HAF201-1995

研究堆設(shè)計安全規(guī)定

（1995年6月6日國家核安全局批準(zhǔn)發(fā)布）

本規(guī)定自1995年10月1日起實施。

本規(guī)定由國家核安全局負(fù)責(zé)解釋。

1引言

1.1目的

1.1.1本規(guī)定的目的是提供研究堆設(shè)計及其評價的安全基

礎(chǔ)，并提出與研究堆設(shè)計有關(guān)的安全監(jiān)督管理、選址及質(zhì)量保證

等方面的要求。

1.1.2本規(guī)定只強調(diào)研究堆設(shè)計必須滿足的安全要求，對

于如何滿足這些要求則不作具體規(guī)定。

1.2范圍

1.2.1本規(guī)定適用于研究堆的設(shè)計，也適用于在現(xiàn)有研究

堆上的重要新實驗及對現(xiàn)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(yīng)

遵守動力堆的有關(guān)安全規(guī)定。

1.2.3某些研究堆（包括臨界裝置）實際上并不需要滿足

本規(guī)定的全部安全要求I。對這些情況，若能提供有說服力的證

據(jù)證明其設(shè)計是合理的，則某一特定的設(shè)計可不滿足第五章規(guī)定

的某些要求。

1.2.4本規(guī)定中研究堆一詞包括反應(yīng)堆堆芯，實驗裝置，

以及反應(yīng)堆廠址內(nèi)的與反應(yīng)堆或?qū)嵅€裝置有關(guān)的一切其它設(shè)施。

2安全目標(biāo)

2.1安全目標(biāo)

2.1.1研究堆的安全總目標(biāo)是建立并維持一套有效的防御

措施，以保護工作人員、公眾和環(huán)境免受過量的放射性危害。

2.1.2根據(jù)總目標(biāo)，其相應(yīng)的具體輻射防護目標(biāo)是：確保

研究堆的運行和使用滿足輻射防護的要求；確保在各種運行狀態(tài)

下，廠區(qū)工作人員及公眾的輻射照射低于國家規(guī)定的限值，并保

持在合理可行盡量低的水平；確保事故引起的輻射照射得到緩

解。

2.1.3與事故相關(guān)的技術(shù)安全目標(biāo)是：確保廣泛地預(yù)防事

故，確保設(shè)施設(shè)計中考慮到的所有事件序列（包括那些概率低

的），其輻射后果要小，通過采用預(yù)防及緩解措施，確保有嚴(yán)重

后果的事故發(fā)生的可能性極小。

2.1.4為了實現(xiàn)這些目標(biāo)，對最終確保研究堆安全運行的

各個方面均提出了安全要求及建議，包括設(shè)計中及運行中需采取

1實例之一為臨界裝罡的冷卻。因無功率輸出，所以不需要專用的堆芯冷卻裝置.

的措施。對設(shè)計及運行均必須實施充分的安全監(jiān)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(jù)與許多因素有關(guān)，特別與研

究堆的設(shè)計及預(yù)定用途有關(guān)。對某些低功率研究堆，選址的限制

因素可能較少，而對功率高并用于大量實驗工作的研究堆，則要

提出比較嚴(yán)格的選址及設(shè)計要求。

3.1.2研究堆選址的主要目的是保護公眾及環(huán)境免受放射

性物質(zhì)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(qū)域發(fā)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(zhì)向人體遷移的廠址特征

及其環(huán)境特征；

（3）與實施應(yīng)急措施的可能性和評價個人和群體風(fēng)險有關(guān)

的人口密度和分布以及其它的外圍地帶的特征。

3.1.3必須調(diào)查和評價可能影響研究堆安全的廠址特征，

特別是自然事件和外部人為事件。

3.1.4必須調(diào)查運行狀態(tài)和事故工況下，可能受輻射后果

影響的區(qū)域的環(huán)境特征。對所有這些特征，在研究堆的整個壽期

內(nèi)必須予以觀測和監(jiān)控。

4.1概述

4.1.1為達到第二章所定的安全目標(biāo)，反應(yīng)堆的設(shè)計應(yīng)滿

足安全設(shè)計要求。各類研究堆的設(shè)計必須符合本章中的設(shè)計總要

求。反應(yīng)堆設(shè)計還須滿足第五章中的具體設(shè)計要求。

4.1.2這些要求應(yīng)在設(shè)計的各個階段貫徹執(zhí)行，同時考慮

相應(yīng)的安全分析結(jié)果的反饋。

4.1.3反應(yīng)堆設(shè)計者不僅必須考慮反應(yīng)堆本身，還必須考

慮可能影響其安全的用關(guān)設(shè)施。設(shè)計者還必須考慮反應(yīng)堆壽期內(nèi)

所有階段的設(shè)計要求。

4.1.4安全設(shè)計的成功需要反應(yīng)堆設(shè)計者和營運單位之間

緊密的聯(lián)系。

4.2縱深防御

4.2.1設(shè)計中必須貫徹縱深防御的原則，從而提供多層次

的保護，防止放射性物質(zhì)釋放。

（1）采用保守的設(shè)計裕量，執(zhí)行質(zhì)量保證大綱。

（2）設(shè)置多道實體屏障，防止放射性物質(zhì)釋放。這些屏障

通常包括燃料基體、燃料包殼、主傳熱系統(tǒng)、堆池、反應(yīng)堆廠房

等。在縱深防御概念口，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：

在所有運行狀態(tài)或事故工況下，均能停堆并使之保持在

安全停堆狀態(tài)；

——足以排除停堆后（包括事故工況停堆后）堆芯余熱；

——包容放射性坳質(zhì)，盡量減少向環(huán)境的解釋。

（4）利用設(shè)備及管理性程序，以實現(xiàn)下列要求：

——防止偏離正常運行狀態(tài)；

——防止可能導(dǎo)致事故工況的預(yù)計運行事件；

——控制及緩解事故工況及事故后果。

（5）制定應(yīng)急計劃，一旦大量放射性物質(zhì)釋入環(huán)境，即可

緩解對公眾產(chǎn)生的影響"

4.2.2對4.2.1節(jié)（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(dāng)組合來得到滿足：

