防火屏障，包括地板、墻和天花板；
c) 防火屏障圍護，包括分級的防火門、分級的防火閥和防火屏障上的機械和電氣貫穿件的分級的防火封堵；
d) 局部應用的分隔部件，包括耐火電纜包敷、耐火涂層和熱輻射屏蔽層；
e) 防火腔室及其他圍護結構。
6.7 火災探測系統
火災危害性分析應當描述每一個防火區內安裝的火災探測系統。清單內容包括：
a) 每個探測系統的設計依據，包括確定所依據的標準和規范、分區設計準則、以及由獨立試驗機構或第三認證方批準的有關系統的文件；如果這類文件缺乏或不夠完整時，就需要對該系統設計恰當性進行追溯性確認；
b) 手動火災報警系統的類型、位置及參考數量；
c) 自動火災探測系統的類型、位置、參考數量及其運行和發出警報的模式；
d) 與自動滅火系統、煙氣控制和通風系統的接口。
6.8 固定式滅火系統
火災危害性分析應當描述每一個防火區內安裝的固定式滅火系統。清單內容包括：
a) 每個固定式滅火系統的設計依據，包括確定所依據的標準和規范、分區設計準則、以及由獨立試驗機構或第三認證方批準的有關系統的文件；如果這類文件缺乏或不夠完整時，就需要對該系統設計恰當性進行追溯性確認；
b) 供水系統，包括確定供水系統的水源、數量、流量和資用壓力；
c) 固定式水滅火系統(例如系統的類型、覆蓋區域、設計噴水強度、手動或自動)；滅火系統水的排放流量與排水能力的匹配；
d) 其它固定式滅火系統，例如氣體、泡沫和干粉滅火系統，包括系統的類型、覆蓋區域和空間、設計濃度以及人工和自動動作；
e) 爆炸抑制系統。
6.9 應急照明
火災危害性分析應當描述應急照明系統。
6.10 通訊系統
火災危害性分析應當詳細描述固定式和移動通訊系統和設備，例如電話和無線電通訊設備。
6.11 人工滅火安排
火災危害性分析應當詳細描述廠區的人工滅火安排。這些安排的內容包括：
a) 通往每個防火區的路線，以及實施人工滅火的可達性；
b) 提供給消防隊員使用的水源、消火栓和立管(包括它們的編號、位置和類型)；
c) 由消防隊員使用的針對每個防火區的消防預案(格式與內容的附加指導參見附錄B)；
d) 核動力廠的人工滅火能力(包括廠內和廠外兩者)，包括人員、設備、培訓和有效的響應時間；
e) 所提供的移動式滅火器，包括其類型、規格、數量和位置。
7 火勢增長分析
7.1 概述
為了評價核動力廠的火災后果，就應當調查火災的實際影響和設備的響應和/或性能。因此，有必要研究火災的引燃機理與火勢增長速率。影響火勢增長的各種因素應包括：火災場景；火災的類型與屬性；熱量的傳輸與火災動力學，包括通風等問題；(與火災和/或爆炸有關的)物理與化學特性以及火災所涉及材料的化學成分；適用的方法；發生故障會影響到火勢增長的構筑物、系統和部件以及相關的分隔部件和防火屏障的完整性限值和破壞閾值；滅火系統的運行和/或故障；以及其他相應的因素。
考慮到上述方面，7.2至7.4提供了編寫火災增長趨勢評價所用基本信息的詳細描述。
7.2 可燃物料的物理和化學性質
7.2.1 數據要求
不同的量化火勢增長的方法，需要不同詳細程度的具體燃燒數據。例如，在使用簡化火勢增長方法時，與燃燒有關的物理和化學特性也許是足夠的。然而，當使用更復雜的分析方法時，也許需要像傳熱和流體流動之類的附加數據(見8.2)。另外，還可以利用在火災危害性分析數據采集階段已經整理的信息。
7.2.2 燃燒值
燃燒值應當描述：
a) 燃燒熱；
