研究堆设计安全规定.pdf

研究堆设计安全规定研究堆设计安全规定（1995 年 6 月 6 日 国家核安全局发布）本规定自一九九五年十月一日起实施本规定由国家核安全局负责解释1 引言1.1目的1.1.1本规定的目的是提供研究堆设计及其评价的安全基础，并提出与研究堆设计有关的安全监督管理、选址及质量保证等方面的要求1.1.2本规定只强调研究堆设计必须满足的安全要求，对于如何满足这些要求则不作具体规定1.2范围1.2.1本规定适用于研究堆的设计，也适用于在现有研究堆上的重要新实验及对现有研究堆的改造1.2.2功率达几十兆瓦的研究堆、快中子研究堆或小的实验性原型动力堆等可能还需另外的安全措施，因此在某些方面应遵循动力堆的有关安全规定1.2.3某些研究堆（包括临界装置）实际上并不需要满足本规定的全部安全要求①对这些情况，若能提供有说服力的证据证明其设计是合理的，则某一特定的设计可不满足第五章规定的某些要求①实例之一为临界装置的堆芯冷却因无功率输出，所以不需专用的堆芯冷却系统1.2.4本规定中研究堆一词包括反应堆堆芯，实验装置，以及反应堆厂址内的与反应堆或实验装置有关的一切其它设施2 安全目标2.1安全目标2.1.1研究堆的安全总目标是建立并维持一套有效的防御措施，以保护工作人员、公众和环境免受过量的放射性危害。

2.1.2根据总目标，其相应的具体辐射防护目标是：确保研究堆的运行和使用满足辐射防护的要求；确保在各种运行状态下，厂区工作人员及公众的辐射照射低于国家规定的限值，并保持在合理可行尽量低的水平；确保事故引起的辐射照射得到缓解2.1.3与事故相关的技术安全目标是：确保广泛地预防事故，确保设施设计中考虑到的所有事件序列（包括那些概率低的），其辐射后果要小，通过采用预防及缓解措施，确保有严重后果的事故发生的可能性极小2.1.4为了实现这些目标，对最终确保研究堆安全运行的各个方面均提出了安全要求及建议，包括设计中及运行中需采取的措施对设计及运行均必须实施充分的安全监督管理3 选址要求3.1选址要求3.1.1研究堆厂址选择的依据与许多因素有关，特别与研究堆的设计及预定用途有关对某些低功率研究堆，选址的限制因素可能较少，而对功率高并用于大量实验工作的研究堆，则要提出比较严格的选址及设计要求3.1.2研究堆选址的主要目的是保护公众及环境免受放射性物质的事故释放所引起的辐射影响正常的放射性释放也必须加以考虑在评价研究堆厂址的适宜性时，必须考虑下列因素：（1）在某特定厂址所在区域发生的外部事件的影响（这些事件可为自然事件或人为事件）；（2）可能影响所释放的放射性物质向人体迁移的厂址特征及其环境特征；（3） 与实施应急措施的可能性和评价个人和群体风险有关的人口密度和分布以及其它的外围地带的特征。

3.1.3必须调查和评价可能影响研究堆安全的厂址特征，特别是自然事件和外部人为事件3.1.4必须调查运行状态和事故工况下，可能受辐射后果影响的区域的环境特征对所有这些特征，在研究堆的整个寿期内必须予以观测和监控3.1.5必须评价厂址所在区域内影响安全的自然因素和人为因素在设计寿期内可预见的演变 在研究堆整个寿期内，也必须监控这些因素，特别是人口增长率和人口分布如有必要，必须采取适当措施，以保证总的风险保持在可接受的低水平上3.1.6必须以发生概率为不可忽视的外部事件的严重性来确定研究堆的设计基准，以使总风险减少到可接受的水平如果研究堆及其所有安全设施均不能对付这些事件，而对公众的辐射照射会产生不可接受的风险，则必须认为此厂址是不适宜的在分析所选厂址的适宜性时，必须考虑新燃料、乏燃料及放射性废物的贮存和运输问题3.1.7应对厂区进行开工前的必要的辐射监测，以确定辐射本底水平，用以评价将来反应堆对厂区的影响这对将来决定退役申请的可接受性是很重要的3.1.8对每个推荐的厂址，必须对该区域的人口分布、饮食习惯、土地和水的利用情况以及该区域其它放射性释放物所产生的辐射影响等有关因素给予应有的考虑，以评价在运行状态和在事故工况（包括可能导致需采取应急措施的工况）下，对厂址所在区域的居民可能产生的辐射影响。

