核安全导则15130.docx

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1、核安全导导则 HADD1022/17核动力厂厂安全评评价与验验证国家核安安全局核动力厂厂安全评评价与验验证（20006年6月5日 国国家核安安全局批批准发布布）本导则自自20006年7月1日 起起实施本导则由由国家核核安全局局负责解解释 本导则则是指导导性文件件。在实实际工作作中可以以采用不不同于本本导则的的方法和和方案，但但必须证证明所采采用的方方法和方方案至少少具有与与本导则则相同的的安全水水平。68目 录1.引言言11.1目目的11.2 范围12.安全全评价、安安全分析析和独立立验证222.1 安全评评价与安安全分析析22.2 独立验验证32.3 设计、安安全评价价和独立立验证之之间的关

2、关系63. 安安全重要要的工程程技术方方面73.1 概要73.2 经验证证的工程程实践和和运行经经验73.3 创新的的设计特特性83.4 纵深防防御的实实施93.5 辐射防防护1003.6 构筑物物、系统统和部件件的安全全分级1123.7 外部事事件的防防护1443.8 内部灾灾害的防防护1773.9 与适用用规范、标标准和导导则的一一致性1183.100 载荷荷和载荷荷组合1193.111 材料料的选择择203.122 单一一故障评评价和多多重性/独立性性223.133 多样样性2443.144 安全全重要物物项的在在役试验验、维护护、修理理、检查查和监测测253.155 设备备鉴定2263

3、.166 老化化和磨损损机理2283.177 人机机接口和和人因工工程的运运用2993.188 系统统之间的的相互作作用3223.199 设计计过程中中计算手手段的使使用3334.安全全分析3344.1 概要3444.2 假设始始发事件件404.3 确定论论安全分分析4334.4 概率安安全分析析614.5 敏感性性和不确确定性分分析8554.6使使用的计计算机程程序的评评价8665.独立立验证8881.引 言1.1目目的1.1.1 本导则是是对核核动力厂厂设计安安全规定定有关关条款的的说明和和补充。设计1.1.2 本导则为为设计单单位在初初始设计计和设计计修改过过程中对对核动力力厂进行行安全

4、评评价提供供了建议议，也为为营运单单位对于于新核动动力厂（使使用新的的或现有有设计的的）的安安全评价价进行独独立验证证提供了了建议。实实施安全全评价的的建议也也适用于于指导对对现有核核动力厂厂进行安安全审查查。依据据现行的的标准和和实践对对现有核核动力厂厂进行安安全审查查，其目目的在于于确定是是否存在在影响核核动力厂厂安全的的任何偏偏离。本本导则中中的方法法和建议议同样适适用于国国家核安安全监管管部门进进行的监监管审查查和评价价。虽然然本导则则中大部部分建议议是通用用的，并并适用于于所有类类型的反反应堆，但但也有一一部分特特殊建议议和范例例主要用用于水冷冷反应堆堆。1.2 范围1.2.1 本导

5、则确确定了在在实施安安全评价价和独立立验证过过程中的的关键建建议，并并且提供供了支持持核动动力厂设设计安全全规定的的详细指指导，尤尤其是在在其安全全分析领领域。但但是，它它并不能能包括目目前所有有可用的的技术细细节，关关于具体体的设计计问题和和安全分分析方法法，可参参照相关关安全导导则和参参考核安安全法规规技术文文件。1.2.2 由于对核核动力厂厂的某些些系统的的安全评评价已有有专门的的安全导导则，因因此，本本导则不不包括对对这些系系统安全全评价的的具体建建议。2.安全全评价、安安全分析析和独立立验证2.1 安全评评价与安安全分析析2.1.1 本导则中中的安全全评价是是一个系系统性过过程，它它

6、贯穿于于整个设设计过程程，以保证证核动力力厂设计计满足所所有的相相关安全全要求。这这些要求求包括营营运单位位和国家家核安全全监管部部门确定定的安全全要求。安安全评价价包括（但但并不仅仅限于）正正式的安安全分析析（见第第4章）。设设计和安安全评价价都是核核动力厂厂设计单单位进行行的同一一迭代过过程中的的组成部部分，该该迭代过过程直到到设计满满足所有有安全要要求为止止，其中中也可能能包括在在设计过过程中提提出的安安全要求求。2.1.2 安全评价价的范围包包括核实实设计是是否满足足安全管管理要求求、主要要技术要要求以及及核动动力厂设设计安全全规定第第3章至至第6章章中给出出的安全全管理要要求、主主要

