核电厂设计安全规定7645.docx

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1、核电厂设设计安全全规定本规定是是中华人人民共和和国核电电厂安全全法规的的第二部部分本规定自自一九九九一年七七月二十十七日起起实施本规定由由国家核核安全局局负责解解释 1引言 1.1目目的 本规定提提出了陆陆上固定定式热中中子反应应堆核电电厂的核核安全原原则，确确定了保保证核安安全所必必需的基基本要求求。这些些要求的的适用范范围包括括安全重重要的构构筑物、系系统和部部件以及及有关规规程和程程序。规规定中只只强调设设计中必必须满足足的要求求，对于于如何满满足这些些要求则则不作具具体规定定。附录I所所列安全全导则是是对本规规定的说说明和补补充。 本规定适适用于核核电厂设设计、制制造、建建造、运运行和

2、监监督管理理。1.2范范围 本规定阐阐述了构构筑物、系系统和部部件为满满足安全全运行以以及防止止（或减减轻）可可能危及及安全的的事件后后果所应应遵守的的设计方方法和设设计要求求。可能能危及安安全的事事件统称称为假设设始发事事件。假假设始发发事件用用于确定定核电厂厂物项的的设计基基准。它它们包含含多种可可能单独独地或相相互组合合后影响响安全的的因素。这这些因素素有如下下几种类类型： （1）与与核电厂厂厂址及及其环境境有关联联的因素素； （2）由由人员行行动引起起的因素素； （3）源源自核电电厂本身身运行的的因素。 本规定不不考虑下下列事件件： （1）极极不可能能发生的的事件（对对严重事事故的考考

3、虑见33.5条条）； （2）能能导致核核电厂厂厂址区域域的全面面破坏而而又不能能加以防防范的人人为事件件和自然然事件； （3）绝绝无可能能影响核核电厂安安全的工工业事故故； 本规定不不考虑核核电厂对对环境的的非放射射性影响响。第55章和第第9章的的某些要要求只适适用于水水冷堆。2安全原原理 2.1安安全目标标 核能与任任何一种种对于人人类和环环境具有有一定风风险的工工业活动动一样，均均须尽力力降低风风险。核核能的风风险与电电离辐射射（以下下简称辐辐射）有有关。因因此核安安全的最最终安全全目标为为： 建立并保保持对辐辐射危害害的有效效防御，保保护厂区区人员、公公众和环环境。 具体而言言，辐射射防

4、护的的目标为为： 保证厂区区人员和和公众在在运行状状态下所所受到的的辐射照照射低于于规定限限值并保保持合理理可行尽尽量低；保证减减轻事故故引起的的照射。 与事故状状态有关关的目标标为： 保证从总总体上防防止事故故的发生生，保证证在出现现核电厂厂设计中中在考虑虑到的所所有事故故序列（即即使是概概率很低低的序列列）时，其其放射性性后果不不大；通通过预防防和缓解解措施保保证发生生严重后后果的事事故的可可能性极极低。 2.2纵纵深防御御 纵深防御御概念是是安全原原理的重重要组成成部分。此此概念必必须贯彻彻于安全全有关的的全部活活动，包包括与组组织、设设计或人人员行为为有关的的方面，以以保证这这些活动动

5、均置于于重叠措措施的防防御之下下，即使使有一种种防御失失效，亦亦将得到到补偿或或纠正。 设计过程程中必须须贯彻纵纵深防御御概念，从从而提供供多层次次的保护护。这方方面的实实例为： （1）设设置多种种手段以以保证每每个基本本安全功功能（反反应性控控制、余余热排出出和放射射性包容容）的执执行； （2）除除固有安安全特性性外，采采用可靠靠的保护护装置； （3）通通过安全全系统的的自动触触发和运运行人员员的行动动，加强强对核电电厂的控控制； （4）提提供设备备和规程程以支援援事故预预防措施施、控制制事故发发展过程程和限制制事故后后果。 作为一条条基本要要求，任任何时候候各防御御层次都都必须按按照不同同

6、运行方方式的规规定一一一备齐。在在缺少一一个防御御层次而而其他防防御层次次虽在的的条件下下，继续续运行就就没有足足够的基基础。 纵深防御御概念在在设计过过程中的的第一种种应用如如下：提提供多层层次的设设备和规规程，用用以防止止事故，或或在未能能防止事事故时保保证适当当的保护护。 （1）第第一层次次防御的的目的是是防止偏偏离正常常运行。这这一层次次要求按按照恰当当的质量量水平和和工程实实践正确确并保守守地设计计、建造造和运行行核电厂厂。为达达到此目目的，对对设计规规范和材材料的恰恰当选择择以及部部件制造造和核电电广施工工的控制制，均应应十分注注意。对对于核电电厂的检检查、维维护和试试验规程程，以

