研究堆設計安全規(guī)定

　　HAF201-1995

研究堆設計安全規(guī)定（1995年6月6日國家核安全局批準發(fā)布）　　本規(guī)定自1995年10月1日起實施?！　”疽?guī)定由國家核安全局負責解釋。 　　1 引言　　1.1  目的　　1.1.1  本規(guī)定的目的是提供研究堆設計及其評價的安全基礎，并提出與研究堆設計有關的安全監(jiān)督管理、選址及質量保證等方面的要求。　　1.1.2  本規(guī)定只強調研究堆設計必須滿足的安全要求，對于如何滿足這些要求則不作具體規(guī)定?！　?.2  范圍　　1.2.1  本規(guī)定適用于研究堆的設計，也適用于在現(xiàn)有研究堆上的重要新實驗及對現(xiàn)有研究堆的改造?！　?.2.2  功率達幾十兆瓦的研究堆、快中子研究堆或小的實驗性原型動力堆等可能還需另外的安全措施，因此在某些方面應遵守動力堆的有關安全規(guī)定。　　1.2.3  某些研究堆（包括臨界裝置）實際上并不需要滿足本規(guī)定的全部安全要求 。對這些情況，若能提供有說服力的證據證明其設計是合理的，則某一特定的設計可不滿足第五章規(guī)定的某些要求。　　1.2.4  本規(guī)定中研究堆一詞包括反應堆堆芯，實驗裝置，以及反應堆廠址內的與反應堆或實驗裝置有關的一切其它設施?！　?  安全目標　　2.1  安全目標　　2.1.1  研究堆的安全總目標是建立并維持一套有效的防御措施，以保護工作人員、公眾和環(huán)境免受過量的放射性危害?！　?.1.2  根據總目標，其相應的具體輻射防護目標是：確保研究堆的運行和使用滿足輻射防護的要求；確保在各種運行狀態(tài)下，廠區(qū)工作人員及公眾的輻射照射低于國家規(guī)定的限值，并保持在合理可行盡量低的水平；確保事故引起的輻射照射得到緩解?！　?.1.3  與事故相關的技術安全目標是：確保廣泛地預防事故，確保設施設計中考慮到的所有事件序列（包括那些概率低的），其輻射后果要小，通過采用預防及緩解措施，確保有嚴重后果的事故發(fā)生的可能性極小。　　2.1.4  為了實現(xiàn)這些目標，對最終確保研究堆安全運行的各個方面均提出了安全要求及建議，包括設計中及運行中需采取的措施。對設計及運行均必須實施充分的安全監(jiān)督管理?！　?  選址要求　　3.1  選址要求　　3.1.1  研究堆廠址選擇的依據與許多因素有關，特別與研究堆的設計及預定用途有關。對某些低功率研究堆，選址的限制因素可能較少，而對功率高并用于大量實驗工作的研究堆，則要提出比較嚴格的選址及設計要求?！　?.1.2  研究堆選址的主要目的是保護公眾及環(huán)境免受放射性物質的事故釋放所引起的輻射影響。正常的放射性釋放也必須加以考慮。在評價研究堆廠址的適宜性時，必須考慮下列因素：　?。?）在某特定廠址所在區(qū)域發(fā)生的外部事件的影響（這些事件可為自然事件或人為事件）；　?。?）可能影響所釋放的放射性物質向人體遷移的廠址特征及其環(huán)境特征；　?。?）與實施應急措施的可能性和評價個人和群體風險有關的人口密度和分布以及其它的外圍地帶的特征?！　?.1.3  必須調查和評價可能影響研究堆安全的廠址特征，特別是自然事件和外部人為事件。　　3.1.4  必須調查運行狀態(tài)和事故工況下，可能受輻射后果影響的區(qū)域的環(huán)境特征。對所有這些特征，在研究堆的整個壽期內必須予以觀測和監(jiān)控。　　3.1.5  必須評價廠址所在區(qū)域內影響安全的自然因素和人為因素在設計壽期內可預見的演變。在研究堆整個壽期內，也必須監(jiān)控這些因素，特別是人口增長率和人口分布。如有必要，必須采取適當措施，以保證總的風險保持在可接受的低水平上。　　3.1.6  必須以發(fā)生概率為不可忽視的外部事件的嚴重性來確定研究堆的設計基準，以使總風險減少到可接受的水平。如果研究堆及其所有安全設施均不能對付這些事件，而對公眾的輻射照射會產生不可接受的風險，則必須認為此廠址是不適宜的。在分析所選廠址的適宜性時，必須考慮新燃料、乏燃料及放射性廢物的貯存和運輸問題。　　3.1.7  應對廠區(qū)進行開工前的必要的輻射監(jiān)測，以確定輻射本底水平，用以評價將來反應堆對廠區(qū)的影響。這對將來決定退役申請的可接受性是很重要的?！　?.1.8  對每個推薦的廠址，必須對該區(qū)域的人口分布、飲食習慣、土地和水的利用情況以及該區(qū)域其它放射性釋放物所產生的輻射影響等有關因素給予應有的考慮，以評價在運行狀態(tài)和在事故工況（包括可能導致需采取應急措施的工況）下，對廠址所在區(qū)域的居民可能產生的輻射影響?！　?.1.9  對可能影響安全和確定廠址設計基準參數(shù)的一切活動，都必須執(zhí)行質量保證大綱 。 　　4  設計總要求　　4.1  概述　　4.1.1  為達到第二章所定的安全目標，反應堆的設計應滿足安全設計要求。各類研究堆的設計必須符合本章中的設計總要求。反應堆設計還須滿足第五章中的具體設計要求?！　?.1.2  這些要求應在設計的各個階段貫徹執(zhí)行，同時考慮相應的安全分析結果的反饋?！　