高溫氣冷堆核電站示范工程安全審評(píng)原則

高溫氣冷堆核電站示范工程安全審評(píng)原則1．前言高溫氣冷堆核電站示范工程（HTR-PM）是我國(guó)自主

開(kāi)發(fā)的，已列入國(guó)家中長(zhǎng)期科技發(fā)展規(guī)劃重大專項(xiàng)的先

進(jìn)核電廠項(xiàng)目。類似HTR-PM這類先進(jìn)核電廠的一個(gè)重要

特征是利用固有安全特性和非能動(dòng)安全系統(tǒng)，以期大大

提高核電廠的安全水平。與傳統(tǒng)的核電廠一樣，保證HTR-PM安全的根本也是保證控制反應(yīng)性、排出堆芯熱量、包容放射性物質(zhì)并控制運(yùn)行排放以及限制事故釋放三項(xiàng)基本安全功能。在實(shí)現(xiàn)這三項(xiàng)基本安全功能的方式上,HTR-PM具有以下特點(diǎn):（1） HTR-PM具有良好的負(fù)反饋特性，在正常運(yùn)行工況下燃料元件的溫度與其允許的溫度限值之間有相當(dāng)大的裕度，在某些瞬態(tài)或事故發(fā)生而導(dǎo)致不期望的功率上升時(shí)，僅通過(guò)燃料溫升引入的較大負(fù)反應(yīng)性就可以實(shí)現(xiàn)自動(dòng)停堆或者將堆芯功率降低到一個(gè)很低的水平；-來(lái)源網(wǎng)絡(luò)（2）HTR-PM具有較低的堆芯功率密度，堆芯石墨構(gòu)件具有較大的熱容，采用可以耐受較高溫度的包覆顆粒燃料元件,這導(dǎo)致HTR-PM具有比較平緩的堆芯瞬態(tài)特征。同時(shí)，釆用有利的堆芯幾何形狀設(shè)計(jì)，將為非能動(dòng)堆芯

余熱排出創(chuàng)造有利條件；（3）作為最后一道實(shí)體屏障，傳統(tǒng)輕水堆核電廠的安全殼在限制事故后果和包容放射性物質(zhì)方面起著至關(guān)重要的作用，而HTR-PM主要依賴具有高度可靠性的包覆顆粒燃料元件實(shí)現(xiàn)放射性物質(zhì)的包容功能。目前核電廠的設(shè)計(jì)主要依據(jù)確定論的安全要求，它與具體的堆型和系統(tǒng)設(shè)計(jì)密切相關(guān)。對(duì)于傳統(tǒng)的壓水堆和沸水堆核電廠，這套確定論的安全要求比較完備，其中的一些重要原則仍可作為HTR-PM的參考。但是許多國(guó)家和有關(guān)的國(guó)際組織也認(rèn)識(shí)到，已有的安全要求對(duì)HTR-PM這類先進(jìn)核電廠并不完全適用，而針對(duì)這種類型核電廠，安全要求的建立仍不完備。美國(guó)核管會(huì)（NRC正在為先進(jìn)堆制定一套許可證管理的框架文件，以明確高層管理準(zhǔn)則和一些重要安全問(wèn)題的要求。玉際原子能機(jī)構(gòu)（IAEA）在2000年頒布的新版核動(dòng)力廠安全標(biāo)準(zhǔn)

