某核電廠施工組織設(shè)計

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引言

1.1目的本規(guī)定提出了陸上固定式熱中子反應(yīng)堆核電廠的核安全原則，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(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件以及有關(guān)規(guī)程和程序。規(guī)定中只強(qiáng)調(diào)設(shè)計中必須滿足的要求，對于如何滿足這些要求則不作具體規(guī)定。

附錄I所列安全導(dǎo)則是對本規(guī)定的說明和補(bǔ)充。

本規(guī)定適用于核電廠設(shè)計、制造、建造、運(yùn)行和監(jiān)督管理。

1.2范圍

本規(guī)定闡述了構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件為滿足安全運(yùn)行以及防止（或減輕）可能危及安全的事件后果所應(yīng)遵守的設(shè)計方法和設(shè)計要求?？赡芪＜鞍踩氖录y(tǒng)稱為假設(shè)始發(fā)事件。假設(shè)始發(fā)事件用于確定核電廠物項的設(shè)計基準(zhǔn)。它們包含多種可能單獨(dú)地或相互組合后影響安全的因素。這些因素有如下幾種類型：與核電廠廠址及其環(huán)境有關(guān)聯(lián)的因素；由人員行動引起的因素；源自核電廠本身運(yùn)行的因素。本規(guī)定不考慮下列事件：極不可能發(fā)生的事件（對嚴(yán)重事故的考慮見3.5條）；

能導(dǎo)致核電廠廠址區(qū)域的全面破壞而又不能加以防范的人為事件和自然事件；

絕無可能影響核電廠安全的工業(yè)事故；

本規(guī)定不考慮核電廠對環(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。安全原理2.1安全目標(biāo)

核能與任何一種對于人類和環(huán)境具有一定風(fēng)險的工業(yè)活動一樣，均須盡力降低風(fēng)險。核能的風(fēng)險與電離輻射（以下簡稱輻射）有關(guān)。因此核安全的最終安全目標(biāo)為：

建立并保持對輻射危害的有效防御，保護(hù)廠區(qū)人員、公眾和環(huán)境。具體而言，輻射防護(hù)的目標(biāo)為：

保證廠區(qū)人員和公眾在運(yùn)行狀態(tài)下所受到的輻射照射低于規(guī)定限值并保持合理可行盡量低；保證減輕事故引起的照射。

保證從總體上防止事故的發(fā)生，保證在出現(xiàn)核電廠設(shè)計中在考慮到的所有事故序列（即使是概率很低的序列）時，其放射性后果不大；通過預(yù)防和緩解措施保證發(fā)生嚴(yán)重后果的事故的可能性極低。

2.2縱深防御

縱深防御概念是安全原理的重要組成部分。此概念必須貫徹于安全有關(guān)的全部活動，包括與組織、設(shè)計或人員行為有關(guān)的方面，以保證這些活動均置于重疊措施的防御之下，即使有一種防御失效，亦將得到補(bǔ)償或糾正。

設(shè)計過程中必須貫徹縱深防御概念，從而提供多層次的保護(hù)。這方面的實(shí)例為：

（1）設(shè)置多種手段以保證每個基本安全功能（反應(yīng)性控制、余熱排出和放射性包容）的執(zhí)行；

（2）除固有安全特性外，采用可靠的保護(hù)裝置；

（3）通過安全系統(tǒng)的自動觸發(fā)和運(yùn)行人員的行動，加強(qiáng)對核電廠的控制；（4）提供設(shè)備和規(guī)程以支援事故預(yù)防措施、控制事故發(fā)展過程和限制事故后果。

作為一條基本要求，任何時候各防御層次都必須按照不同運(yùn)行方式的規(guī)定一一備齊。在缺少一個防御層次而其他防御層次雖在的條件下，繼續(xù)運(yùn)行就沒有足夠的基礎(chǔ)。

縱深防御概念在設(shè)計過程中的第一種應(yīng)用如下：提供多層次的設(shè)備和規(guī)程，用以防止事故，或在未能防止事故時保證適當(dāng)?shù)谋Ｗo(hù)。

（1）第一層次防御的目的是防止偏離正常運(yùn)行。這一層次要求按照恰當(dāng)?shù)馁|(zhì)量水平和工程實(shí)踐正確并保守地設(shè)計、建造和運(yùn)行核電廠。為達(dá)到此目的，對設(shè)計規(guī)范和材料的恰當(dāng)選擇以及部件制造和核電廣施工的控制，均應(yīng)十分注意。對于核電廠的檢查、維護(hù)和試驗規(guī)程，以及進(jìn)行這些活動時良好的可達(dá)性﹑核電廠的運(yùn)行條件和運(yùn)行經(jīng)驗的利用等項，亦應(yīng)予以關(guān)注。

（2）第二層防御的目的是檢測和糾正偏離正常運(yùn)行的情況，以防止預(yù)計運(yùn)行事件升級為事故工況。這是由于盡管注意預(yù)防，核電廠在其壽期內(nèi)仍然會發(fā)生假設(shè)始發(fā)事件。這一層次要求設(shè)置專用系統(tǒng)并制定運(yùn)行規(guī)程以防止或盡量減小這些假設(shè)始發(fā)事件所造成的損壞。

（3）第三層次防御是基于以下假定：盡管極少可能，某些預(yù)計運(yùn)行事件的升級仍有可能未被前一層次防御所制止，因此必須提供附加的設(shè)備和規(guī)程以控制由此引起的事故工況的后果。設(shè)置這一層次防御的另一主要目的是使核電廠在事故工況后達(dá)到穩(wěn)定的、可接受的狀態(tài)。

在第三層之后可借以進(jìn)-步保護(hù)公眾和廠區(qū)人員的措施為：核電廠用于減輕超設(shè)計基準(zhǔn)事故后果的特定的補(bǔ)充設(shè)施、應(yīng)急計劃和準(zhǔn)備。

縱深防御概念的第二種應(yīng)用是核電廠設(shè)置多道實(shí)體屏障，防止放射性物質(zhì)外逸。這些屏障通常包括燃料本身、燃料包殼、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力邊界和安全殼。設(shè)計必須保證每一屏障的有效性，并為之提供保護(hù)。

設(shè)計總準(zhǔn)則

3.1輻射防護(hù)①

必須提供措施，以保證2.1條所提出輻射防護(hù)目標(biāo)的實(shí)現(xiàn)。

核電廠安全設(shè)計中輻射防護(hù)接受準(zhǔn)則必須遵循以下原則：導(dǎo)致高輻射劑量或放射性物質(zhì)大量釋放的核電廠狀態(tài)的發(fā)生概率要低，而發(fā)生概率較高的狀態(tài)的輻射后果要小。

接受準(zhǔn)則通常僅為與核電廠的正常運(yùn)行、預(yù)計運(yùn)行事件和事故相對應(yīng)的為數(shù)有限的幾組準(zhǔn)則。接受準(zhǔn)則必須由國家核安全部門認(rèn)可。

3.2安全功能②

把安全視作整個設(shè)計過程中的內(nèi)在要素，對于達(dá)到充分安全至為重要。本規(guī)定中所提出的安全對策的目的是：使核電廠保持在正常運(yùn)行狀態(tài)中；保證發(fā)生假設(shè)始發(fā)事件后，電廠能立即作出正確的近期響應(yīng)以及在事故工況后便于處理。

為保證安全，必須滿足下列總的設(shè)計要求：

（1）必須提供安全停堆手段，使在運(yùn)行狀態(tài)中和事故工況期間及事故工況后的反應(yīng)堆安全停堆，并使之保持在安全停堆狀態(tài)。

（2）必須提供排除余熱的手段，使停堆后（包括事故工況停堆后）從堆芯排出余熱。

（3）必須提供減少放射性物質(zhì)釋放的可能性的手段，并保證任何釋放在運(yùn)行狀態(tài)期間低于規(guī)定限值，在事故工況期間低于可接受限值。

對安全功能進(jìn)行考慮是系統(tǒng)地滿足上述設(shè)計總要求的一個處理方法。安全功能包括廠內(nèi)各系統(tǒng)在運(yùn)行狀態(tài)中和事故工況期間及事故工況后為保證電廠安全所必須執(zhí)行的所有功能。

①有關(guān)設(shè)計中輻射防護(hù)的進(jìn)一步指導(dǎo)見安全導(dǎo)則HAF0209。

②有關(guān)安全功能及其應(yīng)用的進(jìn)一步指導(dǎo)見安全導(dǎo)則HAF0201。

3.3電廠安全特性

縱深防御概念的基本思想也反映在電廠的下列特性中。

核電廠設(shè)計的一個總體要求是電廠對假設(shè)始發(fā)事件的敏感性必須合理地低。電廠對任何假設(shè)始發(fā)事件的預(yù)計響應(yīng)可用下列（1）-（3）中的一項特征表示。核電廠的設(shè)計和運(yùn)行應(yīng)能促使任何假設(shè)始發(fā)事件的后果按下述順序排列，并在合理可行的條件下盡可能接近于（1）。

（1）依靠核電廠的固有特性，假設(shè)始發(fā)事件不產(chǎn)生與安全有關(guān)的重大影響或核電廠只產(chǎn)生趨向安全狀態(tài)的變化。

（2）在發(fā)生假設(shè)始發(fā)事件后，依靠在此狀態(tài)中連續(xù)運(yùn)行的系統(tǒng)動作，以控制該假設(shè)始發(fā)事件，使核電廠趨于安全。

（3）在發(fā)生假設(shè)始發(fā)事件后，依靠對該事件作出響應(yīng)而投入工作的系統(tǒng)動作使電廠趨于安全。

3.4設(shè)計基準(zhǔn)

設(shè)計基準(zhǔn)必須規(guī)定核電廠在確定的輻射防護(hù)要求范圍內(nèi)適應(yīng)規(guī)定的運(yùn)行狀態(tài)范圍和事故工況的必備能力。設(shè)計基準(zhǔn)包括正常運(yùn)行技術(shù)規(guī)格、假設(shè)始發(fā)事件引起的狀態(tài)、重要的假設(shè)以及在某些情況下特定的分析方法。

3.4.1正常運(yùn)行

設(shè)計過程中必須針對電廠安全正常運(yùn)行的要求，制定一組運(yùn)行要求和限制，包括：

（1）過程變量和其他重要參數(shù)的限制；

（2）安全系統(tǒng)整定值；

（3）電廠維護(hù)、試驗和檢查的要求，以保證構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的功能與設(shè)計規(guī)定相符。