7、技术术要求以以及核动动力厂设设计和核核动力厂厂系统设设计要求求，并核核实已完完成全面面的安全全分析。2.1.3 核动力力厂设计计安全规规定第第3章中中提出的的安全管管理要求求，论及关于于与经验证证的工程程实践、运运行经验验和安全全研究有有关的问问题。2.1.4 核动力力厂设计计安全规规定第第4章中中提出的的主要的技术要要求，包括保保证提供供充分的的纵深防防御措施施，保证证最大程程度地考考虑了事事故预防防措施和和辐射防防护。2.1.5 核动力力厂设计计安全规规定第第5章中中提出的的核动力力厂设计计要求，与以下下一些问问题有关关，如设设备鉴定定、老化化以及通通过多重重性、多多样性和和实体分分隔来提

8、提供安全全系统的的可靠性性等。2.1.6 核动力力厂设计计安全规规定第第6章中中提出的的核动力力厂系统统设计要要求，包括有有关堆芯芯、反应应堆冷却却剂系统统和反应应堆安全全系统（如如安全壳壳以及应应急堆芯芯冷却剂剂系统）的的设计问问题。2.1.7 对于安全全分析，核核动力厂厂设计安安全规定定第55.9节节规定：“必须对对核动力力厂设计计进行安安全分析析，在分分析中必必须采用用确定论论和概率率论分析析方法。在在这种分分析的基基础上，必必须制定定和确认认安全重重要物项项的设计计基准。还还必须论论证所设设计的核核动力厂厂能够满满足各类类核动力力厂状态态下放射射性释放放的所有有规定限限值和潜潜在的辐辐

9、射剂量量辐射照照射剂量量的可接接受限值值，并论论证纵深深防御已已起到作作用。”关于确确定论和和概率安安全分析析的范围围和目的的在本导导则的44.1.3.1-44.1.3.66节中给给出。2.2 独立验验证2.2.1 核动力力厂设计计安全规规定33.6节节要求：“在提交交国家核核安全监监管部门门以前，营营运单位位必须保保证由未未参与相相关设计计的个人人或团体体对安全全评价进进行独立立验证。”2.2.2 独立验证证应该在在营运单单位负责责下由一一组专业业人员完完成，这这组专业业人员应应尽可能能独立于于该核动动力厂的的设计者者和进行行安全评评价的人人员。如如果这些些专业人人员未参参与任何何部分的的设

10、计和和安全评评价，则则可认为为是独立立的。此此独立验验证是除除在设计计单位内内部进行行的质量量保证审审查的补补充之外外在设计计单位内内部进行行的的活动。2.2.3 安全评价价是设计计单位在在整个设设计过程程中为满满足所有有相关安安全要求求而进行行的全面面综合研究究工作，而而独立验验证是由由营运单单位完成成或在其其名义下下完成的的工作，可可仅与送送国家核核安全监监管部门门报批的的设计有有关。由于独立立验证需需要涉及及的设计计和安全全评价问问题的复复杂性，独立验证一般与在设计过程中要部分地进行独立验证同步进行，而不只是在核动力厂设计完成以后才进行。 营运单位位对独立立验证负负有完全全责任，即即使独

11、立立验证的的部分工工作委托托给一些些独立机机构执行行也仍然然如此。 图1 核动力厂设计安全规定和导则所涉及覆盖的领域安全要求其他要求总体方面（如防火、辐射防护）特殊系统（如仪表和控制系统、安全壳）质量保证审查安全评价-安全分析（确定论和概率论）-安全重要工程方面的评价-先前的运行经验-设备鉴定质量保证审查营运单位的独立验证国家核安全监管部门审查和评价已竣工核动力厂的验证质量保证审查建造核动力厂设计安全规定（文摘一）质量保证安全导则核动力厂系统设计安全导则安全导则安全评价和验证的安全导则2.3 设计、安安全评价价和独立立验证之之间的关关系2.3.1 图1给出出了在核核动力厂厂设计过过程中的的安全

12、评评价、独独立验证证、安全全分析及及其他活活动之间间的关系系，也给给出了本本导则与与设计过过程有关关的其他他规定和和导则之之间的关关系。2.3.2 在设计工工作由最最初的概概念直到到最终完完成的过过程中，设设计单位位需要考考虑营运运单位和和国家核核安全监监管部门门提出的的所有安安全要求求以及其其他要求求。由于于核能规规划的发发展以及及引入新新的设计计，在设设计过程程中，设设计要求求可能会会被修改改或澄清清；在创创新设计计情况下下，随着着设计的的深入可可能会提提出更具具体的要要求。2.3.3 在设计过过程中，安安全评价价和独立立验证由由不同的的小组或或机构完完成，然然而他们们都是迭迭代的设设计过

