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為了加強對放射源和射線(xiàn)裝置安全運行的監督管理，保障人體健康、保護環(huán)境，根據輻射防護三原則與國家相關(guān)標準的要求，考慮人為操作失誤、射線(xiàn)裝置和放射源意外故障等原因可能引發(fā)的放射性危害，有必要建設一套在線(xiàn)xγ射線(xiàn)監測報警系統。
在線(xiàn)式xγ射線(xiàn)監測報警系統通過(guò)計算機遠程集中監測,完成對放射性
REN600是一種便攜式,大面積的放射性表面沾污測量?jì)x，是根據核快速應急反應監測技術(shù)要求，專(zhuān)門(mén)為安監部門(mén)、疾病控制中心、核醫學(xué)、分子生物實(shí)驗室、核材料運輸及其它存在αβ表面沾污而設計，是一種高靈敏度智能化便攜式儀器;可進(jìn)行α和β/γ測量，測量單位cps\cpm\ Bq/cm2可轉換.主要應用在疾病控
單聯(lián)移動(dòng)式防護屏風(fēng)
1、規格尺寸： H×W：1800×900 (mm)2、商品描述： 上部鉛有機玻璃的高度為 H×W：240×240 (mm)3、鉛當量： 鉛玻璃0.5mmPb， 下部分鉛當量為0.5mmpb4、外飾材料：碳素鋼板噴
REN系列智能化輻射探頭均可和REN300、REN300A、REN300B系列主機配套使用,也可以單獨配套RenRiArea輻射區域監測軟件使用。且具有RS485/RS232的通訊能力。所有探頭均可單獨外接報警燈，在超閾值的情況下就地給出聲光報警。
1、測量射線(xiàn)類(lèi)型：X、γ射線(xiàn)2、探測器：半導體探
REN320立柱式X、γ輻射環(huán)境監測儀主要用于放射性監測場(chǎng)所的行人或行包通過(guò)的監測系統，采用大體積的閃爍體探測器作為探測器，具有體積小，便于攜帶，靈敏度高，誤差小的特點(diǎn)，適用與核應急等特殊的放射性檢測場(chǎng)合。該輻射儀由一根便攜式立柱和一個(gè)REN400型多功能輻射儀主機組成。輻射立柱與探頭之
REN300A在線(xiàn)輻射安全報警儀是一種新型的x-γ輻射連續監測報警裝置，它采用特殊設計的前置放大電路，具有靈敏度高、操作方便、自動(dòng)顯示和超閾值報警等特點(diǎn)，能實(shí)時(shí)給出xγ輻射劑量率�？紤]到現場(chǎng)操作、應急快速響應的需要，主機安裝在輻射現場(chǎng),實(shí)現實(shí)時(shí)監測與就地報警，通過(guò)RS485通訊實(shí)現總控制室自動(dòng)監控。
REN400型多功能輻射檢測儀是以?xún)戎酶哽`敏度蓋格計數管為探測器，外接不同類(lèi)型的探頭來(lái)實(shí)現對低劑量χ、γ射線(xiàn)，高劑量χ、γ射線(xiàn)，α、β射線(xiàn)和中子射線(xiàn)的檢測。作為多功能輻射巡測儀，能顯示工作場(chǎng)所的輻射值，自動(dòng)連續測量和記錄1600條輻射劑量率數據，更換
REN500E輻射劑量率儀是以?xún)戎酶哽`敏度蓋格計數管為探測器，測量χ、γ和硬β輻射的多功能便攜式劑量率儀。作為輻射巡測儀，能顯示工作場(chǎng)所的劑量當量率和累積劑量，自動(dòng)連續測量和記錄1600條輻射劑量率數據，更換電池時(shí)，日歷、時(shí)間及檢測數據能永久保存。工
標準與法規
核電廠(chǎng)設計安全規定
2005/11/11 21:51:00
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（1991年7月27日 國家核安全局令第1號發(fā)布 1991年修改） |
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內 容 |
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2.1安全目標 核能與任何一種對于人類(lèi)和環(huán)境具有一定風(fēng)險的工業(yè)活動(dòng)一樣，均須盡力降低風(fēng)險。核能的風(fēng)險與電離輻射（以下簡(jiǎn)稱(chēng)輻射）有關(guān)。因此核安全的最終安全目標為： 建立并保持對輻射危害的有效防御，保護廠(chǎng)區人員、公眾和環(huán)境。 具體而言，輻射防護的目標為： 保證廠(chǎng)區人員和公眾在運行狀態(tài)下所受到的輻射照射低于規定限值并保持合理可行盡量低；保證減輕事故引起的照射。 與事故狀態(tài)有關(guān)的目標為： 保證從總體上防止事故的發(fā)生，保證在出現核電廠(chǎng)設計中在考慮到的所有事故序列（即使是概率很低的序列）時(shí)，其放射性后果不大；通過(guò)預防和緩解措施保證發(fā)生嚴重后果的事故的可能性極低。 2.2縱深防御 縱深防御概念是安全原理的重要組成部分。此概念必須貫徹于安全有關(guān)的全部活動(dòng)，包括與組織、設計或人員行為有關(guān)的方面，以保證這些活動(dòng)均置于重疊措施的防御之下，即使有一種防御失效，亦將得到補償或糾正。 設計過(guò)程中必須貫徹縱深防御概念，從而提供多層次的保護。這方面的實(shí)例為： （1）設置多種手段以保證每個(gè)基本安全功能（反應性控制、余熱排出和放射性包容）的執行； （2）除固有安全特性外，采用可靠的保護裝置； （3）通過(guò)安全系統的自動(dòng)觸發(fā)和運行人員的行動(dòng)，加強對核電廠(chǎng)的控制； （4）提供設備和規程以支援事故預防措施、控制事故發(fā)展過(guò)程和限制事故后果。 作為一條基本要求，任何時(shí)候各防御層次都必須按照不同運行方式的規定一一備齊。在缺少一個(gè)防御層次而其他防御層次雖在的條件下，繼續運行就沒(méi)有足夠的基礎。 縱深防御概念在設計過(guò)程中的第一種應用如下：提供多層次的設備和規程，用以防止事故，或在未能防止事故時(shí)保證適當的保護。 （1）第一層次防御的目的是防止偏離正常運行。這一層次要求按照恰當的質(zhì)量水平和工程實(shí)踐正確并保守地設計、建造和運行核電廠(chǎng)。為達到此目的，對設計規范和材料的恰當選擇以及部件制造和核電廣施工的控制，均應十分注意。對于核電廠(chǎng)的檢查、維護和試驗規程，以及進(jìn)行這些活動(dòng)時(shí)良好的可達性﹑核電廠(chǎng)的運行條件和運行經(jīng)驗的利用等項，亦應予以關(guān)注。 （2）第二層防御的目的是檢測和糾正偏離正常運行的情況，以防止預計運行事件升級為事故工況。這是由于盡管注意預防，核電廠(chǎng)在其壽期內仍然會(huì )發(fā)生假設始發(fā)事件。這一層次要求設置專(zhuān)用系統并制定運行規程以防止或盡量減小這些假設始發(fā)事件所造成的損壞。 （3）第三層次防御是基于以下假定：盡管極少可能，某些預計運行事件的升級仍有可能未被前一層次防御所制止，因此必須提供附加的設備和規程以控制由此引起的事故工況的后果。設置這一層次防御的另一主要目的是使核電廠(chǎng)在事故工況后達到穩定的、可接受的狀態(tài)。 在第三層之后可借以進(jìn)-步保護公眾和廠(chǎng)區人員的措施為：核電廠(chǎng)用于減輕超設計基準事故后果的特定的補充設施、應急計劃和準備。 縱深防御概念的第二種應用是核電廠(chǎng)設置多道實(shí)體屏障，防止放射性物質(zhì)外逸。這些屏障通常包括燃料本身、燃料包殼、反應堆冷卻劑系統壓力邊界和安全殼。設計必須保證每一屏障的有效性，并為之提供保護。 3.1 輻射防護① 必須提供措施，以保證2.1條所提出輻射防護目標的實(shí)現。 核電廠(chǎng)安全設計中輻射防護接受準則必須遵循以下原則：導致高輻射劑量或放射性物質(zhì)大量釋放的核電廠(chǎng)狀態(tài)的發(fā)生概率要低，而發(fā)生概率較高的狀態(tài)的輻射后果要小。 接受準則通常僅為與核電廠(chǎng)的正常運行、預計運行事件和事故相對應的為數有限的幾組準則。接受準則必須由國家核安全部門(mén)認可。 3.2安全功能② 把安全視作整個(gè)設計過(guò)程中的內在要素，對于達到充分安全至為重要。本規定中所提出的安全對策的目的是：使核電廠(chǎng)保持在正常運行狀態(tài)中；保證發(fā)生假設始發(fā)事件后，電廠(chǎng)能立即作出正確的近期響應以及在事故工況后便于處理。 為保證安全，必須滿(mǎn)足下列總的設計要求： （1） 必須提供安全停堆手段，使在運行狀態(tài)中和事故工況期間及事故工況后的反應堆安全停堆，并使之保持在安全停堆狀態(tài)。 （2） 必須提供排除余熱的手段，使停堆后（包括事故工況停堆后）從堆芯排出余熱。 （3） 必須提供減少放射性物質(zhì)釋放的可能性的手段，并保證任何釋放在運行狀態(tài)期間低于規定限值，在事故工況期間低于可接受限值。 對安全功能進(jìn)行考慮是系統地滿(mǎn)足上述設計總要求的一個(gè)處理方法。安全功能包括廠(chǎng)內各系統在運行狀態(tài)中和事故工況期間及事故工況后為保證電廠(chǎng)安全所必須執行的所有功能。 ① 有關(guān)設計中輻射防護的進(jìn)一步指導見(jiàn)安全導則HAF0209。 ② 有關(guān)安全功能及其應用的進(jìn)一步指導見(jiàn)安全導則HAF0201。 3.3電廠(chǎng)安全特性 縱深防御概念的基本思想也反映在電廠(chǎng)的下列特性中。 核電廠(chǎng)設計的一個(gè)總體要求是電廠(chǎng)對假設始發(fā)事件的敏感性必須合理地低。電廠(chǎng)對任何假設始發(fā)事件的預計響應可用下列（1）-（3）中的一項特征表示。核電廠(chǎng)的設計和運行應能促使任何假設始發(fā)事件的后果按下述順序排列，并在合理可行的條件下盡可能接近于（1）。 （1）依靠核電廠(chǎng)的固有特性，假設始發(fā)事件不產(chǎn)生與安全有關(guān)的重大影響或核電廠(chǎng)只產(chǎn)生趨向安全狀態(tài)的變化。 （2）在發(fā)生假設始發(fā)事件后，依靠在此狀態(tài)中連續運行的系統動(dòng)作，以控制該假設始發(fā)事件，使核電廠(chǎng)趨于安全。 （3）在發(fā)生假設始發(fā)事件后，依靠對該事件作出響應而投入工作的系統動(dòng)作使電廠(chǎng)趨于安全。 3.4設計基準 設計基準必須規定核電廠(chǎng)在確定的輻射防護要求范圍內適應規定的運行狀態(tài)范圍和事故工況的必備能力。設計基準包括正常運行技術(shù)規格、假設始發(fā)事件引起的狀態(tài)、重要的假設以及在某些情況下特定的分析方法。 3.4.1正常運行 設計過(guò)程中必須針對電廠(chǎng)安全正常運行的要求，制定一組運行要求和限制，包括： （1）過(guò)程變量和其他重要參數的限制； （2）安全系統整定值； （3）電廠(chǎng)維護、試驗和檢查的要求，以保證構筑物、系統和部件的功能與設計規定相符。 這些要求和限制是制定運行限值和條件的依據。 3.4.2假設始發(fā)事件 核電廠(chǎng)設計中必須認識到縱深防御的各個(gè)層次都可能受到考驗，因此設計中必須采取措施以保證安全功能的執行，并實(shí)現安全目標。上述考驗來(lái)自假設始發(fā)事件。假設始發(fā)事件的選擇系基于確定論法或概率論法，或兩者的某種組合。不同類(lèi)型的假設始發(fā)事件及其可能的組合見(jiàn)附件A。應指出，獨立事件同時(shí)發(fā)生的可能性通常不予考慮。 3.4.3設計規范 應有國家核安全部門(mén)認可的工程設計規范，作為系統和部件設計的接受準則。 3.4.4廠(chǎng)址特征 ① 在確定核電廠(chǎng)設計基準時(shí)，必須考慮到核電廠(chǎng)與環(huán)境之間的各種相互作用，包括人口、氣象、水文、地質(zhì)和地震等因素。還必須考慮到為獲得電廠(chǎng)安全和保護公眾可依托的廠(chǎng)外服務(wù)（如電力供應和消防設施）可能遇到的困難。 3.5嚴重事故 正常運行、預計運行事件和事故工況的設計基準對于防止反應堆堆芯的嚴重損壞以及抑制放射性物質(zhì)的釋放，使之在運行狀態(tài)下低于規定限值并在事故工況下低于可接受限值，必須提供高的可信度。 但是應該意識到某些低概率的事件序列有導致嚴重的堆芯損壞的可能。 從安全觀(guān)點(diǎn)出發(fā)，還以在一定限度內計及嚴重事故為妥。對于嚴重事故的考慮可基于現實(shí)的分析，而毋需嚴格地運用確定設計基準時(shí)所采取的保守的過(guò)程方法。根據運行經(jīng)驗，結合安全分析和安全研究的結果，設計中應考慮的事項有： （1）針對特定設計，確定能導致嚴重事故的重要事件序列； （2）考慮電廠(chǎng)的已有能力，包括超越其預定功能和設計基準時(shí)利用某些系統的可能，以及利用某些暫設系統使電廠(chǎng)恢復到受控狀態(tài)并減輕嚴重事故的后果； （3）應對能降低這些事件出現的概率或能減輕這些事件后果的可能的設計修改作出評價(jià)。若通過(guò)適當努力能提高總的安全性，則應進(jìn)行這種設計修改。 （4）在計及有代表性的和起主導作用的嚴重事故的條件下，制定事故處理規程。 ① 進(jìn)一步指導見(jiàn)HAF0100（91）《核電廠(chǎng)廠(chǎng)址選擇安全規定》及其安全導則。 3.6核電廠(chǎng)質(zhì)量 必須明確規定構筑物、系統和部件的全部安全功能。構筑物、系統和部件必須按其安全的重要性進(jìn)行分級。 為保證高度的功能可靠性，對于與質(zhì)量有關(guān)的各個(gè)方面，諸如構筑物、系統和部件的設計，材料的選擇、技術(shù)規格、建造、運行、維護和試驗規程以及合格人員的配備，必須予以極大關(guān)注，使之適應所賦與的安全功能。不僅對于不同防御層次中的工藝和安全系統及其輔助設施有此要求，對于防止放射性物質(zhì)外逸的各道實(shí)體屏障尤其如此。 凡屬可行，設備必須按照適用的、經(jīng)認可的標準設計，其設計必須是此前在相當使用條件下驗證過(guò)的；設備的選擇必須與安全所要求的電廠(chǎng)可靠性目標相一致。對于所采用的標準和規范，必須加以鑒別和評價(jià)，以確定其適用性、恰當性和權威性，并根據需要進(jìn)行補充和修正，以保證設備的質(zhì)量符合安全功能的要求。 選擇設備時(shí)必須考慮到誤動(dòng)作和不安全的故障模式（例如要求脫扣時(shí)不脫扣）。系統或部件有發(fā)生故障的可能并需要在設計中針對此種故障作出適應性措施之處，則必須先選擇具有可預見(jiàn)的故障模式并便于修理或更換的設備。① 3.7在役試驗、維護、檢查和監測的措施 安全重要構筑物、系統和部件的設計必須符合下列要求：它們的可靠性達到足夠高的水平；為保持其執行功能的能力，可在核電廠(chǎng)的壽期內進(jìn)行標定、試驗、維護、修理和檢查或監測；完成這些活動(dòng)時(shí)所達到的標準與所執行安全功能的重要性相當，且廠(chǎng)區人員不致于由此而受到過(guò)量的照射。 安全重要構筑物、系統和部件的設計不足以適應試驗、檢查或監測的需要時(shí)，必須采取適當的補充措施，以消除潛在的未發(fā)現的故障影響。 3.8系統和部件的可靠性設計 ② ① 這方面的進(jìn)一步指導見(jiàn)HAF0400（91）《核電廠(chǎng)質(zhì)量保證安全規定》及其有關(guān)導則。另見(jiàn)安全導則HAF0302《核電廠(chǎng)在役檢查》﹑HAF0307《核電廠(chǎng)維修》和HAF0308《核電廠(chǎng)重要物項的監督》。 ②關(guān)于系統可靠性和設計措施的進(jìn)-步指導見(jiàn)安全導則HAF0203﹑HAF0204﹑HAF0205﹑HAF0206﹑HAF0207﹑HAF0213. 本條所列的幾種措施可用于達到和保持與全部三個(gè)防御層次內所執行安全功能的重要性相當的可靠性。如有必要，可使用這些措施的組合。 表示不同防御層次的可靠性要求，不能采取通用的定量指標。但第一層次無(wú)疑應視作重點(diǎn)。這與營(yíng)運單位為了生產(chǎn)電力保持核電廠(chǎng)高可用率的目標也是吻合的。 為保證安全功能的執行具有必需的可靠性，經(jīng)國家核安全部門(mén)同意，對某些安全系統可制定最大不可用率的限值作為基準或用作接受準則。 3.8.1多重性 為完成一項特定安全功能而采用多于最少套數的設備，即多重性，它是提高安全重要系統的可靠性并借以滿(mǎn)足單一故障準則（見(jiàn)3.8.2）的重要設計原則。在運用多重性原則的條件下，一套設備出現故障或失效是可承受的，不致于導致功能的喪失。例如，在某一特定功能可由任意兩臺泵完成之處，設置三臺或四臺泵。為滿(mǎn)足多重性要求，可采用相同的或不同的部件。 3.8.2單一故障準則 滿(mǎn)足單一故障準則的設備組合，在其任何部位發(fā)生單一隨機故障時(shí)，仍能保持所賦予的功能。源自單一故障的各種繼發(fā)故障，均視作單一故障不可分割的組成部分。 對于構成核電廠(chǎng)設計的每個(gè)安全組，都必須運用單一故障準則。安全組是用以完成各項為抑制特定假設始發(fā)事件的后果使之不超過(guò)設計基準所規定限值所需要的動(dòng)作的設備組合。 為檢驗核電廠(chǎng)是否符合單一故障準則的要求，必須對各有關(guān)安全設備組進(jìn)行下述分析：假設單一故障及其全部繼發(fā)故障依次出現在設備組合的各個(gè)單元上，并逐一進(jìn)行分析，直至完成此組合內的全部故障分析為止，對各有關(guān)組合依次一一進(jìn)行分析，直至完成所有組合和全部故障的分析為止。有關(guān)特定安全系統需要符合單一故障準則的敘述見(jiàn)后。單一故障準則在上述系統中的假設是此前已作了描述的過(guò)程中的一部分。單一故障分析中，不考慮同時(shí)發(fā)生一個(gè)以上的隨機故障。 如上述分析的結果表明，每個(gè)安全組在計及假設始發(fā)事件的影響后均能完成各有的功能，則認為，設計達到了單一故障準則的要求。 單一故障分析中，對于設計、制造、在役檢查和保養的質(zhì)量達到極高水平的非能動(dòng)部件的故障，可不予考慮。但在排除非能動(dòng)部件發(fā)生故障的可能時(shí)，必須計及始發(fā)事件后需要部件發(fā)揮作用的全時(shí)程，并對基于此種假設的分析方法的正確性作出論證。 亂真動(dòng)作必須視為故障的一種模式。 