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《核電廠設計安全規定》
文章來源: 日期:2007年01月19日

本規定是中華人民共和國核電廠安全法規的第二部分
本規定自一九九一年七月二十七日起實施
本規定由國家核安全局負責解釋

1引言


   1.1目的
    本規定提出了陸上固定式熱中子反應堆核電廠的核安全原則,確定了保證核安全所必需的基本要求。這些要求的適用范圍包括安全重要的構筑物、系統和部件以及有關規程和程序。規定中只強調設計中必須滿足的要求,對于如何滿足這些要求則不作具體規定。
    附錄I所列安全導則是對本規定的說明和補充。
    本規定適用于核電廠設計、制造、建造、運行和監督管理。

    1.2范圍
    本規定闡述了構筑物、系統和部件為滿足安全運行以及防止(或減輕)可能危及安全的事件后果所應遵守的設計方法和設計要求??赡芪<鞍踩氖录y稱為假設始發事件。假設始發事件用于確定核電廠物項的設計基準。它們包含多種可能單獨地或相互組合后影響安全的因素。這些因素有如下幾種類型:
    (1)與核電廠廠址及其環境有關聯的因素;
    (2)由人員行動引起的因素;
    (3)源自核電廠本身運行的因素。
    本規定不考慮下列事件:
    (1)極不可能發生的事件(對嚴重事故的考慮見3.5條);
    (2)能導致核電廠廠址區域的全面破壞而又不能加以防范的人為事件和自然事件;
    (3)絕無可能影響核電廠安全的工業事故;
    本規定不考慮核電廠對環境的非放射性影響。第5章和第9章的某些要求只適用于水冷堆。

2安全原理

    2.1安全目標
    核能與任何一種對于人類和環境具有一定風險的工業活動一樣,均須盡力降低風險。核能的風險與電離輻射(以下簡稱輻射)有關。因此核安全的最終安全目標為:     
建立并保持對輻射危害的有效防御,保護廠區人員、公眾和環境。
具體而言,輻射防護的目標為:
    保證廠區人員和公眾在運行狀態下所受到的輻射照射低于規定限值并保持合理可行盡量低;保證減輕事故引起的照射。
    與事故狀態有關的目標為:
    保證從總體上防止事故的發生,保證在出現核電廠設計中在考慮到的所有事故序列(即使是概率很低的序列)時,其放射性后果不大;通過預防和緩解措施保證發生嚴重后果的事故的可能性極低。

    2.2縱深防御
    縱深防御概念是安全原理的重要組成部分。此概念必須貫徹于安全有關的全部活動,包括與組織、設計或人員行為有關的方面,以保證這些活動均置于重疊措施的防御之下,即使有一種防御失效,亦將得到補償或糾正。
    設計過程中必須貫徹縱深防御概念,從而提供多層次的保護。這方面的實例為:
    (1)設置多種手段以保證每個基本安全功能(反應性控制、余熱排出和放射性包容)的執行;
    (2)除固有安全特性外,采用可靠的保護裝置;
    (3)通過安全系統的自動觸發和運行人員的行動,加強對核電廠的控制; (4)提供設備和規程以支援事故預防措施、控制事故發展過程和限制事故后果。
    作為一條基本要求,任何時候各防御層次都必須按照不同運行方式的規定一一備齊。在缺少一個防御層次而其他防御層次雖在的條件下,繼續運行就沒有足夠的基礎。
    縱深防御概念在設計過程中的第一種應用如下:提供多層次的設備和規程,用以防止事故,或在未能防止事故時保證適當的保護。
    (1)第一層次防御的目的是防止偏離正常運行。這一層次要求按照恰當的質量水平和工程實踐正確并保守地設計、建造和運行核電廠。為達到此目的,對設計規范和材料的恰當選擇以及部件制造和核電廣施工的控制,均應十分注意。對于核電廠的檢查、維護和試驗規程,以及進行這些活動時良好的可達性﹑核電廠的運行條件和運行經驗的利用等項,亦應予以關注。
    (2)第二層防御的目的是檢測和糾正偏離正常運行的情況,以防止預計運行事件升級為事故工況。這是由于盡管注意預防,核電廠在其壽期內仍然會發生假設始發事件。這一層次要求設置專用系統并制定運行規程以防止或盡量減小這些假設始發事件所造成的損壞。
    (3)第三層次防御是基于以下假定:盡管極少可能,某些預計運行事件的升級仍有可能未被前一層次防御所制止,因此必須提供附加的設備和規程以控制由此引起的事故工況的后果。設置這一層次防御的另一主要目的是使核電廠在事故工況后達到穩定的、可接受的狀態。
    在第三層之后可借以進-步保護公眾和廠區人員的措施為:核電廠用于減輕超設計基準事故后果的特定的補充設施、應急計劃和準備。
    縱深防御概念的第二種應用是核電廠設置多道實體屏障,防止放射性物質外逸。這些屏障通常包括燃料本身、燃料包殼、反應堆冷卻劑系統壓力邊界和安全殼。設計必須保證每一屏障的有效性,并為之提供保護。     

3設計總準則

    3.1 輻射防護
    必須提供措施,以保證2.1條所提出輻射防護目標的實現。
    核電廠安全設計中輻射防護接受準則必須遵循以下原則:導致高輻射劑量或放射性物質大量釋放的核電廠狀態的發生概率要低,而發生概率較高的狀態的輻射后果要小。
    接受準則通常僅為與核電廠的正常運行、預計運行事件和事故相對應的為數有限的幾組準則。接受準則必須由國家核安全部門認可。

    3.2安全功能
    把安全視作整個設計過程中的內在要素,對于達到充分安全至為重要。本規定中所提出的安全對策的目的是:使核電廠保持在正常運行狀態中;保證發生假設始發事件后,電廠能立即作出正確的近期響應以及在事故工況后便于處理。
    為保證安全,必須滿足下列總的設計要求:
    (1) 必須提供安全停堆手段,使在運行狀態中和事故工況期間及事故工況后的反應堆安全停堆,并使之保持在安全停堆狀態。
    (2) 必須提供排除余熱的手段,使停堆后(包括事故工況停堆后)從堆芯排出余熱。
    (3) 必須提供減少放射性物質釋放的可能性的手段,并保證任何釋放在運行狀態期間低于規定限值,在事故工況期間低于可接受限值。
    對安全功能進行考慮是系統地滿足上述設計總要求的一個處理方法。安全功能包括廠內各系統在運行狀態中和事故工況期間及事故工況后為保證電廠安全所必須執行的所有功能。
① 有關設計中輻射防護的進一步指導見安全導則HAF0209。
② 有關安全功能及其應用的進一步指導見安全導則HAF0201。

    3.3電廠安全特性
    縱深防御概念的基本思想也反映在電廠的下列特性中。
    核電廠設計的一個總體要求是電廠對假設始發事件的敏感性必須合理地低。電廠對任何假設始發事件的預計響應可用下列(1)-(3)中的一項特征表示。核電廠的設計和運行應能促使任何假設始發事件的后果按下述順序排列,并在合理可行的條件下盡可能接近于(1)。
    (1)依靠核電廠的固有特性,假設始發事件不產生與安全有關的重大影響或核電廠只產生趨向安全狀態的變化。
    (2)在發生假設始發事件后,依靠在此狀態中連續運行的系統動作,以控制該假設始發事件,使核電廠趨于安全。
    (3)在發生假設始發事件后,依靠對該事件作出響應而投入工作的系統動作使電廠趨于安全。

    3.4設計基準
設計基準必須規定核電廠在確定的輻射防護要求范圍內適應規定的運行狀態范圍和事故工況的必備能力。設計基準包括正常運行技術規格、假設始發事件引起的狀態、重要的假設以及在某些情況下特定的分析方法。
    3.4.1正常運行
    設計過程中必須針對電廠安全正常運行的要求,制定一組運行要求和限制,包括:
    (1)過程變量和其他重要參數的限制;
    (2)安全系統整定值;
    (3)電廠維護、試驗和檢查的要求,以保證構筑物、系統和部件的功能與設計規定相符。
    這些要求和限制是制定運行限值和條件的依據。
    3.4.2假設始發事件
    核電廠設計中必須認識到縱深防御的各個層次都可能受到考驗,因此設計中必須采取措施以保證安全功能的執行,并實現安全目標。上述考驗來自假設始發事件。假設始發事件的選擇系基于確定論法或概率論法,或兩者的某種組合。不同類型的假設始發事件及其可能的組合見附件A。應指出,獨立事件同時發生的可能性通常不予考慮。
    3.4.3設計規范
    應有國家核安全部門認可的工程設計規范,作為系統和部件設計的接受準則。
    3.4.4廠址特征
    在確定核電廠設計基準時,必須考慮到核電廠與環境之間的各種相互作用,包括人口、氣象、水文、地質和地震等因素。還必須考慮到為獲得電廠安全和保護公眾可依托的廠外服務(如電力供應和消防設施)可能遇到的困難。