7、及及进行这这些活动动时良好好的可达达性核电厂厂的运行行条件和和运行经经验的利利用等项项，亦应应予以关关注。 （2）第第二层防防御的目目的是检检测和纠纠正偏离离正常运运行的情情况，以以防止预预计运行行事件升升级为事事故工况况。这是是由于尽尽管注意意预防，核核电厂在在其寿期期内仍然然会发生生假设始始发事件件。这一一层次要要求设置置专用系系统并制制定运行行规程以以防止或或尽量减减小这些些假设始始发事件件所造成成的损坏坏。 （3）第第三层次次防御是是基于以以下假定定：尽管管极少可可能，某某些预计计运行事事件的升升级仍有有可能未未被前一一层次防防御所制制止，因因此必须须提供附附加的设设备和规规程以控控制

8、由此此引起的的事故工工况的后后果。设设置这一一层次防防御的另另一主要要目的是是使核电电厂在事事故工况况后达到到稳定的的、可接接受的状状态。 在第三层层之后可可借以进进-步保保护公众众和厂区区人员的的措施为为：核电电厂用于于减轻超超设计基基准事故故后果的的特定的的补充设设施、应应急计划划和准备备。纵深防御御概念的的第二种种应用是是核电厂厂设置多多道实体体屏障，防防止放射射性物质质外逸。这这些屏障障通常包包括燃料料本身、燃燃料包壳壳、反应应堆冷却却剂系统统压力边边界和安安全壳。设设计必须须保证每每一屏障障的有效效性，并并为之提提供保护护。 3设计总总准则 3.1 辐射防防护必须提供供措施，以以保证

9、22.1条条所提出出辐射防防护目标标的实现现。 核电厂安安全设计计中辐射射防护接接受准则则必须遵遵循以下下原则：导致高高辐射剂剂量或放放射性物物质大量量释放的的核电厂厂状态的的发生概概率要低低，而发发生概率率较高的的状态的的辐射后后果要小小。 接受准则则通常仅仅为与核核电厂的的正常运运行、预预计运行行事件和和事故相相对应的的为数有有限的几几组准则则。接受受准则必必须由国国家核安安全部门门认可。3.2安安全功能能把安全视视作整个个设计过过程中的的内在要要素，对对于达到到充分安安全至为为重要。本本规定中中所提出出的安全全对策的的目的是是：使核核电厂保保持在正正常运行行状态中中；保证证发生假假设始发

10、发事件后后，电厂厂能立即即作出正正确的近近期响应应以及在在事故工工况后便便于处理理。 为保证安安全，必必须满足足下列总总的设计计要求： （1） 必须提提供安全全停堆手手段，使使在运行行状态中中和事故故工况期期间及事事故工况况后的反反应堆安安全停堆堆，并使使之保持持在安全全停堆状状态。 （2） 必须提提供排除除余热的的手段，使使停堆后后（包括括事故工工况停堆堆后）从从堆芯排排出余热热。 （3） 必须提提供减少少放射性性物质释释放的可可能性的的手段，并并保证任任何释放放在运行行状态期期间低于于规定限限值，在在事故工工况期间间低于可可接受限限值。 对安全功功能进行行考虑是是系统地地满足上上述设计计总

11、要求求的一个个处理方方法。安安全功能能包括厂厂内各系系统在运运行状态态中和事事故工况况期间及及事故工工况后为为保证电电厂安全全所必须须执行的的所有功功能。 有关关设计中中辐射防防护的进进一步指指导见安安全导则则HAFF02009。 有关关安全功功能及其其应用的的进一步步指导见见安全导导则HAAF02201。 3.3电电厂安全全特性 纵深防御御概念的的基本思思想也反反映在电电厂的下下列特性性中。 核电厂设设计的一一个总体体要求是是电厂对对假设始始发事件件的敏感感性必须须合理地地低。电电厂对任任何假设设始发事事件的预预计响应应可用下下列（11）-（33）中的的一项特特征表示示。核电电厂的设设计和运

12、运行应能能促使任任何假设设始发事事件的后后果按下下述顺序序排列，并并在合理理可行的的条件下下尽可能能接近于于（1）。 （1）依依靠核电电厂的固固有特性性，假设设始发事事件不产产生与安安全有关关的重大大影响或或核电厂厂只产生生趋向安安全状态态的变化化。 （2）在在发生假假设始发发事件后后，依靠靠在此状状态中连连续运行行的系统统动作，以以控制该该假设始始发事件件，使核核电厂趋趋于安全全。 （3）在在发生假假设始发发事件后后，依靠靠对该事事件作出出响应而而投入工工作的系系统动作作使电厂厂趋于安安全。 3.4设设计基准准 设计基准准必须规规定核电电厂在确确定的辐辐射防护护要求范范围内适适应规定定的运行

