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某核电厂施工组织设计第一章引言2第二章安全原理3第三章设计总准则5第四章反应堆堆芯22第五章反应堆冷却剂系统25第六章信息与操纵29第七章保护系统32第八章应急动力供应33第九章安全壳系统34第十章辐射防护39第H^一章燃料装卸与贮存系统43第十二章设计的确认442考虑电厂的已有能力,包含超越其预定功能与设计基准时利用某些系统的可能,与利用某些暂设系统使电厂恢复到受控状态并减轻严重事故的后果;3应对能降低这些事件出现的概率或者能减轻这些事件后果的可能的设计修改作出评价若通过适当努力能提高总的安全性,则应进行这种设计修改4在计及有代表性的与起主导作用的严重事故的条件下,制定事故处理规程
①进一步指导见HAF010091《核电厂厂址选择安全规定》及其安全导则核电厂质量务必明确规定构筑物、系统与部件的全部安全功能构筑物、系统与部件务必按其安全的重要性进行分级为保证高度的功能可靠性,关于与质量有关的各个方面,诸如构筑物、系统与部件的设计材料的选择、技术规格、建造、运行、保护与试验规程与合格人员的配备,务必予以极大关注使之习惯所赋与的安全功能不仅关于不一致防御层次中的工艺与安全系统及其辅助设施有此要求,关于防止放射性物质外逸的各道实体屏障特别如此凡属可行,设备务必按照适用的、经认可的标准设计,具设计务必是此前在相当使用条件下验证过的;设备的选择务必与安全所要求的电厂可靠性目标相一致关于所使用的标准与规范,务必加以鉴别与评价,以确定其适用性、恰当性与权威性,并根据需要进行补充与修正以保证设备的质量符合安全功能的要求选择设备时务必考虑到误动作与不安全的故障模式比如要求脱扣时不脱扣系统或者部件有发生故障的可能并需要在设计中针对此种故障作出习惯性措施之处则务必先选择具有可预见的故障模式并便于修理或者更换的设备
①在役试验、保护、检查与监测的措施安全重要构筑物、系统与部件的设计务必符合下列要求它们的可靠性达到足够高的水平;为保持其执行功能的能力,可在核电厂的寿期内进行标定、试验、保护、修理与检查或者监测;完成这些活动时所达到的标准与所执行安全功能的重要性相当,且厂区人员不致于由此而受到过量的照射安全重要构筑物、系统与部件的设计不足以习惯试验、检查或者监测的需要时,务必采取适当的补充措施,以消除潜在的未发现的故障影响
3.8系统与部件的可靠性设计
②①这方面的进一步指导见HAF040091《核电厂质量保证安全规定》及其有关导则另见安全导则HAF0302《核电厂在役检查》、HAF0307《核电厂维修》与HAF0308《核电厂重要物项的监督》
②关于系统可靠性与设计措施的进一步指导见安全导则HAF
0203.HAF
0204、HAF
0205、HAF
0206、HAF
0207.HAF
0213.本条所列的几种措施可用于达到与保持与全部三个防御层次内所执行安全功能的重要性相当的可靠性如有必要,可使用这些措施的组合表示不一致防御层次的可靠性要求,不能采取通用的定量指标但第一层次无疑应视作重点这与营运单位为了生产电力保持核电厂高可用率的目标也是吻合的为保证安全功能的执行具有必需的可靠性,经国家核安全部门同意,对某些安全系统可制定最大不可用率的限值作为基准或者用作同意准则
3.
8.1多重性为完成一项特定安全功能而使用多于最少套数的设备,即多重性,它是提高安全重要系统的可靠性并借以满足单一故障准则(见
3.
8.2)的重要设计原则在运用多重性原则的条件下一套设备出现故障或者失效是可承受的,不致于导致功能的丧失比如,在某一特定功能可由任意两台泵完成之处,设置三台或者四台泵为满足多重性要求,可使用相同的或者不一致的部件
3.
8.2单一故障准则满足单一故障准则的设备组合,在其任何部位发生单一随机故障时,仍能保持所给予的功能源自单一故障的各类继发故障,均视作单一故障不可分割的构成部分关于构成核电厂设计的每个安全组,都务必运用单一故障准则安全组是用以完成各项为抑制特定假设始发事件的后果使之不超过设计基准所规定限值所需要的动作的设备组合为检验核电厂是否符合单一故障准则的要求,务必对各有关安全设备组进行下述分析假设单一故障及其全部继发故障依次出现在设备组合的各个单元上,并逐一进行分析,直至完成此组合内的全部故障分析为止,对各有关组合依次一一进行分析,直至完成所有组合与全部故障的分析为止有关特定安全系统需要符合单一故障准则的叙述见后单一故障准则在上述系统中的假设是此前已作了描述的过程中的一部分单一故障分析中,不考虑同时发生一个以上的随机故障如上述分析的结果说明,每个安全组在计及假设始发事件的影响后均能完成各有的功能,则认为,设计达到了单一故障准则的要求单一故障分析中,关于设计、制造、在役检查与保养的质量达到极高水平的非能动部件的故障,可不予考虑但在排除非能动部件发生故障的可能时,务必计及始发事件后需要部件发挥作用的全时程,并对基于此种假设的分析方法的正确性作出论证乱真动作务必视为故障的一种模式关于下列各类情况,毋需遵守单一故障准则
(1)极为罕见的假设始发事件;
(2)假设始发事件极不可能的后果;
(3)某些设备因进行保护、修理或者定期试验,在有限的时间内停止使用对某些安全系统可能需要提出多重性或者多样性的附加要求比如在相同部件用于几种安全功能或者同时用于安全与非安全目的之处、有共因故障的可能之处与定期试验的有效性受到限制之处,均可据以提出附加要求
3.
8.3多样性使用多样性原则能减少某些共因故障的可能,从而提高某些系统的可靠性应考查这类潜在故障的原因,以确定在何种场合能有效地应用多样性原则多样性应用于执行同一功能的多重系统或者部件,系通过多重系统或者部件中引入不一致属性而实现获得不一致属性的方式有使用不一致的工作原理、不一致的物理变量或者不一致的运行条件与使用不一致制造厂的产品等为保证所使用的多样性确能提高所完成设计的可靠性,在运用多样性原则时务必审慎比如,为降低共因故障的可能性,设计人员务必对材料、部件与制造工艺中有无任何相似之处运行原理或者公用的辅助设施中有无细微的类似之处给以关注使用多样化系统或者部件时应计及诸如运行、保护与试验程序中额外的复杂性,或者使用可靠性较低设备所带来的缺点并取得此种追加措施有利于总体效益的合理保证
3.
8.4独立性为提高系统的可靠性可在设计中使用下列独立性原则
(1)保持多重系统部件之间的独立性;
(2)保持系统中各部件与假设始发事件效应之间的独立性,比如,假设始发事件不得引起为减轻该事件后果而设置的安全系统或者安全功能的失效或者丧失;
(3)保持不一致安全等级的系统或者部件之间适当的独立性;
(4)保持安全重要物项与非安全重要物项之间的独立性独立性可在系统设计中通过功能隔离或者实体分隔实现
(1)功能隔离务必使用功能隔离,以减少多重系统或者相连接系统中由正常运行或者特殊运行,或者这些系统中任一部件的故障所引起的设备与部件间不良相互作用的可能性
(2)部件的实体分隔与布置在系统布置与设计中,务必尽实际可能使用实体分隔原则以增强实现独立性的保证,关于某些共因故障特别如此这些原则包含空间分隔(距离、方位等);屏障分隔;上述两种方法的组合分隔方法的选择取决于设计基准中所考虑的假设始发事件,比如火灾、化学爆炸、飞机坠毁、飞射物、淹没、温度、湿度等效应核电厂内的某些场所,有可能成为不一致安全重要性的各类设备或者线路的自然汇合点,比如安全壳贯穿区、电动机操纵中心、电缆走廊、设备间、操纵室与核电厂的工艺操纵电脑等在这些场所,务必尽实际可能采取适当的措施以防止共因故障
3.