——設(shè)計中包括固有安全特性；

——提供適當(dāng)?shù)陌踩到y(tǒng)及專設(shè)安全設(shè)施；

——反應(yīng)堆整個壽期內(nèi)均貫徹管理性程序。

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(fā)負(fù)反應(yīng)性溫度系數(shù)。

4.2.3通常利用安全系統(tǒng)來滿足4.2.1節(jié)（3）中的三項基

本要求。安全系統(tǒng)的設(shè)計必須保證高度可靠性，以及包括便于定

期檢查、試驗和維修的各項措施。

4.2.4管理性程序可包括由安全分析報告確定的安全運行

3為實施應(yīng)急計劃，可能要求設(shè)計者采取應(yīng)有的設(shè)計措施（參見4.16）,然而，對潛在輻射風(fēng)險低的研究堆，廠外

應(yīng)急計劃可能是不必要的。

限值及條件。由于研究堆的靈活性，所以必須特別注意建立充分

的管理性控制和程序。

4.3設(shè)計的安全分析

4.3.1必須對反應(yīng)堆的安全進行分析和評價，以論證反應(yīng)

堆具有足夠的安全性。安全分析的進展和反應(yīng)堆設(shè)計是相互關(guān)聯(lián)

的互補過程。

4.3.2安全分析報告必須包括反應(yīng)堆安全分析的結(jié)果。

4.3.3反應(yīng)堆的安全評價必須包括分析反應(yīng)堆對一系列可

能導(dǎo)致預(yù)計運行事件或事故工況的假設(shè)始發(fā)事件"（例如設(shè)備的

誤動作或故障、運行人員誤操作或外部事件）的響應(yīng)，也應(yīng)包括

實驗裝置本身的安全及其對反應(yīng)堆的影響。這些分析必須作為確

定反應(yīng)堆運行限值及條件的基礎(chǔ)。在制定運行程序、定期試驗和

檢查大綱、記錄保管程序、維修大綱、修改建議和應(yīng)急計劃時，

若條件許可，也應(yīng)利用這些分析。

4.3.4假設(shè)始發(fā)事件必須包括影響反應(yīng)堆安全的所有可信

事故，特別是應(yīng)確定設(shè)計基準(zhǔn)事故。對超設(shè)計基準(zhǔn)事故必須進行

分析，以便制定應(yīng)急計劃及進行事故處理。

4.3.5至少必須參照本規(guī)定附件中的一覽表擬定分析用的

假設(shè)始發(fā)事件。

4.3.6必須以下列方式分析假設(shè)始發(fā)事件及其后果；

（1）事故按類型分組，以便只對每組中的極限事件進行定

4參見HAF102之附件A。

量分析;

(2)說明極限事件的進程及其可能的后果；

(3)論證與反應(yīng)堆運行有關(guān)的風(fēng)險及安全裕量是可接受的。

4.3.7對每一假設(shè)始發(fā)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?yún)?shù)、初始條件、邊界條件、假設(shè)、模型和所使

用的計算機程序；

(2)事件序列和反應(yīng)堆系統(tǒng)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)裂變產(chǎn)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，必須說明在事故工況下

要求安全系統(tǒng)和任何未失效的工藝系統(tǒng)執(zhí)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(yīng)作為評

價的補充。這些補充分析的結(jié)果應(yīng)作為安全系統(tǒng)的設(shè)計及其功能

要求的依據(jù)。概率論法的評價也可發(fā)現(xiàn)設(shè)計中仍可能有的薄弱點。

4.4參數(shù)的設(shè)計限值

4.4.1必須對反應(yīng)堆的每一種運行狀態(tài)及事故工況規(guī)定有

關(guān)參數(shù)的設(shè)計限值，這些限值必須能確保在運行狀態(tài)及事故工況

下，堆芯不會發(fā)生明顯的損壞，并且放射性物質(zhì)的釋放將在所規(guī)