13、行状态范范围和事事故工况况的必备备能力。设设计基准准包括正正常运行行技术规规格、假假设始发发事件引引起的状状态、重重要的假假设以及及在某些些情况下下特定的的分析方方法。 3.4.1正常常运行 设计过程程中必须须针对电电厂安全全正常运运行的要要求，制制定一组组运行要要求和限限制，包包括： （1）过过程变量量和其他他重要参参数的限限制； （2）安安全系统统整定值值； （3）电电厂维护护、试验验和检查查的要求求，以保保证构筑筑物、系系统和部部件的功功能与设设计规定定相符。 这些要求求和限制制是制定定运行限限值和条条件的依依据。3.4.2假设设始发事事件 核电厂设设计中必必须认识识到纵深深防御的的各个

14、层层次都可可能受到到考验，因因此设计计中必须须采取措措施以保保证安全全功能的的执行，并并实现安安全目标标。上述述考验来来自假设设始发事事件。假假设始发发事件的的选择系系基于确确定论法法或概率率论法，或或两者的的某种组组合。不不同类型型的假设设始发事事件及其其可能的的组合见见附件AA。应指指出，独独立事件件同时发发生的可可能性通通常不予予考虑。3.4.3设计计规范 应有国家家核安全全部门认认可的工工程设计计规范，作作为系统统和部件件设计的的接受准准则。 3.4.4厂址址特征 在确定核核电厂设设计基准准时，必必须考虑虑到核电电厂与环环境之间间的各种种相互作作用，包包括人口口、气象象、水文文、地质质

15、和地震震等因素素。还必必须考虑虑到为获获得电厂厂安全和和保护公公众可依依托的厂厂外服务务（如电电力供应应和消防防设施）可可能遇到到的困难难。3.5严严重事故故 正常运行行、预计计运行事事件和事事故工况况的设计计基准对对于防止止反应堆堆堆芯的的严重损损坏以及及抑制放放射性物物质的释释放，使使之在运运行状态态下低于于规定限限值并在在事故工工况下低低于可接接受限值值，必须须提供高高的可信信度。 但是应该该意识到到某些低低概率的的事件序序列有导导致严重重的堆芯芯损坏的的可能。从安全观观点出发发，还以以在一定定限度内内计及严严重事故故为妥。对对于严重重事故的的考虑可可基于现现实的分分析，而而毋需严严格地

16、运运用确定定设计基基准时所所采取的的保守的的过程方方法。根根据运行行经验，结结合安全全分析和和安全研研究的结结果，设设计中应应考虑的的事项有有： （1）针针对特定定设计，确确定能导导致严重重事故的的重要事事件序列列； （2）考考虑电厂厂的已有有能力，包包括超越越其预定定功能和和设计基基准时利利用某些些系统的的可能，以以及利用用某些暂暂设系统统使电厂厂恢复到到受控状状态并减减轻严重重事故的的后果； （3）应应对能降降低这些些事件出出现的概概率或能能减轻这这些事件件后果的的可能的的设计修修改作出出评价。若若通过适适当努力力能提高高总的安安全性，则则应进行行这种设设计修改改。 （4）在在计及有有代表

17、性性的和起起主导作作用的严严重事故故的条件件下，制制定事故故处理规规程。 进一一步指导导见HAAF01100（991）核核电厂厂厂址选择择安全规规定及及其安全全导则。3.6核核电厂质质量 必须明确确规定构构筑物、系系统和部部件的全全部安全全功能。构构筑物、系系统和部部件必须须按其安安全的重重要性进进行分级级。为保证高高度的功功能可靠靠性，对对于与质质量有关关的各个个方面，诸诸如构筑筑物、系系统和部部件的设设计，材材料的选选择、技技术规格格、建造造、运行行、维护护和试验验规程以以及合格格人员的的配备，必必须予以以极大关关注，使使之适应应所赋与与的安全全功能。不不仅对于于不同防防御层次次中的工工艺

18、和安安全系统统及其辅辅助设施施有此要要求，对对于防止止放射性性物质外外逸的各各道实体体屏障尤尤其如此此。 凡属可行行，设备备必须按按照适用用的、经经认可的的标准设设计，其其设计必必须是此此前在相相当使用用条件下下验证过过的；设设备的选选择必须须与安全全所要求求的电厂厂可靠性性目标相相一致。对对于所采采用的标标准和规规范，必必须加以以鉴别和和评价，以以确定其其适用性性、恰当当性和权权威性，并并根据需需要进行行补充和和修正，以以保证设设备的质质量符合合安全功功能的要要求。 选择设备备时必须须考虑到到误动作作和不安安全的故故障模式式（例如如要求脱脱扣时不不脱扣）。系系统或部部件有发发生故障障的可能能