b) 總燃燒速率?？側紵俾蕸Q定于氧氣含量和熱量釋放速率。這應當考慮不同的燃燒特性，考慮的依據是可燃物的幾何形狀、位置、方位和布置(例如，火災沿著豎直鋪設電纜的擴展速度要比沿著水平鋪設電纜要快)，以及在燃燒過程中氧氣濃度的影響。對于后果分析或者至少對于假想火災的計算，這個問題可能是重要的。
7.2.3 影響火災效應的參數限值
應當考慮可能與影響系統、部件和設備功能的火勢增長有關的重要參數，它們包括：
a) 可燃物燃點。該參數對于預測火災從引燃位置發展到同一房間的其它燃燒區域具有重要意義；
b) 導致安全相關設備和部件(例如電氣設施、電纜、閥門、電機和測量設施)損壞的物理參數值(例如溫度、壓力和濕度)；該損壞閾值可以從火災試驗或制造商提供的數據獲得。在不能通過前面所述方法獲得損壞閾值的情況下，應當用工程判斷來補充必要的數據。應當書面記錄所作判斷的基本原理并將其作為火災危害性分析的一部分；
c) 導致可燃物容器(例如油罐)損壞的溫度。其它固定式可燃源比如泵內的可燃液體，正常情況下不看作為可燃物，但當發生泄漏或有細小裂縫時應當假設為可燃物。應當確定與設備里可作為可燃液體量相當的保守溢出尺寸。
7.2.4 其他
其他應當考慮的方面包括：
a) 產生可燃氣體(例如過濾器的新活性炭)；
b) 可燃物接觸滅火劑可能產生某種專門或特殊類型的現象(例如用噴水滅瀝青火災時，沸騰的瀝青會產生噴濺)；
c) 火災產生的副產品，它們或者在當時或者過一段時間就可能危害系統、部件和設備的完整性(例如由聚氯乙烯燃燒所產生鹽酸的腐蝕效應)。
7.3 防火區的物理特性
為了確定防火區內的火災增長趨勢以及火災蔓延到其它防火區的可能性，應當確定防火區內物項的特性。物項包括：周圍地板、墻壁和天花板2)；防火區內部地板、墻壁和天花板；防火區內的其它吸熱構件，例如鋼制格柵、砌體墻、管道、保溫層或鋼支承等。
2) 對于周圍地板、墻壁和天花板，假設所有貫穿件(例如電纜、管道、通風)都得到適當保護，貫穿件被作為非能動防火措施(見6.6)。在此基礎上，考慮到這樣的貫穿件的份額可以忽略，不必將它們看作本節的內容。
典型的特性參數包括：
a) 地板、墻壁和天花板或其它部件的組成和/或層次；
b) 外圍及內部地板、墻壁和天花板以及其它吸熱構件的熱容、吸熱率和導熱率；
c) 所有防火區邊界地板、墻壁和天花板耐火極限(按小時)，包括相應的建造標準；
d) 所有結構構件的耐火極限，包括相應的建造標準；
e) 防火門、防火閥和貫穿件封堵的耐火極限。
7.4 防火區的假想火災
7.4.1 一般要求
防火區的假想火災叫做設計基準火災，它被定義為具有最顯著后果的火災。每個防火區都應當給出設計基準火災。
根據HAD102/11的定義，一個防火區可以由一個或更多的房間或空間組成。因此，對于一個具體的火災危害性分析，僅用防火區平均的火災危害和火災后果也許常常是不充分的。在對防火區進行全面的火災危害性分析之外，還應當調查防火區房間或空間的內部，它們可能包含值得重視的更高的局部火災荷載(比如汽輪機大廳的油罐區域)。這些潛在高火災危害的特殊區域可能需要附加措施；如果僅針對整個防火區，那么這些分析工作就不是必需的。
為了評價具體的火災危害，應當通過列出火災荷載密度清單量化相關的火災危害，此處的火災荷載密度用單位面積兆焦表示。火災荷載密度應當按照單個房間和防火區或防火小區來計算。
7.4.2 邊界條件的確定
為了定義具體的火災，應當明確定義所涉及防火區或防火小區內的所有邊界條件，例如：
a) 對火災荷載的特殊保護措施以及設計基準火災的后果(比如電纜涂層)；
b) 最大可能火災，它不是基于現有火災荷載而是根據通風量作出的；