8.5故障安全设计在设计核电厂的安全重要系统与部件时,应尽可能贯彻故障安全原则,即系统或者部件发生故障时,电厂应能在毋需任何触发动作的情况下进入安全状态
3.
8.6辅助设施为保持电厂安全状态所必需的辅助设施有供应电力、冷却水、压缩空气或者其他气体的设施及润滑设施等辅助设施用于支持构成安全重要系统部分的设备时,务必视作安全重要系统的一部分它们的可靠性、多重性、多样性、独立性、用于隔离与功能实验的措施务必具有与所支持系统相对应的可靠性
3.
8.7共因故障若干装置或者部件的功能可能由于出现单一特定事件或者原因而失效这种事件或者原因可能是设计缺陷、制造缺陷、运行或者保护差错、自然事件、人为事件、信号饱与、环境条件的变化或者电厂内任何其他运行或者故障所引起的意外的级联效应务必尽实际可能在设计中采取适当措施尽量减少这种效应
3.
8.8设备停役核电厂及其安全系统的可靠性设计中,务必计及设备停役的影响,包含估计的保护、试验与修理工作关于各个安全系统的可靠性所产生的影响如系统的可靠性在设备停役的条件下不能满足设计与运行所使用准则的要求,且临时停役的部件不能在规定时间内进行更换或者重新投入时,核电厂务必停止运行或者置于安全状态之下核电厂开始运行前务必明确规定可用于各类情况下部件的更换或者重新投入的时间与应采取的行动
3.9运行人员操作优化的设计
①从安全观点出发,厂区人员的工作场所与工作环境务必按人机工效学原则进行设计对人的因素与人机关系的全面考虑应始于设计的早期阶段,并贯彻于设计全过程操纵室内务必以协调的方式向操纵员提供反映本规定
3.2条中各类安全功能所必需的全部设备与系统现状的各类参数的清晰的显示在辅助操纵点内也务必提供类似设施(见
6.3条)若将操纵员视为承担双重任务,即设备操作与系统管理(包含事故处理)的人员,则有助于确立信息显示与操纵的设计原则为进行系统管理,操纵员需要借以作出下述推断的信息
(1)在任何状态下(即正常运行、估计运行事件或者事故工况),迅速评估电厂的概况,并确认预定的自动安全动作正在进行;
①进一步指导见安全导则HAF
0203、HAF0208与HAF0303
(2)决定应采取的恰当行动为进行设备操作,操纵员需要各系统与设备有关参数的信息设计务必利于操纵员在有限的时间内、估计的周围环境中与有心理压力(的状态)下能采取成功的行动应尽量减少操纵员在短期内进行干预的必要性设计时应考虑这种干预可予同意的前提是设计者能够证明操纵员有足够的时间作出决定并采取行动,操纵员据以决定采取行动的必要信息系以简单与明确的方式呈现在该事件发生后操纵室内或者辅助操纵点内及其通道中的环境是可同意的
3.10余热向最终热阱的输送
①务必设置传热系统,向最终热阱输送来自安全重要构筑物、系统与部件的余热这些系统在正常运行、估计运行事件与事故工况下都务必具有极高的可靠性用于输送热量的各系统,包含传递热量、提供动力与向余热输送系统供应流体的设计都务必与它们的整个余热输送系统中所分担的功能相习惯为实现系统的可靠性,务必恰当地选择经考验的部件,并使用多重性、多样性、实体分隔、相互连接与隔离等在设计这些系统、选择最终热阱与传热流体贮存系统的多样性方案时,务必考虑到自然事件与人为事件的影响
3.11防火与防爆
②设计与布置安全重要构筑物、系统与部件时,除满足其他安全要求外,还务必尽量降低外部与内部事件引起火灾与爆炸的可能性及其后果作为最低要求,务必保持停堆、排出余热与包容放射性物质的能力为实现这些要求,务必采取多重部件、多样系统、实体分隔适当组合与故障安全设计第一章引言目的本规定提出了陆上固定式热中子反应堆核电厂的核安全原则,确定了保证核安全所必需的基本要求这些要求的适用范围包含安全重要的构筑物、系统与部件与有关规程与程序规定中只强调设计中务必满足的要求,关于如何满足这些要求则不作具体规定附录I所列安全导则是对本规定的说明与补充本规定适用于核电厂设计、制造、建造、运行与监督管理范围本规定阐述了构筑物、系统与部件为满足安全运行与防止(或者减轻)可能危及安全的事件后果所应遵守的设计方法与设计要求可能危及安全的事件统称之假设始发事件假设始发事件用于确定核电厂物项的设计基准它们包含多种可能单独地或者相互组合后影响安全的因素这些因素有如下几种类型与核电厂厂址及其环境有关联的因素;由人员行动引起的因素;源自核电厂本身运行的因素本规定不考虑下列事件:
①进一步指导见安全导则IIAF0206
②进一步指导见安全导则HAF0202o在整个核电厂中,特别在诸如安全壳与操纵室等场所中,凡属可行,务必使用不可燃的或者阻燃的与耐热的材料务必设置足够容量与能力的火警检测与灭火系统在必要的场合,这些系统务必能自动触发灭火系统的设计与布置务必保证在其出现破裂、误动作或者意外操作时,对安全重要构筑物、系统与部件的能力不致于产生显著的影响
3.12设备故障的影响
①安全重要构筑物、系统与部件的设计务必能经受运行状态与事故工况的影响并习惯这两种状态的环境条件(关于严重事故,尽实际可能予以考虑)为防止能加重初始事件对安全所造成的后果的次级故障,这些构筑物、系统与部件务必采取适当的布置方式,或者为之采取保护措施,以防止设备损坏时可能出现的飞射物、管道甩动、流体喷射与淹没等动力作用的破坏假如这些条件不能满足,务必在设计中采取其他合适的措施安全重要的流体系统与工作压力较高的另一流体系统相连接时,务必按较高的压力设计,或者设置符合单一故障准则的过压保护
3.13多堆共用的构筑物、系统与部件两个或者两个以上的动力堆,通常不应共用安全重要构筑物、系统与部件共用的方式如予使用,务必证明此种方式能满足每一座堆的全部安全要求;一座堆发生事故时,其它各堆能有秩序地停堆、冷却并排出余热14含有可裂变或者放射性物质的系统
②务必保证核电厂内可能含有可裂变或者放射性物质的所有系统在运行状态与事故工况下均有足够的安全性.15撤离路线与通讯手段核电厂务必设置有简捷、以醒目而持久的标志识别的安全撤离路线,并配备为安全使用这些路线所必需的可靠的应急照明与其他辅助设施撤离路线务必符合工业安全、辐射分区、防火与电广保卫方面的要求为使厂区人员即使在事故状态下也能得到警告指令,务必设置适当的报警系统与通讯手段安全务必的核电厂厂区内部与对外的通讯联系,务必保持昼夜畅通进行通讯设计与选择多样性措施时,务必计及这一要求
①进一步指导见安全导则HAF0204
②进一步指导见安全导则HAF
0204.16核电厂出入口操纵为严密操纵出入口,务必以适当的构筑物的布置方式,使核电厂与其周围相隔离进行厂房设计与厂区布置时,特别须注意此点,并为保卫人员或者监测设备作出安排,以防未经批准的人员与物品进入核电厂.17退役在设计阶段对便于核电厂退役的措施务必给以关注,还务必为厂区人员与公众在退役期间所受到的辐射照射保持于合理可行尽量低的水平,与充分有效地保护环境防止放射性污染作出努力第四章反应堆堆芯