對于下列各種情況，毋需遵守單一故障準則： （1）極為罕見(jiàn)的假設始發(fā)事件； （2）假設始發(fā)事件極不可能的后果； （3）某些設備因進(jìn)行維護、修理或定期試驗，在有限的時(shí)間內停止使用。 對某些安全系統可能需要提出多重性或多樣性的附加要求。例如在相同部件用于幾種安全功能或同時(shí)用于安全和非安全目的之處、有共因故障的可能之處以及定期試驗的有效性受到限制之處，均可據以提出附加要求。 3.8.3多樣性 采用多樣性原則能減少某些共因故障的可能，從而提高某些系統的可靠性。應考查這類(lèi)潛在故障的原因，以確定在何種場(chǎng)合能有效地應用多樣性原則。 多樣性應用于執行同一功能的多重系統或部件，系通過(guò)多重系統或部件中引入不同屬性而實(shí)現。獲得不同屬性的方式有：采用不同的工作原理、不同的物理變量或不同的運行條件以及使用不同制造廠(chǎng)的產(chǎn)品等。 為保證所采用的多樣性確能提高所完成設計的可靠性，在運用多樣性原則時(shí)必須審慎。例如，為降低共因故障的可能性，設計人員必須對材料、部件和制造工藝中有無(wú)任何相似之處，運行原理或公用的輔助設施中有無(wú)細微的類(lèi)似之處給以關(guān)注。采用多樣化系統或部件時(shí)，應計及諸如運行、維護和試驗程序中額外的復雜性，或使用可靠性較低設備所帶來(lái)的缺點(diǎn)，并取得此種追加措施有利于總體效益的合理保證。 3.8.4獨立性 為提高系統的可靠性可在設計中采用下列獨立性原則： （1）保持多重系統部件之間的獨立性； （2）保持系統中各部件與假設始發(fā)事件效應之間的獨立性，例如，假設始發(fā)事件不得引起為減輕該事件后果而設置的安全系統或安全功能的失效或喪失； （3）保持不同安全等級的系統或部件之間適當的獨立性； （4）保持安全重要物項與非安全重要物項之間的獨立性。 獨立性可在系統設計中通過(guò)功能隔離或實(shí)體分隔實(shí)現。 （1） 功能隔離 必須使用功能隔離，以減少多重系統或相連接系統中由正常運行或異常運行，或這些系統中任一部件的故障所引起的設備和部件間不良相互作用的可能性。 （2） 部件的實(shí)體分隔和布置 在系統布置和設計中，必須盡實(shí)際可能采用實(shí)體分隔原則以增強實(shí)現獨立性的保證，對于某些共因故障尤其如此。 這些原則包括： 空間分隔（距離、方位等）； 屏障分隔； 上述兩種方法的組合。 分隔方法的選擇取決于設計基準中所考慮的假設始發(fā)事件，例如火災、化學(xué)爆炸、飛機墜毀、飛射物、淹沒(méi)、溫度、濕度等效應。 核電廠(chǎng)內的某些場(chǎng)所，有可能成為不同安全重要性的各種設備或線(xiàn)路的自然匯合點(diǎn)，例如安全殼貫穿區、電動(dòng)機控制中心、電纜走廊、設備間、控制室和核電廠(chǎng)的工藝控制電腦等。在這些場(chǎng)所，必須盡實(shí)際可能采取適當的措施以防止共因故障。 3.8.5故障安全設計 在設計核電廠(chǎng)的安全重要系統和部件時(shí)，應盡可能貫徹故障安全原則，即系統或部件發(fā)生故障時(shí)，電廠(chǎng)應能在毋需任何觸發(fā)動(dòng)作的情況下進(jìn)入安全狀態(tài)。 3.8.6輔助設施 為保持電廠(chǎng)安全狀態(tài)所必需的輔助設施有供應電力、冷卻水、壓縮空氣或其他氣體的設施及潤滑設施等。輔助設施用于支持構成安全重要系統部分的設備時(shí)，必須視作安全重要系統的一部分。它們的可靠性、多重性、多樣性﹑獨立性﹑用于隔離和功能實(shí)驗的措施必須具有與所支持系統相對應的可靠性。 3.8.7共因故障 若干裝置或部件的功能可能由于出現單一特定事件或原因而失效。這種事件或原因可能是設計缺陷、制造缺陷、運行或維護差錯、自然事件、人為事件、信號飽和、環(huán)境條件的變化或電廠(chǎng)內任何其他運行或故障所引起的意外的級聯(lián)效應。必須盡實(shí)際可能在設計中采取適當措施盡量減少這種效應。 3.8.8設備停役 核電廠(chǎng)及其安全系統的可靠性設計中，必須計及設備停役的影響，包括預計的維護、試驗和修理工作對于各個(gè)安全系統的可靠性所產(chǎn)生的影響。如系統的可靠性在設備停役的條件下不能滿(mǎn)足設計和運行所采用準則的要求，且臨時(shí)停役的部件不能在規定時(shí)間內進(jìn)行更換或重新投入時(shí)，核電廠(chǎng)必須停止運行或置于安全狀態(tài)之下。核電廠(chǎng)開(kāi)始運行前必須明確規定可用于各種情況下部件的更換或重新投入的時(shí)間和應采取的行動(dòng)。 3.9運行人員操作優(yōu)化的設計① 從安全觀(guān)點(diǎn)出發(fā)，廠(chǎng)區人員的工作場(chǎng)所和工作環(huán)境必須按人機工效學(xué)原則進(jìn)行設計。 對人的因素和人機關(guān)系的全面考慮應始于設計的早期階段，并貫徹于設計全過(guò)程。 控制室內必須以協(xié)調的方式向操縱員提供反映本規定3.2條中各種安全功能所必需的全部設備和系統現狀的各種參數的清晰的顯示。在輔助控制點(diǎn)內也必須提供類(lèi)似設施（見(jiàn)6.3條）。 若將操縱員視為承擔雙重任務(wù)，即設備操作和系統管理（包括事故處理）的人員，則有助于確立信息顯示和控制的設計原則。 為進(jìn)行系統管理，操縱員需要借以作出下述判斷的信息： （1）在任何狀態(tài)下（即正常運行、預計運行事件或事故工況），迅速評估電廠(chǎng)的概況，并確認預定的自動(dòng)安全動(dòng)作正在進(jìn)行； ①進(jìn)一步指導見(jiàn)安全導則HAF0203、HAF0208和HAF0303。 （2）決定應采取的恰當行動(dòng)。 為進(jìn)行設備操作，操縱員需要各系統和設備有關(guān)參數的信息。 設計必須利于操縱員在有限的時(shí)間內、預計的周?chē)h(huán)境中和有心理壓力（的狀態(tài)）下能采取成功的行動(dòng)。應盡量減少操縱員在短期內進(jìn)行干預的必要性。設計時(shí)應考慮這種干預可予接受的前提是：設計者能夠證明操縱員有足夠的時(shí)間作出決定并采取行動(dòng)，操縱員據以決定采取行動(dòng)的必要信息系以簡(jiǎn)單和明確的方式呈現，在該事件發(fā)生后控制室內或輔助控制點(diǎn)內及其通道中的環(huán)境是可接受的。 3.10余熱向最終熱阱的輸送① 必須設置傳熱系統，向最終熱阱輸送來(lái)自安全重要構筑物、系統和部件的余熱。這些系統在正常運行、預計運行事件和事故工況下都必須具有極高的可靠性。用于輸送熱量的各系統，包括傳遞熱量、提供動(dòng)力以及向余熱輸送系統供應流體的設計都必須與它們的整個(gè)余熱輸送系統中所分擔的功能相適應。 為實(shí)現系統的可靠性，必須恰當地選擇經(jīng)考驗的部件，并采用多重性、多樣性、實(shí)體分隔、相互連接以及隔離等。 在設計這些系統、選擇最終熱阱和傳熱流體貯存系統的多樣性方案時(shí)，必須考慮到自然事件和人為事件的影響。 3.11防火和防爆② 設計和布置安全重要構筑物、系統和部件時(shí)，除滿(mǎn)足其他安全要求外，還必須盡量降低外部和內部事件引起火災和爆炸的可能性及其后果。作為最低要求，必須保持停堆、排出余熱和包容放射性物質(zhì)的能力。為實(shí)現這些要求，必須采取多重部件、多樣系統、實(shí)體分隔適當組合和故障安全設計。 ①進(jìn)一步指導見(jiàn)安全導則HAF0206。 ②進(jìn)一步指導見(jiàn)安全導則HAF0202。 在整個(gè)核電廠(chǎng)中，尤其在諸如安全殼和控制室等場(chǎng)所中，凡屬可行，必須采用不可燃的或阻燃的和耐熱的材料。 必須設置足夠容量和能力的火警檢測和滅火系統。在必要的場(chǎng)合，這些系統必須能自動(dòng)觸發(fā)。滅火系統的設計和布置必須保證在其出現破裂、誤動(dòng)作或意外操作時(shí)，對安全重要構筑物、系統和部件的能力不致于產(chǎn)生顯著(zhù)的影響。 3.12設備故障的影響① 安全重要構筑物、系統和部件的設計必須能經(jīng)受運行狀態(tài)和事故工況的影響并適應這兩種狀態(tài)的環(huán)境條件（對于嚴重事故，盡實(shí)際可能予以考慮）。為防止能加重初始事件對安全所造成的后果的次級故障，這些構筑物、系統和部件必須采取適當的布置方式，或為之采取保護措施，以防止設備損壞時(shí)可能出現的飛射物、管道甩動(dòng)、流體噴射和淹沒(méi)等動(dòng)力作用的破壞。如果這些條件不能滿(mǎn)足，必須在設計中采取其他合適的措施。 安全重要的流體系統與工作壓力較高的另一流體系統相連接時(shí)，必須按較高的壓力設計，或設置符合單一故障準則的過(guò)壓保護。 3.13多堆共用的構筑物、系統和部件 兩個(gè)或兩個(gè)以上的動(dòng)力堆，一般不應共用安全重要構筑物、系統和部件。共用的方式如予采用，必須證明：此種方式能滿(mǎn)足每一座堆的全部安全要求；一座堆發(fā)生事故時(shí)，其它各堆能有秩序地停堆、冷卻并排出余熱。 3.14含有可裂變或放射性物質(zhì)的系統② 必須保證核電廠(chǎng)內可能含有可裂變或放射性物質(zhì)的所有系統在運行狀態(tài)和事故工況下均有足夠的安全性。 3.15撤離路線(xiàn)和通訊手段 核電廠(chǎng)必須設置有簡(jiǎn)捷、以醒目而持久的標志識別的安全撤離路線(xiàn)，并配備為安全使用這些路線(xiàn)所必需的可靠的應急照明和其他輔助設施。撤離路線(xiàn)必須符合工業(yè)安全、輻射分區、防火和電廣保衛方面的要求。 為使廠(chǎng)區人員即使在事故狀態(tài)下也能得到警告指令，必須設置適當的報警系統和通訊手段。 安全必須的核電廠(chǎng)廠(chǎng)區內部以及對外的通訊聯(lián)系，必須保持晝夜暢通。進(jìn)行通訊設計和選擇多樣性措施時(shí)，必須計及這一要求。 ①進(jìn)一步指導見(jiàn)安全導則HAF0204。 ②進(jìn)一步指導見(jiàn)安全導則HAF0204 3.16核電廠(chǎng)出入口控制 為嚴密控制出入口，必須以適當的構筑物的布置方式，使核電廠(chǎng)與其周?chē)喔綦x。進(jìn)行廠(chǎng)房設計和廠(chǎng)區布置時(shí)，尤其須注意此點(diǎn)，并為保衛人員或監測設備作出安排，以防未經(jīng)批準的人員和物品進(jìn)入核電廠(chǎng)。 3.17退役 在設計階段對便于核電廠(chǎng)退役的措施必須給以關(guān)注，還必須為廠(chǎng)區人員和公眾在退役期間所受到的輻射照射保持于合理可行盡量低的水平，以及充分有效地保護環(huán)境防止放射性污染作出努力。