13、程程中的一一部分，且且二者的的主要目目的均是是保证核核动力厂厂满足安安全要求求。基于于这个原原因，本本导则对对二者均均有论述述。某些些情况下下，在核核动力厂厂设计阶阶段，国家核安安全监管管部门也也会在核核动力厂厂设计阶阶段介入入。2.3.4 在核动力力厂设计计过程的的一些阶阶段（如如在建造造前或首首次装料料前）设设计工作作将要被被冻结，在在此期间间将完成成安全分分析报告告，该报报告将描描述到此此时为止止所完成成的核动动力厂的的设计和和安全评评价。该该报告要要提交国国家核安安全监管管部门供供审查和和评价。2.3.5 由于安全全问题的的讨论和和澄清越越早，解解决起来来就越容容易。因因此独立立验证和

14、和设计及及安全评评价同时时相继开展展就会使使独立验验证更有有效。当当设计工工作还在在进行时时，任何何为改进进设计和和安全评评价的建建议都更更容易被被采纳。但但另一方方面，太太密切的的联系将将给验证证的独立立性带来来疑问。因因而，应应该找到到有效性性和独立立性之间间的平衡衡。2.3.6 在设计过过程中所所做出的的重大设设计决策策，可要要求营运运单位应应进行专专项独立立设计审审查，这这种审查查仅限于于该决策策的范围围并考虑虑符合适适用于决决策问题题的安全全要求。2.3.7 设计工作作应该依依据质量量保证大大纲进行行，质量量保证大大纲包括括对所有有设计文文件进行行独立审审查。3. 安安全重要要的工程

15、程技术方方面3.1 概要3.1.1 本章为评评价设计计是否符符合核核动力厂厂设计安安全规定定第33章至第第5章的的要求提提供建议议和需要要考虑的的重要事事项。这这些要求求覆盖总总的安全全重要的的工程技技术方面面，并适适用于所所有的核核动力厂厂系统。在在安全分分析中可可能没有有明确论论及如何何评价该该方面要要求的正正确实施施，但它它是安全全评价的的一个相相关部分分。对于于某些方方面，没没有明确确的验收收准则可可供使用用，因此此对其符符合安全全要求的的评价在在很大程程度上就就只能依依赖于良良好的工工程判断断。3.2 经验证证的工程程实践和和运行经经验3.2.1 对于改进进型的各各类反应应堆，应应该

16、尽可可能采用用在运行行核动力力厂中已已成功应应用的构构筑物、系系统和部部件的设设计，至至少应该该借鉴其其他核动动力厂中中取得的的相关运运行经验验。3.2.2 在安全评评价中，应应该考虑虑可用的的运行经经验，以以保证在在设计中中充分考考虑了安安全领域域中的所所有有关关教训。运运行经验验应作为为改进核核动力厂厂纵深防防御的基基本信息息来源。3.2.3 应该充分分利用大大量的运运行资料料作为设设计和安安全评价价的运行行经验反反馈。3.2.4 从一个真真实的事事件序列列进行外外推分析析，即假假定在有有额外失失效（对对比于现现实情况况中发生生的失效效）的情情况下核核动力厂厂最终将将可能会会发生什什么，这

17、这个方法法已被证证明是一一种有用用的设计计方法。3.2.5 通用的安安全研究究项目的的成果也也会有效效支持为为设计单单位和审审查单位位的评价价工作提提供有效效支持。3.3 创新的设计特特性3.3.1 基于由运运行经验验、安全全分析和和安全研研究得到到的经验验教训，有有必要允允许考虑虑超出现现有实践践的设计计改进的的需求和和价值。当当引入创创新的或或未经验验证的设设计或设设计特性性时，应应该通过过适当的的支持性性验证计计划证实实它们符符合安全全要求，并并且在投投入运行行前，对对这些特特性进行行充分试试验。3.3.2 例如，非非能动安安全系统统是不依依赖于诸诸如电力力等外部部辅助系系统支持持系统的

18、的，并且且有可能能较能动动系统而而言更加加简化和和可靠，但但其实际际性能及及可靠性性应该由由适当的的和周密密的研发发、试验验和分析析程序来来得到可可信的验验证。3.3.3 现代技术术应用的的另一个个实例是是采用基基于计算算机的安安全系统统和控制制系统。与与老式的的硬件连连接系统统相比，计计算机化化的系统统具有很很多潜在在的优点点，如它它具有更更强的功功能、更更好的试试验能力力和更高高的硬件件可靠性性。但是是在某些些实际情情况下，这这些优点点可能是是以降低低系统的的简易性性和透明明度为代代价的，因因此必须须尽可能能在接近近实际操操作运行行环境下下对计算算机化的的系统（包包括其软软件）进进行广泛泛

