研究堆和临界装置运行安全规定

发布部门: 国家环境保护总局核安全管理司 发布文号: 国核安办〔2006〕7号
国防科工委、中国核工业集团公司、中国核动力研究设计院、中国原子能科学研究院、中国工程物理研究院、清华大学核能与新能源技术研究院、国家环保总局核安全中心、国家环保总局北方核安全监督站、国家环保总局四川核安全监督站、国家环保总局上海核安全监督站、国家环保总局广东核安全监督站、北京核安全审评中心、苏州核安全中心、机械院可靠性中心、中国核动力运行研究所、核工业标准化研究所、深圳大学、山东省地质科学实验研究院、西北核技术研究所:
由我局组织起草的核安全导则《研究堆安全分类》已编制完成。现将《研究堆安全分类》及《“研究堆安全分类”编制说明》寄给你单位。请你单位组织专家征求意见,并将意见进行汇总。《意见汇总》应包括具体修改意见和专家姓名。
请于2006年 2月28日前将《意见汇总》寄北京核安全审评中心。 联系人:信天民
通讯地址:北京840信箱 邮政编码:100840 电话:88023178
电子信箱:xintianmin@sohu.comzgtu@hotmail.com 国家核安全局联系人:顾剑峰
电话:66556361二○○六年一月二十四日附件:1.研究堆安全分类国家核安全局2006年1月核安全导则HADxxxxx研究堆安全分类本导则自发布之日起实施本导则由国家核安全局负责解释
1 引言 1.1 目的
鉴于动力堆与研究堆以及不同类型研究堆之间存在重要差异,以及国内外数十年研究堆核安全管理的经验,对研究堆进行安全分类从而为研究堆选址、设计、建造、调试、运行和退役各个阶段的活动和安全监督管理提供指导是非常必要的。为此,特编制本安全导则,指导研究堆安全分类。
本导则采用放射性潜在风险准则进行研究堆安全分类。该准则是根据与反应堆有关的放射性潜在风险,及其为满足《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》,《研究堆设计安全规定》,《研究堆运行安全规定》和有关的安全导则及规范标准的要求所需采取的安全措施,综合二者的分析结果,作为研究堆安全分类的准则。本导则在分类的同时还明确各类研究堆的安全要求,以确保研究堆的安全设计和安全运行。
1.2 范围 1.2.1
本导则中确定的研究堆安全分类准则和安全要求适用于包括临界装置设施在内的研究堆的厂址评价、设计、建造、调试、运行和退役,也应尽实际可能适用于在役的研究堆。次临界装置设施不受这些要求的约束。
1.2.2
本导则中研究堆系指主要用于为研究和放射性同位素生产等目的而产生和利用辐射的核反应堆。不包括用于发电、船用推进、海水淡化或区域供热的核反应堆。该术语涵盖反应堆堆芯、实验装置以及与反应堆相关实验装置有关的所有其他设施。
1.2.3
本导则推荐了按照研究堆可能的潜在风险进行研究堆安全分类的准则和执行程序。该安全分类为确定那些可能对公众和环境造成放射性危害的研究堆的安全要求奠定基础。
1.2.4
功率水平超过几十兆瓦的研究堆、快堆以及利用高压和高温回路、冷中子源和热中子源等实验装置的反应堆根据营运组织提出建议,并须经监管机构核准可适用本导则。但是可能需要适用一些动力堆标准和/或补充安全措施。
1.2.5
本导则也适用于研究堆相关的核燃料储存设施的核安全分类工作。对于现有的在役研究堆及其相关的核燃料储存设施的设计修改工作也可参照应用。
2 安全目标 2.1 三大安全目标 2.1.1
总的核安全目标:通过在核装置中建立并保持对放射性危害的有效防御,使个人、社会和环境免受伤害。
(注释:这条总的核安全目标得到了处理辐射防护和技术问题的两条补充性安全目标的支持。它们是互相依赖的:这些技术方面的措施与行政和规程方面的措施一道,共同确保防御起因于电离辐射的危害。)
2.2.2
辐射防护目标:要确保装置内的或由有计划地从该装置释放出的任何放射性物质引起的射线照射,在一切运行状态下均低于规定限值和保持在合理可行尽量低的水平,并要确保任何事故的放射学后果能得到缓解。
2.2.3
技术安全目标:要采取一切合理可行的措施防止在核装置中发生事故及一旦发生事故时缓解其后果;对于在设计该装置时考虑过的一切可能事故,包括概率非常低的事故而言,要以高可信度确保任何放射学后果都是小的和低于规定限值的;并要确保有严重放射学后果的事故的可能性极低。
(注释:以上三大安全目标,第一项安全目标是一般性的。另两项安全目标是补充性的,涉及辐射防护和安全的技术方面。)
2.2.4
安全目标要求将核装置设计和运行能确保一切射线照射源处于严格的技术和行政控制之下。但是,辐射防护目标不排除人受到有限的照射,也不排除法规许可数量的放射性物质从处于运行状态的装置向环境的释放。不过,此种照射和排放必须受严格控制,并必须符合运行限值和辐射防护标准。
2.2.5
虽然应当采取措施以便将所有运行状态下的辐射照射限制在合理可行尽量低的水平,并将可能导致对辐射源失去正常控制的事故的可能性减至最低程度,但仍会存在可能发生事故的概率,尽管这种概率非常低。因此,应当采取措施以确保可能发生的任何事故的放射学后果能够得到缓解。这类措施包括专设安全设施、营运组织制订的现场程序及相关主管部门制定的厂外干预措施,其目的是在一旦发生事故时减轻辐射照射。
2.2 关于电离辐射防护和辐射源安全的安全标准
根据GB18871-2002的要求,可以将上节中的三大安全目标具体体现在辐射照射有关的各项要求上,包括相应的剂量限值。
2.2.1 总的要求 ●
任何与辐射照射相关的活动的有关要求与该活动的特性及其所致的照射的大小和可能性相适应。