定的輻射防護要求的范圍內(nèi)。

4.4.2必須對事件序列進行比較，以確定各個系統(tǒng)及部件

設(shè)計的最關(guān)鍵的參數(shù)，同時還必須包括對各項實驗的考慮。所得

之限制參數(shù)值必須以合理的裕量用于各個系統(tǒng)和部件的設(shè)計。

4.5安全功能

4.5.1安全功能是與確保反應(yīng)堆安全的系統(tǒng)相關(guān)的基本特

征。安全功能必須根據(jù)具體的反應(yīng)堆設(shè)計天確定5。需在正常運

行時執(zhí)行安全功能的設(shè)備為運行系統(tǒng)，通常這些系統(tǒng)還必須由專

設(shè)安全設(shè)施加以補充，以便在預(yù)計運行事件和事故工況下完成其

功能。

4.6可靠性設(shè)計6

4.6.1為保證執(zhí)行安全功能所需的可靠性，對某些安全系

統(tǒng)或部件應(yīng)確定其最大不可利用率限值，經(jīng)國家核安全部門認(rèn)可

后，作為基準(zhǔn)或用作驗收準(zhǔn)則。

4.6.2為達到和保持按系統(tǒng)和部件執(zhí)行安全功能的重要性

所要求的可靠性，應(yīng)采用下列各項措施，必要時可組合使用。

4.6.2.1多重性和單一故障準(zhǔn)則多重性原則應(yīng)作為提高安

全重要系統(tǒng)可靠性的重要設(shè)計原則。設(shè)計必須保證單一故障不會

使系統(tǒng)喪失其執(zhí)行預(yù)定安全功能的能力I

不能分別進行試驗的多組設(shè)備，不應(yīng)看作具有多重性。

S選定的安全功能一覽表列于本規(guī)定附錄中，這四安全功能與安全重要的物項有關(guān)，其具體的設(shè)計要求列在第五章

中。

6參加HAF102o

7參見HAJ0006n

所采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8。

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(yīng)采用這一原則。

4.6.2.3獨立性

若條件許可，必須采用獨立性原則（如功能獨立或依靠距離、

屏障或反應(yīng)堆部件的布置來實現(xiàn)的實體隔離），以提高系統(tǒng)的可

靠性，尤其是發(fā)生共因故障時的可靠性。

4.6.2.4故障安全設(shè)計

在設(shè)計安全重要部件時，在切實可行的情況下應(yīng)貫徹故障一

安全原則，即系統(tǒng)或部件發(fā)生故障時，反應(yīng)堆應(yīng)能在毋需任何觸

發(fā)動作的情況下進入安全狀態(tài)。

4.6.2.5可試驗性反應(yīng)堆所有部件的設(shè)計及布置，均必須

能根據(jù)其安全重要性在條件許可的情況下進行相應(yīng)的調(diào)試前和

調(diào)試后的定期檢查、試驗及維修。如不能滿足可試驗性要求，則

應(yīng)在安全分析中考慮到此設(shè)備的不可探測故障。

4.7質(zhì)量保證要求9

4.7.1為實現(xiàn)安全總原則，對原始設(shè)計和隨后在反應(yīng)堆整

個壽期內(nèi)的設(shè)計修改均需采用有計劃的、系統(tǒng)化的方法，并必須

8凡無法用試驗或檢查方法發(fā)現(xiàn)的潛在故障，則必須看作為不可探測故障。

9參見HAF202《研究堆運行安全規(guī)定上

在批準(zhǔn)的質(zhì)量保證大綱的范圍內(nèi)實施。必須在設(shè)計階段開始時制

定概述反應(yīng)堆設(shè)計要求的質(zhì)量保證大綱，并由營運單位實施。必

須根據(jù)此大綱制定每一系統(tǒng)、構(gòu)筑物和部件的更詳細的實施程

序，以始終確保反應(yīng)堆的設(shè)計質(zhì)量。

4.7.2IIAF003和I1AD003/06為核動力堆規(guī)定了制定設(shè)計質(zhì)

量保證大綱的原則和目標(biāo)。在制定研究堆設(shè)計質(zhì)量保證大綱時應(yīng)

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(yīng)

堆的設(shè)計所要求的質(zhì)量保證大綱的詳細程度將取決于反應(yīng)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(shè)計重要的物項、服務(wù)和程

序，將它們列入質(zhì)量保證大綱，并要特別注意安全重要物項。設(shè)

計的組織機構(gòu)、設(shè)計人員的資格、各類活動的管理及設(shè)計質(zhì)量保

證的分級均包括在質(zhì)量保證大綱的要求中。還應(yīng)建立下列各項程

序：有關(guān)各方之間的信息交換、文件控制、采購控制、設(shè)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(zhǔn)則的確定、質(zhì)量級的規(guī)定、設(shè)計驗證、監(jiān)查和程

序修訂的控制。

4.8規(guī)范和標(biāo)準(zhǔn)

4.8.1必須確定適用于系統(tǒng)、構(gòu)筑物和部件的規(guī)范和標(biāo)準(zhǔn),

并證明使用是正確的。特別在同一物項或系統(tǒng)的不同方面采用不

同的規(guī)范和標(biāo)準(zhǔn)時，必須論證其一致性。規(guī)范和標(biāo)準(zhǔn)所涉及的典

型領(lǐng)域如下：

（1）機械設(shè)計；

（2）結(jié)構(gòu)設(shè)計；

（3）抗震設(shè)計;

（4）材料的選擇；

（5）設(shè)備和部件的制造；

（6）制造完工的和安裝完畢的系統(tǒng)、部件和構(gòu)筑物的檢查;

（7）熱工水力和核設(shè)計；

（8）電氣設(shè)計；

（9）儀表和控制系統(tǒng)設(shè)計；

（10）屏蔽和輻射防護；

（11）防火；

（12）與設(shè)計有關(guān)的檢查、試驗和維修。

4.8.2對尚無有關(guān)規(guī)范或標(biāo)準(zhǔn)的系統(tǒng)、構(gòu)筑物和部件，可

引用類似設(shè)備的現(xiàn)有規(guī)范或標(biāo)準(zhǔn)。如果也沒有這類規(guī)范和標(biāo)準(zhǔn)

時，可應(yīng)用經(jīng)驗、試驗、分析或其綜合結(jié)果，但必須論證其正確

性。

4.9實驗應(yīng)用中要特別考慮的問題

4.9.1需特別考慮實驗設(shè)備的故障，因為故障可能引起下

列后果：

（1）可能的直接危險；

（2）通過對研究堆安全運行的影響而引起的間接危險；

（3）通過其后續(xù)故障和對事件序列的影響而增加反應(yīng)堆始

發(fā)事件的危險。

4.9.2研究堆的利用和運行的變化很大，同時反應(yīng)堆的堆

芯和輻照裝置又易于接近，因此隨堆型不同可能造成特殊的潛在

輻照危險。

4.9.3由于某些研究堆的靈活性及運行狀態(tài)的多變性，因

此在設(shè)計中需采用特殊預(yù)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(yīng)堆的修

改，必須遵循HAF202《研究堆運行安全規(guī)定》中所要求的各項

程序。

4.10運行狀態(tài)的設(shè)計要求

4.10.1基本設(shè)計

研究堆必須設(shè)計成能在所有運行狀態(tài)下按所設(shè)定的參數(shù)范

圍安全運行，并且反應(yīng)堆及其相關(guān)系統(tǒng)對廣泛的事件的響應(yīng)必須

能導(dǎo)致安全運行或在必要時使功率降低，而無需借助于安全系

統(tǒng)。

4.10.2人為因素

在設(shè)計初期和整個設(shè)計過程中，必須系統(tǒng)地考慮人為因素和

人機接口問題。人為因素是研究堆安全要求的一個重要方面，因

為反應(yīng)堆的狀態(tài)經(jīng)常變化，并且運行人員又要較多地接近堆芯和

實驗設(shè)備。控制室的設(shè)計應(yīng)貫徹人機工效學(xué)原則。必須為運行人

員提供安全重要參數(shù)的清楚顯示及聲響信號。設(shè)計中應(yīng)考慮盡可

能減少對運行人員的要求，以提高其操作的正確性，同時也應(yīng)在

設(shè)計中采取適當(dāng)?shù)淖詣踊僮?，以進一步減輕對運行人員的要

求。由于這些人為因素，設(shè)計人員必須考慮可能需要實施聯(lián)鎖、

信號旁路、鍵控和指令等措施。

4.10.3試驗和檢查

反應(yīng)堆的設(shè)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(tǒng)在需要時執(zhí)行其安全功能。這對于