3.1.9对可能影响安全和确定厂址设计基准参数的一切活动，都必须执行质量保证大纲①①参见 HAF0400 （91）及有关文件4 设计总要求4.1概述4.1.1为达到第二章所定的安全目标，反应堆的设计应满足安全设计要求各类研究堆的设计必须符合本章中的设计总要求反应堆设计还须满足第五章中的具体设计要求4.1.2这些要求应在设计的各个阶段贯彻执行，同时考虑相应的安全分析结果的反馈4.1.3反应堆设计者不仅必须考虑反应堆本身，还必须考虑可能影响其安全的相关设施设计者还必须考虑反应堆寿期内所有阶段的设计要求4.1.4安全设计的成功需要反应堆设计者和营运单位之间紧密的联系4.2纵深防御4.2.1设计中必须贯彻纵深防御的原则，从而提供多层次的保护，防止放射性物质释放1）采用保守的设计裕量，执行质量保证大纲2）设置多道实体屏障，防止放射性物质释放这些屏障通常包括燃料基体、燃料包壳、主传热系统、堆池、反应堆厂房等在纵深防御概念中，重要的因素是保护这些屏障使其不受破坏3）提供多种手段，确保下列基本安全功能：-在所有运行状态或事故工况下，均能停堆并使之保持在安全停堆状态；-足以排除停堆后（包括事故工况停堆后）堆芯余热；-包容放射性物质，尽量减少向环境的解释。

4）利用设备及管理性程序，以实现下列要求：-防止偏离正常运行状态；-防止可能导致事故工况的预计运行事件；-控制及缓解事故工况及事故后果5）制定应急计划， 一旦大量放射性物质释入环境，即可缓解对公众产生的影响①4.2.2对 4.2.1节（3）中所述的三项基本要求- 停堆、冷却和包容- 可选用下列各项措施的适当组合来得到满足：-设计中包括固有安全特性；-提供适当的安全系统及专设安全设施；-反应堆整个寿期内均贯彻管理性程序固有安全特性的例子有：借助材料及堆芯几何形状的选择使之具有瞬发负反应性温度系数4.2.3通常利用安全系统来满足4.2.1节（ 3）中的三项基本要求安全系统的设计必须保证高度可靠性，以及包括便于定期检查、试验和维修的各项措施4.2.4管理性程序可包括由安全分析报告确定的安全运行限值及条件由于研究堆的灵活性，所以必须特别注意建立充分的管理性控制和程序4.3设计的安全分析4.3.1必须对反应堆的安全进行分析和评价，以论证反应堆具有足够的安全性安全分析的进展和反应堆设计是相互关联的互补过程4.3.2安全分析报告必须包括反应堆安全分析的结果4.3.3反应堆的安全评价必须包括分析反应堆对一系列可能导致预计运行事件或事故工况的假设始发事件②（例如设备的误动作或故障、运行人员误操作或外部事件）的响应，也应包括实验装置本身的安全及其对反应堆的影响。

这些分析必须作为确定反应堆运行限值及条件的基础在制定运行程序、定期试验和检查大纲、记录保管程序、维修大纲、修改建议和应急计划时，若条件许可，也应利用这些分析4.3.4假设始发事件必须包括影响反应堆安全的所有可信事故，特别是应确定设计基准事故对超设计基准事故可进行分析，以便制定应急计划及进行事故处理①为实施应急计划，可能要求设计者采取应有的设计措施（参见 4.16 ） ， 然而，对潜在辐射风险低的研究堆，厂外应急计划可能是不必要的②参见 HAF0200 （91）之附件A4.3.5至少必须参照本规定附件中的一览表拟定分析用的假设始发事件4.3.6必须以下列方式分析假设始发事件及其后果：（l ）事故按类型分组，以便只对每组中的极限事件进行定量分析；（2）说明极限事件的进程及其可能的后果；（3）论证与反应堆运行有关的风险及安全裕量是可接受的4.3.7对每一假设始发事件，在评定时必须考虑下列问题的定性及定量资料：（1）输入参数、初始条件、边界条件、假设、模型和所使用的计算机程序；（2）事件序列和反应堆系统的性能；（3）对单一故障模式和共因故障的敏感性；（4）对人为因素的敏感性；（5）裂变产物释放及引起照射的可能性。