No?NS-R-1“SAFETYOFNUCLEARPOWERPLANTS:DESIGN”中

提到，該標(biāo)準(zhǔn)對(duì)于其它類型的反應(yīng)堆，包括未來(lái)的革新

型系統(tǒng)，一些要求可能并不適用，或者在解釋它們時(shí)需要一些判斷。國(guó)家核安全局充分認(rèn)識(shí)到了上述問(wèn)題，為了HTR-PM安全審評(píng)的需要，在原則上遵守我國(guó)現(xiàn)行有效的核安全法規(guī)和標(biāo)準(zhǔn)的基礎(chǔ)上，制定了本審評(píng)原則，以明確國(guó)家核安全局對(duì)一些重要問(wèn)題的立場(chǎng)。本審評(píng)原則的建立參考了國(guó)內(nèi)外高溫氣冷堆（包括HTR-10）多年發(fā)展所形成的一些經(jīng)驗(yàn)以及近些年的最新研究成果。應(yīng)該充分認(rèn)識(shí)到的是，HTR-PM安全要求的建立，必須經(jīng)過(guò)一個(gè)實(shí)踐，認(rèn)識(shí)，再實(shí)踐，再認(rèn)識(shí)的反復(fù)過(guò)程。對(duì)本審評(píng)原則的應(yīng)用，也應(yīng)抱有這樣的態(tài)度。2．安全目標(biāo)1）定性安全目標(biāo)HTR-PM的安全總目標(biāo)是：在HTR-PM中建立并保持對(duì)放射性危害的有效防御，以保護(hù)人員、社會(huì)和環(huán)境免受危害。這個(gè)安全總目標(biāo)由輻射防護(hù)目標(biāo)和技術(shù)安全目標(biāo)所支持。l=J|==|輻射防護(hù)目標(biāo)：保證在所有運(yùn)行狀態(tài)下HTR-PM內(nèi)的

輻射照射或由于HTR-PMl=J|==|技術(shù)安全目標(biāo)：采取一切合理可行的措施預(yù)防HTR-PM的事故，并且一旦發(fā)生事故時(shí)減輕其后果；對(duì)于

在HTR-PM設(shè)計(jì)時(shí)考慮過(guò)的所有可能事故，包括概率很低

的事故，要以高可信度保證任何放射性后果盡可能小且-來(lái)源網(wǎng)絡(luò)低于規(guī)定限值；保證實(shí)際地排除有嚴(yán)重放射性后果的事

故發(fā)生。在上述安全目標(biāo)基礎(chǔ)上，HTR-PM在設(shè)計(jì)上所要達(dá)到

的一個(gè)目標(biāo)是：“盡管管理當(dāng)局仍然可以要求，一個(gè)基

本目標(biāo)是在技術(shù)上對(duì)外部干預(yù)措施的需求可以是有限的,

甚至是可免除的”（同IAEA在No?NS-R-1“SAFETYOFNUCLEARPOWERPLANTS:DESIGN”中

表述的目標(biāo)）。（2）概率安全目標(biāo)核安全導(dǎo)則HAD102/17《核動(dòng)力廠安全評(píng)價(jià)與驗(yàn)證》中推薦了對(duì)新的核動(dòng)力廠的概率安全目標(biāo)：堆芯損壞頻率小于10-5/堆?年，放射性物質(zhì)大量釋放頻率小于10-6/堆?年。針對(duì)HTR-PM的特點(diǎn)，為其推薦的概率安全目標(biāo)是采用概率安全分析，所有導(dǎo)致場(chǎng)外（包括廠址邊界處）-來(lái)源網(wǎng)絡(luò)個(gè)人有效劑量超過(guò)50mSv的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故序列累計(jì)頻

率應(yīng)小于10-6/堆?年。3．縱深防御概念核安全法規(guī)《核動(dòng)力廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定》（HAF102）確

定了縱深防御概念，即保證安全有關(guān)的全部活動(dòng)，包括

與組織、人員行為或設(shè)計(jì)有關(guān)的方面，均置于重疊措施

的防御之下，即使有一種故障發(fā)生，它將由適當(dāng)?shù)拇胧?/p>

探測(cè)、補(bǔ)償或糾正，以便對(duì)由廠內(nèi)設(shè)備故障或人員活動(dòng)

