通知2015年第12号关于核电厂安全分析的规定

通知

关于核电厂安全分析的规定

___________________

根据二零零八年六月三日《原子能法》；

根据二〇一〇年六月二十二日国务院令第70号《关于实施原子能法有关核电厂条款的实施细则和指导意见》；

根据二零一三年二月二十六日第20/2013/NĐ-CP号政府法令关于科学技术部职能、任务、权限和组织结构的规定；

根据核安全与辐射管理局局长和法规司司长的建议，

科学技术部部长发布关于核电厂安全分析的通知。

第一章

总则

第一条 调整范围

本通知规定了安全分析的要求，包括确定性安全分析和概率安全分析对核电厂（以下简称“核电站”）的要求。

本通知中的安全分析要求是指与设计阶段、项目投资审批阶段、建设许可阶段、运行许可阶段以及核电站运行过程中的相应设计细节程度相适应。

第二条 适用对象

本通知适用于与制定、审查核电站安全分析报告相关的组织和个人。

条3. 术语解释

在本通知中，下列术语定义如下：

1. 确定性安全分析 是一种通过应用具体规则和接受标准来预测假设初始事件后发生的现象的方法。确定性安全分析包括使用计算工具进行中子、热工、辐射、热机和结构分析。

2. 概率安全分析 是一种系统性的分析方法，旨在通过计算工具量化故障和风险发生的概率。

3. 敏感性分析 是一种评估当输入参数调整时输出结果变化程度的分析，通常针对影响最大的参数。

4. 不确定性分析 是一种评估输入量值和计算结果误差的分析。

5. 保守方法 是指在计算程序、模型、输入数据和假设的选择上，以最谨慎的方式评估安全性。

6. 安全裕度 是指分析评价与安全相关参数的结果与授权机构规定的安全限值之间的差距。

7. 验证 是指根据描述、预期或要求确定计算方法、程序或模型正确性的过程。

8. 验证试验 是指根据预定功能确定计算方法、程序或模型实验符合性的过程。

9. 假设初始事件 是指直接由结构、系统、部件故障或操作错误以及内部和外部危害导致的，在核电站满功率运行、低功率运行或停堆状态下的假定事件。

10. 超临界比（DNBR） 是燃料棒实际局部热流密度与极限热流密度之比。

第二章 

核电厂安全分析方法的一般要求

核电厂安全分析方法的一般要求

第四条 安全分析适用范围

1. 核电站的安全分析必须同时采用确定性安全分析和概率安全分析方法，以评估不同运行状态和模式下电站的安全水平。

2. 核电站的安全分析必须涵盖所有状态，包括正常运行、异常状态、设计基准事故、超设计基准事故和严重事故。

3. 核电站的安全分析必须确定假设初始事件的发生频率，重要安全系统的物理和热工参数，物理屏障层的状态以及放射性泄漏到环境的影响。

4. 安全分析必须包括来自内部和外部威胁以及可能导致放射性物质屏障损坏或增加放射性泄漏到环境风险的过程。外部威胁虽然发生频率较低，但可能导致反应堆熔毁的严重事故分析中应予以考虑。