    3.5嚴重事故
    正常運行、預計運行事件和事故工況的設計基準對于防止反應堆堆芯的嚴重損壞以及抑制放射性物質的釋放,使之在運行狀態下低于規定限值并在事故工況下低于可接受限值,必須提供高的可信度。
    但是應該意識到某些低概率的事件序列有導致嚴重的堆芯損壞的可能。
從安全觀點出發,還以在一定限度內計及嚴重事故為妥。對于嚴重事故的考慮可基于現實的分析,而毋需嚴格地運用確定設計基準時所采取的保守的過程方法。根據運行經驗,結合安全分析和安全研究的結果,設計中應考慮的事項有:
    (1)針對特定設計,確定能導致嚴重事故的重要事件序列;
    (2)考慮電廠的已有能力,包括超越其預定功能和設計基準時利用某些系統的可能,以及利用某些暫設系統使電廠恢復到受控狀態并減輕嚴重事故的后果;
    (3)應對能降低這些事件出現的概率或能減輕這些事件后果的可能的設計修改作出評價。若通過適當努力能提高總的安全性,則應進行這種設計修改。
    (4)在計及有代表性的和起主導作用的嚴重事故的條件下,制定事故處理規程。
① 進一步指導見HAF0100(91)《核電廠廠址選擇安全規定》及其安全導則。

    3.6核電廠質量
    必須明確規定構筑物、系統和部件的全部安全功能。構筑物、系統和部件必須按其安全的重要性進行分級。
    為保證高度的功能可靠性,對于與質量有關的各個方面,諸如構筑物、系統和部件的設計,材料的選擇、技術規格、建造、運行、維護和試驗規程以及合格人員的配備,必須予以極大關注,使之適應所賦與的安全功能。不僅對于不同防御層次中的工藝和安全系統及其輔助設施有此要求,對于防止放射性物質外逸的各道實體屏障尤其如此。
    凡屬可行,設備必須按照適用的、經認可的標準設計,其設計必須是此前在相當使用條件下驗證過的;設備的選擇必須與安全所要求的電廠可靠性目標相一致。對于所采用的標準和規范,必須加以鑒別和評價,以確定其適用性、恰當性和權威性,并根據需要進行補充和修正,以保證設備的質量符合安全功能的要求。
    選擇設備時必須考慮到誤動作和不安全的故障模式(例如要求脫扣時不脫扣)。系統或部件有發生故障的可能并需要在設計中針對此種故障作出適應性措施之處,則必須先選擇具有可預見的故障模式并便于修理或更換的設備。①

    3.7在役試驗、維護、檢查和監測的措施
    安全重要構筑物、系統和部件的設計必須符合下列要求:它們的可靠性達到足夠高的水平;為保持其執行功能的能力,可在核電廠的壽期內進行標定、試驗、維護、修理和檢查或監測;完成這些活動時所達到的標準與所執行安全功能的重要性相當,且廠區人員不致于由此而受到過量的照射。
    安全重要構筑物、系統和部件的設計不足以適應試驗、檢查或監測的需要時,必須采取適當的補充措施,以消除潛在的未發現的故障影響。

    3.8系統和部件的可靠性設計
① 這方面的進一步指導見HAF0400(91)《核電廠質量保證安全規定》及其有關導則。另見安全導則HAF0302《核電廠在役檢查》﹑HAF0307《核電廠維修》和HAF0308《核電廠重要物項的監督》。
②關于系統可靠性和設計措施的進-步指導見安全導則HAF0203﹑HAF0204﹑HAF0205﹑HAF0206﹑HAF0207﹑HAF0213.
    本條所列的幾種措施可用于達到和保持與全部三個防御層次內所執行安全功能的重要性相當的可靠性。如有必要,可使用這些措施的組合。
     表示不同防御層次的可靠性要求,不能采取通用的定量指標。但第一層次無疑應視作重點。這與營運單位為了生產電力保持核電廠高可用率的目標也是吻合的。
    為保證安全功能的執行具有必需的可靠性,經國家核安全部門同意,對某些安全系統可制定最大不可用率的限值作為基準或用作接受準則。
3.8.1多重性
    為完成一項特定安全功能而采用多于最少套數的設備,即多重性,它是提高安全重要系統的可靠性并借以滿足單一故障準則(見3.8.2)的重要設計原則。在運用多重性原則的條件下,一套設備出現故障或失效是可承受的,不致于導致功能的喪失。例如,在某一特定功能可由任意兩臺泵完成之處,設置三臺或四臺泵。為滿足多重性要求,可采用相同的或不同的部件。
    3.8.2單一故障準則
滿足單一故障準則的設備組合,在其任何部位發生單一隨機故障時,仍能保持所賦予的功能。源自單一故障的各種繼發故障,均視作單一故障不可分割的組成部分。
    對于構成核電廠設計的每個安全組,都必須運用單一故障準則。安全組是用以完成各項為抑制特定假設始發事件的后果使之不超過設計基準所規定限值所需要的動作的設備組合。
    為檢驗核電廠是否符合單一故障準則的要求,必須對各有關安全設備組進行下述分析:假設單一故障及其全部繼發故障依次出現在設備組合的各個單元上,并逐一進行分析,直至完成此組合內的全部故障分析為止,對各有關組合依次一一進行分析,直至完成所有組合和全部故障的分析為止。有關特定安全系統需要符合單一故障準則的敘述見后。單一故障準則在上述系統中的假設是此前已作了描述的過程中的一部分。單一故障分析中,不考慮同時發生一個以上的隨機故障。
    如上述分析的結果表明,每個安全組在計及假設始發事件的影響后均能完成各有的功能,則認為,設計達到了單一故障準則的要求。
    單一故障分析中,對于設計、制造、在役檢查和保養的質量達到極高水平的非能動部件的故障,可不予考慮。但在排除非能動部件發生故障的可能時,必須計及始發事件后需要部件發揮作用的全時程,并對基于此種假設的分析方法的正確性作出論證。
    亂真動作必須視為故障的一種模式。
    對于下列各種情況,毋需遵守單一故障準則:
    (1)極為罕見的假設始發事件;
    (2)假設始發事件極不可能的后果;
    (3)某些設備因進行維護、修理或定期試驗,在有限的時間內停止使用。
    對某些安全系統可能需要提出多重性或多樣性的附加要求。例如在相同部件用于幾種安全功能或同時用于安全和非安全目的之處、有共因故障的可能之處以及定期試驗的有效性受到限制之處,均可據以提出附加要求。
    3.8.3多樣性
    采用多樣性原則能減少某些共因故障的可能,從而提高某些系統的可靠性。應考查這類潛在故障的原因,以確定在何種場合能有效地應用多樣性原則。
    多樣性應用于執行同一功能的多重系統或部件,系通過多重系統或部件中引入不同屬性而實現。獲得不同屬性的方式有:采用不同的工作原理、不同的物理變量或不同的運行條件以及使用不同制造廠的產品等。
    為保證所采用的多樣性確能提高所完成設計的可靠性,在運用多樣性原則時必須審慎。例如,為降低共因故障的可能性,設計人員必須對材料、部件和制造工藝中有無任何相似之處,運行原理或公用的輔助設施中有無細微的類似之處給以關注。采用多樣化系統或部件時,應計及諸如運行、維護和試驗程序中額外的復雜性,或使用可靠性較低設備所帶來的缺點,并取得此種追加措施有利于總體效益的合理保證。
    3.8.4獨立性
    為提高系統的可靠性可在設計中采用下列獨立性原則:
    (1)保持多重系統部件之間的獨立性;
    (2)保持系統中各部件與假設始發事件效應之間的獨立性,例如,假設始發事件不得引起為減輕該事件后果而設置的安全系統或安全功能的失效或喪失;
    (3)保持不同安全等級的系統或部件之間適當的獨立性;
    (4)保持安全重要物項與非安全重要物項之間的獨立性。
    獨立性可在系統設計中通過功能隔離或實體分隔實現。
    (1) 功能隔離
必須使用功能隔離,以減少多重系統或相連接系統中由正常運行或異常運行,或這些系統中任一部件的故障所引起的設備和部件間不良相互作用的可能性。
    (2) 部件的實體分隔和布置
在系統布置和設計中,必須盡實際可能采用實體分隔原則以增強實現獨立性的保證,對于某些共因故障尤其如此。
    這些原則包括:
    空間分隔(距離、方位等);
    屏障分隔;
    上述兩種方法的組合。
    分隔方法的選擇取決于設計基準中所考慮的假設始發事件,例如火災、化學爆炸、飛機墜毀、飛射物、淹沒、溫度、濕度等效應。
    核電廠內的某些場所,有可能成為不同安全重要性的各種設備或線路的自然匯合點,例如安全殼貫穿區、電動機控制中心、電纜走廊、設備間、控制室和核電廠的工藝控制電腦等。在這些場所,必須盡實際可能采取適當的措施以防止共因故障。
    3.8.5故障安全設計
    在設計核電廠的安全重要系統和部件時,應盡可能貫徹故障安全原則,即系統或部件發生故障時,電廠應能在毋需任何觸發動作的情況下進入安全狀態。
    3.8.6輔助設施
為保持電廠安全狀態所必需的輔助設施有供應電力、冷卻水、壓縮空氣或其他氣體的設施及潤滑設施等。輔助設施用于支持構成安全重要系統部分的設備時,必須視作安全重要系統的一部分。它們的可靠性、多重性、多樣性﹑獨立性﹑用于隔離和功能實驗的措施必須具有與所支持系統相對應的可靠性。
    3.8.7共因故障
    若干裝置或部件的功能可能由于出現單一特定事件或原因而失效。這種事件或原因可能是設計缺陷、制造缺陷、運行或維護差錯、自然事件、人為事件、信號飽和、環境條件的變化或電廠內任何其他運行或故障所引起的意外的級聯效應。必須盡實際可能在設計中采取適當措施盡量減少這種效應。
    3.8.8設備停役
核電廠及其安全系統的可靠性設計中,必須計及設備停役的影響,包括預計的維護、試驗和修理工作對于各個安全系統的可靠性所產生的影響。如系統的可靠性在設備停役的條件下不能滿足設計和運行所采用準則的要求,且臨時停役的部件不能在規定時間內進行更換或重新投入時,核電廠必須停止運行或置于安全狀態之下。核電廠開始運行前必須明確規定可用于各種情況下部件的更換或重新投入的時間和應采取的行動。