?.1.3  反應堆設計者不僅必須考慮反應堆本身，還必須考慮可能影響其安全的相關設施。設計者還必須考慮反應堆壽期內所有階段的設計要求。　　4.1.4  安全設計的成功需要反應堆設計者和營運單位之間緊密的聯(lián)系?！　?.2  縱深防御　　4.2.1  設計中必須貫徹縱深防御的原則，從而提供多層次的保護，防止放射性物質釋放?！　。?）采用保守的設計裕量，執(zhí)行質量保證大綱?！　。?）設置多道實體屏障，防止放射性物質釋放。這些屏障通常包括燃料基體、燃料包殼、主傳熱系統(tǒng)、堆池、反應堆廠房等。在縱深防御概念中，重要的因素是保護這些屏障使其不受破壞。　?。?）提供多種手段，確保下列基本安全功能：　　——在所有運行狀態(tài)或事故工況下，均能停堆并使之保持在安全停堆狀態(tài)；　　——足以排除停堆后（包括事故工況停堆后）堆芯余熱；　　——包容放射性物質，盡量減少向環(huán)境的解釋?！　。?）利用設備及管理性程序，以實現(xiàn)下列要求：　　——防止偏離正常運行狀態(tài)；　　——防止可能導致事故工況的預計運行事件；　　——控制及緩解事故工況及事故后果。　?。?）制定應急計劃，一旦大量放射性物質釋入環(huán)境，即可緩解對公眾產生的影響 ?！　?.2.2  對4.2.1節(jié)（3）中所述的三項基本要求——停堆、冷卻和包容——可選用下列各項措施的適當組合來得到滿足：　　——設計中包括固有安全特性；　　——提供適當?shù)陌踩到y(tǒng)及專設安全設施；　　——反應堆整個壽期內均貫徹管理性程序?！　」逃邪踩匦缘睦佑校航柚研静牧霞岸研編缀涡螤畹倪x擇使之具有瞬發(fā)負反應性溫度系數(shù)?！　?.2.3  通常利用安全系統(tǒng)來滿足4.2.1節(jié)（3）中的三項基本要求。安全系統(tǒng)的設計必須保證高度可靠性，以及包括便于定期檢查、試驗和維修的各項措施?！　?.2.4  管理性程序可包括由安全分析報告確定的安全運行限值及條件。由于研究堆的靈活性，所以必須特別注意建立充分的管理性控制和程序?！　?.3  設計的安全分析　　4.3.1  必須對反應堆的安全進行分析和評價，以論證反應堆具有足夠的安全性。安全分析的進展和反應堆設計是相互關聯(lián)的互補過程。　　4.3.2  安全分析報告必須包括反應堆安全分析的結果?！　?.3.3  反應堆的安全評價必須包括分析反應堆對一系列可能導致預計運行事件或事故工況的假設始發(fā)事件 （例如設備的誤動作或故障、運行人員誤操作或外部事件）的響應，也應包括實驗裝置本身的安全及其對反應堆的影響。這些分析必須作為確定反應堆運行限值及條件的基礎。在制定運行程序、定期試驗和檢查大綱、記錄保管程序、維修大綱、修改建議和應急計劃時，若條件許可，也應利用這些分析?！　?.3.4  假設始發(fā)事件必須包括影響反應堆安全的所有可信事故，特別是應確定設計基準事故。對超設計基準事故必須進行分析，以便制定應急計劃及進行事故處理?！　?.3.5  至少必須參照本規(guī)定附件中的一覽表擬定分析用的假設始發(fā)事件?！　?.3.6  必須以下列方式分析假設始發(fā)事件及其后果：　?。?）事故按類型分組，以便只對每組中的極限事件進行定量分析；　　（2）說明極限事件的進程及其可能的后果；　　（3）論證與反應堆運行有關的風險及安全裕量是可接受的?！　?.3.7  對每一假設始發(fā)事件，在評定時必須考慮下列問題的定性及定量資料：　?。?）輸入參數(shù)、初始條件、邊界條件、假設、模型和所使用的計算機程序；　?。?）事件序列和反應堆系統(tǒng)的性能；　?。?）對單一故障模式和共因故障的敏感性；　?。?）對人為因素的敏感性；　?。?）裂變產物釋放及引起照射的可能性?！　?.3.8  對所考慮的每一事故序列，必須說明在事故工況下要求安全系統(tǒng)和任何未失效的工藝系統(tǒng)執(zhí)行功能的程度?！　?.3.9  通常用確定論法來評價這些事件，概率論法應作為評價的補充。這些補充分析的結果應作為安全系統(tǒng)的設計及其功能要求的依據。概率論法的評價也可發(fā)現(xiàn)設計中仍可能有的薄弱點。　　4.4  參數(shù)的設計限值　　4.4.1  必須對反應堆的每一種運行狀態(tài)及事故工況規(guī)定有關參數(shù)的設計限值，這些限值必須能確保在運行狀態(tài)及事故工況下，堆芯不會發(fā)生明顯的損壞，并且放射性物質的釋放將在所規(guī)定的輻射防護要求的范圍內?！　?.4.2  必須對事件序列進行比較，以確定各個系統(tǒng)及部件設計的最關鍵的參數(shù)，同時還必須包括對各項實驗的考慮。所得之限制參數(shù)值必須以合理的裕量用于各個系統(tǒng)和部件的設計?！　?.5  安全功能　　4.5.1  安全功能是與確保反應堆安全的系統(tǒng)相關的基本特征。安全功能必須根據具體的反應堆設計來確定 。需在正常運行時執(zhí)行安全功能的設備為運行系統(tǒng)，通常這些系統(tǒng)還必須由專設安全設施加以補充，以便在預計運行事件和事故工況下完成其功能?！　