应对个人受到的正常照射加以限制,以保证除事故情况外,各项活动的综合照射所致的个人总有效剂量和有关器官或组织的总当量剂量不超过规定的相应剂量限值。

应对个人所受到的潜在照射危险加以限制,使来自各项活动的所有潜在照射所致个人危险与正常照射剂量限值所相应的健康危险处于同一数量级水平。

对于来自一项活动的任一特定源的照射,应使防护与安全最优化,使得在考虑了经济和社会因素之后,个人受照剂量的大小,受照射的人数以及受照射的可能性均保持在可合理达到的尽量低水平;这种最优化应以该源所致个人剂量和潜在照射危险分别低于剂量约束和潜在照射危险约束为前提条件。

对于一项活动中的任一特定的源,其剂量约束和潜在照射危险约束应不大于监管部门对这类源规定或认可的值,并不可能导致超过剂量限值和潜在照射危险限值的值。

对任何可能向环境释放放射性物质的源,剂量约束还应确保对该源历年释放的累积效应加以限制,使得在考虑了所有其他有关活动和源可能造成的释放累积和照射之后,任何公众成员在任何一年里所受到的有效剂量均不超过相应的剂量限值。
2.2.2 相关剂量限值
根据GB18871-2002以及IAEA有关剂量限值的要求,研究堆安全分类相关剂量限值推荐为:
2.2.2.1 剂量限值 ● 工作人员的辐照必须控制在下列剂量限值范围之内:
连续五年的年平均有效剂量≤20mSv 单独一年的年有效剂量≤50mSv
眼球一年的等效剂量≤150mSv 端部和皮肤的年等效剂量≤500mSv ●
公众相对关键组估计的平均剂量限值必须控制在下列范围之内
一年的有效剂量≤1mSv
在特殊情况下,一年的年有效剂量可控制在≤5mSv范围之内,但是其随后的连续五年的年平均有效剂量必须≤1mSv
眼球的年等效剂量≤15mSv 皮肤的年等效剂量≤50mSv 2.2.2.2 剂量约束
工作人员为:5mSv/a 公众为: 0.25mSv/a 2.2.2.3 危险约束
工作人员为:50mSv/a 公众为:5mSv/a 3 安全功能 3.1 基本安全功能
研究堆的基本安全功能要求如下: ●
在所有运行状态或事故工况下,均能停堆并使之保持在安全停堆状态; ●
足以排除停堆后堆芯余热; ● 包容放射性物质,尽量减少向环境释放。
通过各种手段确保上述功能的实现,从而达到安全目标的要求。 3.2
选定的研究堆的安全功能
选定的研究堆的安全功能列于表1。安全功能是与结构、系统和部件有关的对于确保反应堆安全必不可少的特征功能。安全功能应与特定的反应堆设计相适合。一些安全功能与某些类型的研究堆无关。安全功能是在对结构、系统和部件的适用要求进行分级时的一个关键要素。必须确定每一结构、系统和部件所发挥的安全功能。表1列出选定的安全功能。如果对某一特定反应堆不规定执行其中的某种安全功能,则必须证明其合理性。
表1. 选定的研究堆的安全功能 安全重要物项 安 全 功 能 建筑物和结构
形成阻挡放射性物质向环境无控制释放的屏障对封闭的安全系统提供保护以防止外部和内部事件的影响保持燃料的几何形状和必要的冷却剂流动通道,以确保反应堆在所有运行状态下和设计基准事故中实施停堆和排热的可能性提供慢化和控制中子通量的手段燃料基体和包壳
形成阻挡从燃料中释放裂变产物和其他放射性物质的屏障提供恒定的构形反应性控制系统控制反应堆堆芯的反应性,确保反应堆能够安全停堆,并确保反应堆在任何运行状态下或设计基准事故中均不超过燃料设计限值和其他限值反应堆冷却剂回路
提供适当的堆芯冷却,并确保反应堆在任何运行状态下或设计基准事故中均不超过对燃料和冷却剂的规定限值堆芯应急冷却系统
在发生冷却剂丧失事故后,以适当的速度从反应堆堆芯排出热量,以防止燃料的显着破损反应堆保护系统
采取保护行动以实施停堆,冷却和封闭放射性物质,并缓解事故后果控制连锁装置,以便在所需条件尚未满足的情况下防止操作失误与安全有关的其他仪器仪表和控制系统
在反应堆参数未达到安全限值的情况下,使这些参数保持在运行限值的范围内向反应堆运行人员提供和显示迅速确定反应堆保护系统状况所需的充足信息,并采取正确的安全相关行动供电向系统和设备提供质量适宜的充足电力,以确保它们在必要时有能力发挥其安全功能燃料装卸和贮存系统防止误临界贮存新燃料和辐照燃料防止燃料的机械性或腐蚀性破损辐射监测系统
提供测量和报警,以最大程度地减少对运行人员和研究人员的辐射照射防火系统确保火灾或火灾诱发爆炸的不利影响不会妨碍安全重要物项在必要时发挥其安全功能
4 安全分类 4.1 安全分类准则 4.1.1
研究堆用于特定的各种目的,例如研究、培训、放射性同位素生产、中子放射治疗和材料检验。这些目的要求研究堆具有不同的设计特点和不同的运行方式。研究堆的设计和运行特征可能差别很大,而且实验装置的使用也会影响反应堆的性能。此外,在研究堆使用方面的灵活性要求也需要采用不同的方案来实现和管理安全。
