HAF201-1995
研究堆設計安全規定
（1995年6月6日國家核安全局批准發佈）
本規定自1995年10月1日起實施。
本規定由國家核安全局負責解釋。
1 引言
1.1 目的
1.1.1 本規定的目的是提供研究堆設計及其評價的安全基礎，並提出與研究堆設計有關的安全監督管理、選址及品質保證等方面的要求。
1.1.2 本規定只強調研究堆設計必須滿足的安全要求，對於如何滿足這些要求則不作具體規定。
1.2 範圍
1.2.1 本規定適用於研究堆的設計，也適用於在現有研究堆上的重要新實驗及對現有研究堆的改造。
1.2.2 功率達幾十兆瓦的研究堆、快中子研究堆或小的實驗性原型動力堆等可能還需另外的安全措施，因此在某些方面應遵守動力堆的有關安全規定。
1.2.3 某些研究堆（包括臨界裝置）實際上並不需要滿足本規定的全部安全要求 。對這些情況，若能提供有説服力的證據證明其設計是合理的，則某一特定的設計可不滿足第五章規定的某些要求。
1.2.4 本規定中研究堆一詞包括反應堆堆芯，實驗裝置，以及反應堆廠址內的與反應堆或實驗裝置有關的一切其他設施。
2 安全目標
2.1 安全目標
2.1.1 研究堆的安全總目標是建立並維持一套有效的防禦措施，以保護工作人員、公眾和環境免受過量的放射性危害。
2.1.2 根據總目標，其相應的具體輻射防護目標是：確保研究堆的運作和使用滿足輻射防護的要求；確保在各種運作狀態下，廠區工作人員及公眾的輻射照射低於國家規定的限值，並保持在合理可行儘量低的水準；確保事故引起的輻射照射得到緩解。
2.1.3 與事故相關的技術安全目標是：確保廣泛地預防事故，確保設施設計中考慮到的所有事件序列（包括那些概率低的），其輻射後果要小，通過採用預防及緩解措施，確保有嚴重後果的事故發生的可能性極小。
2.1.4 為了實現這些目標，對最終確保研究堆安全運作的各個方面均提出了安全要求及建議，包括設計中及運作中需採取的措施。對設計及運作均必須實施充分的安全監督管理。
3 選址要求
3.1 選址要求
3.1.1 研究堆廠址選擇的依據與許多因素有關，特別與研究堆的設計及預定用途有關。對某些低功率研究堆，選址的限制因素可能較少，而對功率高並用於大量實驗工作的研究堆，則要提出比較嚴格的選址及設計要求。
3.1.2 研究堆選址的主要目的是保護公眾及環境免受放射性物質的事故釋放所引起的輻射影響。正常的放射性釋放也必須加以考慮。在評價研究堆廠址的適宜性時，必須考慮下列因素：
（1）在某特定廠址所在區域發生的外部事件的影響（這些事件可為自然事件或人為事件）；
（2）可能影響所釋放的放射性物質向人體遷移的廠址特徵及其環境特徵；
（3）與實施應急措施的可能性和評價個人和群體風險有關的人口密度和分佈以及其他的週邊地帶的特徵。
3.1.3 必須調查和評價可能影響研究堆安全的廠址特徵，特別是自然事件和外部人為事件。
3.1.4 必須調查運作狀態和事故工況下，可能受輻射後果影響的區域的環境特徵。對所有這些特徵，在研究堆的整個壽期內必須予以觀測和監控。
3.1.5 必須評價廠址所在區域內影響安全的自然因素和人為因素在設計壽期內可預見的演變。在研究堆整個壽期內，也必須監控這些因素，特別是人口增長率和人口分佈。如有必要，必須採取適當措施，以保證總的風險保持在可接受的低水準上。
3.1.6 必須以發生概率為不可忽視的外部事件的嚴重性來確定研究堆的設計基準，以使總風險減少到可接受的水準。如果研究堆及其所有安全設施均不能對付這些事件，而對公眾的輻射照射會産生不可接受的風險，則必須認為此廠址是不適宜的。在分析所選廠址的適宜性時，必須考慮新燃料、乏燃料及放射性廢物的貯存和運輸問題。
3.1.7 應對廠區進行開工前的必要的輻射監測，以確定輻射本底水準，用以評價將來反應堆對廠區的影響。這對將來決定退役申請的可接受性是很重要的。
3.1.8 對每個推薦的廠址，必須對該區域的人口分佈、飲食習慣、土地和水的利用情況以及該區域其他放射性釋放物所産生的輻射影響等有關因素給予應有的考慮，以評價在運作狀態和在事故工況（包括可能導致需採取應急措施的工況）下，對廠址所在區域的居民可能産生的輻射影響。
3.1.9 對可能影響安全和確定廠址設計基準參數的一切活動，都必須執行品質保證大綱 。
4 設計總要求
4.1 概述
4.1.1 為達到第二章所定的安全目標，反應堆的設計應滿足安全設計要求。各類研究堆的設計必須符合本章中的設計總要求。反應堆設計還須滿足第五章中的具體設計要求。
4.1.2 這些要求應在設計的各個階段貫徹執行，同時考慮相應的安全分析結果的反饋。
4.1.3 反應堆設計者不僅必須考慮反應堆本身，還必須考慮可能影響其安全的相關設施。設計者還必須考慮反應堆壽期內所有階段的設計要求。
4.1.4 安全設計的成功需要反應堆設計者和營運單位之間緊密的聯繫。
4.2 縱深防禦
4.2.1 設計中必須貫徹縱深防禦的原則，從而提供多層次的保護，防止放射性物質釋放。
（1）採用保守的設計裕量，執行品質保證大綱。
（2）設置多道實體屏障，防止放射性物質釋放。這些屏障通常包括燃料基體、燃料包殼、主傳熱系統、堆池、反應堆廠房等。在縱深防禦概念中，重要的因素是保護這些屏障使其不受破壞。