4.1反應堆設計 為保證在所有運行狀態(tài)下不超出設計規定的可接受限值，反應堆堆芯和有關(guān)冷卻劑系統、控制和保護系統的設計必須留有適當的裕量。 組成反應堆堆芯的部件和反應堆壓力容器內靠近堆芯的其他部件的設計和裝配，必須符合下述要求：在運行狀態(tài)和事故工況中所預計到的靜、動(dòng)荷載的作用下，可保持必要的結構穩定性，以保證安全停堆和堆芯冷卻。 4.2燃料元件 燃料元件的設計必須適應各種劣化過(guò)程后仍能滿(mǎn)意地承受所預計的堆內輻照的要求。 設計燃料元件時(shí)必須考慮下列劣化因素：冷卻劑外壓、燃料內裂變產(chǎn)物所造成的附加內壓、燃料和燃料組件中其他材料的輻照效應、功率變化所造成的壓力和溫度的變化、化學(xué)效應、靜載荷、包括流體所引起的，振動(dòng)和機械振動(dòng)在內的動(dòng)載荷以及變形或化學(xué)效應所引起的傳熱性能的變化等。設計必須為數據、計算和制造中的不確定因素留有裕量。 燃料元件在正常運行中，必須保持于設計規定限值之內（包括裂變產(chǎn)物的容許泄漏值）；預計運行事件中的各種瞬態(tài)影響不得造成元件顯著(zhù)的進(jìn)一步劣化，裂變產(chǎn)物的泄漏量必須保持于現實(shí)可行的最低水平，燃料組件的設計應計及便于檢查其結構和零件的要求；在事故工況中，燃料元件必須能保持原位，其變形不得發(fā)展到有礙于堆芯在事故后保持足夠有效冷卻的程度，并且不得超過(guò)燃料元件在事故工況下的規定限值。 ①進(jìn)一步的指導見(jiàn)安全導則HAF0214。 4.3反應堆堆芯控制 堆芯的中子通量的水平和分布，各種狀態(tài)下，包括停堆后，換料期間和換料后的狀態(tài)、以及預計運行事件和事故工況引起的狀態(tài)在內，必須符合4.2條的規定。用于檢測上述通量分布的手段必須總能保證堆芯內不存在任何未能檢測到的違反4.2條規定的部位。堆芯設計應盡量減少依賴(lài)控制系統使通量分布在各種運行狀態(tài)下保持在規定限值內。 4.4反應堆停堆 必須備有在運行狀態(tài)和事故工況下安全停堆的手段。必須保證，即使在堆芯具有最大后備反應性的情況下，仍能保持停堆狀態(tài)。停堆手段的有效性﹑動(dòng)作速度和停堆深度必須足以保證反應堆不超出規定的限值。 停堆手段必須由兩個(gè)不同的系統組成。 兩個(gè)系統中，至少有一個(gè)系統能在單一故障情況下獨立行使使反應堆從運行工況和事故工況迅速進(jìn)入有足夠深度的次臨界的功能。 即使在堆芯具有最大后備反應性情況下，兩個(gè)系統中至少有一個(gè)系統能獨立使反應堆從正常運行工況進(jìn)入次臨界，并以足夠的深度和高的可靠度保持次臨界狀態(tài)。 判斷停堆手段是否足夠時(shí)，必須高度重視發(fā)生在核電廠(chǎng)任何部位的、可能導致一部分停堆手段失去作用的故障。 停堆手段必須足以防止反應堆失控地轉向臨界。為滿(mǎn)足這一要求，必須考慮到停堆期間能增加反應性的各種預定操作（諸如維護和換料操作時(shí)移動(dòng)中子吸收體）及停堆手段中的單一故障。 必須通過(guò)檢測和試驗保證停堆手段處于所要求的狀態(tài)。 如能在全部正常功率運行期間保持停堆能力，則部分停堆手段可用于反應性控制和通量整形。 5.1反應堆冷卻劑系統的設計 反應堆冷卻劑系統及其有關(guān)的輔助系統、控制和保護系統必須具有足夠的裕量，以保證冷卻劑的壓力邊界在任何運行狀態(tài)不超過(guò)設計條件。為達到此目的所設置卸壓裝置的動(dòng)作，即使在事故工況下，也不得導致核電廠(chǎng)放射性物質(zhì)的向外釋放超過(guò)可接受的程度。 包容反應堆冷卻劑的部件，如反應堆壓力容器或壓力管、管道和接頭、閥門(mén)、配件、循環(huán)泵和熱交換器以及用于固定這些部件的器件，必須能在所有運行狀態(tài)和事故工況下承受預計的靜、動(dòng)載荷。 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（如微裂紋可檢測性、先漏后破）的特性。必須避免屬于反應堆冷卻劑壓力邊界的部件可能呈現脆性的設計和工況。所設計和制造的反應堆壓力容器、壓力管必須在材料選擇、設計標準、可檢查性和加工方面均具有最高質(zhì)量。 設計中必須考慮到壓力邊界材料在運行、維護、試驗和事故工況下的所有條件，并對使用中可能出現劣化（諸如由于侵蝕、蠕變、疲勞、化學(xué)環(huán)境、輻射環(huán)境和老化）以及在確定部件初始狀態(tài)和劣化速率時(shí)的任何不確定因素，留有適當的裕量。 必須盡量減少反應堆冷卻劑壓力邊界范圍內的部件，諸如泵的葉輪和閥門(mén)零件在各種運行狀態(tài)和事故工況下發(fā)生故障的可能性以及此種故障對一回路系統內其他安全重要物項造成的損傷，并對使用中可能發(fā)生的劣化留有適當的裕量。 ①本章的某些要求僅適用于水冷反應堆，進(jìn)一步的指導見(jiàn)安全導則HAF0213。 5.2-回路壓力邊界的在役檢查 一回路壓力邊界內部件的設計、制造和布置，必須便于在核電廠(chǎng)整個(gè)壽期內對邊界定期進(jìn)行充分檢查和試驗。應采取措施，貫徹材料監督大綱，借以確定反應堆壓力容器和其他重要部件的結構材料的輻照效應和老化效應。 一回路壓力邊界的各部件必須具有與其安全重要性相對應的直接或間接的可檢查性，以驗明不存在不可接受的缺陷或劣化。 此外，必須設置指示器以監測一回路壓力邊界完整性（如泄漏檢測）。設置此種監測手段，對于安全所必需的在役檢查的選擇可能產(chǎn)生影響。 核電廠(chǎng)的安全分析表明二回路冷卻劑系統中的某些特定故障可能導致嚴重后果時(shí)，其有關(guān)部分必須具有可檢查性。 5.3反應堆冷卻劑裝置 必須采取措施保證冷卻劑的裝載量和壓力在任何運行狀態(tài)下，在計及容積變化和泄漏后保持在設計規定的限值之內。為滿(mǎn)足這一要求，執行上述功能的系統必須具有足夠的容量（流量或儲量）。這些系統可由用于發(fā)電過(guò)程的部件或專(zhuān)門(mén)為此而設置的部件組成。 5.4反應堆冷卻劑凈化 必須采取措施，清除反應堆冷卻劑中的放射性物質(zhì)，包括從燃料泄漏的裂變產(chǎn)物。相應系統的能力必須基于設計所規定的燃料容許泄漏限值和保守的裕量，以保證核電廠(chǎng)可在回路中的放射性水平處于合理的低水平和釋放量低于規定限值的條件下運行。 5.5堆芯余熱的排出 必須為排出堆芯的余熱提供手段。它們的安全功能是在不超過(guò)規定的燃料設計限值和冷卻劑壓力邊界設計條件的前提下，以一定速度從堆芯排出裂變產(chǎn)物的衰變熱和其他余熱。 為了在單一故障的前提下足以可靠地實(shí)現上述要求，余熱排出系統的設計必須具備適當的多重性、多樣性以及諸如泄漏檢測、適當的相互連接和隔離能力等特征。 5.6應急堆芯冷卻 為限制冷卻劑喪失事故時(shí)裂變產(chǎn)物的外逸，必須設置應急堆芯冷卻系統。此系統必須具有下述冷卻效能： （1）包殼溫度不超過(guò)事故工況的容許設計值； （2）可能出現的化學(xué)反應限制在容許水平內； （3）燃料和堆內構件的變形不致于顯著(zhù)降低應急堆芯冷卻手段的有效性； （4）堆芯冷卻保持足夠長(cháng)的時(shí)間。 為了在單一故障的前提下也足以可靠地實(shí)現上述要求，應急堆芯冷卻系統的設計必須具備適當的多重性、多樣性及諸如泄漏檢測、適當的相互連接和隔離能力等的設計特征。 5.7應急堆芯冷卻系統的檢查和試驗 應急堆芯冷卻系統及其重要部件必須具備進(jìn)行定期檢查和定期試驗的條件，以保持下述性能： （1）系統中各部件的結構和密封的完整性； （2）正常運行期內系統中各能動(dòng)部件可達到的最佳可運行性和工作性能； （3）作為一個(gè)整體，系統按現實(shí)可能與設計基準條件相接近的可運行性，例如為系統投入運行所需全部操作順序的執行，包括保護系統中有關(guān)部分的操作、正常和應急動(dòng)力源之間的切換，以及有關(guān)安全系統輔助設施的操作等。 