這些要求和限制是制定運(yùn)行限值和條件的依據(jù)。

3.4.2假設(shè)始發(fā)事件

核電廠設(shè)計中必須認(rèn)識到縱深防御的各個層次都可能受到考驗，因此設(shè)計中必須采取措施以保證安全功能的執(zhí)行，并實(shí)現(xiàn)安全目標(biāo)。上述考驗來自假設(shè)始發(fā)事件。假設(shè)始發(fā)事件的選擇系基于確定論法或概率論法，或兩者的某種組合。不同類型的假設(shè)始發(fā)事件及其可能的組合見附件A。應(yīng)指出，獨(dú)立事件同時發(fā)生的可能性通常不予考慮。

3.4.3設(shè)計規(guī)范

應(yīng)有國家核安全部門認(rèn)可的工程設(shè)計規(guī)范，作為系統(tǒng)和部件設(shè)計的接受準(zhǔn)則。

3.4.4廠址特征①

在確定核電廠設(shè)計基準(zhǔn)時，必須考慮到核電廠與環(huán)境之間的各種相互作用，包括人口、氣象、水文、地質(zhì)和地震等因素。還必須考慮到為獲得電廠安全和保護(hù)公眾可依托的廠外服務(wù)（如電力供應(yīng)和消防設(shè)施）可能遇到的困難。

3.5嚴(yán)重事故

正常運(yùn)行、預(yù)計運(yùn)行事件和事故工況的設(shè)計基準(zhǔn)對于防止反應(yīng)堆堆芯的嚴(yán)重?fù)p壞以及抑制放射性物質(zhì)的釋放，使之在運(yùn)行狀態(tài)下低于規(guī)定限值并在事故工況下低于可接受限值，必須提供高的可信度。

但是應(yīng)該意識到某些低概率的事件序列有導(dǎo)致嚴(yán)重的堆芯損壞的可能。

從安全觀點(diǎn)出發(fā)，還以在一定限度內(nèi)計及嚴(yán)重事故為妥。對于嚴(yán)重事故的考慮可基于現(xiàn)實(shí)的分析，而毋需嚴(yán)格地運(yùn)用確定設(shè)計基準(zhǔn)時所采取的保守的過程方法。根據(jù)運(yùn)行經(jīng)驗，結(jié)合安全分析和安全研究的結(jié)果，設(shè)計中應(yīng)考慮的事項有：

（1）針對特定設(shè)計，確定能導(dǎo)致嚴(yán)重事故的重要事件序列；

（2）考慮電廠的已有能力，包括超越其預(yù)定功能和設(shè)計基準(zhǔn)時利用某些系統(tǒng)的可能，以及利用某些暫設(shè)系統(tǒng)使電廠恢復(fù)到受控狀態(tài)并減輕嚴(yán)重事故的后果；

（3）應(yīng)對能降低這些事件出現(xiàn)的概率或能減輕這些事件后果的可能的設(shè)計修改作出評價。若通過適當(dāng)努力能提高總的安全性，則應(yīng)進(jìn)行這種設(shè)計修改。

（4）在計及有代表性的和起主導(dǎo)作用的嚴(yán)重事故的條件下，制定事故處理規(guī)程。

①進(jìn)一步指導(dǎo)見HAF0100（91）《核電廠廠址選擇安全規(guī)定》及其安全導(dǎo)則。

3.6核電廠質(zhì)量

必須明確規(guī)定構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的全部安全功能。構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件必須按其安全的重要性進(jìn)行分級。

為保證高度的功能可靠性，對于與質(zhì)量有關(guān)的各個方面，諸如構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的設(shè)計，材料的選擇、技術(shù)規(guī)格、建造、運(yùn)行、維護(hù)和試驗規(guī)程以及合格人員的配備，必須予以極大關(guān)注，使之適應(yīng)所賦與的安全功能。不僅對于不同防御層次中的工藝和安全系統(tǒng)及其輔助設(shè)施有此要求，對于防止放射性物質(zhì)外逸的各道實(shí)體屏障尤其如此。

凡屬可行，設(shè)備必須按照適用的、經(jīng)認(rèn)可的標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計，其設(shè)計必須是此前在相當(dāng)使用條件下驗證過的；設(shè)備的選擇必須與安全所要求的電廠可靠性目標(biāo)相一致。對于所采用的標(biāo)準(zhǔn)和規(guī)范，必須加以鑒別和評價，以確定其適用性、恰當(dāng)性和權(quán)威性，并根據(jù)需要進(jìn)行補(bǔ)充和修正，以保證設(shè)備的質(zhì)量符合安全功能的要求。

選擇設(shè)備時必須考慮到誤動作和不安全的故障模式（例如要求脫扣時不脫扣）。系統(tǒng)或部件有發(fā)生故障的可能并需要在設(shè)計中針對此種故障作出適應(yīng)性措施之處，則必須先選擇具有可預(yù)見的故障模式并便于修理或更換的設(shè)備。①

3.7在役試驗、維護(hù)、檢查和監(jiān)測的措施

安全重要構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的設(shè)計必須符合下列要求：它們的可靠性達(dá)到足夠高的水平；為保持其執(zhí)行功能的能力，可在核電廠的壽期內(nèi)進(jìn)行標(biāo)定、試驗、維護(hù)、修理和檢查或監(jiān)測；完成這些活動時所達(dá)到的標(biāo)準(zhǔn)與所執(zhí)行安全功能的重要性相當(dāng)，且廠區(qū)人員不致于由此而受到過量的照射。

安全重要構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的設(shè)計不足以適應(yīng)試驗、檢查或監(jiān)測的需要時，必須采取適當(dāng)?shù)难a(bǔ)充措施，以消除潛在的未發(fā)現(xiàn)的故障影響。

3.8系統(tǒng)和部件的可靠性設(shè)計②

①這方面的進(jìn)一步指導(dǎo)見HAF0400（91）《核電廠質(zhì)量保證安全規(guī)定》及其有關(guān)導(dǎo)則。另見安全導(dǎo)則HAF0302《核電廠在役檢查》﹑HAF0307《核電廠維修》和HAF0308《核電廠重要物項的監(jiān)督》。

②關(guān)于系統(tǒng)可靠性和設(shè)計措施的進(jìn)-步指導(dǎo)見安全導(dǎo)則HAF0203﹑HAF0204﹑HAF0205﹑HAF0206﹑HAF0207﹑HAF0213.

本條所列的幾種措施可用于達(dá)到和保持與全部三個防御層次內(nèi)所執(zhí)行安全功能的重要性相當(dāng)?shù)目煽啃?。如有必要，可使用這些措施的組合。

表示不同防御層次的可靠性要求，不能采取通用的定量指標(biāo)。但第一層次無疑應(yīng)視作重點(diǎn)。這與營運(yùn)單位為了生產(chǎn)電力保持核電廠高可用率的目標(biāo)也是吻合的。

為保證安全功能的執(zhí)行具有必需的可靠性，經(jīng)國家核安全部門同意，對某些安全系統(tǒng)可制定最大不可用率的限值作為基準(zhǔn)或用作接受準(zhǔn)則。

3.8.1多重性

為完成一項特定安全功能而采用多于最少套數(shù)的設(shè)備，即多重性，它是提高安全重要系統(tǒng)的可靠性并借以滿足單一故障準(zhǔn)則（見3.8.2）的重要設(shè)計原則。在運(yùn)用多重性原則的條件下，一套設(shè)備出現(xiàn)故障或失效是可承受的，不致于導(dǎo)致功能的喪失。例如，在某一特定功能可由任意兩臺泵完成之處，設(shè)置三臺或四臺泵。為滿足多重性要求，可采用相同的或不同的部件。

3.8.2單一故障準(zhǔn)則

滿足單一故障準(zhǔn)則的設(shè)備組合，在其任何部位發(fā)生單一隨機(jī)故障時，仍能保持所賦予的功能。源自單一故障的各種繼發(fā)故障，均視作單一故障不可分割的組成部分。

對于構(gòu)成核電廠設(shè)計的每個安全組，都必須運(yùn)用單一故障準(zhǔn)則。安全組是用以完成各項為抑制特定假設(shè)始發(fā)事件的后果使之不超過設(shè)計基準(zhǔn)所規(guī)定限值所需要的動作的設(shè)備組合。

為檢驗核電廠是否符合單一故障準(zhǔn)則的要求，必須對各有關(guān)安全設(shè)備組進(jìn)行下述分析：假設(shè)單一故障及其全部繼發(fā)故障依次出現(xiàn)在設(shè)備組合的各個單元上，并逐一進(jìn)行分析，直至完成此組合內(nèi)的全部故障分析為止，對各有關(guān)組合依次一一進(jìn)行分析，直至完成所有組合和全部故障的分析為止。有關(guān)特定安全系統(tǒng)需要符合單一故障準(zhǔn)則的敘述見后。單一故障準(zhǔn)則在上述系統(tǒng)中的假設(shè)是此前已作了描述的過程中的一部分。單一故障分析中，不考慮同時發(fā)生一個以上的隨機(jī)故障。

如上述分析的結(jié)果表明，每個安全組在計及假設(shè)始發(fā)事件的影響后均能完成各有的功能，則認(rèn)為，設(shè)計達(dá)到了單一故障準(zhǔn)則的要求。

單一故障分析中，對于設(shè)計、制造、在役檢查和保養(yǎng)的質(zhì)量達(dá)到極高水平的非能動部件的故障，可不予考慮。但在排除非能動部件發(fā)生故障的可能時，必須計及始發(fā)事件后需要部件發(fā)揮作用的全時程，并對基于此種假設(shè)的分析方法的正確性作出論證。

亂真動作必須視為故障的一種模式。

對于下列各種情況，毋需遵守單一故障準(zhǔn)則：

（1）極為罕見的假設(shè)始發(fā)事件；

（2）假設(shè)始發(fā)事件極不可能的后果；

（3）某些設(shè)備因進(jìn)行維護(hù)、修理或定期試驗，在有限的時間內(nèi)停止使用。

對某些安全系統(tǒng)可能需要提出多重性或多樣性的附加要求。例如在相同部件用于幾種安全功能或同時用于安全和非安全目的之處、有共因故障的可能之處以及定期試驗的有效性受到限制之處，均可據(jù)以提出附加要求。