4.1.2
与动力堆相比,大多数研究堆对公众造成危害的可能性很小,但它们对运行人员造成危害的可能性会比较大。
4.1.3
低功率研究堆安全分析的范围、程度和详尽性可能明显低于对高功率研究堆的要求,因为某些事故假想方案可能不适用,或可能只需要进行有限的分析。例如,冷却剂丧失事故的处理可能因反应堆功率和设计的不同而差别很大。
4.1.4 在分类中应当考虑下列影响安全的因素:
易裂变和可裂变材料的数量和富集度;
乏燃料元件、高压系统、加热系统以及可能影响反应堆安全的易燃物的贮存;
慢化剂、反射层和冷却剂的类型和质量;
可以引入的反应性量及其引入速率,反应性控制,以及固有安全特性和附加安全特性;
安全壳结构或其他封隔手段的质量; 反应堆的利用选址; 与人群的接近程度。
4.2 安全分类及其安全要求 4.2.1 安全分类
根据影响安全的因素分析研究堆潜在的放射性风险,即根据初因事件发生概率与事件的放射性后果之乘积分析研究堆在未设置安全系统的原始情况下潜在的放射性风险。根据此准则,本导则将研究堆分为三类:
第一类:“低度风险”类,具有一般的厂内放射性潜在风险,又称常规的“工业风险”类;
第二类:“中度风险”类,具有较明显的厂内放射性潜在风险; 第三类:
“高度风险”类,具有较明显的厂内、外放射性潜在风险。
4.2.2各类研究堆的安全要求
根据安全目标要求确定对这三类研究堆的安全要求,简述如下。 ●
第一类研究堆又称“低度风险”研究堆的安全要求:
要求确保安全停堆且保持安全停堆状态。一般只需设置安全保护系统就能满足安全目标的要求,而其它构筑物、系统设备可按常规工业标准设计。
● 第二类研究堆又称“中度风险”研究堆的安全要求:
要求确保安全停堆且保持安全停堆状态,同时还要保证堆芯的冷却和余热导出。一般需设置安全保护系统、堆芯应急冷却系统及余热导出系统才能满足安全目标的要求。
● 第三类研究堆又称“高度风险”研究堆的安全要求:
要求确保安全停堆且保持安全停堆状态,保证堆芯的冷却和余热导出,同时还要确保对放射性物质的包容。一般需设置安全保护系统,堆芯应急冷却系统及余热导出系统和放射性包容系统才能满足安全目标的要求。
从这些核安全要求也可以更好地理解潜在的放射性风险的含义以及为了应对相应的潜在的放射性风险所应采取的安全措施。
5 安全分类实施程序 5.1 确定潜在源项
根据功率大小、运行模式、燃料特性、反应性特性、实验装置特性以及放射性废物贮存特性等确定源项大小。
5.2 确定放射性释放途径
根据系统特性、初始事件和事故特性以及运行特性等分析可能的放射性释放途径。
5.3 确定厂址边界剂量
根根厂址特性和可能的放射性释放途径计算厂址边界剂量。 5.4
确定所需的安全功能及其相应的安全系统
根据安全目标的要求,确定研究堆应具备的安全功能及相应的安全系统。 5.5
确定研究堆的安全类别
根据安全分类的原则确定研究堆的安全类别。附件二:研究堆安全分类编制说明
一、编写的必要性
鉴于动力堆与研究堆以及不同类型研究堆之间存在重要差异,对于众多类型的研究堆,在安全监督管理上,必须采取分别对待的策略,也就是说要将研究堆按照其安全特性进行分类,实施安全监督管理。国内外数十年研究堆核安全管理的经验,也说明对研究堆进行分类从而为研究堆选址、设计、建造、调试、运行和退役各个阶段的活动和安全监督管理提供指导是非常必要的。
目前国内尚无研究堆分类的安全导则,而国际上也无可参照的兰本。为此,作为安全监管部门必须编写相应的指导性文件,以便对研究堆进行分类,实施分类管理。
二、编写依据 主要依据下列法规和规章:
·《中华人民共和国放射性污染防治法》
·《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》 ·《研究堆设计安全规定》
·《研究堆运行安全规定》
参照数十年研究堆核安全管理经验和下列文件编写本导则: ·《研究堆厂址选择》
核安全法规技术文件HAF·J0005 1992.4.6 ·《Siting of Research Reactor》
IAEA-TECDOC-403 1987 ·《Earthquake Resistant Design of Nuclear
Facilities with Limited Radioactive Inventory》 IAEA-TECDOC-1347 2003
·《Safety of Research Reactor》 IAEA NS-R-4 2005
·《研究堆安全分类的初步探讨》 研究堆核安全法规研讨会报告 2001.1.15
三、国内外现状
目前国内外尚无关于研究堆分类的技术文件或导则。IAEA在上节所列的参考文献中,提出了将研究堆进行分类的思想。但是只是提出了简单的以功率为准则(IAEA-TECDOC-403