（3）提供多種手段，確保下列基本安全功能：
——在所有運作狀態或事故工況下，均能停堆並使之保持在安全停堆狀態；
——足以排除停堆後（包括事故工況停堆後）堆芯餘熱；
——包容放射性物質，儘量減少向環境的釋放。
（4）利用設備及管理性程式，以實現下列要求：
——防止偏離正常運作狀態；
——防止可能導致事故工況的預計運作事件；
——控制及緩解事故工況及事故後果。
（5）制定應急計劃，一旦大量放射性物質釋入環境，即可緩解對公眾産生的影響 。
4.2.2 對4.2.1節（3）中所述的三項基本要求——停堆、冷卻和包容——可選用下列各項措施的適當組合來得到滿足：
——設計中包括固有安全特性；
——提供適當的安全系統及專設安全設施；
——反應堆整個壽期內均貫徹管理性程式。
固有安全特性的例子有：借助堆芯材料及堆芯幾何形狀的選擇使之具有瞬發負反應性溫度系數。
4.2.3 通常利用安全系統來滿足4.2.1節（3）中的三項基本要求。安全系統的設計必須保證高度可靠性，以及包括便於定期檢查、試驗和維修的各項措施。
4.2.4 管理性程式可包括由安全分析報告確定的安全運作限值及條件。由於研究堆的靈活性，所以必須特別注意建立充分的管理性控制和程式。
4.3 設計的安全分析
4.3.1 必須對反應堆的安全進行分析和評價，以論證反應堆具有足夠的安全性。安全分析的進展和反應堆設計是相互關聯的互補過程。
4.3.2 安全分析報告必須包括反應堆安全分析的結果。
4.3.3 反應堆的安全評價必須包括分析反應堆對一系列可能導致預計運作事件或事故工況的假設始發事件 （例如設備的誤動作或故障、運作人員誤操作或外部事件）的響應，也應包括實驗裝置本身的安全及其對反應堆的影響。這些分析必須作為確定反應堆運作限值及條件的基礎。在制定運作程式、定期試驗和檢查大綱、記錄保管程式、維修大綱、修改建議和應急計劃時，若條件許可，也應利用這些分析。
4.3.4 假設始發事件必須包括影響反應堆安全的所有可信事故，特別是應確定設計基準事故。對超設計基準事故必須進行分析，以便制定應急計劃及進行事故處理。
4.3.5 至少必須參照本規定附件中的一覽表擬定分析用的假設始發事件。
4.3.6 必須以下列方式分析假設始發事件及其後果：
（1）事故按類型分組，以便只對每組中的極限事件進行定量分析；
（2）説明極限事件的進程及其可能的後果；
（3）論證與反應堆運作有關的風險及安全裕量是可接受的。
4.3.7 對每一假設始發事件，在評定時必須考慮下列問題的定性及定量資料：
（1）輸入參數、初始條件、邊界條件、假設、模型和所使用的電腦程式；
（2）事件序列和反應堆系統的性能；
（3）對單一故障模式和共因故障的敏感性；
（4）對人為因素的敏感性；
（5）裂變産物釋放及引起照射的可能性。
4.3.8 對所考慮的每一事故序列，必須説明在事故工況下要求安全系統和任何未失效的工藝系統執行功能的程度。
4.3.9 通常用確定論法來評價這些事件，概率論法應作為評價的補充。這些補充分析的結果應作為安全系統的設計及其功能要求的依據。概率論法的評價也可發現設計中仍可能有的薄弱點。
4.4 參數的設計限值
4.4.1 必須對反應堆的每一種運作狀態及事故工況規定有關參數的設計限值，這些限值必須能確保在運作狀態及事故工況下，堆芯不會發生明顯的損壞，並且放射性物質的釋放將在所規定的輻射防護要求的範圍內。
4.4.2 必須對事件序列進行比較，以確定各個系統及部件設計的最關鍵的參數，同時還必須包括對各項實驗的考慮。所得之限制參數值必須以合理的裕量用於各個系統和部件的設計。
4.5 安全功能
4.5.1 安全功能是與確保反應堆安全的系統相關的基本特徵。安全功能必鬚根據具體的反應堆設計來確定 。需在正常運作時執行安全功能的設備為運作系統，通常這些系統還必須由專設安全設施加以補充，以便在預計運作事件和事故工況下完成其功能。
4.6 可靠性設計
4.6.1 為保證執行安全功能所需的可靠性，對某些安全系統或部件應確定其最大不可利用率限值，經國家核安全部門認可後，作為基準或用作驗收準則。
4.6.2 為達到和保持按系統和部件執行安全功能的重要性所要求的可靠性，應採用下列各項措施，必要時可組合使用。
4.6.2.1 多重性和單一故障準則多重性原則應作為提高安全重要系統可靠性的重要設計原則。設計必須保證單一故障不會使系統喪失其執行預定安全功能的能力 。
不能分別進行試驗的多組設備，不應看作具有多重性。
所採用的多重性的程度必須考慮會降低可靠性的不可探測故障的可能性 。
4.6.2.2 多樣性
多樣性原則能減少共因故障的可能，從而可提高可靠性。只要切實可行，就應採用這一原則。
4.6.2.3 獨立性
若條件許可，必須採用獨立性原則（如功能獨立或依靠距離、屏障或反應堆部件的佈置來實現的實體隔離），以提高系統的可靠性，尤其是發生共因故障時的可靠性。
4.6.2.4 故障安全設計
在設計安全重要部件時，在切實可行的情況下應貫徹故障一安全原則，即系統或部件發生故障時，反應堆應能在毋需任何觸發動作的情況下進入安全狀態。
