施工组织方案范本-某核电厂施工组织设计方案.docx

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1、目录第一章引言2第二章安全原理3第三章 项目相关设计总准则6第四章反应堆堆芯25第五章反应堆冷却剂相关系统28第六章信息和控制32第七章保护相关系统35第八章应急动力供应37第九章安全壳相关系统37第十章辐射防护42第H一章燃料装卸和贮存相关系统47第十二章 项目相关设计的确认49在确定核电厂项目相关设计基准时，必须考虑到核电厂与环境之间的各种相互作用，包括人口、气象、水文、地质和地震等因素。还必须考虑到为获得电厂安全和保护公众可依托的厂 外服务（如电力供应和消防设施）可能遇到的困难。3. 5严重事故正常运行、预计运行事件和事故工况的项目相关设计基准对于防止反应堆堆芯的严重损坏 以及抑制放射性

2、物质的释放，使之在运行状态下低于规定限值并在事故工况下低于可接受限 值，必须提供高的可信度。但是应该意识到某些低概率的事件序列有导致严重的堆芯损坏的可能。从安全观点出发，还以在一定限度内计及严重事故为妥。对于严重事故的考虑可基于现实的分 析，而毋需严格地运用确定项目相关设计基准时所采取的保守的过程方法。根据运行经验，结 合安全分析和安全研究的结果，项目相关设计中应考虑的事项有：（1）针对特定项目相关设计，确定能导致严重事故的重要事件序列；（2）考虑电厂的已有能力，包括超越其预定功能和项目相关设计基准时利用某些相关系统的可能，以及利用某些暂设相关系统使电厂恢复到受控状态并减轻严重事故的后果;(3

3、)应对能降低这些事件出现的概率或能减轻这些事件后果的可能的项目相关设计修改作出评价。若通过适当努力能提高总的安全性，则应进行这种项目相关设计修改。(4)在计及有代表性的和起主导作用的严重事故的相关条件下，制定事故处理规程。 进一步指导见HAF0100 (91)核电厂厂址选择安全规定及其安全导则。3. 6核电厂项目质量必须明确规定构筑物、相关系统和部件的全部安全功能。构筑物、相关系统和部件必须按 其安全的重要性进行分级。为保证高度的功能可靠性，对于与项目质量有关的各个方面，诸如构筑物、相关系统和部 件的项目相关设计，材料的选择、技术规格、建造、运行、维护和试验规程以及合格人员的配 备，必须予以极

4、大关注，使之适应所赋与的安全功能。不仅对于不同防御层次中的工艺和安全 相关系统及其辅助设施有此要求，对于防止放射性物质外逸的各道实体屏障尤其如此。凡属可行，设施备件必须按照适用的、经认可的标准项目相关设计，其项目相关设计必须 是此前在相当使用相关条件下验证过的；设施备件的选择必须与安全所要求的电厂可靠性目标相一致。对于所采用的标准和规范，必须加以鉴别和评价，以确定其适用性、恰当性和权威性,并根据需要进行补充和修正，以保证设施备件的项目质量符合安全功能的要求。选择设施备件时必须考虑到误动作和不安全的故障模式(例如要求脱扣时不脱扣)。相关系 统或部件有发生故障的可能并需要在项目相关设计中针对此种故

5、障作出适应性措施之处，则必 须先选择具有可预见的故障模式并便于修理或更换的设施备件。3. 7在役试验、维护、检查和监测的措施安全重要构筑物、相关系统和部件的项目相关设计必须符合下列要求：它们的可靠性达到 足够高的水平；为保持其执行功能的能力，可在核电厂的寿期内进行标定、试验、维护、修理 和检查或监测；完成这些活动时所达到的标准与所执行安全功能的重要性相当，且厂区人员不 致于由此而受到过量的照射。安全重要构筑物、相关系统和部件的项目相关设计不足以适应试验、检查或监测的需要时, 必须采取适当的补充措施，以消除潜在的未发现的故障影响。4. 8相关系统和部件的可靠性项目相关设计 这方面的进一步指导见H

6、AF0400 (91)核电厂项目质量保证安全规定及其有关导则。另见安全导则HAF0302核电厂在役检查、HAF0307核电厂维修和HAF0308核电厂重要物项的监督。关于相关系统可靠性和项目相关设计措施的进一步指导见安全导则HAF0203. HAF0204.HAF0205. HAF0206. HAF0207. HAF0213.本条所列的几种措施可用于达到和保持与全部三个防御层次内所执行安全功能的重要性相 当的可靠性。如有必要，可使用这些措施的组合。表示不同防御层次的可靠性要求，不能采取通用的定量指标。但第一层次无疑应视作重点。 这与营运单位为了生产电力保持核电厂高可用率的目标也是吻合的。为保证

