核電廠設計安全規(guī)定

1、核電廠設計安全規(guī)定（1991年7月27日 國家核安全局令第1號發(fā)布 1991年修改）本規(guī)定是中華人民共和國核電廠安全法規(guī)的第二部分本規(guī)定自一九九一年七月二十七日起實施本規(guī)定由國家核安全局負責解釋 1引言    1.1目的     本規(guī)定提出了陸上固定式熱中子反應堆核電廠的核安全原則，確定了保證核安全所必需的基本要求。這些要求的適用范圍包括安全重要的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件以及有關(guān)規(guī)程和程序。規(guī)定中只強調(diào)設計中必須滿足的要求，對于如何滿足這些要求則不作具體規(guī)定。    附錄I所列安全導則是對本

2、規(guī)定的說明和補充。     本規(guī)定適用于核電廠設計、制造、建造、運行和監(jiān)督管理。    1.2范圍     本規(guī)定闡述了構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件為滿足安全運行以及防止（或減輕）可能危及安全的事件后果所應遵守的設計方法和設計要求?？赡芪＜鞍踩氖录y(tǒng)稱為假設始發(fā)事件。假設始發(fā)事件用于確定核電廠物項的設計基準。它們包含多種可能單獨地或相互組合后影響安全的因素。這些因素有如下幾種類型：     （1）與核電廠廠址及其環(huán)境有關(guān)聯(lián)的因素；  

3、   （2）由人員行動引起的因素；     （3）源自核電廠本身運行的因素。     本規(guī)定不考慮下列事件：     （1）極不可能發(fā)生的事件（對嚴重事故的考慮見3.5條）；     （2）能導致核電廠廠址區(qū)域的全面破壞而又不能加以防范的人為事件和自然事件；     （3）絕無可能影響核電廠安全的工業(yè)事故；     本規(guī)定不考慮

4、核電廠對環(huán)境的非放射性影響。第5章和第9章的某些要求只適用于水冷堆。 2安全原理    2.1安全目標     核能與任何一種對于人類和環(huán)境具有一定風險的工業(yè)活動一樣，均須盡力降低風險。核能的風險與電離輻射（以下簡稱輻射）有關(guān)。因此核安全的最終安全目標為：     建立并保持對輻射危害的有效防御，保護廠區(qū)人員、公眾和環(huán)境。 具體而言，輻射防護的目標為：     保證廠區(qū)人員和公眾在運行狀態(tài)下所受到的輻射照射低于規(guī)定限值并保持合理可行盡量

5、低；保證減輕事故引起的照射。     與事故狀態(tài)有關(guān)的目標為：     保證從總體上防止事故的發(fā)生，保證在出現(xiàn)核電廠設計中在考慮到的所有事故序列（即使是概率很低的序列）時，其放射性后果不大；通過預防和緩解措施保證發(fā)生嚴重后果的事故的可能性極低。     2.2縱深防御     縱深防御概念是安全原理的重要組成部分。此概念必須貫徹于安全有關(guān)的全部活動，包括與組織、設計或人員行為有關(guān)的方面，以保證這些活動均置于重疊措施的防御之下，即使有一種

6、防御失效，亦將得到補償或糾正。     設計過程中必須貫徹縱深防御概念，從而提供多層次的保護。這方面的實例為：     （1）設置多種手段以保證每個基本安全功能（反應性控制、余熱排出和放射性包容）的執(zhí)行；     （2）除固有安全特性外，采用可靠的保護裝置；     （3）通過安全系統(tǒng)的自動觸發(fā)和運行人員的行動，加強對核電廠的控制； （4）提供設備和規(guī)程以支援事故預防措施、控制事故發(fā)展過程和限制事故后果。   

7、60; 作為一條基本要求，任何時候各防御層次都必須按照不同運行方式的規(guī)定一一備齊。在缺少一個防御層次而其他防御層次雖在的條件下，繼續(xù)運行就沒有足夠的基礎。     縱深防御概念在設計過程中的第一種應用如下：提供多層次的設備和規(guī)程，用以防止事故，或在未能防止事故時保證適當?shù)谋Ｗo。     （1）第一層次防御的目的是防止偏離正常運行。這一層次要求按照恰當?shù)馁|(zhì)量水平和工程實踐正確并保守地設計、建造和運行核電廠。為達到此目的，對設計規(guī)范和材料的恰當選擇以及部件制造和核電廣施工的控制，均應十分注意。對于核電廠的檢查

8、、維護和試驗規(guī)程，以及進行這些活動時良好的可達性核電廠的運行條件和運行經(jīng)驗的利用等項，亦應予以關(guān)注。     （2）第二層防御的目的是檢測和糾正偏離正常運行的情況，以防止預計運行事件升級為事故工況。這是由于盡管注意預防，核電廠在其壽期內(nèi)仍然會發(fā)生假設始發(fā)事件。這一層次要求設置專用系統(tǒng)并制定運行規(guī)程以防止或盡量減小這些假設始發(fā)事件所造成的損壞。     （3）第三層次防御是基于以下假定：盡管極少可能，某些預計運行事件的升級仍有可能未被前一層次防御所制止，因此必須提供附加的設備和規(guī)程以控制由此引起的事故工況的后果。設置

9、這一層次防御的另一主要目的是使核電廠在事故工況后達到穩(wěn)定的、可接受的狀態(tài)。     在第三層之后可借以進-步保護公眾和廠區(qū)人員的措施為：核電廠用于減輕超設計基準事故后果的特定的補充設施、應急計劃和準備。    縱深防御概念的第二種應用是核電廠設置多道實體屏障，防止放射性物質(zhì)外逸。這些屏障通常包括燃料本身、燃料包殼、反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力邊界和安全殼。設計必須保證每一屏障的有效性，并為之提供保護。     3設計總準則     3.1 輻射

10、防護     必須提供措施，以保證2.1條所提出輻射防護目標的實現(xiàn)。     核電廠安全設計中輻射防護接受準則必須遵循以下原則：導致高輻射劑量或放射性物質(zhì)大量釋放的核電廠狀態(tài)的發(fā)生概率要低，而發(fā)生概率較高的狀態(tài)的輻射后果要小。     接受準則通常僅為與核電廠的正常運行、預計運行事件和事故相對應的為數(shù)有限的幾組準則。接受準則必須由國家核安全部門認可。    3.2安全功能     把安全視作整個設

