核动力厂设计安全规定Word格式文档下载.docx
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（1）极不可能发生的外部自然事件或人为事件（诸如陨石或人造卫星撞击）；
（2）极不可能影响核动力厂安全的工业事故；
（3）由核动力厂运行引起的非放射性影响。
1.2.4本规定中的核动力厂主要系指用于发电或其他供热应用（诸如集中供热或海水淡化）而设计的，采用水冷反应堆的陆上固定式核动力厂。
本规定原则上也适用于其他类型的陆上固定式热中子反应堆核动力厂。
2安全目标和纵深防御概念
2.1安全目标
2.1.1总的核安全目标：
在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人员、社会和环境免受危害。
2.1.2总的核安全目标由辐射防护目标和技术安全目标所支持，这两个目标互相补充、相辅相成，技术措施与管理性和程序性措施一起保证对电离辐射危害的防御。
（1）辐射防护目标：
保证在所有运行状态下核动力厂内的辐射照射或由于该核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低，保证减轻任何事故的放射性后果。
（2）技术安全目标：
采取一切合理可行的措施防止核动力厂事故，并在一旦发生事故时减轻其后果；
对于在设计该核动力厂时考虑过的所有可能事故，包括概率很低的事故，要以高可信度保证任何放射性后果尽可能小且低于规定限值；
并保证有严重放射性后果的事故发生的概率极低。
2.1.3安全目标要求核动力厂的设计和运行使得所有辐射照射的来源都处在严格的技术和管理措施控制之下。
辐射防护目标不排除人员受到有限的照射，也不排除法规许可数量的放射性物质从处于运行状态的核动力厂向环境的排放。
此种照射和排放必须受到严格控制，并且必须符合运行限值和辐射防护标准。
2.1.4为了实现上述安全目标，在设计核动力厂时，要进行全面的安全分析，以便确定所有照射的来源，并评估核动力厂工作人员和公众可能受到的辐射剂量，以及对环境的可能影响（见4.4.1条）。
此种安全分析要考察以下内容：
（1）核动力厂所有计划的正常运行模式；
（2）发生预计运行事件时核动力厂的性能；
（3）设计基准事故；
（4）可能导致严重事故的事件序列。
在分析的基础上，确认工程设计抵御假设始发事件和事故的能力，验证安全系统和安全相关物项或系统的有效性，以及确定应急响应的要求。
2.1.5尽管采取措施将所有运行状态下的辐射照射控制在合理可行尽量低，并将能导致辐射来源失控事故的可能性减至最小，但仍然存在发生事故的可能性。
这就需要采取措施以保证减轻放射性后果。
这些措施包括：
专设安全设施、营运单位制定的厂内事故处理规程以及国家和地方有关部门制定的厂外干预措施。
核动力厂的安全设计适用以下原则：
能导致高辐射剂量或大量放射性释放的核动力厂状态的发生概率极低；
具有大的发生概率的核动力厂状态只有较小或者没有潜在的放射性后果。
2.2纵深防御概念
2.2.1纵深防御概念贯彻于安全有关的全部活动，包括与组织、人员行为或设计有关的方面，以保证这些活动均置于重叠措施的防御之下，即使有一种故障发生，它将由适当的措施探测、补偿或纠正。
在整个设计和运行中贯彻纵深防御，以便对由厂内设备故障或人员活动及厂外事件等引起的各种瞬变、预计运行事件及事故提供多层次的保护。
2.2.2纵深防御概念应用于核动力厂的设计，提供一系列多层次的防御（固有特性、设备及规程），用以防止事故并在未能防止事故时保证提供适当的保护。
（1）第一层次防御的目的是防止偏离正常运行及防止系统失效。
这一层次要求：