IAEA-TECDOC-1347)开展分类的原则。由于过于简单而无法为研究堆安全监督管理提供有效的指导。近期IAEA又发表了有关研究堆安全分类较详细的原则性意见,为本导则的编制提供了指导意见。
国内自上世纪未开始关注研究堆分类工作以来,对分类工作进行了初步设想和多次专家研讨活动。但是由于未建立完整的研究堆分类管理的法规标准体系和以及明确的研究堆分类准则,致使研究堆安全分类管理工作未顺利开展。
目前,基于研究堆分类的研究堆安全管理体系的框架已经确定,有关研究堆分类的技术准备亦巳取得一定进展。编写研究堆分类导则的条件巳经成熟。
四、主要考虑的问题 4.1 放射性潜在风险准则
本导则推荐采用放射性潜在风险准则进行研究堆分类。放射性潜在风险是指:根据影响安全的初因事件发生概率与事件的放射性后果之乘积分析研究堆在未设置安全系统的原始情况下可能产生的潜在的放射性风险。
该准则是根据与反应堆有关的放射性潜在风险,及其为满足《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》,《研究堆设计安全规定》,《研究堆运行安全规定》和有关的安全导则及规范标准的要求,所需采取的安全措施,综合二者的分析结果,确定研究堆分类的准则。在分类的同时还明确各类研究堆的安全要求,以确保研究堆的安全设计和运行安全。
4.2 研究堆分类的操作 4.2.1 确定潜在源项
根据功率大小、运行模式、燃料特性、反应性特性、实验装置特性以及放射性废物贮存特性确定源项大小。
4.2.2 确定放射性释放途径
根据系统特性、初始事件和事故特性以及运行特性分析可能的放射性释放途径。
4.2.3 确定厂址边界剂量
根根厂址特性和可能的放射性释放途径计算厂址边界剂量。 4.2.4
确定所需的安全功能及其相应的安全系统
根据安全目标的要求,确定研究堆应具备的安全功能及相应的安全系统。 4.2.5
确定研究堆的安全类别 根据导则安全分类的原则确定研究堆的安全类别。 4.3
研究堆分类的应用
研究堆分类是研究堆执照申请工作的重要支柱。只有在明确了研究堆的安全类别后,才能按照研究堆执照申请实施细则开展研究堆的执照申请工作。
研究堆分类是研究堆安全分析的重要组成部份,也是安全分析的出发点。只有明确了研究堆的类别后,才能明确研究堆的安全要求,才能确定安全分析的前提和范围。
研究堆安全分类也是研究堆安全监督管理,包括安全审评的前提条件。因为研究堆的安全类别和研究堆的安全要求是紧密相联的,是至对应的。这也为其后的监管工作明确了要求和工作范围。