    3.9運行人員操作優化的設計
    從安全觀點出發,廠區人員的工作場所和工作環境必須按人機工效學原則進行設計。
    對人的因素和人機關系的全面考慮應始于設計的早期階段,并貫徹于設計全過程。
    控制室內必須以協調的方式向操縱員提供反映本規定3.2條中各種安全功能所必需的全部設備和系統現狀的各種參數的清晰的顯示。在輔助控制點內也必須提供類似設施(見6.3條)。
    若將操縱員視為承擔雙重任務,即設備操作和系統管理(包括事故處理)的人員,則有助于確立信息顯示和控制的設計原則。
    為進行系統管理,操縱員需要借以作出下述判斷的信息:
    (1)在任何狀態下(即正常運行、預計運行事件或事故工況),迅速評估電廠的概況,并確認預定的自動安全動作正在進行;
①進一步指導見安全導則HAF0203、HAF0208和HAF0303。
    (2)決定應采取的恰當行動。
    為進行設備操作,操縱員需要各系統和設備有關參數的信息。
    設計必須利于操縱員在有限的時間內、預計的周圍環境中和有心理壓力(的狀態)下能采取成功的行動。應盡量減少操縱員在短期內進行干預的必要性。設計時應考慮這種干預可予接受的前提是:設計者能夠證明操縱員有足夠的時間作出決定并采取行動,操縱員據以決定采取行動的必要信息系以簡單和明確的方式呈現,在該事件發生后控制室內或輔助控制點內及其通道中的環境是可接受的。

    3.10余熱向最終熱阱的輸送
必須設置傳熱系統,向最終熱阱輸送來自安全重要構筑物、系統和部件的余熱。這些系統在正常運行、預計運行事件和事故工況下都必須具有極高的可靠性。用于輸送熱量的各系統,包括傳遞熱量、提供動力以及向余熱輸送系統供應流體的設計都必須與它們的整個余熱輸送系統中所分擔的功能相適應。
    為實現系統的可靠性,必須恰當地選擇經考驗的部件,并采用多重性、多樣性、實體分隔、相互連接以及隔離等。
    在設計這些系統、選擇最終熱阱和傳熱流體貯存系統的多樣性方案時,必須考慮到自然事件和人為事件的影響。

    3.11防火和防爆
    設計和布置安全重要構筑物、系統和部件時,除滿足其他安全要求外,還必須盡量降低外部和內部事件引起火災和爆炸的可能性及其后果。作為最低要求,必須保持停堆、排出余熱和包容放射性物質的能力。為實現這些要求,必須采取多重部件、多樣系統、實體分隔適當組合和故障安全設計。
①進一步指導見安全導則HAF0206。
②進一步指導見安全導則HAF0202。
    在整個核電廠中,尤其在諸如安全殼和控制室等場所中,凡屬可行,必須采用不可燃的或阻燃的和耐熱的材料。
    必須設置足夠容量和能力的火警檢測和滅火系統。在必要的場合,這些系統必須能自動觸發。滅火系統的設計和布置必須保證在其出現破裂、誤動作或意外操作時,對安全重要構筑物、系統和部件的能力不致于產生顯著的影響。

    3.12設備故障的影響
    安全重要構筑物、系統和部件的設計必須能經受運行狀態和事故工況的影響并適應這兩種狀態的環境條件(對于嚴重事故,盡實際可能予以考慮)。為防止能加重初始事件對安全所造成的后果的次級故障,這些構筑物、系統和部件必須采取適當的布置方式,或為之采取保護措施,以防止設備損壞時可能出現的飛射物、管道甩動、流體噴射和淹沒等動力作用的破壞。如果這些條件不能滿足,必須在設計中采取其他合適的措施。
    安全重要的流體系統與工作壓力較高的另一流體系統相連接時,必須按較高的壓力設計,或設置符合單一故障準則的過壓保護。

    3.13多堆共用的構筑物、系統和部件
    兩個或兩個以上的動力堆,一般不應共用安全重要構筑物、系統和部件。共用的方式如予采用,必須證明:此種方式能滿足每一座堆的全部安全要求;一座堆發生事故時,其它各堆能有秩序地停堆、冷卻并排出余熱。

    3.14含有可裂變或放射性物質的系統
    必須保證核電廠內可能含有可裂變或放射性物質的所有系統在運行狀態和事故工況下均有足夠的安全性。

    3.15撤離路線和通訊手段
    核電廠必須設置有簡捷、以醒目而持久的標志識別的安全撤離路線,并配備為安全使用這些路線所必需的可靠的應急照明和其他輔助設施。撤離路線必須符合工業安全、輻射分區、防火和電廣保衛方面的要求。
    為使廠區人員即使在事故狀態下也能得到警告指令,必須設置適當的報警系統和通訊手段。
    安全必須的核電廠廠區內部以及對外的通訊聯系,必須保持晝夜暢通。進行通訊設計和選擇多樣性措施時,必須計及這一要求。
①進一步指導見安全導則HAF0204。
②進一步指導見安全導則HAF0204

    3.16核電廠出入口控制
為嚴密控制出入口,必須以適當的構筑物的布置方式,使核電廠與其周圍相隔離。進行廠房設計和廠區布置時,尤其須注意此點,并為保衛人員或監測設備作出安排,以防未經批準的人員和物品進入核電廠。

    3.17退役
    在設計階段對便于核電廠退役的措施必須給以關注,還必須為廠區人員和公眾在退役期間所受到的輻射照射保持于合理可行盡量低的水平,以及充分有效地保護環境防止放射性污染作出努力。

4 反應堆堆芯


    4.1反應堆設計
    為保證在所有運行狀態下不超出設計規定的可接受限值,反應堆堆芯和有關冷卻劑系統、控制和保護系統的設計必須留有適當的裕量。
     組成反應堆堆芯的部件和反應堆壓力容器內靠近堆芯的其他部件的設計和裝配,必須符合下述要求:在運行狀態和事故工況中所預計到的靜、動荷載的作用下,可保持必要的結構穩定性,以保證安全停堆和堆芯冷卻。     