7、安全功能的执行具有必需的可靠性，经国家核安全部门同意，对某些安全相关系统 可制定最大不可用率的限值作为基准或用作接受准则。3. 8. 1多重性为完成一项特定安全功能而采用多于最少套数的设施备件，即多重性，它是提高安全重要 相关系统的可靠性并借以满足单一故障准则（见3.8.2）的重要项目相关设计原则。在运用多 重性原则的相关条件下，一套设施备件出现故障或失效是可承受的，不致于导致功能的丧失。例如，在某一特定功能可由任意两台泵完成之处，设置三台或四台泵。为满足多重性要求，可采用相同的或不同的部件。3. 8. 2单一故障准则满足单一故障准则的设施备件组合，在其任何部位发生单一随机故障时，仍能保持所赋

8、予的功 能。源自单一故障的各种继发故障，均视作单一故障不可分割的组成部分。对于构成核电厂项目相关设计的每个安全组，都必须运用单一故障准则。安全组是用以完 成各项为抑制特定假设始发事件的后果使之不超过项目相关设计基准所规定限值所需要的动 作的设施备件组合。为检验核电厂是否符合单一故障准则的要求，必须对各有关安全设施备件组进行下述分析: 假设单一故障及其全部继发故障依次出现在设施备件组合的各个单元上，并逐一进行分析，直 至完成此组合内的全部故障分析为止，对各有关组合依次一一进行分析，直至完成所有组合和 全部故障的分析为止。有关特定安全相关系统需要符合单一故障准则的叙述见后。单一故障准 则在上述相关

9、系统中的假设是此前已作了描述的过程中的一部分。单一故障分析中，不考虑同 时发生一个以上的随机故障。如上述分析的结果表明，每个安全组在计及假设始发事件的影响后均能完成各有的功能，则认为，项目相关设计达到了单一故障准则的要求。单一故障分析中，对于项目相关设计、制造、在役检查和保养的项目质量达到极高水平的非能动部件的故障，可不予考虑。但在排除非能动部件发生故障的可能时，必须计及始发事件 后需要部件发挥作用的全时程，并对基于此种假设的分析方法的正确性作出论证。乱真动作必须视为故障的一种模式。对于下列各种情况，毋需遵守单一故障准则：(1)极为罕见的假设始发事件；(2)假设始发事件极不可能的后果；(3)某

10、些设施备件因进行维护、修理或定期试验，在有限的时间内停止使用。对某些安全相关系统可能需要提出多重性或多样性的附加要求。例如在相同部件用于几种 安全功能或同时用于安全和非安全目的之处、有共因故障的可能之处以及定期试验的有效性受 到限制之处，均可据以提出附加要求。3. 8. 3多样性采用多样性原则能减少某些共因故障的可能，从而提高某些相关系统的可靠性。应考查这 类潜在故障的原因，以确定在何种场合能有效地应用多样性原则。多样性应用于执行同一功能的多重相关系统或部件，系通过多重相关系统或部件中引入不同属性而实现。获得不同属性的方式有：采用不同的工作原理、不同的物理变量或不同的运行相关条件以及使用不同制

11、造厂的产品等。为保证所采用的多样性确能提高所完成项目相关设计的可靠性，在运用多样性原则时必须 审慎。例如，为降低共因故障的可能性，项目相关设计人员必须对材料、部件和制造工艺中有 无任何相似之处，运行原理或公用的辅助设施中有无细微的类似之处给以关注。采用多样化相 关系统或部件时，应计及诸如运行、维护和试验程序中额外的复杂性，或使用可靠性较低设施 备件所带来的缺点，并取得此种追加措施有利于总体效益的合理保证。3. 8. 4独立性为提高相关系统的可靠性可在项目相关设计中采用下列独立性原则：（1）保持多重相关系统部件之间的独立性；（2）保持相关系统中各部件与假设始发事件效应之间的独立性，例如，假设始发

12、事件不得 引起为减轻该事件后果而设置的安全相关系统或安全功能的失效或丧失；（3）保持不同安全等级的相关系统或部件之间适当的独立性；（4）保持安全重要物项与非安全重要物项之间的独立性。独立性可在相关系统项目相关设计中通过功能隔离或实体分隔实现。（1）功能隔离必须使用功能隔离，以减少多重相关系统或相连接相关系统中由正常运行或异常运行，或这些相关系统中任一部件的故障所引起的设施备件和部件间不良相互作用的可能性。（2）部件的实体分隔和布置在相关系统布置和项目相关设计中，必须尽实际可能采用实体分隔原则以增强实现独立性的保 证，对于某些共因故障尤其如此。这些原则包括：空间分隔（距离、方位等）；屏障分隔；上