及廠外事件等引起的各種瞬變、預(yù)計(jì)運(yùn)行事件及事故提

供多層次的保護(hù)。縱深防御概念應(yīng)用于核動(dòng)力廠的設(shè)計(jì)，提供一系列多層次的防御（固有特性、設(shè)備及規(guī)程），用以防止事故并在未能防止事故時(shí)保證提供適當(dāng)?shù)谋Ｗo(hù)。1）第一層次防御的目的是防止偏離正常運(yùn)行及防止系統(tǒng)失效。這一層次要求：按照恰當(dāng)?shù)馁|(zhì)量水平和工程實(shí)踐，例如多重性、獨(dú)立性及多樣性的應(yīng)用，正確并保守地設(shè)計(jì)、建造、維修和運(yùn)行核動(dòng)力廠。為此，應(yīng)十分注意選擇恰當(dāng)?shù)脑O(shè)計(jì)規(guī)范和材料，并控制部件的制造和核動(dòng)力廠的施工。能有利于減少內(nèi)部災(zāi)害的可能、減輕特定假設(shè)始發(fā)事件的后果或減少事故序列之后可能的釋放源項(xiàng)的設(shè)計(jì)措施均在這一層次的防御中起作用。還應(yīng)重視涉及設(shè)計(jì)、制造、建造、在役檢查、維修和試驗(yàn)的過(guò)程，以及進(jìn)行這些活動(dòng)時(shí)良好的可達(dá)性、核動(dòng)力廠的運(yùn)行方式和運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)的利用等方面。整個(gè)過(guò)程是以確定核動(dòng)力廠運(yùn)行和維修要求的詳細(xì)分析為基礎(chǔ)。（2）第二層次防御的目的是檢測(cè)和糾正偏離正常運(yùn)行狀態(tài)，以防止預(yù)計(jì)運(yùn)行事件升級(jí)為事故工況。盡管注意預(yù)防，核動(dòng)力廠在其壽期內(nèi)仍然可能發(fā)生某些假設(shè)始發(fā)事件。這一層次要求設(shè)置在安全分析中確定的專用系統(tǒng)，并制定運(yùn)行規(guī)程以防止或盡量減小這些假設(shè)始發(fā)事件所造成的損害。3）設(shè)置第三層次防御是基于以下假定：盡管極少可能，某些預(yù)計(jì)運(yùn)行事件或假設(shè)始發(fā)事件的升級(jí)仍有可能未被前一層次防御所制止，從而演變成一種較嚴(yán)重的事件。這些不大可能的事件在核動(dòng)力廠設(shè)計(jì)基準(zhǔn)中是可預(yù)計(jì)的，并且必須通過(guò)固有安全特性、故障安全設(shè)計(jì)、附加的設(shè)備和規(guī)程來(lái)控制這些事件的后果，使核動(dòng)力廠在這些事件后達(dá)到穩(wěn)定的、可接受的狀態(tài)。這就要求設(shè)置的專設(shè)安全設(shè)施能夠?qū)⒑藙?dòng)力廠首先引導(dǎo)到安全可控狀態(tài)，并最終引導(dǎo)到安全停堆狀態(tài)，并且至少維持一道包容放射性物質(zhì)的屏障。⑷第四層次防御的目的是針對(duì)設(shè)計(jì)基準(zhǔn)可能已被超過(guò)的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，并保證放射性釋放保持在盡實(shí)際可能的低。這一層次最重要的目的是保護(hù)包容功能。除了事故管理規(guī)程之外，這可以由防止事故進(jìn)展的補(bǔ)充措施與規(guī)程，以及減輕選定的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故后果的措施來(lái)達(dá)到。由包容提供的保護(hù)可用最佳估算方法來(lái)驗(yàn)證。（5）第五層次，即最后層次的防御，其目的是減輕可能由事故工況引起潛在的放射性物質(zhì)釋放造成的放射性后果。這方面要求有適當(dāng)裝備的應(yīng)急控制中心及廠內(nèi)、廠外應(yīng)急響應(yīng)計(jì)劃。對(duì)于HTR-PM來(lái)說(shuō)，總體上仍維持上述五個(gè)縱深防御的層次，但考慮到其堆型的特點(diǎn)，在縱深防御層次設(shè)置的重點(diǎn)上與傳統(tǒng)的壓水堆核電廠和沸水堆核電廠可能會(huì)