4.1反应堆设计为保证在所有运行状态下不超出设计规定的可同意限值,反应堆堆芯与有关冷却剂系统、操纵与保护系统的设计务必留有适当的裕量构成反应堆堆芯的部件与反应堆压力容器内靠近堆芯的其他部件的设计与装配,务必符合下述要求在运行状态与事故工况中所估计到的静、动荷载的作用下,可保持必要的结构稳固性,以保证安全停堆与堆芯冷却.2燃料元件燃料元件的设计务必习惯各类劣化过程后仍能满意地承受所估计的堆内辐照的要求设计燃料元件时务必考虑下列劣化因素冷却剂外压、燃料内裂变产物所造成的附加内压、燃料与燃料组件中其他材料的辐照效应、功率变化所造成的压力与温度的变化、化学效应、静载荷、包含流体所引起的,振动与机械振动在内的动载荷与变形或者化学效应所引起的传热性能的变化等设计务必为数据、计算与制造中的不确定因素留有裕量燃料元件在正常运行中,务必保持于设计规定限值之内(包含裂变产物的容许泄漏值);估计运行事件中的各类瞬态影响不得造成元件显著的进一步劣化,裂变产物的泄漏量务必保持于现实可行的最低水平,燃料组件的设计应计及便于检查其结构与零件的要求;在事故工况中燃料元件务必能保持原位,其变形不得进展到有碍于堆芯在事故后保持足够有效冷却的程度同时不得超过燃料元件在事故工况下的规定限值
①进一步的指导见安全导则HAF02143反应堆堆芯操纵堆芯的中子通量的水平与分布,各类状态下,包含停堆后,换料期间与换料后的状态、与估计运行事件与事故工况引起的状态在内,务必符合
4.2条的规定用于检测上述通量分布的手段务必总能保证堆芯内不存在任何未能检测到的违反
4.2条规定的部位堆芯设计应尽量减少依靠操纵系统使通量分布在各类运行状态下保持在规定限值内4反应堆停堆务必备有在运行状态与事故工况下安全停堆的手段务必保证,即使在堆芯具有最大后备反应性的情况下,仍能保持停堆状态停堆手段的有效性、动作速度与停堆深度务必足以保证反应堆不超出规定的限值停堆手段务必由两个不一致的系统构成两个系统中,至少有一个系统能在单一故障情况下独立行使使反应堆从运行工况与事故工况迅速进入有足够深度的次临界的功能即使在堆芯具有最大后备反应性情况下,两个系统中至少有一个系统能独立使反应堆从正常运行工况进入次临界,并以足够的深度与高的可靠度保持次临界状态推断停堆手段是否足够时,务必高度重视发生在核电厂任何部位的、可能导致一部分停堆手段失去作用的故障停堆手段务必足以防止反应堆失控地转向临界为满足这一要求,务必考虑到停堆期间能增加反应性的各类预定操作(诸如保护与换料操作时移动中子汲取体)及停堆手段中的单一故障务必通过检测与试验保证停堆手段处于所要求的状态如能在全部正常功率运行期间保持停堆能力,则部分停堆手段可用于反应性操纵与通量整形第五章反应堆冷却剂系统
5.1反应堆冷却剂系统的设计反应堆冷却剂系统及其有关的辅助系统、操纵与保护系统务必具有足够的裕量,以保证冷却剂的压力边界在任何运行状态不超过设计条件为达到此目的所设置卸压装置的动作,即使在事故工况下,也不得导致核电厂放射性物质的向外释放超过可同意的程度包容反应堆冷却剂的部件,如反应堆压力容器或者压力管、管道与接头、阀门、配件、循环泵与热交换器与用于固定这些部件的器件务必能在所有运行状态与事故工况下承受估计的静、动载荷反应堆冷却剂压力边界务必具有能保证任何微裂纹缓慢扩展(如微裂纹可检测性、先漏后破)的特性务必避免属于反应堆冷却剂压力边界的部件可能呈现脆性的设计与工况所设计与制造的反应堆压力容器、压力管务必在材料选择、设计标准、可检查性与加工方面均具有最高质量设计中务必考虑到压力边界材料在运行、保护、试验与事故工况下的所有条件,并对使用中可能出现劣化(诸如由于侵蚀、蠕变、疲劳、化学环境、辐射环境与老化)与在确定部件初始状态与劣化速率时的任何不确定因素,留有适当的裕量务必尽量减少反应堆冷却剂压力边界范围内的部件,诸如泵的叶轮与阀门零件在各类运行状态与事故工况下发生故障的可能性与此种故障对一回路系统内其他安全重要物项造成的损伤,并对使用中可能发生的劣化留有适当的裕量
①本章的某些要求仅适用于水冷反应堆,进一步的指导见安全导则HAF0213o2-回路压力边界的在役检查一回路压力边界内部件的设计、制造与布置,务必便于在核电厂整个寿期内对边界定期进行充分检查与试验应采取措施,贯彻材料监督大纲,借以确定反应堆压力容器与其他重要部件的结构材料的辐照效应与老化效应一回路压力边界的各部件务必具有与其安全重要性相对应的直接或者间接的可检查性,以验明不存在不可同意的缺陷或者劣化此外,务必设置指示器以监测一回路压力边界完整性(如泄漏检测)设置此种监测手段,关于安全所必需的在役检查的选择可能产生影响核电厂的安全分析说明二回路冷却剂系统中的某些特定故障可能导致严重后果时,其有关部分务必具有可检查性3反应堆冷却剂装置务必采取措施保证冷却剂的装载量与压力在任何运行状态下,在计及容积变化与泄漏后保持在设计规定的限值之内为满足这一要求,执行上述功能的系统务必具有足够的容量(流量或者储量)这些系统可由用于发电过程的部件或者专门为此而设置的部件构成
5.4反应堆冷却剂净化务必采取措施,清除反应堆冷却剂中的放射性物质,包含从燃料泄漏的裂变产物相应系统的能力务必基于设计所规定的燃料容许泄漏限值与保守的裕量,以保证核电厂可在回路中的放射性水平处于合理的低水平与释放量低于规定限值的条件下运行
5.5堆芯余热的排出务必为排出堆芯的余热提供手段它们的安全功能是在不超过规定的燃料设计限值与冷却剂压力边界设计条件的前提下,以一定速度从堆芯排出裂变产物的衰变热与其他余热为了在单一故障的前提下足以可靠地实现上述要求,余热排出系统的设计务必具备适当的多重性、多样性与诸如泄漏检测、适当的相互连接与隔离能力等特征
5.6应急堆芯冷却为限制冷却剂丧失事故时裂变产物的外逸,务必设置应急堆芯冷却系统此系统务必具有下述冷却效能1包壳温度不超过事故工况的容许设计值;2可能出现的化学反应限制在容许水平内;3燃料与堆内构件的变形不致于显著降低应急堆芯冷却手段的有效性;4堆芯冷却保持足够长的时间为了在单一故障的前提下也足以可靠地实现上述要求,应急堆芯冷却系统的设计务必具备适当的多重性、多样性及诸如泄漏检测、适当的相互连接与隔离能力等的设计特征
5.7应急堆芯冷却系统的检查与试验应急堆芯冷却系统及其重要部件务必具备进行定期检查与定期试验的条件,以保持下述性能
(1)系统中各部件的结构与密封的完整性;
(2)正常运行期内系统中各能动部件可达到的最佳可运行性与工作性能;
(3)作为一个整体,系统按现实可能与设计基准条件相接近的可运行性,比如为系统投入运行所需全部操作顺序的执行,包含保护系统中有关部分的操作、正常与应急动力源之间的切换,与有关安全系统辅助设施的操作等第六章信息与操纵
6.1总的要求务必设置能在正常运行、估计运行事件与事故工况下对变量与系统进行全程监测的仪表,以获取核电厂现状的充分信息务必设置能测量所有影响裂变过程、反应堆堆芯完整性、反应极不可能发生的事件(对严重事故的考虑见
3.5条);能导致核电厂厂址区域的全面破坏而又不能加以防范的人为事件与自然事件;绝无可能影响核电厂安全的工业事故;本规定不考虑核电厂对环境的非放射性影响第5章与第9章的某些要求只适用于水冷堆第二章安全原理
2.1安全目标核能与任何一种关于人类与环境具有一定风险的工业活动一样,均须尽力降低风险核能的风险与电离辐射(下列简称辐射)有关因此核安全的最终安全目标为建立并保持对辐射危害的有效防御,保护厂区人员、公众与环境具体而言,辐射防护的目标为保证厂区人员与公众在运行状态下所受到的辐射照射低于规定限值并保持合理可行尽量低;保证减轻事故引起的照射保证从总体上防止事故的发生,保证在出现核电厂设计中在考虑到的所有事故序列(即使是概率很低的序列)时「其放射性后果不大;通过预防与缓解措施保证发生严重后果的事故的可能性极低堆冷却剂系统与安全壳完整性的要紧变量的仪表与借以获取核电厂的安全可靠运行所需的任何信息的仪表对安全重要的导出参数,如冷却水的过冷度,务必配置足够的自动记录装置务必设置适当的操纵手段将上述变量保持在规定的运行范围以内操纵系统的设计应采取适当的可达到高度可靠性的手段务必设置检测仪表与记录装置,用以获取为跟踪事故工况过程与要紧设备现状所需的基本信息;按安全要求,预测放射性物质可能自设计部位外逸的数量与位置应视实际可能使检测仪表中有一定数量的仪表提供在严重事故期间反映电厂现状与据以作出决策的信息