按照恰当的质量水平和工程实践，例如多重性、独立性及多样性的应用，正确并保守地设计、建造、维修和运行核动力厂。
为此，应十分注意选择恰当的设计规范和材料，并控制部件的制造和核动力厂的施工。
能有利于减少内部灾害的可能、减轻特定假设始发事件的后果或减少事故序列之后可能的释放源项的设计措施均在这一层次的防御中起作用。
还应重视涉及设计、制造、建造、在役检查、维修和试验的过程，以及进行这些活动时良好的可达性、核动力厂的运行方式和运行经验的利用等方面。
整个过程是以确定核动力厂运行和维修要求的详细分析为基础。
（2）第二层次防御的目的是检测和纠正偏离正常运行状态，以防止预计运行事件升级为事故工况。
尽管注意预防，核动力厂在其寿期内仍然可能发生某些假设始发事件。
这一层次要求设置在安全分析中确定的专用系统，并制定运行规程以防止或尽量减小这些假设始发事件所造成的损害。
（3）设置第三层次防御是基于以下假定：
尽管极少可能，某些预计运行事件或假设始发事件的升级仍有可能未被前一层次防御所制止，而演变成一种较严重的事件。
这些不大可能的事件在核动力厂设计基准中是可预计的，并且必须通过固有安全特性、故障安全设计、附加的设备和规程来控制这些事件的后果，使核动力厂在这些事件后达到稳定的、可接受的状态。
这就要求设置的专设安全设施能够将核动力厂首先引导到可控制状态，然后引导到安全停堆状态，并且至少维持一道包容放射性物质的屏障。
（4）第四层次防御的目的是针对设计基准可能已被超过的严重事故的，并保证放射性释放保持在尽实际可能的低。
这一层次最重要的目的是保护包容功能。
除了事故管理规程之外，这可以由防止事故进展的补充措施与规程，以及减轻选定的严重事故后果的措施来达到。
由包容提供的保护可用最佳估算方法来验证。
（5）第五层次，即最后层次防御的目的是减轻可能由事故工况引起潜在的放射性物质释放造成的放射性后果。
这方面要求有适当装备的应急控制中心及厂内、厂外应急响应计划。
2.2.3纵深防御概念应用的另一方面是在设计中设置一系列的实体屏障，以包容规定区域的放射性物质。
所必需的实体屏障的数目取决于可能的内部及外部灾害和故障的可能后果。
就典型的水冷反应堆而言，这些屏障可能是燃料基体、燃料包壳、反应堆冷却剂系统压力边界和安全壳。
3安全管理要求
3.1管理职责
营运单位对安全负全面责任。
但是，所有从事安全重要活动的单位，都有责任保证将安全事务放在最优先的位置。
设计单位必须保证核动力厂设计满足营运单位的要求，包括用户①的标准化要求；
保证设计考虑了安全方面的最新进展；
保证设计与设计规格书和安全分析一致；
保证设计满足国家有关监管要求；
保证设计满足有效的质量保证大纲的各项要求；
并保证正确地考虑了任何设计变更的安全性。
为此，设计单位必须遵循下述要求：
（1）明确划分职责以及相应的权限范围与联系渠道；
（2）保证它在所有层次上都拥有足够的技术上合格且受过适当培训的人员；
（3）明确地规定负责设计的不同部分的各个小组之间的接口，并明确设计单位、用户、设备供应厂商、建造单位和其他承包单位之间恰当的接口；
（4）制定并严格遵守完备的程序；
（5）定期审查、监督和监查一切与安全有关的设计事务；
（6）保证保持良好的安全文化水平。
3.2设计管理
3.2.1核动力厂设计管理必须保证安全重要构筑物、系统和部件有合适的性能、技术规范和材料成份，使得安全功能得到执行，并使核动力厂在其整个设计寿命期间能够安全运行和具有必要的可靠性，且能防止事故的发生和把保护厂区人员、公众和环境作为首要任务。
3.2.2设计管理必须保证满足营运单位的要求，并对营运单位人员的能力和局限性给予适当的考虑。