有所不同，例如，保證第一道放射性包容屏障，即包覆

顆粒燃料元件的完整性將會(huì)起更加重要的作用。另外

HTR-PM較長(zhǎng)的寬容時(shí)間也可視為縱深防御的一個(gè)重要手

段。HTR-PM縱深防御各層次設(shè)置的合理性應(yīng)該通過(guò)完整的安全評(píng)價(jià)加以證明。4.總的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)(1)電廠狀態(tài)劃分HTR-PM的電廠狀態(tài)劃分為四類，除正常運(yùn)行工況外，還包括預(yù)計(jì)運(yùn)行事件、設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故和超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故。這些電廠狀態(tài)的劃分主要參照各類事件發(fā)生的頻率范圍，并參考已有的和其它堆型的經(jīng)驗(yàn)來(lái)確定。預(yù)計(jì)運(yùn)行事件設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故頻率范圍劃分以假設(shè)始發(fā)事件的發(fā)生頻率

為依據(jù)；超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故劃分以事故序列的頻率，并結(jié)

合確定論和工程判斷為依據(jù)。1）預(yù)計(jì)運(yùn)行事件在該模塊反應(yīng)堆的壽期中有可能發(fā)生的，并且可能影響HTR-PM安全的一類事件，該類事件的下界定為10-2/堆?年。預(yù)計(jì)運(yùn)行事件用于HTR-PM正常運(yùn)行工況下的環(huán)境評(píng)價(jià)，劑量限值是：向環(huán)境釋放的放射性物質(zhì)對(duì)公眾個(gè)人（成人）造成的有效劑量應(yīng)小于0?25mSv/電廠?年。這些事件的典型例子有:?一根反射層控制棒在功率運(yùn)行工況下失控提升；?一回路主氦風(fēng)機(jī)誤加速；?失去廠外電源；?喪失正常給水流量;?汽輪機(jī)外負(fù)荷喪失，等等。2）設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故HTR-PM設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故劃分為兩類：稀有事故和極限

事故。對(duì)于稀有事故，預(yù)計(jì)在一座模塊反應(yīng)堆的整個(gè)壽期

中不會(huì)發(fā)生，但在可能建造的這類堆型的總體中（假設(shè)

數(shù)百個(gè)模塊）有可能會(huì)發(fā)生，其頻率范圍為10-2-10-4/

堆?年。這些事故的典型例子有：?給水管道小破口；?反應(yīng)堆冷卻劑一根儀表測(cè)量管（WDNIOmm）斷裂;?蒸汽發(fā)生器一根換熱管雙端斷裂；?反應(yīng)堆輔助系統(tǒng)廠房?jī)?nèi)氦凈化系統(tǒng)的一根管道破裂；?放射性廢液貯存罐的泄漏，等等。對(duì)于極限事故，預(yù)計(jì)在這類堆型總體的壽期中不會(huì)發(fā)生，但出于安全的考慮，仍將它們歸于設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故

之中，其頻率范圍為10-4-10-6?/堆?年。這些事故的典型例子有：?一根控制棒在功率運(yùn)行下失控提升同時(shí)發(fā)生運(yùn)行基準(zhǔn)地震；?主蒸汽管道破裂；?給水管道大破口；?與壓力容器相連的一根大管道（WDN65mm）斷裂;?各種未能緊急停堆的預(yù)計(jì)瞬態(tài)（ATWS），等等。對(duì)于HTR-PM的稀有事故和極限事故，其個(gè)人劑量限值分別確定為：在每發(fā)生一次稀有事故時(shí)，公眾個(gè)人（成人）可能受到的有效劑量應(yīng)控制在5mSv以下，甲狀腺當(dāng)量劑量應(yīng)控制在50mSv以下;在每發(fā)生一次極限事故時(shí)，公眾個(gè)人（成人）可能受到的有效劑量應(yīng)控制在10mSv以下，甲狀腺當(dāng)量劑量應(yīng)控制在100mSv以下。正常運(yùn)行、預(yù)計(jì)運(yùn)行事件、設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故（含稀有事況分類（A、B、C、D類工況）相對(duì)應(yīng)。3）超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故這是一類預(yù)期在可能建造的HTR-PM型核電廠（假設(shè)數(shù)百個(gè)反應(yīng)堆模塊）的總體壽期中也不會(huì)發(fā)生，并且具有更低頻率水平的工況。但為了確保公眾的安全與健康,仍需考慮這類事件，并從中選取超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的重要事件序列，以在確定應(yīng)急源項(xiàng)和應(yīng)急計(jì)劃時(shí)加以考慮，評(píng)價(jià)需要采取什么樣的應(yīng)急措施。通過(guò)概率論、確定論和工程判斷相結(jié)合的方法，可以確定在HTR-PM設(shè)計(jì)中需要加以考慮的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故-來(lái)源網(wǎng)絡(luò)