?.6  可靠性設計 　　4.6.1  為保證執(zhí)行安全功能所需的可靠性，對某些安全系統(tǒng)或部件應確定其最大不可利用率限值，經國家核安全部門認可后，作為基準或用作驗收準則?！　?.6.2  為達到和保持按系統(tǒng)和部件執(zhí)行安全功能的重要性所要求的可靠性，應采用下列各項措施，必要時可組合使用?！　?.6.2.1  多重性和單一故障準則多重性原則應作為提高安全重要系統(tǒng)可靠性的重要設計原則。設計必須保證單一故障不會使系統(tǒng)喪失其執(zhí)行預定安全功能的能力 ?！　〔荒芊謩e進行試驗的多組設備，不應看作具有多重性?！　∷捎玫亩嘀匦缘某潭缺仨毧紤]會降低可靠性的不可探測故障的可能性 ?！　?.6.2.2  多樣性　　多樣性原則能減少共因故障的可能，從而可提高可靠性。只要切實可行，就應采用這一原則。　　4.6.2.3  獨立性　　若條件許可，必須采用獨立性原則（如功能獨立或依靠距離、屏障或反應堆部件的布置來實現(xiàn)的實體隔離），以提高系統(tǒng)的可靠性，尤其是發(fā)生共因故障時的可靠性?！　?.6.2.4  故障安全設計　　在設計安全重要部件時，在切實可行的情況下應貫徹故障一安全原則，即系統(tǒng)或部件發(fā)生故障時，反應堆應能在毋需任何觸發(fā)動作的情況下進入安全狀態(tài)?！　?.6.2.5  可試驗性反應堆所有部件的設計及布置，均必須能根據其安全重要性在條件許可的情況下進行相應的調試前和調試后的定期檢查、試驗及維修。如不能滿足可試驗性要求，則應在安全分析中考慮到此設備的不可探測故障。　　4.7  質量保證要求 　　4.7.1  為實現(xiàn)安全總原則，對原始設計和隨后在反應堆整個壽期內的設計修改均需采用有計劃的、系統(tǒng)化的方法，并必須在批準的質量保證大綱的范圍內實施。必須在設計階段開始時制定概述反應堆設計要求的質量保證大綱，并由營運單位實施。必須根據此大綱制定每一系統(tǒng)、構筑物和部件的更詳細的實施程序，以始終確保反應堆的設計質量。　　4.7.2  HAF003和HAD003/06為核動力堆規(guī)定了制定設計質量保證大綱的原則和目標。在制定研究堆設計質量保證大綱時應按不同程度來考慮上述兩個文件的總原則，但對某一特定的反應堆的設計所要求的質量保證大綱的詳細程度將取決于反應堆的潛在危險性及國家核安全管理要求。　　4.7.3  營運單位必須確定安全設計重要的物項、服務和程序，將它們列入質量保證大綱，并要特別注意安全重要物項。設計的組織機構、設計人員的資格、各類活動的管理及設計質量保證的分級均包括在質量保證大綱的要求中。還應建立下列各項程序：有關各方之間的信息交換、文件控制、采購控制、設備及器材控制、材料工藝控制、檢查和試驗控制、不符合項控制、糾正措施、審評、準則的確定、質量級的規(guī)定、設計驗證、監(jiān)查和程序修訂的控制。　　4.8  規(guī)范和標準　　4.8.1  必須確定適用于系統(tǒng)、構筑物和部件的規(guī)范和標準，并證明使用是正確的。特別在同一物項或系統(tǒng)的不同方面采用不同的規(guī)范和標準時，必須論證其一致性。規(guī)范和標準所涉及的典型領域如下：　?。?）機械設計；　?。?）結構設計；　?。?）抗震設計；　?。?）材料的選擇；　?。?）設備和部件的制造；　　（6）制造完工的和安裝完畢的系統(tǒng)、部件和構筑物的檢查；　?。?）熱工水力和核設計；　?。?）電氣設計；　?。?）儀表和控制系統(tǒng)設計；　?。?0）屏蔽和輻射防護；　?。?1）防火；　?。?2）與設計有關的檢查、試驗和維修。　　4.8.2  對尚無有關規(guī)范或標準的系統(tǒng)、構筑物和部件，可引用類似設備的現(xiàn)有規(guī)范或標準。如果也沒有這類規(guī)范和標準時，可應用經驗、試驗、分析或其綜合結果，但必須論證其正確性。　　4.9  實驗應用中要特別考慮的問題　　4.9.1  需特別考慮實驗設備的故障，因為故障可能引起下列后果：　?。?）可能的直接危險；　?。?）通過對研究堆安全運行的影響而引起的間接危險；　?。?）通過其后續(xù)故障和對事件序列的影響而增加反應堆始發(fā)事件的危險?！　?.9.2  研究堆的利用和運行的變化很大，同時反應堆的堆芯和輻照裝置又易于接近，因此隨堆型不同可能造成特殊的潛在輻照危險?！　?.9.3  由于某些研究堆的靈活性及運行狀態(tài)的多變性，因此在設計中需采用特殊預防措施，以避免人為差錯?！　?.9.4  對可能顯著影響安全的每一項新實驗或反應堆的修改，必須遵循HAF202《研究堆運行安全規(guī)定》中所要求的各項程序?！　?.10  運行狀態(tài)的設計要求　　4.10.1  基本設計　　研究堆必須設計成能在所有運行狀態(tài)下按所設定的參數(shù)范圍安全運行，并且反應堆及其相關系統(tǒng)對廣泛的事件的響應必須能導致安全運行或在必要時使功率降低，而無需借助于安全系統(tǒng)?！　