19、的评价价和试验验，以确认认其性能能和总体体可靠性性。3.4 纵深防防御的实实施防御层次次目的主要手段段一异常运行行和故障障的预防防保守设计计和高质质量的建造和和运行二异常运行行的控制制和故障障的探测测控制、控控制、限限制保护护系统及及其他监监测监督督设施三设计基准准事故范范围内的的控制专设安全全设施及及应急规程程四核动力厂厂严重工工况的控控制，包包括防止止事故恶恶化和减减轻严重重事故后后果补充措施施和事故故管理五减轻放射射性物质质大量释释放的后后果厂外应急急响应表1. 各防御御层次的的目的和和主要手手段3.4.1 正如核核动力厂厂设计安安全规定定2.2.22所指出出的，纵纵深防御御概念的的目的

20、有有两方面面：首先先是预防防事故的的发生；其次是是如果预预防失效效，探测测事故和和限制其其潜在后后果，并并且防止止其演变变为更加加严重的的工况。3.4.2 纵深防御御一般可可分为五五个不同同层次。当某一如果一个层次失效时，更高的后一层次将加以弥补或纠正。实施不同防御护层次是为了使其更高或更低不同层次的防御独立有效。各层次的防御护目的和其达到该目的的主要手段列于表1中。前三个层次的防御措施在设计基准范围内考虑，为了保证维持堆芯结构的完整性，并限制对公众的潜在辐射危害，应该考虑采取前三个层次的防御措施。对于超设计基准应该考虑第四个层次的防御措施，在考虑到经济和社会因素后，为使核动力厂出现严重工况的

21、可能性和放射性物质的释放处于合理可行尽量低的水平，应该考虑采取第四个层次的防御措施。3.4.3 应该最优优先考虑虑预防：过度地地危及实实体屏障障的完整整性；危危及屏障障时出现失效效或旁路路；某一道屏屏障的失失效引起起另一道道屏障的的失效；以及放放射性物物质的大大量释放放。3.4.4 应评价核核动力厂厂的设计计，以确确认有专专门措施施来保证证第一到到第四层层次防御御的有效效性。3.4.5 应通过完完整的安安全分析析来证实实是否能能符合大大量的核核安全要要求，从从而完成成对纵深深防御实实施情况况的评价价。此评评价应确确认各纵纵深防御御层次足足以应付付可能出出现的各各种始发发事件，以以保证执执行基本

22、本的安全全功能和和控制放放射性物物质的释释放。3.4.6 评价过程程应特别别注意内内部和外外部灾害害，这些些灾害可可能会同同时立即即影响到到不止一一个防御御层次，或或者使得得安全系系统的多多重设备备同时出出现失效效故障。3.4.7 设计应尽尽可能提提供探测测各防御御层次失失效或旁旁路的措措施。应应确定每每种运行行模式要要求的防防御层次次（例如如：在特特定的停停堆模式式下，可可以允许许打开安安全壳，在在核动力力厂处于于该模式式时应始始终能具具备确定定的防御御层次）。3.5 辐射防防护3.5.1 有关辐射射防护设设计的详详细建议议可参照照专门的的安全导导则。辐辐射防护护评价应应证实其其符合在在核动

23、动力厂设设计安全全规定中中确定的的辐射防防护目标标。3.5.2 对于正常常运行及及预计运运行事件件，应该该考虑两两项设计计目标：保证辐射射剂量辐辐射照射射剂量低低于规定定限值；保证辐射射剂量辐辐射照射射剂量处处于合理理可行尽尽量低的的水平。应应该比较较通过将将计算出出的等效效剂量当量量与规定定的剂量量限值，对比来证证实符合合第一个个目标。设设计单位位应评价价对相关设设计计算算进行评评价，以以保证计计算中输输入数据据的正确确性和所所用计算算方法的的有效性性（见第第4章）。3.5.3 第二个设设计目标标（即满满足合理理可行尽尽量低的的原则）意意味着在在考虑到到经济和和社会因因素后，所所有剂量量应保

24、证证处于合合理可行行尽量低低的水平平。辐射射防护的的最优化化过程应应该在一一定程度度上使代代价（费费用）和和利益（安安全增益益）相平平衡。在在此最优优化过程程中，辐辐射照射射剂量的的参考值值以及相相关的设设计措施施可以取自自从目前具具有良好好运行记记录的类类似核动动力厂得得到射线线照射剂剂量的参参考值以以及相关关的设计计措施。安安全评价价应该考考虑运行行经验及及附加的的设计措措施或改改进，以以进一步步降低工工作人员员和公众众的辐射射射线照射射。这些些附加的的措施既既可以是是直接的的（改进进屏蔽），也也可以是是间接的的（减少少设备维维修的时时间）。3.5.4 应该采取取通过以下下措施实践践保持低

