通知第30/2012/TT-BKHCN号关于核电厂设计的核安全要求

通知

关于核安全要求的规定核电厂设计

根据二零零八年六月三日《原子能法》；

根据2008年3月14日国务院令第28号《科学技术部职能配置、内设机构和人员编制规定》，

根据2010年6月22日国务院令第70号《关于<原子能法>中核电厂若干条款的实施细则》；

第一条 对2009年5月20日科学技术部部长发布的第13/2009/TT-BKHCN号通知关于核电厂厂址在投资决策阶段的核安全初步评价的指导进行修改和补充如下：

科学技术部部长发布本通知，规定核电厂设计的安全要求。

第一章
总则

第一条 调整范围

本通知规定了核电厂设计的一般核安全要求（以下简称核电厂）。

第二条 适用对象

本通知适用于核电厂项目的投资者以及参与咨询、设计、制造、建设、维修、维护、运行、设计审查和建设许可过程的机关和组织。

条3. 术语解释

在本通知中，下列术语定义如下：

1. 核电厂状态 是指核电厂可能存在的所有状态，包括正常运行状态和异常状态（统称为运行状态），设计事故和非设计事故（统称为事故）。

2. 正常运行 是指核电厂在确定的操作条件和限值下运行的状态。正常运行包括启动、功率运行、停堆、维护、检查和燃料更换。

3. 异常状态 （简称异常）是指偏离正常运行状态的事件，预计在整个核电厂运行期间至少发生一次，但不会显著影响重要的安全项目，也不会引发事故。

4. 设计事故 是指在设计时考虑的事故，以确保核电厂能够承受这些事故的发生，使燃料损坏和放射性物质释放低于主管部门规定的限值。

5. 非设计事故 是比设计事故更严重的事故。核电厂在这种类型的事故中可能会受到损害，需要评估并采取措施增强核电厂的抗事故能力，将放射性后果限制在允许范围内。

6. 假设初始事故 是直接由结构、系统或部件的故障或操作错误引起的假设事故，或者是在核电厂处于额定功率、低功率或停堆状态下由内部或外部危害直接引起的事故。

7. 确定安全分析 是通过应用特定规则和接受标准来预测假设初始事故发生后的现象的方法。确定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。

8. 概率安全分析 是一种系统且全面的方法，用于确定风险和故障场景的概率，通过使用计算工具进行量化。

9. 严重事故 是 非设计事故导致反应堆堆芯严重破坏。

10. 事故管理 是在非设计事故过程中实施的一系列行动，旨在实现以下目标：

a) 阻止事故发展为严重事故；

b) 如果发生严重事故，则减少其后果；

c) 达到长期稳定的安全状态。

11. 安全状态 是指在发生异常或事故后，主要安全功能仍然保持，并在长时间内保持稳定，反应堆处于次临界状态。

12. 可控状态 是指在发生异常或事故后，主要安全功能仍然保持，并在足够长的时间内保持稳定，以便采取措施达到安全状态。

13. 部件 可以是独立设备或系统中的组件，如管道、泵、阀门。

14. - 充电器 包括组装在一起执行某一功能的部件，如反应堆系统、冷却系统、控制系统。

15. 结构 是具有屏蔽和保护功能的建筑，如建筑物、反应堆池、燃料储存池或支撑结构，如支架、吊架。

16. 安全系统 是确保停堆、从反应堆活性区卸载余热或限制异常状态和设计事故后果的系统。安全系统包括保护系统、触发安全功能的系统和支持安全系统的辅助系统，如冷却、润滑和供电。

17. 支持安全系统的辅助系统 是支持冷却、润滑和向保护系统、触发安全功能的系统供电的设备系统。

18. 重要安全项目 是属于安全组的项目或当它们的功能失效或损坏时可能导致工作人员和公众受到照射的项目。

19. 最终散热环境 是空气、海洋、河流或湖泊，具有承载核电厂余热的功能。

20. 冷却剂承压边界 包括承受压力的部分，包括：

a) 压力壳、管道、泵和阀门（反应堆活性区冷却系统的部分）；

b) 连接到反应堆冷却系统的部分，如外层屏蔽墙管道上的隔离阀，在正常运行期间通常关闭的第二道隔离阀位于未穿过屏蔽墙的管道上，反应堆冷却系统的泄放阀和安全阀。

21. 设计机构 包括自然或人为因素造成的条件、过程和因素，在设计核电厂时予以考虑，以确保当出现这些条件、过程和因素时，核电厂的安全系统仍按设计运行，主管部门批准的安全限值得到保证。

22. 安全限值 是指核电厂运行参数范围，在此范围内核电厂的运行被证明是安全的。

23. 共因故障 是由同一事故或原因引起的两个或多个结构、系统和部件的故障。

24. 单一故障 条 | 款 ||| 故障是指一个系统或其部分丧失按设计要求执行安全功能的能力，或者是由丧失安全功能能力引起的后续故障。

25. 条 | 款 ||| 单一故障准则 条 | 款 ||| 是应用于系统的标准（或要求），以确保在发生单一故障时该系统仍能执行其功能。

26. 条 | 款 ||| 多样性 条 | 款 ||| 是指为执行同一确定功能而存在的两个或多个备用系统或部件。这些系统或部件具有不同的属性，可以减少共同原因故障的可能性。

27. 预留 条 | 款 ||| 是指存在能够相互替代的结构、系统和部件（相同或不同），以独立地执行同一功能，而不依赖于它们的操作状态或其中一个结构、系统和部件发生故障的情况。