?.10.2  人為因素　　在設計初期和整個設計過程中，必須系統(tǒng)地考慮人為因素和人機接口問題。人為因素是研究堆安全要求的一個重要方面，因為反應堆的狀態(tài)經常變化，并且運行人員又要較多地接近堆芯和實驗設備?？刂剖业脑O計應貫徹人機工效學原則。必須為運行人員提供安全重要參數(shù)的清楚顯示及聲響信號。設計中應考慮盡可能減少對運行人員的要求，以提高其操作的正確性，同時也應在設計中采取適當?shù)淖詣踊僮?，以進一步減輕對運行人員的要求。由于這些人為因素，設計人員必須考慮可能需要實施聯(lián)鎖、信號旁路、鍵控和指令等措施?！　?.10.3  試驗和檢查　　反應堆的設計必須能對所有安全重要物項進行必要的功能試驗和檢查，以確保這些系統(tǒng)在需要時執(zhí)行其安全功能。這對于非能動部件和不能以日常運行來驗證其功能的系統(tǒng)是特別重要的。必須考慮的重要因素為實施試驗和檢查的可實施性，以及試驗和檢查能代表真實情況的程度。如有可能和需要時，在電器和電子系統(tǒng)中應設置自檢電路?！　?.10.4  維護和修理　　設計必須采取措施，以提供適當?shù)目蛇_性、足夠的屏蔽、遠距離操作和去污，以便于維護和修理?！　?.10.5  材料選擇　　在設計階段，為適應材料在其使用壽期末的預計特性，應留有適當?shù)陌踩６?。當無材料數(shù)據可取時，必須執(zhí)行合適的材料監(jiān)督計劃，并用所得結果對設計的適宜性作定期評價。這可能要求采取設計措施，以監(jiān)測那些在服役中會由于應力腐蝕或輻射等引起機械性能改變的材料。選用高強度或高熔點材料可提高其安全系數(shù)?！　?.11  事故工況的設計要求　　4.11.1  當需要以迅速而可靠的動作來響應假設始發(fā)事件時，反應堆設計必須設置自動觸發(fā)裝置，以使必要的安全系統(tǒng)動作。事故發(fā)生后，在某些情況下可能需要運行人員采取進一步的行動以使反應堆處于長期穩(wěn)定狀態(tài)。設計應盡可能減少對運行人員的要求，特別是在事故工況期間和事故后（參見5.6）。　　4.11.2  對所有假設始發(fā)事件，反應堆保護系統(tǒng)必須能自動觸發(fā)所需的保護動作以安全地終止事件。這種能力應考慮到系統(tǒng)部件的可能失效（單一故障準則）。在某些情況下，運行人員的手動可認為是充分可靠的，但要具備下列條件：　?。?）時間足夠；　?。?）信息的處理和提供恰當；　?。?）診斷簡單，并且操作的規(guī)定明確；　?。?）對運行人員的要求不過分?！　?.11.3  安全重要物項的設計應能經受事故工況所產生的極端荷載和環(huán)境條件（例如：極端的溫度、濕度、輻射）的影響。事故后長期穩(wěn)定停堆狀態(tài)可能不同于起始停堆狀態(tài)，所以設計中必須采取措施，使反應堆達到長期穩(wěn)定停堆狀態(tài)?！　?.11.4  必須提供監(jiān)測手段，以便在事故期間和事故以后對所有重要的過程和設備進行監(jiān)測。必要時，必須設置遠距離監(jiān)測及停堆手段。　　4.11.5  保護系統(tǒng)必須獨立于控制系統(tǒng)。　　4.12  輻射防護　　4.12.1  設計必須根據2.1節(jié)中的總體輻射防護目標，在所有運行狀態(tài)和事故工況下，為屏蔽、通風、過濾和衰變系統(tǒng)以及為輻射和氣載放射性物質監(jiān)測儀表制定足夠的措施?！　?.12.2  最大設計劑量水平的確定必須留有足夠裕量。在所有運行狀態(tài)和事故工況下，反應堆及其相關設施的屏蔽、通風、過濾和衰變系統(tǒng)必須考慮到運行中的不確定性（滿足2.1節(jié)的要求）?！　?.12.3  必須仔細選用結構材料，特別是堆芯附近的材料，以使工作人員在完成運行、檢查、維修以及其它職能期間所受的劑量最小。在制訂廠區(qū)人員和公眾的輻射防護措施時，必須考慮到反應堆工藝系統(tǒng)中由中子活化所產生的放射性核素（如16N、3H、41Ar、24Na、60Co）的影響?！　?.12.4  設計必須為進入放射性水平超過正常允許值的區(qū)域提供必要控制措施?！　?.13  實物保護　　設計中必須采取充分的措施，以防止未經批準而進入廠區(qū)或廠房。主要目的是防止核材料的失竊或未經批準的移動，以及防止對反應堆的破壞?！　?.14  調試　　設計中應增加便于反應堆調試所必需的設計性能?！　?.15  運行限值和條件 　　必須制定詳細的反應堆運行限值和條件。運行限值和條件必須經國家核安全局批準?！　?.16  應急計劃 　　必須根據反應堆的潛在危險考慮應急計劃所需的設計特征，包括設置有應急照明的簡捷的撤離路線、可靠的通訊手段和特殊的輻射監(jiān)測儀表。需要時，也必須考慮與反應堆控制室分開的應急中心。　　4.17  退役 　　在反應堆設計中，必須注意便于退役的有關因素。為此，必須注意使工作人員和公眾在退役期間所受的照射符合合理可行盡量低的原則，并確保環(huán)境免受放射性污染?！　?  具體設計要求　　5.1  概述　　第四章給出的設計總要求必須與本章給出的要求結合使用，以確定特定反應堆的具體設計要求。