25、低的照射射量，如如将包壳壳缺陷降降低到最最少、使使用耐腐腐蚀的材材料、减减少长寿寿命腐蚀蚀产物和和活化同同位素的的形成、降降低一回回路冷却却剂泄漏漏、尽量量减少高高辐射区区域维修修的时间间、以及及使用遥遥控操作作工具和和机器人人。3.5.5 在设计过过程中，应应该系统统地评价价诸如检检查和维维修所需需的足够够的空间间、辐射射防护屏屏蔽的充充分性和和核动力力厂设备备的正确确安装。3.5.6 核动力厂厂设计单单位和安安全评价价人员还还应该考考虑核动动力厂在在最终退退役期间间操作的的辐射剂剂量辐射射照射剂剂量。为为减少高高活度放放射性废废物的数数量和便便于其移移出，应应注意材材料的选选择和为为拆卸设

26、设备和工工具的预预留空间间，例如如在受高高辐射剂剂量辐射射照射剂剂量的构构筑物中中使用的的“牺牲层层”（即在在压力容容器外围围的混凝凝土屏蔽蔽层）。3.5.7 空间和设设备和场场地的设设计（诸诸如乏燃燃料的储储存和装装卸设施施，以及及放射性性废物的的储存）应应采取措措施，以以尽量减减少因其其失效可可能引起起的放射射性物质质的释放放量。3.5.8 设计单位位应该证证明，依依据核核动力厂厂设计安安全规定定，已已具有足足够有效效的设计计措施来来实施辐辐射防护护的充分分监测。3.5.9 应将安全全分析中中计算出出的放射射性物质质释放量量和等效效剂量与与国家核核安全监监管部门门规定的的或接受受的限值值进

27、行对对比，以以评价事事故工况况下保护护措施设设计的充充分性。为为减轻超超设计基基准事故故的放射射性后果果，可能能要求在在核动力力厂厂区区以及核核动力厂厂周围采采取一些些特殊措措施（如如事故管管理和应应急响应应计划）。在在安全评评价中，设设计单位位应该保保证把事事故管理理和应急急计划的的相关参参数充分分地纳入入核动力力厂的设设计中。3.6 构筑物物、系统统和及部件的的安全分分级3.6.1 应该确定定所有构构筑物、系系统和部部件的安安全重要要性，并并按照核核动力厂厂设计安安全规定定中的的规定建建立安全全分级体体系，以以确定为每一物项项的安全全级别确确定：- 在部件的的设计、制制造、建建造和检检查中

28、应应用适当当的规范范法规和标标准；- 系统相关关的特征征，如多多重性的的程度，以以及对应应急动力力供应和和环境条条件鉴定定的需求求；- 在确定论论安全分分析中考考虑的应对假假设始发发事件的的系统的的可用性性或不可可用性状状态情况况；- 质量保证证措施要求求。3.6.2 一般应该该建立以以下的分分级体系系，并且且应该验验证其恰恰当性和和一致性性：- 系统分级级依据其其对安全全功能所所起作用用的重要要性；- 承压部件件分级依依据其失失效后果果的严重重性、机机械复杂杂性和额额定压力力；- 抗震分类类依据所所考虑的的构筑物物或部件件在地震震中和地地震后保保持其完完整性和和执行其其功能的的要求，并并计及

29、余余震及其其后续的的附加破破坏；- 电力、仪仪表和控控制系统统的分级级依据其其安全功功能或安安全支持持功能，由由于该系系统是一一个特殊殊领域，而而且已经经存在广广泛使用用的分级级方法，其其分级会会不同于于可能和和核动力力厂其他他系统分分级不同同；- 质量保证证要求的的分级。3.6.3 对构筑物物、系统统和部件件的安全全分级的的确定应应该基于于国家核核安全监监管部门门规定的的方法，并并且应该该适当地地依据确确定论和和概率论论分析以以及工程程判断。3.6.4 在确定论论安全分分析中，用用来确定定决定符合合验收准准则的安安全功能能应只利利用安全全级的构构筑物、系系统和部部件来执执行。3.6.5 在设

30、计阶阶段，可可使用概概率安全全分析来来以确认构构筑物、系系统和部部件分级级的适当当性。3.6.6 一个安全全级别中中的系统统和/或或部件的的故障不不应引起起较高安安全级别别的系统统和/或或部件的的故障。对对于指定定为不同同安全级级别且不不同的并并可能相相互影响响的系统统，应该该评价其其是否具具有充分分的隔离离和分隔隔。3.7 外部事事件的防防护3.7.1 在安全评评价中涉涉及的外外部事件件取决于于核动力力厂选定定的厂址址，但是是一般应应包括：外部自然然事件，如如：- 极端的气气象条件件；- 地震；- 外部水淹淹；外部人为为事件，如如：- 飞机坠毁毁；- 由于运输输和工业业活动造造成的灾灾害（火