     4.2燃料元件

    燃料元件的設計必須適應各種劣化過程后仍能滿意地承受所預計的堆內輻照的要求。
    設計燃料元件時必須考慮下列劣化因素:冷卻劑外壓、燃料內裂變產物所造成的附加內壓、燃料和燃料組件中其他材料的輻照效應、功率變化所造成的壓力和溫度的變化、化學效應、靜載荷、包括流體所引起的,振動和機械振動在內的動載荷以及變形或化學效應所引起的傳熱性能的變化等。設計必須為數據、計算和制造中的不確定因素留有裕量。
    燃料元件在正常運行中,必須保持于設計規定限值之內(包括裂變產物的容許泄漏值);預計運行事件中的各種瞬態影響不得造成元件顯著的進一步劣化,裂變產物的泄漏量必須保持于現實可行的最低水平,燃料組件的設計應計及便于檢查其結構和零件的要求;在事故工況中,燃料元件必須能保持原位,其變形不得發展到有礙于堆芯在事故后保持足夠有效冷卻的程度,并且不得超過燃料元件在事故工況下的規定限值。
①進一步的指導見安全導則HAF0214。

    4.3反應堆堆芯控制
堆芯的中子通量的水平和分布,各種狀態下,包括停堆后,換料期間和換料后的狀態、以及預計運行事件和事故工況引起的狀態在內,必須符合4.2條的規定。用于檢測上述通量分布的手段必須總能保證堆芯內不存在任何未能檢測到的違反4.2條規定的部位。堆芯設計應盡量減少依賴控制系統使通量分布在各種運行狀態下保持在規定限值內。

    4.4反應堆停堆
必須備有在運行狀態和事故工況下安全停堆的手段。必須保證,即使在堆芯具有最大后備反應性的情況下,仍能保持停堆狀態。停堆手段的有效性﹑動作速度和停堆深度必須足以保證反應堆不超出規定的限值。
    停堆手段必須由兩個不同的系統組成。
    兩個系統中,至少有一個系統能在單一故障情況下獨立行使使反應堆從運行工況和事故工況迅速進入有足夠深度的次臨界的功能。
    即使在堆芯具有最大后備反應性情況下,兩個系統中至少有一個系統能獨立使反應堆從正常運行工況進入次臨界,并以足夠的深度和高的可靠度保持次臨界狀態。
    判斷停堆手段是否足夠時,必須高度重視發生在核電廠任何部位的、可能導致一部分停堆手段失去作用的故障。
    停堆手段必須足以防止反應堆失控地轉向臨界。為滿足這一要求,必須考慮到停堆期間能增加反應性的各種預定操作(諸如維護和換料操作時移動中子吸收體)及停堆手段中的單一故障。
    必須通過檢測和試驗保證停堆手段處于所要求的狀態。
    如能在全部正常功率運行期間保持停堆能力,則部分停堆手段可用于反應性控制和通量整形。

5反應堆冷卻劑系統


    5.1反應堆冷卻劑系統的設計
    反應堆冷卻劑系統及其有關的輔助系統、控制和保護系統必須具有足夠的裕量,以保證冷卻劑的壓力邊界在任何運行狀態不超過設計條件。為達到此目的所設置卸壓裝置的動作,即使在事故工況下,也不得導致核電廠放射性物質的向外釋放超過可接受的程度。
    包容反應堆冷卻劑的部件,如反應堆壓力容器或壓力管、管道和接頭、閥門、配件、循環泵和熱交換器以及用于固定這些部件的器件,必須能在所有運行狀態和事故工況下承受預計的靜、動載荷。
    反應堆冷卻劑壓力邊界必須具有能保證任何微裂紋緩慢擴展(如微裂紋可檢測性、先漏后破)的特性。必須避免屬于反應堆冷卻劑壓力邊界的部件可能呈現脆性的設計和工況。所設計和制造的反應堆壓力容器、壓力管必須在材料選擇、設計標準、可檢查性和加工方面均具有最高質量。
    設計中必須考慮到壓力邊界材料在運行、維護、試驗和事故工況下的所有條件,并對使用中可能出現劣化(諸如由于侵蝕、蠕變、疲勞、化學環境、輻射環境和老化)以及在確定部件初始狀態和劣化速率時的任何不確定因素,留有適當的裕量。
    必須盡量減少反應堆冷卻劑壓力邊界范圍內的部件,諸如泵的葉輪和閥門零件在各種運行狀態和事故工況下發生故障的可能性以及此種故障對一回路系統內其他安全重要物項造成的損傷,并對使用中可能發生的劣化留有適當的裕量。
①本章的某些要求僅適用于水冷反應堆,進一步的指導見安全導則HAF0213。

    5.2-回路壓力邊界的在役檢查
    一回路壓力邊界內部件的設計、制造和布置,必須便于在核電廠整個壽期內對邊界定期進行充分檢查和試驗。應采取措施,貫徹材料監督大綱,借以確定反應堆壓力容器和其他重要部件的結構材料的輻照效應和老化效應。
    一回路壓力邊界的各部件必須具有與其安全重要性相對應的直接或間接的可檢查性,以驗明不存在不可接受的缺陷或劣化。
    此外,必須設置指示器以監測一回路壓力邊界完整性(如泄漏檢測)。設置此種監測手段,對于安全所必需的在役檢查的選擇可能產生影響。
    核電廠的安全分析表明二回路冷卻劑系統中的某些特定故障可能導致嚴重后果時,其有關部分必須具有可檢查性。

    5.3反應堆冷卻劑裝置
    必須采取措施保證冷卻劑的裝載量和壓力在任何運行狀態下,在計及容積變化和泄漏后保持在設計規定的限值之內。為滿足這一要求,執行上述功能的系統必須具有足夠的容量(流量或儲量)。這些系統可由用于發電過程的部件或專門為此而設置的部件組成。


    5.4反應堆冷卻劑凈化
    必須采取措施,清除反應堆冷卻劑中的放射性物質,包括從燃料泄漏的裂變產物。相應系統的能力必須基于設計所規定的燃料容許泄漏限值和保守的裕量,以保證核電廠可在回路中的放射性水平處于合理的低水平和釋放量低于規定限值的條件下運行。

    5.5堆芯余熱的排出
    必須為排出堆芯的余熱提供手段。它們的安全功能是在不超過規定的燃料設計限值和冷卻劑壓力邊界設計條件的前提下,以一定速度從堆芯排出裂變產物的衰變熱和其他余熱。
    為了在單一故障的前提下足以可靠地實現上述要求,余熱排出系統的設計必須具備適當的多重性、多樣性以及諸如泄漏檢測、適當的相互連接和隔離能力等特征。

    5.6應急堆芯冷卻
    為限制冷卻劑喪失事故時裂變產物的外逸,必須設置應急堆芯冷卻系統。此系統必須具有下述冷卻效能:
    (1)包殼溫度不超過事故工況的容許設計值;
    (2)可能出現的化學反應限制在容許水平內;
    (3)燃料和堆內構件的變形不致于顯著降低應急堆芯冷卻手段的有效性;
    (4)堆芯冷卻保持足夠長的時間。
    為了在單一故障的前提下也足以可靠地實現上述要求,應急堆芯冷卻系統的設計必須具備適當的多重性、多樣性及諸如泄漏檢測、適當的相互連接和隔離能力等的設計特征。

    5.7應急堆芯冷卻系統的檢查和試驗
    應急堆芯冷卻系統及其重要部件必須具備進行定期檢查和定期試驗的條件,以保持下述性能:
    (1)系統中各部件的結構和密封的完整性;
    (2)正常運行期內系統中各能動部件可達到的最佳可運行性和工作性能;
    (3)作為一個整體,系統按現實可能與設計基準條件相接近的可運行性,例如為系統投入運行所需全部操作順序的執行,包括保護系統中有關部分的操作、正常和應急動力源之間的切換,以及有關安全系統輔助設施的操作等。

6信息和控制


    6.1總的要求
    必須設置能在正常運行、預計運行事件和事故工況下對變量和系統進行全程監測的儀表,以獲取核電廠現狀的充分信息。必須設置能測量所有影響裂變過程、反應堆堆芯完整性、反應堆冷卻劑系統和安全殼完整性的主要變量的儀表以及借以獲取核電廠的安全可靠運行所需的任何信息的儀表。對安全重要的導出參數,如冷卻水的過冷度,必須配置足夠的自動記錄裝置。
    必須設置適當的控制手段將上述變量保持在規定的運行范圍以內??刂葡到y的設計應采取適當的可達到高度可靠性的手段。
必須設置檢測儀表和記錄裝置,用以獲取為跟蹤事故工況過程和主要設備現狀所需的基本信息;按安全要求,預測放射性物質可能自設計部位外逸的數量和位置。應視實際可能使檢測儀表中有一定數量的儀表提供在嚴重事故期間反映電廠現狀和據以作出決策的信息。
①進一步的指導見安全導則HAF0208。