19、并需要要在设计计中针对对此种故故障作出出适应性性措施之之处，则则必须先先选择具具有可预预见的故故障模式式并便于于修理或或更换的的设备。3.7在在役试验验、维护护、检查查和监测测的措施施 安全重要要构筑物物、系统统和部件件的设计计必须符符合下列列要求：它们的的可靠性性达到足足够高的的水平；为保持持其执行行功能的的能力，可可在核电电厂的寿寿期内进进行标定定、试验验、维护护、修理理和检查查或监测测；完成成这些活活动时所所达到的的标准与与所执行行安全功功能的重重要性相相当，且且厂区人人员不致致于由此此而受到到过量的的照射。安全重要要构筑物物、系统统和部件件的设计计不足以以适应试试验、检检查或监监测的需

20、需要时，必必须采取取适当的的补充措措施，以以消除潜潜在的未未发现的的故障影影响。3.8系系统和部部件的可可靠性设设计 这方方面的进进一步指指导见HHAF004000（911）核核电厂质质量保证证安全规规定及及其有关关导则。另另见安全全导则HHAF003022核电电厂在役役检查HAF0307核电厂维修和HAF0308核电厂重要物项的监督。 关于系系统可靠靠性和设设计措施施的进-步指导导见安全全导则HHAF002033HAFF02004HAFF02005HAFF02006HAFF02007HAFF02113. 本条所列列的几种种措施可可用于达达到和保保持与全全部三个个防御层层次内所所执行安安全功能

21、能的重要要性相当当的可靠靠性。如如有必要要，可使使用这些些措施的的组合。 表示不同同防御层层次的可可靠性要要求，不不能采取取通用的的定量指指标。但但第一层层次无疑疑应视作作重点。这这与营运运单位为为了生产产电力保保持核电电厂高可可用率的的目标也也是吻合合的。 为保证安安全功能能的执行行具有必必需的可可靠性，经经国家核核安全部部门同意意，对某某些安全全系统可可制定最最大不可可用率的的限值作作为基准准或用作作接受准准则。 3.8.1多重重性 为完成一一项特定定安全功功能而采采用多于于最少套套数的设设备，即即多重性性，它是是提高安安全重要要系统的的可靠性性并借以以满足单单一故障障准则（见见3.88.

22、2）的的重要设设计原则则。在运运用多重重性原则则的条件件下，一一套设备备出现故故障或失失效是可可承受的的，不致致于导致致功能的的丧失。例例如，在在某一特特定功能能可由任任意两台台泵完成成之处，设设置三台台或四台台泵。为为满足多多重性要要求，可可采用相相同的或或不同的的部件。 3.8.2单一一故障准准则 满足单一一故障准准则的设设备组合合，在其其任何部部位发生生单一随随机故障障时，仍仍能保持持所赋予予的功能能。源自自单一故故障的各各种继发发故障，均均视作单单一故障障不可分分割的组组成部分分。 对于构成成核电厂厂设计的的每个安安全组，都都必须运运用单一一故障准准则。安安全组是是用以完完成各项项为抑

23、制制特定假假设始发发事件的的后果使使之不超超过设计计基准所所规定限限值所需需要的动动作的设设备组合合。 为检验核核电厂是是否符合合单一故故障准则则的要求求，必须须对各有有关安全全设备组组进行下下述分析析：假设设单一故故障及其其全部继继发故障障依次出出现在设设备组合合的各个个单元上上，并逐逐一进行行分析，直直至完成成此组合合内的全全部故障障分析为为止，对对各有关关组合依依次一一一进行分分析，直直至完成成所有组组合和全全部故障障的分析析为止。有有关特定定安全系系统需要要符合单单一故障障准则的的叙述见见后。单单一故障障准则在在上述系系统中的的假设是是此前已已作了描描述的过过程中的的一部分分。单一一故

24、障分分析中，不不考虑同同时发生生一个以以上的随随机故障障。 如上述分分析的结结果表明明，每个个安全组组在计及及假设始始发事件件的影响响后均能能完成各各有的功功能，则则认为，设设计达到到了单一一故障准准则的要要求。 单一故障障分析中中，对于于设计、制制造、在在役检查查和保养养的质量量达到极极高水平平的非能能动部件件的故障障，可不不予考虑虑。但在在排除非非能动部部件发生生故障的的可能时时，必须须计及始始发事件件后需要要部件发发挥作用用的全时时程，并并对基于于此种假假设的分分析方法法的正确确性作出出论证。 乱真动作作必须视视为故障障的一种种模式。 对于下列列各种情情况，毋毋需遵守守单一故故障准则则：