3.8.3多樣性

采用多樣性原則能減少某些共因故障的可能，從而提高某些系統(tǒng)的可靠性。應(yīng)考查這類潛在故障的原因，以確定在何種場合能有效地應(yīng)用多樣性原則。

多樣性應(yīng)用于執(zhí)行同一功能的多重系統(tǒng)或部件，系通過多重系統(tǒng)或部件中引入不同屬性而實(shí)現(xiàn)。獲得不同屬性的方式有：采用不同的工作原理、不同的物理變量或不同的運(yùn)行條件以及使用不同制造廠的產(chǎn)品等。

為保證所采用的多樣性確能提高所完成設(shè)計的可靠性，在運(yùn)用多樣性原則時必須審慎。例如，為降低共因故障的可能性，設(shè)計人員必須對材料、部件和制造工藝中有無任何相似之處，運(yùn)行原理或公用的輔助設(shè)施中有無細(xì)微的類似之處給以關(guān)注。采用多樣化系統(tǒng)或部件時，應(yīng)計及諸如運(yùn)行、維護(hù)和試驗程序中額外的復(fù)雜性，或使用可靠性較低設(shè)備所帶來的缺點(diǎn)，并取得此種追加措施有利于總體效益的合理保證。

3.8.4獨(dú)立性

為提高系統(tǒng)的可靠性可在設(shè)計中采用下列獨(dú)立性原則：

（1）保持多重系統(tǒng)部件之間的獨(dú)立性；

（2）保持系統(tǒng)中各部件與假設(shè)始發(fā)事件效應(yīng)之間的獨(dú)立性，例如，假設(shè)始發(fā)事件不得引起為減輕該事件后果而設(shè)置的安全系統(tǒng)或安全功能的失效或喪失；

（3）保持不同安全等級的系統(tǒng)或部件之間適當(dāng)?shù)莫?dú)立性；

（4）保持安全重要物項與非安全重要物項之間的獨(dú)立性。

獨(dú)立性可在系統(tǒng)設(shè)計中通過功能隔離或?qū)嶓w分隔實(shí)現(xiàn)。

（1）功能隔離

必須使用功能隔離，以減少多重系統(tǒng)或相連接系統(tǒng)中由正常運(yùn)行或異常運(yùn)行，或這些系統(tǒng)中任一部件的故障所引起的設(shè)備和部件間不良相互作用的可能性。

（2）部件的實(shí)體分隔和布置

在系統(tǒng)布置和設(shè)計中，必須盡實(shí)際可能采用實(shí)體分隔原則以增強(qiáng)實(shí)現(xiàn)獨(dú)立性的保證，對于某些共因故障尤其如此。

這些原則包括：

空間分隔（距離、方位等）；

屏障分隔；

上述兩種方法的組合。

分隔方法的選擇取決于設(shè)計基準(zhǔn)中所考慮的假設(shè)始發(fā)事件，例如火災(zāi)、化學(xué)爆炸、飛機(jī)墜毀、飛射物、淹沒、溫度、濕度等效應(yīng)。

核電廠內(nèi)的某些場所，有可能成為不同安全重要性的各種設(shè)備或線路的自然匯合點(diǎn)，例如安全殼貫穿區(qū)、電動機(jī)控制中心、電纜走廊、設(shè)備間、控制室和核電廠的工藝控制電腦等。在這些場所，必須盡實(shí)際可能采取適當(dāng)?shù)拇胧┮苑乐构惨蚬收稀?/p>

3.8.5故障安全設(shè)計

在設(shè)計核電廠的安全重要系統(tǒng)和部件時，應(yīng)盡可能貫徹故障安全原則，即系統(tǒng)或部件發(fā)生故障時，電廠應(yīng)能在毋需任何觸發(fā)動作的情況下進(jìn)入安全狀態(tài)。

3.8.6輔助設(shè)施

為保持電廠安全狀態(tài)所必需的輔助設(shè)施有供應(yīng)電力、冷卻水、壓縮空氣或其他氣體的設(shè)施及潤滑設(shè)施等。輔助設(shè)施用于支持構(gòu)成安全重要系統(tǒng)部分的設(shè)備時，必須視作安全重要系統(tǒng)的一部分。它們的可靠性、多重性、多樣性﹑獨(dú)立性﹑用于隔離和功能實(shí)驗的措施必須具有與所支持系統(tǒng)相對應(yīng)的可靠性。

3.8.7共因故障

若干裝置或部件的功能可能由于出現(xiàn)單一特定事件或原因而失效。這種事件或原因可能是設(shè)計缺陷、制造缺陷、運(yùn)行或維護(hù)差錯、自然事件、人為事件、信號飽和、環(huán)境條件的變化或電廠內(nèi)任何其他運(yùn)行或故障所引起的意外的級聯(lián)效應(yīng)。必須盡實(shí)際可能在設(shè)計中采取適當(dāng)措施盡量減少這種效應(yīng)。

3.8.8設(shè)備停役

核電廠及其安全系統(tǒng)的可靠性設(shè)計中，必須計及設(shè)備停役的影響，包括預(yù)計的維護(hù)、試驗和修理工作對于各個安全系統(tǒng)的可靠性所產(chǎn)生的影響。如系統(tǒng)的可靠性在設(shè)備停役的條件下不能滿足設(shè)計和運(yùn)行所采用準(zhǔn)則的要求，且臨時停役的部件不能在規(guī)定時間內(nèi)進(jìn)行更換或重新投入時，核電廠必須停止運(yùn)行或置于安全狀態(tài)之下。核電廠開始運(yùn)行前必須明確規(guī)定可用于各種情況下部件的更換或重新投入的時間和應(yīng)采取的行動。

3.9運(yùn)行人員操作優(yōu)化的設(shè)計①

從安全觀點(diǎn)出發(fā)，廠區(qū)人員的工作場所和工作環(huán)境必須按人機(jī)工效學(xué)原則進(jìn)行設(shè)計。

對人的因素和人機(jī)關(guān)系的全面考慮應(yīng)始于設(shè)計的早期階段，并貫徹于設(shè)計全過程。

控制室內(nèi)必須以協(xié)調(diào)的方式向操縱員提供反映本規(guī)定3.2條中各種安全功能所必需的全部設(shè)備和系統(tǒng)現(xiàn)狀的各種參數(shù)的清晰的顯示。在輔助控制點(diǎn)內(nèi)也必須提供類似設(shè)施（見6.3條）。

若將操縱員視為承擔(dān)雙重任務(wù)，即設(shè)備操作和系統(tǒng)管理（包括事故處理）的人員，則有助于確立信息顯示和控制的設(shè)計原則。

為進(jìn)行系統(tǒng)管理，操縱員需要借以作出下述判斷的信息：

（1）在任何狀態(tài)下（即正常運(yùn)行、預(yù)計運(yùn)行事件或事故工況），迅速評估電廠的概況，并確認(rèn)預(yù)定的自動安全動作正在進(jìn)行；

①進(jìn)一步指導(dǎo)見安全導(dǎo)則HAF0203、HAF0208和HAF0303。

（2）決定應(yīng)采取的恰當(dāng)行動。

為進(jìn)行設(shè)備操作，操縱員需要各系統(tǒng)和設(shè)備有關(guān)參數(shù)的信息。

設(shè)計必須利于操縱員在有限的時間內(nèi)、預(yù)計的周圍環(huán)境中和有心理壓力（的狀態(tài)）下能采取成功的行動。應(yīng)盡量減少操縱員在短期內(nèi)進(jìn)行干預(yù)的必要性。設(shè)計時應(yīng)考慮這種干預(yù)可予接受的前提是：設(shè)計者能夠證明操縱員有足夠的時間作出決定并采取行動，操縱員據(jù)以決定采取行動的必要信息系以簡單和明確的方式呈現(xiàn)，在該事件發(fā)生后控制室內(nèi)或輔助控制點(diǎn)內(nèi)及其通道中的環(huán)境是可接受的。

3.10余熱向最終熱阱的輸送①

必須設(shè)置傳熱系統(tǒng)，向最終熱阱輸送來自安全重要構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的余熱。這些系統(tǒng)在正常運(yùn)行、預(yù)計運(yùn)行事件和事故工況下都必須具有極高的可靠性。用于輸送熱量的各系統(tǒng)，包括傳遞熱量、提供動力以及向余熱輸送系統(tǒng)供應(yīng)流體的設(shè)計都必須與它們的整個余熱輸送系統(tǒng)中所分擔(dān)的功能相適應(yīng)。

為實(shí)現(xiàn)系統(tǒng)的可靠性，必須恰當(dāng)?shù)剡x擇經(jīng)考驗的部件，并采用多重性、多樣性、實(shí)體分隔、相互連接以及隔離等。

在設(shè)計這些系統(tǒng)、選擇最終熱阱和傳熱流體貯存系統(tǒng)的多樣性方案時，必須考慮到自然事件和人為事件的影響。

3.11防火和防爆②

設(shè)計和布置安全重要構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件時，除滿足其他安全要求外，還必須盡量降低外部和內(nèi)部事件引起火災(zāi)和爆炸的可能性及其后果。作為最低要求，必須保持停堆、排出余熱和包容放射性物質(zhì)的能力。為實(shí)現(xiàn)這些要求，必須采取多重部件、多樣系統(tǒng)、實(shí)體分隔適當(dāng)組合和故障安全設(shè)計。

①進(jìn)一步指導(dǎo)見安全導(dǎo)則HAF0206。

②進(jìn)一步指導(dǎo)見安全導(dǎo)則HAF0202。

在整個核電廠中，尤其在諸如安全殼和控制室等場所中，凡屬可行，必須采用不可燃的或阻燃的和耐熱的材料。

必須設(shè)置足夠容量和能力的火警檢測和滅火系統(tǒng)。在必要的場合，這些系統(tǒng)必須能自動觸發(fā)。滅火系統(tǒng)的設(shè)計和布置必須保證在其出現(xiàn)破裂、誤動作或意外操作時，對安全重要構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的能力不致于產(chǎn)生顯著的影響。

