核动力厂安全评价与验证

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1、核安全导则HAD102/17核动力厂安全评价与验证国家核安全局94核动力厂安全评价与验证（2006年6月5日国家核安全局批准发布）本导则自2006年7月1日起实施本导则由国家核安全局负责解释本导则是指导性文件。在实际工作中可以采用不同于本导则的方法和方案，但必须证明所采用的方法和方案至少具有与本导则相同的安全水平。94目录1.引言11.1目的11.2范围12.安全评价、安全分析和独立验证22.1安全评价与安全分析22.2独立验证32.3设计、安全评价和独立验证之间的关系63.安全重要的工程技术方面73.1概要73.2经验证的工程实践和运行经验73.3创新的设计特性83.4纵深防御的实施93

2、.5辐射防护103.6构筑物、系统和部件的安全分级123.7外部事件的防护143.8内部灾害的防护173.9与适用规范、标准和导则的一致性183.10载荷和载荷组合193.11材料的选择203.12单一故障评价和多重性/独立性223.13多样性243.14安全重要物项的在役试验、维护、修理、检查和监测253.15设备鉴定263.16老化和磨损机理283.17人机接口和人因工程的运用293.18系统之间的相互作用323.19设计过程中计算手段的使用33944.安全分析344.1概要344.2假设始发事件404.3确定论安全分析434.4概率安全分析614.5敏感性和不确定性分析854.6使用

3、的计算机程序的评价865.独立验证88941.引言1.1目的1.1.1本导则是对《核动力厂设计安全规定》有关条款的说明和补充。设计1.1.2本导则为设计单位在初始设计和设计修改过程中对核动力厂进行安全评价提供了建议，也为营运单位对于新核动力厂（使用新的或现有设计的）的安全评价进行独立验证提供了建议。实施安全评价的建议也适用于指导对现有核动力厂进行安全审查。依据现行的标准和实践对现有核动力厂进行安全审查，其目的在于确定是否存在影响核动力厂安全的任何偏离。本导则中的方法和建议同样适用于国家核安全监管部门进行的监管审查和评价。虽然本导则中大部分建议是通用的，并适用于所有类型的反应堆，但也有一部分

4、特殊建议和范例主要用于水冷反应堆。1.2范围1.2.1本导则确定了在实施安全评价和独立验证过程中的关键建议，并且提供了支持《核动力厂设计安全规定》的详细指导，尤其是在其安全分析领域。但是，它并不能包括目前所有可用的技术细节，关于具体的设计问题和安全分析方法，可参照相关安全导则和参考核安全法规技术文件。1.2.294由于对核动力厂的某些系统的安全评价已有专门的安全导则，因此，本导则不包括对这些系统安全评价的具体建议。2.安全评价、安全分析和独立验证2.1安全评价与安全分析2.1.1本导则中的安全评价是一个系统性过程，它贯穿于整个设计过程，以保证核动力厂设计满足所有的相关安全要求。这些要求包括

5、营运单位和国家核安全监管部门确定的安全要求。安全评价包括（但并不仅限于）正式的安全分析（见第4章）。设计和安全评价都是核动力厂设计单位进行的同一迭代过程中的组成部分，该迭代过程直到设计满足所有安全要求为止，其中也可能包括在设计过程中提出的安全要求。2.1.2安全评价的范围包括核实设计是否满足安全管理要求、主要技术要求以及《核动力厂设计安全规定》第3章至第6章中给出的安全管理要求、主要技术要求以及核动力厂设计和核动力厂系统设计要求，并核实已完成全面的安全分析。2.1.3《核动力厂设计安全规定》第3章中提出的安全管理要求，论及关于与经验证的工程实践、运行经验和安全研究有关的问题。2.1.4《核

6、动力厂设计安全规定》第4章中提出的主要的技术要求，包括保证提供充分的纵深防御措施，保证最大程度地考虑了事故预防措施和辐射防护。2.1.5《核动力厂设计安全规定》第5章中提出的94核动力厂设计要求，与以下一些问题有关，如设备鉴定、老化以及通过多重性、多样性和实体分隔来提供安全系统的可靠性等。2.1.1《核动力厂设计安全规定》第6章中提出的核动力厂系统设计要求，包括有关堆芯、反应堆冷却剂系统和反应堆安全系统（如安全壳以及应急堆芯冷却剂系统）的设计问题。2.1.2对于安全分析，《核动力厂设计安全规定》第5.9节规定：“必须对核动力厂设计进行安全分析，在分析中必须采用确定论和概率论分析方法。在这种

7、分析的基础上，必须制定和确认安全重要物项的设计基准。还必须论证所设计的核动力厂能够满足各类核动力厂状态下放射性释放的所有规定限值和潜在的辐射剂量辐射照射剂量的可接受限值，并论证纵深防御已起到作用。”关于确定论和概率安全分析的范围和目的在本导则的4.1.3.1-4.1.3.6节中给出。2.2独立验证2.2.1《核动力厂设计安全规定》3.6节要求：“在提交国家核安全监管部门以前，营运单位必须保证由未参与相关设计的个人或团体对