c) 最大的油泄漏，比如考慮排空系統排空過程的泄漏；
d) 防火門和防火閥的位置(無論它們或者正常關閉或者自動關閉)；
e) 能動和/或非能動消防系統的失效；
f) 能動系統的動作順序(從引燃到探測以及從探測到動作的時間，無論該動作是手動或者自動)；
g) 火災在防火區內部的引燃和蔓延；
h) 火災與其它事件的組合；
i) 燃燒方面的行為，比如火焰的擴展、氧氣的影響和質量燃燒速率；
j) 在防火區內防火小區之間的分隔距離。
7.4.3 熱、煙氣和腐蝕效應
在火災危害性分析里，應當調查和分析煙氣向其它防火區擴散的可能性及其對樓梯和應急通道可接近性的影響，以及其它區域能見度的降低3)。例如，在火災事件里，煙氣向人員必須駐留以便采取安全行動的區域(諸如主控制室或應急控制室和就地控制裝置等)以及通向這些區域必經之路的擴散是不可接受的。
3) 作為假想火災的后果，將產生大量的煙氣，導致能見度降低，這樣影響比如人工滅火的工作(作為火災撲滅法的一部分），并且引起短期和長期的腐蝕效應。另外，局部溫度和相鄰場所的溫度的升高取決于質量燃燒速率和局部條件。
7.4.4 火勢增長速率
按照6.2至 6.5進行數據采集所獲得的信息以及按照7.2所獲得的物理化學特性參數信息可以為定量分析火勢增長提供輸入的數據。
為了能夠核實各防火區或各防火小區之間邊界防火屏障或分隔構件的充分性，應當確定每個防火區或防火小區的預期火勢增長。
根據火災危害和現有房間布局，應當使用下列任一種方法來量化火勢增長速率(這些方法在8.3中詳細討論)：由工程判斷所作的保守而主觀的評價、手算和計算機模擬。
7.4.5 通風的影響
火災所釋放的熱量、煙氣和分解產物不應當對其它防火區的部件(比如對過濾器)具有不可接受的影響。煙氣和熱量主要通過通風系統或自然通風(火災氣體的熱浮力)擴散。當涉及到防火區內部的通風以及涉及到對其它防火區的影響4)時，應給予特別考慮。應當考慮通風對火勢增長的影響。還應綜合考慮放射性要求可能與防火安全有關的通風之間相沖突的問題。
4) 如果通風系統只為一個防火區使用，通風影響評價的附加指導參見附錄C。
8 火災效應分析
8.1 目標
火災效應分析的目標是確保每一個防火區的火災不會導致安全系統冗余設備同時失效而威脅到安全停堆、余熱排出和包容放射性物質的能力。
火災效應分析應基于已經完成了如下內容：
a) 安全系統已經確定(見6.2)；
b) 安全系統位置已經確定，火災危害和點燃源已經分類，每個防火區的消防措施已經確定(見6.3至6.11)；
c) 每個防火區的火勢增長已經得到評價，其依據主要是存在的可燃物料和每個防火區的物理特性(見第7章)。
8.2 防火安全措施恰當性確定
圖1概要描述了火災效應分析過程的主要階段，圖解了評價火災對安全系統和相關支持設備影響的要點。應當根據圖 1 給出的過程進行火災效應分析。該過程的重要特征包括：
a) 包含安全系統設備的所有防火區都應當設置火災探測系統，以便盡早進行火災報警；
b) 證明不包含冗余安全系統設備的防火區是合適的，通常按照該防火區非能動防火措施來進行證明；
c) 證明包含冗余安全系統設備的防火區是合適的，通常按照該防火區內防火小區的非能動防火措施以及距離隔離或所提供的滅火系統來進行證明；
d) 在本分析當中需要考慮火災從其它區域蔓延到包含冗余安全系統設備的那些防火區的可能性。
每一個防火區的結論都應當經過證明并記錄到文件里。這些結論應當從以下方面描述：
a) 非能動防火措施的恰當性，包括穿過墻壁、地板和天花板貫穿件是否具有恰當的耐火密封能力；