13、述两种方法的组合。分隔方法的选择取决于项目相关设计基准中所考虑的假设始发事件，例如火灾、化学爆炸、 飞机坠毁、飞射物、淹没、温度、湿度等效应。核电厂内的某些场所，有可能成为不同安全重要性的各种设施备件或线路的自然汇合点，例如安全壳贯穿区、电动机控制中心、电缆走廊、设施备件间、控制室和核电厂的工艺控制电脑等。在这些场所，必须尽实际可能采取适当的措施以防止共因故障。3. 8. 5故障安全项目相关设计在项目相关设计核电厂的安全重要相关系统和部件时，应尽可能贯彻故障安全原则，即相 关系统或部件发生故障时，电厂应能在毋需任何触发动作的情况下进入安全状态。3. 8. 6辅助设施为保持电厂安全状态所必需的辅

14、助设施有供应电力、冷却水、压缩空气或其他气体的设施及润 滑设施等。辅助设施用于支持构成安全重要相关系统部分的设施备件时，必须视作安全重要相 关系统的一部分。它们的可靠性、多重性、多样性、独立性、用于隔离和功能实验的措施必须 具有与所支持相关系统相对应的可靠性。共因故障若干装置或部件的功能可能由于出现单一特定事件或原因而失效。这种事件或原因可能是 项目相关设计缺陷、制造缺陷、运行或维护差错、自然事件、人为事件、信号饱和、环境相关 条件的变化或电厂内任何其他运行或故障所引起的意外的级联效应。必须尽实际可能在项目相 关设计中采取适当措施尽量减少这种效应。3. 8. 8设施备件停役核电厂及其安全相关系

15、统的可靠性项目相关设计中，必须计及设施备件停役的影响，包括预计的维护、试验和修理工作对于各个安全相关系统的可靠性所产生的影响。如相关系统的可靠性在设施备件停役的相关条件下不能满足项目相关设计和运行所采用准则的要求,且临时停役的 部件不能在规定时间内进行更换或重新投入时，核电厂必须停止运行或置于安全状态之下。核 电厂开始运行前必须明确规定可用于各种情况下部件的更换或重新投入的时间和应采取的行 动。3. 9运行人员操作优化的项目相关设计从安全观点出发，厂区人员的工作场所和工作环境必须按人机工效学原则进行项目相关设 计。对人的因素和人机关系的全面考虑应始于项目相关设计的早期阶段，并贯彻于项目相关设

16、计全过程。控制室内必须以协调的方式向操纵员提供反映本规定3.2条中各种安全功能所必需的全部 设施备件和相关系统现状的各种参数的清晰的显示。在辅助控制点内也必须提供类似设施（见 6. 3 条）。若将操纵员视为承担双重任务，即设施备件操作和相关系统管控（包括事故处理）的人员,第一章引言1.1目的本规定提出了陆上固定式热中子反应堆核电厂的核安全原则，确定了保证核安全所必需的基本 要求。这些要求的适用范围包括安全重要的构筑物、相关系统和部件以及有关规程和程序。规 定中只强调项目相关设计中必须满足的要求，对于如何满足这些要求则不作具体规定。附录I所列安全导则是对本规定的说明和补充。本规定适用于核电厂项目

17、相关设计、制造、建造、运行和监督管控。L2范围本规定阐述了构筑物、相关系统和部件为满足安全运行以及防止（或减轻）可能危及安全 的事件后果所应遵守的项目相关设计方法和项目相关设计要求。可能危及安全的事件统称为假 设始发事件。假设始发事件用于确定核电厂物项的项目相关设计基准。它们包含多种可能单独 地或相互组合后影响安全的因素。这些因素有如下几种类型： 与核电厂厂址及其环境有关联的因素；由人员行动引起的因素；源自核电厂本身运行的因素。则有助于确立信息显示和控制的项目相关设计原则。为进行相关系统管控，操纵员需要借以作出下述判断的信息：（1）在任何状态下（即正常运行、预计运行事件或事故工况），迅速评估电

18、厂的概况，并 确认预定的自动安全动作正在进行；进一步指导见安全导则HAF0203、HAF0208和HAF0303。（2）决定应采取的恰当行动。为进行设施备件操作，操纵员需要各相关系统和设施备件有关参数的信息。项目相关设计必须利于操纵员在有限的时间内、预计的周围环境中和有心理压力（的状态） 下能采取成功的行动。应尽量减少操纵员在短期内进行干预的必要性。项目相关设计时应考虑 这种干预可予接受的前提是:项目相关设计者能够证明操纵员有足够的时间作出决定并采取行 动，操纵员据以决定采取行动的必要信息系以简单和明确的方式呈现，在该事件发生后控制室 内或辅助控制点内及其通道中的环境是可接受的。3. 10余热