6.1總的要求 必須設置能在正常運行、預計運行事件和事故工況下對變量和系統進(jìn)行全程監測的儀表，以獲取核電廠(chǎng)現狀的充分信息。必須設置能測量所有影響裂變過(guò)程、反應堆堆芯完整性、反應堆冷卻劑系統和安全殼完整性的主要變量的儀表以及借以獲取核電廠(chǎng)的安全可靠運行所需的任何信息的儀表。對安全重要的導出參數，如冷卻水的過(guò)冷度，必須配置足夠的自動(dòng)記錄裝置。 必須設置適當的控制手段將上述變量保持在規定的運行范圍以?xún)��？刂葡到y的設計應采取適當的可達到高度可靠性的手段。 必須設置檢測儀表和記錄裝置，用以獲取為跟蹤事故工況過(guò)程和主要設備現狀所需的基本信息；按安全要求，預測放射性物質(zhì)可能自設計部位外逸的數量和位置。應視實(shí)際可能使檢測儀表中有一定數量的儀表提供在嚴重事故期間反映電廠(chǎng)現狀和據以作出決策的信息。 ①進(jìn)一步的指導見(jiàn)安全導則HAF0208。 6.2控制室① 必須設置主控制室，借以進(jìn)行下述活動(dòng)：在各種運行狀態(tài)下安全地運行核電廠(chǎng)；出現事故工況和控制室設計中所采用的設計基準事件后，采取相應措施，以保持核電廠(chǎng)的安全狀態(tài)或使之返回安全狀態(tài)。 必須采取適當措施保護控制室內的人員，防止事故工況下形成的過(guò)量照射或有毒氣體之類(lèi)險情的危害，以保持其采取必要行動(dòng)的能力。 控制室內儀表的布置和信息顯示的方式必須便于運行人員正確掌握核電廠(chǎng)現狀和性能的全貌。 必須設置光示裝置，并在相宜之處設置音響裝置，以效果良好的方式指示偏離正常和可能危及安全的運行工況和過(guò)程。 6.3輔助控制點(diǎn)② 必須在一個(gè)獨立于主控室的專(zhuān)用控制點(diǎn)（二者之間采取電氣和實(shí)體分隔）配置足夠的檢測儀表和控制設備，借以在主控室喪失執行基本安全功能時(shí)，完成下述任務(wù)：使反應堆進(jìn)入并保持于停堆狀態(tài)，排出余熱并監測核電廠(chǎng)的主要變量。 6.4應急控制中心 應設置一個(gè)與核電廠(chǎng)控制室相分離的應急控制中心，作為發(fā)生應急情況時(shí)集合應急工作人員的場(chǎng)所。應急控制中心內應提供電廠(chǎng)主要參數和核電廠(chǎng)內及其外圍放射性狀況的信息。應急控制中心應備有通往核電廠(chǎng)控制室及其他重要地點(diǎn)和廠(chǎng)外應急機構的通訊手段。應盡實(shí)際可能，采取適當措施，借以在相當長(cháng)的時(shí)間內有效地保護應急控制中心內的人員，從而防止嚴重事故對他們的危害。 ①見(jiàn)3.9條。 ②見(jiàn)3.9條。 ③進(jìn)一步的指導見(jiàn)安全導則HAF0203。 7.1保護系統的功能 保護系統必須具有下述功能： （1）自動(dòng)觸發(fā)有關(guān)的系統動(dòng)作，必要時(shí)包括自動(dòng)觸發(fā)停堆系統動(dòng)作，以保證在發(fā)生預計運行事件時(shí)不超出規定的設計限值； （2）檢測到事故工況并觸發(fā)為減輕其后果所需的系統動(dòng)作； （3） 抑制控制系統自身的不安全動(dòng)作。 7.2保護系統的可靠性和可試驗性 保護系統必須具有與所執行功能相適應的高度可靠性和定期可試驗性，保護系統所具有的多重性和獨立性必須足以保證： （1）單一故障不致于導致保護功能的喪失； （2）保護系統的運行可靠性未經(jīng)其他方法證明確屬可接受時(shí)，其任一部件或通道的停役不得導致所需最低限度多重度的喪失。 必須保證正常運行、預計運行事件和事故工況對多通道的影響不致于導致保護系統功能的喪失，或者必須根據其他基準證明該保護系統是可以接受的。必須在實(shí)際可行的范圍內采用各種設計技術(shù)，如可試驗性（必要時(shí)包括自檢能力）、故障安全性能、功能的多樣性、部件設計或工作原理的多樣性等以防止保護功能的喪失。 除非能通過(guò)其他方法獲取必要的可靠性，否則保護系統必須具有可在反應堆運行時(shí)進(jìn)行定期功能試驗的條件，包括各通道分別進(jìn)行試驗的可能性，以查明可能發(fā)生的故障和多重性喪失的缺陷。 設計中必須采取措施盡量減少由于運行人員的行動(dòng)引起保護系統失效的可能性。 7.3保護系統和控制系統的分隔 為防止保護系統和控制系統之間的相互干擾，必須避免兩者之間的相互連接或采用適當的功能隔離。保護系統和控制系統共用相同的信號時(shí)，必須采取適當的分隔措施（如有效的去耦），并證明本章所列各安全要求均已得到滿(mǎn)足。 安全重要的各種系統和部件，在發(fā)生某些假設始發(fā)事件后，需要應急動(dòng)力。應急動(dòng)力的供應必須足以適應任何假設始發(fā)事件與外電源喪失相耦合的要求。所需應急動(dòng)力的功率因假設始發(fā)事件的性質(zhì)而異。確定各種安全功能所需應急動(dòng)力的手段時(shí)，包括其數量、可用率、持續時(shí)間、容量和不間斷性等，需要計及所執行的安全功能的性質(zhì)。 可供選用的應急動(dòng)力供應措施有許多種，如水輪機、汽輪機、燃氣輪機、柴油機和蓄電池等。動(dòng)力的供應可采取直接驅動(dòng)設備或通過(guò)應急電力系統的方式。 所選用應急動(dòng)力源設備組合的可靠性和方式，必須與作為其供應對象的安全系統對安全的全部要求相一致，并在發(fā)生單一故障情況下滿(mǎn)足功能要求。應急動(dòng)力源必須具有進(jìn)行功能能力試驗的條件。 9.1目的 未能證明可使用其他方法限制放射性物質(zhì)的釋放量時(shí)，必須設置安全殼系統以抑制事故工況下放射性物質(zhì)往環(huán)境釋放，使之保持在可接受限值內。安全殼系統可由密閉的廠(chǎng)房或邊界，壓力抑制（抑壓）子系統（適用于沸水堆）和凈化系統組成。安全殼系統可按設計要求采取不同的工程處理方案。 安全殼系統的設計基準中必須考慮到已確定的各種假設始發(fā)事件。此外還應考慮用于減輕嚴重事故后果的設施及嚴重事故情況下用于保持安全殼完整性的措施。 ①進(jìn)一步的指導見(jiàn)安全導則HAF0207。 ②本章的某些要求僅適用于水冷反應堆，進(jìn)一步的指導見(jiàn)安全導則HAF0212。 9.2安全殼結構的強度 安全殼結構（包括通道閘門(mén)、貫穿件和隔離閥）必須根據事故工況下所產(chǎn)生的內壓（高于或低于大氣壓）、溫度以及飛射物和反作用力等動(dòng)態(tài)效應進(jìn)行計算，并留有足夠的裕量。設計中還必須考慮到其他潛在的能量來(lái)源，如化學(xué)和輻射分解反應的影響。安全殼結構強度計算中還必須計及自然事件和人為事件的作用。 9.3安全殼的泄漏 安全殼系統必須按事故工況期間的泄漏率不超過(guò)規定的最大值的要求進(jìn)行設計。承壓的第一級安全殼可部分或全部置于第二級包容殼內，以收集和控制第一級安全殼在事故工況期間的泄漏釋放或儲存其泄漏物。 安全殼構筑物以及其他與系統密封性有關(guān)的設備和部件的設計和施工，必須適應貫穿件全部安裝完畢后的設計壓力下進(jìn)行泄漏率測試的要求。安全殼系統還必須具備在堆的壽期內定期在設計壓力或較低壓力下重新測定泄漏率的條件，借以作出安全殼設計壓力下泄漏率的估計。 9.4安全殼壓力試驗 安全殼構筑物的設計和建造必須適應核電廠(chǎng)運行前在規定壓力下進(jìn)行壓力試驗的要求，從而驗證其結構的完整性。 9.5安全殼貫穿件 穿過(guò)安全殼的貫穿件必須滿(mǎn)足與安全殼構筑物相同的設計要求。必須采取保護措施防止管道位移或飛射物、噴射力和管道甩動(dòng)等事故載荷所產(chǎn)生的反作用力損傷貫穿件。 帶有彈性密封或波紋管狀脹縮節的貫穿件，必須具有進(jìn)行與安全殼整體泄漏率測定無(wú)關(guān)的檢漏試驗的可能性。 9.6安全殼隔離 為在事故工況下保持安全殼的密閉性，防止放射性物質(zhì)向環(huán)境的釋放超過(guò)可接受的限值，貫穿安全殼且屬于反應堆冷卻劑壓力邊界的組成部分或直接與安全殼空間相連的管線(xiàn)在事故工況下必須能可靠地自動(dòng)封閉。為達到此目的，在這些管線(xiàn)上一般應串聯(lián)設置兩個(gè)合適的安全殼隔離閥。兩個(gè)隔離閥通常分別裝設在安全殼的內側和外側。每個(gè)閥必須能可靠地獨立動(dòng)作。隔離閥必須盡實(shí)際可能靠近安全殼。安全殼的隔離必須滿(mǎn)足單一故障準則。 應用上述準則有損于貫穿安全殼系統的可靠性時(shí)，可采用其他的隔離方式。 貫穿安全殼、但既非反應堆冷卻劑壓力邊界的組成部分，又不直接與安全殼空間相通的管線(xiàn)，最低限度必須設置一個(gè)隔離閥。隔離閥必須位于安全殼外側，并盡可能靠近安全殼。 9.7安全殼構筑物的氣密閘門(mén) 人員進(jìn)入安全殼必須通過(guò)雙道氣密閘門(mén)。兩道閘門(mén)應相互聯(lián)鎖，以保證反應堆運行和事故工況期間至少有一道閘門(mén)處于密閉狀態(tài)。 上述的要求也適用于設備的氣密閘門(mén)。 9.8安全殼內部結構 安全殼內的隔間之間必須開(kāi)口，以保持氣流暢通。開(kāi)口的截面必須足以保證事故工況下壓力平衡過(guò)程中的壓差不損壞承壓結構或其他對限制事故工況影響有重要作用的系統。 