5. 选择事故事件及其后续发展必须基于系统性和逻辑性的方法。必须提供充分的理由来确定所有涉及安全的事故场景。

6. 对概率安全分析实施范围的具体要求包括：

a) 实施一级概率安全分析，以确定可能导致反应堆熔毁的事件的发生频率；估算反应堆熔毁的概率；评估安全系统和运行规程的有效性，以防止反应堆熔毁；

b) 实施二级概率安全分析，以确定严重事故中放射性释放的路径；估计释放的程度和频率；评估预防和减少放射性外泄措施的充分性；

c) 在所有运行模式和状态中对反应堆和燃料池进行分析；

d) 包括内部事件、人为错误、内部和外部威胁在内的初始事件分析。

安全分析的范围和详细程度应与辐射后果的严重程度和事件发生的频率相对应。

条5. 核电机组设计中的安全分析

1. 确定重要安全项目的设设计基础；它们在减少假设初始事件以及事件链中的作用。

2. 安全分析必须证明设计已达到足够的纵深防御保护水平。

3. 安全分析必须论证在设计中应用的假设、方法、不确定性和保守程度。

4. 在进行安全分析时，应适用适当的质保计划。

条6. 确定性安全分析和概率安全分析的结果

1. 确定性安全分析结果包括将分析结果与本通知第三章规定的接受标准进行比较，以及以下内容：

a) 确认所有重要安全项目的设计基础符合要求；运行限值条件和操作人员所需行动的符合性；

b) 确认假设初始事件符合地点特性和核电机组设计特点；

c) 论证通过启动安全系统管理异常状态和事故的设计基础符合接受标准；

d) 论证通过使用不受事故链影响的安全功能管理超出设计基准事故符合接受标准。

2. 概率安全分析结果包括将分析结果与本通知第三章规定的接受标准进行比较，以及以下内容：

a) 论证没有单一假设初始事件对总体风险贡献过大或对分析结果不确定性有显著贡献；

b) 论证纵深防御各层在实际可行的情况下尽可能独立；

c) 论证防止输入参数波动对安全产生突然冲击效应。

条7. 确定性安全分析的特定要求

1. 在进行确定性安全分析时，必须确保重要参数计算值与导致放射性释放阈值之间的安全裕度，即使采用最佳估计方法也不例外。

2. 设计目的的确定性安全分析必须保持保守性，合理考虑模型的不确定性，除非是超出设计基准事故分析。

选择计算数据和假设时，必须考虑以下因素的不确定性：

a) 厂房初始运行条件；

b) 安全系统的可运行性；

c) 运行人员的操作；

d) 电网供电以启动安全系统的可用性。

3. 分析每个事件时，必须遵守以下规定：

a) 确定相关接受标准和物理限值；

b) 对于每个接受标准，选择保守的初始条件和边界条件。必要时，需进行敏感性分析以论证这些选择；

c) 对于未设计用于特定状态运行的系统和设备，必须假定其故障或以使初始事件更加严重的方式运行，除非能够证明其高可靠性；

d) 在分析设计基准事故时，必须假定最严重的单个故障发生在安全系统运行中。

条 8. 不确定度分析和敏感性分析

1. 安全分析结果必须包括不确定度分析结果和敏感性分析结果。

2. 不确定度必须量化，并明确处理方法，考虑到不确定因素的来源和本质。

条 9. 安全分析中的计算程序

1. 优先使用能够最好地模拟重要现象和工厂系统运行情况的最佳估算计算程序。

2. 安全分析中的计算方法、计算程序和计算模型必须经过验证和确认。

条 10. 在安全分析中使用运行经验

1. 收集并评估可用于安全分析的运行活动数据，包括考虑类似核电机组在运行过程中出现的异常状态和事故。

2. 运行经验数据包括：

a) 运行过程中发生的异常状态和事故记录；

b) 操作员错误；

c) 安全系统的操作；

d) 关键安全项目的可靠性；

đ) 辐射剂量；

e) 放射性废物产生。

3. 在核电机组运行期间，必须基于工厂的安全质量指标收集数据。应适当使用运行经验数据，并结合安全分析方法和相关研究成果的进步，以更新安全分析结果和管理系统评估。

第三章

安全分析接受标准

条 11. 建立接受标准的要求

1. 接受标准必须适用于所有运行状态和事故条件。这些标准必须确保足够的纵深防御水平，防止对人类和环境造成不可接受的危害。

2. 接受标准的建立依据以下因素：

a) 假设事件的特点，特别是发生频率；

b) 反应堆技术类型；

c) 工厂的实际条件，特别是自供电能力；

d) 每个标准的应用范围和条件。对于发生频率较高的事件，应用更严格的标准。

3. 每种运行状态或事故条件的接受标准包括：

a) 与放射性释放后果相关的通用标准；

b) 与放射性释放防护层完整性相关的具体标准，包括燃料元件、燃料棒壳、反应堆冷却剂压力边界和反应堆安全壳。

条 12. 对于放射性释放后果的确定性安全分析接受标准

1. 核电厂员工和公众在运行状态下的辐射剂量必须遵循ALARA原则。公众个体的剂量限值必须小于每年1毫希沃特。

2. 设计基础内的所有事故不得导致现场或场外显著的放射性影响，且不需要采取场外应对措施。设计基准事故（不包括通过食物摄入的放射性物质吸收）对公众的剂量限值必须小于每年5毫希沃特。