①进一步的指导见安全导则1IAF02082操纵室
①务必设置主操纵室,借以进行下述活动在各类运行状态下安全地运行核电厂;出现事故工况与操纵室设计中所使用的设计基准事件后,采取相应措施,以保持核电厂的安全状态或者使之返回安全状态务必采取适当措施保护操纵室内的人员,防止事故工况下形成的过量照射或者有毒气体之类险情的危害,以保持其采取必要行动的能力操纵室内仪表的布置与信息显示的方式务必便于运行人员正确掌握核电厂现状与性能的全貌务必设置光示装置,并在相宜之处设置音响装置,以效果良好的方式指示偏离正常与可能危及安全的运行工况与过程.3辅助操纵点
②务必在一个独立于主控室的专用操纵点(二者之间采取电气与实体分隔)配置足够的检测仪表与操纵设备,借以在主控室丧失执行基本安全功能时,完成下述任务使反应堆进入并保持于停堆状态,排出余热并监测核电厂的要紧变量.4应急操纵中心应设置一个与核电厂操纵室相分离的应急操纵中心,作为发生应急情况时集合应急工作人员的场所应急操纵中心内应提供电厂要紧参数与核电厂内及其外围放射性状况的信息应急操纵中心应备有通往核电厂操纵室及其他重要地点与厂外应急机构的通讯手段应尽实际可能,采取适当措施,借以在相当长的时间内有效地保护应急操纵中心内的人员,从而防止严重事故对他们的危害
①见
3.9条
②见
3.9条
③进一步的指导见安全导则HAF0203第七章保护系统1保护系统的功能保护系统务必具有下述功能
(1)自动触发有关的系统动作,必要时包含自动触发停堆系统动作,以保证在发生估计运行事件时不超出规定的设计限值;
(2)检测到事故工况并触发为减轻其后果所需的系统动作;
(3)抑制操纵系统自身的不安全动作2保护系统的可靠性与可试验性保护系统务必具有与所执行功能相习惯的高度可靠性与定期可试验性,保护系统所具有的多重性与独立性务必足以保证
(1)单一故障不致于导致保护功能的丧失;
(2)保护系统的运行可靠性未经其他方法证明确属可同意时,其任一部件或者通道的停役不得导致所需最低限度多重度的丧失务必保证正常运行、估计运行事件与事故工况对多通道的影响不致于导致保护系统功能的丧失,或者者务必根据其他基准证明该保护系统是能够同意的务必在实际可行的范围内使用各类设计技术,如可试验性(必要时包含自检能力)、故障安全性能、功能的多样性、部件设计或者工作原理的多样性等以防止保护功能的丧失除非能通过其他方法获取必要的可靠性,否则保护系统务必具有可在反应堆运行时进行定期功能试验的条件,包含各通道分别进行试验的可能性,以查明可能发生的故障与多重性丧失的缺陷设计中务必采取措施尽量减少由于运行人员的行动引起保护系统失效的可能性
7.3保护系统与操纵系统的分隔为防止保护系统与操纵系统之间的相互干扰,务必避免两者之间的相互连接或者使用适当的功能隔离保护系统与操纵系统共用相同的信号时,务必采取适当的分隔措施(如有效的去耦),并证明本章所列各安全要求均已得到满足第八章应急动力供应安全重要的各类系统与部件,在发生某些假设始发事件后,需要应急动力应急动力的供应务必足以习惯任何假设始发事件与外电源丧失相耦合的要求所需应急动力的功率因假设始发事件的性质而异确定各类安全功能所需应急动力的手段时,包含其数量、可用率、持续时间、容量与不间断性等,需要计及所执行的安全功能的性质可供选用的应急动力供应措施有许多种,如水轮机、汽轮机、燃气轮机、柴油机与蓄电池等动力的供应可采取直接驱动设备或者通过应急电力系统的方式所选用应急动力源设备组合的可靠性与方式,务必与作为其供应对象的安全系统对安全的全部要求相一致,并在发生单一故障情况下满足功能要求应急动力源务必具有进行功能能力试验的条件第九章安全壳系统
9.1目的未能证明可使用其他方法限制放射性物质的释放量时,务必设置安全壳系统以抑制事故工况下放射性物质往环境释放,使之保持在可同意限值内安全壳系统可由密闭的厂房或者边界压力抑制(抑压)子系统(适用于沸水堆)与净化系统构成安全壳系统可按设计要求采取不一致的工程处理方案安全壳系统的设计基准中务必考虑到已确定的各类假设始发事件此外还应考虑用于减轻严重事故后果的设施及严重事故情况下用于保持安全壳完整性的措施
①进一步的指导见安全导则HAF0207
②本章的某些要求仅适用于水冷反应堆,进一步的指导见安全导则HAF0212o
9.2安全壳结构的强度安全壳结构(包含通道闸门、贯穿件与隔离阀)务必根据事故工况下所产生的内压(高于或者低于大气压)、温度与飞射物与反作用力等动态效应进行计算,并留有足够的裕量设计中还务必考虑到其他潜在的能量来源,如化学与辐射分解反应的影响安全壳结构强度计算中还务必计及自然事件与人为事件的作用
9.3安全壳的泄漏安全壳系统务必按事故工况期间的泄漏率不超过规定的最大值的要求进行设计承压的第一级安全壳可部分或者全部置于第二级包容壳内,以收集与操纵第一级安全壳在事故工况期间的泄漏释放或者储存其泄漏物安全壳构筑物与其他与系统密封性有关的设备与部件的设计与施工,务必习惯贯穿件全部安装完毕后的设计压力下进行泄漏率测试的要求安全壳系统还务必具备在堆的寿期内定期在设计压力或者较低压力下重新测定泄漏率的条件,借以作出安全壳设计压力下泄漏率的估计
9.4安全壳压力试验安全壳构筑物的设计与建造务必习惯核电厂运行前在规定压力下进行压力试验的要求,从而验证其结构的完整性
9.5安全壳贯穿件穿过安全壳的贯穿件务必满足与安全壳构筑物相同的设计要求务必采取保护措施防止管道位移或者飞射物、喷射力与管道甩动等事故载荷所产生的反作用力损伤贯穿件带有弹性密封或者波纹管状胀缩节的贯穿件,务必具有进行与安全壳整体泄漏率测定无关的检漏试验的可能性
9.6安全壳隔离为在事故工况下保持安全壳的密闭性,防止放射性物质向环境的释放超过可同意的限值,贯穿安全壳且属于反应堆冷却剂压力边界的构成部分或者直接与安全壳空间相连的管线在事故工况下务必能可靠地自动封闭为达到此目的,在这些管线上通常应串联设置两个合适的安全壳隔离阀两个隔离阀通常分别装设在安全壳的内侧与外侧每个阀务必能可靠地独立动作隔离阀务必尽实际可能靠近安全壳安全壳的隔离务必满足单一故障准则应用上述准则有损于贯穿安全壳系统的可靠性时,可使用其他的隔离方式贯穿安全壳、但既非反应堆冷却剂压力边界的构成部分,又不直接与安全壳空间相通的管线,最低限度务必设置一个隔离阀隔离阀务必位于安全壳外侧,并尽可能靠近安全壳
9.7安全壳构筑物的气密闸门人员进入安全壳务必通过双道气密闸门两道闸门应相互联锁,以保证反应堆运行与事故工况期间至少有一道闸门处于密闭状态上述的要求也适用于设备的气密闸门
9.8安全壳内部结构安全壳内的隔间之间务必开口,以保持气流畅通开口的截面务必足以保证事故工况下压力平衡过程中的压差不损坏承压结构或者其他对限制事故工况影响有重要作用的系统
9.9安全壳的排热反应堆安全壳务必具有排出热量的能力,安全壳排热系统的安全功能是在发生高能流体的任何释放事故后,降低壳内的压力与温度,使之保持在可同意的低水平为安全壳设置的排热系统务必按单一故障准则的要求具有足够的可靠性、多样性与多重性10安全壳内气体的净化务必设置用以操纵可能释放到反应堆安全壳内的裂变产物、氢、氧与其他物质的系统,借以