11、計過程中的內(nèi)在要素，對于達到充分安全至為重要。本規(guī)定中所提出的安全對策的目的是：使核電廠保持在正常運行狀態(tài)中；保證發(fā)生假設始發(fā)事件后，電廠能立即作出正確的近期響應以及在事故工況后便于處理。     為保證安全，必須滿足下列總的設計要求：     （1） 必須提供安全停堆手段，使在運行狀態(tài)中和事故工況期間及事故工況后的反應堆安全停堆，并使之保持在安全停堆狀態(tài)。     （2） 必須提供排除余熱的手段，使停堆后（包括事故工況停堆后）從堆芯排出余熱。   

12、60; （3） 必須提供減少放射性物質(zhì)釋放的可能性的手段，并保證任何釋放在運行狀態(tài)期間低于規(guī)定限值，在事故工況期間低于可接受限值。     對安全功能進行考慮是系統(tǒng)地滿足上述設計總要求的一個處理方法。安全功能包括廠內(nèi)各系統(tǒng)在運行狀態(tài)中和事故工況期間及事故工況后為保證電廠安全所必須執(zhí)行的所有功能。 有關(guān)設計中輻射防護的進一步指導見安全導則HAF0209。 有關(guān)安全功能及其應用的進一步指導見安全導則HAF0201。     3.3電廠安全特性     縱深防御概念的基本

13、思想也反映在電廠的下列特性中。     核電廠設計的一個總體要求是電廠對假設始發(fā)事件的敏感性必須合理地低。電廠對任何假設始發(fā)事件的預計響應可用下列（1）-（3）中的一項特征表示。核電廠的設計和運行應能促使任何假設始發(fā)事件的后果按下述順序排列，并在合理可行的條件下盡可能接近于（1）。     （1）依靠核電廠的固有特性，假設始發(fā)事件不產(chǎn)生與安全有關(guān)的重大影響或核電廠只產(chǎn)生趨向安全狀態(tài)的變化。     （2）在發(fā)生假設始發(fā)事件后，依靠在此狀態(tài)中連續(xù)運行的系統(tǒng)動作，以控制該假設始發(fā)

14、事件，使核電廠趨于安全。     （3）在發(fā)生假設始發(fā)事件后，依靠對該事件作出響應而投入工作的系統(tǒng)動作使電廠趨于安全。     3.4設計基準 設計基準必須規(guī)定核電廠在確定的輻射防護要求范圍內(nèi)適應規(guī)定的運行狀態(tài)范圍和事故工況的必備能力。設計基準包括正常運行技術(shù)規(guī)格、假設始發(fā)事件引起的狀態(tài)、重要的假設以及在某些情況下特定的分析方法。     3.4.1正常運行     設計過程中必須針對電廠安全正常運行的要求，制定一組運行要求和限制，包括

15、：     （1）過程變量和其他重要參數(shù)的限制；     （2）安全系統(tǒng)整定值；     （3）電廠維護、試驗和檢查的要求，以保證構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的功能與設計規(guī)定相符。     這些要求和限制是制定運行限值和條件的依據(jù)。    3.4.2假設始發(fā)事件     核電廠設計中必須認識到縱深防御的各個層次都可能受到考驗，因此設計中必須采取措施以保證安全功能的執(zhí)行

16、，并實現(xiàn)安全目標。上述考驗來自假設始發(fā)事件。假設始發(fā)事件的選擇系基于確定論法或概率論法，或兩者的某種組合。不同類型的假設始發(fā)事件及其可能的組合見附件A。應指出，獨立事件同時發(fā)生的可能性通常不予考慮。    3.4.3設計規(guī)范     應有國家核安全部門認可的工程設計規(guī)范，作為系統(tǒng)和部件設計的接受準則。     3.4.4廠址特征     在確定核電廠設計基準時，必須考慮到核電廠與環(huán)境之間的各種相互作用，包括人口、氣象、水文、地質(zhì)和地震等

17、因素。還必須考慮到為獲得電廠安全和保護公眾可依托的廠外服務（如電力供應和消防設施）可能遇到的困難。    3.5嚴重事故     正常運行、預計運行事件和事故工況的設計基準對于防止反應堆堆芯的嚴重損壞以及抑制放射性物質(zhì)的釋放，使之在運行狀態(tài)下低于規(guī)定限值并在事故工況下低于可接受限值，必須提供高的可信度。     但是應該意識到某些低概率的事件序列有導致嚴重的堆芯損壞的可能。從安全觀點出發(fā)，還以在一定限度內(nèi)計及嚴重事故為妥。對于嚴重事故的考慮可基于現(xiàn)實的分析，而毋需嚴格地運用確

18、定設計基準時所采取的保守的過程方法。根據(jù)運行經(jīng)驗，結(jié)合安全分析和安全研究的結(jié)果，設計中應考慮的事項有：     （1）針對特定設計，確定能導致嚴重事故的重要事件序列；     （2）考慮電廠的已有能力，包括超越其預定功能和設計基準時利用某些系統(tǒng)的可能，以及利用某些暫設系統(tǒng)使電廠恢復到受控狀態(tài)并減輕嚴重事故的后果；     （3）應對能降低這些事件出現(xiàn)的概率或能減輕這些事件后果的可能的設計修改作出評價。若通過適當努力能提高總的安全性，則應進行這種設計修改。  

19、0;  （4）在計及有代表性的和起主導作用的嚴重事故的條件下，制定事故處理規(guī)程。 進一步指導見HAF0100（91）核電廠廠址選擇安全規(guī)定及其安全導則。    3.6核電廠質(zhì)量     必須明確規(guī)定構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的全部安全功能。構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件必須按其安全的重要性進行分級。    為保證高度的功能可靠性，對于與質(zhì)量有關(guān)的各個方面，諸如構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的設計，材料的選擇、技術(shù)規(guī)格、建造、運行、維護和試驗規(guī)程以及合格人員的配備，必須予以極大關(guān)注，使之適

20、應所賦與的安全功能。不僅對于不同防御層次中的工藝和安全系統(tǒng)及其輔助設施有此要求，對于防止放射性物質(zhì)外逸的各道實體屏障尤其如此。     凡屬可行，設備必須按照適用的、經(jīng)認可的標準設計，其設計必須是此前在相當使用條件下驗證過的；設備的選擇必須與安全所要求的電廠可靠性目標相一致。對于所采用的標準和規(guī)范，必須加以鑒別和評價，以確定其適用性、恰當性和權(quán)威性，并根據(jù)需要進行補充和修正，以保證設備的質(zhì)量符合安全功能的要求。     選擇設備時必須考慮到誤動作和不安全的故障模式（例如要求脫扣時不脫扣）。系統(tǒng)或部件有發(fā)生故障的可能