4.6.2.5 可試驗性反應堆所有部件的設計及佈置，均必須能根據其安全重要性在條件許可的情況下進行相應的調試前和調試後的定期檢查、試驗及維修。如不能滿足可試驗性要求，則應在安全分析中考慮到此設備的不可探測故障。
4.7 品質保證要求
4.7.1 為實現安全總原則，對原始設計和隨後在反應堆整個壽期內的設計修改均需採用有計劃的、系統化的方法，並必須在批准的品質保證大綱的範圍內實施。必須在設計階段開始時制定概述反應堆設計要求的品質保證大綱，並由營運單位實施。必鬚根據此大綱制定每一系統、構築物和部件的更詳細的實施程式，以始終確保反應堆的設計品質。
4.7.2 HAF003和HAD003/06為核動力堆規定了制定設計品質保證大綱的原則和目標。在制定研究堆設計品質保證大綱時應按不同程度來考慮上述兩個文件的總原則，但對某一特定的反應堆的設計所要求的品質保證大綱的詳細程度將取決於反應堆的潛在危險性及國家核安全管理要求。
4.7.3 營運單位必須確定安全設計重要的物項、服務和程式，將它們列入品質保證大綱，並要特別注意安全重要物項。設計的組織機構、設計人員的資格、各類活動的管理及設計品質保證的分級均包括在品質保證大綱的要求中。還應建立下列各項程式：有關各方之間的資訊交換、文件控制、採購控制、設備及器材控制、材料工藝控制、檢查和試驗控制、不符合項控制、糾正措施、審評、準則的確定、品質級的規定、設計驗證、監查和程式修訂的控制。
4.8 規範和標準
4.8.1 必須確定適用於系統、構築物和部件的規範和標準，並證明使用是正確的。特別在同一物項或系統的不同方面採用不同的規範和標準時，必須論證其一致性。規範和標準所涉及的典型領域如下：
（1）機械設計；
（2）結構設計；
（3）抗震設計；
（4）材料的選擇；
（5）設備和部件的製造；
（6）製造完工的和安裝完畢的系統、部件和構築物的檢查；
（7）熱工水力和核設計；
（8）電氣設計；
（9）儀錶和控制系統設計；
（10）遮罩和輻射防護；
（11）防火；
（12）與設計有關的檢查、試驗和維修。
4.8.2 對尚無有關規範或標準的系統、構築物和部件，可引用類似設備的現有規範或標準。如果也沒有這類規範和標準時，可應用經驗、試驗、分析或其綜合結果，但必須論證其正確性。
4.9 實驗應用中要特別考慮的問題
4.9.1 需特別考慮實驗設備的故障，因為故障可能引起下列後果：
（1）可能的直接危險；
（2）通過對研究堆安全運作的影響而引起的間接危險；
（3）通過其後續故障和對事件序列的影響而增加反應堆始發事件的危險。
4.9.2 研究堆的利用和運作的變化很大，同時反應堆的堆芯和輻照裝置又易於接近，因此隨堆型不同可能造成特殊的潛在輻照危險。
4.9.3 由於某些研究堆的靈活性及運作狀態的多變性，因此在設計中需採用特殊預防措施，以避免人為差錯。
4.9.4 對可能顯著影響安全的每一項新實驗或反應堆的修改，必須遵循HAF202《研究堆運作安全規定》中所要求的各項程式。
4.10 運作狀態的設計要求
4.10.1 基本設計
研究堆必須設計成能在所有運作狀態下按所設定的參數範圍安全運作，並且反應堆及其相關係統對廣泛的事件的響應必須能導致安全運作或在必要時使功率降低，而無需借助於安全系統。
4.10.2 人為因素
在設計初期和整個設計過程中，必須系統地考慮人為因素和人機介面問題。人為因素是研究堆安全要求的一個重要方面，因為反應堆的狀態經常變化，並且運作人員又要較多地接近堆芯和實驗設備。控制室的設計應貫徹人機工效學原則。必須為運作人員提供安全重要參數的清楚顯示及聲響信號。設計中應考慮盡可能減少對運作人員的要求，以提高其操作的正確性，同時也應在設計中採取適當的自動化操作，以進一步減輕對運作人員的要求。由於這些人為因素，設計人員必須考慮可能需要實施聯鎖、信號旁路、鍵控和指令等措施。
4.10.3 試驗和檢查
反應堆的設計必須能對所有安全重要物項進行必要的功能試驗和檢查，以確保這些系統在需要時執行其安全功能。這對於非能動部件和不能以日常運作來驗證其功能的系統是特別重要的。必須考慮的重要因素為實施試驗和檢查的可實施性，以及試驗和檢查能代表真實情況的程度。如有可能和需要時，在電器和電子系統中應設置自檢電路。
4.10.4 維護和修理
設計必須採取措施，以提供適當的可達性、足夠的遮罩、遠距離操作和去污，以便於維護和修理。
4.10.5 材料選擇
在設計階段，為適應材料在其使用壽期末的預計特性，應留有適當的安全裕度。當無材料數據可取時，必須執行合適的材料監督計劃，並用所得結果對設計的適宜性作定期評價。這可能要求採取設計措施，以監測那些在服役中會由於應力腐蝕或輻射等引起機械性能改變的材料。選用高強度或高熔點材料可提高其安全系數。
4.11 事故工況的設計要求
4.11.1 當需要以迅速而可靠的動作來響應假設始發事件時，反應堆設計必須設置自動觸發裝置，以使必要的安全系統動作。事故發生後，在某些情況下可能需要運作人員採取進一步的行動以使反應堆處於長期穩定狀態。設計應盡可能減少對運作人員的要求，特別是在事故工況期間和事故後（參見5.6）。