25、 （1）极极为罕见见的假设设始发事事件； （2）假假设始发发事件极极不可能能的后果果； （3）某某些设备备因进行行维护、修修理或定定期试验验，在有有限的时时间内停停止使用用。对某些安安全系统统可能需需要提出出多重性性或多样样性的附附加要求求。例如如在相同同部件用用于几种种安全功功能或同同时用于于安全和和非安全全目的之之处、有有共因故故障的可可能之处处以及定定期试验验的有效效性受到到限制之之处，均均可据以以提出附附加要求求。 3.8.3多样样性 采用多样样性原则则能减少少某些共共因故障障的可能能，从而而提高某某些系统统的可靠靠性。应应考查这这类潜在在故障的的原因，以以确定在在何种场场合能有有效地

26、应应用多样样性原则则。 多样性应应用于执执行同一一功能的的多重系系统或部部件，系系通过多多重系统统或部件件中引入入不同属属性而实实现。获获得不同同属性的的方式有有：采用用不同的的工作原原理、不不同的物物理变量量或不同同的运行行条件以以及使用用不同制制造厂的的产品等等。 为保证所所采用的的多样性性确能提提高所完完成设计计的可靠靠性，在在运用多多样性原原则时必必须审慎慎。例如如，为降降低共因因故障的的可能性性，设计计人员必必须对材材料、部部件和制制造工艺艺中有无无任何相相似之处处，运行行原理或或公用的的辅助设设施中有有无细微微的类似似之处给给以关注注。采用用多样化化系统或或部件时时，应计计及诸如如

27、运行、维维护和试试验程序序中额外外的复杂杂性，或或使用可可靠性较较低设备备所带来来的缺点点，并取取得此种种追加措措施有利利于总体体效益的的合理保保证。 3.8.4独立立性 为提高系系统的可可靠性可可在设计计中采用用下列独独立性原原则： （1）保保持多重重系统部部件之间间的独立立性； （2）保保持系统统中各部部件与假假设始发发事件效效应之间间的独立立性，例例如，假假设始发发事件不不得引起起为减轻轻该事件件后果而而设置的的安全系系统或安安全功能能的失效效或丧失失； （3）保保持不同同安全等等级的系系统或部部件之间间适当的的独立性性； （4）保保持安全全重要物物项与非非安全重重要物项项之间的的独立性

28、性。 独立性可可在系统统设计中中通过功功能隔离离或实体体分隔实实现。 （1） 功能隔隔离必须使用用功能隔隔离，以以减少多多重系统统或相连连接系统统中由正正常运行行或异常常运行，或或这些系系统中任任一部件件的故障障所引起起的设备备和部件件间不良良相互作作用的可可能性。 （2） 部件的的实体分分隔和布布置 在系统布布置和设设计中，必必须尽实实际可能能采用实实体分隔隔原则以以增强实实现独立立性的保保证，对对于某些些共因故故障尤其其如此。 这些原则则包括： 空间分隔隔（距离离、方位位等）； 屏障分隔隔； 上述两种种方法的的组合。 分隔方法法的选择择取决于于设计基基准中所所考虑的的假设始始发事件件，例如

29、如火灾、化化学爆炸炸、飞机机坠毁、飞飞射物、淹淹没、温温度、湿湿度等效效应。 核电厂内内的某些些场所，有有可能成成为不同同安全重重要性的的各种设设备或线线路的自自然汇合合点，例例如安全全壳贯穿穿区、电电动机控控制中心心、电缆缆走廊、设设备间、控控制室和和核电厂厂的工艺艺控制电电脑等。在在这些场场所，必必须尽实实际可能能采取适适当的措措施以防防止共因因故障。 3.8.5故障障安全设设计 在设计核核电厂的的安全重重要系统统和部件件时，应应尽可能能贯彻故故障安全全原则，即即系统或或部件发发生故障障时，电电厂应能能在毋需需任何触触发动作作的情况况下进入入安全状状态。 3.8.6辅助助设施 为保持电电厂

30、安全全状态所所必需的的辅助设设施有供供应电力力、冷却却水、压压缩空气气或其他他气体的的设施及及润滑设设施等。辅辅助设施施用于支支持构成成安全重重要系统统部分的的设备时时，必须须视作安安全重要要系统的的一部分分。它们们的可靠靠性、多多重性、多多样性独立性性用于隔隔离和功功能实验验的措施施必须具具有与所所支持系系统相对对应的可可靠性。 3.8.7共因因故障 若干装置置或部件件的功能能可能由由于出现现单一特特定事件件或原因因而失效效。这种种事件或或原因可可能是设设计缺陷陷、制造造缺陷、运运行或维维护差错错、自然然事件、人人为事件件、信号号饱和、环环境条件件的变化化或电厂厂内任何何其他运运行或故故障所