31、火灾、爆爆炸、飞飞射物、有有毒气体体的释放放）。3.7.2 设计基准准应该适适合于所所选厂址址并以历历史的和和实际的的数据为为依据，并并由一组组数值进进行表达达，这些些数值是是按照规规定阈值值根据各各事件总总的概率率分布而而选择的的。3.7.3 当所得数数据缺乏乏可信度度而不能能进行这这种概率率评价时时，应该该依据包包络准则则和工程程判断使使用确定定论分析析方法。3.7.4 应将要求求执行基基本安全全功能的的构筑物物、系统统和部件件应设计成成能承受受设计基基准事件件引起的的载荷，并并应能在在这些事事件发生生时和发发生以后后执行其其功能。这这应该通通过恰当当的结构构设计、多多重性和和分隔来来实现

32、。3.7.5 应该使与与外部事事件有关关的放射射性风险险不超过过源自内内部事故故引起的的放射性性风险。对对于比设设计基准准事件稍稍微严重重的外部部事件，应应该确认认其后果果不会不不成比例例地的加重。3.7.6 极端气象象条件：应该对对每一种种极端气气象条件件确定设设计基准准事件。这这包括下下列条件件情况：- 极端的风风载荷；- 极端的大大气温度度；- 极端的降降雨量和和降雪量量；- 极端的冷冷却水温温度和冰冰冻；- 极端量的的海植被被。3.7.7 设计基准准应计及及可以合合理假设设同时发发生的各各种极端端气象条条件的组组合。3.7.8 应该通过过试验、实实验或工工程分析析验证核核动力厂厂的构筑

33、筑物可以以承受外外部事件件施加引起起的载荷荷，而不不会造成成任何必必要物项项的失效效，这些些必要物项项是将核核动力厂厂带到并并保持在在所有基基本安全全功能得得到在长时间间内保证所有有基本安安全功能能的状态态所必要要的物项项。3.7.9 应该通过过试验、实实验或工工程分析析证明安安全系统统能够在在设计基基准规定定的条件件范围内内（如大大气温度度、海水水温度和和海平面面高度）执执行其安安全功能能。3.7.10 应该利用用核动力力厂周边边地域的的地质勘勘察结果果、该地地域地震震发生的的历史记记录和古古地震资资料确定定核动力力厂厂址址的SLL-2地地震。SSL-22地震应应该用于于确定核核动力厂厂设计

34、基基准地震震。3.7.11 用于关闭闭核动力力厂及维维持核动动力厂长长时间处处于安全全稳定状状态的构构筑物、系系统和部部件应该该设计成成能够抵抵御设计计基准地地震而不不丧失功功能。3.7.12 抗震鉴定定应该包包括结构构分析、振振动台试试验以及及适当时时与运行行经验进进行对比比。3.7.13 外部水淹淹：应该该对核动动力厂的的周边环环境进行行评价，以以确定发发生危及及核动力力厂安全全的外部部洪水的的可能性性。外部部水淹应应该包括括由于高高降雨量量、高潮潮汐、河河水溢出出、堤坝坝坍塌以以及其可可能组合合引起的的水淹。3.7.14 应该提供供防护措措施以避避免外部部水淹导导致安全全系统设设备的故故

35、障。3.7.15 应通过相相关坠机机的统计计数据并并考虑机机场离核核动力厂厂的距离离、飞机机的航线线以及各各型号飞飞机飞经经核动力力厂厂址址的总的的次数确确定飞机机坠毁于于核动力力厂的预预计概率率。坠机机统计数数据应该该在整个个核动力力厂运行行寿期内内不断更更新。3.7.16 如果预计计的坠机机概率大大于可接接受的值值时，防防护措施施应该包包括对包包容安全全重要系系统和部部件的构构筑物进进行加固固，并要要以设备备多重系系列分离离和隔离离的方法法使其不不会都被被飞机撞撞击或随随后的火火灾所毁毁坏。对对坠机的的防护，应应该集中中在保证证将核动动力厂带带到并维维持在安安全状态态的安全全功能所所必需的

36、的物项上上。3.7.17 关于运输输和工业业活动所所导致的的灾害，应应该鉴别别靠近厂厂区的危危险物品品运输和和能导致致火灾、爆爆炸、飞飞射物、有有毒气体体释放的的工业活活动，并并确定影影响核动动力厂安安全的设设计基准准事件。3.8 内部灾灾害的防防护3.8.1 设计中应应该考虑虑由内部部事件导导致的作作用在构构筑物或或部件上上的特定定载荷和和环境条条件（温温度、压压力、湿湿度、辐辐射），这这些内部部事件诸诸如：- 管道甩击击；- 冲射力；- 由于管道道、水泵泵及阀门门的泄漏漏或破裂裂造成的的内部水水淹及喷喷淋；- 内部飞射射物;- 重物跌落落；- 内部爆炸炸；- 火灾。3.8.2 应该确定定管