4.11.2 對所有假設始發事件，反應堆保護系統必須能自動觸發所需的保護動作以安全地終止事件。這種能力應考慮到系統部件的可能失效（單一故障準則）。在某些情況下，運作人員的手動可認為是充分可靠的，但要具備下列條件：
（1）時間足夠；
（2）資訊的處理和提供恰當；
（3）診斷簡單，並且操作的規定明確；
（4）對運作人員的要求不過分。
4.11.3 安全重要物項的設計應能經受事故工況所産生的極端荷載和環境條件（例如：極端的溫度、濕度、輻射）的影響。事故後長期穩定停堆狀態可能不同於起始停堆狀態，所以設計中必須採取措施，使反應堆達到長期穩定停堆狀態。
4.11.4 必須提供監測手段，以便在事故期間和事故以後對所有重要的過程和設備進行監測。必要時，必須設置遠距離監測及停堆手段。
4.11.5 保護系統必須獨立於控制系統。
4.12 輻射防護
4.12.1 設計必鬚根據2.1節中的總體輻射防護目標，在所有運作狀態和事故工況下，為遮罩、通風、過濾和衰變系統以及為輻射和氣載放射性物質監測儀錶制定足夠的措施。
4.12.2 最大設計劑量水準的確定必須留有足夠裕量。在所有運作狀態和事故工況下，反應堆及其相關設施的遮罩、通風、過濾和衰變系統必須考慮到運作中的不確定性（滿足2.1節的要求）。
4.12.3 必須仔細選用結構材料，特別是堆芯附近的材料，以使工作人員在完成運作、檢查、維修以及其他職能期間所受的劑量最小。在制訂廠區人員和公眾的輻射防護措施時，必須考慮到反應堆工藝系統中由中子活化所産生的放射性核素（如16N、3H、41Ar、24Na、60Co）的影響。
4.12.4 設計必須為進入放射性水準超過正常允許值的區域提供必要控制措施。
4.13 實物保護
設計中必須採取充分的措施，以防止未經批准而進入廠區或廠房。主要目的是防止核材料的失竊或未經批准的移動，以及防止對反應堆的破壞。
4.14 調試
設計中應增加便於反應堆調試所必需的設計性能。
4.15 運作限值和條件
必須制定詳細的反應堆運作限值和條件。運作限值和條件必須經國家核安全局批准。
4.16 應急計劃
必鬚根據反應堆的潛在危險考慮應急計劃所需的設計特徵，包括設置有應急照明的簡捷的撤離路線、可靠的通訊手段和特殊的輻射監測儀錶。需要時，也必須考慮與反應堆控制室分開的應急中心。
4.17 退役
在反應堆設計中，必須注意便於退役的有關因素。為此，必須注意使工作人員和公眾在退役期間所受的照射符合合理可行儘量低的原則，並確保環境免受放射性污染。
5 具體設計要求
5.1 概述
第四章給出的設計總要求必須與本章給出的要求結合使用，以確定特定反應堆的具體設計要求。應該認為，不同類型的反應堆可能只須滿足本章中的某些要求。是否可不執行本章中的一些具體設計要求的主要準則仍然是要考慮在運作狀態和事故工況下，廠區工作人員和公眾所受輻射照射的可接受性。此外，還必須考慮防禦外部事件。
5.2 廠房和構築物
5.2.1 安全重要的廠房和構築物的設計必須考慮所有運作狀態。但是，這些物項可能構成對付事故工況的專設安全設施，在5.8節給出了對廠房和構築物的具體要求。
5.2.2 廠房和構築物的設計必須能在所有運作狀態下保持廠區內外的輻射水準及放射性釋放符合合理可行儘量低的原則，並低於所規定的限值。
5.2.3 反應堆廠房或其他包容放射性物質的廠房和構築物（如：游泳池堆的水池）的密封性及對通風系統的要求必鬚根據反應堆及其應用的安全分析結果來確定。
5.3 反應堆堆芯設計和控制
5.3.1 反應堆堆芯
5.3.1.1 燃料和燃料元件的設計必須全面考慮與反應堆有關的中子學、熱工水力學、機械、材料、化學和輻照等限制因素。
5.3.1.2 反應堆堆芯的設計必須使其在事故工況下的燃料損壞保持在可接受的限值範圍內。
5.3.1.3 反應堆堆芯（包括燃料元件或組件，反應性控制機構 和實驗裝置等）的設計及建造必須使所有運作狀態下規定的最大允許設計限值不會被超過。
5.3.1.4 反應堆的設計必須使反應堆能在所有運作狀態及事故工況下停堆，並維持在次臨界狀態。
5.3.1.5 反應堆堆芯設計應盡可能採用固有安全特性，以將事故後果減至最小。
5.3.2 反應性控制系統
5.3.2.1 反應性控制機構必須有足夠的負反應性，以便在實驗佈置具有最大的正反應性時，也能使反應堆在所有運作狀態下進入次臨界並維持在次臨界狀態。如果反應性控制機構起反應堆停堆系統的作用，則要滿足5.5節的要求；如果除停堆系統外，反應性控制機構又起補償或調節系統的作用，則也希望能滿足此要求。
5.3.2.2 必須規定反應性控制系統或實驗允許的最大正反應性引入速率，並將其值限制在安全分析報告所論證的範圍內。
5.3.3 熱工水力設計
5.3.3.1 反應堆堆芯（即燃料元件、冷卻劑流道的幾何形狀、結構部件等）的設計必須能使其在所有運作狀態下將燃料參數保持在所規定的限值內，從而不引起燃料破損。
5.3.3.2 確定這些限值時，必須考慮合適的裕量，包括誤差及設計允許公差的裕量。
5.4 反應堆冷卻劑系統