(1)降低事故工况期间可能释放到环境的裂变产物的数量;
(2)操纵事故工况期间安全壳内气体中的氢或者氧与其他物质的浓度,以防止可能危及安全壳完整性的爆炸或者爆燃安全壳内气体净化系统的部件与设施,务必按单一故障准则的要求具有足够的可靠性、多样性与多重性
9.11覆盖层与涂层为了保证安全壳系统内构筑物与部件的覆盖层与涂层的安全功能,并尽量降低其他安全功能在其劣化时所受到的影响,对覆盖层与涂层的材料务必审慎地进行选择,对其施工的方法务必作出专门规定第十章辐射防护1原则辐射防护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尽量低的水平为实现这一目标的设计中务必使用下述办法
(1)含有放射性物质的构筑物、系统与部件使用适当的布置方式,并设置屏蔽;
(2)核电厂与设备设计中贯彻减少辐射区内人员活动与厂区人员遭受污染的可能性的要求;
(3)放射性废物在厂内的处置或者发往厂外的过程中,使用适当的方式与条件处理放射性物质;
(4)采取措施,降低厂内所产生的散布于厂内或者释放到环境的放射性物质的数量与浓度务必充分考虑到人员停留区域内辐射水平与放射性废物的产生随时间递增的因素
①进一步指导见安全导则IIAF
02092.2纵深防御纵深防御概念是安全原理的重要构成部分此概念务必贯彻于安全有关的全部活动,包含与组织、设计或者人员行为有关的方面,以保证这些活动均置于重叠措施的防御之下,即使有一种防御失效,亦将得到补偿或者纠正设计过程中务必贯彻纵深防御概念,从而提供多层次的保护这方面的实例为1设置多种手段以保证每个基本安全功能反应性操纵、余热排出与放射性包容的执行;2除固有安全特性外,使用可靠的保护装置;3通过安全系统的自动触发与运行人员的行动,加强对核电厂的操纵;4提供设备与规程以支援事故预防措施、操纵事故进展过程与限制事故后果作为一条基本要求,任何时候各防御层次都务必按照不一致运行方式的规定一一备齐在缺少一个防御层次而其他防御层次虽在的条件下,继续运行就没有足够的基础纵深防御概念在设计过程中的第一种应用如下提供多层次的设备与规程,用以防止事故或者在未能防止事故时保证适当的保护1第一层次防御的目的是防止偏离正常运行这一层次要求按照恰当的质量水平与工程实践正确并保守地设计、建造与运行核电厂为达到此目的,对设计规范与材料的恰当选择与辐射防护的设计核电厂的设计中务必贯彻厂内外的辐射照射在运行状态下限制于规定限值与事故工况下限制于可同意限值以内的要求设计中还务必贯彻合理可行尽量低的原则核电厂的设计与布置中务必采取合适的措施,以尽量减少来自各类放射源的照射与污染;这类措施务必包含在保护与检查期间降低辐射照射、屏蔽直接照射、使用技术规格适当的材料降低腐蚀产物的活度、监测手段、核电厂出入口的操纵、按辐射与污染程度分区及合适的去污设施等方面的系统与部件的恰当设计屏蔽设计务必符合操作区的辐射水平不超过规定限值,并有利于在保护中降低保护人员所受的辐射照射屏蔽设计中还务必贯彻合理可行尽量低的原则核电厂的布置务必符合下述要求辐射区与污染区的出入要有操纵措施,厂内放射性物质的转移与人员流淌所引起的污染减少至最低限度核电厂的布置要为高效率的运行、检查、保护与部件的更换制造条件,以尽量减少辐射照射务必为人员与设备提供合适的去污设施,并为处理去污活动中所产生的放射性废物采取适当措施辐射监测设备务必配置用于在运行状态与事故工况中(并视实际可能在严重事故期间)进行充分辐射防护监督的设备其具体要求如下
(1)在运行人员常驻之处与在正常运行或者估计运行事件中,由于辐射水平的变化需在一定时间内限制进入的场所,设置固定式剂量率仪表对当地的辐射剂量率进行监测;此外,务必在适当的地点安装固定式剂量率仪表,用以指示事故工况与严重事故下总的辐射水平;这些仪表务必向操纵室或者有关操纵点提供足够的信息,以便运行人员及时采取必要的纠正措施;
(2)在人员常驻之处及气载放射性水平可能高至要求防护措施的场所,设置测量空气中放射性物质活度的监测系统;测得高浓度核素时,这些系统务必向操纵室或者适当的操纵点发出指示;
(3)在运行状态或者事故工况下,为测定流体处理系统中与取自核电厂系统或者空间的气体或者液体样品中所选定的放射性核素浓度设置固定式设备或者实验室装置;
(4)设置监测排出流向环境排放前或者排放过程的固定式设备;
(5)设置用于测量放射性表面污染的仪器;
(6)设置用于测量人员所受剂量与污染的装置除了在核电厂内进行监测外,还务必为确定核电厂对邻近地区可能产生的任何放射影响作出安排放射性废物的处理为使放射性物质的排出量及其浓度保持在规定限值以内,务必设置适当的处理液态与气态放射性排出流的系统此外务必贯彻合理可行尽量低的原则务必设置适当的系统,以处理放射性固态废物或者浓缩废物厂区内务必具有在一定期限内贮存废物的条件向厂外运输固态废物,务必遵照有关当局的规定5液态放射性物质向环境释放的操纵核电厂务必备有适当手段,以操纵液态放射性物质向环境的释放,并操纵其排放量使之保持在规定限值下列释放的操纵务必符合合理可行尽量低的原则6气载放射性物质的操纵务必设置具有适当过滤能力的通风系统,借以达到下述目的
(1)防止放射性物质在核电厂内不可同意的扩散;
(2)降低特定区域内气载放射性物质的浓度,使之符合进入该区域的规定要求;
(3)在正常运行与估计运行事件期间,防止核电厂内空气的放射性水平超过规定限值,并符合合理可行尽量低的原则;
(4)在不损害操纵放射性物质释放能力的条件下,维持含有惰性气体或者有毒气体的房间的通风;
(5)操纵气载放射性物质向环境的释放,使之保持在规定限值下列,并符合合理可行尽量低的原则过滤系统务必足够可靠,并在估计的常遇条件下能得到必需的滞留因子过滤系统务必具有测试其效果的条件第十一章燃料装卸与贮存系统
①进一步指导见安全导则HAF02101未辐照燃料的装卸与贮存未辐照燃料装卸与贮存系统的设计务必符合下述要求
(1)使用物理手段与工艺(以安全的几何构型为宜),以防止最佳慢化条件下达到临界;
(2)对安全重要部件可进行适当的定期检查与试验;
(3)尽量防止燃料丢失或者损坏的可能性
11.2已辐照燃料的装卸与贮存已辐照燃料装卸与贮存系统的设计务必符合下述要求
(1)使用物理手段或者工艺(以安全的几何构型为宜),以防止最佳慢化条件下达到临界;2在运行状态与事故工况下都能充分排出热量;3对安全重要部件可进行适当的定期检查与试验;4防止已辐照燃料丢失;5防止乏燃料在运输过程中跌落;6防止装卸时在燃料元件或者燃料组件上产生不可同意的应力;7防止乏燃料运输容器或者起重设备等重物由于疏忽而跌落在燃料组件上;8能贮存可疑或者已损坏燃料元件或者燃料组件;9具有正确的辐射防护措施;10为使用燃料贮存水池系统的反应堆提供下列措施i操纵已辐照燃料在装卸与贮存池中的水质与放射性活度;ii监测与操纵燃料储存水池的水位及检测水池泄漏第十二章设计的确认
①进一步指导见安全导则HAF
0211.1安全分析核电厂设计中务必进行安全分析,从而通过迭代过程制定与确认安全重要物项的设计基准并保证整个核电厂的设计符合国家核安全部门为核电厂各类工况所制定的辐射剂量与放射性物质释放的规定限值与可同意限值核电厂安全分析的范围包含