b) 為了最大限度地降低對鄰近防火區的火災后果，現有核動力廠布置的恰當性(例如應當避免敏感設備承受過高溫度)；
c) 火災探測和固定式滅火系統的恰當性；應當在技術層面上判斷與可接受的有關國家標準的偏差；
d) 是否改進消防設施的決定，它應當評述所考慮的選項、所建議的修改足以保證安全的理由、或者沒有必要實施修改或實施修改不切實可行的原因。
該證明既可以采用定性方法又可以采用定量方法，應盡可能采用定量方法。
8.3 火災效應的確定
8.3.1 一般要求
應當有適當的方法驗證在后果分析中所作的判斷。這些方法包括由工程判斷得出的保守的主觀估計、手算和計算機模擬等三種。依據防火區的環境和復雜程度，這些方法可以單獨使用或者組合使用。對于在同一個防火區里非能動防火措施和冗余安全系統設備所作的定性和定量方法，舉例如下：
a) 對于非能動防火措施，其目標就是驗證防火屏障防止火災在冗余安全設備之間蔓延的能力。這可以通過對防火區內經過評估的火災嚴重程度及持續時間和從有關國家標準、文獻或相應的試驗數據得到的已知防火區構筑物耐火極限特性進行定性比較得出?？梢酝ㄟ^參照邊界的耐火極限評價防火區火災效應來進行定量比較；
b) 一個單獨防火區內冗余安全設備的公共薄弱環節要求評價假想火災的后果。對于火勢潛在增長慢，且在安全的水平面防火分隔距離里沒有火災荷載的情況，就不會出現火災可能導致使冗余安全系統設備失效的破壞。相反，火勢潛在增長快和/或防火水平面分隔距離不足，就應假設防火區內的所有設備會遭到破壞。在這兩種極端情況之間的情況就更加難以分析，沒有把握定性判斷。在這種情況下，有兩種可能的方法：假定火災使防火區內的所有設備失效：該方法的優點是簡單但可能太保守；通過計算量化火災的影響：應當恰當地使用，雖然這種方法的優點是避免過分的保守，但所作的假設還是應當保守一些。
8.3.2 由工程判斷所進行的保守主觀估計
保守的主觀估計是個基本的定性方法，它有賴于實踐經驗和工程判斷的應用，以便決定現有消防措施(能動和非能動)是否足以滿足核安全要求。支持這種評價方法的手段包括：
a) 與試驗驗證比較；
b) 列出防火區內的設備以及它們之間實體分隔(如果有的話)的清單；
c) 確認防火區內冗余安全設備之間有恰當的分隔距離；
d) 確認防火區內潛在火勢增長；
e) 討論在判斷防火區內各個組成部分的恰當性時各相關方面(例如火災荷載、設備分隔和消防系統)是如何完成評價的。
8.3.3 手算
使用從出版的文獻得到的公式、圖、表或經驗關系式通過手算來確定火災持續時間、煙氣層的厚度、輻射傳熱等。當采用這種方法時，有必要：
a) 確定用于驗證每個防火區邊界耐火極限的計算方法，并證實這些計算方法的驗證已經完成；
b) 確定用于決定防火區邊界必需耐火極限的火災荷載和(或)耐火極限圖、表，并證實它們能否區分不同類型的可燃物料(比如油或電纜)和是否準確反應了防火區內通風換氣速率。
8.3.4 計算機模擬
計算機火災模擬已經成為消防工程設計的工具。在采用計算機模擬時應注意：
a) 對于相對簡單的單個房間，計算機模擬在防火安全設計和評價中尤其對于確定峰值溫度、最大溫升速率和火災探測與滅火系統的響應時間等發揮著重要作用；
b) 當涉及到反應堆廠房設計必須另外依靠工程判斷或參照傳統實踐的情況下，計算機模擬也可能是有用的；
c) 在預測火災增長趨勢和火災的蔓延而使用成熟模型時應慎重，因為用于這些模型的輸入數據具有固有不確定性。