21、并需要在設計中針對此種故障作出適應性措施之處，則必須先選擇具有可預見的故障模式并便于修理或更換的設備。     3.7在役試驗、維護、檢查和監(jiān)測的措施     安全重要構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的設計必須符合下列要求：它們的可靠性達到足夠高的水平；為保持其執(zhí)行功能的能力，可在核電廠的壽期內(nèi)進行標定、試驗、維護、修理和檢查或監(jiān)測；完成這些活動時所達到的標準與所執(zhí)行安全功能的重要性相當，且廠區(qū)人員不致于由此而受到過量的照射。    安全重要構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的設計不足以適應試驗、檢查或監(jiān)

22、測的需要時，必須采取適當?shù)难a充措施，以消除潛在的未發(fā)現(xiàn)的故障影響。    3.8系統(tǒng)和部件的可靠性設計 這方面的進一步指導見HAF0400（91）核電廠質(zhì)量保證安全規(guī)定及其有關(guān)導則。另見安全導則HAF0302核電廠在役檢查HAF0307核電廠維修和HAF0308核電廠重要物項的監(jiān)督。 關(guān)于系統(tǒng)可靠性和設計措施的進-步指導見安全導則HAF0203HAF0204HAF0205HAF0206HAF0207HAF0213.     本條所列的幾種措施可用于達到和保持與全部三個防御層次內(nèi)所執(zhí)行安全功能的重要性相當?shù)目煽啃?。?/p>

23、有必要，可使用這些措施的組合。      表示不同防御層次的可靠性要求，不能采取通用的定量指標。但第一層次無疑應視作重點。這與營運單位為了生產(chǎn)電力保持核電廠高可用率的目標也是吻合的。     為保證安全功能的執(zhí)行具有必需的可靠性，經(jīng)國家核安全部門同意，對某些安全系統(tǒng)可制定最大不可用率的限值作為基準或用作接受準則。 3.8.1多重性     為完成一項特定安全功能而采用多于最少套數(shù)的設備，即多重性，它是提高安全重要系統(tǒng)的可靠性并借以滿足單一故障準則（見3.8.2）的重要設計原則

24、。在運用多重性原則的條件下，一套設備出現(xiàn)故障或失效是可承受的，不致于導致功能的喪失。例如，在某一特定功能可由任意兩臺泵完成之處，設置三臺或四臺泵。為滿足多重性要求，可采用相同的或不同的部件。     3.8.2單一故障準則 滿足單一故障準則的設備組合，在其任何部位發(fā)生單一隨機故障時，仍能保持所賦予的功能。源自單一故障的各種繼發(fā)故障，均視作單一故障不可分割的組成部分。     對于構(gòu)成核電廠設計的每個安全組，都必須運用單一故障準則。安全組是用以完成各項為抑制特定假設始發(fā)事件的后果使之不超過設計基準所規(guī)定限值所需要的動

25、作的設備組合。     為檢驗核電廠是否符合單一故障準則的要求，必須對各有關(guān)安全設備組進行下述分析：假設單一故障及其全部繼發(fā)故障依次出現(xiàn)在設備組合的各個單元上，并逐一進行分析，直至完成此組合內(nèi)的全部故障分析為止，對各有關(guān)組合依次一一進行分析，直至完成所有組合和全部故障的分析為止。有關(guān)特定安全系統(tǒng)需要符合單一故障準則的敘述見后。單一故障準則在上述系統(tǒng)中的假設是此前已作了描述的過程中的一部分。單一故障分析中，不考慮同時發(fā)生一個以上的隨機故障。     如上述分析的結(jié)果表明，每個安全組在計及假設始發(fā)事件的影響后均能完成各

26、有的功能，則認為，設計達到了單一故障準則的要求。     單一故障分析中，對于設計、制造、在役檢查和保養(yǎng)的質(zhì)量達到極高水平的非能動部件的故障，可不予考慮。但在排除非能動部件發(fā)生故障的可能時，必須計及始發(fā)事件后需要部件發(fā)揮作用的全時程，并對基于此種假設的分析方法的正確性作出論證。     亂真動作必須視為故障的一種模式。     對于下列各種情況，毋需遵守單一故障準則：     （1）極為罕見的假設始發(fā)事件；   &#

27、160; （2）假設始發(fā)事件極不可能的后果；     （3）某些設備因進行維護、修理或定期試驗，在有限的時間內(nèi)停止使用。    對某些安全系統(tǒng)可能需要提出多重性或多樣性的附加要求。例如在相同部件用于幾種安全功能或同時用于安全和非安全目的之處、有共因故障的可能之處以及定期試驗的有效性受到限制之處，均可據(jù)以提出附加要求。     3.8.3多樣性     采用多樣性原則能減少某些共因故障的可能，從而提高某些系統(tǒng)的可靠性。應考查這類

28、潛在故障的原因，以確定在何種場合能有效地應用多樣性原則。     多樣性應用于執(zhí)行同一功能的多重系統(tǒng)或部件，系通過多重系統(tǒng)或部件中引入不同屬性而實現(xiàn)。獲得不同屬性的方式有：采用不同的工作原理、不同的物理變量或不同的運行條件以及使用不同制造廠的產(chǎn)品等。     為保證所采用的多樣性確能提高所完成設計的可靠性，在運用多樣性原則時必須審慎。例如，為降低共因故障的可能性，設計人員必須對材料、部件和制造工藝中有無任何相似之處，運行原理或公用的輔助設施中有無細微的類似之處給以關(guān)注。采用多樣化系統(tǒng)或部件時，應計及諸如運行、維護和

29、試驗程序中額外的復雜性，或使用可靠性較低設備所帶來的缺點，并取得此種追加措施有利于總體效益的合理保證。     3.8.4獨立性     為提高系統(tǒng)的可靠性可在設計中采用下列獨立性原則：     （1）保持多重系統(tǒng)部件之間的獨立性；     （2）保持系統(tǒng)中各部件與假設始發(fā)事件效應之間的獨立性，例如，假設始發(fā)事件不得引起為減輕該事件后果而設置的安全系統(tǒng)或安全功能的失效或喪失；     （3）保持不

30、同安全等級的系統(tǒng)或部件之間適當?shù)莫毩⑿裕?    （4）保持安全重要物項與非安全重要物項之間的獨立性。     獨立性可在系統(tǒng)設計中通過功能隔離或?qū)嶓w分隔實現(xiàn)。     （1） 功能隔離必須使用功能隔離，以減少多重系統(tǒng)或相連接系統(tǒng)中由正常運行或異常運行，或這些系統(tǒng)中任一部件的故障所引起的設備和部件間不良相互作用的可能性。     （2） 部件的實體分隔和布置 在系統(tǒng)布置和設計中，必須盡實際可能采用實體分隔原則以增強實現(xiàn)獨立性的保證，對于