非能動部件和不能以日常運行來驗證其功能的系統(tǒng)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(tǒng)中應(yīng)設(shè)置自檢電路。

4.10.4維護和修理

設(shè)計必須采取措施，以提供適當(dāng)?shù)目蛇_性、足夠的屏蔽、遠

距離操作和去污，以便于維護和修理。

4.10.5材料選擇

在設(shè)計階段，為適應(yīng)材料在其使用壽期末的預(yù)計特性，應(yīng)留

有適當(dāng)?shù)陌踩６?。?dāng)無材料數(shù)據(jù)可取時，必須執(zhí)行合適的材料

監(jiān)督計劃，并用所得結(jié)果對設(shè)計的適宜性作定期評價。這可能要

求采取設(shè)計措施，以監(jiān)測那些在服役中會由于應(yīng)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(shù)。

4.11事故工況的設(shè)計要求

4.11.1當(dāng)需要以迅速而可靠的動作來響應(yīng)假設(shè)始發(fā)事件

時，反應(yīng)堆設(shè)計必須設(shè)置自動觸發(fā)裝置，以使必要的安全系統(tǒng)動

作。事故發(fā)生后，在某些情況下可能需要運行人員采取進一步的

行動以使反應(yīng)堆處于長期穩(wěn)定狀態(tài)。設(shè)計應(yīng)盡可能減少對運行人

員的要求，特別是在事故工況期間和事故后（參見5.6）。

4.11.2對所有假設(shè)始發(fā)事件，反應(yīng)堆保護系統(tǒng)必須能自動

觸發(fā)所需的保護動作以安全地終止事件。這種能力應(yīng)考慮到系統(tǒng)

部件的可能失效（單一故障準(zhǔn)則）。在某些情況下，運行人員的

手動可認(rèn)為是充分可靠的，但要具備下列條件：

（1）時間足夠；

（2）信息的處理和提供恰當(dāng)；

（3）診斷簡單，并且操作的規(guī)定明確；

（4）對運行人員的要求不過分。

4.11.3安全重要物項的設(shè)計應(yīng)能經(jīng)受事故工況所產(chǎn)生的

極端荷載和環(huán)境條件（例如：極端的溫度、濕度、輻射）的影響。

事故后長期穩(wěn)定停堆狀態(tài)可能不同于起始停堆狀態(tài)，所以設(shè)計中

必須采取措施，使反應(yīng)堆達到長期穩(wěn)定停堆狀態(tài)。

4.11.4必須提供監(jiān)測手段，以便在事故期間和事故以后對

所有重要的過程和設(shè)備進行監(jiān)測。必要時，必須設(shè)置遠距離監(jiān)測

及停堆手段。

4.11.5保護系統(tǒng)必須獨立于控制系統(tǒng)。

4.12輻射防護

4.12.1設(shè)計必須根據(jù)2.1節(jié)中的總體輻射防護目標(biāo)，在所

有運行狀態(tài)和事故工況下，為屏蔽、通風(fēng)、過濾和衰變系統(tǒng)以及

為輻射和氣載放射性物質(zhì)監(jiān)測儀表制定足夠的措施。

4.12.2最大設(shè)計劑量水平的確定必須留有足夠裕量。在所

有運行狀態(tài)和事故工況下，反應(yīng)堆及其相關(guān)設(shè)施的屏蔽、通風(fēng)、

過濾和衰變系統(tǒng)必須考慮到運行中的不確定性（滿足2.1節(jié)的要

求）。

4.12.3必須仔細選用結(jié)構(gòu)材料，特別是堆芯附近的材料，

以使工作人員在完成運行、檢查、維修以及其它職能期間所受的

劑量最小。在制訂廠區(qū)人員和公眾的輻射防護措施時，必須考慮

到反應(yīng)堆工藝系統(tǒng)中由中子活化所產(chǎn)生的放射性核素（如16N、

3H、41Ar.24Na、60Co）的影響。

4.12.4設(shè)計必須為進入放射性水平超過正常允許值的區(qū)

域提供必要控制措施。

4.13實物保護

設(shè)計中必須采取充分的措施，以防止未經(jīng)批準(zhǔn)而進入廠區(qū)或

廠房。主要目的是防止核材料的失竊或未經(jīng)批準(zhǔn)的移動，以及防

止對反應(yīng)堆的破壞。

4.14調(diào)試

設(shè)計中應(yīng)增加便于反應(yīng)堆調(diào)試所必需的設(shè)計性能。

4.15運行限值卻條件1°

必須制定詳細的反應(yīng)堆運行限值和條件。運行限值和條件必

須經(jīng)國家核安全局批準(zhǔn)。

4.16應(yīng)急計劃”

必須根據(jù)反應(yīng)堆的潛在危險考慮應(yīng)急計劃所需的設(shè)計特征，

包括設(shè)置有應(yīng)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(jiān)測儀表。需要時，也必須考慮與反應(yīng)堆控制室分開的應(yīng)

急中心。

4.17退役”

在反應(yīng)堆設(shè)計中，必須注意便于退役的有關(guān)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

盡量低的原則，并確保環(huán)境免受放射性污染。

5具體設(shè)計要求

5.1概述

第四章給出的設(shè)計總要求必須與本章給出的要求結(jié)合使用，

以確定特定反應(yīng)堆的具體設(shè)計要求。應(yīng)該認(rèn)為，不同類型的反應(yīng)

