工組織設計方案

TOC\o"1-1"\h\z\u第一章引 第二章安全原 第三章設計總準 第四章反應堆堆 第五章反應堆冷卻劑系 第六章信息和控 第七章保護系 第八章應急動力供 第九章安全殼系 第十章輻射防 第十一章燃料裝卸和貯存系 第十二章設計的確 附錄I本規(guī)定闡述了構筑物、系統(tǒng)和部件為滿足安全運行以及防止（或減輕）極不可能發(fā)生的事件（對嚴重事故的考慮見3.5條本規(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的風險與電離輻射（以下簡稱輻射）保證從總體上防止事故的發(fā)生，保證在出現(xiàn)核電廠設計中在考慮到的所有事故序列（是概率很低的序列）設置多種手段以保證每個基本安全功能（反應性控制、余熱排出和放射性包容）以及進行這些活動時良好的可達性﹑在第三層之后可借以進輻射防護必須提供措施，以保證2.1安全功能必須提供排除余熱的手段，使停堆后（包括事故工況停堆后）有關設計中輻射防護的進一步指導見安全導則HAF0209有關安全功能及其應用的進一步指導見安全導則HAF0201設始發(fā)事件的預計響應可用下列排列，并在合理可行的條件下盡可能接近于（1）（如電力供應和消防設施）進一步指導見HAF0100（91）選擇設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）可預見的故障模式并便于修理或更換的設備。這方面的進一步指導見HAF0400（91）全導則HAF0302《核電廠在役檢查》﹑HAF0307《核電廠維修》和HAF0308①關于系統(tǒng)可靠性和設計措施的進步指導見安全導則的可靠性并借以滿足單一故障準則（見3.8.2）空間分隔（距離、方位等一部分。它們的可靠性、多重性、多樣性﹑獨立性﹑運行人員操作優(yōu)化的設計控制室內(nèi)必須以協(xié)調的方式向操縱員提供反映本規(guī)定3.2備和系統(tǒng)現(xiàn)狀的各種參數(shù)的清晰的顯示。在輔助控制點內(nèi)也必須提供類似設施（見6.3條）若將操縱員視為承擔雙重任務，即設備操作和系統(tǒng)管理（包括事故處理）在任何狀態(tài)下（即正常運行、預計運行事件或事故工況），□進一步指導見安全導則HAF0203、HAF0208和HAF0303設計必須利于操縱員在有限的時間內(nèi)、預計的周圍環(huán)境中和有心理壓力（的狀態(tài)）余熱向最終熱阱的輸送防火和防爆□進一步指導見安全導則HAF0206□進一步指導見安全導則HAF0202設備故障的影響狀態(tài)的環(huán)境條件（對于嚴重事故，盡實際可能予以考慮）含有可裂變或放射性物質的系統(tǒng)□進一步指導見安全導則HAF0204□□進一步指導見安全導則燃料元件在正常運行中，必須保持于設計規(guī)定限值之內(nèi)（包括裂變產(chǎn)物的容許泄漏值□進一步的指導見安全導則HAF0214預計運行事件和事故工況引起的狀態(tài)在內(nèi)，必須符合4.2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應性的情況下，仍能保持停堆狀態(tài)。停堆手段的有效性﹑增加反應性的各種預定操作（諸如維護和換料操作時移動中子吸收體）反應堆冷卻劑壓力邊界必須具有能保證任何微裂紋緩慢擴展（破）中可能出現(xiàn)劣化（諸如由于侵蝕、蠕變、疲勞、化學環(huán)境、輻射環(huán)境和老化）□本章的某些要求僅適用于水冷反應堆，進一步的指導見安全導則HAF02135.2-此外，必須設置指示器以監(jiān)測一回路壓力邊界完整性（如泄漏檢測）5.3持在設計規(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（量或儲量）。這些系統(tǒng)可由用于發(fā)電過程的部件或專門為此而設置的部件組成 5.4反應□□進一步的指導見安全導則HAF0208控制室輔助控制點必須在一個獨立于主控室的專用控制點（二者之間采取電氣和實體分隔）□見3.9□見3.9□進一步的指導見安全導則HAF0203各種設計技術，如可試驗性（必要時包括自檢能力）功能隔離。保護系統(tǒng)和控制系統(tǒng)共用相同的信號時，必須采取適當?shù)姆指舸胧睿?，，壓力抑制（抑壓）子系統(tǒng)（適用于沸水堆）□進一步的指導見安全導則HAF0207□本章的某些要求僅適用于水冷反應堆，進一步的指導見安全導則HAF0212安全殼結構（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（或低于大氣壓）□進一步指導見安全導則HAF0209必須配置用于在運行狀態(tài)和事故工況中（并視實際可能在嚴重事故期間）（1）（（2）進一步指導見安全導則HAF0210采用物理手段和工藝（以安全的幾何構型為宜），采用物理手段或工藝（以安全的幾何構型為宜），（（5）□進一步指導見安全導則12.112.212.2設備合格鑒定的程序必須確定設備在整個壽期內(nèi)，能滿足處于需要作用時的環(huán)境條件（振動、溫度、壓力、噴射流沖擊、輻射、濕度）到設備預定壽期內(nèi)各種因素的效應（如老化）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（泄漏率定期試驗期間的）異常環(huán)境條件有關的要求。預期需要在嚴重事故期間運行的設備如某些儀表）12.3質量保證必須制定并實施用于設計過程各個階段的質量保證大綱，此大綱必須遵循預計運行事件事故（事故狀態(tài)以偏離□□進一步指導見安全導則HAF0406□□上述八個術語相互間的關系參見附圖1核安全（安全安全系統(tǒng)有各種電器件、機械器件和線路（從傳感器到執(zhí)行機構的輸入端）上述五個術語相互間的關系參見附圖2□執(zhí)行安全功能，亦可在某些運行狀態(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（執(zhí)行安全功能，亦可在某些運行狀態(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（附圖2）能動部件程的部件（參見“非能動部件”）調試籠統(tǒng)的（非能動部件的定義也是如此）□共因故障共因故障屬性□□許可證（執(zhí)照持有國家核安全部門許可證（執(zhí)照），持有國家核安全部門許可證（執(zhí)照），非能動部件幾何分隔（增大間距、改變走向等經(jīng)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□□定義只能是比較籠統(tǒng)的（能動部件的定義也是如此）□假設始發(fā)事件的主要原因有：可信的設備故障和人員差錯（核電廠內(nèi)外）然事件。核電廠假設始發(fā)事件的清單（明細表）通過設置數(shù)量高于最低需要的單元或系統(tǒng)（相同的或不同的）有利于安全或經(jīng)濟的改變廢物特性的處理過程，其三種基本途徑為 （1）減容由核電廠營運單位（或其主管部門）人員（或組織）技術規(guī)格書（技術條件斷的范圍內(nèi)確定它們是否符合規(guī)定的要求□A1假設始發(fā)事件的正式定義是“事件“假設始發(fā)事件的后果可能不大（如某一多重部件的失效），也可能很嚴重（劑系統(tǒng)主管道的破裂）劑系統(tǒng)主管道的破裂）程判斷以及設計和運行經(jīng)驗的過程制。為使這項任務切實可行，詳細分析可限于若干代表性的事件序列□.典型假設始發(fā)事件一覽表