應該認為，不同類型的反應堆可能只須滿足本章中的某些要求。是否可不執(zhí)行本章中的一些具體設計要求的主要準則仍然是要考慮在運行狀態(tài)和事故工況下，廠區(qū)工作人員和公眾所受輻射照射的可接受性。此外，還必須考慮防御外部事件?！　?.2  廠房和構筑物　　5.2.1  安全重要的廠房和構筑物的設計必須考慮所有運行狀態(tài)。但是，這些物項可能構成對付事故工況的專設安全設施，在5.8節(jié)給出了對廠房和構筑物的具體要求?！　?.2.2  廠房和構筑物的設計必須能在所有運行狀態(tài)下保持廠區(qū)內外的輻射水平及放射性釋放符合合理可行盡量低的原則，并低于所規(guī)定的限值?！　?.2.3  反應堆廠房或其它包容放射性物質的廠房和構筑物（如：游泳池堆的水池）的密封性及對通風系統(tǒng)的要求必須根據反應堆及其應用的安全分析結果來確定?！　?.3  反應堆堆芯設計和控制　　5.3.1  反應堆堆芯　　5.3.1.1  燃料和燃料元件的設計必須全面考慮與反應堆有關的中子學、熱工水力學、機械、材料、化學和輻照等限制因素?！　?.3.1.2  反應堆堆芯的設計必須使其在事故工況下的燃料損壞保持在可接受的限值范圍內?！　?.3.1.3  反應堆堆芯（包括燃料元件或組件，反應性控制機構 和實驗裝置等）的設計及建造必須使所有運行狀態(tài)下規(guī)定的最大允許設計限值不會被超過。　　5.3.1.4  反應堆的設計必須使反應堆能在所有運行狀態(tài)及事故工況下停堆，并維持在次臨界狀態(tài)。　　5.3.1.5  反應堆堆芯設計應盡可能采用固有安全特性，以將事故后果減至最小?！　?.3.2  反應性控制系統(tǒng)　　5.3.2.1  反應性控制機構必須有足夠的負反應性，以便在實驗布置具有最大的正反應性時，也能使反應堆在所有運行狀態(tài)下進入次臨界并維持在次臨界狀態(tài)。如果反應性控制機構起反應堆停堆系統(tǒng)的作用，則要滿足5.5節(jié)的要求；如果除停堆系統(tǒng)外，反應性控制機構又起補償或調節(jié)系統(tǒng)的作用，則也希望能滿足此要求。　　5.3.2.2  必須規(guī)定反應性控制系統(tǒng)或實驗允許的最大正反應性引入速率，并將其值限制在安全分析報告所論證的范圍內?！　?.3.3  熱工水力設計　　5.3.3.1  反應堆堆芯（即燃料元件、冷卻劑流道的幾何形狀、結構部件等）的設計必須能使其在所有運行狀態(tài)下將燃料參數(shù)保持在所規(guī)定的限值內，從而不引起燃料破損?！　?.3.3.2  確定這些限值時，必須考慮合適的裕量，包括誤差及設計允許公差的裕量?！　?.4  反應堆冷卻劑系統(tǒng)　　5.4.1  反應堆冷卻劑系統(tǒng)的設計必須使其能提供充分的堆芯冷卻，并留有在安全分析報告中論證過的可接受的裕量?！　?.4.2  冷卻劑系統(tǒng)應能進行試驗或監(jiān)督，以防泄漏、快速增長的裂紋及脆裂的發(fā)生?？筛鶕唧w情況應用多層屏障原則（例如：一回路冷卻系統(tǒng)可全部放在水池里，或用特殊的布置來對付潛在的破口）?！　?.4.3  在堆芯高度的上水平面以下有貫穿件的水冷反應堆的設計中，必須特別注意防止堆芯裸露，應采取特殊措施（如破壞虹吸）和合適的隔離裝置。高質量的設計和制造、可檢查性和可試驗性以及在條件許可的地方應用多重性原則均為必須具備的特征。　　5.4.4  反應堆冷卻劑邊界的設計必須便于所需的役前檢查和在役檢查及試驗?！　?.4.5  除主冷卻系統(tǒng)外，還必須設置一個獨立的充分可靠的余熱排除系統(tǒng)?！　?.4.6  對于采用瓣閥或相當?shù)南到y(tǒng)進行自然冷卻的反應堆系統(tǒng)，必須應用適當數(shù)量的多重裝置，并必須提供用以證實這些系統(tǒng)在需要時能起作用的方法?！　?.4.7  反應堆冷卻系統(tǒng)必須能長期可靠地把熱量從燃料傳導到最終熱阱?！　?.5  反應堆停堆系統(tǒng)　　5.5.1  設計中必須至少采用一套停堆系統(tǒng)。根據反應堆的特征，必須考慮并可能需要第二套獨立的停堆系統(tǒng)?！　?.5.2  停堆系統(tǒng)必須具有足夠的停堆反應性，以便在所有運行狀態(tài)及事故工況下，即使考慮到實驗的反應性影響，也能使反應堆進入次臨界，并維持在有足夠停堆深度的次臨界狀態(tài)。　　5.5.3  反應堆停堆系統(tǒng)的有效性動作速度及停堆深度必須使所規(guī)定的限值和條件不會被超過?！　?.5.4  停堆系統(tǒng)的單一故障不得阻礙該系統(tǒng)在需要時實現(xiàn)其安全功能?！　?.5.5  停堆系統(tǒng)除自動觸發(fā)外，還必須設置手動觸發(fā)裝置，同時也必須設置一個或多個適合應急停堆的手動觸發(fā)裝置?！　?.6  保護系統(tǒng)　　5.6.1  反應堆保護系統(tǒng)必須是自動的，并且獨立于其它系統(tǒng)。此外，必須使手動停堆信號能輸入到保護系統(tǒng)中去。　　