堆可能只須滿足本章中的某些要求。是否可不執(zhí)行本章中的一些

具體設(shè)計要求的主要準(zhǔn)則仍然是要考慮在運行狀態(tài)和事故工況

下，廠區(qū)工作人員和公眾所受輻射照射的可接受性。此外，還必

1。參看HAF202《研究堆運行安全規(guī)定機

”參看HAF202《研究堆運行安全規(guī)定九

12參看HAD20204《研究堆和臨界裝置退役抗

須考慮防御外部事件。

5.2廠房和構(gòu)筑物

5.2.1安全重要的廠房和構(gòu)筑物的設(shè)計必須考慮所有運行

狀態(tài)。但是，這些物項可能構(gòu)成對付事故工況的專設(shè)安全設(shè)施，

在5.8節(jié)給出了對廠房和構(gòu)筑物的具體要求。

5.2.2廠房和構(gòu)筑物的設(shè)計必須能在所有運行狀態(tài)下保持

廠區(qū)內(nèi)外的輻射水平及放射性釋放符合合理可行盡量低的原則，

并低于所規(guī)定的限值。

5.2.3反應(yīng)堆廠房或其它包容放射性物質(zhì)的廠房和構(gòu)筑物

（如：游泳池堆的水池）的密封性及對通風(fēng)系統(tǒng)的要求必須根據(jù)

反應(yīng)堆及其應(yīng)用的安全分析結(jié)果來確定。

5.3反應(yīng)堆堆芯設(shè)計和控制

5.3.1反應(yīng)堆堆芯

5.3.1.1燃料和燃料元件的設(shè)計必須全面考慮與反應(yīng)堆有

關(guān)的中子學(xué)、熱工水力學(xué)、機械、材料、化學(xué)和輻照等限制因素。

5.3.1.2反應(yīng)堆堆芯的設(shè)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范圍內(nèi)。

5.3.1.3反應(yīng)堆堆芯（包括燃料元件或組件，反應(yīng)性控制

機構(gòu)13和實驗裝置等）的設(shè)計及建造必須使所有運行狀態(tài)下規(guī)定

的最大允許設(shè)計限值不會被超過。

反應(yīng)性控制機構(gòu)包括控制反應(yīng)性的的各種裝劌，即調(diào)節(jié)棒、控制棒、停堆標(biāo)和慢化劑的液位控制裝置。

5.3.1.4反應(yīng)堆的設(shè)計必須使反應(yīng)堆能在所有運行狀態(tài)及

事故工況下停堆，并維持在次臨界狀態(tài)。

5.3.1.5反應(yīng)堆堆芯設(shè)計應(yīng)盡可能采用固有安全特性，以

將事故后果減至最小。

5.3.2反應(yīng)性控制系統(tǒng)

5.3.2.1反應(yīng)性控制機構(gòu)必須有足夠的負(fù)反應(yīng)性，以便在

實驗布置具有最大的正反應(yīng)性時，也能使反應(yīng)堆在所有運行狀態(tài)

下進入次臨界并維持在次臨界狀態(tài)。如果反應(yīng)性控制機構(gòu)起反應(yīng)

堆停堆系統(tǒng)的作用，則要滿足5.5節(jié)的要求；如果除停堆系統(tǒng)外,

反應(yīng)性控制機構(gòu)又起補償或調(diào)節(jié)系統(tǒng)的作用，則也希望能滿足此

要求。

5.3.2.2必須規(guī)定反應(yīng)性控制系統(tǒng)或?qū)嶒炘试S的最大正反

應(yīng)性引入速率，并將其值限制在安全分析報告所論證的范圍內(nèi)。

5.3.3熱工水力設(shè)計

5.3.3.1反應(yīng)堆堆芯（即燃料元件、冷卻劑流道的幾何形

狀、結(jié)構(gòu)部件等）的設(shè)計必須能使其在所有運行狀態(tài)下將燃料參

數(shù)保持在所規(guī)定的限值內(nèi)，從而不引起燃衿破損。

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(shè)計允許公差的裕量。

5.4反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)

5.4.1反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的設(shè)計必須使其能提供充分的堆

芯冷卻，并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(tǒng)應(yīng)能進行試驗或監(jiān)督，以防泄漏、快速

增長的裂紋及脆裂的發(fā)生?？筛鶕?jù)具體情況應(yīng)用多層屏障原則

（例如：一回路冷卻系統(tǒng)可全部放在水池里，或用特殊的布置來

對付潛在的破n）。

5.4.3在堆芯高度的上水平面以下有貫穿件的水冷反應(yīng)堆

的設(shè)計中，必須特別注意防止堆芯裸露，應(yīng)采取特殊措施（如破

壞虹吸）和合適的隔離裝置。高質(zhì)量的設(shè)計和制造、可檢查性和

可試驗性以及在條件許可的地方應(yīng)用多重性原則均為必須具備

的特征。

5.4.4反應(yīng)堆冷卻劑邊界的設(shè)計必須便于所需的役前檢查

和在役檢查及試驗。

5.4.5除主冷卻系統(tǒng)外，還必須設(shè)置一個獨立的充分可靠

的余熱排除系統(tǒng)。

5.4.6對于采用瓣閥或相當(dāng)?shù)南到y(tǒng)進行自然冷卻的反應(yīng)堆

系統(tǒng)，必須應(yīng)用適當(dāng)數(shù)量的多重裝置，并必須提供用以證實這些

系統(tǒng)在需要時能起作用的方法。

5.4.7反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)必須能長期可靠地把熱量從燃料傳

導(dǎo)到最終熱阱。

5.5反應(yīng)堆停堆系統(tǒng)

5.5.1設(shè)計中必須至少采用一套停堆系統(tǒng)。根據(jù)反應(yīng)堆的

特征，必須考慮并可能需要第二套獨立的停堆系統(tǒng)。

5.5.2停堆系統(tǒng)必須具有足夠的停堆反應(yīng)性，以便在所有

運行狀態(tài)及事故工況下，即使考慮到實驗的反應(yīng)性影響，也能使

反應(yīng)堆進入次臨界，并維持在有足夠停堆深度的次臨界狀態(tài)。

5.5.3反應(yīng)堆停堆系統(tǒng)的有效性動作速度及停堆深度必須

使所規(guī)定的限值和條件不會被超過。

5.5.4停堆系統(tǒng)的單一故障不得阻礙該系統(tǒng)在需要時實現(xiàn)

其安全功能。

5.5.5停堆系統(tǒng)除自動觸發(fā)外，還必須設(shè)置手動觸發(fā)裝置,

同時也必須設(shè)置一個或多個適合應(yīng)急停堆的手動觸發(fā)裝置。

5.6保護系統(tǒng)