5.4.1 反應堆冷卻劑系統的設計必須使其能提供充分的堆芯冷卻，並留有在安全分析報告中論證過的可接受的裕量。
5.4.2 冷卻劑系統應能進行試驗或監督，以防泄漏、快速增長的裂紋及脆裂的發生。可根據具體情況應用多層屏障原則（例如：一回路冷卻系統可全部放在水池裏，或用特殊的佈置來對付潛在的破口）。
5.4.3 在堆芯高度的上水準面以下有貫穿件的水冷反應堆的設計中，必須特別注意防止堆芯裸露，應採取特殊措施（如破壞虹吸）和合適的隔離裝置。高品質的設計和製造、可檢查性和可試驗性以及在條件許可的地方應用多重性原則均為必須具備的特徵。
5.4.4 反應堆冷卻劑邊界的設計必須便於所需的役前檢查和在役檢查及試驗。
5.4.5 除主冷卻系統外，還必須設置一個獨立的充分可靠的餘熱排除系統。
5.4.6 對於採用瓣閥或相當的系統進行自然冷卻的反應堆系統，必須應用適當數量的多重裝置，並必須提供用以證實這些系統在需要時能起作用的方法。
5.4.7 反應堆冷卻系統必須能長期可靠地把熱量從燃料傳導到最終熱阱。
5.5 反應堆停堆系統
5.5.1 設計中必須至少採用一套停堆系統。根據反應堆的特徵，必須考慮並可能需要第二套獨立的停堆系統。
5.5.2 停堆系統必須具有足夠的停堆反應性，以便在所有運作狀態及事故工況下，即使考慮到實驗的反應性影響，也能使反應堆進入次臨界，並維持在有足夠停堆深度的次臨界狀態。
5.5.3 反應堆停堆系統的有效性動作速度及停堆深度必須使所規定的限值和條件不會被超過。
5.5.4 停堆系統的單一故障不得阻礙該系統在需要時實現其安全功能。
5.5.5 停堆系統除自動觸發外，還必須設置手動觸發裝置，同時也必須設置一個或多個適合應急停堆的手動觸發裝置。
5.6 保護系統
5.6.1 反應堆保護系統必須是自動的，並且獨立於其他系統。此外，必須使手動停堆信號能輸入到保護系統中去。
5.6.2 保護系統的設計應能保證當此系統一旦觸發其必要的動作就不受手動操作的影響或阻礙，並且在事故發生後的短時間內不需要手動操作。
5.6.3 保護系統的設計應貫徹多樣性原則，如可能，對每一個假設始發事件都至少用兩種不同的方法加以探測。所需的保護動作必須自動觸發。
5.6.4 保護系統必須至少有兩套完全隔離的和獨立的通道，以使單一故障不致于導致其功能的喪失。
5.6.5 保護系統的設計必須確保在保護系統出現共因故障時使反應堆處於安全狀態。
5.6.6 保護系統的所有部件必須能進行功能試驗。
5.6.7 保護系統一旦觸發，相關的動作必須進行到完成為止。這些動作不得自行復位，只有運作人員有意識的操作才能使它恢復運作。
5.6.8 設計必須保證整定值的觸發點和安全限值之間有一定的裕量，即保護系統觸發的動作能在達到安全限值前起到控制該過程的作用。此外，此裕量必須考慮下列因素：
（1）儀錶的不準確度；
（2）刻度的不確定性；
（3）儀器的飄移；
（4）儀器和系統的響應時間。
為了增加安全性，可再增大裕量。
5.6.9 應採用適當手段，防止安全重要的聯鎖和保護停堆發生旁路。在安全分析報告中必須對聯鎖和保護停堆旁路的可能性進行慎密的評價。
5.7 應急堆芯冷卻系統
5.7.1 應急堆芯冷卻系統必須能在所有停堆工況（包括由反應堆冷卻劑系統邊界破裂造成的工況）下將堆芯溫度保持在規定的安全限值內。
5.7.2 在出現安全分析報告中作為設計基準規定的冷卻劑喪失事故工況時，應急堆芯冷卻系統必須能防止燃料明顯損壞。
5.7.3 應急堆芯冷卻系統的設計必須有足夠的可靠性能在該系統發生單一故障事件時完成其預定的設計功能。
5.7.4 應急堆芯冷卻系統的設計必須能使其部件便於進行定期檢查並能進行適當的定期功能試驗以驗證安全分析報告中所規定的性能。
5.8 包容系統
5.8.1 本規定中術語“反應堆廠房”包括反應堆廠房的構築物、通風系統和貫穿件以及任何其他起重要包容功能的設施。
5.8.2 根據反應堆的潛在危險性反應堆廠房的設計必須考慮事故工況下的極端荷載和環境條件的影響包括附件中第6、7項列出的內部和外部事件引起的事故。
5.8.3 反應堆廠房的設計必須有適當的裕量以承受設計基準事故工況下算得的最高壓力和溫度。
5.8.4 反應堆廠房的設計必須能可靠地控制正常運作工況下放射性物質的釋放。
5.8.5 必須確立事故工況下可接受的放射性物質的釋放率。這時要考慮某些類型反應堆可能存在的揮發性放射性物質的總含量以及與那些作為設計基準併為國家核安全部門所接受的最不利的事故工況有關的其他參數（如壓力、溫度）。
5.8.6 如果規定了反應堆廠房在給定壓力下的泄漏率則設計必須具有能進行初始的及定期的泄漏試驗的特點。
5.8.7 必須制訂措施以進行通風系統中過濾器的例行試驗及更換。
5.9 儀錶和控制
5.9.1 必須作好儀錶和顯示裝置的選擇及佈置並考慮人機工效學原則為運作人員獲取資訊和採取恰當的安全相關的行動提供最佳條件以減少運作人員誤操作的可能。通常應集中佈置在有足夠裝備的反應堆控制室裏。必須採取適當措施以使控制室的人員得到保護。
5.9.2 反應堆必須設置足夠的儀錶以監測反應堆在正常運作、換料和維修期間的運作和工藝系統並記錄所有安全重要的變數。