发文标题:研究堆和临界装置运行安全规定

发文单位:国家核安全局

文号:[88]国核安法字076号

发布日期:1988-8-1

执行日期:1988-8-1

生效日期:1900-1-1

  本规定自发布之日起实施。

  本规定由国家核安全局负责解释。

  1 引言

  1.1 研究堆和临界装置(以下称反应堆)的安全运行需要合乎要求的设计、建造、管理和监督。本规定主要涉及的是管理和监督方面的问题,本规定适用于反应堆全寿期,包括修改和更新。

  1.2 本规定确定了反应堆安全运行所必须满足的最低要求。其目的是保证在反应堆运行过程中,不使厂区人员和公众受到过量的放射危害。

  1.3 根据“民用核设施安全监督管理条例”的规定,国家对反应堆实行许可证管理制度。本规定提出了申请反应堆安全许可证件的程序及应递交的文件。

  1.4 本规定附录二所列的导则是对本规定的说明和补充。

  2 监督管理职责

  2.1 反应堆营运单位对反应堆的安全运行承担全面责任。

  2.2 反应堆主管部门对反应堆的安全运行负领导责任。

  2.3 反应堆的运行安全必须接受国家核安全部门的监督。

  2.4 为保证反应堆的安全运行,国家核安全部门、主管部门和反应堆营运单位必须相互了解和相互尊重。

  2.5 国家核安全部门在反应堆运行监督方面的主要职责为:

  (1)审批颁发反应堆运行许可证;

  (2)核准并颁发操纵人员执照;

  (3)审查批准反应堆运行限值和条件;

  (4)核实反应堆营运单位是否正确遵循运行限值和条件,是否履行所有与安全有关的其它职责,必要时从安全出发采取强制性行动,包括命令反应堆停堆和修改。

  2.6 反应堆营运单位必须根据国家核安全部门的要求,递交或提供下列文件和资料:

  (1)安全分析报告(见3.1条);

  (2)运行限值和条件(见5.1条);

  (3)有关偏离运行限值和条件的报告(见5.7条);

  (4)定期试验和检查计划(见6.3条);

  (5)定期试验和检查结果(见6.6条);

  (6)运行规程(见8.1条);

  (7)调试大纲和调试阶段审查报告(见11.1条);

  (8)调试试验结果(见11.4条);

  (9)属于安全范畴内的修改方案及其审核意见(见12.1条);

  (10)反应堆应急计划(见14.1条);

  (11)质量保证大纲(见16.2条);

  (12)废物管理大纲和有关文件(见17.1条);

  (13)排出流排放限值以及监测和控制排放的方法和规程(见17.4、17.5条);

  (14)人员配备、资格审查、培训和再培训大纲(见5.7、7.7条);

  (15)与审查预计运行事件和事故工况有关的定期运行总结报告和记录(见9.6条);

  (16)人员受照射的报告(见13.7条);

  (17)退役计划(见18.2条);