28. 条 | 款 ||| 物理隔离 条 | 款 ||| 是指几何上的分离，如距离、方向或由适当屏障分隔，或两者结合的方式。

29. 条 | 款 ||| 最低合理可行原则（ALARA） 条 | 款 ||| 是确保辐射防护措施使工作人员和公众所受照射剂量保持在尽可能低水平的原则。

第二章
条 | 款 ||| 核设施安全通用要求 条 | 款 ||| 对于

条 | 款 ||| 核电厂设计

条 | 款 ||| 第四条 核电厂设计的通用安全要求

1. 条 | 款 ||| 核电厂及其重要的安全项目的设计必须确保能够可靠地执行安全功能。核电厂在其整个设计运行寿期内能够在规定的运行限值和条件范围内安全运行，并且能够安全退役，同时将对环境的影响降至最低。

2. 条 | 款 ||| 考虑确定的安全分析和概率安全分析的结果，以确保设计已考虑了防止事故的发生并减轻事故发生后的后果。

3. 条 | 款 ||| 确保放射性废物产生量和排放量达到最小化。

4. 条 | 款 ||| 必须考虑其他核电厂在设计、建造和运行过程中获得的经验以及相关研究项目的成果。

5. 条 | 款 ||| 在评估设计是否符合本通知规定的安全要求时，如果需要论证，则应采用国家主管部门批准的标准、制造商标准以及获准在中国使用的国际标准。

条 | 款 ||| 第五条 主要安全功能保障

1. 条 | 款 ||| 核电厂的主要安全功能包括：反应性控制；从反应堆和燃料储存位置移除热量；限制放射性材料泄漏；屏蔽辐射；按照设计控制放射性排放；限制放射性物质扩散。

2. 条 | 款 ||| 确保所有核电厂状态下均满足本条款规定的主要安全功能。

3. 条 | 款 ||| 使用系统方法来确定：

a) 条 | 项 ||| 为了确保主要安全功能，所需的重要安全项目；

b) 条 | 项 ||| 所有核电厂状态下有助于确保主要安全功能或影响主要安全功能的内在特性。

条 | 款 ||| 第六条 辐射防护

条 | 款 ||| 在设计核电厂时，确保辐射防护条件，包括：

1. 条 | 项 ||| 工作人员在核电厂内和公众所受照射剂量不超过主管部门规定的限值，并确保在所有核电厂状态下遵循最低合理可行原则。

2. 条 | 项 ||| 防止可能导致高剂量或大量放射性物质向环境释放的情况发生。

3. 条 | 项 ||| 加强对可能发生的高风险事故后放射性后果的缓解措施。

条7. 多层保护要求

1. 应用多层保护要求，以预防和减少可能对人员和环境造成危害的事故后果。

2. 各层保护必须始终保持，并应尽可能独立。降低保护水平时，必须证明在每种具体状态下仍能确保核电机组的安全。

3. 应有多层物理屏障防止放射性物质泄漏到环境中。

4. 减少正常运行中故障或偏差的可能性，最大限度地预防事故发生。核电机组参数的小偏差不会导致突然的瞬变效应。

5. 核电机组的控制手段应具有技术优势和内在特性，以便减少或消除因故障或正常运行中的偏差而启动安全系统的需要。

6. 安全系统必须具备自动启动的能力，在发生事故的情况下。

7. 应有结构、系统、部件和程序来减轻由于正常运行中的故障或偏差而导致的安全系统无法控制的后果。

8. 应有多重手段执行主要安全功能，确保各层保护的有效性，并减少正常运行中故障或偏差的后果。

9. 通过最大限度地防止以下因素来维持多层保护要求：

a) 影响物理保护层完整性的因素；

b) 一个或多个保护层的故障；

c) 由一个保护层故障导致另一个保护层故障；

d) 运行和维护中的失误后果。

10. 确保第一层保护的最大保护能力，或者如果保护层受损，则最多到第二层保护，当正常运行中出现故障或偏差时。

条8. 假设事故

1. 应用系统方法确定可能导致严重后果的假设事故和高频率发生的假设事故。这些事故应在设计中予以考虑。

2. 假设事故基于技术论证确定，结合确定性和概率评估。关于确定性安全分析和概率安全分析适用范围的技术论证，以确保预测事故清单的完整性。

3. 通过分析假设事故，建立必要的预防和保护措施，以实现安全功能。

4. 当发生假设事故时，必须满足以下优先顺序条件：

a) 事故不会显著影响安全，或只会引起随后可通过核电机组的内在特性恢复的安全条件变化；

b) 事故发生后，核电机组应依靠其被动安全特性或事故假设控制系统持续运行的能力恢复到安全状态；

c) 事故发生后，核电机组应依靠启动安全系统恢复到安全状态；

d) 事故发生后，核电机组应依靠已确定的程序恢复到安全状态。

5. 在设计阶段通过技术论证排除不在假设事故清单中的假设事故。

6. 对于需要快速可靠反应的情况，应设计安全系统的自动启动能力，以防止可能导致更严重情况的假设事故。对于不需要快速反应的情况，如果由人启动安全系统或操作员可以执行代替启动安全系统的操作，则必须遵守以下要求：