5.9.3 反應堆必須設置足夠的指示和記錄儀錶以監測反應堆在預期運作事件和事故工況期間及之後的重要參數。某些參數還可能在多處進行監測和記錄。
5.9.4 設計應考慮在適當的條件下啟動中子源及專用啟動儀錶的需要。
5.9.5 聲光報警系統必須能早期指示可能導致反應堆安全性下降的運作工況的變化。
5.9.6 設計必須提供足夠的措施以便對安全相關儀錶進行定期檢查、試驗和維修。
5.10 電源系統
5.10.1 必須確定正常和應急電源設計的基準其中必須包括在一切事故工況下向執行基本功能部件（如保護系統、儀錶、應急照明等）供電的要求。
5.10.2 當冷卻劑迴圈泵、應急通風系統或其他安全重要系統需要應急電源時應急供電系統必須有足夠的可靠性以保證連續供電 。
5.10.3 必須規定直流和交流電源的最大的可接受的中斷時間並在安全分析報告中論證其可接受性。
5.10.4 應急電源系統的設計必須考慮到由此系統供電的各種設備的啟動負荷要求。
5.10.5 設計必須為應急電源供應系統提供適當的功能試驗手段。
5.11 輔助系統
5.11.1 不論輔助系統對安全的重要性如何，其失效均不得危害反應堆的安全。必須採取足夠的措施，以防止含放射性物質的輔助系統失效時放射性物質向環境的釋放。
5.11.2 燃料的操作和貯存設施的設計必須考慮防止發生燃料的丟失和損壞。必須考慮臨界、冷卻、定期檢查和試驗、腐蝕、包容、遮罩和通風問題。
5.11.3 必須在氣載放射性物質濃度較高的反應堆區域設置足夠的輻射監測系統和通風系統，包括相應的過濾裝置。
5.11.4 設計中必須採取適當的防火和防爆措施，並在一旦發生失火、爆炸時防止其影響。應特別注意安全重要物項的防火和防爆 。
5.11.5 必須提供足夠的通訊系統，以保證反應堆和實驗設施的安全。
5.12 實驗裝置
5.12.1 實驗裝置的設計必須能使其在所有運作狀態下，不會對反應堆、其他實驗、廠區人員或公眾造成不可接受的後果，在設計中必須考慮實驗裝置內所含的放射性總量以及能量産生或釋放的可能性。
5.12.2 實驗設備的設計必須保證運作和失效均不會對反應堆造成不可接受的反應性變化。
5.12.3 必要時，應在反應堆控制室設置適當的實驗參數監測儀錶，以保證反應堆的安全。
5.12.4 必須對每一實驗制定運作限值和條件。
5.13 放射性廢物系統
5.13.1 研究堆的設計應以産生最少的放射性廢物為原則。放射性廢物處理系統必須有足夠的控制和監測裝置，以使放射性物質的釋放符合合理可行儘量低的原則，並低於所規定的限值。
5.13.2 設計中必須考慮適當的手段（如遮罩和衰變系統）以減少工作人員所受劑量和減少放射性向環境的釋放。
5.13.3 設計必須提供足夠的放射性向環境排放的控制、取樣和監測手段。
5.13.4 必要時，設計要為放射性廢物的輸送、收集、處理、貯存、處置或從廠區轉移等提供適當的裝置。輸送液體廢物時，還必須有檢漏及廢物回收措施。
名詞解釋
本規定中下列名詞術語的含義為：
可接受限值
國家核安全部門認可的限值。
事故工況
以偏離運作狀態形式出現的事故。事故工況下放射性物質的釋放可由恰當設計的設施限制在可接受限值以內。嚴重事故 不在其例。
預計運作事件
反應堆運作壽期內預計可能出現一次或數次的偏離正常運作的各種運作過程。由於設計中已採取相應措施這類事件不致于引起安全重要物項的嚴重損壞也不導致事故工況。
調試
反應堆已安裝的部件和系統投入運作並按設計要求進行性能驗證以確認是否滿足性能標準的過程。調試由反應堆裝載燃料前和反應堆進入臨界、鏈式裂變反應在持續進行中兩種條件下的試驗組成。
共因故障
由特定的單一事件或起因導致若干裝置或功能失效的故障 。
包容
包圍含放射性物質的反應堆主要部件的屏障設計用以防止和緩解在運作狀態或設計基準事故中放射性物質向環境的失控釋放 。
臨界裝置
一個具有足夠可裂變材料和其他材料的裝置用以在低功率水準維持可控鏈式反應併為研究堆芯佈置及組成提供條件。
退役
反應堆最終退出運作的過程。
設計基準事故
研究堆按確定的設計準則在設計中採取了針對性措施的那些事故工況。
多樣性
為某一確定功能設置多重部件或系統這些部件或系統總起來説具有一個或幾個不同屬性 。
排出流
釋放到環境中的流體（液體或氣體）流體中可能含固體微粒。
專設安全設施
（見安全系統）
實驗裝置
裝在堆內或反應堆周圍利用反應堆中子通量和電離輻射束進行研究、開發、同位素生産以及其他工作的裝置。
燃料（核燃料）
用於核反應爐中産生中子的含可裂變材料和可轉換材料的化學混合元件。
燃料組件
作為一個整體裝入堆芯，爾後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立結構體。
維修
保持設備處於良好工作狀態的活動，包括預防性的和糾正（或修理）性的兩個方面。
正常運作
研究堆及其相關實驗裝置的運作，包括啟動、功率運作、停堆過程、停堆狀態、維護、試驗和換料（參見運作狀態）。
營運單位
持有國家核安全部門許可證（執照），負責經營和運作反應堆設施的單位。
運作限值和條件