31、某些共因故障尤其如此。     這些原則包括：     空間分隔（距離、方位等）；     屏障分隔；     上述兩種方法的組合。     分隔方法的選擇取決于設計基準中所考慮的假設始發(fā)事件，例如火災、化學爆炸、飛機墜毀、飛射物、淹沒、溫度、濕度等效應。     核電廠內(nèi)的某些場所，有可能成為不同安全重要性的各種設備或線路的自然匯合點，例如安全殼貫穿區(qū)、電

32、動機控制中心、電纜走廊、設備間、控制室和核電廠的工藝控制電腦等。在這些場所，必須盡實際可能采取適當?shù)拇胧┮苑乐构惨蚬收稀?    3.8.5故障安全設計     在設計核電廠的安全重要系統(tǒng)和部件時，應盡可能貫徹故障安全原則，即系統(tǒng)或部件發(fā)生故障時，電廠應能在毋需任何觸發(fā)動作的情況下進入安全狀態(tài)。     3.8.6輔助設施 為保持電廠安全狀態(tài)所必需的輔助設施有供應電力、冷卻水、壓縮空氣或其他氣體的設施及潤滑設施等。輔助設施用于支持構(gòu)成安全重要系統(tǒng)部分的設備時，必須視作安全重要

33、系統(tǒng)的一部分。它們的可靠性、多重性、多樣性獨立性用于隔離和功能實驗的措施必須具有與所支持系統(tǒng)相對應的可靠性。     3.8.7共因故障     若干裝置或部件的功能可能由于出現(xiàn)單一特定事件或原因而失效。這種事件或原因可能是設計缺陷、制造缺陷、運行或維護差錯、自然事件、人為事件、信號飽和、環(huán)境條件的變化或電廠內(nèi)任何其他運行或故障所引起的意外的級聯(lián)效應。必須盡實際可能在設計中采取適當措施盡量減少這種效應。     3.8.8設備停役 核電廠及其安全系統(tǒng)的可靠性設計中，必須計及設

34、備停役的影響，包括預計的維護、試驗和修理工作對于各個安全系統(tǒng)的可靠性所產(chǎn)生的影響。如系統(tǒng)的可靠性在設備停役的條件下不能滿足設計和運行所采用準則的要求，且臨時停役的部件不能在規(guī)定時間內(nèi)進行更換或重新投入時，核電廠必須停止運行或置于安全狀態(tài)之下。核電廠開始運行前必須明確規(guī)定可用于各種情況下部件的更換或重新投入的時間和應采取的行動。    3.9運行人員操作優(yōu)化的設計     從安全觀點出發(fā)，廠區(qū)人員的工作場所和工作環(huán)境必須按人機工效學原則進行設計。     對人的因素和人機關(guān)系的

35、全面考慮應始于設計的早期階段，并貫徹于設計全過程。     控制室內(nèi)必須以協(xié)調(diào)的方式向操縱員提供反映本規(guī)定3.2條中各種安全功能所必需的全部設備和系統(tǒng)現(xiàn)狀的各種參數(shù)的清晰的顯示。在輔助控制點內(nèi)也必須提供類似設施（見6.3條）。     若將操縱員視為承擔雙重任務，即設備操作和系統(tǒng)管理（包括事故處理）的人員，則有助于確立信息顯示和控制的設計原則。     為進行系統(tǒng)管理，操縱員需要借以作出下述判斷的信息：     （1）在任何狀態(tài)下（即正

36、常運行、預計運行事件或事故工況），迅速評估電廠的概況，并確認預定的自動安全動作正在進行； 進一步指導見安全導則HAF0203、HAF0208和HAF0303。     （2）決定應采取的恰當行動。     為進行設備操作，操縱員需要各系統(tǒng)和設備有關(guān)參數(shù)的信息。     設計必須利于操縱員在有限的時間內(nèi)、預計的周圍環(huán)境中和有心理壓力（的狀態(tài)）下能采取成功的行動。應盡量減少操縱員在短期內(nèi)進行干預的必要性。設計時應考慮這種干預可予接受的前提是：設計者能夠證明操縱員有足夠的時間作出決

37、定并采取行動，操縱員據(jù)以決定采取行動的必要信息系以簡單和明確的方式呈現(xiàn)，在該事件發(fā)生后控制室內(nèi)或輔助控制點內(nèi)及其通道中的環(huán)境是可接受的。     3.10余熱向最終熱阱的輸送 必須設置傳熱系統(tǒng)，向最終熱阱輸送來自安全重要構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的余熱。這些系統(tǒng)在正常運行、預計運行事件和事故工況下都必須具有極高的可靠性。用于輸送熱量的各系統(tǒng)，包括傳遞熱量、提供動力以及向余熱輸送系統(tǒng)供應流體的設計都必須與它們的整個余熱輸送系統(tǒng)中所分擔的功能相適應。     為實現(xiàn)系統(tǒng)的可靠性，必須恰當?shù)剡x擇經(jīng)考驗的部件，并采用多重性、多樣性

38、、實體分隔、相互連接以及隔離等。     在設計這些系統(tǒng)、選擇最終熱阱和傳熱流體貯存系統(tǒng)的多樣性方案時，必須考慮到自然事件和人為事件的影響。    3.11防火和防爆     設計和布置安全重要構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件時，除滿足其他安全要求外，還必須盡量降低外部和內(nèi)部事件引起火災和爆炸的可能性及其后果。作為最低要求，必須保持停堆、排出余熱和包容放射性物質(zhì)的能力。為實現(xiàn)這些要求，必須采取多重部件、多樣系統(tǒng)、實體分隔適當組合和故障安全設計。進一步指導見安全導則HAF0206。 進一步指

39、導見安全導則HAF0202。    在整個核電廠中，尤其在諸如安全殼和控制室等場所中，凡屬可行，必須采用不可燃的或阻燃的和耐熱的材料。     必須設置足夠容量和能力的火警檢測和滅火系統(tǒng)。在必要的場合，這些系統(tǒng)必須能自動觸發(fā)。滅火系統(tǒng)的設計和布置必須保證在其出現(xiàn)破裂、誤動作或意外操作時，對安全重要構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的能力不致于產(chǎn)生顯著的影響。     3.12設備故障的影響    安全重要構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的設計必須能經(jīng)受運行狀態(tài)和事故