19、向最终热阱的输送必须设置传热相关系统，向最终热阱输送来自安全重要构筑物、相关系统和部件的余热。这些相关系统在正常运行、预计运行事件和事故工况下都必须具有极高的可靠性。用于输送热量的各相关系统，包括传递热量、提供动力以及向余热输送相关系统供应流体的项目相关设计都必 须与它们的整个余热输送相关系统中所分担的功能相适应。为实现相关系统的可靠性，必须恰当地选择经考验的部件，并采用多重性、多样性、实体 分隔、相互连接以及隔离等。在项目相关设计这些相关系统、选择最终热阱和传热流体贮存相关系统的多样性方案时， 必须考虑到自然事件和人为事件的影响。3. 11防火和防爆项目相关设计和布置安全重要构筑物、相关系统

20、和部件时，除满足其他安全要求外，还必 须尽量降低外部和内部事件引起火灾和爆炸的可能性及其后果。作为最低要求，必须保持停堆、 排出余热和包容放射性物质的能力。为实现这些要求，必须采取多重部件、多样相关系统、实 体分隔适当组合和故障安全项目相关设计。进一步指导见安全导则HAF0206o进一步指导见安全导则HAF0202o在整个核电厂中，尤其在诸如安全壳和控制室等场所中，凡属可行，必须采用不可燃的或阻燃的和耐热的材料。必须设置足够容量和能力的火警检测和灭火相关系统。在必要的场合，这些相关系统必须 能自动触发。灭火相关系统的项目相关设计和布置必须保证在其出现破裂、误动作或意外操作 时，对安全重要构筑物

21、、相关系统和部件的能力不致于产生显著的影响。3.12设施备件故障的影响安全重要构筑物、相关系统和部件的项目相关设计必须能经受运行状态和事故工况的影响 并适应这两种状态的环境相关条件（对于严重事故，尽实际可能予以考虑）。为防止能加重初 始事件对安全所造成的后果的次级故障，这些构筑物、相关系统和部件必须采取适当的布置方 式，或为之采取保护措施，以防止设施备件损坏时可能出现的飞射物、管道甩动、流体喷射和 淹没等动力作用的破坏。如果这些相关条件不能满足，必须在项目相关设计中采取其他合适的 措施。安全重要的流体相关系统与工作压力较高的另一流体相关系统相连接时，必须按较高的压力项目相关设计，或设置符合单一

22、故障准则的过压保护。3. 13多堆共用的构筑物、相关系统和部件两个或两个以上的动力堆，一般不应共用安全重要构筑物、相关系统和部件。共用的方式 如予采用，必须证明：此种方式能满足每一座堆的全部安全要求；一座堆发生事故时，其它各 堆能有秩序地停堆、冷却并排出余热。3. 14含有可裂变或放射性物质的相关系统必须保证核电厂内可能含有可裂变或放射性物质的所有相关系统在运行状态和事故工况下 均有足够的安全性。3.15撤离路线和通讯手段核电厂必须设置有简捷、以醒目而持久的标志识别的安全撤离路线，并配备为安全使用这 些路线所必需的可靠的应急照明和其他辅助设施。撤离路线必须符合工业安全、辐射分区、防 火和电广保

23、卫方面的要求。为使厂区人员即使在事故状态下也能得到警告指令，必须设置适当的报警相关系统和通讯手段。安全必须的核电厂厂区内部以及对外的通讯联系，必须保持昼夜畅通。进行通讯项目相关 设计和选择多样性措施时，必须计及这一要求。进一步指导见安全导则HAF0204。进一步指导见安全导则HAF02043.16核电厂出入口控制为严密控制出入口，必须以适当的构筑物的布置方式，使核电厂与其周围相隔离。进行厂房项 目相关设计和厂区布置时，尤其须注意此点，并为保卫人员或监测设施备件作出安排，以防未 经批准的人员和物品进入核电厂。3.17退役在项目相关设计阶段对便于核电厂退役的措施必须给以关注，还必须为厂区人员和公众

24、在 退役期间所受到的辐射照射保持于合理可行尽量低的水平，以及充分有效地保护环境防止放射性污染作出努力。第四章反应堆堆芯4.1反应堆项目相关设计为保证在所有运行状态下不超出项目相关设计规定的可接受限值，反应堆堆芯和有关冷却 剂相关系统、控制和保护相关系统的项目相关设计必须留有适当的裕量。组成反应堆堆芯的部件和反应堆压力容器内靠近堆芯的其他部件的项目相关设计和装配， 必须符合下述要求：在运行状态和事故工况中所预计到的静、动荷载的作用下，可保持必要的 结构稳定性，以保证安全停堆和堆芯冷却。4. 2燃料元件燃料元件的项目相关设计必须适应各种劣化过程后仍能满意地承受所预计的堆内辐照的要 求。项目相关设计