3. 超出设计基础可能导致大量放射性物质释放到环境中的事故必须被实际排除。对于其他超出设计基础的事故，必须在一定时间和范围内采取限制释放措施，以便有足够的时间实施保护公众的措施。

4. 严重事故造成的放射性物质释放不得导致以下后果：

a) 导致邻近核电机组区域居民急性辐射伤害；

b) 长期限制大面积土地和水资源的使用；

c) 向环境中释放超过30TBq的铯-137；

d) 自事故发生之日起三个月后，除铯以外的其他放射性同位素沉积物造成的危害大于本款所述限值的铯释放危害。

条13. 确定安全分析的通用接受标准

1. 设计特性、安全系统自动启动能力与运行人员必要行动的有效性必须足够，以确保：

a) 不使工厂状态恶化；

b) 不产生新的单一故障；

c) 不丧失安全系统的运行能力和减少事故后果所需的安全功能。

2. 用于减轻事件后果的系统必须能够承受最大负载、应力和与所分析事件相应的环境条件。

3. 初级回路和次级回路系统中的压力在特定工厂状态下不得超过设计限值。

4. 假设的初始事件可能导致某些燃料棒包壳损坏，但仍需符合本通知第12条规定的放射性释放后果接受标准。

5. 对于所有设计基础事故，必须保持反应堆堆芯几何形状，满足冷却堆芯的能力。

6. 设计基础事故不得导致对反应堆压力容器施加超过设计基础的温度、压力、压差或其他载荷。

条14. 确定确定性安全分析的具体接受标准

1. 确定具体接受标准，以确保足够的安全裕度，并保证放射性释放屏障层的完整性。考虑以下具体接受标准的应用：

a) 与燃料元件结构完整性的相关标准包括：燃料元件内的最高温度、平均燃料焓值的最大值（以及它们与燃烧深度和燃料成分的关系）；

b) 与燃料棒包壳完整性的相关标准包括：最小沸腾临界比（DNBR）（对于压水堆）或功率极限比（CPR）（对于沸水堆），燃料棒包壳的最高温度，燃料棒包壳局部氧化程度的最大值；

c) 与反应堆堆芯完整性的相关标准包括：低于极限的水平，由于燃料棒包壳氧化产生的氢的最大量，损坏的燃料棒和燃料束的最大数量；

d) 与反应堆初级回路冷却系统完整的接受标准包括：冷却剂的最大温度和压力；在反应堆压力容器承压边界处由温度、压力和应力变化引起的效应；假设缺陷在反应堆压力容器中不会发生堵塞、脆断或塑性断裂；

e) 与次级回路完整的接受标准包括：次级回路设备中工作介质的最大温度和压力，工作介质的压力和温度变化；

f) 与反应堆压力容器完整性和限制放射性物质向环境释放相关的接受标准包括：反应堆压力容器内部的最大和最小压力和温度，两层压力容器壁之间的最大压差（对于双层壁设计），泄漏率，易燃易爆气体浓度，系统运行的可接受环境条件参数；

2. 对于停堆期间发生的假设初始事件或导致保护层完整性的下降的情况，必须应用更严格的接受标准，以防止燃料束裸露。

条15. 概率安全分析接受标准

1. 对于一级概率安全分析，导致堆芯熔化的总频率必须小于10^-5/堆芯.年。

2. 对于二级概率安全分析，放射性铯-137向环境释放量超过30TBq的总频率必须小于10^-6/堆芯.年。

第四章 实施细则

实施条款

条16. 过渡条款

在本通知生效前向科学技术部提交概率安全分析报告的组织或个人无需遵守本通知的规定。

条17. 生效

1. 本通知自2015年9月5日起施行。

2. 在执行过程中，如遇困难或出现新问题，请及时向科学技术部反映，以便进行修改和补充。/