3.12設(shè)備故障的影響①

安全重要構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的設(shè)計必須能經(jīng)受運(yùn)行狀態(tài)和事故工況的影響并適應(yīng)這兩種狀態(tài)的環(huán)境條件（對于嚴(yán)重事故，盡實(shí)際可能予以考慮）。為防止能加重初始事件對安全所造成的后果的次級故障，這些構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件必須采取適當(dāng)?shù)牟贾梅绞?，或為之采取保護(hù)措施，以防止設(shè)備損壞時可能出現(xiàn)的飛射物、管道甩動、流體噴射和淹沒等動力作用的破壞。如果這些條件不能滿足，必須在設(shè)計中采取其他合適的措施。

安全重要的流體系統(tǒng)與工作壓力較高的另一流體系統(tǒng)相連接時，必須按較高的壓力設(shè)計，或設(shè)置符合單一故障準(zhǔn)則的過壓保護(hù)。

3.13多堆共用的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件

兩個或兩個以上的動力堆，一般不應(yīng)共用安全重要構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件。共用的方式如予采用，必須證明：此種方式能滿足每一座堆的全部安全要求；一座堆發(fā)生事故時，其它各堆能有秩序地停堆、冷卻并排出余熱。

3.14含有可裂變或放射性物質(zhì)的系統(tǒng)②

必須保證核電廠內(nèi)可能含有可裂變或放射性物質(zhì)的所有系統(tǒng)在運(yùn)行狀態(tài)和事故工況下均有足夠的安全性。

3.15撤離路線和通訊手段

核電廠必須設(shè)置有簡捷、以醒目而持久的標(biāo)志識別的安全撤離路線，并配備為安全使用這些路線所必需的可靠的應(yīng)急照明和其他輔助設(shè)施。撤離路線必須符合工業(yè)安全、輻射分區(qū)、防火和電廣保衛(wèi)方面的要求。

為使廠區(qū)人員即使在事故狀態(tài)下也能得到警告指令，必須設(shè)置適當(dāng)?shù)膱缶到y(tǒng)和通訊手段。

安全必須的核電廠廠區(qū)內(nèi)部以及對外的通訊聯(lián)系，必須保持晝夜暢通。進(jìn)行通訊設(shè)計和選擇多樣性措施時，必須計及這一要求。

①進(jìn)一步指導(dǎo)見安全導(dǎo)則HAF0204。

②進(jìn)一步指導(dǎo)見安全導(dǎo)則HAF0204

3.16核電廠出入口控制

為嚴(yán)密控制出入口，必須以適當(dāng)?shù)臉?gòu)筑物的布置方式，使核電廠與其周圍相隔離。進(jìn)行廠房設(shè)計和廠區(qū)布置時，尤其須注意此點(diǎn)，并為保衛(wèi)人員或監(jiān)測設(shè)備作出安排，以防未經(jīng)批準(zhǔn)的人員和物品進(jìn)入核電廠。

3.17退役

在設(shè)計階段對便于核電廠退役的措施必須給以關(guān)注，還必須為廠區(qū)人員和公眾在退役期間所受到的輻射照射保持于合理可行盡量低的水平，以及充分有效地保護(hù)環(huán)境防止放射性污染作出努力。反應(yīng)堆堆芯

4.1反應(yīng)堆設(shè)計

為保證在所有運(yùn)行狀態(tài)下不超出設(shè)計規(guī)定的可接受限值，反應(yīng)堆堆芯和有關(guān)冷卻劑系統(tǒng)、控制和保護(hù)系統(tǒng)的設(shè)計必須留有適當(dāng)?shù)脑Ａ俊?/p>

組成反應(yīng)堆堆芯的部件和反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)靠近堆芯的其他部件的設(shè)計和裝配，必須符合下述要求：在運(yùn)行狀態(tài)和事故工況中所預(yù)計到的靜、動荷載的作用下，可保持必要的結(jié)構(gòu)穩(wěn)定性，以保證安全停堆和堆芯冷卻。

4.2燃料元件

燃料元件的設(shè)計必須適應(yīng)各種劣化過程后仍能滿意地承受所預(yù)計的堆內(nèi)輻照的要求。

設(shè)計燃料元件時必須考慮下列劣化因素：冷卻劑外壓、燃料內(nèi)裂變產(chǎn)物所造成的附加內(nèi)壓、燃料和燃料組件中其他材料的輻照效應(yīng)、功率變化所造成的壓力和溫度的變化、化學(xué)效應(yīng)、靜載荷、包括流體所引起的，振動和機(jī)械振動在內(nèi)的動載荷以及變形或化學(xué)效應(yīng)所引起的傳熱性能的變化等。設(shè)計必須為數(shù)據(jù)、計算和制造中的不確定因素留有裕量。

燃料元件在正常運(yùn)行中，必須保持于設(shè)計規(guī)定限值之內(nèi)（包括裂變產(chǎn)物的容許泄漏值）；預(yù)計運(yùn)行事件中的各種瞬態(tài)影響不得造成元件顯著的進(jìn)一步劣化，裂變產(chǎn)物的泄漏量必須保持于現(xiàn)實(shí)可行的最低水平，燃料組件的設(shè)計應(yīng)計及便于檢查其結(jié)構(gòu)和零件的要求；在事故工況中，燃料元件必須能保持原位，其變形不得發(fā)展到有礙于堆芯在事故后保持足夠有效冷卻的程度，并且不得超過燃料元件在事故工況下的規(guī)定限值。

①進(jìn)一步的指導(dǎo)見安全導(dǎo)則HAF0214。

4.3反應(yīng)堆堆芯控制

堆芯的中子通量的水平和分布，各種狀態(tài)下，包括停堆后，換料期間和換料后的狀態(tài)、以及預(yù)計運(yùn)行事件和事故工況引起的狀態(tài)在內(nèi)，必須符合4.2條的規(guī)定。用于檢測上述通量分布的手段必須總能保證堆芯內(nèi)不存在任何未能檢測到的違反4.2條規(guī)定的部位。堆芯設(shè)計應(yīng)盡量減少依賴控制系統(tǒng)使通量分布在各種運(yùn)行狀態(tài)下保持在規(guī)定限值內(nèi)。

4.4反應(yīng)堆停堆

必須備有在運(yùn)行狀態(tài)和事故工況下安全停堆的手段。必須保證，即使在堆芯具有最大后備反應(yīng)性的情況下，仍能保持停堆狀態(tài)。停堆手段的有效性﹑動作速度和停堆深度必須足以保證反應(yīng)堆不超出規(guī)定的限值。

停堆手段必須由兩個不同的系統(tǒng)組成。

兩個系統(tǒng)中，至少有一個系統(tǒng)能在單一故障情況下獨(dú)立行使使反應(yīng)堆從運(yùn)行工況和事故工況迅速進(jìn)入有足夠深度的次臨界的功能。

即使在堆芯具有最大后備反應(yīng)性情況下，兩個系統(tǒng)中至少有一個系統(tǒng)能獨(dú)立使反應(yīng)堆從正常運(yùn)行工況進(jìn)入次臨界，并以足夠的深度和高的可靠度保持次臨界狀態(tài)。

判斷停堆手段是否足夠時，必須高度重視發(fā)生在核電廠任何部位的、可能導(dǎo)致一部分停堆手段失去作用的故障。

停堆手段必須足以防止反應(yīng)堆失控地轉(zhuǎn)向臨界。為滿足這一要求，必須考慮到停堆期間能增加反應(yīng)性的各種預(yù)定操作（諸如維護(hù)和換料操作時移動中子吸收體）及停堆手段中的單一故障。

必須通過檢測和試驗保證停堆手段處于所要求的狀態(tài)。

如能在全部正常功率運(yùn)行期間保持停堆能力，則部分停堆手段可用于反應(yīng)性控制和通量整形。反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)

5.1反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的設(shè)計

反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其有關(guān)的輔助系統(tǒng)、控制和保護(hù)系統(tǒng)必須具有足夠的裕量，以保證冷卻劑的壓力邊界在任何運(yùn)行狀態(tài)不超過設(shè)計條件。為達(dá)到此目的所設(shè)置卸壓裝置的動作，即使在事故工況下，也不得導(dǎo)致核電廠放射性物質(zhì)的向外釋放超過可接受的程度。

包容反應(yīng)堆冷卻劑的部件，如反應(yīng)堆壓力容器或壓力管、管道和接頭、閥門、配件、循環(huán)泵和熱交換器以及用于固定這些部件的器件，必須能在所有運(yùn)行狀態(tài)和事故工況下承受預(yù)計的靜、動載荷。

反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界必須具有能保證任何微裂紋緩慢擴(kuò)展（如微裂紋可檢測性、先漏后破）的特性。必須避免屬于反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界的部件可能呈現(xiàn)脆性的設(shè)計和工況。所設(shè)計和制造的反應(yīng)堆壓力容器、壓力管必須在材料選擇、設(shè)計標(biāo)準(zhǔn)、可檢查性和加工方面均具有最高質(zhì)量。

設(shè)計中必須考慮到壓力邊界材料在運(yùn)行、維護(hù)、試驗和事故工況下的所有條件，并對使用中可能出現(xiàn)劣化（諸如由于侵蝕、蠕變、疲勞、化學(xué)環(huán)境、輻射環(huán)境和老化）以及在確定部件初始狀態(tài)和劣化速率時的任何不確定因素，留有適當(dāng)?shù)脑Ａ俊?/p>

必須盡量減少反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界范圍內(nèi)的部件，諸如泵的葉輪和閥門零件在各種運(yùn)行狀態(tài)和事故工況下發(fā)生故障的可能性以及此種故障對一回路系統(tǒng)內(nèi)其他安全重要物項造成的損傷，并對使用中可能發(fā)生的劣化留有適當(dāng)?shù)脑Ａ俊?/p>

①本章的某些要求僅適用于水冷反應(yīng)堆，進(jìn)一步的指導(dǎo)見安全導(dǎo)則HAF0213。

5.2-回路壓力邊界的在役檢查

一回路壓力邊界內(nèi)部件的設(shè)計、制造和布置，必須便于在核電廠整個壽期內(nèi)對邊界定期進(jìn)行充分檢查和試驗。應(yīng)采取措施，貫徹材料監(jiān)督大綱，借以確定反應(yīng)堆壓力容器和其他重要部件的結(jié)構(gòu)材料的輻照效應(yīng)和老化效應(yīng)。