25、燃料元件时必须考虑下列劣化因素：冷却剂外压、燃料内裂变产物所造成的 附加内压、燃料和燃料组件中其他材料的辐照效应、功率变化所造成的压力和温度的变化、化学效应、静载荷、包括流体所引起的，振动和机械振动在内的动载荷以及变形或化学效应所引 起的传热性能的变化等。项目相关设计必须为数据、计算和制造中的不确定因素留有裕量。燃料元件在正常运行中，必须保持于项目相关设计规定限值之内（包括裂变产物的容许泄 漏值）；预计运行事件中的各种瞬态影响不得造成元件显著的进一步劣化，裂变产物的泄漏量 必须保持于现实可行的最低水平，燃料组件的项目相关设计应计及便于检查其结构和零件的要 求；在事故工况中，燃料元件必须能保持原

26、位，其变形不得发展到有碍于堆芯在事故后保持足 够有效冷却的程度，并且不得超过燃料元件在事故工况下的规定限值。进一步的指导见安全导则HAF0214。4. 3反应堆堆芯控制堆芯的中子通量的水平和分布，各种状态下，包括停堆后，换料期间和换料后的状态、以及预 计运行事件和事故工况引起的状态在内，必须符合4. 2条的规定。用于检测上述通量分布的手 段必须总能保证堆芯内不存在任何未能检测到的违反4. 2条规定的部位。堆芯项目相关设计应 尽量减少依赖控制相关系统使通量分布在各种运行状态下保持在规定限值内。4. 4反应堆停堆必须备有在运行状态和事故工况下安全停堆的手段。必须保证，即使在堆芯具有最大后备反应性的

27、情况下，仍能保持停堆状态。停堆手段的有效性、动作速度和停堆深度必须足以保证反应 堆不超出规定的限值。停堆手段必须由两个不同的相关系统组成。两个相关系统中，至少有一个相关系统能在单一故障情况下独立行使使反应堆从运行工况 和事故工况迅速进入有足够深度的次临界的功能。即使在堆芯具有最大后备反应性情况下，两个相关系统中至少有一个相关系统能独立使反 应堆从正常运行工况进入次临界，并以足够的深度和高的可靠度保持次临界状态。判断停堆手段是否足够时，必须高度重视发生在核电厂任何部位的、可能导致一部分停堆 手段失去作用的故障。停堆手段必须足以防止反应堆失控地转向临界。为满足这一要求，必须考虑到停堆期间能 增加反

28、应性的各种预定操作（诸如维护和换料操作时移动中子吸收体）及停堆手段中的单一故 障。必须通过检测和试验保证停堆手段处于所要求的状态。如能在全部正常功率运行期间保持停堆能力，则部分停堆手段可用于反应性控制和通量整形。第五章反应堆冷却剂相关系统5.1反应堆冷却剂相关系统的项目相关设计反应堆冷却剂相关系统及其有关的辅助相关系统、控制和保护相关系统必须具有足够的裕 量，以保证冷却剂的压力边界在任何运行状态不超过项目相关设计相关条件。为达到此目的所 设置卸压装置的动作，即使在事故工况下，也不得导致核电厂放射性物质的向外释放超过可接 受的程度。包容反应堆冷却剂的部件，如反应堆压力容器或压力管、管道和接头、阀

29、门、配件、循环 泵和热交换器以及用于固定这些部件的器件,必须能在所有运行状态和事故工况下承受预计的 静、动载荷。反应堆冷却剂压力边界必须具有能保证任何微裂纹缓慢扩展（如微裂纹可检测性、先漏后 破）的特性。必须避免属于反应堆冷却剂压力边界的部件可能呈现脆性的项目相关设计和工况。 所项目相关设计和制造的反应堆压力容器、压力管必须在材料选择、项目相关设计标准、可检查性和加工方面均具有最高项目质量。项目相关设计中必须考虑到压力边界材料在运行、维护、试验和事故工况下的所有相关条件，并对使用中可能出现劣化（诸如由于侵蚀、蠕变、疲劳、化学环境、辐射环境和老化）以 及在确定部件初始状态和劣化速率时的任何不确定

30、因素，留有适当的裕量。必须尽量减少反应堆冷却剂压力边界范围内的部件，诸如泵的叶轮和阀门零件在各种运行 状态和事故工况下发生故障的可能性以及此种故障对一回路相关系统内其他安全重要物项造 成的损伤，并对使用中可能发生的劣化留有适当的裕量。本章的某些要求仅适用于水冷反应堆，进一步的指导见安全导则HAF0213o5. 2-回路压力边界的在役检查一回路压力边界内部件的项目相关设计、制造和布置，必须便于在核电厂整个寿期内对边 界定期进行充分检查和试验。应采取措施，贯彻材料监督大纲，借以确定反应堆压力容器和其 他重要部件的结构材料的辐照效应和老化效应。一回路压力边界的各部件必须具有与其安全重要性相对应的直接