a) 适当确定行政、运行和事故响应程序；

b) 评估设备故障、错误操作或运行人员恢复过程判断错误可能导致情况恶化的可能性，并采取相应措施；

c) 必要的手动响应设备和恢复过程设备应放置在适当位置，以确保可用性、及时性和在预期环境条件下安全接触该设备。

7. 应有设备和程序来保持对整个核电机组的全面控制，并在失去控制时减少后果。

条9. 内部和外部危害

1. 确定并评估核电机组可能发生的内部和外部所有危害，包括由人直接或间接造成危害的可能性。在设计重要安全项目时，必须评估危害以确定假想事故及其后果，包括：

a) 内部危害包括火灾、爆炸、洪水、物体发射、结构倒塌、物体坠落、管道碰撞；

b) 外部自然危害如气象、水文、地质、地震。外部人为危害如军事设施、工业设施、油库、化学品仓库、交通运输活动。

2. 核电机组必须具备短期自保能力，不依赖外部支持（电源、消防）。核电机组的自保时间取决于外部支持条件。

3. 抗震设计必须有足够的安全储备，以保护核电机组免受地震和突然升降效应的影响。

4. 在多机组地点，设计必须考虑同时影响多个机组的危害可能性。设计还必须考虑当一个机组受到危害时其他机组的安全独立性。

条10. 设计事故

1. 根据假想事故起因确定设计中的事故条件，以建立核电机组的设计边界条件。

2. 使用本条第1款所述的设计事故条件来确定安全系统和重要安全项目的设 计基础，目标是使核电机组恢复到安全状态，并在发生事故时减少后果。

3. 当发生设计事故时，核电机组的主要参数不得超过具体的设计限值。

4. 设计事故分析必须考虑到安全系统中可能出现的某些故障、设计标准错误以及使用假设、模型和输入参数。

条11. 超设计事故

1. 基于技术论证、确定性和概率安全评估确定超设计事故条件。

2. 分析以确定旨在防止超设计事故或减轻其后果的设计特性。这些特性应具有以下性质和能力：

a) 独立性，特别是在处理频繁发生的事故时；

b) 在超设计事故、严重事故条件下保持运行的能力；

c) 与设计功能相称的可靠性；

d) 对于反应堆压力容器，设计特性必须确保极端场景下的抗压能力，包括反应堆活性区熔化。

3. 将超设计事故导致大量放射性物质释放的可能性限制在最低水平。如果发生放射性释放，则必须采取措施限制释放的空间和时间，以保护公众，并有足够的时间实施这些措施。

4. 如果技术论证、确定性安全评估和概率安全评估的结果表明，事件组合可能导致运行异常或事故，则必须将这种组合视为设计事故或超设计事故的一部分。将其视为初始假想事故的一部分进行考虑。