一回路壓力邊界的各部件必須具有與其安全重要性相對應(yīng)的直接或間接的可檢查性，以驗明不存在不可接受的缺陷或劣化。

此外，必須設(shè)置指示器以監(jiān)測一回路壓力邊界完整性（如泄漏檢測）。設(shè)置此種監(jiān)測手段，對于安全所必需的在役檢查的選擇可能產(chǎn)生影響。

核電廠的安全分析表明二回路冷卻劑系統(tǒng)中的某些特定故障可能導(dǎo)致嚴(yán)重后果時，其有關(guān)部分必須具有可檢查性。

5.3反應(yīng)堆冷卻劑裝置

必須采取措施保證冷卻劑的裝載量和壓力在任何運(yùn)行狀態(tài)下，在計及容積變化和泄漏后保持在設(shè)計規(guī)定的限值之內(nèi)。為滿足這一要求，執(zhí)行上述功能的系統(tǒng)必須具有足夠的容量（流量或儲量）。這些系統(tǒng)可由用于發(fā)電過程的部件或?qū)ｉT為此而設(shè)置的部件組成。

5.4反應(yīng)堆冷卻劑凈化

必須采取措施，清除反應(yīng)堆冷卻劑中的放射性物質(zhì)，包括從燃料泄漏的裂變產(chǎn)物。相應(yīng)系統(tǒng)的能力必須基于設(shè)計所規(guī)定的燃料容許泄漏限值和保守的裕量，以保證核電廠可在回路中的放射性水平處于合理的低水平和釋放量低于規(guī)定限值的條件下運(yùn)行。

5.5堆芯余熱的排出

必須為排出堆芯的余熱提供手段。它們的安全功能是在不超過規(guī)定的燃料設(shè)計限值和冷卻劑壓力邊界設(shè)計條件的前提下，以一定速度從堆芯排出裂變產(chǎn)物的衰變熱和其他余熱。

為了在單一故障的前提下足以可靠地實(shí)現(xiàn)上述要求，余熱排出系統(tǒng)的設(shè)計必須具備適當(dāng)?shù)亩嘀匦?、多樣性以及諸如泄漏檢測、適當(dāng)?shù)南嗷ミB接和隔離能力等特征。

5.6應(yīng)急堆芯冷卻

為限制冷卻劑喪失事故時裂變產(chǎn)物的外逸，必須設(shè)置應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)。此系統(tǒng)必須具有下述冷卻效能：

（1）包殼溫度不超過事故工況的容許設(shè)計值；

（2）可能出現(xiàn)的化學(xué)反應(yīng)限制在容許水平內(nèi)；

（3）燃料和堆內(nèi)構(gòu)件的變形不致于顯著降低應(yīng)急堆芯冷卻手段的有效性；

（4）堆芯冷卻保持足夠長的時間。

為了在單一故障的前提下也足以可靠地實(shí)現(xiàn)上述要求，應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)的設(shè)計必須具備適當(dāng)?shù)亩嘀匦?、多樣性及諸如泄漏檢測、適當(dāng)?shù)南嗷ミB接和隔離能力等的設(shè)計特征。

5.7應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)的檢查和試驗

應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)及其重要部件必須具備進(jìn)行定期檢查和定期試驗的條件，以保持下述性能：

（1）系統(tǒng)中各部件的結(jié)構(gòu)和密封的完整性；

（2）正常運(yùn)行期內(nèi)系統(tǒng)中各能動部件可達(dá)到的最佳可運(yùn)行性和工作性能；

（3）作為一個整體，系統(tǒng)按現(xiàn)實(shí)可能與設(shè)計基準(zhǔn)條件相接近的可運(yùn)行性，例如為系統(tǒng)投入運(yùn)行所需全部操作順序的執(zhí)行，包括保護(hù)系統(tǒng)中有關(guān)部分的操作、正常和應(yīng)急動力源之間的切換，以及有關(guān)安全系統(tǒng)輔助設(shè)施的操作等。信息和控制

6.1總的要求

必須設(shè)置能在正常運(yùn)行、預(yù)計運(yùn)行事件和事故工況下對變量和系統(tǒng)進(jìn)行全程監(jiān)測的儀表，以獲取核電廠現(xiàn)狀的充分信息。必須設(shè)置能測量所有影響裂變過程、反應(yīng)堆堆芯完整性、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和安全殼完整性的主要變量的儀表以及借以獲取核電廠的安全可靠運(yùn)行所需的任何信息的儀表。對安全重要的導(dǎo)出參數(shù)，如冷卻水的過冷度，必須配置足夠的自動記錄裝置。

必須設(shè)置適當(dāng)?shù)目刂剖侄螌⑸鲜鲎兞勘３衷谝?guī)定的運(yùn)行范圍以內(nèi)?？刂葡到y(tǒng)的設(shè)計應(yīng)采取適當(dāng)?shù)目蛇_(dá)到高度可靠性的手段。

必須設(shè)置檢測儀表和記錄裝置，用以獲取為跟蹤事故工況過程和主要設(shè)備現(xiàn)狀所需的基本信息；按安全要求，預(yù)測放射性物質(zhì)可能自設(shè)計部位外逸的數(shù)量和位置。應(yīng)視實(shí)際可能使檢測儀表中有一定數(shù)量的儀表提供在嚴(yán)重事故期間反映電廠現(xiàn)狀和據(jù)以作出決策的信息。

①進(jìn)一步的指導(dǎo)見安全導(dǎo)則HAF0208。

6.2控制室①

必須設(shè)置主控制室，借以進(jìn)行下述活動：在各種運(yùn)行狀態(tài)下安全地運(yùn)行核電廠；出現(xiàn)事故工況和控制室設(shè)計中所采用的設(shè)計基準(zhǔn)事件后，采取相應(yīng)措施，以保持核電廠的安全狀態(tài)或使之返回安全狀態(tài)。必須采取適當(dāng)措施保護(hù)控制室內(nèi)的人員，防止事故工況下形成的過量照射或有毒氣體之類險情的危害，以保持其采取必要行動的能力。

控制室內(nèi)儀表的布置和信息顯示的方式必須便于運(yùn)行人員正確掌握核電廠現(xiàn)狀和性能的全貌。

必須設(shè)置光示裝置，并在相宜之處設(shè)置音響裝置，以效果良好的方式指示偏離正常和可能危及安全的運(yùn)行工況和過程。

6.3輔助控制點(diǎn)②

必須在一個獨(dú)立于主控室的專用控制點(diǎn)（二者之間采取電氣和實(shí)體分隔）配置足夠的檢測儀表和控制設(shè)備，借以在主控室喪失執(zhí)行基本安全功能時，完成下述任務(wù)：使反應(yīng)堆進(jìn)入并保持于停堆狀態(tài)，排出余熱并監(jiān)測核電廠的主要變量。

6.4應(yīng)急控制中心

應(yīng)設(shè)置一個與核電廠控制室相分離的應(yīng)急控制中心，作為發(fā)生應(yīng)急情況時集合應(yīng)急工作人員的場所。應(yīng)急控制中心內(nèi)應(yīng)提供電廠主要參數(shù)和核電廠內(nèi)及其外圍放射性狀況的信息。應(yīng)急控制中心應(yīng)備有通往核電廠控制室及其他重要地點(diǎn)和廠外應(yīng)急機(jī)構(gòu)的通訊手段。應(yīng)盡實(shí)際可能，采取適當(dāng)措施，借以在相當(dāng)長的時間內(nèi)有效地保護(hù)應(yīng)急控制中心內(nèi)的人員，從而防止嚴(yán)重事故對他們的危害。

①見3.9條。

②見3.9條。

③進(jìn)一步的指導(dǎo)見安全導(dǎo)則HAF0203。保護(hù)系統(tǒng)

7.1保護(hù)系統(tǒng)的功能

保護(hù)系統(tǒng)必須具有下述功能：

（1）自動觸發(fā)有關(guān)的系統(tǒng)動作，必要時包括自動觸發(fā)停堆系統(tǒng)動作，以保證在發(fā)生預(yù)計運(yùn)行事件時不超出規(guī)定的設(shè)計限值；

（2）檢測到事故工況并觸發(fā)為減輕其后果所需的系統(tǒng)動作；

（3）抑制控制系統(tǒng)自身的不安全動作。

7.2保護(hù)系統(tǒng)的可靠性和可試驗性

保護(hù)系統(tǒng)必須具有與所執(zhí)行功能相適應(yīng)的高度可靠性和定期可試驗性，保護(hù)系統(tǒng)所具有的多重性和獨(dú)立性必須足以保證：

（1）單一故障不致于導(dǎo)致保護(hù)功能的喪失；

（2）保護(hù)系統(tǒng)的運(yùn)行可靠性未經(jīng)其他方法證明確屬可接受時，其任一部件或通道的停役不得導(dǎo)致所需最低限度多重度的喪失。

必須保證正常運(yùn)行、預(yù)計運(yùn)行事件和事故工況對多通道的影響不致于導(dǎo)致保護(hù)系統(tǒng)功能的喪失，或者必須根據(jù)其他基準(zhǔn)證明該保護(hù)系統(tǒng)是可以接受的。必須在實(shí)際可行的范圍內(nèi)采用各種設(shè)計技術(shù)，如可試驗性（必要時包括自檢能力）、故障安全性能、功能的多樣性、部件設(shè)計或工作原理的多樣性等以防止保護(hù)功能的喪失。

除非能通過其他方法獲取必要的可靠性，否則保護(hù)系統(tǒng)必須具有可在反應(yīng)堆運(yùn)行時進(jìn)行定期功能試驗的條件，包括各通道分別進(jìn)行試驗的可能性，以查明可能發(fā)生的故障和多重性喪失的缺陷。

設(shè)計中必須采取措施盡量減少由于運(yùn)行人員的行動引起保護(hù)系統(tǒng)失效的可能性。

7.3保護(hù)系統(tǒng)和控制系統(tǒng)的分隔

為防止保護(hù)系統(tǒng)和控制系統(tǒng)之間的相互干擾，必須避免兩者之間的相互連接或采用適當(dāng)?shù)墓δ芨綦x。保護(hù)系統(tǒng)和控制系統(tǒng)共用相同的信號時，必須采取適當(dāng)?shù)姆指舸胧ㄈ缬行У娜ヱ睿⒆C明本章所列各安全要求均已得到滿足。應(yīng)急動力供應(yīng)