  (18)其他有关资料。

  2.7 反应堆营运单位必须根据运行限值和条件制定运行规程。

  2.8 反应堆营运单位必须为编制、保管和分发本规定要求所作的记录和报告作出安排。

  2.9 反应堆营运单位必须挑选合格人员并给予必要的培训,使他们能在反应堆各种正常工况和事故工况下按照运行规程正确地履行职责。

  3 运行安全分析报告

  3.1 安全分析报告必须包括足够资料,以便国家核安全部门能独立作出反应堆的安全评价。提交资料的格式、范围和细目要符合国家核安全部门的要求,安全报告内容见安全导则HAF1001,《研究堆和临界装置安全分析报告的典型内容》。

  3.2 安全分析报告要包括以下内容:

  (1)厂址及其环境的描述;

  (2)建堆的目的,反应堆设计、运行和实验所遵循的基本安全原则,(包括所用的法规、标准和规范),设计基准内部和外部始发事件,以及为保护厂区人员和公众安全为目的的安全系统性能的描述;

  (3)反应堆系统的描述,包括目的、接口、仪表、检查维护和所有运行工况以及事故工况下的性能;

  (4)设计、采购、建造、调试和运行方面的质量保证大纲的描述;

  (5)对预计安排在反应堆内进行的,对安全具有重要影响的任何形式的实验的安全问题的检查;

  (6)相类似反应堆系统的运行经验的回顾;

  (7)假设始发事件及其后果的安全分析,包括足够的资料和计算,以便有条件进行独立评价;

  (8)反应堆及其实验设备的运行安全技术条件,包括安全限值和安全系统整定值、安全运行的限制条件、设备监测要求、组织和管理上的要求。这些安全技术条件可作为安全分析报告的一部分,或编成单独的文件(见导则HAF1001《研究堆和临界装置安全分析报告的典型内容》)。

  3.3 反应堆营运单位必须分阶段向国家核安全部门递交下列报告:

  (1)在设计建造阶段,提交初步安全分析报告;

  (2)装料前提交最终安全分析报告;

  (3)申请颁发运行许可证前,递交修订的最终安全分析报告。

  上述分阶段的安全分析报告随同许可证申请,经审查批准后方可开始建造。装载核燃料正式运行。

  3.4 当反应堆的修改影响到原安全分析报告的适用性时,应对报告中受影响的部分重新评价并递交更新的安全分析报告。

  4 事件和事故分析

  4.1 必须作出反应堆事件和事故分析,以评价反应堆对一系列假设始发事件(如设备误动作或故障、运行人员误操作或外部事件)的响应。这些事件既可导致预计运行事件,也可导致事故工况。必要时,评价也应该包括考虑实验设备本身的安全及其对反应堆的影响。事件和事故分析必须证明运行的安全裕度或风险度是可接受的。事件和事故分析是确定反应堆安全技术条件的依据。

  4.2 在安全分析中,必须考虑假设始发事件及其后果,并且:

  (1)必须保证已经考虑足够宽的事故谱;

  (2)可以按照类型将事故分组,使每组中只需对极限情况进行定量分析;

  (3)应该指明这些极限情况的事故过程及其可能的后果;

  (4)必须证明反应堆运行的安全裕度或风险度是可以接受的。

  4.3 对所考虑的每个事故序列,应该指出在事故工况下,安全系统及未失效的工艺系统需要起作用的范围。

  4.4 每个假设始发事件可以归于下列工艺故障分类的一种或几种。

  (1)反应堆冷却系统排热的减少;

  (2)二回路冷却系统排热减少(热阱丧失);

  (3)反应性引入和功率分布异常;

  (4)反应堆冷却剂容量或压力变化;

  (5)一个子系统或部件放射性释放;

  (6)自然或人为事件(如电源故障、运行人员误操作)。

  4.5 由于故障可能包括了由较易发生(或中等颁率)但没有放射性后果的始发事件到概率极低但有较严重后果的事件的序列。因此有必要从事件序列中筛选出必须作详细分析的那些事件。

  4.6 对于假设始发事件的分析,必须证明在任何情况下,固有的或专设的安全设施将使每个事件的后果保持在国家核安全部门所规定的可接受值之内。

  4.7 分析结果最终可用事件的可能性及其后果的大小来描述,表达的方式为:

  (1)放射源与公众间屏障的损坏程度;

  (2)厂区人员和公众预计辐射剂量。

  5 运行限值和条件

  5.1 对反应堆安全具有重要意义的整套限值和条件包括安全限值、安全系统整定值和安全运行的限制条件,必须递交给国家核安全部门审查批准。

  5.2 安全限值是为保证安全运行、防止过量的个人受照和过量放射性释放,而对重要的过程变量或参数规定的限值。这些安全限值一般应根据情况确定为最大和(或)最小值。在所有运行工况下,这些变量或参数应保持在这个范围内。