31、引引起的意意外的级级联效应应。必须须尽实际际可能在在设计中中采取适适当措施施尽量减减少这种种效应。 3.8.8设备备停役 核电厂及及其安全全系统的的可靠性性设计中中，必须须计及设设备停役役的影响响，包括括预计的的维护、试试验和修修理工作作对于各各个安全全系统的的可靠性性所产生生的影响响。如系系统的可可靠性在在设备停停役的条条件下不不能满足足设计和和运行所所采用准准则的要要求，且且临时停停役的部部件不能能在规定定时间内内进行更更换或重重新投入入时，核核电厂必必须停止止运行或或置于安安全状态态之下。核核电厂开开始运行行前必须须明确规规定可用用于各种种情况下下部件的的更换或或重新投投入的时时间和应应

32、采取的的行动。3.9运运行人员员操作优优化的设设计从安全观观点出发发，厂区区人员的的工作场场所和工工作环境境必须按按人机工工效学原原则进行行设计。 对人的因因素和人人机关系系的全面面考虑应应始于设设计的早早期阶段段，并贯贯彻于设设计全过过程。 控制室内内必须以以协调的的方式向向操纵员员提供反反映本规规定3.2条中中各种安安全功能能所必需需的全部部设备和和系统现现状的各各种参数数的清晰晰的显示示。在辅辅助控制制点内也也必须提提供类似似设施（见见6.33条）。 若将操纵纵员视为为承担双双重任务务，即设设备操作作和系统统管理（包包括事故故处理）的的人员，则则有助于于确立信信息显示示和控制制的设计计原

33、则。 为进行系系统管理理，操纵纵员需要要借以作作出下述述判断的的信息： （1）在在任何状状态下（即即正常运运行、预预计运行行事件或或事故工工况），迅迅速评估估电厂的的概况，并并确认预预定的自自动安全全动作正正在进行行； 进一步步指导见见安全导导则HAAF02203、HHAF002088和HAAF03303。 （2）决决定应采采取的恰恰当行动动。 为进行设设备操作作，操纵纵员需要要各系统统和设备备有关参参数的信信息。 设计必须须利于操操纵员在在有限的的时间内内、预计计的周围围环境中中和有心心理压力力（的状状态）下下能采取取成功的的行动。应应尽量减减少操纵纵员在短短期内进进行干预预的必要要性。设设

34、计时应应考虑这这种干预预可予接接受的前前提是：设计者者能够证证明操纵纵员有足足够的时时间作出出决定并并采取行行动，操操纵员据据以决定定采取行行动的必必要信息息系以简简单和明明确的方方式呈现现，在该该事件发发生后控控制室内内或辅助助控制点点内及其其通道中中的环境境是可接接受的。 3.100余热向向最终热热阱的输输送必须设置置传热系系统，向向最终热热阱输送送来自安安全重要要构筑物物、系统统和部件件的余热热。这些些系统在在正常运运行、预预计运行行事件和和事故工工况下都都必须具具有极高高的可靠靠性。用用于输送送热量的的各系统统，包括括传递热热量、提提供动力力以及向向余热输输送系统统供应流流体的设设计都

35、必必须与它它们的整整个余热热输送系系统中所所分担的的功能相相适应。 为实现系系统的可可靠性，必必须恰当当地选择择经考验验的部件件，并采采用多重重性、多多样性、实实体分隔隔、相互互连接以以及隔离离等。 在设计这这些系统统、选择择最终热热阱和传传热流体体贮存系系统的多多样性方方案时，必必须考虑虑到自然然事件和和人为事事件的影影响。3.111防火和和防爆设计和布布置安全全重要构构筑物、系系统和部部件时，除除满足其其他安全全要求外外，还必必须尽量量降低外外部和内内部事件件引起火火灾和爆爆炸的可可能性及及其后果果。作为为最低要要求，必必须保持持停堆、排排出余热热和包容容放射性性物质的的能力。为为实现这这

36、些要求求，必须须采取多多重部件件、多样样系统、实实体分隔隔适当组组合和故故障安全全设计。进一步步指导见见安全导导则HAAF02206。 进一步步指导见见安全导导则HAAF02202。在整个核核电厂中中，尤其其在诸如如安全壳壳和控制制室等场场所中，凡凡属可行行，必须须采用不不可燃的的或阻燃燃的和耐耐热的材材料。 必须设置置足够容容量和能能力的火火警检测测和灭火火系统。在在必要的的场合，这这些系统统必须能能自动触触发。灭灭火系统统的设计计和布置置必须保保证在其其出现破破裂、误误动作或或意外操操作时，对对安全重重要构筑筑物、系系统和部部件的能能力不致致于产生生显著的的影响。 3.122设备故故障的影