设计单位必须提供充分的安全设计资料，以保证核动力厂的安全运行、维修和允许以后能对核动力厂进行修改，同时推荐可纳入核动力厂的管理规程和运行规程（即运行限值和条件）的实践。
3.2.3设计管理必须考虑确定论安全分析和补充性的概率论安全分析的结果，并通过合适的迭代过程以保证适当考虑防止事故的发生及减轻其后果。
3.2.4设计管理必须保证采用合适的设计措施以及运行与退役实践，使产生的放射性废物的活度和体积保持尽可能的小。
3.3经验证的工程实践
3.3.1只要可能，安全重要构筑物、系统和部件就必须按照经批准的最新的或当前适用的规范和标准进行设计；
其设计必须是此前在相当使用条件下验证过的；
并且这些物项的选择必须与安全所要求的核动力厂可靠性目标相一致。
对于用作设计准则的规范和标准必须加以鉴别和评价，以确定其适用性、恰当性和充分性，并根据需要进行补充或修改，以保证最后的质量与所需的安全功能相适应。
3.3.2当引入未经验证的设计或设施，或存在着偏离已有的工程实践时，必须借助适当的支持性研究计划，或通过其他相关的应用中获得的运行经验的检验，来证明其安全性是合适的。
这种开发性工作必须在投入使用前经过充分的试验，并在使用中进行监测，以便验证已达到了预期效果。
3.3.3选择设备时必须考虑到误动作和不安全的故障模式（例如要求脱扣时不能脱扣）。
对构筑物、系统和部件预期会发生故障并需采取设计措施的地方，必须优先选择具有可预见的和已揭示的故障模式的且便于修理或更换的设备。
3.4运行经验和安全研究
设计必须充分考虑从运行的核动力厂中取得的相关运行经验和相关研究的成果。
3.5安全评价
3.5.1必须进行全面的安全评价，以证实交付制造、建造和竣工的设计满足设计过程开始时提出的安全要求。
3.5.2安全评价必须成为设计过程的一部分，同时在设计和证实性分析活动之间存在迭代过程，而且随着设计计划的进展其范围不断扩大和详细程度不断提高。
3.5.3安全评价必须基于安全分析得到的数据、以往的运行经验、支持性研究的成果，以及经验证的工程实践。
3.6安全评价的独立验证
在提交国家核安全监管部门以前，营运单位必须保证由未参与相关设计的个人或团体对安全评价进行独立验证。
3.7质量保证
3.7.1必须制定和实施描述核动力厂设计的管理、执行和评价的总体安排的质量保证大纲。
这个大纲必须由每个构筑物、系统和部件的更详细计划来支持，以便始终保证设计质量。
3.7.2设计，包括后来的变更或安全的改进，必须按照合适的工程规范和标准所确定的程序进行，并必须体现适用的要求和设计基准。
必须确定和控制设计接口。
3.7.3设计（包括设计手段和设计输入与输出）的恰当与否，必须由原先从事此工作的人员以外的个人或团体进行验证或核实。
验证、确认和批准必须在做施工设计之前完成。
4主要技术要求
4.1纵深防御要求
4.1.1第2章中所描述的纵深防御概念必须在设计过程中加以体现：
（1）设计必须提供多重的实体屏障，防止放射性物质不受控制地释放到环境；
（2）设计必须是保守的，建造必须是高质量的，从而为使核动力厂的故障和偏离正常运行减至最少并为防止事故提供了可信度；
（3）设计必须利用固有特性和专设设施在发生假设始发事件期间及之后控制核动力厂的行为，即必须通过设计尽可能地使不受控制的瞬变过程减至最少甚至排除；
（4）设计必须对核动力厂提供附加控制，这些附加控制采用安全系统的自动触发，以便在假设始发事件的早期阶段尽量减少操纵员的动作，附加控制包括操纵员的动作；
（5）设计必须尽实际可能提供控制事故过程和限制其后果的设备和规程；
（6）设计必须提供多种手段来保证实现每项基本安全功能，即控制反应性、排出热量和包容放射性物质，从而保证各道屏障的有效性和减轻任何假设始发事件的后果。