安全重要的各種系統(tǒng)和部件，在發(fā)生某些假設(shè)始發(fā)事件后，需要應(yīng)急動力。應(yīng)急動力的供應(yīng)必須足以適應(yīng)任何假設(shè)始發(fā)事件與外電源喪失相耦合的要求。所需應(yīng)急動力的功率因假設(shè)始發(fā)事件的性質(zhì)而異。確定各種安全功能所需應(yīng)急動力的手段時，包括其數(shù)量、可用率、持續(xù)時間、容量和不間斷性等，需要計及所執(zhí)行的安全功能的性質(zhì)。

可供選用的應(yīng)急動力供應(yīng)措施有許多種，如水輪機(jī)、汽輪機(jī)、燃?xì)廨啓C(jī)、柴油機(jī)和蓄電池等。動力的供應(yīng)可采取直接驅(qū)動設(shè)備或通過應(yīng)急電力系統(tǒng)的方式。

所選用應(yīng)急動力源設(shè)備組合的可靠性和方式，必須與作為其供應(yīng)對象的安全系統(tǒng)對安全的全部要求相一致，并在發(fā)生單一故障情況下滿足功能要求。應(yīng)急動力源必須具有進(jìn)行功能能力試驗的條件。安全殼系統(tǒng)

9.1目的

未能證明可使用其他方法限制放射性物質(zhì)的釋放量時，必須設(shè)置安全殼系統(tǒng)以抑制事故工況下放射性物質(zhì)往環(huán)境釋放，使之保持在可接受限值內(nèi)。安全殼系統(tǒng)可由密閉的廠房或邊界，壓力抑制（抑壓）子系統(tǒng)（適用于沸水堆）和凈化系統(tǒng)組成。安全殼系統(tǒng)可按設(shè)計要求采取不同的工程處理方案。

安全殼系統(tǒng)的設(shè)計基準(zhǔn)中必須考慮到已確定的各種假設(shè)始發(fā)事件。此外還應(yīng)考慮用于減輕嚴(yán)重事故后果的設(shè)施及嚴(yán)重事故情況下用于保持安全殼完整性的措施。

①進(jìn)一步的指導(dǎo)見安全導(dǎo)則HAF0207。

②本章的某些要求僅適用于水冷反應(yīng)堆，進(jìn)一步的指導(dǎo)見安全導(dǎo)則HAF0212。

9.2安全殼結(jié)構(gòu)的強(qiáng)度

安全殼結(jié)構(gòu)（包括通道閘門、貫穿件和隔離閥）必須根據(jù)事故工況下所產(chǎn)生的內(nèi)壓（高于或低于大氣壓）、溫度以及飛射物和反作用力等動態(tài)效應(yīng)進(jìn)行計算，并留有足夠的裕量。設(shè)計中還必須考慮到其他潛在的能量來源，如化學(xué)和輻射分解反應(yīng)的影響。安全殼結(jié)構(gòu)強(qiáng)度計算中還必須計及自然事件和人為事件的作用。

9.3安全殼的泄漏

安全殼系統(tǒng)必須按事故工況期間的泄漏率不超過規(guī)定的最大值的要求進(jìn)行設(shè)計。承壓的第一級安全殼可部分或全部置于第二級包容殼內(nèi)，以收集和控制第一級安全殼在事故工況期間的泄漏釋放或儲存其泄漏物。

安全殼構(gòu)筑物以及其他與系統(tǒng)密封性有關(guān)的設(shè)備和部件的設(shè)計和施工，必須適應(yīng)貫穿件全部安裝完畢后的設(shè)計壓力下進(jìn)行泄漏率測試的要求。安全殼系統(tǒng)還必須具備在堆的壽期內(nèi)定期在設(shè)計壓力或較低壓力下重新測定泄漏率的條件，借以作出安全殼設(shè)計壓力下泄漏率的估計。

9.4安全殼壓力試驗

安全殼構(gòu)筑物的設(shè)計和建造必須適應(yīng)核電廠運(yùn)行前在規(guī)定壓力下進(jìn)行壓力試驗的要求，從而驗證其結(jié)構(gòu)的完整性。

9.5安全殼貫穿件

穿過安全殼的貫穿件必須滿足與安全殼構(gòu)筑物相同的設(shè)計要求。必須采取保護(hù)措施防止管道位移或飛射物、噴射力和管道甩動等事故載荷所產(chǎn)生的反作用力損傷貫穿件。

帶有彈性密封或波紋管狀脹縮節(jié)的貫穿件，必須具有進(jìn)行與安全殼整體泄漏率測定無關(guān)的檢漏試驗的可能性。

9.6安全殼隔離

為在事故工況下保持安全殼的密閉性，防止放射性物質(zhì)向環(huán)境的釋放超過可接受的限值，貫穿安全殼且屬于反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界的組成部分或直接與安全殼空間相連的管線在事故工況下必須能可靠地自動封閉。為達(dá)到此目的，在這些管線上一般應(yīng)串聯(lián)設(shè)置兩個合適的安全殼隔離閥。兩個隔離閥通常分別裝設(shè)在安全殼的內(nèi)側(cè)和外側(cè)。每個閥必須能可靠地獨(dú)立動作。隔離閥必須盡實(shí)際可能靠近安全殼。安全殼的隔離必須滿足單一故障準(zhǔn)則。

應(yīng)用上述準(zhǔn)則有損于貫穿安全殼系統(tǒng)的可靠性時，可采用其他的隔離方式。

貫穿安全殼、但既非反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界的組成部分，又不直接與安全殼空間相通的管線，最低限度必須設(shè)置一個隔離閥。隔離閥必須位于安全殼外側(cè)，并盡可能靠近安全殼。

9.7安全殼構(gòu)筑物的氣密閘門

人員進(jìn)入安全殼必須通過雙道氣密閘門。兩道閘門應(yīng)相互聯(lián)鎖，以保證反應(yīng)堆運(yùn)行和事故工況期間至少有一道閘門處于密閉狀態(tài)。

上述的要求也適用于設(shè)備的氣密閘門。

9.8安全殼內(nèi)部結(jié)構(gòu)

安全殼內(nèi)的隔間之間必須開口，以保持氣流暢通。開口的截面必須足以保證事故工況下壓力平衡過程中的壓差不損壞承壓結(jié)構(gòu)或其他對限制事故工況影響有重要作用的系統(tǒng)。

9.9安全殼的排熱

反應(yīng)堆安全殼必須具有排出熱量的能力，安全殼排熱系統(tǒng)的安全功能是在發(fā)生高能流體的任何釋放事故后，降低殼內(nèi)的壓力和溫度，使之保持在可接受的低水平。為安全殼設(shè)置的排熱系統(tǒng)，必須按單一故障準(zhǔn)則的要求具有足夠的可靠性、多樣性和多重性。

9.10安全殼內(nèi)氣體的凈化

必須設(shè)置用以控制可能釋放到反應(yīng)堆安全殼內(nèi)的裂變產(chǎn)物、氫、氧和其他物質(zhì)的系統(tǒng)，借以：

（1）降低事故工況期間可能釋放到環(huán)境的裂變產(chǎn)物的數(shù)量；

（2）控制事故工況期間安全殼內(nèi)氣體中的氫或氧和其他物質(zhì)的濃度，以防止可能危及安全殼完整性的爆炸或爆燃。

安全殼內(nèi)氣體凈化系統(tǒng)的部件和設(shè)施，必須按單一故障準(zhǔn)則的要求具有足夠的可靠性、多樣性和多重性。

9.11覆蓋層和涂層

為了保證安全殼系統(tǒng)內(nèi)構(gòu)筑物和部件的覆蓋層和涂層的安全功能，并盡量降低其他安全功能在其劣化時所受到的影響，對覆蓋層和涂層的材料必須審慎地進(jìn)行選擇，對其施工的方法必須作出專門規(guī)定。輻射防護(hù)

10.1原則

輻射防護(hù)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盡量低的水平。為實(shí)現(xiàn)這一目標(biāo)的設(shè)計中必須采用下述辦法：

（1）含有放射性物質(zhì)的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件采用適當(dāng)?shù)牟贾梅绞?，并設(shè)置屏蔽；

（2）核電廠和設(shè)備設(shè)計中貫徹減少輻射區(qū)內(nèi)人員活動和廠區(qū)人員遭受污染的可能性的要求；

（3）放射性廢物在廠內(nèi)的處置或發(fā)往廠外的過程中，采用適當(dāng)?shù)姆绞胶蜅l件處理放射性物質(zhì)；

（4）采取措施，降低廠內(nèi)所產(chǎn)生的散布于廠內(nèi)或釋放到環(huán)境的放射性物質(zhì)的數(shù)量和濃度。

必須充分考慮到人員停留區(qū)域內(nèi)輻射水平以及放射性廢物的產(chǎn)生隨時間遞增的因素。

①進(jìn)一步指導(dǎo)見安全導(dǎo)則HAF0209。

10.2輻射防護(hù)的設(shè)計

核電廠的設(shè)計中必須貫徹廠內(nèi)外的輻射照射在運(yùn)行狀態(tài)下限制于規(guī)定限值和事故工況下限制于可接受限值以內(nèi)的要求。設(shè)計中還必須貫徹合理可行盡量低的原則。

核電廠的設(shè)計和布置中必須采取合適的措施，以盡量減少來自各種放射源的照射和污染；這類措施必須包括在維護(hù)和檢查期間降低輻射照射、屏蔽直接照射、采用技術(shù)規(guī)格適當(dāng)?shù)牟牧辖档透g產(chǎn)物的活度、監(jiān)測手段、核電廠出入口的控制、按輻射和污染程度分區(qū)及合適的去污設(shè)施等方面的系統(tǒng)和部件的恰當(dāng)設(shè)計。

屏蔽設(shè)計必須符合操作區(qū)的輻射水平不超過規(guī)定限值，并有利于在維護(hù)中降低維護(hù)人員所受的輻射照射。屏蔽設(shè)計中還必須貫徹合理可行盡量低的原則。