    6.2控制室
    必須設置主控制室,借以進行下述活動:在各種運行狀態下安全地運行核電廠;出現事故工況和控制室設計中所采用的設計基準事件后,采取相應措施,以保持核電廠的安全狀態或使之返回安全狀態。 必須采取適當措施保護控制室內的人員,防止事故工況下形成的過量照射或有毒氣體之類險情的危害,以保持其采取必要行動的能力。
    控制室內儀表的布置和信息顯示的方式必須便于運行人員正確掌握核電廠現狀和性能的全貌。
    必須設置光示裝置,并在相宜之處設置音響裝置,以效果良好的方式指示偏離正常和可能危及安全的運行工況和過程。

    6.3輔助控制點
必須在一個獨立于主控室的專用控制點(二者之間采取電氣和實體分隔)配置足夠的檢測儀表和控制設備,借以在主控室喪失執行基本安全功能時,完成下述任務:使反應堆進入并保持于停堆狀態,排出余熱并監測核電廠的主要變量。

    6.4應急控制中心
    應設置一個與核電廠控制室相分離的應急控制中心,作為發生應急情況時集合應急工作人員的場所。應急控制中心內應提供電廠主要參數和核電廠內及其外圍放射性狀況的信息。應急控制中心應備有通往核電廠控制室及其他重要地點和廠外應急機構的通訊手段。應盡實際可能,采取適當措施,借以在相當長的時間內有效地保護應急控制中心內的人員,從而防止嚴重事故對他們的危害。
①見3.9條。
②見3.9條。
③進一步的指導見安全導則HAF0203。

7 保護系統


    7.1保護系統的功能
    保護系統必須具有下述功能:
    (1)自動觸發有關的系統動作,必要時包括自動觸發停堆系統動作,以保證在發生預計運行事件時不超出規定的設計限值;
    (2)檢測到事故工況并觸發為減輕其后果所需的系統動作;
    (3) 抑制控制系統自身的不安全動作。

    7.2保護系統的可靠性和可試驗性
    保護系統必須具有與所執行功能相適應的高度可靠性和定期可試驗性,保護系統所具有的多重性和獨立性必須足以保證:
    (1)單一故障不致于導致保護功能的喪失;
    (2)保護系統的運行可靠性未經其他方法證明確屬可接受時,其任一部件或通道的停役不得導致所需最低限度多重度的喪失。
    必須保證正常運行、預計運行事件和事故工況對多通道的影響不致于導致保護系統功能的喪失,或者必須根據其他基準證明該保護系統是可以接受的。必須在實際可行的范圍內采用各種設計技術,如可試驗性(必要時包括自檢能力)、故障安全性能、功能的多樣性、部件設計或工作原理的多樣性等以防止保護功能的喪失。
    除非能通過其他方法獲取必要的可靠性,否則保護系統必須具有可在反應堆運行時進行定期功能試驗的條件,包括各通道分別進行試驗的可能性,以查明可能發生的故障和多重性喪失的缺陷。
    設計中必須采取措施盡量減少由于運行人員的行動引起保護系統失效的可能性。

    7.3保護系統和控制系統的分隔
    為防止保護系統和控制系統之間的相互干擾,必須避免兩者之間的相互連接或采用適當的功能隔離。保護系統和控制系統共用相同的信號時,必須采取適當的分隔措施(如有效的去耦),并證明本章所列各安全要求均已得到滿足。

8應急動力供應


    安全重要的各種系統和部件,在發生某些假設始發事件后,需要應急動力。應急動力的供應必須足以適應任何假設始發事件與外電源喪失相耦合的要求。所需應急動力的功率因假設始發事件的性質而異。確定各種安全功能所需應急動力的手段時,包括其數量、可用率、持續時間、容量和不間斷性等,需要計及所執行的安全功能的性質。
    可供選用的應急動力供應措施有許多種,如水輪機、汽輪機、燃氣輪機、柴油機和蓄電池等。動力的供應可采取直接驅動設備或通過應急電力系統的方式。
    所選用應急動力源設備組合的可靠性和方式,必須與作為其供應對象的安全系統對安全的全部要求相一致,并在發生單一故障情況下滿足功能要求。應急動力源必須具有進行功能能力試驗的條件。

9安全殼系統


    9.1目的
    未能證明可使用其他方法限制放射性物質的釋放量時,必須設置安全殼系統以抑制事故工況下放射性物質往環境釋放,使之保持在可接受限值內。安全殼系統可由密閉的廠房或邊界,壓力抑制(抑壓)子系統(適用于沸水堆)和凈化系統組成。安全殼系統可按設計要求采取不同的工程處理方案。
     安全殼系統的設計基準中必須考慮到已確定的各種假設始發事件。此外還應考慮用于減輕嚴重事故后果的設施及嚴重事故情況下用于保持安全殼完整性的措施。
①進一步的指導見安全導則HAF0207。
②本章的某些要求僅適用于水冷反應堆,進一步的指導見安全導則HAF0212。

    9.2安全殼結構的強度
    安全殼結構(包括通道閘門、貫穿件和隔離閥)必須根據事故工況下所產生的內壓(高于或低于大氣壓)、溫度以及飛射物和反作用力等動態效應進行計算,并留有足夠的裕量。設計中還必須考慮到其他潛在的能量來源,如化學和輻射分解反應的影響。安全殼結構強度計算中還必須計及自然事件和人為事件的作用。

    9.3安全殼的泄漏
    安全殼系統必須按事故工況期間的泄漏率不超過規定的最大值的要求進行設計。承壓的第一級安全殼可部分或全部置于第二級包容殼內,以收集和控制第一級安全殼在事故工況期間的泄漏釋放或儲存其泄漏物。
    安全殼構筑物以及其他與系統密封性有關的設備和部件的設計和施工,必須適應貫穿件全部安裝完畢后的設計壓力下進行泄漏率測試的要求。安全殼系統還必須具備在堆的壽期內定期在設計壓力或較低壓力下重新測定泄漏率的條件,借以作出安全殼設計壓力下泄漏率的估計。

    9.4安全殼壓力試驗
    安全殼構筑物的設計和建造必須適應核電廠運行前在規定壓力下進行壓力試驗的要求,從而驗證其結構的完整性。

    9.5安全殼貫穿件
    穿過安全殼的貫穿件必須滿足與安全殼構筑物相同的設計要求。必須采取保護措施防止管道位移或飛射物、噴射力和管道甩動等事故載荷所產生的反作用力損傷貫穿件。
    帶有彈性密封或波紋管狀脹縮節的貫穿件,必須具有進行與安全殼整體泄漏率測定無關的檢漏試驗的可能性。

9.6安全殼隔離
    為在事故工況下保持安全殼的密閉性,防止放射性物質向環境的釋放超過可接受的限值,貫穿安全殼且屬于反應堆冷卻劑壓力邊界的組成部分或直接與安全殼空間相連的管線在事故工況下必須能可靠地自動封閉。為達到此目的,在這些管線上一般應串聯設置兩個合適的安全殼隔離閥。兩個隔離閥通常分別裝設在安全殼的內側和外側。每個閥必須能可靠地獨立動作。隔離閥必須盡實際可能靠近安全殼。安全殼的隔離必須滿足單一故障準則。
    應用上述準則有損于貫穿安全殼系統的可靠性時,可采用其他的隔離方式。
    貫穿安全殼、但既非反應堆冷卻劑壓力邊界的組成部分,又不直接與安全殼空間相通的管線,最低限度必須設置一個隔離閥。隔離閥必須位于安全殼外側,并盡可能靠近安全殼。

    9.7安全殼構筑物的氣密閘門
人員進入安全殼必須通過雙道氣密閘門。兩道閘門應相互聯鎖,以保證反應堆運行和事故工況期間至少有一道閘門處于密閉狀態。
上述的要求也適用于設備的氣密閘門。

    9.8安全殼內部結構
安全殼內的隔間之間必須開口,以保持氣流暢通。開口的截面必須足以保證事故工況下壓力平衡過程中的壓差不損壞承壓結構或其他對限制事故工況影響有重要作用的系統。

    9.9安全殼的排熱
反應堆安全殼必須具有排出熱量的能力,安全殼排熱系統的安全功能是在發生高能流體的任何釋放事故后,降低殼內的壓力和溫度,使之保持在可接受的低水平。為安全殼設置的排熱系統,必須按單一故障準則的要求具有足夠的可靠性、多樣性和多重性。

    9.10安全殼內氣體的凈化
    必須設置用以控制可能釋放到反應堆安全殼內的裂變產物、氫、氧和其他物質的系統,借以:
    (1)降低事故工況期間可能釋放到環境的裂變產物的數量;
    (2)控制事故工況期間安全殼內氣體中的氫或氧和其他物質的濃度,以防止可能危及安全殼完整性的爆炸或爆燃。
    安全殼內氣體凈化系統的部件和設施,必須按單一故障準則的要求具有足夠的可靠性、多樣性和多重性。