4.3.8对所考虑的每一事故序列，必须说明在事故工况下要求安全系统和任何未失效的工艺系统执行功能的程度4.3.9通常用确定论法来评价这些事件，概率论法应作为评价的补充这些补充分析的结果应作为安全系统的设计及其功能要求的依据概率论法的评价也可发现设计中仍可能有的薄弱点4.4参数的设计限值4.4.1必须对反应堆的每一种运行状态及事故工况规定有关参数的设计限值，这些限值必须能确保在运行状态及事故工况下，堆芯不会发生明显的损坏，并且放射性物质的释放将在所规定的辐射防护要求的范围内4.4.2必须对事件序列进行比较，以确定各个系统及部件设计的最关键的参数，同时还必须包括对各项实验的考虑所得之限制参数值必须以合理的裕量用于各个系统和部件的设计4.5安全功能4.5.1安全功能是与确保反应堆安全的系统相关的基本特征安全功能必须根据具体的反应堆设计来确定①需在正常运行时执行安全功能的设备为运行系统，通常这些系统还必须由专设安全设施加以补充，以便在预计运行事件和事故工况下完成其功能4.6可靠性设计②4.6.1为保证执行安全功能所需的可靠性，对某些安全系统或部件应确定其最大不可利用率限值，经国家核安全部门认可后，作为基准或用作验收准则。

4.6.2为达到和保持按系统和部件执行安全功能的重要性所要求的可靠性，应采用下列各项措施，必要时可组合使用4.6.2.1多重性和单一故障准则多重性原则应作为提高安全重要系统可靠性的重要设计原则设计必须保证单一故障不会使系统丧失其执行预定安全功能的能力③不能分别进行试验的多组设备，不应看作具有多重性所采用的多重性的程度必须考虑会降低可靠性的不可探测故障的可能性④4.6.2.2多样性多样性原则能减少共因故障的可能，从而可提高可靠性只要切实可行，就应采用这一原则4.6.2.3独立性若条件许可，必须采用独立性原则（如功能独立或依靠距离、屏障或反应堆部件的布置来实现的实体隔离），以提高系统的可靠性，尤其是发生共因故障时的可靠性4.6.2.4故障安全设计在设计安全重要部件时，在切实可行的情况下应贯彻故障一安全原则，即系统或部件发生故障时，反应堆应能在毋需任何触发动作的情况下进入安全状态①选定的安全功能一览表列于本规定附录中，这些安全功能与安全重要的物项有关，其具体的设计要求列在第五章中②参见 HAF0200 （9l ） ③参见 HAF.J0006④凡无法用试验或检查方法发现的潜在故障，则必须看作为不可探测故障。

4.6.2.5可试验性反应堆所有部件的设计及布置，均必须能根据其安全重要性在条件许可的情况下进行相应的调试前和调试后的定期检查、试验及维修如不能满足可试验性要求，则应在安全分析中考虑到此设备的不可探测故障4.7质量保证要求①4.7.1为实现安全总原则，对原始设计和随后在反应堆整个寿期内的设计修改均需采用有计划的、系统化的方法，并必须在批准的质量保证大纲的范围内实施必须在设计阶段开始时制定概述反应堆设计要求的质量保证大纲，并由营运单位实施必须根据此大纲制定每一系统、构筑物和部件的更详细的实施程序，以始终确保反应堆的设计质量4.7.2HAF0400（91）和 HAF0406为核动力堆规定了制定设计质量保证大纲的原则和目标在制定研究堆设计质量保证大纲时应按不同程度来考虑上述两个文件的总原则，但对某一特定的反应堆的设计所要求的质量保证大纲的详细程度将取决于反应堆的潜在危险性及国家核安全管理要求4.7.3营运单位必须确定安全设计重要的物项、服务和程序，将它们列入质量保证大纲，并要特别注意安全重要物项设计的组织机构、设计人员的资格、各类活动的管理及设计质量保证的分级均包括在质量保证大纲的要求中还应建立下列各项程序：有关各方之间的信息交换、文件控制、采购控制、设备及器材控制、材料工艺控制、检查和试验控制、不符合项控制、纠正措施、审评、。