核電廠的布置必須符合下述要求：輻射區(qū)和污染區(qū)的出入要有控制措施，廠內(nèi)放射性物質(zhì)的轉(zhuǎn)移和人員流動所引起的污染減少至最低限度。核電廠的布置要為高效率的運(yùn)行、檢查、維護(hù)和部件的更換創(chuàng)造條件，以盡量減少輻射照射。

必須為人員和設(shè)備提供合適的去污設(shè)施，并為處理去污活動中所產(chǎn)生的放射性廢物采取適當(dāng)措施。

10.3輻射監(jiān)測設(shè)備

必須配置用于在運(yùn)行狀態(tài)和事故工況中（并視實(shí)際可能在嚴(yán)重事故期間）進(jìn)行充分輻射防護(hù)監(jiān)督的設(shè)備。其具體要求如下：

（1）在運(yùn)行人員常駐之處以及在正常運(yùn)行或預(yù)計運(yùn)行事件中，由于輻射水平的變化需在一定時間內(nèi)限制進(jìn)入的場所，設(shè)置固定式劑量率儀表對當(dāng)?shù)氐妮椛鋭┝柯蔬M(jìn)行監(jiān)測；此外，必須在適當(dāng)?shù)牡攸c(diǎn)安裝固定式劑量率儀表，用以指示事故工況和嚴(yán)重事故下總的輻射水平；這些儀表必須向控制室或有關(guān)控制點(diǎn)提供足夠的信息，以便運(yùn)行人員及時采取必要的糾正措施；

（2）在人員常駐之處及氣載放射性水平可能高至要求防護(hù)措施的場所，設(shè)置測量空氣中放射性物質(zhì)活度的監(jiān)測系統(tǒng)；測得高濃度核素時，這些系統(tǒng)必須向控制室或適當(dāng)?shù)目刂泣c(diǎn)發(fā)出指示；

（3）在運(yùn)行狀態(tài)或事故工況下，為測定流體處理系統(tǒng)中和取自核電廠系統(tǒng)或空間的氣體或液體樣品中所選定的放射性核素濃度設(shè)置固定式設(shè)備或?qū)嶒炇已b置；

（4）設(shè)置監(jiān)測排出流向環(huán)境排放前或排放過程的固定式設(shè)備；

（5）設(shè)置用于測量放射性表面污染的儀器；

（6）設(shè)置用于測量人員所受劑量和污染的裝置。

除了在核電廠內(nèi)進(jìn)行監(jiān)測外，還必須為確定核電廠對鄰近地區(qū)可能產(chǎn)生的任何放射影響作出安排。

10.4放射性廢物的處理

為使放射性物質(zhì)的排出量及其濃度保持在規(guī)定限值以內(nèi)，必須設(shè)置適當(dāng)?shù)奶幚硪簯B(tài)和氣態(tài)放射性排出流的系統(tǒng)。此外必須貫徹合理可行盡量低的原則。

必須設(shè)置適當(dāng)?shù)南到y(tǒng)，以處理放射性固態(tài)廢物或濃縮廢物。廠區(qū)內(nèi)必須具有在一定期限內(nèi)貯存廢物的條件。向廠外運(yùn)輸固態(tài)廢物，必須遵照有關(guān)當(dāng)局的規(guī)定。

10.5液態(tài)放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放的控制

核電廠必須備有適當(dāng)手段，以控制液態(tài)放射性物質(zhì)向環(huán)境的釋放，并控制其排放量使之保持在規(guī)定限值以下。釋放的控制必須符合合理可行盡量低的原則。

10.6氣載放射性物質(zhì)的控制

必須設(shè)置具有適當(dāng)過濾能力的通風(fēng)系統(tǒng)，借以達(dá)到下述目的：

（1）防止放射性物質(zhì)在核電廠內(nèi)不可接受的擴(kuò)散；

（2）降低特定區(qū)域內(nèi)氣載放射性物質(zhì)的濃度，使之符合進(jìn)入該區(qū)域的規(guī)定要求；

（3）在正常運(yùn)行和預(yù)計運(yùn)行事件期間，防止核電廠內(nèi)空氣的放射性水平超過規(guī)定限值，并符合合理可行盡量低的原則；

（4）在不損害控制放射性物質(zhì)釋放能力的條件下，維持含有惰性氣體或有毒氣體的房間的通風(fēng)；

（5）控制氣載放射性物質(zhì)向環(huán)境的釋放，使之保持在規(guī)定限值以下，并符合合理可行盡量低的原則。

過濾系統(tǒng)必須足夠可靠，并在預(yù)計的常遇條件下能得到必需的滯留因子。過濾系統(tǒng)必須具有測試其效果的條件。燃料裝卸和貯存系統(tǒng)①進(jìn)一步指導(dǎo)見安全導(dǎo)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(tǒng)的設(shè)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(gòu)型為宜），以防止最佳慢化條件下達(dá)到臨界；

（2）對安全重要部件可進(jìn)行適當(dāng)?shù)亩ㄆ跈z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(tǒng)的設(shè)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(gòu)型為宜），以防止最佳慢化條件下達(dá)到臨界；

（2）在運(yùn)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(dāng)?shù)亩ㄆ跈z查和試驗；

（4）防止已輻照燃料丟失；

（5）防止乏燃料在運(yùn)輸過程中跌落；

（6）防止裝卸時在燃料元件或燃料組件上產(chǎn)生不可接受的應(yīng)力；

（7）防止乏燃料運(yùn)輸容器或起重設(shè)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(hù)措施；

（10）為采用燃料貯存水池系統(tǒng)的反應(yīng)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(jiān)測和控制燃料儲存水池的水位及檢測水池泄漏。設(shè)計的確認(rèn)①進(jìn)一步指導(dǎo)見安全導(dǎo)則HAF0211.

12.1安全分析

核電廠設(shè)計中必須進(jìn)行安全分析，從而通過迭代過程制定和確認(rèn)安全重要物項的設(shè)計基準(zhǔn)，并保證整個核電廠的設(shè)計符合國家核安全部門為核電廠各種工況所制定的輻射劑量和放射性物質(zhì)釋放的規(guī)定限值和可接受限值。

核電廠安全分析的范圍包括：

（1）運(yùn)行限值和條件滿足核電廠正常運(yùn)行要求的驗證；

（2）與電廠設(shè)計和核電廠位置相對應(yīng)的假設(shè)始發(fā)事件特征的描述；

（3）源自假設(shè)始發(fā)事件的事件序列的分析和評價；

（4）分析結(jié)果與放射性接受準(zhǔn)則和設(shè)計限值的比較；

（5）設(shè)計基準(zhǔn)的制定與確認(rèn)；

（6）預(yù)計運(yùn)行事件和事故工況可通過自動安全系統(tǒng)的響應(yīng)，并結(jié)合規(guī)定的運(yùn)行人員的行動，進(jìn)行處理的驗證。

必須驗證分析方法的適用性，核電廠設(shè)計的安全分析必須根據(jù)電廠的重大變化和運(yùn)行經(jīng)驗及時進(jìn)行修正。

除了按上述過程制定設(shè)計基準(zhǔn)之外，還應(yīng)考慮嚴(yán)重事故的概率和后果，以達(dá)到下述目的：

（1）確認(rèn)假設(shè)始發(fā)事件后果的突然升級不致于立即引發(fā)設(shè)計基準(zhǔn)事故；

（2）確定可降低嚴(yán)重事故概率或減輕嚴(yán)重事故后果的設(shè)施；

（3）提供恰當(dāng)?shù)膽?yīng)急規(guī)程。

必要時應(yīng)作概率安全評價。

12.2設(shè)備的合格鑒定

設(shè)備合格鑒定的程序必須確定設(shè)備在整個壽期內(nèi)，能滿足處于需要作用時的環(huán)境條件（如振動、溫度、壓力、噴射流沖擊、輻射、濕度）下執(zhí)行安全功能的要求。上述環(huán)境條件必須包括預(yù)計到的正常運(yùn)行、預(yù)計運(yùn)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(shè)備預(yù)定壽期內(nèi)各種因素的效應(yīng)（如老化）。設(shè)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(zhí)行安全功能之處，合格鑒定程序中必須列入有關(guān)自然現(xiàn)象對設(shè)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(yù)計的以及因特定運(yùn)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(yù)期需要在嚴(yán)重事故期間運(yùn)行的設(shè)備（如某些儀表）應(yīng)在可能范圍內(nèi)進(jìn)行相應(yīng)的合格鑒定。

12.3質(zhì)量保證①

必須制定并實(shí)施用于設(shè)計過程各個階段的質(zhì)量保證大綱，此大綱必須遵循HAF0400（91）《核電廠質(zhì)量保證安全規(guī)定》的要求。名詞解釋

在核電廠安全規(guī)定中下列名詞術(shù)語的含義為：

運(yùn)行狀態(tài)

正常運(yùn)行或預(yù)計運(yùn)行事件兩類狀態(tài)的統(tǒng)稱。

正常運(yùn)行

核電廠在規(guī)定運(yùn)行限值和條件范圍內(nèi)的運(yùn)行，包括停堆狀態(tài)、功率運(yùn)行、停堆過程、啟動、維護(hù)、試驗和換料。

預(yù)計運(yùn)行事件②

在核電廠運(yùn)行壽期內(nèi)預(yù)計可能出現(xiàn)一次或數(shù)次的偏離正常運(yùn)行的各種運(yùn)行過程，由于設(shè)計中已采取相應(yīng)措施，這類事件不致于引起安全重要物項的嚴(yán)重?fù)p壞，也不致導(dǎo)致事故工況。

事故（事故狀態(tài)）

事故工況和嚴(yán)重事故兩類狀態(tài)的統(tǒng)稱。

事故工況

以偏離③運(yùn)行狀態(tài)的形式出現(xiàn)的事故，事故工況下放射性物質(zhì)的釋放可由恰當(dāng)設(shè)計的設(shè)施限制在可接受限值以內(nèi)，嚴(yán)重事故不在其列。

設(shè)計基準(zhǔn)事故

核電廠按確定的設(shè)計準(zhǔn)則在設(shè)計中采取了針對性措施的那些事故工況。

嚴(yán)重事故

嚴(yán)重性超過事故工況的核電廠狀態(tài)，包括造成堆芯嚴(yán)重?fù)p壞的狀態(tài)。

①進(jìn)一步指導(dǎo)見安全導(dǎo)則HAF0406。

②屬于預(yù)計運(yùn)行事件的事例有：正常電源斷電和汽輪機(jī)脫扣、核電廠正常運(yùn)行中個別部件的誤動作、控制設(shè)備中個別元件失靈和主泵斷電等。