5.6.2  保護系統(tǒng)的設計應能保證當此系統(tǒng)一旦觸發(fā)其必要的動作就不受手動操作的影響或阻礙，并且在事故發(fā)生后的短時間內不需要手動操作。　　5.6.3  保護系統(tǒng)的設計應貫徹多樣性原則，如可能，對每一個假設始發(fā)事件都至少用兩種不同的方法加以探測。所需的保護動作必須自動觸發(fā)?！　?.6.4  保護系統(tǒng)必須至少有兩套完全隔離的和獨立的通道，以使單一故障不致于導致其功能的喪失。　　5.6.5  保護系統(tǒng)的設計必須確保在保護系統(tǒng)出現(xiàn)共因故障時使反應堆處于安全狀態(tài)。　　5.6.6  保護系統(tǒng)的所有部件必須能進行功能試驗?！　?.6.7  保護系統(tǒng)一旦觸發(fā)，相關的動作必須進行到完成為止。這些動作不得自行復位，只有運行人員有意識的操作才能使它恢復運行。　　5.6.8  設計必須保證整定值的觸發(fā)點和安全限值之間有一定的裕量，即保護系統(tǒng)觸發(fā)的動作能在達到安全限值前起到控制該過程的作用。此外，此裕量必須考慮下列因素：　?。?）儀表的不準確度；　?。?）刻度的不確定性；　?。?）儀器的飄移；　?。?）儀器和系統(tǒng)的響應時間?！　榱嗽黾影踩?，可再增大裕量?！　?.6.9  應采用適當手段，防止安全重要的聯(lián)鎖和保護停堆發(fā)生旁路。在安全分析報告中必須對聯(lián)鎖和保護停堆旁路的可能性進行慎密的評價?！　?.7  應急堆芯冷卻系統(tǒng) 　　5.7.1  應急堆芯冷卻系統(tǒng)必須能在所有停堆工況（包括由反應堆冷卻劑系統(tǒng)邊界破裂造成的工況）下將堆芯溫度保持在規(guī)定的安全限值內?！　?.7.2  在出現(xiàn)安全分析報告中作為設計基準規(guī)定的冷卻劑喪失事故工況時，應急堆芯冷卻系統(tǒng)必須能防止燃料明顯損壞?！　?.7.3  應急堆芯冷卻系統(tǒng)的設計必須有足夠的可靠性能在該系統(tǒng)發(fā)生單一故障事件時完成其預定的設計功能?！　?.7.4  應急堆芯冷卻系統(tǒng)的設計必須能使其部件便于進行定期檢查并能進行適當?shù)亩ㄆ诠δ茉囼炓则炞C安全分析報告中所規(guī)定的性能?！　?.8  包容系統(tǒng) 　　5.8.1  本規(guī)定中術語“反應堆廠房”包括反應堆廠房的構筑物、通風系統(tǒng)和貫穿件以及任何其它起重要包容功能的設施?！　?.8.2  根據反應堆的潛在危險性反應堆廠房的設計必須考慮事故工況下的極端荷載和環(huán)境條件的影響包括附件中第6、7項列出的內部和外部事件引起的事故?！　?.8.3  反應堆廠房的設計必須有適當?shù)脑Ａ恳猿惺茉O計基準事故工況下算得的最高壓力和溫度?！　?.8.4  反應堆廠房的設計必須能可靠地控制正常運行工況下放射性物質的釋放?！　?.8.5  必須確立事故工況下可接受的放射性物質的釋放率。這時要考慮某些類型反應堆可能存在的揮發(fā)性放射性物質的總含量以及與那些作為設計基準并為國家核安全部門所接受的最不利的事故工況有關的其它參數(shù)（如壓力、溫度）?！　?.8.6  如果規(guī)定了反應堆廠房在給定壓力下的泄漏率則設計必須具有能進行初始的及定期的泄漏試驗的特點?！　?.8.7  必須制訂措施以進行通風系統(tǒng)中過濾器的例行試驗及更換?！　?.9  儀表和控制　　5.9.1  必須作好儀表和顯示裝置的選擇及布置并考慮人機工效學原則為運行人員獲取信息和采取恰當?shù)陌踩嚓P的行動提供最佳條件以減少運行人員誤操作的可能。通常應集中布置在有足夠裝備的反應堆控制室里。必須采取適當措施以使控制室的人員得到保護?！　?.9.2  反應堆必須設置足夠的儀表以監(jiān)測反應堆在正常運行、換料和維修期間的運行和工藝系統(tǒng)并記錄所有安全重要的變量?！　?.9.3  反應堆必須設置足夠的指示和記錄儀表以監(jiān)測反應堆在預期運行事件和事故工況期間及之后的重要參數(shù)。某些參數(shù)還可能在多處進行監(jiān)測和記錄。　　5.9.4  設計應考慮在適當?shù)臈l件下啟動中子源及專用啟動儀表的需要?！　?.9.5  聲光報警系統(tǒng)必須能早期指示可能導致反應堆安全性下降的運行工況的變化?！　?.9.6  設計必須提供足夠的措施以便對安全相關儀表進行定期檢查、試驗和維修?！　?.10  電源系統(tǒng)　　5.10.1  必須確定正常和應急電源設計的基準其中必須包括在一切事故工況下向執(zhí)行基本功能部件（如保護系統(tǒng)、儀表、應急照明等）供電的要求?！　?.10.2  當冷卻劑循環(huán)泵、應急通風系統(tǒng)或其他安全重要系統(tǒng)需要應急電源時應急供電系統(tǒng)必須有足夠的可靠性以保證連續(xù)供電 ?！　?.10.3  必須規(guī)定直流和交流電源的最大的可接受的中斷時間并在安全分析報告中論證其可接受性?！　?.10.4  應急電源系統(tǒng)的設計必須考慮到由此系統(tǒng)供電的各種設備的啟動負荷要求。　　5.10.5  設計必須為應急電源供應系統(tǒng)提供適當?shù)墓δ茉囼炇侄??！　