4.1.2为了贯彻纵深防御概念，设计必须尽实际可能地防止：
（1）出现影响实体屏障完整性的情况；
（2）屏障在需要它发挥作用时失效；
（3）一道屏障因另一道屏障的失效而失效。
4.1.3除极不可能的假设始发事件外，设计必须使第一层次至多第二层次防御能够阻止所有假设始发事件升级为事故工况。
4.1.4设计必须考虑到这样的事实：
当缺少某一层次防御时，多层次防御的存在并不是继续进行功率运行的充分条件。
虽然对于除功率运行以外的各种运行模式来说，可视情况规定某些放松条件，但在功率运行下所有各层次防御都必须总是可用的。
4.2安全功能
4.2.1整个安全措施的目标必须是：
提供充分的手段使核动力厂保持正常的运行状态；
保证发生假设始发事件之后立即作出正确的短期响应；
以及发生任何设计基准事故期间和之后及发生那些所选定的超设计基准事故的事故工况之后便于对核动力厂进行管理。
4.2.2为了保证安全，在各种运行状态下、在发生设计基准事故期间和之后，以及尽实际可能在发生所选定的超设计基准事故的事故工况下，都必须执行下列基本安全功能：
（1）控制反应性；
（2）排出堆芯热量；
（3）包容放射性物质和控制运行排放，以及限制事故释放。
这三项基本安全功能进一步详细划分的实例见附录Ⅰ。
4.2.3必须用全面的、系统的方法来确定在发生假设始发事件后的各个时期中完成这些安全功能所必需的构筑物、系统和部件。
4.3事故预防和核动力厂安全特性
核动力厂设计必须使其对假设始发事件的敏感性减到最小。
核动力厂对任何假设始发事件的预期响应，必须是下列可合理达到的情况（以重要性为序）：
（1）依靠核动力厂的固有特性，使假设始发事件不会产生与安全有关的重大影响，或只使核动力厂产生趋向于安全状态的变化；
（2）发生假设始发事件后，核动力厂借助非能动安全设施或在此状态下连续运行的安全系统的作用，以控制该事件，使核动力厂趋于安全；
（3）发生假设始发事件后，借助为了响应该事件而必需投入运行的那些安全系统的作用使核动力厂趋于安全；
（4）发生假设始发事件后，借助专门规程使核动力厂趋于安全。
4.4辐射防护和验收准则
4.4.1为了在设计核动力厂时实现2.1.1—2.1.2条中给出的安全目标，必须逐一确定并适当考虑所有现实的和潜在的辐射来源，并必须采取措施，保证这些辐射来源保持在严格的技术和管理控制之下。
4.4.2必须采取措施保证实现2.1.2条中给出的辐射防护目标和技术安全目标，并保证公众和厂区人员在包括维修和退役的所有运行状态下受到的辐射剂量不超过规定限值并且合理可行尽量低。
4.4.3设计必须以防止或减轻（在无法防止时）由设计基准事故和选定的严重事故引起的辐射照射作为目标。
设计必须采取措施保证公众和厂区人员可能受到的辐射剂量不超过可接受限值并且合理可行尽量低。
4.4.4必须将有可能导致高辐射剂量或放射性释放的核动力厂状态发生的概率限制在很低的水平，并必须保证发生概率高的核动力厂状态仅产生微小的潜在放射性后果。
必须以这些要求为基础，规定核动力厂设计的放射性验收准则。
4.4.5通常有为数有限的几组放射性验收准则，并与核动力厂不同的状态相对应。
这些核动力厂状态一般包括：
正常运行、预计运行事件、设计基准事故和严重事故。
这几种状态的放射性验收准则，作为一个最低的安全水平，必须满足国家核安全监管部门的要求。
5核动力厂设计要求
5.1安全分级
5.1.1必须首先确定属于安全重要物项的所有构筑物、系统和部件，包括仪表和控制软件，然后根据其安全功能和安全重要性分级。
它们的设计、建造和维修必须使其质量和可靠性与这种分级相适应。
5.1.2划分某一构筑物、系统或部件安全重要性的方法必须主要基于确定论方法，适当时辅以概率论方法和工程判断，同时考虑如下因素：
