內 容

本規定是中華人民共和國核電廠(chǎng)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(shí)施
本規定由國家核安全局負責解釋

   1.1目的
    本規定提出了陸上固定式熱中子反應堆核電廠(chǎng)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(guān)規程和程序。規定中只強調設計中必須滿(mǎn)足的要求，對于如何滿(mǎn)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(shuō)明和補充。
    本規定適用于核電廠(chǎng)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(mǎn)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�的事件統稱(chēng)為假設始發(fā)事件。假設始發(fā)事件用于確定核電廠(chǎng)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(lèi)型：
    （1）與核電廠(chǎng)廠(chǎng)址及其環(huán)境有關(guān)聯(lián)的因素；
    （2）由人員行動(dòng)引起的因素；
    （3）源自核電廠(chǎng)本身運行的因素。
    本規定不考慮下列事件：
    （1）極不可能發(fā)生的事件（對嚴重事故的考慮見(jiàn)3.5條）；
    （2）能導致核電廠(chǎng)廠(chǎng)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(wú)可能影響核電廠(chǎng)安全的工業(yè)事故；
    本規定不考慮核電廠(chǎng)對環(huán)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。

① 進(jìn)一步指導見(jiàn)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(jìn)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(tài)和事故工況下都能充分排出熱量；
    （3）對安全重要部件可進(jìn)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(guò)程中跌落；
    （6）防止裝卸時(shí)在燃料元件或燃料組件上產(chǎn)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(zhì)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。

①進(jìn)一步指導見(jiàn)安全導則HAF0211.
    12.1安全分析
    核電廠(chǎng)設計中必須進(jìn)行安全分析，從而通過(guò)迭代過(guò)程制定和確認安全重要物項的設計基準，并保證整個(gè)核電廠(chǎng)的設計符合國家核安全部門(mén)為核電廠(chǎng)各種工況所制定的輻射劑量和放射性物質(zhì)釋放的規定限值和可接受限值。
    核電廠(chǎng)安全分析的范圍包括：
    （1）運行限值和條件滿(mǎn)足核電廠(chǎng)正常運行要求的驗證；
    （2）與電廠(chǎng)設計和核電廠(chǎng)位置相對應的假設始發(fā)事件特征的描述；
    （3）源自假設始發(fā)事件的事件序列的分析和評價(jià)；
    （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(guò)自動(dòng)安全系統的響應，并結合規定的運行人員的行動(dòng)，進(jìn)行處理的驗證。
    必須驗證分析方法的適用性，核電廠(chǎng)設計的安全分析必須根據電廠(chǎng)的重大變化和運行經(jīng)驗及時(shí)進(jìn)行修正。
    除了按上述過(guò)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(fā)事件后果的突然升級不致于立即引發(fā)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(shí)應作概率安全評價(jià)。
    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(gè)壽期內，能滿(mǎn)足處于需要作用時(shí)的環(huán)境條件（如振動(dòng)、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(huán)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(jīng)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(fā)生后執行安全功能之處，合格鑒定程序中必須列入有關(guān)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(huán)境條件有關(guān)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(jìn)行相應的合格鑒定。
    12.3質(zhì)量保證①
    必須制定并實(shí)施用于設計過(guò)程各個(gè)階段的質(zhì)量保證大綱，此大綱必須遵循HAF0400（91）《核電廠(chǎng)質(zhì)量保證安全規定》的要求。