用于支持核動力廠火災危害性分析的計算機模型應考慮影響火勢發展和火災生成物分布的重要物理參數。模擬計算應描述火災對火場附近設備的直接和間接影響以及火災對遠離火災的區域內安全系統設備的影響。
計算機模型不能作為只有輸入、輸出的工具，使用該模型的分析師應具有本專題的專門知識和經驗。計算機模擬時應闡述如下幾個方面：
a) 驗證所用計算機程序是可用的，包括主要輸入數據、輸出數據、模型假設和數據庫里的相關數據，并且驗證這些參數是可接受的；模型的限制條件應是已知的和公認的；
b) 驗證確認研究或與實驗參數的比較是可用的并且是可接受的；
c) 驗證計算機模型包含了對于總燃燒速率足夠詳細的參數研究，這些參數的數值對于計算而言是最重要的但是同時又是最難以獲得的；
d) 驗證已實施了充分的計算，并表明結果對于輸入數據選擇的依賴程度。
8.4 火災的直接、間接和二次效應
8.4.1 火災的直接和間接效應
在火災危害性分析中，為了確定火災對完成反應堆停堆、排出余熱和包容放射性物質的能力的影響,火災危害作為單獨危害事件進行評價。并假設這樣的危害不會與其它危害或始發事件同時發生。然而還應當認識到火災對其它核動力廠系統具有偶然的和/或不希望的影響，并且可能是安全重要的而且不易察覺的。例如滅火系統的運行可能向環境釋放滅火劑比如水、氣體、泡沫或粉沫等。雖然這些釋放對于滅火是必要的但其本身可能具有副作用，這種情況需要加以考慮。
火災和所安裝的防止火災的消防系統都能夠引起核動力廠受損或對人員造成危害，這些影響之間的關系參見附錄D。因此應強調有必要避免消防系統誤動作,因為這種現象除了可能引起損壞之外，還會降低電廠操縱員對系統的信賴以及引起不必要的復位和清潔費用。
8.4.2 火災的二次效應
應當在火災危害性分析里考慮火災的二次效應可能導致冗余設備喪失。在既包含給定系列安全設備同時又包含屬于不同安全系統另一冗余設備系列的防火區或防火小區里，火災可能不會對安全功能造成不利影響。然而火災的二次效應卻可能導致冗余設備喪失。例如：
a) 由直接與火災有關的電纜損壞引起的另一防火區冗余安全裝置的喪失(參見附錄E)；
b) 在發生火災的某個區域，防火閥關閉或通風停止，會導致其它地方熱量過多積累，并喪失冗余安全功能；
c) 在防火區外某個區域內的火災探測器可能被煙氣啟動，并導致影響冗余安全裝置的滅火系統或其它消防措施的自動啟動。
8.4.3 固定式滅火系統的二次效應
應當在火災危害性分析里考慮固定式滅火系統安裝和啟動導致的不利影響。由于固定式滅火系統安裝和啟動導致的不利影響的例子有：
a) 水噴霧或噴水系統的啟動可能導致防火區內其它地方電氣控制柜損壞，導致冗余安全系統失效；
b) 如果有比空氣重的氣體(如二氧化碳)在廠房內較低位置聚集，可能對人的生命造成危害；
c) 干粉滅火介質的沉積可能對電氣設備造成延時腐蝕或其它電氣設備破壞。
8.5 防火區外火災的其它效應
如果不能使火災導致的密封性喪失達到可接受狀態，那么安全系統清單將不得不擴展直至包含對上述事件起保障作用的附加系統，并應當根據情況修訂火災危害性分析。因此如果希望獲得完整的火災后果分析，就應有完整的原始安全系統清單。最有可能出現安全系統清單不完整的情況就是設備間相互連接的電纜，因為精確地鑒別電纜布線是困難的。附錄E給出了這樣的例子，防火區里包含了連接不作冗余功能的兩個不同安全系統，但是此處的火災效應卻會導致冗余設備功能失效。這就再一次強調了從開始火災危害性分析就要有最完整的安全系統、設備間內部連接(比如電纜)和與支持設施(冷卻、潤滑等)之間的相互關系等可能信息的必要性。