    9.11覆蓋層和涂層
    為了保證安全殼系統內構筑物和部件的覆蓋層和涂層的安全功能,并盡量降低其他安全功能在其劣化時所受到的影響,對覆蓋層和涂層的材料必須審慎地進行選擇,對其施工的方法必須作出專門規定。

10輻射防護


    10.1原則
    輻射防護的目的在于防止任何可避免的照射,并降低一切不可避免的照射,使之保持在合理可行盡量低的水平。為實現這一目標的設計中必須采用下述辦法:
    (1)含有放射性物質的構筑物、系統和部件采用適當的布置方式,并設置屏蔽;
    (2)核電廠和設備設計中貫徹減少輻射區內人員活動和廠區人員遭受污染的可能性的要求;
    (3)放射性廢物在廠內的處置或發往廠外的過程中,采用適當的方式和條件處理放射性物質;
    (4)采取措施,降低廠內所產生的散布于廠內或釋放到環境的放射性物質的數量和濃度。
    必須充分考慮到人員停留區域內輻射水平以及放射性廢物的產生隨時間遞增的因素。
①進一步指導見安全導則HAF0209。

    10.2輻射防護的設計
    核電廠的設計中必須貫徹廠內外的輻射照射在運行狀態下限制于規定限值和事故工況下限制于可接受限值以內的要求。設計中還必須貫徹合理可行盡量低的原則。
    核電廠的設計和布置中必須采取合適的措施,以盡量減少來自各種放射源的照射和污染;這類措施必須包括在維護和檢查期間降低輻射照射、屏蔽直接照射、采用技術規格適當的材料降低腐蝕產物的活度、監測手段、核電廠出入口的控制、按輻射和污染程度分區及合適的去污設施等方面的系統和部件的恰當設計。
    屏蔽設計必須符合操作區的輻射水平不超過規定限值,并有利于在維護中降低維護人員所受的輻射照射。屏蔽設計中還必須貫徹合理可行盡量低的原則。
    核電廠的布置必須符合下述要求:輻射區和污染區的出入要有控制措施,廠內放射性物質的轉移和人員流動所引起的污染減少至最低限度。核電廠的布置要為高效率的運行、檢查、維護和部件的更換創造條件,以盡量減少輻射照射。
    必須為人員和設備提供合適的去污設施,并為處理去污活動中所產生的放射性廢物采取適當措施。

    10.3輻射監測設備
    必須配置用于在運行狀態和事故工況中(并視實際可能在嚴重事故期間)進行充分輻射防護監督的設備。其具體要求如下:
    (1)在運行人員常駐之處以及在正常運行或預計運行事件中,由于輻射水平的變化需在一定時間內限制進入的場所,設置固定式劑量率儀表對當地的輻射劑量率進行監測;此外,必須在適當的地點安裝固定式劑量率儀表,用以指示事故工況和嚴重事故下總的輻射水平;這些儀表必須向控制室或有關控制點提供足夠的信息,以便運行人員及時采取必要的糾正措施;     (2)在人員常駐之處及氣載放射性水平可能高至要求防護措施的場所,設置測量空氣中放射性物質活度的監測系統;測得高濃度核素時,這些系統必須向控制室或適當的控制點發出指示;
    (3)在運行狀態或事故工況下,為測定流體處理系統中和取自核電廠系統或空間的氣體或液體樣品中所選定的放射性核素濃度設置固定式設備或實驗室裝置;
    (4)設置監測排出流向環境排放前或排放過程的固定式設備;
    (5)設置用于測量放射性表面污染的儀器;
    (6)設置用于測量人員所受劑量和污染的裝置。
    除了在核電廠內進行監測外,還必須為確定核電廠對鄰近地區可能產生的任何放射影響作出安排。

    10.4放射性廢物的處理
    為使放射性物質的排出量及其濃度保持在規定限值以內,必須設置適當的處理液態和氣態放射性排出流的系統。此外必須貫徹合理可行盡量低的原則。
    必須設置適當的系統,以處理放射性固態廢物或濃縮廢物。廠區內必須具有在一定期限內貯存廢物的條件。向廠外運輸固態廢物,必須遵照有關當局的規定。
    10.5液態放射性物質向環境釋放的控制
    核電廠必須備有適當手段,以控制液態放射性物質向環境的釋放,并控制其排放量使之保持在規定限值以下。釋放的控制必須符合合理可行盡量低的原則。
    10.6氣載放射性物質的控制
    必須設置具有適當過濾能力的通風系統,借以達到下述目的:
    (1)防止放射性物質在核電廠內不可接受的擴散;
    (2)降低特定區域內氣載放射性物質的濃度,使之符合進入該區域的規定要求;
    (3)在正常運行和預計運行事件期間,防止核電廠內空氣的放射性水平超過規定限值,并符合合理可行盡量低的原則;
    (4)在不損害控制放射性物質釋放能力的條件下,維持含有惰性氣體或有毒氣體的房間的通風;
    (5)控制氣載放射性物質向環境的釋放,使之保持在規定限值以下,并符合合理可行盡量低的原則。
    過濾系統必須足夠可靠,并在預計的常遇條件下能得到必需的滯留因子。過濾系統必須具有測試其效果的條件。

11燃料裝卸和貯存系統



① 進一步指導見安全導則HAF0210。
    11.1未輻照燃料的裝卸和貯存
    未輻照燃料裝卸和貯存系統的設計必須符合下述要求:
    (1)采用物理手段和工藝(以安全的幾何構型為宜),以防止最佳慢化條件下達到臨界;
    (2)對安全重要部件可進行適當的定期檢查和試驗;
    (3)盡量防止燃料丟失或損壞的可能性。
    11.2已輻照燃料的裝卸和貯存
    已輻照燃料裝卸和貯存系統的設計必須符合下述要求:
    (1)采用物理手段或工藝(以安全的幾何構型為宜),以防止最佳慢化條件下達到臨界;
    (2)在運行狀態和事故工況下都能充分排出熱量;
    (3)對安全重要部件可進行適當的定期檢查和試驗;
    (4)防止已輻照燃料丟失;
    (5)防止乏燃料在運輸過程中跌落;
    (6)防止裝卸時在燃料元件或燃料組件上產生不可接受的應力;
    (7)防止乏燃料運輸容器或起重設備等重物由于疏忽而跌落在燃料組件上;
    (8)能貯存可疑或已損壞燃料元件或燃料組件;
    (9)具有正確的輻射防護措施;
    (10)為采用燃料貯存水池系統的反應堆提供下列措施:
    (i)控制已輻照燃料在裝卸和貯存池中的水質和放射性活度;
    (ii)監測和控制燃料儲存水池的水位及檢測水池泄漏。

12設計的確認

①進一步指導見安全導則HAF0211.
    12.1安全分析
    核電廠設計中必須進行安全分析,從而通過迭代過程制定和確認安全重要物項的設計基準,并保證整個核電廠的設計符合國家核安全部門為核電廠各種工況所制定的輻射劑量和放射性物質釋放的規定限值和可接受限值。
    核電廠安全分析的范圍包括:
    (1)運行限值和條件滿足核電廠正常運行要求的驗證;
    (2)與電廠設計和核電廠位置相對應的假設始發事件特征的描述;
    (3)源自假設始發事件的事件序列的分析和評價;
    (4)分析結果與放射性接受準則和設計限值的比較;
    (5)設計基準的制定與確認;
    (6)預計運行事件和事故工況可通過自動安全系統的響應,并結合規定的運行人員的行動,進行處理的驗證。
    必須驗證分析方法的適用性,核電廠設計的安全分析必須根據電廠的重大變化和運行經驗及時進行修正。
    除了按上述過程制定設計基準之外,還應考慮嚴重事故的概率和后果,以達到下述目的:
    (1)確認假設始發事件后果的突然升級不致于立即引發設計基準事故;
    (2)確定可降低嚴重事故概率或減輕嚴重事故后果的設施;
    (3)提供恰當的應急規程。
    必要時應作概率安全評價。
    12.2設備的合格鑒定
    設備合格鑒定的程序必須確定設備在整個壽期內,能滿足處于需要作用時的環境條件(如振動、溫度、壓力、噴射流沖擊、輻射、濕度)下執行安全功能的要求。上述環境條件必須包括預計到的正常運行、預計運行事件和事故工況期間的變化。在合格鑒定程序中必須考慮到設備預定壽期內各種因素的效應(如老化)。設備經受到外部自然事件的影響并需要在外部自然事件期間或事件發生后執行安全功能之處,合格鑒定程序中必須列入有關自然現象對設備影響的條件。
    此外,在合格鑒定程序中必須列入與可合理預計的以及因特定運行工況引起的(如安全殼泄漏率定期試驗期間的)異常環境條件有關的要求。預期需要在嚴重事故期間運行的設備(如某些儀表)應在可能范圍內進行相應的合格鑒定。
    12.3質量保證
    必須制定并實施用于設計過程各個階段的質量保證大綱,此大綱必須遵循HAF0400(91)《核電廠質量保證安全規定》的要求。