37、影响安全重要要构筑物物、系统统和部件件的设计计必须能能经受运运行状态态和事故故工况的的影响并并适应这这两种状状态的环环境条件件（对于于严重事事故，尽尽实际可可能予以以考虑）。为为防止能能加重初初始事件件对安全全所造成成的后果果的次级级故障，这这些构筑筑物、系系统和部部件必须须采取适适当的布布置方式式，或为为之采取取保护措措施，以以防止设设备损坏坏时可能能出现的的飞射物物、管道道甩动、流流体喷射射和淹没没等动力力作用的的破坏。如如果这些些条件不不能满足足，必须须在设计计中采取取其他合合适的措措施。 安全重要要的流体体系统与与工作压压力较高高的另一一流体系系统相连连接时，必必须按较较高的压压力设计

38、计，或设设置符合合单一故故障准则则的过压压保护。 3.133多堆共共用的构构筑物、系系统和部部件 两个或两两个以上上的动力力堆，一一般不应应共用安安全重要要构筑物物、系统统和部件件。共用用的方式式如予采采用，必必须证明明：此种种方式能能满足每每一座堆堆的全部部安全要要求；一一座堆发发生事故故时，其其它各堆堆能有秩秩序地停停堆、冷冷却并排排出余热热。3.144含有可可裂变或或放射性性物质的的系统必须保证证核电厂厂内可能能含有可可裂变或或放射性性物质的的所有系系统在运运行状态态和事故故工况下下均有足足够的安安全性。 3.155撤离路路线和通通讯手段段 核电厂必必须设置置有简捷捷、以醒醒目而持持久的

39、标标志识别别的安全全撤离路路线，并并配备为为安全使使用这些些路线所所必需的的可靠的的应急照照明和其其他辅助助设施。撤撤离路线线必须符符合工业业安全、辐辐射分区区、防火火和电广广保卫方方面的要要求。 为使厂区区人员即即使在事事故状态态下也能能得到警警告指令令，必须须设置适适当的报报警系统统和通讯讯手段。 安全必须须的核电电厂厂区区内部以以及对外外的通讯讯联系，必必须保持持昼夜畅畅通。进进行通讯讯设计和和选择多多样性措措施时，必必须计及及这一要要求。 进一步步指导见见安全导导则HAAF02204。 进一步步指导见见安全导导则HAAF02204 3.166核电厂厂出入口口控制 为严密控控制出入入口，

40、必必须以适适当的构构筑物的的布置方方式，使使核电厂厂与其周周围相隔隔离。进进行厂房房设计和和厂区布布置时，尤尤其须注注意此点点，并为为保卫人人员或监监测设备备作出安安排，以以防未经经批准的的人员和和物品进进入核电电厂。 3.177退役 在设计阶阶段对便便于核电电厂退役役的措施施必须给给以关注注，还必必须为厂厂区人员员和公众众在退役役期间所所受到的的辐射照照射保持持于合理理可行尽尽量低的的水平，以以及充分分有效地地保护环环境防止止放射性性污染作作出努力力。4 反应应堆堆芯芯 4.1反反应堆设设计 为保证在在所有运运行状态态下不超超出设计计规定的的可接受受限值，反反应堆堆堆芯和有有关冷却却剂系统统

41、、控制制和保护护系统的的设计必必须留有有适当的的裕量。组成反应应堆堆芯芯的部件件和反应应堆压力力容器内内靠近堆堆芯的其其他部件件的设计计和装配配，必须须符合下下述要求求：在运运行状态态和事故故工况中中所预计计到的静静、动荷荷载的作作用下，可可保持必必要的结结构稳定定性，以以保证安安全停堆堆和堆芯芯冷却。 4.2燃燃料元件件 燃料元件件的设计计必须适适应各种种劣化过过程后仍仍能满意意地承受受所预计计的堆内内辐照的的要求。 设计燃料料元件时时必须考考虑下列列劣化因因素：冷冷却剂外外压、燃燃料内裂裂变产物物所造成成的附加加内压、燃燃料和燃燃料组件件中其他他材料的的辐照效效应、功功率变化化所造成成的压

42、力力和温度度的变化化、化学学效应、静静载荷、包包括流体体所引起起的，振振动和机机械振动动在内的的动载荷荷以及变变形或化化学效应应所引起起的传热热性能的的变化等等。设计计必须为为数据、计计算和制制造中的的不确定定因素留留有裕量量。燃料元件件在正常常运行中中，必须须保持于于设计规规定限值值之内（包包括裂变变产物的的容许泄泄漏值）；预计运运行事件件中的各各种瞬态态影响不不得造成成元件显显著的进进一步劣劣化，裂裂变产物物的泄漏漏量必须须保持于于现实可可行的最最低水平平，燃料料组件的的设计应应计及便便于检查查其结构构和零件件的要求求；在事事故工况况中，燃燃料元件件必须能能保持原原位，其其变形不不得发展展