  5.3 安全系统整定值(如停堆整定值)必须能使有关的自动保护设备动作,以防止突破任何安全限值,并须考虑系统瞬态行为设备响应时间和测量装置的误差。对于不能直接测量的变量的安全限值(如燃料温度),必须对与此安全限值有关的其它变量规定适当的安全系统的整定值,以防止突破该安全限值。

  5.4 安全运行限制条件,是对反应堆每种运行工况从行政上制定的必须遵守的对设备和运行的强制规定。运行限值和条件必须起到下列作用:

  (1)防止发生可能导致事故工况的状况;

  (2)如果发生这种事故工况,则要减轻其后果。这些限制条件是:运行人员配备的最低要求以及适用的安全文件中所假定的设备功能或性能的最低要求。

  5.5 安全限值、安全系统整定值和运行限制条件,必须根据反应堆事故和事件分析(特别是事故分析)选定,而且必须与反应堆的现状相一致,在任何时候使用的定值必须符合当时的反应堆运行工况。

  5.6 反应堆安全系统的设计通常在其设备发生故障时不导致反应堆安全水平的降低。但若发现可能导致安全水平降低的故障,则运行组必须采取措施(如降低堆功率、更换损坏仪器),以确保不危及反应堆安全。

  5.7 一旦安全限值被突破时,必须停堆,使反应堆保持在安全状态。再次启动反应堆之前,必须由营运单位进行审查,并及时报告国家核安全部门。

  5.8 当安全运行限制条件不能满足时,运行人员必须采取适当的行动,以确保安全,反应堆运行管理者应研究其原因和后果并采取适当的措施并报告国家核安全部门以防止再次发生类似事件。

  6 定期试验和检查

  6.1 反应堆运行负责人必须安排定期试验和检查,以保证遵守安全技术条件和保持反应堆安全性能。

  6.2 对设备进行的定期试验和检查项目及其频度要求,可能对系统设计有重大影响,所以这些要求应在早期制订,应在设计中考虑。

  6.3 在开始装料前,反应堆运行负责人必须为那些安全运行重要的构筑物、系统和部件编制一个定期检查和试验计划,这项计划由国家核安全部门批准,作为安全报告或安全技术条件或其他文件的一部分。

  6.4 对各个构筑物、系统、部件定期试验和检查的频度应使它们的可靠性达到一个足够的程度,确定试验和检查的频度时应考虑:它们对安全的相对重要性,它们的功能失效的可能性和在安全分析中确定的要求。随着经验的积累,试验频度可以调整。

  6.5 所有定期检查和试验,应根据书面规程进行,以保证安全水平不致降低。

  6.6 国家核安全部门对定期试验和检查结果应作审查,以核实是否符合安全技术条件,应与以前检查和试验结果作出比较,以查明潜在的故障并及时修复,检查和试验结果应妥善保存,以便国家核安全部门审查。

  6.7 当定期试验或检查时发现与安全系统整定值或限制条件不符合时,必须立即纠正。某些设备故障或不符合项,并不降低反应堆安全水平,或者在采取行政措施后可以确保安全,则反应堆可在一个有限期间内继续运行。否则,反应堆必须停堆或保持停堆状态,直到故障或异常情况被纠正为止。

  6.8 国家核安全部门应在适当时候,审查管理记录、运行记录和营运单位有关安全的检查和试验记录。

  6.9 国家核安全部门有权要求营运单位进行专门检查并由国家核安全监督员或专家组到现场见证。

  7 管理

  7.1 营运单位对反应堆安全承担全面责任。反应堆运行负责人对反应堆安全承担直接安全责任。营运单位必须负责确保:

  (1)反应堆的设计能保证安全运行;

  (2)根据批准的设计建造反应堆;

  (3)调试期间,经考验证明反应堆已经满足设计要求;

  (4)根据安全文件组织能胜任的人员运行和维护反应堆及其使用反应堆进行实验;

  (5)运行期间,要准备好运行所需备用设备,要提供必要的服务。

  营运单位应明确要求,反应堆管理人员必须通过资格审查后方可执行其任务,并赋予反应堆运行负责人足够的权力。

  7.2 反应堆运行负责人必须明文规定运行人员的职责和资格及它们的隶属关系和联系渠道,对涉及运行或使用反应堆的其他人员(如辅助人员、实验人员),也应明文规定他们的职责、隶属关系和联系渠道。控制室内应备有现任责任人员名单。