?.11  輔助系統(tǒng)　　5.11.1  不論輔助系統(tǒng)對安全的重要性如何，其失效均不得危害反應堆的安全。必須采取足夠的措施，以防止含放射性物質的輔助系統(tǒng)失效時放射性物質向環(huán)境的釋放。　　5.11.2  燃料的操作和貯存設施的設計必須考慮防止發(fā)生燃料的丟失和損壞。必須考慮臨界、冷卻、定期檢查和試驗、腐蝕、包容、屏蔽和通風問題?！　?.11.3  必須在氣載放射性物質濃度較高的反應堆區(qū)域設置足夠的輻射監(jiān)測系統(tǒng)和通風系統(tǒng)，包括相應的過濾裝置?！　?.11.4  設計中必須采取適當?shù)姆阑鸷头辣胧⒃谝坏┌l(fā)生失火、爆炸時防止其影響。應特別注意安全重要物項的防火和防爆 。　　5.11.5  必須提供足夠的通訊系統(tǒng)，以保證反應堆和實驗設施的安全。　　5.12  實驗裝置　　5.12.1  實驗裝置的設計必須能使其在所有運行狀態(tài)下，不會對反應堆、其它實驗、廠區(qū)人員或公眾造成不可接受的后果，在設計中必須考慮實驗裝置內所含的放射性總量以及能量產生或釋放的可能性?！　?.12.2  實驗設備的設計必須保證運行和失效均不會對反應堆造成不可接受的反應性變化?！　?.12.3  必要時，應在反應堆控制室設置適當?shù)膶嶒瀰?shù)監(jiān)測儀表，以保證反應堆的安全。　　5.12.4  必須對每一實驗制定運行限值和條件。　　5.13  放射性廢物系統(tǒng)　　5.13.1  研究堆的設計應以產生最少的放射性廢物為原則。放射性廢物處理系統(tǒng)必須有足夠的控制和監(jiān)測裝置，以使放射性物質的釋放符合合理可行盡量低的原則，并低于所規(guī)定的限值?！　?.13.2  設計中必須考慮適當?shù)氖侄危ㄈ缙帘魏退プ兿到y(tǒng)）以減少工作人員所受劑量和減少放射性向環(huán)境的釋放。　　5.13.3  設計必須提供足夠的放射性向環(huán)境排放的控制、取樣和監(jiān)測手段?！　?.13.4  必要時，設計要為放射性廢物的輸送、收集、處理、貯存、處置或從廠區(qū)轉移等提供適當?shù)难b置。輸送液體廢物時，還必須有檢漏及廢物回收措施。 　　名詞解釋　　本規(guī)定中下列名詞術語的含義為：　　可接受限值　　國家核安全部門認可的限值?！　∈鹿使r　　以偏離運行狀態(tài)形式出現(xiàn)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 不在其例。　　預計運行事件　　反應堆運行壽期內預計可能出現(xiàn)一次或數(shù)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導致事故工況?！　≌{試　　反應堆已安裝的部件和系統(tǒng)投入運行并按設計要求進行性能驗證以確認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(xù)進行中兩種條件下的試驗組成?！　」惨蚬收稀　∮商囟ǖ膯我皇录蚱鹨驅е氯舾裳b置或功能失效的故障 ?！　“荨　“鼑派湫晕镔|的反應堆主要部件的屏障設計用以防止和緩解在運行狀態(tài)或設計基準事故中放射性物質向環(huán)境的失控釋放 ?！　∨R界裝置　　一個具有足夠可裂變材料和其它材料的裝置用以在低功率水平維持可控鏈式反應并為研究堆芯布置及組成提供條件?！　⊥艘邸　》磻炎罱K退出運行的過程?！　≡O計基準事故　　研究堆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?！　《鄻有浴　槟骋淮_定功能設置多重部件或系統(tǒng)這些部件或系統(tǒng)總起來說具有一個或幾個不同屬性 ?！　∨懦隽鳌　♂尫诺江h(huán)境中的流體（液體或氣體）流體中可能含固體微粒?！　ＴO安全設施　　（見安全系統(tǒng)）　　實驗裝置　　裝在堆內或反應堆周圍利用反應堆中子通量和電離輻射束進行研究、開發(fā)、同位素生產以及其它工作的裝置?！　∪剂希ê巳剂希　∮糜诤朔磻阎挟a生中子的含可裂變材料和可轉換材料的化學混合元件?！　∪剂辖M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體?！　【S修　　保持設備處于良好工作狀態(tài)的活動，包括預防性的和糾正（或修理）性的兩個方面?！　≌＿\行　　研究堆及其相關實驗裝置的運行，包括啟動、功率運行、停堆過程、停堆狀態(tài)、維護、試驗和換料（參見運行狀態(tài)）?！　I運單位　　持有國家核安全部門許可證（執(zhí)照），負責經營和運行反應堆設施的單位。　　運行限值和條件　　經國家核安全部門認可的，為研究堆設施的安全運行而列舉參數(shù)限值、設備的功能和性能及人員執(zhí)行任務的水平等一整套規(guī)定?！　∵\行狀態(tài)　　正常運行或預計運行事件兩類狀態(tài)的統(tǒng)稱?！　〖僭O始發(fā)事件　　經鑒明可能導致預計運行事件或事故工況及其后續(xù)故障效應的事件 ?！　