40、工況的影響并適應這兩種狀態(tài)的環(huán)境條件（對于嚴重事故，盡實際可能予以考慮）。為防止能加重初始事件對安全所造成的后果的次級故障，這些構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件必須采取適當?shù)牟贾梅绞?，或為之采取保護措施，以防止設備損壞時可能出現(xiàn)的飛射物、管道甩動、流體噴射和淹沒等動力作用的破壞。如果這些條件不能滿足，必須在設計中采取其他合適的措施。     安全重要的流體系統(tǒng)與工作壓力較高的另一流體系統(tǒng)相連接時，必須按較高的壓力設計，或設置符合單一故障準則的過壓保護。     3.13多堆共用的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件   

41、60; 兩個或兩個以上的動力堆，一般不應共用安全重要構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件。共用的方式如予采用，必須證明：此種方式能滿足每一座堆的全部安全要求；一座堆發(fā)生事故時，其它各堆能有秩序地停堆、冷卻并排出余熱。    3.14含有可裂變或放射性物質(zhì)的系統(tǒng)     必須保證核電廠內(nèi)可能含有可裂變或放射性物質(zhì)的所有系統(tǒng)在運行狀態(tài)和事故工況下均有足夠的安全性。     3.15撤離路線和通訊手段     核電廠必須設置有簡捷、以醒目而持久的標志

42、識別的安全撤離路線，并配備為安全使用這些路線所必需的可靠的應急照明和其他輔助設施。撤離路線必須符合工業(yè)安全、輻射分區(qū)、防火和電廣保衛(wèi)方面的要求。     為使廠區(qū)人員即使在事故狀態(tài)下也能得到警告指令，必須設置適當?shù)膱缶到y(tǒng)和通訊手段。     安全必須的核電廠廠區(qū)內(nèi)部以及對外的通訊聯(lián)系，必須保持晝夜暢通。進行通訊設計和選擇多樣性措施時，必須計及這一要求。 進一步指導見安全導則HAF0204。 進一步指導見安全導則HAF0204     3.16核電廠出入口控制 為嚴密控制出入

43、口，必須以適當?shù)臉?gòu)筑物的布置方式，使核電廠與其周圍相隔離。進行廠房設計和廠區(qū)布置時，尤其須注意此點，并為保衛(wèi)人員或監(jiān)測設備作出安排，以防未經(jīng)批準的人員和物品進入核電廠。     3.17退役     在設計階段對便于核電廠退役的措施必須給以關(guān)注，還必須為廠區(qū)人員和公眾在退役期間所受到的輻射照射保持于合理可行盡量低的水平，以及充分有效地保護環(huán)境防止放射性污染作出努力。4 反應堆堆芯    4.1反應堆設計     為保證在所有運行狀態(tài)下不

44、超出設計規(guī)定的可接受限值，反應堆堆芯和有關(guān)冷卻劑系統(tǒng)、控制和保護系統(tǒng)的設計必須留有適當?shù)脑Ａ俊?#160;    組成反應堆堆芯的部件和反應堆壓力容器內(nèi)靠近堆芯的其他部件的設計和裝配，必須符合下述要求：在運行狀態(tài)和事故工況中所預計到的靜、動荷載的作用下，可保持必要的結(jié)構(gòu)穩(wěn)定性，以保證安全停堆和堆芯冷卻。          4.2燃料元件     燃料元件的設計必須適應各種劣化過程后仍能滿意地承受所預計的堆內(nèi)輻照的要求。   &

45、#160; 設計燃料元件時必須考慮下列劣化因素：冷卻劑外壓、燃料內(nèi)裂變產(chǎn)物所造成的附加內(nèi)壓、燃料和燃料組件中其他材料的輻照效應、功率變化所造成的壓力和溫度的變化、化學效應、靜載荷、包括流體所引起的，振動和機械振動在內(nèi)的動載荷以及變形或化學效應所引起的傳熱性能的變化等。設計必須為數(shù)據(jù)、計算和制造中的不確定因素留有裕量。    燃料元件在正常運行中，必須保持于設計規(guī)定限值之內(nèi)（包括裂變產(chǎn)物的容許泄漏值）；預計運行事件中的各種瞬態(tài)影響不得造成元件顯著的進一步劣化，裂變產(chǎn)物的泄漏量必須保持于現(xiàn)實可行的最低水平，燃料組件的設計應計及便于檢查其結(jié)構(gòu)和零件的

46、要求；在事故工況中，燃料元件必須能保持原位，其變形不得發(fā)展到有礙于堆芯在事故后保持足夠有效冷卻的程度，并且不得超過燃料元件在事故工況下的規(guī)定限值。 進一步的指導見安全導則HAF0214。     4.3反應堆堆芯控制 堆芯的中子通量的水平和分布，各種狀態(tài)下，包括停堆后，換料期間和換料后的狀態(tài)、以及預計運行事件和事故工況引起的狀態(tài)在內(nèi)，必須符合4.2條的規(guī)定。用于檢測上述通量分布的手段必須總能保證堆芯內(nèi)不存在任何未能檢測到的違反4.2條規(guī)定的部位。堆芯設計應盡量減少依賴控制系統(tǒng)使通量分布在各種運行狀態(tài)下保持在規(guī)定限值內(nèi)。    

47、; 4.4反應堆停堆 必須備有在運行狀態(tài)和事故工況下安全停堆的手段。必須保證，即使在堆芯具有最大后備反應性的情況下，仍能保持停堆狀態(tài)。停堆手段的有效性動作速度和停堆深度必須足以保證反應堆不超出規(guī)定的限值。     停堆手段必須由兩個不同的系統(tǒng)組成。     兩個系統(tǒng)中，至少有一個系統(tǒng)能在單一故障情況下獨立行使使反應堆從運行工況和事故工況迅速進入有足夠深度的次臨界的功能。     即使在堆芯具有最大后備反應性情況下，兩個系統(tǒng)中至少有一個系統(tǒng)能獨立使反應堆從正常運行工況

48、進入次臨界，并以足夠的深度和高的可靠度保持次臨界狀態(tài)。     判斷停堆手段是否足夠時，必須高度重視發(fā)生在核電廠任何部位的、可能導致一部分停堆手段失去作用的故障。     停堆手段必須足以防止反應堆失控地轉(zhuǎn)向臨界。為滿足這一要求，必須考慮到停堆期間能增加反應性的各種預定操作（諸如維護和換料操作時移動中子吸收體）及停堆手段中的單一故障。    必須通過檢測和試驗保證停堆手段處于所要求的狀態(tài)。     如能在全部正常功率運行期間保持停堆能力