9.9安全殼的排熱 反應堆安全殼必須具有排出熱量的能力，安全殼排熱系統的安全功能是在發(fā)生高能流體的任何釋放事故后，降低殼內的壓力和溫度，使之保持在可接受的低水平。為安全殼設置的排熱系統，必須按單一故障準則的要求具有足夠的可靠性、多樣性和多重性。 9.10安全殼內氣體的凈化 必須設置用以控制可能釋放到反應堆安全殼內的裂變產(chǎn)物、氫、氧和其他物質(zhì)的系統，借以： （1）降低事故工況期間可能釋放到環(huán)境的裂變產(chǎn)物的數量； （2）控制事故工況期間安全殼內氣體中的氫或氧和其他物質(zhì)的濃度，以防止可能危及安全殼完整性的爆炸或爆燃。 安全殼內氣體凈化系統的部件和設施，必須按單一故障準則的要求具有足夠的可靠性、多樣性和多重性。 9.11覆蓋層和涂層 為了保證安全殼系統內構筑物和部件的覆蓋層和涂層的安全功能，并盡量降低其他安全功能在其劣化時(shí)所受到的影響，對覆蓋層和涂層的材料必須審慎地進(jìn)行選擇，對其施工的方法必須作出專(zhuān)門(mén)規定。 10.1原則 輻射防護的目的在于防止任何可避免的照射，并降低一切不可避免的照射，使之保持在合理可行盡量低的水平。為實(shí)現這一目標的設計中必須采用下述辦法： （1）含有放射性物質(zhì)的構筑物、系統和部件采用適當的布置方式，并設置屏蔽； （2）核電廠(chǎng)和設備設計中貫徹減少輻射區內人員活動(dòng)和廠(chǎng)區人員遭受污染的可能性的要求； （3）放射性廢物在廠(chǎng)內的處置或發(fā)往廠(chǎng)外的過(guò)程中，采用適當的方式和條件處理放射性物質(zhì)； （4）采取措施，降低廠(chǎng)內所產(chǎn)生的散布于廠(chǎng)內或釋放到環(huán)境的放射性物質(zhì)的數量和濃度。 必須充分考慮到人員停留區域內輻射水平以及放射性廢物的產(chǎn)生隨時(shí)間遞增的因素。 ①進(jìn)一步指導見(jiàn)安全導則HAF0209。 10.2輻射防護的設計 核電廠(chǎng)的設計中必須貫徹廠(chǎng)內外的輻射照射在運行狀態(tài)下限制于規定限值和事故工況下限制于可接受限值以?xún)鹊囊�。設計中還必須貫徹合理可行盡量低的原則。 核電廠(chǎng)的設計和布置中必須采取合適的措施，以盡量減少來(lái)自各種放射源的照射和污染；這類(lèi)措施必須包括在維護和檢查期間降低輻射照射、屏蔽直接照射、采用技術(shù)規格適當的材料降低腐蝕產(chǎn)物的活度、監測手段、核電廠(chǎng)出入口的控制、按輻射和污染程度分區及合適的去污設施等方面的系統和部件的恰當設計。 屏蔽設計必須符合操作區的輻射水平不超過(guò)規定限值，并有利于在維護中降低維護人員所受的輻射照射。屏蔽設計中還必須貫徹合理可行盡量低的原則。 核電廠(chǎng)的布置必須符合下述要求：輻射區和污染區的出入要有控制措施，廠(chǎng)內放射性物質(zhì)的轉移和人員流動(dòng)所引起的污染減少至最低限度。核電廠(chǎng)的布置要為高效率的運行、檢查、維護和部件的更換創(chuàng )造條件，以盡量減少輻射照射。 必須為人員和設備提供合適的去污設施，并為處理去污活動(dòng)中所產(chǎn)生的放射性廢物采取適當措施。 10.3輻射監測設備 必須配置用于在運行狀態(tài)和事故工況中（并視實(shí)際可能在嚴重事故期間）進(jìn)行充分輻射防護監督的設備。其具體要求如下： （1）在運行人員常駐之處以及在正常運行或預計運行事件中，由于輻射水平的變化需在一定時(shí)間內限制進(jìn)入的場(chǎng)所，設置固定式劑量率儀表對當地的輻射劑量率進(jìn)行監測；此外，必須在適當的地點(diǎn)安裝固定式劑量率儀表，用以指示事故工況和嚴重事故下總的輻射水平；這些儀表必須向控制室或有關(guān)控制點(diǎn)提供足夠的信息，以便運行人員及時(shí)采取必要的糾正措施； （2）在人員常駐之處及氣載放射性水平可能高至要求防護措施的場(chǎng)所，設置測量空氣中放射性物質(zhì)活度的監測系統；測得高濃度核素時(shí)，這些系統必須向控制室或適當的控制點(diǎn)發(fā)出指示； （3）在運行狀態(tài)或事故工況下，為測定流體處理系統中和取自核電廠(chǎng)系統或空間的氣體或液體樣品中所選定的放射性核素濃度設置固定式設備或實(shí)驗室裝置； （4）設置監測排出流向環(huán)境排放前或排放過(guò)程的固定式設備； （5）設置用于測量放射性表面污染的儀器； （6）設置用于測量人員所受劑量和污染的裝置。 除了在核電廠(chǎng)內進(jìn)行監測外，還必須為確定核電廠(chǎng)對鄰近地區可能產(chǎn)生的任何放射影響作出安排。 10.4放射性廢物的處理 為使放射性物質(zhì)的排出量及其濃度保持在規定限值以?xún)�，必須設置適當的處理液態(tài)和氣態(tài)放射性排出流的系統。此外必須貫徹合理可行盡量低的原則。 必須設置適當的系統，以處理放射性固態(tài)廢物或濃縮廢物。廠(chǎng)區內必須具有在一定期限內貯存廢物的條件。向廠(chǎng)外運輸固態(tài)廢物，必須遵照有關(guān)當局的規定。 10.5液態(tài)放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放的控制 核電廠(chǎng)必須備有適當手段，以控制液態(tài)放射性物質(zhì)向環(huán)境的釋放，并控制其排放量使之保持在規定限值以下。釋放的控制必須符合合理可行盡量低的原則。 10.6氣載放射性物質(zhì)的控制 必須設置具有適當過(guò)濾能力的通風(fēng)系統，借以達到下述目的： （1）防止放射性物質(zhì)在核電廠(chǎng)內不可接受的擴散； （2）降低特定區域內氣載放射性物質(zhì)的濃度，使之符合進(jìn)入該區域的規定要求； （3）在正常運行和預計運行事件期間，防止核電廠(chǎng)內空氣的放射性水平超過(guò)規定限值，并符合合理可行盡量低的原則； （4）在不損害控制放射性物質(zhì)釋放能力的條件下，維持含有惰性氣體或有毒氣體的房間的通風(fēng)； （5）控制氣載放射性物質(zhì)向環(huán)境的釋放，使之保持在規定限值以下，并符合合理可行盡量低的原則。 過(guò)濾系統必須足夠可靠，并在預計的常遇條件下能得到必需的滯留因子。過(guò)濾系統必須具有測試其效果的條件。
①進(jìn)一步指導見(jiàn)安全導則HAF0211. 在核電廠(chǎng)安全規定中下列名詞術(shù)語(yǔ)的含義為： 運行狀態(tài) 正常運行或預計運行事件兩類(lèi)狀態(tài)的統稱(chēng)。 正常運行 核電廠(chǎng)在規定運行限值和條件范圍內的運行，包括停堆狀態(tài)、功率運行、停堆過(guò)程、啟動(dòng)、維護、試驗和換料。 預計運行事件② 在核電廠(chǎng)運行壽期內預計可能出現一次或數次的偏離正常運行的各種運行過(guò)程，由于設計中已采取相應措施，這類(lèi)事件不致于引起安全重要物項的嚴重損壞，也不致導致事故工況。 事故（事故狀態(tài)） 事故工況和嚴重事故兩類(lèi)狀態(tài)的統稱(chēng)。 事故工況 以偏離③運行狀態(tài)的形式出現的事故，事故工況下放射性物質(zhì)的釋放可由恰當設計的設施限制在可接受限值以?xún)�，嚴重事故不在其列�? 設計基準事故 核電廠(chǎng)按確定的設計準則在設計中采取了針對性措施的那些事故工況。 嚴重事故 嚴重性超過(guò)事故工況的核電廠(chǎng)狀態(tài)，包括造成堆芯嚴重損壞的狀態(tài)。 ①進(jìn)一步指導見(jiàn)安全導則HAF0406。 ②屬于預計運行事件的事例有：正常電源斷電和汽輪機脫扣、核電廠(chǎng)正常運行中個(gè)別部件的誤動(dòng)作、控制設備中個(gè)別元件失靈和主泵斷電等。 ③偏離的例子有較大的燃料破損、冷卻劑喪失事故等。 事故處理 為使核電廠(chǎng)恢復到受控安全狀態(tài)并減輕事故后果而采取的一系列階段性行動(dòng)，行動(dòng)階段的順序如下： （1）事故序列在發(fā)展中，但尚未超出核電廠(chǎng)設計基準的階段； （2）發(fā)生嚴重事故，但堆芯尚未損壞的階段； （3）堆芯損壞后的階段。 上述八個(gè)術(shù)語(yǔ)相互間的關(guān)系參見(jiàn)附圖1。 核安全（安全） 完成正確的運行工況、事故預防或緩解事故后果從而實(shí)現保護廠(chǎng)區人員、公眾和環(huán)境免遭過(guò)量輻射危害。 安全系統① 安全上重要的系統，用于保證反應堆安全停堆、從堆芯排出余熱或限制預計運行事件和事故工況的后果。 保護系統 有各種電器件、機械器件和線(xiàn)路（從傳感器到執行機構的輸入端）組成的產(chǎn)生與保護功能相聯(lián)系的信號系統。 安全執行系統 由保護系統觸發(fā)用以完成必需的安全動(dòng)作的設備組合。 安全系統輔助設施 為保護系統和安全執行系統提供所需的冷卻、潤滑和能源等服務(wù)的設備組合。 上述五個(gè)術(shù)語(yǔ)相互間的關(guān)系參見(jiàn)附圖2。 可接受限值 國家核安全部門(mén)認可的限值。 ①安全系統包括保護系統、安全執行系統和安全系統輔助設施。