經國家核安全部門認可的，為研究堆設施的安全運作而列舉參數限值、設備的功能和性能及人員執行任務的水準等一整套規定。
運作狀態
正常運作或預計運作事件兩類狀態的統稱。
假設始發事件
經鑒明可能導致預計運作事件或事故工況及其後續故障效應的事件 。
保護系統
由各種電器件、機械器件和線路（從感測器到執行機構的輸入端）組成的産生與保護功能相聯繫的信號系統。
品質保證
為使物項或服務與規定的品質要求相符合併提供足夠的置信度所必需的一系列有計劃的系統化的活動。
反應堆運作管理機構
由營運單位委任的負責指揮研究堆設施運作、並承擔直接安全責任的機構。
多重性
通過設置數量高於最低需要的單元或系統（相同的或不同的），以達到任一單元或系統的失效不致于引起所需總體安全功能喪失的措施。
研究堆
主要用於産生和利用中子注量率和電離輻射作研究和其他目的用的核反應爐。
核安全（安全）
完成正確的運作工況、事故預防或緩解事故後果從而實現保護廠區人員、公眾和環境免受過量輻射危害。
安全功能
為安全著想必須完成的特定目的。
安全限值
過程變數的各種限值，研究堆設施在這些範圍內運作已證明是安全的。
安全裕度
安全限值與運作限值之間的差值，有時也用兩限值之比表示。
安全相關物項或系統
不屬於安全系統的安全重要物項或系統。
安全系統整定值
為防止出現超過安全限值的狀態在發生預計運作事件和事故工況時啟動有關自動保護裝置的觸發點。
安全系統
安全上重要的系統用於保證反應堆安全停堆、從堆芯排出餘熱或限制預計運作事件和事故工況的後果。
停堆裕度
當具有最大負反應性的控制裝置移出堆芯和所有在運作期間可以改變位置或修改的實驗處於最大反應性工況時除維持反應堆無限期處於次臨界狀態所需的負反應性以外的負反應性。
停堆反應性
反應堆由控制裝置引入最大負反應性而處於次臨界狀態時的反應性量。
停堆系統
由於動或由保護系統來以信號觸發並使反應性快速下降而執行停堆所需的系統。
單一故障
導致某一部件不能執行其預定安全功能的一種隨機故障由單一隨機事件引起和各種繼發故障均視作單一故障的組成部分。
廠址、廠區
具有確定的邊界在反應堆運作管理機構有效控制下的反應堆所在區域。
附件 典型的假設始發事件
1.電源喪失
正常電源喪失。
2.過量反應性引入
（1）燃料裝卸時達臨界（燃料捅入錯誤）；
（2）啟動事故；
（3）控制棒或控制棒隨動體故障；
（4）控制驅動或系統故障；
（5）其他反應性控制裝置（慢化劑、反射層等）故障；
（6）棒位錯亂；
（7）結構部件故障和倒坍；
（8）冷水引入；
（9）慢化劑變化（如空泡、重水漏入輕水系統等等）；
（10）實驗和實驗設施的影響（如溢流或形成空泡、溫度影響、易裂變物質或吸收物質的引入或移出等）；
（11）停堆反應性不足；
（12）意外的控制棒彈出；
（13）反應性裝置維修錯誤。
3.流量喪失
（1）主泵故障；
（2）主冷卻劑流量減少（如閥門故障、管道或熱交換器堵塞）；
（3）實驗故障或誤操作的影響；
（4）應急冷卻系統故障；
（5）主冷卻劑邊界破裂導致流量喪失；
（6）燃料通道堵塞；
（7）由於棒位錯亂、堆芯內實驗或裝料引起的不合適的功率分佈；
（8）由於堆芯旁路引起的冷卻劑減少；
（9）反應堆功率控制故障；
（10）系統壓力偏離規定限值；
（11）熱阱喪失（如閥或泵故障、系統破裂）。
4.冷卻劑喪失
（1）主冷卻劑邊界破裂；
（2）水池破損；
（3）水池吸空；
（4）射線束管及其他貫穿件破損。
5.設備或部件的誤操作或故障
（1）燃料元件包殼破損；
（2）堆芯或燃料機械損傷（如燃料裝卸、轉運罐跌落在燃料上等）；
（3）燃料貯存中的臨界；
（4）安全殼或通風系統故障；
（5）燃料轉移或貯存時冷卻劑喪失；
（6）正常遮罩的喪失或減少；
（7）實驗設備或材料故障（如回路破裂）；
（8）超過燃料的額定值。
6.特殊的內部事件
（1）內部火災或爆炸；
（2）內部水淹；
（3）支撐系統喪失；
（4）保衛事故；
（5）反應堆實驗誤動作；
（6）誤入限制區。
7.外部事件
（1）地震（包括地震誘導的斷層、滑坡和海嘯）；
（2）水災（包括上游潰壩、江河堵塞）；
（3）龍捲風和龍捲風飛射物；
（4）颶風、風暴和閃電；
（5）爆炸；
（6）飛機撞擊；
（7）火災；
（8）毒物泄漏；
（9）運輸路線事故；
（10）附近設施的影響。
8.人為差錯
附錄：典型的安全功能*
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安全重要物項
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安全功能
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廠房和構築物
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（1）形成屏障，以防止放射性物質向環境的不可控釋放；
（2）防止內、外部事件對所包容的安全系統的影響；
（3）作為輻射遮罩。