49、，則部分停堆手段可用于反應性控制和通量整形。 5反應堆冷卻劑系統(tǒng)     5.1反應堆冷卻劑系統(tǒng)的設計     反應堆冷卻劑系統(tǒng)及其有關(guān)的輔助系統(tǒng)、控制和保護系統(tǒng)必須具有足夠的裕量，以保證冷卻劑的壓力邊界在任何運行狀態(tài)不超過設計條件。為達到此目的所設置卸壓裝置的動作，即使在事故工況下，也不得導致核電廠放射性物質(zhì)的向外釋放超過可接受的程度。     包容反應堆冷卻劑的部件，如反應堆壓力容器或壓力管、管道和接頭、閥門、配件、循環(huán)泵和熱交換器以及用于固定這些部件的器件，必須能在所有

50、運行狀態(tài)和事故工況下承受預計的靜、動載荷。     反應堆冷卻劑壓力邊界必須具有能保證任何微裂紋緩慢擴展（如微裂紋可檢測性、先漏后破）的特性。必須避免屬于反應堆冷卻劑壓力邊界的部件可能呈現(xiàn)脆性的設計和工況。所設計和制造的反應堆壓力容器、壓力管必須在材料選擇、設計標準、可檢查性和加工方面均具有最高質(zhì)量。     設計中必須考慮到壓力邊界材料在運行、維護、試驗和事故工況下的所有條件，并對使用中可能出現(xiàn)劣化（諸如由于侵蝕、蠕變、疲勞、化學環(huán)境、輻射環(huán)境和老化）以及在確定部件初始狀態(tài)和劣化速率時的任何不確定因素，留有適當?shù)?/p>

51、裕量。     必須盡量減少反應堆冷卻劑壓力邊界范圍內(nèi)的部件，諸如泵的葉輪和閥門零件在各種運行狀態(tài)和事故工況下發(fā)生故障的可能性以及此種故障對一回路系統(tǒng)內(nèi)其他安全重要物項造成的損傷，并對使用中可能發(fā)生的劣化留有適當?shù)脑Ａ俊?本章的某些要求僅適用于水冷反應堆，進一步的指導見安全導則HAF0213。     5.2-回路壓力邊界的在役檢查     一回路壓力邊界內(nèi)部件的設計、制造和布置，必須便于在核電廠整個壽期內(nèi)對邊界定期進行充分檢查和試驗。應采取措施，貫徹材料監(jiān)督大綱，借以確定反

52、應堆壓力容器和其他重要部件的結(jié)構(gòu)材料的輻照效應和老化效應。     一回路壓力邊界的各部件必須具有與其安全重要性相對應的直接或間接的可檢查性，以驗明不存在不可接受的缺陷或劣化。     此外，必須設置指示器以監(jiān)測一回路壓力邊界完整性（如泄漏檢測）。設置此種監(jiān)測手段，對于安全所必需的在役檢查的選擇可能產(chǎn)生影響。     核電廠的安全分析表明二回路冷卻劑系統(tǒng)中的某些特定故障可能導致嚴重后果時，其有關(guān)部分必須具有可檢查性。     5.3反應

53、堆冷卻劑裝置    必須采取措施保證冷卻劑的裝載量和壓力在任何運行狀態(tài)下，在計及容積變化和泄漏后保持在設計規(guī)定的限值之內(nèi)。為滿足這一要求，執(zhí)行上述功能的系統(tǒng)必須具有足夠的容量（流量或儲量）。這些系統(tǒng)可由用于發(fā)電過程的部件或?qū)ｉT為此而設置的部件組成。    5.4反應堆冷卻劑凈化    必須采取措施，清除反應堆冷卻劑中的放射性物質(zhì)，包括從燃料泄漏的裂變產(chǎn)物。相應系統(tǒng)的能力必須基于設計所規(guī)定的燃料容許泄漏限值和保守的裕量，以保證核電廠可在回路中的放射性水平處于合理的低水平和釋放量

54、低于規(guī)定限值的條件下運行。     5.5堆芯余熱的排出     必須為排出堆芯的余熱提供手段。它們的安全功能是在不超過規(guī)定的燃料設計限值和冷卻劑壓力邊界設計條件的前提下，以一定速度從堆芯排出裂變產(chǎn)物的衰變熱和其他余熱。     為了在單一故障的前提下足以可靠地實現(xiàn)上述要求，余熱排出系統(tǒng)的設計必須具備適當?shù)亩嘀匦?、多樣性以及諸如泄漏檢測、適當?shù)南嗷ミB接和隔離能力等特征。    5.6應急堆芯冷卻    &#

55、160;為限制冷卻劑喪失事故時裂變產(chǎn)物的外逸，必須設置應急堆芯冷卻系統(tǒng)。此系統(tǒng)必須具有下述冷卻效能：     （1）包殼溫度不超過事故工況的容許設計值；     （2）可能出現(xiàn)的化學反應限制在容許水平內(nèi)；     （3）燃料和堆內(nèi)構(gòu)件的變形不致于顯著降低應急堆芯冷卻手段的有效性；    （4）堆芯冷卻保持足夠長的時間。     為了在單一故障的前提下也足以可靠地實現(xiàn)上述要求，應急堆芯冷卻系統(tǒng)的設計

56、必須具備適當?shù)亩嘀匦?、多樣性及諸如泄漏檢測、適當?shù)南嗷ミB接和隔離能力等的設計特征。     5.7應急堆芯冷卻系統(tǒng)的檢查和試驗     應急堆芯冷卻系統(tǒng)及其重要部件必須具備進行定期檢查和定期試驗的條件，以保持下述性能：     （1）系統(tǒng)中各部件的結(jié)構(gòu)和密封的完整性；     （2）正常運行期內(nèi)系統(tǒng)中各能動部件可達到的最佳可運行性和工作性能；    （3）作為一個整體，系統(tǒng)按現(xiàn)實可能與設計基準條件

57、相接近的可運行性，例如為系統(tǒng)投入運行所需全部操作順序的執(zhí)行，包括保護系統(tǒng)中有關(guān)部分的操作、正常和應急動力源之間的切換，以及有關(guān)安全系統(tǒng)輔助設施的操作等。6信息和控制     6.1總的要求     必須設置能在正常運行、預計運行事件和事故工況下對變量和系統(tǒng)進行全程監(jiān)測的儀表，以獲取核電廠現(xiàn)狀的充分信息。必須設置能測量所有影響裂變過程、反應堆堆芯完整性、反應堆冷卻劑系統(tǒng)和安全殼完整性的主要變量的儀表以及借以獲取核電廠的安全可靠運行所需的任何信息的儀表。對安全重要的導出參數(shù)，如冷卻水的過冷度，必須配置足夠的自動記錄裝置