的重要事件序列，通過(guò)必要的設(shè)計(jì)修改或規(guī)程修改，考慮在超過(guò)其原來(lái)預(yù)定功能和預(yù)計(jì)運(yùn)行狀態(tài)下使用某些系統(tǒng)（安全級(jí)和非安全級(jí)系統(tǒng)）及使用附加的臨時(shí)系統(tǒng)，以及制定事故管理規(guī)程等措施來(lái)對(duì)付這些重要的事件序列。對(duì)于超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，可采用基于現(xiàn)實(shí)的或最佳估算的假設(shè)、方法和分析準(zhǔn)則。l=J|==根據(jù)推薦的HTR-PM的概率安全目標(biāo)，采用事故序列分析，場(chǎng)外（包括廠址邊界處）個(gè)人（成人）有效劑量超過(guò)50mSv的所有超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故序列累計(jì)頻率應(yīng)小于10—6/堆?l=J|==⑵工業(yè)標(biāo)準(zhǔn)和規(guī)范HTR—PM遵守我國(guó)已頒布的，并且適用的國(guó)家標(biāo)準(zhǔn)?？紤]到我國(guó)在核安全相關(guān)領(lǐng)域的工業(yè)標(biāo)準(zhǔn)和規(guī)范尚存在較大欠缺，在HTR—PM的設(shè)計(jì)中還將參照下述國(guó)際或

其它國(guó)家的標(biāo)準(zhǔn)和規(guī)范：—來(lái)源網(wǎng)絡(luò)1）安全1、2、3級(jí)部件的設(shè)計(jì)分別參照美國(guó)ASME-皿-1-NB、NC、ND標(biāo)準(zhǔn)，安全級(jí)部件支承件和金屬