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反應堆堆芯
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（1）維持燃料幾何形狀及必要的冷卻劑流道，以確保在反應堆所有運作工況下的停堆及熱量排除；
（2）提供負反應性反饋；
（3）提供慢化和控制中子通量的手段。
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燃料基體和包殼
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（1）形成屏障，以防止裂變産物從燃料中釋放；
（2）提供固定不變的排列。
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反應性控制系統
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控制反應堆堆芯反應性，以確保反應堆在任何運作狀態下都能安全停堆，並且（包括反應堆停堆系統）不超過燃料設計和其他限值。
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反應堆冷卻劑主回路
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提供充分的堆芯冷卻，並確保在反應堆任何運作狀態下都不超過其規定的燃料和冷卻劑限值。
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應急堆芯冷卻系統
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冷卻劑喪失事故後，以足夠的速率將熱量從反應堆堆芯排出，防止發生明顯的燃料破損。
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通風系統
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（1）控制及儘量減少氣載放射性排出流向環境的釋放；
（2）防止運作人員和研究人員受到過量輻照；
（3）必要時，在包容系統的不同區域之間維持足夠的壓差；
（4）為工作人員和安全重要物項提供合適的環境條件。
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保護系統
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（1）啟動保護動作，以便停堆、冷卻、包容放射性物質和緩解事故的後果；
（2）在條件不滿足時，控制聯鎖機構以防止操作錯誤。
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其他安全相關儀錶和控制
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（1）使反應堆各參數保持在運作限值之內而不達到安全限值；
（2）為運作人員提供足夠資訊，以便確定保護系統的狀態，並採取正確的安全相關的行動。
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電源
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向系統和設備提供充足的、品質合格的電力，以確保它們在需要時有執行其安全功能的能力。
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燃料操作和貯存系統
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（1）儘量減少輻照；
（2）防止意外臨界；
（3）限制燃料溫度上升；
（4）貯存新燃料及輻照過的燃料；
（5）防止燃料的機械或腐蝕損壞。
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輻射監測
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提供測量及報警，以儘量減少運作人員和研究人員所受的輻照。
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防火
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保證不使火災和爆炸的有害影響妨礙安全重要物項在需要時完成其安全功能。
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*在此列出的安全功能並非全部適用於各類研究堆。
京公網安備 11040102700072號
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