第十二条 安全分级

一、根据功能和安全重要性程度确定并分级重要的安全项目。

二、防止重要安全项目之间的相互影响，避免低级别重要安全项目的故障影响高级别重要安全项目。

三、具有多种功能的设备应按其最重要的功能进行分级。

第十三条 设计限制

一、为每个重要安全项目在运行状态和事故状态下确定符合主要物理参数的设计限制。

二、设计限制必须符合技术规范、国家标准和相关主管机构的规定。

第十四条 设计过程规定

一、核电机组设计单位必须制定符合相关技术规范、国家标准和经验证技术经验的重要安全项目设计过程规定。

二、采用经过验证的设计方法和技术措施，确保重要安全功能在运行状态和事故状态下得以保持。

第十五条 设计中的安全标准

一、设备设计应考虑重要安全项目可能发生的共同原因故障，确定并应用多样性、冗余、物理隔离和功能独立的要求。

二、按照以下内容应用单一故障标准：

（a）单一故障标准适用于每个安全组；

（b）每种超出程序的操作被视为可能导致一个安全组或安全系统发生的一种故障类型；

（c）被动部件的故障也应予以考虑，除非在单一故障分析中评估其可靠性较高。被动部件的故障应难以发生且其功能不受假设初始事件的影响。

三、对于重要安全系统和部件，应采用本质安全设计原则，即使它们出现故障或支持安全系统的系统出现故障，仍能执行安全功能。

第十六条 重要安全项目设计

一、重要安全项目设计应符合技术规范、国家标准和相关主管机构的规定。

二、对重要安全项目采用已验证的设计。如无法满足此要求，则应使用经质量评估和测试的高质量部件。

三、在适用本条第一款所述的技术规范、国家标准和规定时，应确定和评估这些文件的可适用性、符合性和完整性。如有必要，应采用高于这些文件规定的安全功能质量的设计。

四、重要安全项目设计应便于制造、建设和安装，确保达到规定的设计特性和安全性水平。

五、设计基础应规定重要安全项目在相关运行状态、事故状态、内部和外部危害发生时的能力、可靠性和功能，并在整个核电机组生命周期内保证符合规定标准。

六、每个重要安全项目的设 计基础应系统地论证和文档化。

七、重要安全项目应设计和安装在位置上以减少发生后果的可能性和外部危害的影响程度。这种设计和安装仍须符合其他安全要求。

八、支持安全系统的系统（包括电力电缆和控制电缆）应设计成减少外部危害发生时含有重要安全项目的建筑物和其他核电机组结构之间相互作用的影响。

九、应确保重要安全项目能够承受设计中考虑的外部危害影响。否则，应具备其他特性，例如被动保护层，以保护核电机组并确保这些项目的安全功能得以实现。

十、应评估和防止由于同时运行的重要安全系统之间相互作用而可能产生的危害。

十一、在分析由于重要安全系统之间相互作用可能产生的危害时，应考虑物理连接以及一个系统可能对另一个系统工作环境的影响，以确保环境变化不影响系统的可靠性。

十二、如果两个包含重要安全液体的系统相互连接并在不同压力下运行，则要求这两个系统都设计成能够承受更高的压力，或者有规定防止较低压力系统的设计压力超限。

十三、重要安全项目的可靠性应与其安全重要性相匹配，通过以下要求来体现：

（a）重要安全项目应在采购、安装、验收、运行和维护的所有阶段进行评估和确保质量，以使其在设计中能够承受事故发生时的冲击；

（b）选择设备时应考虑无意行为和故障发生的可能性。优先选择易于维修或更换的故障设备。

十四、重要安全项目不应受到电网干扰的影响，包括电压和频率干扰。

条17. 安全系统

1. 必须通过物理隔离、电气隔离、功能独立和数据传输独立的方式，防止安全系统之间或同一系统中备用设备之间的相互影响。

2. 安全系统的设备，包括核电机组（NMĐHN）中每个安全系统备用设备的电缆和导管，必须标记以便于识别。

3. 不同机组不应共用安全系统，除非这样做有助于提高安全性。

4. 支持安全系统的系统和与安全相关的项目可以为不同机组共用，但前提是这不会增加事故发生的可能性或事故后果的严重性。

条18. 安全与安保及监督的兼容性

必须在设计和实施核电机组的安全、安保措施以及核材料审计和控制管理系统时，确保它们不互相影响。

条19. 安全运行限值和条件

在设计核电机组时，必须建立安全运行限值和条件，包括以下规定：

1. 建立安全限值；

2. 建立安全系统限值；

3. 建立运行状态下的运行限值和条件；

4. 对所有重要的安全过程建立系统限值和过程控制限值；

5. 要求进行监测、维护、试验和检查，以确保结构、系统和部件按设计要求执行功能，并符合优化要求，遵循ALARA原则；

6. 建立运行配置，包括安全系统或与安全相关系统发生故障情况下的运行限值；

7. 确定偏离运行限值或条件时的操作行动及其结束时间。

条20. 重要安全项目的校准、试验、维护、修理、更换、检查和监控

设计重要安全项目必须满足以下要求：

1. 方便进行校准、试验、维护、修理、更换、检查和监控，以确保其在设计基础确定的所有条件下能够执行功能并保持完整性；

2. 确保校准、试验、维护、修理、更换、检查和监控活动不会使操作人员受到过量辐射；

3. 确保校准、试验、维护、修理、更换、检查和监控活动不会降低安全功能的可靠性；

4. 如果无法设计出能够满足直接试验、检查或监控所需要求的重要安全项目，则必须提供可靠的工程论证，采用以下方法：

a) 通过参考项目使用经过验证的计算方法进行间接试验、检查或监控，以替代这些项目；

b) 提供足够的安全裕度以补偿可能发生的故障。

条 21. 确保重要安全项目的质量

1. 实施重要安全项目质量评估计划，以确认这些项目在当前环境条件下和设计基础中预见到的环境条件变化下能够履行其必要功能。

2. 重要安全项目的质量评估计划必须包括对由环境因素引起的老化影响的考虑，包括振动、辐射、湿度和高温。当重要安全项目受到自然来源的外部危害影响时，必须在类似已发生的情况下考虑这些项目的质量评估计划。

3. 重要安全项目的质量评估计划必须考虑到核电机组运行过程中可能出现的所有不利环境条件。

条 22. 老化管理

1. 确定重要安全项目的预期寿命和储备量，考虑到老化、中子辐照脆化和质量下降；确保这些项目在整个设计运行寿期内能够履行必要的安全功能。

2. 实施监测、试验、取样和检查，以评估在设计阶段确定的老化机制，并确定核电机组运行过程中发生的任何不利变化或质量下降。

条 23. 优化操作人员操作的设计

1. 系统地评估包括人机交互在内的所有人类因素，并将其纳入设计中。

2. 设计应符合最少操作人员数量的要求，以便同时执行将核电机组恢复到安全状态所需的操作。

3. 设计应符合类似核电机组操作人员的经验，支持操作人员在机组运行和设备维护期间识别和处理情况。

4. 设计应优化操作人员职责的执行，减少因操作错误对安全的影响。

5. 对于人机交互设计，提供给操作人员的信息必须充分且易于管理，适合决策和执行所需行动。

6. 操作人员需要的信息包括：

a) 电站总体状况；

b) 运行限制和条件；

c) 安全系统自动启动的信息；

d) 与安全系统相关的系统运行信息；

e) 手动启动已确定的安全操作的必要性和时间信息。

7. 工作条件和环境必须设计为确保操作人员的安全和效率。

8. 设计应帮助操作人员即使在时间紧迫和心理压力情况下也能成功操作；最大限度地减少操作人员操作的必要性；如果需要操作人员操作，则必须论证决策和操作的时间是足够的。