名詞解釋


    在核電廠安全規定中下列名詞術語的含義為:
    運行狀態
    正常運行或預計運行事件兩類狀態的統稱。
    正常運行
    核電廠在規定運行限值和條件范圍內的運行,包括停堆狀態、功率運行、停堆過程、啟動、維護、試驗和換料。
    預計運行事件
    在核電廠運行壽期內預計可能出現一次或數次的偏離正常運行的各種運行過程,由于設計中已采取相應措施,這類事件不致于引起安全重要物項的嚴重損壞,也不致導致事故工況。
    事故(事故狀態)
    事故工況和嚴重事故兩類狀態的統稱。
    事故工況
    以偏離③運行狀態的形式出現的事故,事故工況下放射性物質的釋放可由恰當設計的設施限制在可接受限值以內,嚴重事故不在其列。
    設計基準事故
    核電廠按確定的設計準則在設計中采取了針對性措施的那些事故工況。
    嚴重事故

    嚴重性超過事故工況的核電廠狀態,包括造成堆芯嚴重損壞的狀態。
①進一步指導見安全導則HAF0406。
②屬于預計運行事件的事例有:正常電源斷電和汽輪機脫扣、核電廠正常運行中個別部件的誤動作、控制設備中個別元件失靈和主泵斷電等。
③偏離的例子有較大的燃料破損、冷卻劑喪失事故等。
    事故處理
    為使核電廠恢復到受控安全狀態并減輕事故后果而采取的一系列階段性行動,行動階段的順序如下:
    (1)事故序列在發展中,但尚未超出核電廠設計基準的階段;
    (2)發生嚴重事故,但堆芯尚未損壞的階段;
    (3)堆芯損壞后的階段。
    上述八個術語相互間的關系參見附圖1。
    核安全(安全)
    完成正確的運行工況、事故預防或緩解事故后果從而實現保護廠區人員、公眾和環境免遭過量輻射危害。
    安全系統
    安全上重要的系統,用于保證反應堆安全停堆、從堆芯排出余熱或限制預計運行事件和事故工況的后果。
    保護系統
    有各種電器件、機械器件和線路(從傳感器到執行機構的輸入端)組成的產生與保護功能相聯系的信號系統。
    安全執行系統
    由保護系統觸發用以完成必需的安全動作的設備組合。
    安全系統輔助設施
    為保護系統和安全執行系統提供所需的冷卻、潤滑和能源等服務的設備組合。
    上述五個術語相互間的關系參見附圖2。
    可接受限值
    國家核安全部門認可的限值。
①安全系統包括保護系統、安全執行系統和安全系統輔助設施。安全系統的部件可以專用于執行安全功能,亦可在某些運行狀態下執行安全功能而在另一些狀態下執行非安全功能(見附圖2)。
    能動部件
    依靠觸發、機械運動或動力源等外部輸入而行使功能,因而能以主動態影響系統的工作過程的部件(參見“非能動部件”)。
    調試
    核電廠已安裝的部件和系統投入運行并進行性能驗證,以確認是否符合設計要求、是否滿足性能標準的過程。調試由反應堆裝載燃料前和反應堆進入臨界、鏈式裂變反應在持續進行中兩種條件下的試驗組成。
① 能動部件的例子有:泵、風機、繼電器和晶體管等。應強調指出實際上這一定義只能是比較籠統的(非能動部件的定義也是如此)。某些部件,如爆破膜、逆止閥、安全閥、噴射器和某些固態電子器件等,需要對其特性進行專門研究后始可列屬能動部件或非能動部件。
②審批過程通常以廠址選擇、設計、建造、調試、運行和退役命名的六個主要階段組成。六個階段中若干階段可交叉進行,如建造或調試和運行。
    共因故障
    由特定的單一事件或起因導致若干裝置或部件功能失效的故障。
    建造
    包括核電廠的部件制造組裝、土建施工、部件和設備的安裝及有關聯的試驗在內的過程。
    退役
    核電廠最終退出運行的過程。
    設計
    制定核電廠及其組成部分的方案和詳細圖紙,進行支持性計算并制訂技術規格書的過程及其成果。
    多樣性
    為執行某一確定功能設置多重部件或系統,這些部件或系統總起來說具有一個或幾個不同屬性②。
    燃料組件
    作為一個整體裝入堆芯,爾后又自堆芯撤除的燃料元件組。
    燃料元件
    以燃料為其主要組成部分的最小獨立結構件。
    功能隔離
    為防止線路或系統的功能受到相鄰線路或系統的運行方式或故障的影響所采取的措施。
    檢查
    通過檢驗、觀察或測量等手段,確定材料、零件、部件、系統、構筑物及工藝和程序是否符合規定要求的活動。
① 例如設計缺陷、制造缺陷、運行和維修差錯自然事件、人為事件、信號飽和或源自其它操作、故障或環境條件改變的意外的級聯效應。
②不同屬性的例子有:不同的運行條件、大小不等的設備、不同的制造廠、不同的工作原理以及基于不同物理方法、不同類型的設備。
    許可證(執照)

    由國家核安全部門頒發的,申請單位據以確定核電廠廠址、進行核電廠的建造、調試、運行和退役等特定活動的授權證書。
    營運單位
    持有國家核安全部門許可證(執照),負責經營和運行核電廠的單位。
    運行
    為實現核電廠的建廠目的而進行的全部活動,包括維護、換料、在役檢查及其他有關活動。
    運行限值和條件
    經國家核安全部門認可的,為核電廠的安全運行列舉參數限值、設備的功能和性能及人員執行任務的水平等一整套規定。
    非能動部件
    毋需依賴外部輸入而執行功能的部件。非能動部件內一般沒有活動的組成部分,其功能的執行系在感受到某種參數,如壓力、溫度、流量的變化后完成。然而,基于不可逆動作或變化、又十分可靠的部件,可劃為這個類別。
    實體分隔
    (1)幾何分隔(增大間距、改變走向等);
    (2)設置適當的屏障;
    (3)前兩者的結合。
    假設始發事件
    經鑒明可能導致預計運行事件或事故工況及其后續故障效應的事件②。
    規定限值