5.6.1反應(yīng)堆保護系統(tǒng)必須是自動的，并且獨立于其它系

統(tǒng)。此外，必須使手動停堆信號能輸入到保護系統(tǒng)中去。

5.6.2保護系統(tǒng)的設(shè)計應(yīng)能保證當(dāng)此系統(tǒng)一旦觸發(fā)其必要

的動作就不受手動操作的影響或阻礙，并且在事故發(fā)生后的短時

間內(nèi)不需要手動操作°

5.6.3保護系統(tǒng)的設(shè)計應(yīng)貫徹多樣性原則，如可能，對每

一個假設(shè)始發(fā)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(fā)。

5.6.4保護系統(tǒng)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(dǎo)致其功能的喪失。

5.6.5保護系統(tǒng)的設(shè)計必須確保在保護系統(tǒng)出現(xiàn)共因故障

時使反應(yīng)堆處于安全狀態(tài)。

5.6.6保護系統(tǒng)的所有部件必須能進行功能試驗。

5.6.7保護系統(tǒng)一旦觸發(fā)，相關(guān)的動作必須進行到完成為

止。這些動作不得自行復(fù)位，只有運行人員有意識的操作才能使

它恢復(fù)運行。

5.6.8設(shè)計必須保證整定值的觸發(fā)點和安全限值之間有一

定的裕量，即保護系統(tǒng)觸發(fā)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）儀表的不準(zhǔn)確度；

（2）刻度的不確定性；

（3）儀器的飄移；

（4）儀器和系統(tǒng)的響應(yīng)時間。

為了增加安全性，可再增大裕量。

5.6.9應(yīng)采用適當(dāng)手段，防止安全重要的聯(lián)鎖和保護停堆

發(fā)生旁路。在安全分析報告中必須對聯(lián)鎖和保護停堆旁路的可能

性進行慎密的評價。

5.7應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)“

5.7.1應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)必須能在所有停堆工況（包括由

反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)邊界破裂造成的工況）下將堆芯溫度保持在規(guī)

定的安全限值內(nèi)。

M這些系統(tǒng)通常稱為專設(shè)安全設(shè)施。

5.7.2在出現(xiàn)安全分析報告中作為設(shè)計基準(zhǔn)規(guī)定的冷卻劑

喪失事故工況時，應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)必須能防止燃料明顯損壞。

5.7.3應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)的設(shè)計必須有足夠的可靠性能在

該系統(tǒng)發(fā)生單一故障事件時完成其預(yù)定的設(shè)計功能。

5.7.4應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)的設(shè)計必須能使其部件便于進行

定期檢查并能進行適當(dāng)?shù)亩ㄆ诠δ茉囼炓则炞C安全分析報告中

所規(guī)定的性能。

5.8包容系統(tǒng)"

5.8.1本規(guī)定中術(shù)語“反應(yīng)堆廠房”包括反應(yīng)堆廠房的構(gòu)

筑物、通風(fēng)系統(tǒng)和貫穿件以及任何其它起重要包容功能的設(shè)施。

5.8.2根據(jù)反應(yīng)堆的潛在危險性反應(yīng)堆廠房的設(shè)計必須考

慮事故工況下的極端荷載和環(huán)境條件的影響包括附件中第6、7

項列出的內(nèi)部和外部事件引起的事故。

5.8.3反應(yīng)堆廠房的設(shè)計必須有適當(dāng)?shù)脑Ａ恳猿惺茉O(shè)計基

準(zhǔn)事故工況下算得的最高壓力和溫度。

5.8.4反應(yīng)堆廠房的設(shè)計必須能可靠地控制正常運行工況

下放射性物質(zhì)的釋放。

5.8.5必須確立事故工況下可接受的放射性物質(zhì)的釋放

率。這時要考慮某些類型反應(yīng)堆可能存在的揮發(fā)性放射性物質(zhì)的

總含量以及與那些作為設(shè)計基準(zhǔn)并為國家核安全部門所接受的

最不利的事故工況有關(guān)的其它參數(shù)（如壓力、溫度）。

15這些系統(tǒng)通常稱為專設(shè)安全設(shè)施。

5.8.6如果規(guī)定了反應(yīng)堆廠房在給定壓力下的泄漏率則設(shè)

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(fēng)系統(tǒng)中過濾器的例行試驗

及更換。

5.9儀表和控制

5.9.1必須作好儀表和顯示裝置的選擇及布置并考慮人機

工效學(xué)原則為運行人員獲取信息和采取恰當(dāng)?shù)陌踩嚓P(guān)的行動

提供最佳條件以減少運行人員誤操作的可能。通常應(yīng)集中布置在

有足夠裝備的反應(yīng)堆控制室里。必須采取適當(dāng)措施以使控制室的

人員得到保護。

5.9.2反應(yīng)堆必須設(shè)置足夠的儀表以監(jiān)測反應(yīng)堆在正常運

行、換料和維修期間的運行和工藝系統(tǒng)并記錄所有安全重要的變

量。

5.9.3反應(yīng)堆必須設(shè)置足夠的指示和記錄儀表以監(jiān)測反應(yīng)

堆在預(yù)期運行事件和事故工況期間及之后的重要參數(shù)。某些參數(shù)

還可能在多處進行監(jiān)測和記錄。

5.9.4設(shè)計應(yīng)考慮在適當(dāng)?shù)臈l件下啟動中子源及專用啟動

儀表的需要。

5.9.5聲光報警系統(tǒng)必須能早期指示可能導(dǎo)致反應(yīng)堆安全

性下降的運行了況的變化。

5.9.6設(shè)計必須提供足夠的措施以便對安全相關(guān)儀表進行

定期檢查、試驗和維修。

5.10電源系統(tǒng)

5.10.1必須確定正常和應(yīng)急電源設(shè)計的基準(zhǔn)其中必須包

括在一切事故工況下向執(zhí)行基本功能部件（如保護系統(tǒng)、儀表、

應(yīng)急照明等）供電的要求。

5.10.2當(dāng)冷卻劑循環(huán)泵、應(yīng)急通風(fēng)系統(tǒng)或其他安全重要系

統(tǒng)需要應(yīng)急電源時應(yīng)急供電系統(tǒng)必須有足夠的可靠性以保證連

續(xù)供電，

5.10.3必須規(guī)定直流和交流電源的最大的可接受的中斷

時間并在安全分析報告中論證其可接受性。

5.10.4應(yīng)急電源系統(tǒng)的設(shè)計必須考慮到由此系統(tǒng)供電的

各種設(shè)備的啟動負(fù)荷要求。

5.10.5設(shè)計必須為應(yīng)急電源供應(yīng)系統(tǒng)提供適當(dāng)?shù)墓δ茉?/p>

驗手段。

5.11輔助系統(tǒng)