9. 设计必须确保事故即使影响到核电机组，也不会使主控制室、辅助控制室及其通往辅助控制室的通道内的环境对操作人员造成危险。

10. 评估人的特性，以确认操作人员所需行动的准确性；必要时使用模拟设备进行评估。

条 24. 核材料和放射性物质储存系统的要 求

核动力厂内的系统，设计用于储存核材料或放射性物质，必须具备以下功能：

1. 防止可能导致失去控制和放射性物质泄漏到环境中的事故；

2. 防止达到临界状态和过热；

3. 在所有情况下将放射性物质的释放保持在规定的限值之下，并遵循ALARA原则；

4. 减少事故发生时的放射性后果。

条 25. 放射性废物管理和核动力厂退役的要求

必须从设计阶段开始考虑放射性废物管理及核动力厂退役的要求，包括以下内容：

1. 选择材料以减少产生的放射性废物量；

2. 必须有处理和储存设施，用于处理和储存核动力厂运行和退役过程中产生的放射性废物；

3. 接近路径必须方便，并配备必要的处理手段。

条 26. 安全系统支持系统的要 求

1. 将服务系统分为若干组，以确保作为重要安全系统一部分的设备能够正常运行；

2. 安全系统支持系统必须具有与所支持的安全系统的重要程度相称的可靠性、冗余性、多样性和独立性；

3. 安全系统支持系统的故障不得同时影响安全系统的备用部分或执行安全功能的系统及其执行安全功能的能力。

条 27. 疏散通道的要求

1. 核动力厂必须有足够的疏散通道，配有清晰的指示标志、照明、通风和其他必需条件，以便在紧急情况下使用；

2. 从核动力厂到外部的疏散通道必须符合国家主管机构对辐射区、防火防爆、工业安全和核动力厂安全的要求；

3. 工作场所和有人区域必须至少有一个在发生事故时可以使用的疏散通道，即使多个事故同时发生也不例外。

条 28. 通讯系统的要求

1. 必须有多样化的通信工具，能够进行内部和外部联系。这些工具必须放置在适当的位置，并且在任何情况下都能使用；

2. 必须有适当的报警系统，在异常情况和事故发生时发出警报并提供指导。

条 29. 进出核动力厂和防止非法行为的要求

1. 根据适当的规划，将核动力厂与其周围区域隔离，并设置不同的结构系统，以控制进出工厂；

2. 第一款所述的规划必须考虑到在发生事故时进入核动力厂以及采取紧急应对措施的需求；

3. 第一款所述的规划必须考虑到控制人员流动和防止非法进入或干预工厂设备的能力，特别是重要的安全设备。

第三章
具体系统的 设计要求

节 1
反应堆活动区及 相关特性

条 30. 燃料棒和燃料组件的要求

1. 燃料棒和燃料组件必须在所有情况下保持完整性，能够承受辐射和其他反应堆运行区域的条件，即使在使用一段时间后质量下降。

2. 在考虑燃料棒和燃料组件使用一段时间后的质量时，应考虑以下因素：

a) 膨胀和变形；

b) 冷却剂外部压力；

c) 由裂变产物和氦积累产生的内部压力；

d) 辐照影响；

đ) 由于核电机组功率变化引起的压强和温度变化；

e) 化学影响；

g) 静态和动态载荷；流体振动和机械振动；

h) 由于变形或化学影响导致的传热能力的变化。

3. 设定裂变产物从燃料中泄漏的最大限度，在此限度下燃料仍可继续使用。

4. 燃料棒和燃料组件必须能够承受与安装、拆卸、运输和储存相关的各种影响。

条 31. 控制棒冷却能力和操作要求

燃料棒、燃料组件及其支撑结构的设计必须确保维持冷却能力，并且在正常运行以及事故情况下（严重事故除外），不会妨碍控制棒进入反应堆运行区。

条 32. 反应堆运行区中中子通量的控制

1. 反应堆运行区中的中子通量分布必须在所有运行状态下保持稳定，包括停堆后、装料前后、异常情况和事故期间，不得降低反应堆运行区的质量。

必须最大限度地减少需要使用控制系统来维持设计规定的中子通量形状、水平和稳定性。

2. 必须有监测反应堆运行区中子通量分布的手段，以确保中子通量不超过设计限值。

3. 控制反应性的设备设计必须考虑到设备因辐照、燃烧过程、物理性质变化和生成气体的影响而造成的质量下降。

4. 必须限制或补偿运行和事故期间的最大正反应性增量及其增长速度。

5. 确保核电机组整个寿期内反应堆运行区的质量，防止冷却剂边界承受能力损坏，保持冷却能力并防止反应堆运行区的重大损害。

条 33. 停堆

1. 必须有确保在所有情况下都能停堆的手段，包括反应堆处于最大正反应性状态时。

2. 停堆的有效性、速度和储备必须确保燃料不超出设计限值。

3. 在评估停堆手段的效果时，必须考虑可能导致部分停堆失效或引起共同原因故障的所有核电机组故障。

4. 停堆手段必须满足以下要求：

a) 至少有两个独立且具有不同属性的系统，以排除共同原因故障的可能性。至少其中一个停堆系统必须能够在高储备和高可靠性的情况下保持低于临界状态；

b) 在装料、停堆或反应堆处于停堆状态时，防止反应性增加导致非预期临界状态。

5. 必须有专用设备和定期检查，以确保停堆手段在核电机组任何状态下都处于可用状态。

节
反应堆冷却系统

条34. 反应堆冷却系统的要求

1. 反应堆冷却系统的各部件必须满足设计和制造质量要求；材料质量和运行过程中的检查要求。

2. 承压边界冷却剂连接管道的设计和制造必须符合防止冷却剂通过接头泄漏，不导致含放射性冷却剂的扩散。

3. 不得产生裂纹，并及时发现出现的裂纹；不得让裂纹在发生后自行扩展。

4. 防止承压边界冷却剂的部件因材料变质而变得脆性。

5. 防止承压边界冷却剂内部部件如泵叶轮、阀门等损坏，导致所有运行状态及事故情况下其他重要安全部件的破坏，考虑到其质量下降的影响。

条35. 承压边界过压保护

确保减压设备的运行，以保护承压边界冷却剂的所有位置免受过压影响，直接防止核动力厂释放放射性物质到环境中。

条36. 反应堆冷却剂控制

1. 控制反应堆冷却剂的数量、温度和压力，确保在所有运行状态下不超过设计限值，考虑冷却剂体积变化和泄漏情况。

2. 设有可激活系统，去除从燃料中释放的腐蚀产物和裂变产物。

3. 第2款所述系统的性能必须基于对燃料的泄漏限值设计，有足够的裕度以确保初级回路内的放射性水平较低；确保放射性排放低于许可限值并遵循ALARA原则。

条37. 从反应堆活动区卸载余热

必须有方法从停堆状态下的反应堆活动区卸载余热，确保燃料、承压边界冷却剂和重要安全结构的设计限值。

条38. 反应堆活动区紧急冷却

1. 必须有方法对活动区进行冷却，恢复并维持燃料在事故状态下的冷却，即使无法保持承压边界冷却剂的完整性。

2. 第1款规定的冷却方法必须满足以下要求：

a) 与燃料包壳完整性的相关限值不被超过；

b) 化学反应保持在可接受的水平；

c) 活动区的冷却方法有效，能够应对燃料和内部几何形状的变化；

d) 活动区的冷却在所需时间内得到充分保障。

3. 必须有检测泄漏、连接部分隔离和备用系统，以高可靠性满足第2款规定的要求，适用于每个假设的初始事件。

条39. 向最终散热环境卸载热量

必须有可靠的方法将重要安全组件的余热卸载到最终散热环境，在所有核动力厂运行状态下。

节 3
堆坑

第四十条 反应堆安全壳系统功能

反应堆安全壳系统设计具有以下功能：

一、在所有情况下保持放射性材料并屏蔽辐射；

二、保护反应堆免受自然或人为造成的外部危害。

第四十一条 控制从安全壳释放的放射性物质

一、安全壳的设计必须遵守ALARA原则，确保从核电机组向环境释放的放射性物质水平低于允许限值。

二、设计、制造和安装影响安全壳系统密封性的结构、系统和部件，以便在整个核电机组运行期间能够检查在设计压力下的泄漏情况。

三、穿过安全壳的开口点设计必须满足以下要求：

a) 穿过安全壳的开口点数量应尽可能少。对这些开口点的功能和要求与其他安全壳设计相同；

b) 这些开口点必须能够承受由管道位移、碰撞或其他与放射物相关的内部和外部危害引起的力的作用。

第四十二条 安全壳隔离

一、对于穿过安全壳并与冷却剂压力边界或直接连接到安全壳内的空气相连的管道，必须符合以下要求：

a) 在发生事故时具备高可靠性的自动关闭能力；

b) 本款a项规定的关闭能力通过至少两个安全壳隔离阀或单向阀串联（通常包括一个内侧阀和一个外侧阀）以及泄漏检测系统来实现。隔离阀或单向阀必须尽可能靠近安全壳设置；每个阀门都必须具备独立可靠的启动能力和定期检查的能力；