37、道破破损的影影响，诸诸如作用用到部件件、构筑筑物、电电气设备备、仪表表及控制制设备上上的喷射射冲击力力、管道道甩击、反反作用力力、压力力波的作作用力、压压力增加加、湿度度、温度度和辐射射均得到到充分考考虑。特特别应该该表明：- 对于安全全级设备备、该设设备的支支承及相相关构筑筑物的设设计，均均考虑了了反作用用力；- 对安全重重要部件件及其内内部结构构都已设设计成能能承受可可信的压压力波的的作用力力和流体体的作用用力；- 对于安全全重要构构筑物（诸诸如安全全壳）已已考虑了了压力增增加；- 对于安全全重要的的电气设设备、仪仪表及控控制设备备已设计计成在假假定的泄泄漏和破破裂的事事件中，仍仍能够承承

38、受极端端的温度度、湿度度和辐射射。3.8.3 关于内部部水淹，应应该对核核动力厂厂的相关关构筑物物建筑物做水水淹分析析。分析析中应该该考虑以以下潜在在的可能能的水淹淹初因：承压部部件出现现泄漏和和破裂、来来自邻近近构筑物物的水淹淹、灭火火系统的的误动作作开启、水水箱的溢溢流以及及隔离设设施的失失效等。3.8.4 安全重要要构筑物物、系统统和部件件，应该该位于预预计的最最高水淹淹线以上上，否则则应予以以足够有有效的保保护。3.8.5 内部飞射射物可能能由诸如如汽轮机机之类的的旋转部部件的故故障或承承压部件件的故障障产生。对对于可能能的汽轮轮机飞射射物，除除非能证证明潜在在的飞射射物不可可能引起起

39、对安全全重要构构筑物、系系统和部部件的重重大毁坏坏，否则则应该考考虑其可可能的飞飞行路线线，并且且反映在在汽轮机机与安全全级构筑筑物的相相对方位位上。类类似地，对对于安全全级构筑筑物中的的高能部部件，应应该尽可可能限制制其位置置。3.8.6 当相关的的重物跌跌落可能能导致核核动力厂厂内或厂厂外辐射射照射时时，或者者可能引引起安全全重要系系统损坏坏时，设设计时应应该考虑虑其提升升传动装装置的故故障。3.9 与适用规规范、标标准和导导则的一一致性3.9.1 为保证核核动力厂厂的安全全，构筑筑物、系系统和部部件的设设计应该该考虑其其安全相相关的重重要性。对对安全重重要的构筑物物、系统统和部件件的设计

40、计，应该该根据以与与其执行行的安全功功能的重重要性相相对应的的设计要要求进行行设计为为依据。构构筑物、系系统和部部件的安安全级别别提供了了确定用用于其设设计采用用规范和和标准的的基础。3.9.2 一般说来来，设计计所遵循循的规范范和标准准的清单单由营运运单位以以用户要要求的形形式给出出，或者者直接由由国家核安安全监管管部门给给出。但但是，应应对这些些规范和和标准进进行审查查和分析析，以便便依据现现有知识识和技术术评价其其对安全全重要构构筑物、系系统和部部件设计计的适用用性、恰恰当性和和充分性性。如果果某些规规范和标标准不足足以保证证构筑物物、系统统和部件件为执行重重要安全全功能而而应具有有的质

41、量量，就应应该对这这些规范范和标准准进行必必要的补补充或修修改，以以保证构构筑物、系系统和部部件具备备相称的的质量。3.100 载荷荷和载荷荷组合3.10.1 安全级的的构筑物物和部件件应该设设计成能能承受由由运行状状态和设设计基准准事故（包包括内部部和外部部灾害）引引起的所所有相关关载荷。3.10.2 安全评价价的一个个重要部部分为：- 确定每项项安全级级构筑物物或部件件承受的的相关载载荷和载载荷组合合；- 为每个载载荷及载载荷组合合确定预预计的事事件发生生频率；- 评价安全全级构筑筑物或部部件在确确定的载载荷和载载荷组合合下的应应力和应应变；- 在考虑了了所有相相关劣化退化（如蠕蠕变、疲疲

42、劳、老老化）和和其潜在在的相互互作用后后，评价价在构筑筑物或部部件中的的单次和和累加的的损伤。3.10.3 载荷和载载荷组合合应该是是完整的的，并且且应与安安全分析析中的假假定相一一致。当当合适时时，应该该依据合合适的历历史记录录、运行行经验、用用户要求求和及厂址特特征对核核动力厂厂运行寿寿期内事事件预期期频率和和预期瞬瞬态发生生的总次次数进行行评价。3.10.4 除所有相相关物理理量外，应应力和应应变的评评价还应应该考虑虑到每项项载荷、每每项载荷荷组合和和适当的的边界条条件导致致的环境境条件和和适当的的边界条条件。验验收准则则应该充充分反映映防止为为减轻与与假设载载荷相关关的灾害害后果所所需