(1)运行限值与条件满足核电厂正常运行要求的验证;
(2)与电厂设计与核电厂位置相对应的假设始发事件特征的描述;
(3)源自假设始发事件的事件序列的分析与评价;
(4)分析结果与放射性同意准则与设计限值的比较;
(5)设计基准的制定与确认;
(6)估计运行事件与事故工况可通过自动安全系统的响应,并结合规定的运行人员的行动进行处理的验证务必验证分析方法的适用性,核电厂设计的安全分析务必根据电厂的重大变化与运行经验及时进行修正除了按上述过程制定设计基准之外,还应考虑严重事故的概率与后果,以达到下述目的
(1)确认假设始发事件后果的突然升级不致于立即引发设计基准事故;
(2)确定可降低严重事故概率或者减轻严重事故后果的设施;
(3)提供恰当的应急规程必要时应作概率安全评价设备的合格鉴定设备合格鉴定的程序务必确定设备在整个寿期内,能满足处于需要作用时的环境条件(如振动、温度、压力、喷射流冲击、辐射、湿度)下执行安全功能的要求上述环境条件务必包含估计到的正常运行、估计运行事件与事故工况期间的变化在合格鉴定程序中务必考虑到设备预定寿期内各类因素的效应(如老化)设备经受到外部自然事件的影响并需要在外部自然事件期间或者事件发生后执行安全功能之处合格鉴定程序中务必列入有关自然现象对设备影响的条件此外,在合格鉴定程序中务必列入与可合理估计的与因特定运行工况引起的(如安全壳泄漏率定期试验期间的)特殊环境条件有关的要求预期需要在严重事故期间运行的设备(如某些仪表)应在可能范围内进行相应的合格鉴定质量保证
①务必制定并实施用于设计过程各个阶段的质量保证大纲,此大纲务必遵循HAF0400
(91)《核电厂质量保证安全规定》的要求名词解释在核电厂安全规定中下列名词术语的含义为:运行状态正常运行或者估计运行事件两类状态的统称正常运行核电厂在规定运行限值与条件范围内的运行,包含停堆状态、功率运行、停堆过程、启动、保护、试验与换料估计运行事件
②在核电厂运行寿期内估计可能出现一次或者数次的偏离正常运行的各类运行过程,由于设计中已采取相应措施,这类事件不致于引起安全重要物项的严重损坏,也不致导致事故工况事故(事故状态)事故工况与严重事故两类状态的统称事故工况以偏离
③运行状态的形式出现的事故,事故工况下放射性物质的释放可由恰当设计的设施限制在可同意限值以内,严重事故不在其列设计基准事故核电厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况严重事故严重性超过事故工况的核电厂状态,包含造成堆芯严重损坏的状态
①进一步指导见安全导则HAF0406o
②属于估计运行事件的事例有正常电源断电与汽轮机脱扣、核电厂正常运行中个别部件的误动作、操纵设备中个别元件失灵与主泵断电等
③偏离的例子有较大的燃料破旧、冷却剂丧失事故等事故处理为使核电厂恢复到受控安全状态并减轻事故后果而采取的一系列阶段性行动,行动阶段的顺序如下
(1)事故序列在进展中,但尚未超出核电厂设计基准的阶段;
(2)发生严重事故,但堆芯尚未损坏的阶段;
(3)堆芯损坏后的阶段上述八个术语相互间的关系参见附图lo核安全(安全)完成正确的运行工况、事故预防或者缓解事故后果从而实现保护厂区人员、公众与环境免遭过量辐射危害安全系统
①安全上重要的系统,用于保证反应堆安全停堆、从堆芯排出余热或者限制估计运行事件与事故工况的后果保护系统有各类电器件、机械器件与线路(从传感器到执行机构的输入端)构成的产生与保护功能相联系的信号系统安全执行系统由保护系统触发用以完成必需的安全动作的设备组合安全系统辅助设施为保护系统与安全执行系统提供所需的冷却、润滑与能源等服务的设备组合上述五个术语相互间的关系参见附图2O可同意限值国家核安全部门认可的限值
①安全系统包含保护系统、安全执行系统与安全系统辅助设施安全系统的部件能够专用于执行安全功能,亦可在某些运行状态下执行安全功能而在另一些状态下执行非安全功能(见附图2)o能动部件
①部件制造与核电广施工的操纵,均应十分注意关于核电厂的检查、保护与试验规程,与进行这些活动时良好的可达性、核电厂的运行条件与运行经验的利用等项,亦应予以关注2第二层防御的目的是检测与纠正偏离正常运行的情况,以防止估计运行事件升级为事故工况这是由于尽管注意预防,核电厂在其寿期内仍然会发生假设始发事件这一层次要求设置专用系统并制定运行规程以防止或者尽量减小这些假设始发事件所造成的损坏3第三层次防御是基于下列假定尽管极少可能,某些估计运行事件的升级仍有可能未被前一层次防御所制止,因此务必提供附加的设备与规程以操纵由此引起的事故工况的后果设置这一层次防御的另一要紧目的是使核电厂在事故工况后达到稳固的、可同意的状态在第三层之后可借以进一步保护公众与厂区人员的措施为核电厂用于减轻超设计基准事故后果的特定的补充设施、应急计划与准备纵深防御概念的第二种应用是核电厂设置多道实体屏障,防止放射性物质外逸这些屏障通常包含燃料本身、燃料包壳、反应堆冷却剂系统压力边界与安全壳设计务必保证每一屏障的有效性,并为之提供保护第三章设计总准则
3.1辐射防护
①依靠触发、机械运动或者动力源等外部输入而行使功能,因而能以主动态影响系统的工作过程的部件(参见“非能动部件”)调试
②核电厂已安装的部件与系统投入运行并进行性能验证,以确认是否符合设计要求、是否满足性能标准的过程调试由反应堆装载燃料前与反应堆进入临界、链式裂变反应在持续进行中两种条件下的试验构成
①能动部件的例子有泵、风机、继电器与晶体管等应强调指出实际上这一定义只能是比较笼统的(非能动部件的定义也是如此)某些部件,如爆破膜、逆止阀、安全阀、喷射器与某些固态电子器件等,需要对其特性进行专门研究后始可列属能动部件或者非能动部件
②审批过程通常以厂址选择、设计、建造、调试、运行与退役命名的六个要紧阶段构成六个阶段中若干阶段可交叉进行,如建造或者调试与运行共因故障
①由特定的单一事件或者起因导致若干装置或者部件功能失效的故障建造包含核电厂的部件制造组装、土建施工、部件与设备的安装及有关联的试验在内的过程退役核电厂最终退出运行的过程设计制定核电厂及其构成部分的方案与全面图纸,进行支持性计算并制订技术规格书的过程及其成果多样性为执行某一确定功能设置多重部件或者系统,这些部件或者系统总起来说具有一个或者几个不一致属性
②燃料组件作为一个整体装入堆芯,尔后又自堆芯撤除的燃料元件组燃料元件以燃料为其要紧构成部分的最小独立结构件功能隔离为防止线路或者系统的功能受到相邻线路或者系统的运行方式或者故障的影响所采取的措施检查通过检验、观察或者测量等手段,确定材料、零件、部件、系统、构筑物及工艺与程序是否符合规定要求的活动
①比如设计缺陷、制造缺陷、运行与维修差错自然事件、人为事件、信号饱与或者源自其它操作、故障或者环境条件改变的意外的级联效应
②不一致属性的例子有不一致的运行条件、大小不等的设备、不一致的制造厂、不一致的工作原理与基于不一致物理方法、不一致类型的设备许可证(执照)由国家核安全部门颁发的,申请单位据以确定核电厂厂址、进行核电厂的建造、调试、运行与退役等特定活动的授权证书营运单位持有国家核安全部门许可证(执照),负责经营与运行核电厂的单位运行为实现核电厂的建厂目的而进行的全部活动,包含保护、换料、在役检查及其他有关活动运行限值与条件经国家核安全部门认可的,为核电厂的安全运行列举参数限值、设备的功能与性能及人员执行任务的水平等一整套规定非能动部件