③偏離的例子有較大的燃料破損、冷卻劑喪失事故等。

事故處理

為使核電廠恢復(fù)到受控安全狀態(tài)并減輕事故后果而采取的一系列階段性行動，行動階段的順序如下：

（1）事故序列在發(fā)展中，但尚未超出核電廠設(shè)計基準(zhǔn)的階段；

（2）發(fā)生嚴(yán)重事故，但堆芯尚未損壞的階段；

（3）堆芯損壞后的階段。

上述八個術(shù)語相互間的關(guān)系參見附圖1。

核安全（安全）

完成正確的運(yùn)行工況、事故預(yù)防或緩解事故后果從而實(shí)現(xiàn)保護(hù)廠區(qū)人員、公眾和環(huán)境免遭過量輻射危害。

安全系統(tǒng)①

安全上重要的系統(tǒng)，用于保證反應(yīng)堆安全停堆、從堆芯排出余熱或限制預(yù)計運(yùn)行事件和事故工況的后果。

保護(hù)系統(tǒng)

有各種電器件、機(jī)械器件和線路（從傳感器到執(zhí)行機(jī)構(gòu)的輸入端）組成的產(chǎn)生與保護(hù)功能相聯(lián)系的信號系統(tǒng)。

安全執(zhí)行系統(tǒng)

由保護(hù)系統(tǒng)觸發(fā)用以完成必需的安全動作的設(shè)備組合。

安全系統(tǒng)輔助設(shè)施

為保護(hù)系統(tǒng)和安全執(zhí)行系統(tǒng)提供所需的冷卻、潤滑和能源等服務(wù)的設(shè)備組合。

上述五個術(shù)語相互間的關(guān)系參見附圖2。

可接受限值

國家核安全部門認(rèn)可的限值。

①安全系統(tǒng)包括保護(hù)系統(tǒng)、安全執(zhí)行系統(tǒng)和安全系統(tǒng)輔助設(shè)施。安全系統(tǒng)的部件可以專用于執(zhí)行安全功能，亦可在某些運(yùn)行狀態(tài)下執(zhí)行安全功能而在另一些狀態(tài)下執(zhí)行非安全功能（見附圖2）。

能動部件①

依靠觸發(fā)、機(jī)械運(yùn)動或動力源等外部輸入而行使功能，因而能以主動態(tài)影響系統(tǒng)的工作過程的部件（參見“非能動部件”）。

調(diào)試②

核電廠已安裝的部件和系統(tǒng)投入運(yùn)行并進(jìn)行性能驗證，以確認(rèn)是否符合設(shè)計要求、是否滿足性能標(biāo)準(zhǔn)的過程。調(diào)試由反應(yīng)堆裝載燃料前和反應(yīng)堆進(jìn)入臨界、鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)在持續(xù)進(jìn)行中兩種條件下的試驗組成。

①能動部件的例子有：泵、風(fēng)機(jī)、繼電器和晶體管等。應(yīng)強(qiáng)調(diào)指出實(shí)際上這一定義只能是比較籠統(tǒng)的（非能動部件的定義也是如此）。某些部件，如爆破膜、逆止閥、安全閥、噴射器和某些固態(tài)電子器件等，需要對其特性進(jìn)行專門研究后始可列屬能動部件或非能動部件。

②審批過程通常以廠址選擇、設(shè)計、建造、調(diào)試、運(yùn)行和退役命名的六個主要階段組成。六個階段中若干階段可交叉進(jìn)行，如建造或調(diào)試和運(yùn)行。

共因故障①

由特定的單一事件或起因?qū)е氯舾裳b置或部件功能失效的故障。

建造

包括核電廠的部件制造組裝、土建施工、部件和設(shè)備的安裝及有關(guān)聯(lián)的試驗在內(nèi)的過程。

退役

核電廠最終退出運(yùn)行的過程。

設(shè)計

制定核電廠及其組成部分的方案和詳細(xì)圖紙，進(jìn)行支持性計算并制訂技術(shù)規(guī)格書的過程及其成果。

多樣性

為執(zhí)行某一確定功能設(shè)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②。

燃料組件

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(dú)立結(jié)構(gòu)件。

功能隔離

為防止線路或系統(tǒng)的功能受到相鄰線路或系統(tǒng)的運(yùn)行方式或故障的影響所采取的措施。

檢查

通過檢驗、觀察或測量等手段，確定材料、零件、部件、系統(tǒng)、構(gòu)筑物及工藝和程序是否符合規(guī)定要求的活動。

①例如設(shè)計缺陷、制造缺陷、運(yùn)行和維修差錯自然事件、人為事件、信號飽和或源自其它操作、故障或環(huán)境條件改變的意外的級聯(lián)效應(yīng)。

②不同屬性的例子有：不同的運(yùn)行條件、大小不等的設(shè)備、不同的制造廠、不同的工作原理以及基于不同物理方法、不同類型的設(shè)備。

許可證（執(zhí)照）

由國家核安全部門頒發(fā)的，申請單位據(jù)以確定核電廠廠址、進(jìn)行核電廠的建造、調(diào)試、運(yùn)行和退役等特定活動的授權(quán)證書。

營運(yùn)單位

持有國家核安全部門許可證（執(zhí)照），負(fù)責(zé)經(jīng)營和運(yùn)行核電廠的單位。

運(yùn)行

為實(shí)現(xiàn)核電廠的建廠目的而進(jìn)行的全部活動，包括維護(hù)、換料、在役檢查及其他有關(guān)活動。

運(yùn)行限值和條件

經(jīng)國家核安全部門認(rèn)可的，為核電廠的安全運(yùn)行列舉參數(shù)限值、設(shè)備的功能和性能及人員執(zhí)行任務(wù)的水平等一整套規(guī)定。

非能動部件①

毋需依賴外部輸入而執(zhí)行功能的部件。非能動部件內(nèi)一般沒有活動的組成部分，其功能的執(zhí)行系在感受到某種參數(shù)，如壓力、溫度、流量的變化后完成。然而，基于不可逆動作或變化、又十分可靠的部件，可劃為這個類別。

實(shí)體分隔

（1）幾何分隔（增大間距、改變走向等）；

（2）設(shè)置適當(dāng)?shù)钠琳希?/p>

（3）前兩者的結(jié)合。

假設(shè)始發(fā)事件

經(jīng)鑒明可能導(dǎo)致預(yù)計運(yùn)行事件或事故工況及其后續(xù)故障效應(yīng)的事件②。

規(guī)定限值

由國家核安全部門確定或認(rèn)可的限值。

質(zhì)量保證

為使物項或服務(wù)與規(guī)定的質(zhì)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。

①非能動部件的例子有：熱交換器、管道、容器、電纜和構(gòu)筑物。應(yīng)強(qiáng)調(diào)指出，實(shí)際上這一定義只能是比較籠統(tǒng)的（能動部件的定義也是如此）。某些部件，如爆破膜、逆止閥、安全閥、噴射泵和某些固態(tài)電子器件等，需要對其特性進(jìn)行專門研究后始可列屬能動部件或非能動部件。

②假設(shè)始發(fā)事件的主要原因有：可信的設(shè)備故障和人員差錯（核電廠內(nèi)外）、人為事件或自然事件。核電廠假設(shè)始發(fā)事件的清單（明細(xì)表）必須經(jīng)國家核安全部門認(rèn)可。

多重性

通過設(shè)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(dá)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。

余熱

放射性衰變和停堆后裂變所產(chǎn)生的熱量以及積存在反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)材料中和傳熱介質(zhì)中的熱量之總和。

安全功能

為安全著想必須完成的特定目的。

安全組合

用于完成某一特定假設(shè)始發(fā)事件下所必需的各種動作的設(shè)備組合，其使命是防止事件的后果超過設(shè)計基準(zhǔn)規(guī)定的限值。

安全系統(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(yù)計運(yùn)行事件和事故工況時啟動有關(guān)自動保護(hù)裝置的觸發(fā)點(diǎn)。

單一故障

導(dǎo)致某一部件不能執(zhí)行其預(yù)定安全功能的一種隨機(jī)故障。由單一隨機(jī)事件引起的各種繼發(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，在核電廠管理人員有效控制下的核電廠所在領(lǐng)域。

廠區(qū)人員

在廠內(nèi)工作的全部人員，包括在編的和臨時的。

廠址選擇

為核電廠選擇合適廠址的過程，包括針對有關(guān)設(shè)計基準(zhǔn)的評定。

試驗

為確定或驗證物項的性能是否符合規(guī)定要求，使之置于一組物理、化學(xué)、環(huán)境或運(yùn)行條考驗之下的活動。

最終熱阱

接受核電廠所排出余熱的大氣或水體，或兩者的組合。

廢物處理

有利于安全或經(jīng)濟(jì)的改變廢物特性的處理過程，其三種基本途徑為：

（1）減容；

（2）去除廢物中的放射性核素；

（3）改變成分。

設(shè)計基準(zhǔn)外部事件

與某個外部事件或幾個外部事件組合有關(guān)，能表達(dá)其特征，選定用于核電廠全部或其任何部分的設(shè)計參數(shù)值。

外圍地帶

直接圍繞廠區(qū)、須在人口分布和密度、山地和水的利用等方面考慮采取應(yīng)急措施的可能性的地帶。

區(qū)域

足以把與某一現(xiàn)象有關(guān)的或某一特定事件影響所及的所有特征都包含在內(nèi)的足夠大的一個地理區(qū)域。

物項

材料、零件、部件、系統(tǒng)、構(gòu)筑物以及計算機(jī)軟件的通稱。

客觀證據(jù)

基于觀察、測量或試驗的、可被驗證的、關(guān)于某物項或服務(wù)質(zhì)量的定量或定性資料、記錄或事實(shí)說明。

合格人員

符合特定要求、具備一定條件、而且被正式指定執(zhí)行規(guī)定任務(wù)和承擔(dān)責(zé)任的人員。

能動斷層

在地表或接近地表處有可能引起明顯錯動的斷層。

對供方的評價

對供方的管理體系進(jìn)行評價，以確定供方是否有能力生產(chǎn)