火災和滅火系統運行的更進一步后果就是它們有觸發其它威脅核安全功能或導致其它危害的事件的可能性；該可能性應當在火災危害性分析中反映。例如火災可能引起反應堆一次側密封破壞。對于該事件敏感的設備應當包含在安全系統清單(見6.2)中，并且在后果分析中給以明確考慮。其必要性表現在密封的喪失(例如壓水堆冷卻劑喪失事故)將需要僅僅針對防火安全不必要的附加系統和設備。
9 防火安全措施恰當性評價
當按照上一章完成給定防火區火災效應分析之后，下一步就應當評價該防火區防火安全措施和系統的恰當性。該評價如圖1所示，它以提出“冗余安全系統設備之間的火災是否蔓延” 疑問的形式表述。
評價防火安全措施和系統的恰當性，應當考慮早期分析階段列出的相關因素：
a) 承重建筑結構和防火屏障的耐火極限；
b) 冗余安全系統設備的位置；
c) 列出的可燃物料的類型和數量；
d) 點燃源；
e) 火勢增長與蔓延；
f) 火災探測設施的狀態；
g) 固定式滅火系統(手動/自動)和人工滅火設備，及其對于假想火災的適用性。
這個評價過程的結果就是現有防火安全措施和系統是否可以接受的詳盡論證。該論證應當是從技術角度做出的并形成了文件。這種方法應當允許獨立的(比如監管機構)評價者理解該判斷是如何形成的，以便增加在整個分析中使用了充分的邏輯方法的置信度。
10 防火安全改進前的考慮
如果對某防火區進行的火災危害性分析的結果表明該防火區的消防措施不夠充分，就應當考慮改進核安全系統的防火安全。在許多情況下，將會產生防火屏障、火災探測設施和固定式滅火系統改進的建議。然而，在其它情況下，僅僅改進硬件可能達不到所要求的防火安全水平。在建議改進硬件之前，應當考慮下面幾個方面：
a) 到目前為止有沒有尚未進行火災危害性分析的其它核動力廠系統，這些核動力廠系統在防火區火災的威脅之下是否有能力完成安全功能。如果有能力，火災危害性分析中包含的這些系統被證明所需安全功能可以由其它方法來實現,則可以取消改進消防的需求。然而，這種方法將會延長火災危害性分析的過程；
b) 在所考察的防火區內火災影響不到的其它地方安裝新的、獨立安全系統是否合適。在某些防火區規定達到必要安全水平的消防硬件的改進是非常困難。這尤其與電纜布線有關，因為重要電纜的精確定位和間距可能不知道。既然如此，安裝能夠完全作為服務性使用的附加獨立安全系統設備，或者將消防改進至實用水平，或者安裝僅僅在火災導致主系統失效的事件時才使用的備用設備，可能更加有效。
在編制防火安全改進的具體建議時，為了避免可能導致核安全水平下降、安裝困難、時間延遲和附加費用，應當考慮防火區環境及其中設備：
a) 按照誤動和拒動兩者進行衡量所建議的系統是否可靠；
b) 如果發生了誤動作，滅火系統的排放是否會引起損壞；
c) 對于從噴水和/或水霧系統釋放出來的水是否有足夠的排水設施；
d) 地板的密封是否能夠阻止濕氣向下層房間滲透；
e) 是否需要與HVAC系統的接口；
f) 消防改進措施尤其是新增防火屏障是否會妨礙維修可達性；
g) 消防系統自身的維護是否可能或可行。
11 迭代分析
為彌補防火安全缺陷而需要采取的改進措施的項目確定之后，它們就應當反饋到分析(迭代過程)中，以便證明所關注防火區的火災影響在采取了改進措施后是可以接受的。這種方法適用于所有的改進類型：
a) 減少火災荷載；
b) 在分析中增加其它現有的核動力廠系統；
c) 增加安裝新的安全系統；
d) 增加安裝消防措施(能動或非能動)。
核動力廠未來修改對防火安全影響是通過對所涉及防火區進行迭代火災危害性分析和必要時進一步改進防火安全來評價。