  7.3 营运单位必须具体规定运行人员的资格要求。反应堆操纵人员实行执照制度。办理执照程序是由营运单位提出申请,主管部门负责考核、国家核安全部门核准并颁发执照。

  7.4 当值反应堆运行人员,出于安全的目的,有权使用紧急停堆按钮(或相当的设备)。

  7.5 为了反应堆安全和有效运行,反应堆运行负责人必须有计划地安排运行人员培训并给予评价。培训内容必须包括全部运行工况和事故工况下执行规程的训练。

  7.6 除有专门的保健物理人员以外,应对运行人员进行广泛的保健物理训练。

  7.7 对于反应堆各种运行工况必须规定人员配备的最低要求。既要规定人数,还要规定他们需要承担的责任。在整个运行期间,必须明确任定直接操纵反应堆的人员。

  7.8 营运单位或反应堆运行管理机构应有能力对建议的运行方式、修改或实验的安全进行独立审查。

  7.9 反应堆运行计划和使用反应堆的实验计划必须提前编制并由反应堆运行负责人批准。

  8 规程

  8.1 反应堆运行总则包括行政上和组织上的要求,必须经国家核安全部门审查和批准后,由营运单位发布。有关反应堆安全运行和使用的一些专用规程应作为运行总则的补充,并在初始装料前发布。这些规程由反应堆运行组与设计单位、制造单位和营运单位的其他人员合作制订,并由营运单位批准,报国家核安全部门备案。

  这些专用规程必须包括以下内容:

  (1)反应堆和实验设备的启动、运行和停止;

  (2)燃料的装卸、移动及其他堆芯和反射层部件的操作,包括实验设备的入堆、出堆:

  (3)影响反应堆安全的主设备或系统的日常维修;

  (4)影响反应堆安全的构筑物、系统和部件的检查和试验;

  包括已批准的定期试验和检查大纲中规定的那些项目;

  (5)人员的辐射防护;

  (6)影响反应堆安全或反应性的运行、维修以及辐照和实验的批准;

  (7)操纵员对预计运行事件以及事故工况(属实际可能)的响应;

  (8)应急处理;

  (9)安全保卫;

  (10)放射性废物的处理和放射性释放的控制和监测。

  以上多数操作,可采用检查卡方式。

  8.2 这些规程必须按预先规定的内部程序定期进行修改,必要时还须提前修改。

  8.3 操作和使用反应堆的所有人员必须为熟悉和掌握这些规程接受适当和充分的训练并理解遵守这些规程的必要性。

澳门新葡亰平台官网 ,  8.4 运行和使用反应堆的全部规程必须符合批准的运行限值和条件。

  8.5 对现行规程中未包括的操作,在该操作开始前应该制订一个专用规程并经反应堆运行负责人批准。

  8.6 在发生危及安全的事件时,运行人员应采取适当的行动,使反应堆和实验回到安全状态。事后应对这个事件进行评价,必要时应根据评价的结论修改规程或编制新的规程。

  9 记录和报告

  9.1 为了反应堆安全运行,营运单位在初始装料前,应备有反应堆设计、建造和运行有关的全部重要资料。并在反应堆运行阶段及时更新这些资料,资料应包括厂址和环境数据、设计技术条件、设备详图和材料细目、图纸及运行和维修手册及其它质量保证文件。

  9.2 营运单位在开始正常运行前要备有有关的调试记录,包括启动试验报告。

  9.3 运行记录必须包括以下各项:

  (1)反应堆日常运行数据;

  (2)当前运行状态(如设备停役);

  (3)维修、试验、检查和修改;

  (4)放射源、裂变材料和其他特种材料的数量和转移情况;

  (5)人员的职责、资格、体格检查和培训;

  (6)有关运行中出现的故障和与安全有关的事件;

  (7)辐射照射和医疗检查;

  (8)放射性废物储存、收集、处理、转移、放射性释放和环境监测;

  (9)质量保证记录。

  9.4 运行日志、检查卡和其他资料的记录都必须有日期和签字。

  9.5 对各种资料应规定合理的保存期,并符合有关规定。

  9.6 反应堆营运单位应该按照国家核安全部门的要求,定期提供有关安全事宜的总结报告。有关预计运行事件和事故工况的审查记录和报告及修改报告都必须存档,以供国家核安全部门查阅。

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