內(nèi) 容

本規定是中華(huá)人(rén)民共和國核電(diàn)廠安全法規的第二部分
本規定自一九九(jiǔ)一年七月二十七日起實施
本規定由(yóu)國家核安(ān)全局負責(zé)解釋

   1.1目的
    本規定提出了陸上(shàng)固定式熱中(zhōng)子反(fǎn)應堆核電(diàn)廠的核安(ān)全原則🏢，確定(dìng)了保證核安全所必需的基本要(yào)求。這些要求的適用範圍包括安全重要的構築物
，係統和部件以及有關規(guī)程和程序📈。規定中隻強調(tiáo)設(shè)計中(zhōng)必(bì)須滿足的要求，對於如何滿足(zú)這些要(yào)求(qiú)則不作具體規(guī)
定🕴。
    附錄I所列安(ān)全導則是對(duì)本規定的說明和補(bǔ)充(chōng)

。
    本規定適用(yòng)於核電廠(chǎng)
設計
，製造🕡
，建造，運行和監督管理
。

    1.2範圍
    本規定(dìng)闡(chǎn)
述(shù)了構(gòu)
築物🤚，係統和部件為滿足安全運行以及防(fáng)止(zhǐ)（或減(jiǎn)輕(qīng)）可能危及安全的事件後果所(suǒ)應遵守的設計(jì)方法(fǎ)和設(shè)計(jì)要求。可能危(wēi)及安全的事(shì)件統稱為假設始(shǐ)發事件(jiàn)
。假(jiǎ)設始發事件用(yòng)於(yú)確(què)定(dìng)核電廠(chǎng)物項的設計基準。它們包(bāo)含多(duō)種可能單(dān)獨地或相互組合(hé)後影響安(ān)全的因素🌱。這些因(yīn)素有如下幾種類型
：
    （1）與核電廠廠址及其環境有關聯的因(yīn)
素🗨；
    （2）由人員行動引(yǐn)起的因素；
    （3）源自核電廠(chǎng)本身運(yùn)行的因素(sù)。
    本規定(dìng)不考慮下列事(shì)件

：
    （1）極(jí)不可(kě)能發生的事件（對嚴(yán)重事故的考慮見3.5條(tiáo)）；
    （2）能導致核電廠廠址區域的全麵破壞而(ér)又不能(néng)
加(jiā)以(yǐ)防範(fàn)的人為事件和自然事(shì)件😧
；
    （3）絕無可能影響核電廠安全的(dí)工業事故(gù)；
    本規(guī)定不考慮核(hé)電廠對環(huán)
境的非(fēi)放射性影響。第5章和第9章的某(mǒu)些要求隻適用於水冷堆。

① 進一步指導見安全導(dǎo)則HAF0210。
    11.1未(wèi)輻照燃料(liào)的裝卸和貯存
    未輻照(zhào)燃(rán)料裝卸和貯存(cún)係統的設計必須符(fú)合下述(shù)要求：
    （1）采用物理手段和工(gōng)藝（以安全的幾何(hé)構型為(wéi)宜(yí)），以防止最佳慢化條件下達到臨界(jiè)；
    （2）對安全重要(yào)
部件可進(jìn)行適當的定期檢查和試驗；
    （3）盡量防(fáng)止燃料丟失或損壞的可能(néng)性
。
    11.2已輻照燃料的裝卸和貯存
    已輻照燃料裝卸和貯存係(xì)統的設(shè)計必須符合下述要求📪：
    （1）采用(yòng)物理手段或工藝(yì)（以安全的幾何(hé)構型為宜），以防止最(zuì)佳慢化(huà)條件下(xià)達到臨界
；
    （2）在運行狀態(tài)和事故工況(kuàng)下(xià)都(dū)
能充分排出熱量；
    （3）對安全重要部件可進行適當的定(dìng)期檢查和試驗
；
    （4）防止(zhǐ)已輻照燃料(liào)丟失；
    （5）防止乏燃料在運輸過程中(zhōng)跌落；
    （6）防止裝(zhuāng)卸時在燃料元件或燃料組件上產生不可接受的(dí)應力；
    （7）防止乏燃(rán)
料運(yùn)輸(shū)
容器或起重設備等重物由(yóu)於疏忽而跌落在燃(rán)
料組件上
🦷；
    （8）能貯(zhù)存可疑或已(yǐ)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(liào)貯存水池係統的反應(yīng)堆提供下列措施(shī)
：
    （i）控製已輻照(zhào)燃料在(zài)
裝卸和貯存池中的(dí)水質(zhì)和放射性活度；
    （ii）監測和控製燃(rán)料儲存(cún)水池的水位及檢測水池泄漏。