58、。     必須設置適當?shù)目刂剖侄螌⑸鲜鲎兞勘３衷谝?guī)定的運行范圍以內(nèi)?？刂葡到y(tǒng)的設計應采取適當?shù)目蛇_到高度可靠性的手段。必須設置檢測儀表和記錄裝置，用以獲取為跟蹤事故工況過程和主要設備現(xiàn)狀所需的基本信息；按安全要求，預測放射性物質(zhì)可能自設計部位外逸的數(shù)量和位置。應視實際可能使檢測儀表中有一定數(shù)量的儀表提供在嚴重事故期間反映電廠現(xiàn)狀和據(jù)以作出決策的信息。 進一步的指導見安全導則HAF0208。     6.2控制室     必須設置主控制室，借以進行下述活動：在各種運行狀態(tài)下安

59、全地運行核電廠；出現(xiàn)事故工況和控制室設計中所采用的設計基準事件后，采取相應措施，以保持核電廠的安全狀態(tài)或使之返回安全狀態(tài)。 必須采取適當措施保護控制室內(nèi)的人員，防止事故工況下形成的過量照射或有毒氣體之類險情的危害，以保持其采取必要行動的能力。     控制室內(nèi)儀表的布置和信息顯示的方式必須便于運行人員正確掌握核電廠現(xiàn)狀和性能的全貌。     必須設置光示裝置，并在相宜之處設置音響裝置，以效果良好的方式指示偏離正常和可能危及安全的運行工況和過程。    6.3輔助控制點 必須在

60、一個獨立于主控室的專用控制點（二者之間采取電氣和實體分隔）配置足夠的檢測儀表和控制設備，借以在主控室喪失執(zhí)行基本安全功能時，完成下述任務：使反應堆進入并保持于停堆狀態(tài)，排出余熱并監(jiān)測核電廠的主要變量。    6.4應急控制中心     應設置一個與核電廠控制室相分離的應急控制中心，作為發(fā)生應急情況時集合應急工作人員的場所。應急控制中心內(nèi)應提供電廠主要參數(shù)和核電廠內(nèi)及其外圍放射性狀況的信息。應急控制中心應備有通往核電廠控制室及其他重要地點和廠外應急機構(gòu)的通訊手段。應盡實際可能，采取適當措施，借以在相當長的時間內(nèi)有效地

61、保護應急控制中心內(nèi)的人員，從而防止嚴重事故對他們的危害。 見3.9條。 見3.9條。進一步的指導見安全導則HAF0203。7 保護系統(tǒng)     7.1保護系統(tǒng)的功能     保護系統(tǒng)必須具有下述功能：     （1）自動觸發(fā)有關(guān)的系統(tǒng)動作，必要時包括自動觸發(fā)停堆系統(tǒng)動作，以保證在發(fā)生預計運行事件時不超出規(guī)定的設計限值；     （2）檢測到事故工況并觸發(fā)為減輕其后果所需的系統(tǒng)動作；     （3）

62、 抑制控制系統(tǒng)自身的不安全動作。     7.2保護系統(tǒng)的可靠性和可試驗性     保護系統(tǒng)必須具有與所執(zhí)行功能相適應的高度可靠性和定期可試驗性，保護系統(tǒng)所具有的多重性和獨立性必須足以保證：     （1）單一故障不致于導致保護功能的喪失；     （2）保護系統(tǒng)的運行可靠性未經(jīng)其他方法證明確屬可接受時，其任一部件或通道的停役不得導致所需最低限度多重度的喪失。     必須保證正常運行、預計運行事

63、件和事故工況對多通道的影響不致于導致保護系統(tǒng)功能的喪失，或者必須根據(jù)其他基準證明該保護系統(tǒng)是可以接受的。必須在實際可行的范圍內(nèi)采用各種設計技術(shù)，如可試驗性（必要時包括自檢能力）、故障安全性能、功能的多樣性、部件設計或工作原理的多樣性等以防止保護功能的喪失。     除非能通過其他方法獲取必要的可靠性，否則保護系統(tǒng)必須具有可在反應堆運行時進行定期功能試驗的條件，包括各通道分別進行試驗的可能性，以查明可能發(fā)生的故障和多重性喪失的缺陷。     設計中必須采取措施盡量減少由于運行人員的行動引起保護系統(tǒng)失效的可能性。

64、60;   7.3保護系統(tǒng)和控制系統(tǒng)的分隔     為防止保護系統(tǒng)和控制系統(tǒng)之間的相互干擾，必須避免兩者之間的相互連接或采用適當?shù)墓δ芨綦x。保護系統(tǒng)和控制系統(tǒng)共用相同的信號時，必須采取適當?shù)姆指舸胧ㄈ缬行У娜ヱ睿?，并證明本章所列各安全要求均已得到滿足。8應急動力供應     安全重要的各種系統(tǒng)和部件，在發(fā)生某些假設始發(fā)事件后，需要應急動力。應急動力的供應必須足以適應任何假設始發(fā)事件與外電源喪失相耦合的要求。所需應急動力的功率因假設始發(fā)事件的性質(zhì)而異。確定各種安全功能所需應急動力的手段

65、時，包括其數(shù)量、可用率、持續(xù)時間、容量和不間斷性等，需要計及所執(zhí)行的安全功能的性質(zhì)。     可供選用的應急動力供應措施有許多種，如水輪機、汽輪機、燃氣輪機、柴油機和蓄電池等。動力的供應可采取直接驅(qū)動設備或通過應急電力系統(tǒng)的方式。    所選用應急動力源設備組合的可靠性和方式，必須與作為其供應對象的安全系統(tǒng)對安全的全部要求相一致，并在發(fā)生單一故障情況下滿足功能要求。應急動力源必須具有進行功能能力試驗的條件。 9安全殼系統(tǒng)     9.1目的    

66、; 未能證明可使用其他方法限制放射性物質(zhì)的釋放量時，必須設置安全殼系統(tǒng)以抑制事故工況下放射性物質(zhì)往環(huán)境釋放，使之保持在可接受限值內(nèi)。安全殼系統(tǒng)可由密閉的廠房或邊界，壓力抑制（抑壓）子系統(tǒng)（適用于沸水堆）和凈化系統(tǒng)組成。安全殼系統(tǒng)可按設計要求采取不同的工程處理方案。      安全殼系統(tǒng)的設計基準中必須考慮到已確定的各種假設始發(fā)事件。此外還應考慮用于減輕嚴重事故后果的設施及嚴重事故情況下用于保持安全殼完整性的措施。進一步的指導見安全導則HAF0207。 本章的某些要求僅適用于水冷反應堆，進一步的指導見安全導則HAF0212。  