c) 对于包含测量设备的管道或应用该规定会降低具有穿过安全壳开口点的安全系统的可靠性的其他情况，可能不需要执行本款a项和b项的要求。

二、对于不是冷却剂压力边界的组成部分且不直接连接到安全壳内的空气的管道，仅需在外侧安全壳附近设置至少一个隔离阀。

第四十三条 安全壳进出口

一、供操作人员使用的安全壳入口门必须是气密的。这些门应采用联动机制以确保在任何情况下至少有一个门处于关闭状态。必须设计监控入口门和通道的系统，并在设计中考虑保障人员安全的要求。

二、为运输设备或材料而开启安全壳的设计应能够在需要隔离安全壳时快速可靠地关闭。

第四十四条 安全壳内条件控制

一、必须有控制系统监测安全壳内的压力、温度以及可能影响重要安全系统运行的裂变产物或其他气体、液体、固体的积聚。

二、安全壳内各隔间之间必须有足够的连通路径，设计应确保在事故导致的压力平衡出现压差时不会造成不可接受的承压结构或减少事故后果的重要系统损坏。

三、必须保证从安全壳排出热量的能力，以降低和维持在事故导致大量能量释放后安全壳内的压力和温度在可接受的低水平。执行此功能的系统必须具有高度可靠性和冗余性。

四、必须有裂变产物控制系统，以减少事故时向环境释放的裂变产物量。

五、必须有系统在事故发生时控制安全壳内的氢气、氧气和其他物质浓度，以防止爆炸。

六、安全壳内部件和结构上的涂层、隔热层和镀层使用必须确保即使这些层受损也不会影响安全功能。

第四节
监测和控制系统

条 45. 测量系统

1. 测量系统必须能够测量可能影响裂变过程、反应堆保护区完整性、反应堆冷却系统和压力容器运行可靠性和安全性的主要参数值，以确保核电机组的安全运行，确定事故状态，并为事故管理目的作出决策。

2. 记录设备必须提供足够的信息以监控核电机组的状态和事故的发展情况，预测放射性物质的来源和释放量，并进行事故后分析。

条 46. 控制系统

控制系统必须具有足够的可靠性并适合于将相关过程变量限制在已确定的操作范围内。

条 47. 保护系统

1. 保护系统必须满足以下要求：

a) 能够检测不安全条件并自动启动安全系统，以达到和保持核电机组的安全状况；

b) 具有克服控制系统不安全操作的优势；

c) 即使保护系统本身出现故障，也能够恢复核电机组的安全状况；

d) 能够激活安全系统的活动，在异常或事故发生后的合理时间内维持自动操作，直到需要运行人员干预为止；

e) 向运行人员提供信息，以便跟踪自动行动的影响。

2. 设计应防止运行人员的行为损害保护系统的有效性，但不应妨碍在事故发生时运行人员的正确行动。

条 48. 测量系统和控制系统的可靠性和可检查性

1. 对于重要的安全项目，测量系统和控制系统的设计必须具有高可靠性，并且具有与该项目安全功能相称的定期检查能力。

2. 测量系统和控制系统必须设计成便于检查，自动报告系统错误，自动修复错误；具有功能多样性和运行原理多样性，以确保在所有情况下保持安全功能。

3. 安全系统必须设计成允许定期检查其功能，包括在核电机组运行期间，包括独立通道的检查以发现故障并保持备用性；允许执行传感器、输入信号、启动机构和显示屏幕的功能测试。

4. 当停止安全系统或安全系统的一部分进行检查时，必须明确指示这种检查的停止。

条 49. 在重要安全系统中使用基于计算机的设备

1. 如果重要安全系统依赖于基于计算机的设备，则必须规定在整个系统生命周期内改进和测试计算机硬件和软件的规定，特别是与软件改进过程有关的规定。必须建立整个改进过程的质量管理系统。

2. 在安全系统和与安全相关的系统中使用的基于计算机的设备必须满足以下要求：

a) 使用高质量的硬件和软件，符合系统对安全的重要性水平；

b) 系统地记录整个设计过程的文档，包括在设计变更时的控制、检查和试验。该文档必须定期审查；

c) 由独立于设计团队和供应商的专业人员进行评估，以确保高度可靠性；

d) 对于那些没有明确论据证明其高可靠性的关键安全设备，应用冗余设计原则；

e) 考虑来自计算机软件的共同原因故障；

f) 在系统运行或事故发生时，防止由于干扰导致损坏的能力。

条50. 分离保护系统和控制系统

1. 必须设计保护系统和控制系统在功能上独立，通过隔离措施防止它们之间的影响。

2. 如果保护系统和控制系统共用信号，则这些信号必须作为保护系统的组成部分进行分组。在这种情况下，两个系统的分离必须有明确的理由。

条51. 控制室

1. 控制室的设计必须确保能够在核电机组的所有运行状态下安全地自动或手动操作，并且必须采取措施保持核电机组处于安全状态或在发生异常和事故后恢复到安全状态。

2. 必须在控制室与外部环境之间设置隔墙和其他适当的隔离措施。必须提供足够的信息以保护在控制室内工作的员工免受事故造成的危害，如高辐射水平、放射性物质扩散、爆炸或有毒气体的传播。