安全系統的部件可以專(zhuān)用于執行安全功能，亦可在某些運行狀態(tài)下執行安全功能而在另一些狀態(tài)下執行非安全功能（見(jiàn)附圖2）。 能動(dòng)部件① 依靠觸發(fā)、機械運動(dòng)或動(dòng)力源等外部輸入而行使功能，因而能以主動(dòng)態(tài)影響系統的工作過(guò)程的部件（參見(jiàn)“非能動(dòng)部件”）。 調試② 核電廠(chǎng)已安裝的部件和系統投入運行并進(jìn)行性能驗證，以確認是否符合設計要求、是否滿(mǎn)足性能標準的過(guò)程。調試由反應堆裝載燃料前和反應堆進(jìn)入臨界、鏈式裂變反應在持續進(jìn)行中兩種條件下的試驗組成。 ① 能動(dòng)部件的例子有：泵、風(fēng)機、繼電器和晶體管等。應強調指出實(shí)際上這一定義只能是比較籠統的（非能動(dòng)部件的定義也是如此）。某些部件，如爆破膜、逆止閥、安全閥、噴射器和某些固態(tài)電子器件等，需要對其特性進(jìn)行專(zhuān)門(mén)研究后始可列屬能動(dòng)部件或非能動(dòng)部件。 ②審批過(guò)程通常以廠(chǎng)址選擇、設計、建造、調試、運行和退役命名的六個(gè)主要階段組成。六個(gè)階段中若干階段可交叉進(jìn)行，如建造或調試和運行。 共因故障① 由特定的單一事件或起因導致若干裝置或部件功能失效的故障。 建造 包括核電廠(chǎng)的部件制造組裝、土建施工、部件和設備的安裝及有關(guān)聯(lián)的試驗在內的過(guò)程。 退役 核電廠(chǎng)最終退出運行的過(guò)程。 設計 制定核電廠(chǎng)及其組成部分的方案和詳細圖紙，進(jìn)行支持性計算并制訂技術(shù)規格書(shū)的過(guò)程及其成果。 多樣性 為執行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(lái)說(shuō)具有一個(gè)或幾個(gè)不同屬性②。 燃料組件 作為一個(gè)整體裝入堆芯，爾后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件。 功能隔離 為防止線(xiàn)路或系統的功能受到相鄰線(xiàn)路或系統的運行方式或故障的影響所采取的措施。 檢查 通過(guò)檢驗、觀(guān)察或測量等手段，確定材料、零件、部件、系統、構筑物及工藝和程序是否符合規定要求的活動(dòng)。 ① 例如設計缺陷、制造缺陷、運行和維修差錯自然事件、人為事件、信號飽和或源自其它操作、故障或環(huán)境條件改變的意外的級聯(lián)效應。 ②不同屬性的例子有：不同的運行條件、大小不等的設備、不同的制造廠(chǎng)、不同的工作原理以及基于不同物理方法、不同類(lèi)型的設備。 許可證（執照） 由國家核安全部門(mén)頒發(fā)的，申請單位據以確定核電廠(chǎng)廠(chǎng)址、進(jìn)行核電廠(chǎng)的建造、調試、運行和退役等特定活動(dòng)的授權證書(shū)。 營(yíng)運單位 持有國家核安全部門(mén)許可證（執照），負責經(jīng)營(yíng)和運行核電廠(chǎng)的單位。 運行 為實(shí)現核電廠(chǎng)的建廠(chǎng)目的而進(jìn)行的全部活動(dòng)，包括維護、換料、在役檢查及其他有關(guān)活動(dòng)。 運行限值和條件 經(jīng)國家核安全部門(mén)認可的，為核電廠(chǎng)的安全運行列舉參數限值、設備的功能和性能及人員執行任務(wù)的水平等一整套規定。 非能動(dòng)部件① 毋需依賴(lài)外部輸入而執行功能的部件。非能動(dòng)部件內一般沒(méi)有活動(dòng)的組成部分，其功能的執行系在感受到某種參數，如壓力、溫度、流量的變化后完成。然而，基于不可逆動(dòng)作或變化、又十分可靠的部件，可劃為這個(gè)類(lèi)別。 實(shí)體分隔 （1）幾何分隔（增大間距、改變走向等）； （2）設置適當的屏障； （3）前兩者的結合。 假設始發(fā)事件 經(jīng)鑒明可能導致預計運行事件或事故工況及其后續故障效應的事件②。 規定限值 由國家核安全部門(mén)確定或認可的限值。 質(zhì)量保證 為使物項或服務(wù)與規定的質(zhì)量要求相符合并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(dòng)。 ①非能動(dòng)部件的例子有：熱交換器、管道、容器、電纜和構筑物。應強調指出，實(shí)際上這一定義只能是比較籠統的（能動(dòng)部件的定義也是如此）。某些部件，如爆破膜、逆止閥、安全閥、噴射泵和某些固態(tài)電子器件等，需要對其特性進(jìn)行專(zhuān)門(mén)研究后始可列屬能動(dòng)部件或非能動(dòng)部件。 ②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(chǎng)內外）、人為事件或自然事件。核電廠(chǎng)假設始發(fā)事件的清單（明細表）必須經(jīng)國家核安全部門(mén)認可。 多重性 通過(guò)設置數量高于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。 余熱 放射性衰變和停堆后裂變所產(chǎn)生的熱量以及積存在反應堆結構材料中和傳熱介質(zhì)中的熱量之總和。 安全功能 為安全著(zhù)想必須完成的特定目的。 安全組合 用于完成某一特定假設始發(fā)事件下所必需的各種動(dòng)作的設備組合，其使命是防止事件的后果超過(guò)設計基準規定的限值。 安全系統整定值 為防止出現超過(guò)安全限值的狀態(tài)，在發(fā)生預計運行事件和事故工況時(shí)啟動(dòng)有關(guān)自動(dòng)保護裝置的觸發(fā)點(diǎn)。 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的各種繼發(fā)故障，均視作單一故障的組成部分。 廠(chǎng)址、廠(chǎng)區 具有確定的邊界，在核電廠(chǎng)管理人員有效控制下的核電廠(chǎng)所在領(lǐng)域。 廠(chǎng)區人員 在廠(chǎng)內工作的全部人員，包括在編的和臨時(shí)的。 廠(chǎng)址選擇 為核電廠(chǎng)選擇合適廠(chǎng)址的過(guò)程，包括針對有關(guān)設計基準的評定。 試驗 為確定或驗證物項的性能是否符合規定要求，使之置于一組物理、化學(xué)、環(huán)境或運行條考驗之下的活動(dòng)。 最終熱阱 接受核電廠(chǎng)所排出余熱的大氣或水體，或兩者的組合。 廢物處理 有利于安全或經(jīng)濟的改變廢物特性的處理過(guò)程，其三種基本途徑為： （1）減容； （2）去除廢物中的放射性核素； （3）改變成分。 設計基準外部事件 與某個(gè)外部事件或幾個(gè)外部事件組合有關(guān)，能表達其特征，選定用于核電廠(chǎng)全部或其任何部分的設計參數值。 外圍地帶 直接圍繞廠(chǎng)區、須在人口分布和密度、山地和水的利用等方面考慮采取應急措施的可能性的地帶。 區域 足以把與某一現象有關(guān)的或某一特定事件影響所及的所有特征都包含在內的足夠大的一個(gè)地理區域。 物項 材料、零件、部件、系統、構筑物以及計算機軟件的通稱(chēng)。 客觀(guān)證據 基于觀(guān)察、測量或試驗的、可被驗證的、關(guān)于某物項或服務(wù)質(zhì)量的定量或定性資料、記錄或事實(shí)說(shuō)明。 合格人員 符合特定要求、具備一定條件、而且被正式指定執行規定任務(wù)和承擔責任的人員。 能動(dòng)斷層 在地表或接近地表處有可能引起明顯錯動(dòng)的斷層。 對供方的評價(jià) 對供方的管理體系進(jìn)行評價(jià)，以確定供方是否有能力生產(chǎn)或提供規定質(zhì)量的物項或服務(wù)，并是否有能力提供據以驗收其物項或服務(wù)的證據。 運行人員 廠(chǎng)區人員當中參加核電廠(chǎng)運行的人員。 運行記錄 記載著(zhù)核電廠(chǎng)運行情況的歷史資料，如儀表記錄紙、各種證書(shū)、運行日志、計算機打印輸出和磁帶等。 核電廠(chǎng)運行管理者 由核電廠(chǎng)營(yíng)運單位（或其主管部門(mén)）委任的負責指揮核電廠(chǎng)運行，并承擔直接安全責任的人員（或組織）。 安全限值 過(guò)程變量的各種限值，核電廠(chǎng)在這些限值范圍內運行已證明是安全的。 記錄 為各種物項或服務(wù)的質(zhì)量以及影響質(zhì)量的各種活動(dòng)提供客觀(guān)證據的文件。 技術(shù)規格書(shū)（技術(shù)條件） 一種書(shū)面規定，說(shuō)明產(chǎn)品、服務(wù)、材料或工藝必須滿(mǎn)足的要求，氣并指出確定這些規定的要求是否得到滿(mǎn)足的程序。 文件 對于質(zhì)量保證有關(guān)的活動(dòng)、要求、程序或結果加以敘述、定義、說(shuō)明、報告或證明的文字記錄或圖表資料。 檢驗 檢查工作的一部分，包括對材料、部件、供應品或服務(wù)進(jìn)行調查，在只靠這種調查就能判斷的范圍內確定它們是否符合規定的要求①。 