堆內(nèi)構(gòu)件分別參照ASME-m-1-NF和NG分冊(cè)；2）陶瓷堆內(nèi)構(gòu)件設(shè)計(jì)參照：德國(guó)KTA3232《反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)的陶瓷堆內(nèi)構(gòu)件》（1992年）；3）儀表控制系統(tǒng)設(shè)計(jì)參照：美國(guó)IEEE標(biāo)準(zhǔn)和國(guó)際電工委員會(huì)IEC標(biāo)準(zhǔn)；4）電氣系統(tǒng)設(shè)計(jì)參照：美國(guó)IEEE標(biāo)準(zhǔn);5）球床堆芯的熱工流體力學(xué)設(shè)計(jì)參照:德國(guó)KTA3102《高溫氣冷堆堆芯設(shè)計(jì)》（1978年）；6）消防設(shè)計(jì)參考：法國(guó)RCC-I《壓水堆核電站防火設(shè)計(jì)和建造準(zhǔn)則》（1997年）。其它在設(shè)計(jì)過(guò)程中可能涉及到的標(biāo)準(zhǔn)和規(guī)范，將在征得國(guó)家核安全局同意的條件下使用或參照。5?安全殼對(duì)于傳統(tǒng)的壓水堆核電廠和沸水堆核電廠而言，由于其所釆用的燃料元件形式，以及具有高的堆芯功率密度及堆芯余熱，因而對(duì)反應(yīng)堆冷卻劑流失事故特別敏感。為了在反應(yīng)堆冷卻劑流失事故時(shí)維持燃料元件的冷卻，設(shè)置了復(fù)雜的應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)，這樣，安全殼不僅僅起到放射性向環(huán)境釋放的最后一道屏障作用，而且對(duì)事故后維持必要的冷卻劑總量，保證堆芯的長(zhǎng)期冷卻也起著至關(guān)重要的作用。HTR-PM對(duì)放射性物質(zhì)的包容主要依賴具有高可靠性的包覆顆粒燃料元件。由于包覆顆粒燃料元件可以承受較高的溫度，并且HTR-PM具有較低的堆芯功率密度，在事故后可通過(guò)熱輻射和熱傳導(dǎo)等自然機(jī)制將堆芯余熱傳遞到排熱系統(tǒng)，然后采用非能動(dòng)系統(tǒng)傳遞到最終熱阱，這樣，HTR-PM對(duì)反應(yīng)堆冷卻劑的流失并不敏感。即使對(duì)于所考慮的最嚴(yán)重事故工況，HTR-PM的放射性釋放都是有限的，并且具有很大的延遲，這種延遲為采取事故管理措施提供了較長(zhǎng)的寬容時(shí)間。上述特性預(yù)示了HTR-PM可釆用在原理上與傳統(tǒng)的壓水堆核電廠和沸水堆核電廠有很大區(qū)別的安全殼（國(guó)際上稱作VLPC,通風(fēng)式低耐壓型安全殼，或稱作包容殼）。但是釆用這樣的包容殼概念的合理性必須通過(guò)完整的安全評(píng)價(jià)給予證明，即必須滿足為HTR-PM所確定的安全目標(biāo)，并且不降低總的防御水平，包括對(duì)外部事件的防御。6?事故源項(xiàng)對(duì)傳統(tǒng)的壓水堆核電廠和沸水堆核電廠，美國(guó)早期的10CFR100和NRC近期的RG1.183等已經(jīng)為其確定了假想的事故源項(xiàng)，但對(duì)于HTR-PM這類核電廠，國(guó)內(nèi)外尚缺乏相應(yīng)的法規(guī)或標(biāo)準(zhǔn)。HTR-PM的設(shè)計(jì)理念是依靠固有安全特性和高可靠的I=Jl==包覆顆粒燃料元件，將包含在燃料顆粒中的大量放射性I=Jl==釋放的可能性“實(shí)際地排除”，因而在確定其事故源項(xiàng)時(shí)必須考慮到其設(shè)計(jì)理念和設(shè)計(jì)特點(diǎn)。參考國(guó)際上的普遍經(jīng)驗(yàn)，HTR-PM核電站的事故源項(xiàng)可采用由特定事故序列分析而導(dǎo)致的放射性物質(zhì)的釋放來(lái)確定。必須對(duì)HTR-PM核電站的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故和超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的重要事件序列進(jìn)行分析，以確定放射性物質(zhì)的釋放，并從中選取保守的和包絡(luò)性的作為廠址選擇和應(yīng)急計(jì)劃的源項(xiàng)。在分析過(guò)程中，應(yīng)仔細(xì)分析模型的合理性，當(dāng)對(duì)放射性物質(zhì)釋放機(jī)制的了解還不夠清晰，或者相應(yīng)的實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)還不夠充分時(shí)，則必須考慮適當(dāng)?shù)谋Ｊ匦浴?．應(yīng)急計(jì)劃-來(lái)源網(wǎng)絡(luò)對(duì)于先進(jìn)核電廠而言，由于在安全水平上得到了很

大的提高，預(yù)示了場(chǎng)外應(yīng)急計(jì)劃簡(jiǎn)化的可能。前面已經(jīng)