（1）该物项要执行的安全功能；
（2）未能执行其功能的后果；
（3）需要该物项执行某一安全功能的可能性；
（4）假设始发事件后需要该物项投入运行的时刻或持续运行时间。
5.1.3必须在不同级别的构筑物、系统和部件之间提供合适的接口设计，以保证划分为较低级别的系统中的任何故障不会蔓延到划分为较高级别的系统。
5.2总的设计基准
5.2.1概述
5.2.1.1设计基准必须规定核动力厂的必备能力，以适应在规定的辐射防护要求范围内所确定的运行状态和设计基准事故。
设计基准必须包括正常运行技术规格、假设始发事件造成的核动力厂状态、安全分级、重要假设，以及在某些情况下特定的分析方法。
5.2.1.2在正常运行、预计运行事件和设计基准事故的设计基准中，必须采用保守的设计措施和良好的工程实践，以保障不会发生反应堆堆芯的任何重大损坏；
辐射剂量保持在规定限值内，并合理可行尽量低。
5.2.1.3除设计基准外，设计中还必须考虑核动力厂在特定的超设计基准事故包括选定的严重事故中的行为。
这些评价所使用的假设和方法可以最佳估算为基础。
5.2.2核动力厂状态分类
必须确定核动力厂状态并按其发生的概率分成几类。
这些类别通常包括正常运行、预计运行事件、设计基准事故和严重事故。
必须为每个类别确定验收准则，并且这些准则考虑到如下要求：
频繁发生的假设始发事件必须仅有微小的或根本没有放射性的后果，而可能导致严重后果的事件的发生概率必须很低。
5.2.3假设始发事件
设计核动力厂时，必须认识到纵深防御的各层次都可能受到考验，因而必须提供设计措施，以保证完成所需的安全功能和满足安全目标。
这些考验来源于假设始发事件，这些事件是根据确定论方法或概率论方法或这两者的组合选定的。
在设计中通常不考虑概率很低的各种独立事件同时发生。
5.2.4内部事件
必须分析假设始发事件（见附件Ⅰ），以便确定所有可能影响核动力厂安全的内部事件。
这些事件可能包括设备故障或误操作。
5.2.4.1火灾和爆炸
设计和布置安全重要构筑物、系统和部件时，除满足其他安全要求外，还必须尽量降低外部或内部事件引发火灾和爆炸的可能性及其后果。
必须保持停堆、排出余热、包容放射性物质和监测核动力厂状态的能力。
为满足这些要求，必须通过采用多重部件、多样系统、实体分隔和故障安全设计的适当组合，以便实现下述目标：
（1）防止火灾发生；
（2）及时探测发生的火灾并迅速灭火，以限制火灾后果；
（3）防止未扑灭的火势蔓延，以使其对核动力厂重要功能的影响减至最小。
必须进行核动力厂火灾危害性分析，以确定所需的防火屏障耐火能力，并且提供必要能力的火灾探测系统和灭火系统。
必要时，灭火系统必须能自动启动，系统的设计和布置必须保证在其出现破裂、误动作或意外操作时不至于显著损害安全重要构筑物、系统和部件的功能，并不会同时影响多重安全组合而使为满足单一故障准则所采取的措施变得无效。
在整个核动力厂中，尤其是在诸如安全壳和控制室等场所中，只要可行，必须采用不可燃的或阻燃的和耐热的材料。
5.2.4.2其他内部灾害
核动力厂设计必须考虑发生诸如以下内部灾害的可能性：
内部水淹、飞射物、管道甩动、喷射流冲击或者破损系统或现场其他设施中的流体释放。
必须提供适当的预防和缓解措施，以保证核安全不受到损害。
一些外部事件可能引发内部火灾或水灾和可能导致飞射物的产生。
适当时，也必须在设计中考虑这种外部和内部事件的相互影响。
如果不同压力下运行的两个流体系统是相互连接的，那么这两个系统或者都必须按较高的压力设计，或者必须采取措施，防止发生单一故障时在较低压力下运行的系统超过设计压力。
5.2.5外部事件
5.2.5.1必须针对计划的厂址和核动力厂的组合确定作为设计基准的外部自然事件和外部人为事件。