”Ｗo系統(tǒng)　　由各種電器件、機械器件和線路（從傳感器到執(zhí)行機構的輸入端）組成的產生與保護功能相聯(lián)系的信號系統(tǒng)?！　≠|量保證　　為使物項或服務與規(guī)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(tǒng)化的活動?！　》磻堰\行管理機構　　由營運單位委任的負責指揮研究堆設施運行、并承擔直接安全責任的機構?！　《嘀匦浴　⊥ㄟ^設置數(shù)量高于最低需要的單元或系統(tǒng)（相同的或不同的），以達到任一單元或系統(tǒng)的失效不致于引起所需總體安全功能喪失的措施?！　⊙芯慷?nbsp;　　主要用于產生和利用中子注量率和電離輻射作研究和其它目的用的核反應堆?！　『税踩ò踩　⊥瓿烧_的運行工況、事故預防或緩解事故后果從而實現(xiàn)保護廠區(qū)人員、公眾和環(huán)境免受過量輻射危害?！　“踩δ堋　榘踩氡仨毻瓿傻奶囟康??！　“踩拗怠　∵^程變量的各種限值，研究堆設施在這些范圍內運行已證明是安全的。　　安全裕度　　安全限值與運行限值之間的差值，有時也用兩限值之比表示?！　“踩嚓P物項或系統(tǒng)　　不屬于安全系統(tǒng)的安全重要物項或系統(tǒng)?！　“踩到y(tǒng)整定值　　為防止出現(xiàn)超過安全限值的狀態(tài)在發(fā)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(fā)點?！　“踩到y(tǒng) 　　安全上重要的系統(tǒng)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。　　停堆裕度　　當具有最大負反應性的控制裝置移出堆芯和所有在運行期間可以改變位置或修改的實驗處于最大反應性工況時除維持反應堆無限期處于次臨界狀態(tài)所需的負反應性以外的負反應性。　　停堆反應性　　反應堆由控制裝置引入最大負反應性而處于次臨界狀態(tài)時的反應性量。　　停堆系統(tǒng)　　由于動或由保護系統(tǒng)來以信號觸發(fā)并使反應性快速下降而執(zhí)行停堆所需的系統(tǒng)?！　我还收稀　е履骋徊考荒軋?zhí)行其預定安全功能的一種隨機故障由單一隨機事件引起和各種繼發(fā)故障均視作單一故障的組成部分。　　廠址、廠區(qū)　　具有確定的邊界在反應堆運行管理機構有效控制下的反應堆所在區(qū)域?！　?strong style="padding: 0px;border: 0px">附件  典型的假設始發(fā)事件　　1.電源喪失　　正常電源喪失?！　?.過量反應性引入　?。?）燃料裝卸時達臨界（燃料捅入錯誤）；　?。?）啟動事故；　?。?）控制棒或控制棒隨動體故障；　?。?）控制驅動或系統(tǒng)故障；　?。?）其它反應性控制裝置（慢化劑、反射層等）故障；　?。?）棒位錯亂；　?。?）結構部件故障和倒坍；　　（8）冷水引入；　?。?）慢化劑變化（如空泡、重水漏入輕水系統(tǒng)等等）；　?。?0）實驗和實驗設施的影響（如溢流或形成空泡、溫度影響、易裂變物質或吸收物質的引入或移出等）；　?。?1）停堆反應性不足；　?。?2）意外的控制棒彈出；　　（13）反應性裝置維修錯誤?！　?.流量喪失　?。?）主泵故障；　　（2）主冷卻劑流量減少（如閥門故障、管道或熱交換器堵塞）；　?。?）實驗故障或誤操作的影響；　?。?）應急冷卻系統(tǒng)故障；　?。?）主冷卻劑邊界破裂導致流量喪失；　?。?）燃料通道堵塞；　?。?）由于棒位錯亂、堆芯內實驗或裝料引起的不合適的功率分布；　?。?）由于堆芯旁路引起的冷卻劑減少；　?。?）反應堆功率控制故障；　　（10）系統(tǒng)壓力偏離規(guī)定限值；　?。?1）熱阱喪失（如閥或泵故障、系統(tǒng)破裂）。　　4.冷卻劑喪失　　（1）主冷卻劑邊界破裂；　?。?）水池破損；　?。?）水池吸空；　?。?）射線束管及其它貫穿件破損?！　?.設備或部件的誤操作或故障　?。?）燃料元件包殼破損；　　（2）堆芯或燃料機械損傷（如燃料裝卸、轉運罐跌落在燃料上等）；　?。?）燃料貯存中的臨界；　?。?）安全殼或通風系統(tǒng)故障；　　（5）燃料轉移或貯存時冷卻劑喪失；　　（6）正常屏蔽的喪失或減少；　?。?）實驗設備或材料故障（如回路破裂）；　?。?）超過燃料的額定值?！　?.特殊的內部事件　?。?）內部火災或爆炸；　?。?）內部水淹；　?。?）支撐系統(tǒng)喪失；　?。?）保衛(wèi)事故；　?。?）反應堆實驗誤動作；　?。?）誤入限制區(qū)?！　?.外部事件　　（1）地震（包括地震誘導的斷層、滑坡和海嘯）；　?。?）水災（包括上游潰壩、江河堵塞）；　　（3）龍卷風和龍卷風飛射物；　?。?）颶風、風暴和閃電；　?。?）爆炸；　?。?）飛機撞擊；　?。?）火災；　?。?）毒物泄漏；　?。?）運輸路線事故；　?。?0）附近設施的影響?！　?.人為差錯　　附錄：典型的安全功能*

　　*在此列出的安全功能并非全部適用于各類研究堆。