43、到有碍碍于堆芯芯在事故故后保持持足够有有效冷却却的程度度，并且且不得超超过燃料料元件在在事故工工况下的的规定限限值。 进一步步的指导导见安全全导则HHAF002144。 4.3反反应堆堆堆芯控制制 堆芯的中中子通量量的水平平和分布布，各种种状态下下，包括括停堆后后，换料料期间和和换料后后的状态态、以及及预计运运行事件件和事故故工况引引起的状状态在内内，必须须符合44.2条条的规定定。用于于检测上上述通量量分布的的手段必必须总能能保证堆堆芯内不不存在任任何未能能检测到到的违反反4.22条规定定的部位位。堆芯芯设计应应尽量减减少依赖赖控制系系统使通通量分布布在各种种运行状状态下保保持在规规定限值值

44、内。 4.4反反应堆停停堆 必须备有有在运行行状态和和事故工工况下安安全停堆堆的手段段。必须须保证，即即使在堆堆芯具有有最大后后备反应应性的情情况下，仍仍能保持持停堆状状态。停停堆手段段的有效效性动作速速度和停停堆深度度必须足足以保证证反应堆堆不超出出规定的的限值。 停堆手段段必须由由两个不不同的系系统组成成。 两个系统统中，至至少有一一个系统统能在单单一故障障情况下下独立行行使使反反应堆从从运行工工况和事事故工况况迅速进进入有足足够深度度的次临临界的功功能。 即使在堆堆芯具有有最大后后备反应应性情况况下，两两个系统统中至少少有一个个系统能能独立使使反应堆堆从正常常运行工工况进入入次临界界，并

45、以以足够的的深度和和高的可可靠度保保持次临临界状态态。 判断停堆堆手段是是否足够够时，必必须高度度重视发发生在核核电厂任任何部位位的、可可能导致致一部分分停堆手手段失去去作用的的故障。 停堆手段段必须足足以防止止反应堆堆失控地地转向临临界。为为满足这这一要求求，必须须考虑到到停堆期期间能增增加反应应性的各各种预定定操作（诸诸如维护护和换料料操作时时移动中中子吸收收体）及及停堆手手段中的的单一故故障。必须通过过检测和和试验保保证停堆堆手段处处于所要要求的状状态。 如能在全全部正常常功率运运行期间间保持停停堆能力力，则部部分停堆堆手段可可用于反反应性控控制和通通量整形形。5反应堆堆冷却剂剂系统5.

46、1反反应堆冷冷却剂系系统的设设计 反应堆冷冷却剂系系统及其其有关的的辅助系系统、控控制和保保护系统统必须具具有足够够的裕量量，以保保证冷却却剂的压压力边界界在任何何运行状状态不超超过设计计条件。为为达到此此目的所所设置卸卸压装置置的动作作，即使使在事故故工况下下，也不不得导致致核电厂厂放射性性物质的的向外释释放超过过可接受受的程度度。 包容反应应堆冷却却剂的部部件，如如反应堆堆压力容容器或压压力管、管管道和接接头、阀阀门、配配件、循循环泵和和热交换换器以及及用于固固定这些些部件的的器件，必必须能在在所有运运行状态态和事故故工况下下承受预预计的静静、动载载荷。 反应堆冷冷却剂压压力边界界必须具具

47、有能保保证任何何微裂纹纹缓慢扩扩展（如如微裂纹纹可检测测性、先先漏后破破）的特特性。必必须避免免属于反反应堆冷冷却剂压压力边界界的部件件可能呈呈现脆性性的设计计和工况况。所设设计和制制造的反反应堆压压力容器器、压力力管必须须在材料料选择、设设计标准准、可检检查性和和加工方方面均具具有最高高质量。 设计中必必须考虑虑到压力力边界材材料在运运行、维维护、试试验和事事故工况况下的所所有条件件，并对对使用中中可能出出现劣化化（诸如如由于侵侵蚀、蠕蠕变、疲疲劳、化化学环境境、辐射射环境和和老化）以以及在确确定部件件初始状状态和劣劣化速率率时的任任何不确确定因素素，留有有适当的的裕量。 必须尽量量减少反反应堆冷冷却剂压压力边界界范围内内的部件件，诸如如泵的叶叶轮和阀阀门零件件在各种种运行状状态和事事故工况况下发生生故障的的可能性性以及此此种故障障对一回回路系统统内其他他安全重重要物项项造成的的损伤，并并对使用用中可能能发生的的劣化留留有适当当的裕量量。 本章的的某些要要求仅适适用于水水冷反应应堆，进进一步的的指导见见安全导导则HAAF02213。 5.2-回路压压力边界界的在役役检查 一回路压压力边界界内部件件的设计计、制造造和布置置，必须须便于在在核电厂厂整个寿寿期内对