5.11.1不論輔助系統(tǒng)對安全的重要性如何，其失效均不得

危害反應(yīng)堆的安全。必須采取足夠的措施，以防止含放射性物質(zhì)

的輔助系統(tǒng)失效時放射性物質(zhì)向環(huán)境的釋放。

5.11.2燃料的操作和貯存設(shè)施的設(shè)計必須考慮防止發(fā)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、屏蔽和通風(fēng)問題。

5.11.3必須在氣載放射性物質(zhì)濃度較高的反應(yīng)堆區(qū)域設(shè)

16參見HAD10213o

置足夠的輻射監(jiān)測系統(tǒng)和通風(fēng)系統(tǒng)，包括相應(yīng)的過濾裝置。

5.11.4設(shè)計中必須采取適當(dāng)?shù)姆阑鸷头辣胧?，并在一?/p>

發(fā)生失火、爆炸時防止其影響。應(yīng)特別注意安全重要物項的防火

和防爆I

5.11.5必須提供足夠的通訊系統(tǒng)，以保證反應(yīng)堆和實驗設(shè)

施的安全。

5.12實驗裝置

5.12.1實驗裝置的設(shè)計必須能使其在所有運行狀態(tài)下，不

會對反應(yīng)堆、其它實臉、廠區(qū)人員或公眾造成不可接受的后果，

在設(shè)計中必須考慮實驗裝置內(nèi)所含的放射性總量以及能量產(chǎn)生

或釋放的可能性。

5.12.2實驗設(shè)備的設(shè)計必須保證運行和失效均不會對反

應(yīng)堆造成不可接受的反應(yīng)性變化。

5.12.3必要時，應(yīng)在反應(yīng)堆控制室設(shè)置適當(dāng)?shù)膶嶒瀰?shù)監(jiān)

測儀表，以保證反應(yīng)堆的安全。

5.12.4必須對每一實驗制定運行限值和條件。

5.13放射性廢物系統(tǒng)

5.13.1研究堆的設(shè)計應(yīng)以產(chǎn)生最少的放射性廢物為原則。

放射性廢物處理系統(tǒng)必須有足夠的控制和監(jiān)測裝置，以使放射性

物質(zhì)的釋放符合合理可行盡量低的原則，并低于所規(guī)定的限值。

5.13.2設(shè)計中必須考慮適當(dāng)?shù)氖侄危ㄈ缙帘魏退プ兿到y(tǒng)）

”參見HAD10211?

以減少工作人員所受劑量和減少放射性向環(huán)境的釋放。

5.13.3設(shè)計必須提供足夠的放射性向環(huán)境排放的控制、取

樣和監(jiān)測手段。

5.13.4必要時，設(shè)計要為放射性廢物的輸送、收集、處理、

貯存、處置或從廠區(qū)轉(zhuǎn)移等提供適當(dāng)?shù)难b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(guī)定中下列名詞術(shù)語的含義為：

可接受限值

國家核安全部門認(rèn)可的限值。

事故工況

以偏離運行狀態(tài)形式出現(xiàn)的事故。事故工況下放射性物質(zhì)的

釋放可由恰當(dāng)設(shè)計的設(shè)施限制在可接受限值以內(nèi)。嚴(yán)重事故I'不

在其例。

預(yù)計運行事件

反應(yīng)堆運行壽期內(nèi)預(yù)計可能出現(xiàn)一次或數(shù)次的偏離正常運

行的各種運行過程。由于設(shè)計中已采取相應(yīng)措施這類事件不致于

引起安全重要物項的嚴(yán)重?fù)p壞也不導(dǎo)致事故工況。

調(diào)試

反應(yīng)堆已安裝的部件和系統(tǒng)投入運行并按設(shè)計要求進行性

能驗證以確認(rèn)是否滿足性能標(biāo)準(zhǔn)的過程。調(diào)試由反應(yīng)堆裝載燃料

18嚴(yán)重并故屬于超設(shè)計基準(zhǔn)乖故。

前和反應(yīng)堆進入臨界、鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)在持續(xù)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?qū)е氯舾裳b置或功能失效的故障

19

o

包容

包圍含放射性物質(zhì)的反應(yīng)堆主要部件的屏障設(shè)計用以防止

和緩解在運行狀態(tài)或設(shè)計基準(zhǔn)事故中放射性物質(zhì)向環(huán)境的失控

釋放力

臨界裝置

一個具有足夠可裂變材料和其它材料的裝置用以在低功率

水平維持可控鏈?zhǔn)椒磻?yīng)并為研究堆芯布置及組成提供條件。

退役

反應(yīng)堆最終退出運行的過程。

設(shè)計基準(zhǔn)事故

研究堆按確定的設(shè)計準(zhǔn)則在設(shè)計中采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(shè)置多重部件或系統(tǒng)這些部件或系統(tǒng)總起

19例如設(shè)計缺陷、制造缺陷、運行和維修差錯、自然事件、人為事故、信號飽和或源自其他操作、故障或環(huán)境條

件改變的意外的級聯(lián)效應(yīng)。

2。如果其設(shè)計也能在事故后的超壓條件下完成其功能則常稱其為安全殼。

來說具有一個或幾個不同屬性,

排出流

釋放到環(huán)境中的流體（液體或氣體）流伍中可能含固體微粒。

專設(shè)安全設(shè)施

（見安全系統(tǒng)）

實驗裝置

裝在堆內(nèi)或反應(yīng)堆周圍利用反應(yīng)堆中子通量和電離輻射束

進行研究、開發(fā)、同位素生產(chǎn)以及其它工作的裝置。

燃料（核燃料）

用于核反應(yīng)堆中產(chǎn)生中子的含可裂變材料和可轉(zhuǎn)換材料的

化學(xué)混合元件。

燃料組件

作為一個整體裝入堆芯，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(jié)構(gòu)體。

維修

保持設(shè)備處于良好工作狀態(tài)的活動，包括預(yù)防性的和糾正

（或修理）性的兩個方面。

正常運行

研究堆及其相關(guān)實驗裝置的運行，包括啟動、功率運行、停

不同屬性的例子有：不同的運行條件、大小不等的設(shè)備、不同的制造廠、不同的工作原理以及基r不同物理方

法或規(guī)律的不同類型設(shè)備。

堆過程、停堆狀態(tài)、維護、試驗和換料（參見運行狀態(tài)）。

營運單位

持有國家核安全部門許可證（執(zhí)照），負(fù)責(zé)經(jīng)營和運行反應(yīng)