31、或间接的可检查性，以验 明不存在不可接受的缺陷或劣化。此外，必须设置指示器以监测一回路压力边界完整性（如泄漏检测）。设置此种监测手段,本规定不考虑下列事件:极不可能发生的事件（对严重事故的考虑见3. 5条）；能导致核电厂厂址区域的全面破坏而又不能加以防范的人为事件和自然事件；绝无可能影响核电厂安全的工业事故；本规定不考虑核电厂对环境的非放射性影响。第5章和第9章的某些要求只适用于水冷堆。第二章安全原理2.1安全目标核能与任何一种对于人类和环境具有一定风险的工业活动一样，均须尽力降低风险。核能 的风险与电离辐射（以下简称辐射）有关。因此核安全的最终安全目标为：建立并保持对辐射危害的有效防御，保护

32、厂区人员、公众和环境。具体而言，辐射防护的目标为：保证厂区人员和公众在运行状态下所受到的辐射照射低于规定限值并保持合理可行尽量 低；保证减轻事故引起的照射。保证从总体上防止事故的发生，保证在出现核电厂项目相关设计中在考虑到的所有事故序对于安全所必需的在役检查的选择可能产生影响。核电厂的安全分析表明二回路冷却剂相关系统中的某些特定故障可能导致严重后果时其 有关部分必须具有可检查性。5. 3反应堆冷却剂装置必须采取措施保证冷却剂的装载量和压力在任何运行状态下，在计及容积变化和泄漏后保 持在项目相关设计规定的限值之内。为满足这一要求，执行上述功能的相关系统必须具有足够 的容量（流量或储量）。这些相关

33、系统可由用于发电过程的部件或专门为此而设置的部件组 成。5. 4反应堆冷却剂净化必须采取措施，清除反应堆冷却剂中的放射性物质，包括从燃料泄漏的裂变产物。相应相 关系统的能力必须基于项目相关设计所规定的燃料容许泄漏限值和保守的裕量，以保证核电厂 可在回路中的放射性水平处于合理的低水平和释放量低于规定限值的相关条件下运行。5. 5堆芯余热的排出必须为排出堆芯的余热提供手段。它们的安全功能是在不超过规定的燃料项目相关设计限值和冷却剂压力边界项目相关设计相关条件的前提下，以一定速度从堆芯排出裂变产物的衰变热和其他余热。为了在单一故障的前提下足以可靠地实现上述要求，余热排出相关系统的项目相关设计必须具备

34、适当的多重性、多样性以及诸如泄漏检测、适当的相互连接和隔离能力等特征。5. 6应急堆芯冷却为限制冷却剂丧失事故时裂变产物的外逸，必须设置应急堆芯冷却相关系统。此相关系统 必须具有下述冷却效能：(1)包壳温度不超过事故工况的容许项目相关设计值；(2)可能出现的化学反应限制在容许水平内；(3)燃料和堆内构件的变形不致于显著降低应急堆芯冷却手段的有效性；(4)堆芯冷却保持足够长的时间。为了在单一故障的前提下也足以可靠地实现上述要求，应急堆芯冷却相关系统的项目相关 设计必须具备适当的多重性、多样性及诸如泄漏检测、适当的相互连接和隔离能力等的项目相关设计特征。5. 7应急堆芯冷却相关系统的检查和试验应急

35、堆芯冷却相关系统及其重要部件必须具备进行定期检查和定期试验的相关条件，以保 持下述性能：（1）相关系统中各部件的结构和密封的完整性；（2）正常运行期内相关系统中各能动部件可达到的最佳可运行性和工作性能；（3）作为一个整体，相关系统按现实可能与项目相关设计基准相关条件相接近的可运行性, 例如为相关系统投入运行所需全部操作顺序的执行，包括保护相关系统中有关部分的操作、正 常和应急动力源之间的切换，以及有关安全相关系统辅助设施的操作等。第六章信息和控制5.1 总的要求必须设置能在正常运行、预计运行事件和事故工况下对变量和相关系统进行全程监测的仪 表，以获取核电厂现状的充分信息。必须设置能测量所有影响

36、裂变过程、反应堆堆芯完整性、反应堆冷却剂相关系统和安全壳完整性的主要变量的仪表以及借以获取核电厂的安全可靠运 行所需的任何信息的仪表。对安全重要的导出参数，如冷却水的过冷度，必须配置足够的自动 记录装置。必须设置适当的控制手段将上述变量保持在规定的运行范围以内。控制相关系统的项目相 关设计应采取适当的可达到高度可靠性的手段。必须设置检测仪表和记录装置,用以获取为跟踪事故工况过程和主要设施备件现状所需的基本 信息；按安全要求，预测放射性物质可能自项目相关设计部位外逸的数量和位置。应视实际可 能使检测仪表中有一定数量的仪表提供在严重事故期间反映电厂现状和据以作出决策的信息。 进一步的指导见安全导则