①進一(yī)步指(zhǐ)
導見安(ān)全導則HAF0211.
    12.1安全分析
    核(hé)電廠設計中必(bì)須進行安全分析
，從(cóng)而通(tōng)
過迭代過(guò)程製(zhì)定和確認安全重(zhòng)要物項的設計基準，並保證整個核電廠的設計符(fú)合國家核安全(quán)部門(mén)
為核電(diàn)廠(chǎng)各(gè)種工(gōng)況(kuàng)所製定的輻射(shè)劑量和放射性物質釋放的規定限(xiàn)值和可接受(shòu)限值(zhí)
。
    核電廠安(ān)全分析的範圍包括：
    （1）運(yùn)行限值和條件滿足核(hé)電廠正常運行(háng)要求的驗證
；
    （2）與(yǔ)
電廠設計和核電廠位置(zhì)相對應(yīng)的假設(shè)始發事件特征的描(miáo)
述(shù)；
    （3）源自假設(shè)始發事件的事(shì)件序(xù)列的(dí)
分(fēn)析和評價；
    （4）分析結果與(yǔ)放射性接受準則和設計限值的比較；
    （5）設計(jì)基準(zhǔn)的製定與確認(rèn)
；
    （6）預計運行事件和事故(gù)工況可(kě)通過自動安全係統的響應，並結合規定的運行人員的行動，進行處(chǔ)理的(dí)驗(yàn)證(zhèng)。
    必須(xū)驗證分析方法(fǎ)
的適用性，核電廠設計的安全分析必須根(gēn)據電廠(chǎng)的重大變化和(hé)運行經驗及時(shí)進行修正。
    除了(liǎo)按上述(shù)過(guò)程製(zhì)定設(shè)計(jì)基準之(zhī)
外
，還應(yīng)考慮嚴重事故的概率和後果
，以達到下述目的：
    （1）確認假(jiǎ)設始發(fā)事件(jiàn)後果的突(tū)然升(shēng)級不致於(yú)
立即(jí)
引發(fā)
設計基準事故(gù)；
    （2）確定(dìng)可降低(dī)嚴重事故概率或(huò)
減輕嚴重事故(gù)後(hòu)果的(dí)設施(shī)；
    （3）提供恰當的應急規程。
    必要時應(yīng)作概率安全評價🔚。
    12.2設備的合格鑒(jiàn)
定
    設備合(hé)格鑒定的程序必須確定設備(bèi)在整個壽期內，能(néng)滿足(zú)處於(yú)需要作用時(shí)的環境條件(jiàn)
（如振動，溫度，壓力
👃，噴射流衝擊，輻射，濕度(dù)）下(xià)執行安全功(gōng)能的要(yào)求。上述環境條件必(bì)須包括預計到(dào)的(dí)正常運行，預計運(yùn)行事件和事故(gù)工況期間的變化。在合格鑒定程序中必須考慮到(dào)設備預定壽期內各種因素的效應(yīng)
（如(rú)老化）。設備經受到外部自然事件的(dí)影響並(bìng)需(xū)要在外部(bù)自(zì)然事(shì)件期間或(huò)事件發生後執行安全功能之(zhī)處，合(hé)格鑒定程序中必須列入有關自然現象對設備影(yǐng)響的(dí)條(tiáo)
件(jiàn)。
    此(cǐ)外，在合格鑒(jiàn)定程序中必須列入與(yǔ)可合理預(yù)計(jì)
的以及因特定運行工況引起的（如安全殼泄漏率定期(qī)試(shì)驗期間(jiān)的(dí)）異(yì)常環(huán)
境(jìng)
條件有關的要(yào)求🤧。預期需要在嚴重(zhòng)事故期間運行的(dí)設備（如某些儀表）應(yīng)在可能(néng)範圍內進行相應的合格鑒定
。
    12.3質量保證(zhèng)①
    必須製定並實施用(yòng)於設計過程各(gè)
個階(jiē)段的質量保(bǎo)證大綱，此大綱必須遵循HAF0400（91）《核電廠質量保(bǎo)證安全規定》的要求。