必须考虑所有那些可能造成重大放射性风险的事件。
必须组合使用确定论方法和概率论方法来选定核动力厂设计应承受的一组外部事件，并确定设计基准。
5.2.5.2必须考虑的外部自然事件包括在描述厂址特征时已确定的那些事件，如地震、洪水、狂风、龙卷风、海啸（潮汐波）和极端气象条件。
必须考虑的外部人为事件包括描述厂址特征时已确定的那些事件和由此导出设计基准的事件。
在设计过程初期必须重新评价这些事件清单的完整性。
5.2.6厂址特征
5.2.6.1在确定核动力厂设计基准时，必须考虑核动力厂与环境之间的各种相互作用，包括人口、气象、水文、地质和地震等因素。
还必须考虑核动力厂安全和保护公众可能依赖的电力供应和消防服务之类的厂外服务的可用性。
5.2.6.2必须对在热带、干旱或火山附近地区选址的核动力厂项目进行专门评价，以确定因该厂址的特征可能需要的特殊设计设施。
5.2.7事件的组合
若随机发生的单个事件的组合能可信地导致预计运行事件或事故工况，则必须在设计中考虑到这种组合。
某些事件可能是其他事件的后果，如地震后发生水灾。
这种随之发生的效应必须视为原假设始发事件的一部分。
5.2.8设计规范
5.2.8.1必须规定构筑物、系统和部件的工程设计规范，并且必须使其符合国家有关监管机构认可的合适的国家标准和工程实践（见3.3条），或国际上使用的、其使用是合适的、而且是国家有关监管机构认可的标准或实践。
5.2.8.2核动力厂的抗震设计必须提供充分的安全裕度，以抵御地震事件的影响。
5.2.9设计限值
必须为各种运行状态和设计基准事故规定一套与每个构筑物、系统或部件的主要物理参数相适应的设计限值。
5.2.10运行状态
5.2.10.1核动力厂必须设计成能够在规定的各种参数（例如压力、温度和功率参数）范围内安全运行，并且最低限度必须有一套特定的安全系统辅助设施（例如辅助给水能力和应急电源）是可用的。
核动力厂的设计必须是，对范围广泛的预计运行事件的响应允许核动力厂安全运行或必要时停堆，不必采取超出纵深防御第一层次或至多不超出第二层次的措施。
5.2.10.2在诸如启动、换料和维修之类的低功率和停堆状态下，安全系统的可用性可能降低，在设计中必须考虑此时发生事故的可能性，并且必须规定对安全系统不可用性的适当限制。
5.2.10.3设计过程中必须针对核动力厂安全运行的要求，制定一组运行要求和限制，包括：
（1）安全系统整定值；
（2）工艺变量和其他重要参数的控制系统和过程限制；
（3）为保证各构筑物、系统和部件执行设计中预定的功能，对核动力厂规定维修、试验和检查的要求，并考虑合理可行尽量低的辐射防护原则；
（4）明确地规定运行配置，包括安全系统停役情况下的运行限制。
5.2.10.4这些要求和限制必须是营运单位制定核动力厂的运行限值和条件的依据，在这种条件下，营运单位将获准运行核动力厂。
5.2.11设计基准事故
5.2.11.1必须根据假设始发事件（见附件Ⅰ）清单得出一套设计基准事故，以便设定设计安全重要构筑物、系统和部件的边界条件。
5.2.11.2在为响应某一假设始发事件而需要立即采取可靠行动时，必须采取措施自动启动所需的安全系统，以防止发展成可能威胁下一道屏障的更严重工况。
在不需要立即动作的情况下，可允许手动启动系统或操纵员的其他行动，条件是需要有足够的时间来判断这种行动的必要性和确定合适的规程（如管理规程、运行规程和应急规程），以保证这些行动的可靠性。
5.2.11.3必须考虑诊断核动力厂状态和使核动力厂及时地进入长期稳定停堆工况可能需
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