    由國家核安全部門確定或認可的限值。
    質量保證
    為使物項或服務與規定的質量要求相符合并提供足夠的置信度所必需的一系列有計劃的系統化的活動。
①非能動部件的例子有:熱交換器、管道、容器、電纜和構筑物。應強調指出,實際上這一定義只能是比較籠統的(能動部件的定義也是如此)。某些部件,如爆破膜、逆止閥、安全閥、噴射泵和某些固態電子器件等,需要對其特性進行專門研究后始可列屬能動部件或非能動部件。
②假設始發事件的主要原因有:可信的設備故障和人員差錯(核電廠內外)、人為事件或自然事件。核電廠假設始發事件的清單(明細表)必須經國家核安全部門認可。
    多重性
    通過設置數量高于最低需要的單元或系統(相同的或不同的)以達到任一單元或系統的失效不致于引起所需總體安全功能喪失的措施。
    余熱
    放射性衰變和停堆后裂變所產生的熱量以及積存在反應堆結構材料中和傳熱介質中的熱量之總和。
    安全功能
    為安全著想必須完成的特定目的。
    安全組合
    用于完成某一特定假設始發事件下所必需的各種動作的設備組合,其使命是防止事件的后果超過設計基準規定的限值。
    安全系統整定值
    為防止出現超過安全限值的狀態,在發生預計運行事件和事故工況時啟動有關自動保護裝置的觸發點。
    單一故障
    導致某一部件不能執行其預定安全功能的一種隨機故障。由單一隨機事件引起的各種繼發故障,均視作單一故障的組成部分。
    廠址、廠區
    具有確定的邊界,在核電廠管理人員有效控制下的核電廠所在領域。
    廠區人員
    在廠內工作的全部人員,包括在編的和臨時的。
     廠址選擇
    為核電廠選擇合適廠址的過程,包括針對有關設計基準的評定。
    試驗
    為確定或驗證物項的性能是否符合規定要求,使之置于一組物理、化學、環境或運行條考驗之下的活動。
    最終熱阱
    接受核電廠所排出余熱的大氣或水體,或兩者的組合。
    廢物處理
    有利于安全或經濟的改變廢物特性的處理過程,其三種基本途徑為:     (1)減容;
    (2)去除廢物中的放射性核素;
    (3)改變成分。
    設計基準外部事件
    與某個外部事件或幾個外部事件組合有關,能表達其特征,選定用于核電廠全部或其任何部分的設計參數值。
    外圍地帶
    直接圍繞廠區、須在人口分布和密度、山地和水的利用等方面考慮采取應急措施的可能性的地帶。
    區域
    足以把與某一現象有關的或某一特定事件影響所及的所有特征都包含在內的足夠大的一個地理區域。
    物項
    材料、零件、部件、系統、構筑物以及計算機軟件的通稱。
    客觀證據
    基于觀察、測量或試驗的、可被驗證的、關于某物項或服務質量的定量或定性資料、記錄或事實說明。
    合格人員
    符合特定要求、具備一定條件、而且被正式指定執行規定任務和承擔責任的人員。
    能動斷層
    在地表或接近地表處有可能引起明顯錯動的斷層。
    對供方的評價
    對供方的管理體系進行評價,以確定供方是否有能力生產或提供規定質量的物項或服務,并是否有能力提供據以驗收其物項或服務的證據。
    運行人員
    廠區人員當中參加核電廠運行的人員。
    運行記錄
    記載著核電廠運行情況的歷史資料,如儀表記錄紙、各種證書、運行日志、計算機打印輸出和磁帶等。
    核電廠運行管理者
    由核電廠營運單位(或其主管部門)委任的負責指揮核電廠運行,并承擔直接安全責任的人員(或組織)。
    安全限值
    過程變量的各種限值,核電廠在這些限值范圍內運行已證明是安全的。 記錄
    為各種物項或服務的質量以及影響質量的各種活動提供客觀證據的文件。
    技術規格書(技術條件)
    一種書面規定,說明產品、服務、材料或工藝必須滿足的要求,氣并指出確定這些規定的要求是否得到滿足的程序。
    文件
    對于質量保證有關的活動、要求、程序或結果加以敘述、定義、說明、報告或證明的文字記錄或圖表資料。
    檢驗
    檢查工作的一部分,包括對材料、部件、供應品或服務進行調查,在只靠這種調查就能判斷的范圍內確定它們是否符合規定的要求①。
    不符合項
    性能、文件或程序方面的缺陷,因而使某一物項的質量變得不可接受或不能確定。
    監查
    通過對客觀證據的調查、檢查和評價,為確定所制定的程序、細則、技術規格書、規程、標準、行政管理計劃或運行大綱及其他文件是否齊全適用,是否得到切實遵守以及實施效果如何而進行的審核并提出書面報告的工作。
① 質量保證檢驗一般采用無損檢驗,包括手動檢驗、計量和測量。

附 件 A

假設始發事件

    A1概述
    規定中列入此附件,是為了就假設始發事件用于本規定及其他有關文件的這一概念的定義和具體應用作進一步的闡述。
    假設始發事件的正式定義是“經鑒明可能導致預計運行事件或事故工況及其后續故障效應的事件“。從設備故障、人員差錯、人為事件或自然事件之類的單一事件到各種事件的復雜組合均屬于假設始發事件范疇內的事例。
    假設始發事件的后果可能不大(如某一多重部件的失效),也可能很嚴重(如反應堆冷卻劑系統主管道的破裂)。設計的主要安全目標在于追求電廠所具有的特性能夠保證:大部分假設始發事件的后果較小甚或無足輕重;其余的假設始發事件,如有導致事故工況的可能,其后果仍然是可接受的。
    對各類假設始發事件必須作出全面考慮,以保證潛在后果嚴重的和概率大的全部可信事件均在預計到的范圍之內,且核電廠設計足以適應這些事件。假設始發事件的選擇并無嚴格的準則可資遵循。更確切地說,此種選擇過程無非是一種綜合運用設計和分析之間的迭代、工程判斷以及設計和運行經驗的過程-排除某一特定的事件序列需要有力的論據。如多重失效可能導致嚴重事故,則多重失效的可能性亦應考慮在內。概率極低的事件序列則可不予 考慮。
    用于改進安全重要物項的性能要求和電廠總的安全評價的假設始發事件的數量必須加以限制。為使這項任務切實可行,詳細分析可限于若干代表性的事件序列①.具有代表性的事件序列包括所有同類事件,并為安全重要系統、構筑物和部件的設計的數字限值提供依據。
    某些假設始發事件可基于己有電廠的經驗、國家核安全部門的特殊要求或潛在后果的嚴重程度等種種因素,通過確定論法確定。另一些假設始發事件,由于設計特征、核電廠所在廠址或運行經驗等因素可通過概率值定量表示的,則可基于概率法作出的規定。
    典型假設始發事件一覽表,見安全導則HAF021l附錄。
①安全規定和導則中所用的“事件序列”一詞是指某一假設始發事件和隨后的運行人員行動或安全重要物項的動作的組合。
    A2假設始發事件的類型
    A2.1內部事件
    A2.1.1設備故障

    能直接或間接影響核電廠安全的各個設備的故障可視為始發事件。列入清單的事件必須足以代表核電廠系統和部件的全部可信故障。
    需要考慮的故障類型取決于所涉及系統和部件的類型。故障的廣義含義包括如下兩類:系統或部件喪失執行功能的能力的功能的執行情況與所期望者不符。例如,管道故障的表現形式有泄漏、破裂和流道堵塞。能動部件,例如閥門的故障形式有:在需要時不開啟或不關閉,在不應動作時開啟或關閉,開不足或關不住,開啟或關閉的時間或速度不當。儀表或傳感器之類的裝置的故障有如下形式:誤差大于允許范圍、無輸出、不變的最大輸出、輸出不穩定或上述形式的組合。
    A2.1.2人員差錯
    人員過失的后果往往與部件故障的后果相類似。屬于人員過失范疇的有:錯誤的或不良的維護、控制限值的錯誤整定和操縱員的其他錯誤行動。
    A2.1.3其他內部事件
    內部原因引起的火災、爆炸或淹沒對電廠安全也可能產生重要影響。在匯編假設始發事件的清單時對此必須給以必要的考慮。
    A2.2外部事件
    電廠的外部事件的事例及其設計基準的確定見安全導則HAF0100及其有關導則。特定廠址的各種可信自然事件和外部人為事件應在選址時確定,但在設計的早期階段中必須對外部事件清單的完整性重新作出評定。
    如能斷定自然事件或外部事件引起某一安全重要系統、部件和構筑物故障的可能性通過設計和建造中所采取的措施可降低到可接受的程度,則由此引起的故障毋需列入電廠的設計基準。
    A2.3事件組合
    隨機發生的個別事件的組合能可倍地導致預計運行事件或事故工況時,必須視作設計基準。某些事件可能是另一些事件的后果,如地震后的洪水。這類后續故障效應必須視作原假設始發事件的一部分。
    在決定事件組合時,考慮以下三個時期是有益的:
    (1)事件發生前的長時期;
    (2)從事件發生到它的短期效應起作用的近期;
    (3)事件后的恢復期。
    如在電廠設計中已為識別第一個時期內發生的事件采取了正確措施,且糾正行動可在短期內完成,則可以設想,在第一個時期內發生的事件可在發生另一次事件前得到糾正。在這種情況下毋需考慮此種事件的組合。
    上述第二個時期(通常持續幾小時)內,根據各個別事件的預計發生概率推斷可以認為隨機發生的組合是不可信的。
    事件后的恢復期(幾天或更長)內,是否需要考慮附加的事件,視恢復期的長短和事件預計的概率而定?;謴推趦缺仨氂嫾暗氖录M合中附加事件的嚴重程度,按低于電廠全壽期內所考慮的同類事故來考慮可能是合乎現實的。以失水事故后恢復期內需考慮的地震隨機組合為例,其嚴重程序可按低于電廠設計基準地震計。
附 錄 I

核電廠設計安全導則目錄

    HAF0201用于沸水堆、壓水堆和壓力管式反應堆的安全功能和部件分級     
    HAF0202核電廠防火
    HAF0203核電廠保護系統及有關設施
    HAF0204核電廠內部飛射物及其二次效應的防護
    HAF0205與核電廠設計有關的外部人為事件
    HAF0206核電廠最終熱阱及其直接有關的輸熱系統     
    HAF0207核電廠應急 動力系統
    HAF0208核電廠安全有關儀表和控制系統
    HAF0209核電廠輻射防護設計
    HAF0210核電廠燃料裝卸和貯存系統
    HAF0211核電廠設計總的安全原則     
    HAF0212核電廠反應堆安全殼系統的設計
    HAF0213核電廠反應堆冷卻劑系統及其有關系統
    HAF0214核電廣堆芯的安全設計

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