不符合項 性能、文件或程序方面的缺陷，因而使某一物項的質(zhì)量變得不可接受或不能確定。 監查 通過(guò)對客觀(guān)證據的調查、檢查和評價(jià)，為確定所制定的程序、細則、技術(shù)規格書(shū)、規程、標準、行政管理計劃或運行大綱及其他文件是否齊全適用，是否得到切實(shí)遵守以及實(shí)施效果如何而進(jìn)行的審核并提出書(shū)面報告的工作。 ① 質(zhì)量保證檢驗一般采用無(wú)損檢驗，包括手動(dòng)檢驗、計量和測量。 附 件 A A1概述 規定中列入此附件，是為了就假設始發(fā)事件用于本規定及其他有關(guān)文件的這一概念的定義和具體應用作進(jìn)一步的闡述。 假設始發(fā)事件的正式定義是“經(jīng)鑒明可能導致預計運行事件或事故工況及其后續故障效應的事件“。從設備故障、人員差錯、人為事件或自然事件之類(lèi)的單一事件到各種事件的復雜組合均屬于假設始發(fā)事件范疇內的事例。 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?chē)乐兀ㄈ绶磻牙鋮s劑系統主管道的破裂）。設計的主要安全目標在于追求電廠(chǎng)所具有的特性能夠保證：大部分假設始發(fā)事件的后果較小甚或無(wú)足輕重；其余的假設始發(fā)事件，如有導致事故工況的可能，其后果仍然是可接受的。 對各類(lèi)假設始發(fā)事件必須作出全面考慮，以保證潛在后果嚴重的和概率大的全部可信事件均在預計到的范圍之內，且核電廠(chǎng)設計足以適應這些事件。假設始發(fā)事件的選擇并無(wú)嚴格的準則可資遵循。更確切地說(shuō)，此種選擇過(guò)程無(wú)非是一種綜合運用設計和分析之間的迭代、工程判斷以及設計和運行經(jīng)驗的過(guò)程-排除某一特定的事件序列需要有力的論據。如多重失效可能導致嚴重事故，則多重失效的可能性亦應考慮在內。概率極低的事件序列則可不予 考慮。 用于改進(jìn)安全重要物項的性能要求和電廠(chǎng)總的安全評價(jià)的假設始發(fā)事件的數量必須加以限制。為使這項任務(wù)切實(shí)可行，詳細分析可限于若干代表性的事件序列①.具有代表性的事件序列包括所有同類(lèi)事件，并為安全重要系統、構筑物和部件的設計的數字限值提供依據。 某些假設始發(fā)事件可基于己有電廠(chǎng)的經(jīng)驗、國家核安全部門(mén)的特殊要求或潛在后果的嚴重程度等種種因素，通過(guò)確定論法確定。另一些假設始發(fā)事件，由于設計特征、核電廠(chǎng)所在廠(chǎng)址或運行經(jīng)驗等因素可通過(guò)概率值定量表示的，則可基于概率法作出的規定。 典型假設始發(fā)事件一覽表，見(jiàn)安全導則HAF021l附錄。 ①安全規定和導則中所用的“事件序列”一詞是指某一假設始發(fā)事件和隨后的運行人員行動(dòng)或安全重要物項的動(dòng)作的組合。 A2假設始發(fā)事件的類(lèi)型 A2.1內部事件 A2.1.1設備故障 能直接或間接影響核電廠(chǎng)安全的各個(gè)設備的故障可視為始發(fā)事件。列入清單的事件必須足以代表核電廠(chǎng)系統和部件的全部可信故障。 需要考慮的故障類(lèi)型取決于所涉及系統和部件的類(lèi)型。故障的廣義含義包括如下兩類(lèi)：系統或部件喪失執行功能的能力的功能的執行情況與所期望者不符。例如，管道故障的表現形式有泄漏、破裂和流道堵塞。能動(dòng)部件，例如閥門(mén)的故障形式有：在需要時(shí)不開(kāi)啟或不關(guān)閉，在不應動(dòng)作時(shí)開(kāi)啟或關(guān)閉，開(kāi)不足或關(guān)不住，開(kāi)啟或關(guān)閉的時(shí)間或速度不當。儀表或傳感器之類(lèi)的裝置的故障有如下形式：誤差大于允許范圍、無(wú)輸出、不變的最大輸出、輸出不穩定或上述形式的組合。 A2.1.2人員差錯 人員過(guò)失的后果往往與部件故障的后果相類(lèi)似。屬于人員過(guò)失范疇的有：錯誤的或不良的維護、控制限值的錯誤整定和操縱員的其他錯誤行動(dòng)。 A2.1.3其他內部事件 內部原因引起的火災、爆炸或淹沒(méi)對電廠(chǎng)安全也可能產(chǎn)生重要影響。在匯編假設始發(fā)事件的清單時(shí)對此必須給以必要的考慮。 A2.2外部事件 電廠(chǎng)的外部事件的事例及其設計基準的確定見(jiàn)安全導則HAF0100及其有關(guān)導則。特定廠(chǎng)址的各種可信自然事件和外部人為事件應在選址時(shí)確定，但在設計的早期階段中必須對外部事件清單的完整性重新作出評定。 如能斷定自然事件或外部事件引起某一安全重要系統、部件和構筑物故障的可能性通過(guò)設計和建造中所采取的措施可降低到可接受的程度，則由此引起的故障毋需列入電廠(chǎng)的設計基準。 A2.3事件組合 隨機發(fā)生的個(gè)別事件的組合能可倍地導致預計運行事件或事故工況時(shí)，必須視作設計基準。某些事件可能是另一些事件的后果，如地震后的洪水。這類(lèi)后續故障效應必須視作原假設始發(fā)事件的一部分。 在決定事件組合時(shí)，考慮以下三個(gè)時(shí)期是有益的： （1）事件發(fā)生前的長(cháng)時(shí)期； （2）從事件發(fā)生到它的短期效應起作用的近期； （3）事件后的恢復期。 如在電廠(chǎng)設計中已為識別第一個(gè)時(shí)期內發(fā)生的事件采取了正確措施，且糾正行動(dòng)可在短期內完成，則可以設想，在第一個(gè)時(shí)期內發(fā)生的事件可在發(fā)生另一次事件前得到糾正。在這種情況下毋需考慮此種事件的組合。 上述第二個(gè)時(shí)期（通常持續幾小時(shí)）內，根據各個(gè)別事件的預計發(fā)生概率推斷可以認為隨機發(fā)生的組合是不可信的。 事件后的恢復期（幾天或更長(cháng)）內，是否需要考慮附加的事件，視恢復期的長(cháng)短和事件預計的概率而定�；謴推趦缺仨氂嫾暗氖录M合中附加事件的嚴重程度，按低于電廠(chǎng)全壽期內所考慮的同類(lèi)事故來(lái)考慮可能是合乎現實(shí)的。以失水事故后恢復期內需考慮的地震隨機組合為例，其嚴重程序可按低于電廠(chǎng)設計基準地震計。 HAF0201用于沸水堆、壓水堆和壓力管式反應堆的安全功能和部件分級 HAF0202核電廠(chǎng)防火 HAF0203核電廠(chǎng)保護系統及有關(guān)設施 HAF0204核電廠(chǎng)內部飛射物及其二次效應的防護 HAF0205與核電廠(chǎng)設計有關(guān)的外部人為事件 HAF0206核電廠(chǎng)最終熱阱及其直接有關(guān)的輸熱系統 HAF0207核電廠(chǎng)應急 動(dòng)力系統 HAF0208核電廠(chǎng)安全有關(guān)儀表和控制系統 HAF0209核電廠(chǎng)輻射防護設計 HAF0210核電廠(chǎng)燃料裝卸和貯存系統 HAF0211核電廠(chǎng)設計總的安全原則 HAF0212核電廠(chǎng)反應堆安全殼系統的設計 HAF0213核電廠(chǎng)反應堆冷卻劑系統及其有關(guān)系統 HAF0214核電廣堆芯的安全設計 |
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產(chǎn)品名稱(chēng)：REN-2GM-H雙GM管超高量程射線(xiàn)探頭
產(chǎn)品描述：REN系列智能化輻射探頭均可和REN300、REN300A、REN300B系列主機配套使用,也可以單獨配套RenRiArea輻射區域監測軟件使用。且具有RS485/RS232的通訊能力。所有探頭均可單獨外接報警燈，在超閾值的情況下就地給出聲光報警。 1、測量射線(xiàn)類(lèi)型：X、γ射線(xiàn)2、探測器：2個(gè)GM
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產(chǎn)品描述：REN600A型α、β、γ射線(xiàn)表面污染檢測儀即可檢測α、β、γ射線(xiàn)，也能檢測到X射線(xiàn),它采用高速嵌入式微處器作為數據處理單元，點(diǎn)陣式大屏幕LCD液晶顯示，讀數清晰、操作方便，具有400條超大容量數據存儲。儀器采用進(jìn)口的大面積MICA蓋革探測器，具有較高探測效率，可進(jìn)行α、β輻射表面污染檢測和X、γ輻
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產(chǎn)品描述：REN200A型X、γ輻射個(gè)人劑量當量HP(10)監測儀（簡(jiǎn)稱(chēng)：個(gè)人劑量報警儀）內置高靈敏度蓋格計數管為探測器，主要用來(lái)監測各種放射性工作場(chǎng)所的X、γ以及硬β射線(xiàn)的輻射，具有響應快，測量范圍寬的特點(diǎn)。能顯示工作場(chǎng)所的劑量當量率和累積劑量，更換電池時(shí)，日期及累積數據能永久保存�？蛇x配RenRiPers
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