67、;  9.2安全殼結(jié)構(gòu)的強度     安全殼結(jié)構(gòu)（包括通道閘門、貫穿件和隔離閥）必須根據(jù)事故工況下所產(chǎn)生的內(nèi)壓（高于或低于大氣壓）、溫度以及飛射物和反作用力等動態(tài)效應進行計算，并留有足夠的裕量。設計中還必須考慮到其他潛在的能量來源，如化學和輻射分解反應的影響。安全殼結(jié)構(gòu)強度計算中還必須計及自然事件和人為事件的作用。     9.3安全殼的泄漏     安全殼系統(tǒng)必須按事故工況期間的泄漏率不超過規(guī)定的最大值的要求進行設計。承壓的第一級安全殼可部分或全部置于第

68、二級包容殼內(nèi)，以收集和控制第一級安全殼在事故工況期間的泄漏釋放或儲存其泄漏物。     安全殼構(gòu)筑物以及其他與系統(tǒng)密封性有關(guān)的設備和部件的設計和施工，必須適應貫穿件全部安裝完畢后的設計壓力下進行泄漏率測試的要求。安全殼系統(tǒng)還必須具備在堆的壽期內(nèi)定期在設計壓力或較低壓力下重新測定泄漏率的條件，借以作出安全殼設計壓力下泄漏率的估計。     9.4安全殼壓力試驗     安全殼構(gòu)筑物的設計和建造必須適應核電廠運行前在規(guī)定壓力下進行壓力試驗的要求，從而驗證其結(jié)構(gòu)的完整性。 

69、0;   9.5安全殼貫穿件     穿過安全殼的貫穿件必須滿足與安全殼構(gòu)筑物相同的設計要求。必須采取保護措施防止管道位移或飛射物、噴射力和管道甩動等事故載荷所產(chǎn)生的反作用力損傷貫穿件。    帶有彈性密封或波紋管狀脹縮節(jié)的貫穿件，必須具有進行與安全殼整體泄漏率測定無關(guān)的檢漏試驗的可能性。9.6安全殼隔離     為在事故工況下保持安全殼的密閉性，防止放射性物質(zhì)向環(huán)境的釋放超過可接受的限值，貫穿安全殼且屬于反應堆冷卻劑壓力邊界的組成部分或直接與安

70、全殼空間相連的管線在事故工況下必須能可靠地自動封閉。為達到此目的，在這些管線上一般應串聯(lián)設置兩個合適的安全殼隔離閥。兩個隔離閥通常分別裝設在安全殼的內(nèi)側(cè)和外側(cè)。每個閥必須能可靠地獨立動作。隔離閥必須盡實際可能靠近安全殼。安全殼的隔離必須滿足單一故障準則。     應用上述準則有損于貫穿安全殼系統(tǒng)的可靠性時，可采用其他的隔離方式。     貫穿安全殼、但既非反應堆冷卻劑壓力邊界的組成部分，又不直接與安全殼空間相通的管線，最低限度必須設置一個隔離閥。隔離閥必須位于安全殼外側(cè)，并盡可能靠近安全殼。  

71、  9.7安全殼構(gòu)筑物的氣密閘門 人員進入安全殼必須通過雙道氣密閘門。兩道閘門應相互聯(lián)鎖，以保證反應堆運行和事故工況期間至少有一道閘門處于密閉狀態(tài)。上述的要求也適用于設備的氣密閘門。    9.8安全殼內(nèi)部結(jié)構(gòu) 安全殼內(nèi)的隔間之間必須開口，以保持氣流暢通。開口的截面必須足以保證事故工況下壓力平衡過程中的壓差不損壞承壓結(jié)構(gòu)或其他對限制事故工況影響有重要作用的系統(tǒng)。     9.9安全殼的排熱 反應堆安全殼必須具有排出熱量的能力，安全殼排熱系統(tǒng)的安全功能是在發(fā)生高能流體的任何釋放事故后，降低殼內(nèi)的壓

72、力和溫度，使之保持在可接受的低水平。為安全殼設置的排熱系統(tǒng)，必須按單一故障準則的要求具有足夠的可靠性、多樣性和多重性。     9.10安全殼內(nèi)氣體的凈化     必須設置用以控制可能釋放到反應堆安全殼內(nèi)的裂變產(chǎn)物、氫、氧和其他物質(zhì)的系統(tǒng)，借以：     （1）降低事故工況期間可能釋放到環(huán)境的裂變產(chǎn)物的數(shù)量；     （2）控制事故工況期間安全殼內(nèi)氣體中的氫或氧和其他物質(zhì)的濃度，以防止可能危及安全殼完整性的爆炸或爆燃。  &#

73、160;  安全殼內(nèi)氣體凈化系統(tǒng)的部件和設施，必須按單一故障準則的要求具有足夠的可靠性、多樣性和多重性。     9.11覆蓋層和涂層     為了保證安全殼系統(tǒng)內(nèi)構(gòu)筑物和部件的覆蓋層和涂層的安全功能，并盡量降低其他安全功能在其劣化時所受到的影響，對覆蓋層和涂層的材料必須審慎地進行選擇，對其施工的方法必須作出專門規(guī)定。 10輻射防護     10.1原則    輻射防護的目的在于防止任何可避免的照射，并降低一切不可避

74、免的照射，使之保持在合理可行盡量低的水平。為實現(xiàn)這一目標的設計中必須采用下述辦法：     （1）含有放射性物質(zhì)的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件采用適當?shù)牟贾梅绞剑⒃O置屏蔽；     （2）核電廠和設備設計中貫徹減少輻射區(qū)內(nèi)人員活動和廠區(qū)人員遭受污染的可能性的要求；     （3）放射性廢物在廠內(nèi)的處置或發(fā)往廠外的過程中，采用適當?shù)姆绞胶蜅l件處理放射性物質(zhì)；     （4）采取措施，降低廠內(nèi)所產(chǎn)生的散布于廠內(nèi)或釋放到環(huán)境的放射性物質(zhì)的數(shù)量和濃度。

75、     必須充分考慮到人員停留區(qū)域內(nèi)輻射水平以及放射性廢物的產(chǎn)生隨時間遞增的因素。 進一步指導見安全導則HAF0209。     10.2輻射防護的設計     核電廠的設計中必須貫徹廠內(nèi)外的輻射照射在運行狀態(tài)下限制于規(guī)定限值和事故工況下限制于可接受限值以內(nèi)的要求。設計中還必須貫徹合理可行盡量低的原則。     核電廠的設計和布置中必須采取合適的措施，以盡量減少來自各種放射源的照射和污染；這類措施必須包括在維護和檢查期間降低輻射照射、屏蔽直接照射、采用技術(shù)規(guī)格適當?shù)牟牧辖档透g產(chǎn)物的活度、監(jiān)測手段、核電廠出入口的控制、按輻射和污染程度分區(qū)及合適的去污設施等方面的系統(tǒng)和部