43、要的的构筑物物或部件件发生的继发性性失效。3.111 材料料的选择择3.11.1 材料应该该满足设设计和制制造的标标准和要要求。确确定材料料的设计计寿命应应该考虑虑运行条条件（如如辐射环环境和化化学环境境、一次次或周期期性的载载荷）的的影响。此此外，还还应考虑虑设计基基准事故故对其特特性和性性能的影影响。3.11.2 材料的适适当性应应基于试试验，所所有的试试验结果果均应该该形成文文件。3.11.3 与放射性性流体接接触的材材料应该该具备抗抗御相关关腐蚀机机制的耐耐腐蚀性性，并且且在运行行环境中中耐化学学反应。应应该尽可可能地避避免碳钢钢和放射射性物质质接触。如如果聚合合材料用用于包容容放射性

44、性流体的的系统中中，该材材料应具具有耐辐辐照性能能。3.11.4 不锈钢或或镍合金金、与反反应堆冷冷却剂接接触的蒸蒸汽发生生器传热热管、主主管道材材料及包包壳材料料应该具具备足够够的耐腐腐蚀性。低低熔点元元素，如如铅、锑锑、镉、铟铟、汞、锌锌、铋、锡锡等及其其合金不不应该进进入反应应堆一回回路冷却却剂系统统或二回回路系统统，以防防接触到由不锈锈钢或镍镍合金制制造的的的部件。应应防止含含有低熔熔点元素素的轴承承合金污污染给水水系统。为为了减少少运行辐辐射剂量量辐射照照射剂量量，在与与反应堆堆冷却剂剂接触的的材料中中，应尽尽可能限限制钴的的含量，当当例外地地使用钴钴合金时时，应该该给出其其使用的的

45、恰当性性。同时时，还应应该评价价与冷却却剂接触触的材料料中的镍镍向反应应堆冷却却剂的释释放。3.11.5 应通过设设计来控控制与不不锈钢部部件接触触的材料料（如管管道保温温层）中中的卤素素成分，以以保证避避免出现现晶间应应力腐蚀蚀开裂。3.11.6 对于反应应堆冷却却剂压力力边界的的铁素体体材料，其其在高温温高压下下的抗裂裂纹快速速扩展的的能力和和抗疲劳劳的能力力应该得得到证实实。所有有的不锈锈钢焊接接部件应应该有抗抗晶界腐腐蚀的能能力，同同时也应应该控制制铁素体体的含量量，以将将奥氏体体不锈钢钢焊接中中微裂纹纹的形成成减少到到最低程程度。3.11.7 应该特别别注意所所用材料料与和水化学学特

46、性的的相容性性，以减减弱腐蚀蚀现象的的发生。对对于所有有会受湿湿蒸汽或或者强腐腐蚀性流流体影响响的设备备，应该该使用耐耐腐蚀和和侵蚀的的材料。可可使用含含铬（CCr00.5%）的低低合金钢钢。3.11.8 应该选择择在使用中中副作用用（如在在停运时时对工作作人员造造成的剂剂量、在在发生事事故时堵堵塞地坑坑）最小小的保温温材料。对对于所选选择的保保温材料料，应该该对其由由于事故故中喷射射力产生生的碎片片堵塞地地坑的行行为进行行试验。3.11.9 选择辐射射环境中中使用的的材料时时，应该该考虑辐辐照对材材料特性性的影响响辐照效效应。例例如，光光纤维受受到中子子辐照时时可能会会损坏，这这会对所所有使

47、用用此类光光缆的系系统（如如基于计计算机的的控制和和保护系系统）执执行安全全功能产产生了不利影影响。3.11.10 由于服役役期间的的辐照活活化作用用，在辐辐照环境境中所用用材料的的选择会会对核动动力厂退退役产生生重要影影响。在在核动力力厂的设设计阶段段应该予予以评价价这些方方面。3.122 单一一故障评评价和多多重性/独立性性3.12.1 核动力力厂设计计安全规规定中中所述的的单一故故障准则则的应用用，即使使假设安安全组合合 安全组合定义为“用于完成某一特定假设始发事件下所必需的各种动作的设备组合，其使命是防止预计运行事件和设计基准事故的后果超过设计基准中的规定限值。安全组合是一系列设备的集合，它可以完成一个特殊假设事件所要求的全部动作，并且保证各数值在预计运行事件和设计基准事故发生时不会超过设计基准指定的限值。”中任何何一个部部件单一一故障，保证了设计基准范围内的假设始发事件发生后，即使假设安全组合中任何一个部件单一故障时，所要求的安全功能仍然可以执行，并且设计基准中规定的限值均不会被超过。3.12.2 单一故障障准则的的应用中中，应该该识别出出