①毋需依靠外部输入而执行功能的部件非能动部件内通常没有活动的构成部分,其功能的执行系在感受到某种参数,如压力、温度、流量的变化后完成然而,基于不可逆动作或者变化、又十分可靠的部件,可划为这个类别实体分隔
(1)几何分隔(增大间距、改变走向等);
(2)设置适当的屏障;
(3)前两者的结合假设始发事件经鉴明可能导致估计运行事件或者事故工况及其后续故障效应的事件
②规定限值由国家核安全部门确定或者认可的限值质量保证为使物项或者服务与规定的质量要求相符合并提供足够的置信度所必需的一系列有计划的系统化的活动
①非能动部件的例子有热交换器、管道、容器、电缆与构筑物应强调指出,实际上这一定义只能是比较笼统的(能动部件的定义也是如此)某些部件,如爆破膜、逆止阀、安全阀、喷射泵与某些固态电子器件等需要对其特性进行专门研究后始可列属能动部件或者非能动部件
②假设始发事件的要紧原因有可信的设备故障与人员差错(核电厂内外)、人为事件或者自然事件核电厂假设始发事件的清单(明细表)务必经国家核安全部门认可多重性通过设置数量高于最低需要的单元或者系统(相同的或者不一致的)以达到任一单元或者系统的失效不致于引起所需总体安全功能丧失的措施余热放射性衰变与停堆后裂变所产生的热量与积存在反应堆结构材料中与传热介质中的热量之总与安全功能为安全着想务必完成的特定目的安全组合用于完成某一特定假设始发事件下所必需的各类动作的设备组合,其使命是防止事件的后果超过设计基准规定的限值安全系统整定值为防止出现超过安全限值的状态,在发生估计运行事件与事故工况时启动有关自动保护装置的触发点单一故障导致某一部件不能执行其预定安全功能的一种随机故障由单一随机事件引起的各类继发故障,均视作单一故障的构成部分厂址、厂区具有确定的边界,在核电厂管理人员有效操纵下的核电厂所在领域厂区人员在厂内工作的全部人员,包含在编的与临时的厂址选择为核电厂选择合适厂址的过程,包含针对有关设计基准的评定试验为确定或者验证物项的性能是否符合规定要求,使之置于一组物理、化学、环境或者运行条考验之下的活动最终热阱同意核电厂所排出余热的大气或者水体,或者两者的组合废物处理有利于安全或者经济的改变废物特性的处理过程,其三种基本途径为
(1)减容;
(2)去除废物中的放射性核素;
(3)改变成分设计基准外部事件与某个外部事件或者几个外部事件组合有关,能表达其特征,选定用于核电厂全部或者其任何部分的设计参数值外围地带直接围绕厂区、须在人口分布与密度、山地与水的利用等方面考虑采取应急措施的可能性的地带区域足以把与某一现象有关的或者某一特定事件影响所及的所有特征都包含在内的足够大的一个地理区域物项材料、零件、部件、系统、构筑物与计算机软件的通称客观证据基于观察、测量或者试验的、可被验证的、关于某物项或者服务质量的定量或者定性资料、记录或者事实说明合格人员符合特定要求、具备一定条件、而且被正式指定执行规定任务与承担责任的人员能动断层在地表或者接近地表处有可能引起明显错动的断层对供方的评价对供方的管理体系进行评价,以确定供方是否有能力生产或者提供规定质量的物项或者服务,并是否有能力提供据以验收其物项或者服务的证据运行人员厂区人员当中参加核电厂运行的人员运行记录记载着核电厂运行情况的历史资料•,如仪表记录纸、各类证书、运行日志、计算机打印输出与磁带等核电厂运行管理者由核电厂营运单位(或者其主管部门)委任的负责指挥核电厂运行,并承担直接安全责任的人员(或者组织)安全限值过程变量的各类限值,核电厂在这些限值范围内运行已证明是安全的记录为各类物项或者服务的质量与影响质量的各类活动提供客观证据的文件技术规格书(技术条件)一种书面规定,说明产品、服务、材料或者工艺务必满足的要求,气并指出确定这些规定的要求是否得到满足的程序文件关于质量保证有关的活动、要求、程序或者结果加以叙述、定义、说明、报告或者证明的文字记录或者图表资料检验检查工作的一部分,包含对材料、部件、供应品或者服务进行调查,在只靠这种调查就能推断的范围内确定它们是否符合规定的要求
①不符合项性能、文件或者程序方面的缺陷,因而使某一物项的质量变得不可同意或者不能确定监查通过对客观证据的调查、检查与评价,为确定所制定的程序、细则、技术规格书、规程、标准、行政管理计划或者运行大纲及其他文件是否齐全适用,是否得到切实遵守与实施效果如何而进行的审核并提出书面报告的工作
①质量保证检验通常使用无损检验,包含手动检验、计量与测量附件A假设始发事件A1概述规定中列入此附件,是为了就假设始发事件用于本规定及其他有关文件的这一概念的定义与具体应用作进一步的阐述假设始发事件的正式定义是“经鉴明可能导致估计运行事件或者事故工况及其后续故障效应的事件从设备故障、人员差错、人为事件或者自然事件之类的单一事件到各类事件的复杂组合均属于假设始发事件范畴内的事例假设始发事件的后果可能不大(如某一多重部件的失效),也可能很严重(如反应堆冷却剂务必提供措施,以保证
2.1条所提出辐射防护目标的实现核电厂安全设计中辐射防护同意准则务必遵循下列原则导致高辐射剂量或者放射性物质大量释放的核电厂状态的发生概率要低,而发生概率较高的状态的辐射后果要小同意准则通常仅为与核电厂的正常运行、估计运行事件与事故相对应的为数有限的儿组准则同意准则务必由国家核安全部门认可
3.2安全功能
②把安全视作整个设计过程中的内在要素,关于达到充分安全至为重要本规定中所提出的安全计策的目的是使核电厂保持在正常运行状态中;保证发生假设始发事件后,电厂能立即作出正确的近期响应与在事故工况后便于处理为保证安全,务必满足下列总的设计要求1务必提供安全停堆手段,使在运行状态中与事故工况期间及事故工况后的反应堆安全停堆,并使之保持在安全停堆状态2务必提供排除余热的手段,使停堆后包含事故工况停堆后从堆芯排出余热3务必提供减少放射性物质释放的可能性的手段,并保证任何释放在运行状态期间低于规定限值,在事故工况期间低于可同意限值系统主管道的破裂)设计的要紧安全目标在于追求电厂所具有的特性能够保证大部分假设始发事件的后果较小甚或者无足轻重;其余的假设始发事件,如有导致事故工况的可能,其后果仍然是可同意的对各类假设始发事件务必作出全面考虑,以保证潜在后果严重的与概率大的全部可信事件均在估计到的范围之内,且核电厂设计足以习惯这些事件假设始发事件的选择并无严格的准则可资遵循更确切地说,此种选择过程无非是一种综合运用设计与分析之间的迭代、工程推断与设计与运行经验的过程-排除某一特定的事件序列需要有力的论据如多重失效可能导致严重事故,则多重失效的可能性亦应考虑在内概率极低的事件序列则可不予考虑用于改进安全重要物项的性能要求与电厂总的安全评价的假设始发事件的数量务必加以限制为使这项任务切实可行,全面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含所有同类事件,并为安全重要系统、构筑物与部件的设计的数字限值提供根据某些假设始发事件可基于己有电厂的经验、国家核安全部门的特殊要求或者潜在后果的严重程度等种种因素,通过确定论法确定另一些假设始发事件,由于设计特征、核电厂所在厂址或者运行经验等因素可通过概率值定量表示的,则可基于概率法作出的规定典型假设始发事件一览表,见安全导则HAF0211附录
①安全规定与导则中所用的“事件序列”一词是指某一假设始发事件与随后的运行人员行动或者安全重要物项的动作的组合A2假设始发事件的类型A
2.1内部事件A
2.