37、HAF0208。6. 2控制室必须设置主控制室，借以进行下述活动：在各种运行状态下安全地运行核电厂；出现事故 工况和控制室项目相关设计中所采用的项目相关设计基准事件后，采取相应措施，以保持核电 厂的安全状态或使之返回安全状态。必须采取适当措施保护控制室内的人员，防止事故工况 下形成的过量照射或有毒气体之类险情的危害，以保持其采取必要行动的能力。控制室内仪表的布置和信息显示的方式必须便于运行人员正确掌握核电厂现状和性能的全貌。必须设置光示装置，并在相宜之处设置音响装置，以效果良好的方式指示偏离正常和可能 危及安全的运行工况和过程。6.3辅助控制点必须在一个独立于主控室的专用控制点（二者之间采取电

38、气和实体分隔）配置足够的检测仪表 和控制设施备件，借以在主控室丧失执行基本安全功能时，完成下述任务：使反应堆进入并保 持于停堆状态，排出余热并监测核电厂的主要变量。6. 4应急控制中心应设置一个与核电厂控制室相分离的应急控制中心，作为发生应急情况时集合应急工作人 员的场所。应急控制中心内应提供电厂主要参数和核电厂内及其外围放射性状况的信息。应急 控制中心应备有通往核电厂控制室及其他重耍地点和厂外应急机构的通讯手段。应尽实际可 能，采取适当措施，借以在相当长的时间内有效地保护应急控制中心内的人员，从而防止严重事故对他们的危害。见3.9条。见3.9条。进一步的指导见安全导则HAF0203。第七章保

39、护相关系统7.1保护相关系统的功能保护相关系统必须具有下述功能：（1）自动触发有关的相关系统动作，必要时包括自动触发停堆相关系统动作，以保证在发生预计运行事件时不超出规定的项目相关设计限值；（2）检测到事故工况并触发为减轻其后果所需的相关系统动作；（3）抑制控制相关系统自身的不安全动作。7. 2保护相关系统的可靠性和可试验性保护相关系统必须具有与所执行功能相适应的高度可靠性和定期可试验性，保护相关系统所具有的多重性和独立性必须足以保证:（1）单一故障不致于导致保护功能的丧失;（2）保护相关系统的运行可靠性未经其他方法证明确属可接受时，其任一部件或通道的停 役不得导致所需最低限度多重度的丧失。必

40、须保证正常运行、预计运行事件和事故工况对多通道的影响不致于导致保护相关系统功 能的丧失，或者必须根据其他基准证明该保护相关系统是可以接受的。必须在实际可行的范围 内采用各种项目相关设计技术，如可试验性（必要时包括自检能力）、故障安全性能、功能的 多样性、部件项目相关设计或工作原理的多样性等以防止保护功能的丧失。除非能通过其他方法获取必要的可靠性，否则保护相关系统必须具有可在反应堆运行时进 行定期功能试验的相关条件，包括各通道分别进行试验的可能性，以查明可能发生的故障和多 重性丧失的缺陷。项目相关设计中必须采取措施尽量减少由于运行人员的行动引起保护相关系统失效的可能 性。7. 3保护相关系统和控

41、制相关系统的分隔为防止保护相关系统和控制相关系统之间的相互干扰，必须避免两者之间的相互连接或采用适当的功能隔离。保护相关系统和控制相关系统共用相同的信号时，必须采取适当的分隔措施（如有效的去耦），并证明本章所列各安全要求均已得到满足。第八章应急动力供应安全重要的各种相关系统和部件，在发生某些假设始发事件后，需要应急动力。应急动力 的供应必须足以适应任何假设始发事件与外电源丧失相耦合的要求。所需应急动力的功率因假 设始发事件的性质而异。确定各种安全功能所需应急动力的手段时，包括其数量、可用率、持 续时间、容量和不间断性等，需要计及所执行的安全功能的性质。可供选用的应急动力供应措施有许多种，如水轮

42、机、汽轮机、燃气轮机、柴油机和蓄电池 等。动力的供应可采取直接驱动设施备件或通过应急电力相关系统的方式。所选用应急动力源设施备件组合的可靠性和方式，必须与作为其供应对象的安全相关系统 对安全的全部要求相一致，并在发生单一故障情况下满足功能要求。应急动力源必须具有进行 功能能力试验的相关条件。第九章安全壳相关系统9.1目的未能证明可使用其他方法限制放射性物质的释放量时，必须设置安全壳相关系统以抑制事 故工况下放射性物质往环境释放，使之保持在可接受限值内。安全壳相关系统可由密闭的厂房 或边界，压力抑制（抑压）子相关系统（适用于沸水堆）和净化相关系统组成。安全壳相关系 统可按项目相关设计要求采取不同