3. 分析可能影响控制室连续运行的内部和外部事故，并采取实际合理的措施减少事故发生时的后果。

条52. 辅助控制室

1. 必须设有辅助控制室，其测量和控制设备在物理、电气和功能上与本通知第51条规定的主控制室分开。

2. 辅助控制室必须具备在主控制室失去相关功能时维持安全停堆状态、热余量负荷和监控参数变化的能力。

3. 应将第51条第2款规定的员工保护要求应用于辅助控制室。

条53. 紧急行动中心

1. 核电机组必须在与主控制室和辅助控制室分开的位置设立紧急行动中心。

2. 核电机组的重要参数、核电机组和周围环境的辐射条件信息必须在该中心显示。

3. 在紧急行动中心配备与主控制室、辅助控制室、核电机组内的其他重要位置以及应急响应单位通信的手段。

4. 实施措施，保护在紧急行动中心长时间工作的员工免受事故带来的危险。

5. 在紧急行动中心提供必要的系统、设备和条件，允许延长应急响应人员的工作时间。

节5
紧急供电系统

条54. 紧急供电系统

1. 核电机组的紧急供电系统必须有足够的能力在出现异常和导致外部电源中断的事故时提供所需的电力。

2. 设计核电机组紧急供电系统的基础必须考虑假设事故和相关的安全功能，以确定所需的能力、可用性、必要供电时间、功率和连续性。

3. 如蒸汽涡轮机、柴油发电机或电池等紧急电源的组合必须具有可靠性，并选择符合安全系统供电要求的类型；必须按照系统的功能方便地进行检查设计。

4. 对于重要安全项目的柴油发动机和紧急供电发电机的设计必须满足以下要求：

a) 储存燃料油的能力和供应系统必须满足特定时间段内的使用需求；

b) 发电机能够启动并在任何情况和任何时候运行的能力；

c) 发电机必须有辅助系统，如冷却系统。

节6
支持系统和辅助系统

条55. 支持系统和辅助系统的响应能力

支持系统和辅助系统的设计必须确保这些系统的响应能力符合其支持或辅助的安全重要系统或部件的安全重要性。

条56. 热负荷系统

核电机组中持续运行的系统和部件（包括在事故情况下）必须配备热负荷辅助系统。热负荷系统的各个部分必须隔离。

条57. 过程取样系统和事故后取样系统

1. 必须设置过程取样系统和事故后取样系统，以及时确定液体处理系统、气体和液体样品中的放射性核素浓度，涵盖所有运行状态和事故情况。

2. 应采取适当措施监测含有可能受辐射污染的液体和气体系统的活度，并采取采样措施。

条58. 压缩空气系统

在设计中，必须确定提供给压缩空气系统的空气质量、流速和清洁度。

条59. 空气调节和通风系统

1. 核电机组内必须设有适当的空气调节、供暖、冷却和通风系统，以维持系统和安全重要部件所需的环境条件。

2. 核电机组内的通风系统必须具备过滤空气的能力，满足以下要求：

a) 核电站范围内放射性释放量低于规定限值；

b) 工作人员进出区域的空气中放射性浓度低于规定限值；

c) 核电站范围内的空气中放射性水平低于规定限值并遵循ALARA原则；

d) 向含有惰性气体或有毒气体的房间通风不会影响放射性的控制能力；

e) 控制向环境释放放射性气体的排放量低于规定限值并遵循ALARA原则。

2. 在高辐射区与低辐射区之间保持较低压力（局部真空），特别是在工作人员进出的区域。

条60. 消防系统

1. 必须设置消防系统，包括火灾探测系统、灭火系统、火场隔离围栏和排烟系统，覆盖核电机组的所有位置，并考虑火灾危害分析的结果。

2. 核电机组的消防系统必须能够应对所有火灾场景。

3. 灭火系统必须能够在必要位置自动启动。灭火系统的布置和位置设计必须确保当该系统出现异常时不会显著影响安全重要项目。

4. 火灾探测系统必须在火灾开始时迅速向操作员提供火灾位置和规模的信息。

5. 预设事故下的火灾探测系统和灭火系统必须具有足够的能力抵抗这些事故的影响。

6. 在核电机组的所有可能位置使用不燃材料和隔热材料，特别是反应堆舱室和控制室。

第六十一 条 照明系统

核电机组内的工作区域在所有运行状态和事故情况下均应保持照明。

第六十二 条 起重设备

一、重要的安全项目和其他靠近重要安全项目位置的项目必须使用起重设备进行提升。

二、起重设备的设计应具备以下功能：

（一）防止超载提升；

（二）防止坠落事故；

（三）能够安全移动自身及被提升的项目；

（四）具有联锁安全装置；

（五）如果用于设置有重要安全项目的区域内，应设计抗震性能。

节 7
能量转换系统

第六十三 条 蒸汽供应、给水和发电机组系统

一、蒸汽供应、给水和涡轮发电机系统的设计应确保冷却剂的压力边界在任何情况下都不超过设计限值。

二、蒸汽供应系统应配备经过检验合格且关闭速度合适的隔离阀，并能在规定的情况下在任何情况下关闭。

三、蒸汽供应和给水系统应设计为具有适当的容量，以防止运行中的异常情况发展成事故。

四、涡轮发电机应设计为具有防振和防超速保护。同时，还应采取措施防止来自涡轮的物体对重要安全项目造成影响的可能性。

节 8
废物处理和放射性废物系统

第六十四 条 废物处理和控制系统

一、核电机组内应设有处理固体和液体放射性废物的系统，以确保排放的放射性物质的数量和浓度不超过规定的限制并遵循ALARA原则。

二、设计废物处理设施和储存设施，以适应废物处置方案的时间要求。

三、核电机组的设计应具有便于运输和处理放射性废物的特性；考虑设备进出、提升和包装放射性废物的能力。

第六十五 条 液体和气体废物处理和控制系统

一、应设有处理液体和气体放射性废物的系统，使剩余放射性废物的数量低于规定的限制并遵循ALARA原则。

二、应在核电机组内立即处理液体和气体放射性废物，以确保此类废物排放到环境中后造成的公众辐射剂量符合ALARA原则。

三、核电机组的设计应包括适当措施，使排放到环境中的液体放射性废物数量低于规定的限制并遵循ALARA原则。

四、气体放射性废物过滤器应具有足够的沉积系数，以确保放射性物质的释放低于规定水平。应能检查过滤系统的效率。该系统的运行能力和功能在整个过滤器寿命期间应定期监测。过滤箱可以在不影响空气流通的情况下更换。