提到了IAEA在No?NS-R-1“SAFETYOFNUCLEARPOWERPLANTS:DESIGN”中的觀點(diǎn)：“盡管管理當(dāng)局仍然可以要求，一個(gè)基本目標(biāo)是在技術(shù)上對(duì)外部干預(yù)措施的需求可以是有限的，甚至是可免除的"。法國(guó)和德國(guó)的核安全當(dāng)局在發(fā)展針對(duì)下一代壓水堆的安全要求時(shí)，也已經(jīng)采納了場(chǎng)外應(yīng)急最小化的理念。如法國(guó)的IPSN和德國(guó)的GRS在“IPSN-GRS為發(fā)展下一代壓水堆技術(shù)導(dǎo)則的建議"中提出“對(duì)無(wú)堆芯熔化的事故，事故電廠附近的居民不需要保護(hù)措施（不需撤離與隱蔽）。對(duì)低壓熔堆事故，無(wú)論從地域上或時(shí)間上均只需采取很有限的保護(hù)措施“，以及“低壓熔堆事故必須予以'對(duì)付'，使得與它相關(guān)的最大假想釋放，在范圍與時(shí)間上，只需要非常有限的保護(hù)措施。這是指無(wú)需永久避遷；對(duì)緊鄰電廠地區(qū)以外的區(qū)域無(wú)需緊急撤離,只需有限的隱蔽；無(wú)長(zhǎng)期食物消費(fèi)的限制"。對(duì)于HTR-PM，其制定的安全目標(biāo)高于美國(guó)在“先進(jìn)輕水堆用戶要求文件”（AdvancedLightWaterReactorUtilityRequirementDocuments,簡(jiǎn)稱URD）和歐洲在“輕水堆核電廠歐洲用戶要求文件”EuropeanUtilityRequirementsforLWRNuclearPowerPlants,簡(jiǎn)稱EUR）中對(duì)第三代輕水堆制定的安全目標(biāo)，即對(duì)于所有設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故（頻率低至10-6/堆?年），場(chǎng)外個(gè)人（成人）可能受到的有效劑量和甲狀腺當(dāng)量劑量分別低于隱蔽和碘防護(hù)的干預(yù)水平，而對(duì)所有超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事

故，其概率安全目標(biāo)是場(chǎng)外（包括廠址邊界處）個(gè)人（成人）有效劑量高于50mSv的累計(jì)頻率低于10-6/堆?年。因此，在技術(shù)上為實(shí)施場(chǎng)外應(yīng)急簡(jiǎn)化創(chuàng)造了條件。8?有關(guān)概率安全分析的應(yīng)用確定論安全方法在保證核電廠安全方面的重要作用已為大量實(shí)踐所證明，但如前所述，目前對(duì)于傳統(tǒng)的壓水堆核電廠、沸水堆核電廠等確定論方法的發(fā)展已比較完備，而對(duì)于其它類型的反應(yīng)堆和一些革新設(shè)計(jì)的反應(yīng)堆，尚未建立起比較完備的確定論安全要求。在認(rèn)識(shí)到確定論安全方法在保證核電廠安全方面所起到的重要作用的同時(shí)，也必須認(rèn)識(shí)到許多確定論的安全要求是依據(jù)早期有限的試驗(yàn)、知識(shí)和經(jīng)驗(yàn)所建立的，也存在一些不足之處，如與具體堆型和具體系統(tǒng)密切相關(guān)的“處方”式安全要求、對(duì)付多重事件和多重故障的不足、在安全分級(jí)和多重性要求等方面的處理過(guò)于簡(jiǎn)單化和不平衡、以及無(wú)法定量地對(duì)核電廠的安全水平作出評(píng)估等。近些年來(lái)概率安全分析方法已得到了極大的發(fā)展，

概率安全分析方法在加深對(duì)核安全問(wèn)題的深入認(rèn)識(shí)方面、在識(shí)別核電廠設(shè)計(jì)的薄弱環(huán)節(jié)以改進(jìn)電廠安全方面、在平衡核電廠的設(shè)計(jì)以優(yōu)化核安全資源的利用方面，以及在定量