1.1设备故障能直接或者间接影响核电厂安全的各个设备的故障可视为始发事件列入清单的事件务必足以代表核电厂系统与部件的全部可信故障需要考虑的故障类型取决于所涉及系统与部件的类型故障的广义含义包含如下两类系统或者部件丧失执行功能的能力的功能的执行情况与所期望者不符比如,管道故障的表现形式有泄漏、破裂与流道堵塞能动部件,比如阀门的故障形式有在需要时不开启或者不关闭在不应动作时开启或者关闭,开不足或者关不住,开启或者关闭的时间或者速度不当仪表或者传感器之类的装置的故障有如下形式误差大于同意范围、无输出、不变的最大输出、输出不稳固或者上述形式的组合A
2.L2人员差错人员过失的后果往往与部件故障的后果相类似属于人员过失范畴的有错误的或者不良的保护、操纵限值的错误整定与操纵员的其他错误行动A
2.
1.3其他内部事件内部原因引起的火灾、爆炸或者淹没对电厂安全也可能产生重要影响在汇编假设始发事件的清单时对此务必给以必要的考虑A
2.2外部事件电厂的外部事件的事例及其设计基准的确定见安全导则HAF0100及其有关导则特定厂址的各类可信自然事件与外部人为事件应在选址时确定,但在设计的早期阶段中务必对外部事件清单的完整性重新作出评定如能断定自然事件或者外部事件引起某一安全重要系统、部件与构筑物故障的可能性通过设计与建造中所采取的措施可降低到可同意的程度则由此引起的故障毋需列入电厂的设计基准A
2.3事件组合随机发生的个别事件的组合能可倍地导致估计运行事件或者事故工况时,务必视作设计基准某些事件可能是另一些事件的后果,如地震后的洪水这类后续故障效应务必视作原假设始发事件的一部分在决定事件组合时,考虑下列三个时期是有益的1事件发生前的长时期;2从事件发生到它的短期效应起作用的近期;
(3)事件后的恢复期如在电厂设计中已为识别第一个时期内发生的事件采取了正确措施,且纠正行动可在短期内完成,则能够设想,在第一个时期内发生的事件可在发生另一次事件前得到纠正在这种情况下毋需考虑此种事件的组合上述第二个时期(通常持续几小时)内,根据各个别事件的估计发生概率推断能够认为随机发生的组合是不可信的事件后的恢复期(几天或者更长)内,是否需要考虑附加的事件,视恢复期的长短与事件估计的概率而定恢复期内务必计及的事件组合中附加事件的严重程度,按低于电厂全寿期内所考虑的同类事故来考虑可能是合乎现实的以失水事故后恢复期内需考虑的地震随机组合为例,其严重程序可按低于电厂设计基准地震计附录I核电厂设计安全导则目录对安全功能进行考虑是系统地满足上述设计总要求的一个处理方法安全功能包含厂内各系统在运行状态中与事故工况期间及事故工况后为保证电厂安全所务必执行的所有功能
①有关设计中辐射防护的进一步指导见安全导则HAF0209
②有关安全功能及其应用的进一步指导见安全导则HAF0201o3电厂安全特性纵深防御概念的基本思想也反映在电厂的下列特性中核电厂设计的一个总体要求是电厂对假设始发事件的敏感性务必合理地低电厂对任何假设始发事件的估计响应可用下列1-3中的一项特征表示核电厂的设计与运行应能促使任何假设始发事件的后果按下述顺序排列,并在合理可行的条件下尽可能接近于Do1依靠核电厂的固有特性,假设始发事件不产生与安全有关的重大影响或者核电厂只产生趋向安全状态的变化2在发生假设始发事件后,依靠在此状态中连续运行的系统动作,以操纵该假设始发事件,使核电厂趋于安全3在发生假设始发事件后,依靠对该事件作出响应而投入工作的系统动作使电厂趋于安全
3.4设计基准设计基准务必规定核电厂在确定的辐射防护要求范围内习惯规定的运行状态范围与事故工况的必备能力设计基准包含正常运行技术规格、假设始发事件引起的状态、重要的假设与在某些情况下特定的分析方法
3.
4.1正常运行设计过程中务必针对电厂安全正常运行的要求,制定一组运行要求与限制,包含
(1)过程变量与其他重要参数的限制;
(2)安全系统整定值;
(3)电厂保护、试验与检查的要求,以保证构筑物、系统与部件的功能与设计规定相符这些要求与限制是制定运行限值与条件的根据
3.
4.2假设始发事件核电厂设计中务必认识到纵深防御的各个层次都可能受到考验,因此设计中务必采取措施以保证安全功能的执行,并实现安全目标上述考验来自假设始发事件假设始发事件的选择系基于确定论法或者概率论法,或者两者的某种组合不一致类型的假设始发事件及其可能的组合见附件A应指出,独立事件同时发生的可能性通常不予考虑
3.
4.3设计规范应有国家核安全部门认可的工程设计规范,作为系统与部件设计的同意准则
3.
4.4厂址特征
①在确定核电厂设计基准时,务必考虑到核电厂与环境之间的各类相互作用,包含人口、气象、水文、地质与地震等因素还务必考虑到为获得电厂安全与保护公众可依托的厂外服务(如电力供应与消防设施)可能遇到的困难
3.5严重事故正常运行、估计运行事件与事故工况的设计基准关于防止反应堆堆芯的严重损坏与抑制放射性物质的释放,使之在运行状态下低于规定限值并在事故工况下低于可同意限值,务必提供高的可信度但是应该意识到某些低概率的事件序列有导致严重的堆芯损坏的可能从安全观点出发,还以在一定限度内计及严重事故为妥关于严重事故的考虑可基于现实的分析,而毋需严格地运用确定设计基准时所采取的保守的过程方法根据运行经验,结合安全分析与安全研究的结果,设计中应考虑的事项有
(1)针对特定设计,确定能导致严重事故的重要事件序列;。