第九节
燃料处理和储存系统

第六十六 条 燃料处理和储存系统

一、核电机组内应设有燃料处理和储存系统，以在整个处理和储存过程中保持对燃料的控制。

二、核电机组的设计应具有便于提升、移动和处理未使用和已使用燃料的特性。

三、核电机组的设计应防止在移动或发生燃料容器掉落事故时对重要安全项目产生显著影响。

四、未使用和已使用燃料的处理和储存系统应满足以下要求：

（一）通过物理手段、物理过程或安全储备，最好通过适当的几何配置来防止达到临界；

（二）便于燃料检查；

（三）便于重要安全部件的定期维护和检查；

（四）防止燃料损坏；

（五）防止在运输过程中燃料掉落；

（六）每个燃料组件应有识别标记；

（七）有辐射防护措施；

（八）有适当的运行程序和核燃料审计、控制系统。

五、已使用燃料的处理和储存系统应满足以下要求：

（一）允许在任何情况下从燃料中卸载热量；

（二）防止燃料棒或组件超过规定的应力；

（三）防止在运输过程中燃料掉落；

（四）防止其他重物掉落导致燃料损坏的可能性；

（五）安全存放怀疑损坏或已损坏的燃料棒或组件；

（六）如果使用溶解中子吸收剂保持安全状态，则应控制水中溶解的中子吸收剂的数量；

（七）易于维护和拆除处理和储存燃料的设备；

（八）易于去污处理和储存燃料的区域；

（九）有足够的容量容纳根据预计的反应堆管理计划取出的所有燃料；

（十）易于将燃料从储存区移出并准备运出工厂。

六、对于使用水池储存燃料的核电机组，在设计中应采用以下技术解决方案：

（一）控制水温、化学性质和活度，以处理或储存已使用的燃料；

（二）监控水池水位和泄漏检测措施；

（三）防止由于管道破裂而导致燃料棒和组件在水池中暴露。

节十
辐射防护

条 67. 辐射防护设计

1. 实施保障员工受照剂量低于规定限值并遵循ALARA原则的规定，确保维持核电机组内员工的受照剂量。

2. 充分确定核电机组内的放射源及其相关辐射风险。保持来自这些来源的照射剂量遵循ALARA原则。维护燃料棒壳体的完整性。控制腐蚀产物和活化产物的产生、发展和影响。

3. 选择制造结构、系统和部件的材料以减少材料活化的可能性。

4. 采取技术措施防止核电机组内放射性物质、放射性废物和放射性污染的扩散。

5. 核电机组的设计必须确保对员工进入有辐射照射风险区域和潜在放射性污染区域的出入进行控制。使用适当的控制措施和通风系统来预防或减少辐射照射或放射性污染。

6. 必须根据核电机组运行中的照射水平和潜在照射水平将核电机组划分为不同区域（包括换料、维修和检查），并在事故情况下确定潜在照射水平的区域。采取屏蔽措施以防止或减少照射剂量。

7. 核电机组的设计应确保在正常运行、换料、维修和检查过程中员工接受的照射剂量遵循ALARA原则；使用必要的专用设备满足这一要求。

8. 设计并安装在低剂量率区域定期维护或手动操作的设备，以减少员工的照射剂量。

9. 提供去污设施给核电机组内的员工和设备。

条 68. 辐射监测措施

1. 在正常运行和事故情况下设计并安装辐射监测设备。如果可能，在设计之外的事故情况下也设计并安装辐射监测设备。

2. 安装固定剂量测量设备，用于测量核电机组内员工经常行走的位置以及在允许接触的运行状态下放射性水平变化的位置的局部剂量率。

3. 固定剂量测量设备应具有以下功能：

a) 在事故发生时显示核电机组内所需位置的放射性水平；

b) 向控制室和控制位置提供足够的信息，使员工能够执行必要的干预行动。

4. 固定辐射监测设备应能测量员工经常工作区域和需要保护措施的区域空气中放射性活度。当发现高浓度放射性气溶胶时，应在控制室和其他必要位置显示。在设备故障可能导致放射性污染或其他异常情况的区域安装辐射监测设备。

5. 应设有固定设备和实验室，以便及时测定液体处理系统、从核电机组系统或环境状态中获取的气体和液体样品中的放射性浓度。

6. 当排放放射性废气或可能含有放射性的废气时，应安装固定放射性测量设备。

7. 安装表面放射性污染测量设备。在控制区和监督区出口处安装固定的测量设备，包括放射性扫描门、手足测量仪，以监控员工和设备的放射性。

8. 建立员工辐射监测和放射性污染监测设施，以评估和保存员工在整个工作期间在厂内的累积剂量信息。

9. 通过监测环境剂量率或放射性活度来评价核电机组附近区域的照射剂量和其他辐射影响，注意以下因素：

a) 对公众的照射方式，包括食物链；

b) 地方环境中存在的辐射影响（如有）；

c) 环境中放射性积累的可能性；

d) 放射性意外扩散的可能性。

第四章 实施细则
实施条款

第六十九条 生效日期

1.本通知自签署之日起45日后生效。

2. 在实施过程中，如遇问题，应及时向科学技术部反映，以便审查修改和补充。