43、的相关相关工程相关项目处理方案。安全壳相关系统的项目相关设计基准中必须考虑到已确定的各种假设始发事件。此外还应 考虑用于减轻严重事故后果的设施及严重事故情况下用于保持安全壳完整性的措施。进一步的指导见安全导则HAF0207。本章的某些要求仅适用于水冷反应堆，进一步的指导见安全导则HAF0212。9. 2安全壳结构的强度安全壳结构（包括通道闸门、贯穿件和隔离阀）必须根据事故工况下所产生的内压（高于 或低于大气压）、温度以及飞射物和反作用力等动态效应进行计算，并留有足够的裕量。项目 相关设计中还必须考虑到其他潜在的能量来源，如化学和辐射分解反应的影响。安全壳结构强度计算中还必须计及自然事件和人为事

44、件的作用。9. 3安全壳的泄漏安全壳相关系统必须按事故工况期间的泄漏率不超过规定的最大值的要求进行项目相关设 计。承压的第一级安全壳可部分或全部置于第二级包容壳内，以收集和控制第一级安全壳在事 故工况期间的泄漏释放或储存其泄漏物。安全壳构筑物以及其他与相关系统密封性有关的设施备件和部件的项目相关设计和相关工 程施工，必须适应贯穿件全部安装完毕后的项目相关设计压力下进行泄漏率测试的要求。安全 壳相关系统还必须具备在堆的寿期内定期在项目相关设计压力或较低压力下重新测定泄漏率 的相关条件，借以作出安全壳项目相关设计压力下泄漏率的估计。9. 4安全壳压力试验安全壳构筑物的项目相关设计和建造必须适应核电

45、厂运行前在规定压力下进行压力试验的 要求，从而验证其结构的完整性。9. 5安全壳贯穿件列（即使是概率很低的序列）时，其放射性后果不大；通过预防和缓解措施保证发生严重后果的事故的可能性极低。2. 2纵深防御纵深防御概念是安全原理的重要组成部分。此概念必须贯彻于安全有关的全部活动，包括 与组织、项目相关设计或人员行为有关的方面，以保证这些活动均置于重叠措施的防御之下, 即使有一种防御失效，亦将得到补偿或纠正。项目相关设计过程中必须贯彻纵深防御概念，从而提供多层次的保护。这方面的实例为：（1）设置多种手段以保证每个基本安全功能（反应性控制、余热排出和放射性包容）的执 行；（2）除固有安全特性外，采用

46、可靠的保护装置；（3）通过安全相关系统的自动触发和运行人员的行动，加强对核电厂的控制；（4）提供 设施备件和规程以支援事故预防措施、控制事故发展过程和限制事故后果。作为一条基本要求，任何时候各防御层次都必须按照不同运行方式的规定一一备齐。在缺 少一个防御层次而其他防御层次虽在的相关条件下，继续运行就没有足够的基础。纵深防御概念在项目相关设计过程中的第一种应用如下：提供多层次的设施备件和规程,穿过安全壳的贯穿件必须满足与安全壳构筑物相同的项目相关设计要求。必须采取保护措施防止管道位移或飞射物、喷射力和管道甩动等事故载荷所产生的反作用力损伤贯穿件。带有弹性密封或波纹管状胀缩节的贯穿件，必须具有进行

47、与安全壳整体泄漏率测定无关的 检漏试验的可能性。9. 6安全壳隔离为在事故工况下保持安全壳的密闭性，防止放射性物质向环境的释放超过可接受的限值， 贯穿安全壳且属于反应堆冷却剂压力边界的组成部分或直接与安全壳空间相连的管线在事故 工况下必须能可靠地自动封闭。为达到此目的，在这些管线上一般应串联设置两个合适的安全 壳隔离阀。两个隔离阀通常分别装设在安全壳的内侧和外侧。每个阀必须能可靠地独立动作。 隔离阀必须尽实际可能靠近安全壳。安全壳的隔离必须满足单一故障准则。应用上述准则有损于贯穿安全壳相关系统的可靠性时，可采用其他的隔离方式。贯穿安全壳、但既非反应堆冷却剂压力边界的组成部分，又不直接与安全壳空

48、间相通的管线，最低限度必须设置一个隔离阀。隔离阀必须位于安全壳外侧，并尽可能靠近安全壳。1. 7安全壳构筑物的气密闸门人员进入安全壳必须通过双道气密闸门。两道闸门应相互联锁，以保证反应堆运行和事故工况 期间至少有一道闸门处于密闭状态。上述的要求也适用于设施备件的气密闸门。9. 8安全壳内部结构安全壳内的隔间之间必须开口，以保持气流畅通。开口的截面必须足以保证事故工况下压力平 衡过程中的压差不损坏承压结构或其他对限制事故工况影响有重要作用的相关系统。10. 9安全壳的排热反应堆安全壳必须具有排出热量的能力，安全壳排热相关系统的安全功能是在发生高能流体的 任何释放事故后，降低壳内的压力和温度，使之保持在可接受的低水平。为安全壳设置的排热 相关系统，必须按单一故障准则的要求具有足够的可靠性、多样性和多重性。11