堆設(shè)施的單位。

運行限值和條件

經(jīng)國家核安全部門認(rèn)可的，為研究堆設(shè)施的安全運行而列舉

參數(shù)限值、設(shè)備的功能和性能及人員執(zhí)行任務(wù)的水平等一整套規(guī)

定。

運行狀態(tài)

正常運行或預(yù)計運行事件兩類狀態(tài)的統(tǒng)稱。

假設(shè)始發(fā)事件

經(jīng)鑒明可能導(dǎo)致預(yù)計運行事件或事故工況及其后續(xù)故障效

應(yīng)的事件22。

保護系統(tǒng)

由各種電器件、機械器件和線路（從傳感器到執(zhí)行機構(gòu)的輸

入端）組成的產(chǎn)生與保護功能相聯(lián)系的信號系統(tǒng)。

質(zhì)量保證

為使物項或服務(wù)與規(guī)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(tǒng)化的活動。

反應(yīng)堆運行管理機構(gòu)

22假設(shè)始發(fā)事件的主要原因有：可信的設(shè)備故障和操作人員差錯（反應(yīng)堆設(shè)施內(nèi)外）、人為事件或白然事件。研究

堆設(shè)施始發(fā)事件的清單（明細表）必須經(jīng)國家核安全部門認(rèn)可。

由營運單位委任的負(fù)責(zé)指揮研究堆設(shè)施運行、并承擔(dān)直接安

全責(zé)任的機構(gòu)。

多重性

通過設(shè)置數(shù)量高于最低需要的單元或系統(tǒng)（相同的或不同

的），以達到任一單元或系統(tǒng)的失效不致于引起所需總體安全功

能喪失的措施。

研究堆23

主要用于產(chǎn)生和利用中子注量率和電離輻射作研究和其它

目的用的核反應(yīng)堆。

核安全（安全）

完成正確的運行工況、事故預(yù)防或緩解事故后果從而實現(xiàn)保

護廠區(qū)人員、公眾和環(huán)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

過程變量的各種限值，研究堆設(shè)施在這些范圍內(nèi)運行已證明

是安全的。

安全裕度

安全限值與運行限值之間的差值，有時也用兩限值之比表

不o

安全相關(guān)物項或系統(tǒng)

23本規(guī)定中，研究堆也包括相關(guān)的實驗設(shè)施以及臨界裝置。

不屬于安全系統(tǒng)的安全重要物項或系統(tǒng)。

安全系統(tǒng)整定值

為防止出現(xiàn)超過安全限值的狀態(tài)在發(fā)生預(yù)計運行事件和事

故工況時啟動有關(guān)自動保護裝置的觸發(fā)點。

安全系統(tǒng)24

安全上重要的系統(tǒng)用于保證反應(yīng)堆安全停堆、從堆芯排出余

熱或限制預(yù)計運行事件和事故工況的后果。

停堆裕度

當(dāng)具有最大負(fù)反應(yīng)性的控制裝置移出堆芯和所有在運行期

間可以改變位置或修改的實驗處于最大反應(yīng)性工況時除維持反

應(yīng)堆無限期處于次臨界狀態(tài)所需的負(fù)反應(yīng)性以外的負(fù)反應(yīng)性。

停堆反應(yīng)性

反應(yīng)堆由控制裝置引入最大負(fù)反應(yīng)性而處于次臨界狀態(tài)時

的反應(yīng)性量。

停堆系統(tǒng)

由于動或由保護系統(tǒng)來以信號觸發(fā)并使反應(yīng)性快速下降而

執(zhí)行停堆所需的系統(tǒng)。

單一故障

導(dǎo)致某一部件不能執(zhí)行其預(yù)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(fā)故障均視作單一故障的組成部分。

24安全系統(tǒng)的功能由來白保護系統(tǒng)的信號或手動觸發(fā)。安全系統(tǒng)的某些設(shè)施稱為專設(shè)安全設(shè)施特別是涉及應(yīng)急排

熱和包容。

廠址、廠區(qū)

具有確定的邊界在反應(yīng)堆運行管理機構(gòu)有效控制下的反應(yīng)

堆所在區(qū)域。

附件典型的假設(shè)始發(fā)事件

1.電源喪失

正常電源喪失。

2.過量反應(yīng)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(qū)動或系統(tǒng)故障；

（5）其它反應(yīng)性控制裝置（慢化劑、反射層等）故障；

（6）棒位錯亂；

（7）結(jié)構(gòu)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(tǒng)等等）；

（10）實驗和實驗設(shè)施的影響（如溢流或形成空泡、溫度影

響、易裂變物質(zhì)或吸收物質(zhì)的引入或移出等）；

（11）停堆反應(yīng)性不足；

（12）意外的控制棒彈出；

（13）反應(yīng)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(yīng)急冷卻系統(tǒng)故障；

（5）主冷卻劑邊界破裂導(dǎo)致流量喪失；

（6）燃料通道堵塞；

（7）由于棒位錯亂、堆芯內(nèi)實驗或裝料引起的不合適的功

率分布；

（8）由于堆芯旁路引起的冷卻劑減少；

（9）反應(yīng)堆功率控制故障；

（10）系統(tǒng)壓力偏離規(guī)定限值；

（11）熱阱喪失（如閥或泵故障、系統(tǒng)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）射線束管及其它貫穿件破損。

5.設(shè)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(zhuǎn)運罐跌落在燃

料上等）