工组织设计方案样本[文]

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1、资料内容仅供您学习参考，如有不当或者侵权，请联系改正或者删除。 目录 第一章 引言 . 错误! 未定义书签。 第二章 安全原理 . 错误! 未定义书签。 第三章 设计总准则 . 错误! 未定义书签。 第四章 反应堆堆芯 . 错误! 未定义书签。 第五章 反应堆冷却剂系统. 错误! 未定义书签。 第六章 信息和控制 . 错误! 未定义书签。 第七章 保护系统 . 错误! 未定义书签。 第八章 应急动力供应 . 错误! 未定义书签。 第九章 安全壳系统 . 错误! 未定义书签。 第十章 辐射防护 . 错误! 未定义书签。 第十一章 燃料装卸和贮存系统. 错误! 未定义书签。 第十二章 设计的确认

2、. 错误! 未定义书签。 资料内容仅供您学习参考，如有不当或者侵权，请联系改正或者删除。 第一章引言 1.1 目的 本规定提出了陆上固定式热中子反应堆核电厂的核安全原则, 确定了保证核安全 所必须的基本要求。这些要求的适用范围包括安全重要的构筑物、系统和部件以 及有关规程和程序。规定中只强调设计中必须满足的要求, 对于如何满足这些要 求则不作具体规定。 附录 I 所列安全导则是对本规定的说明和补充。 本规定适用于核电厂设计、制造、 建造、 运行和监督管理。 1.2 范围 本规定阐述了构筑物、系统和部件为满足安全运行以及防止( 或减轻 ) 可能危及安全的事件后果所应遵守的设计方法和设计要求。可能

3、危及安全的事件 统称为假设始发事件。假设始发事件用于确定核电厂物项的设计基准。它们包含 多种可能单独地或相互组合后影响安全的因素。这些因素有如下几种类型: 与核电厂厂址及其环境有关联的因素; 资料内容仅供您学习参考，如有不当或者侵权，请联系改正或者删除。 由人员行动引起的因素 ; 源自核电厂本身运行的因素。 本规定不考虑下列事件 : 极不可能发生的事件 ( 对严重事故的考虑见3.5 条) ; 能导致核电厂厂址区域的全面破坏而又不能加以防范的人为事件和自然事 件; 绝无可能影响核电厂安全的工业事故; 本规定不考虑核电厂对环境的非放射性影响。第5 章和第 9 章的某些要求只适 用于水冷堆。 第二章

4、安全原理 2.1 安全目标 核能与任何一种对于人类和环境具有一定风险的工业活动一样, 均须尽 力降低风险。核能的风险与电离辐射( 以下简称辐射 ) 有关。因此核安全的最终 资料内容仅供您学习参考，如有不当或者侵权，请联系改正或者删除。 安全目标为 : 建立并保持对辐射危害的有效防御, 保护厂区人员、公众和环境。 具体而言 , 辐射防护的目标为 : 保证厂区人员和公众在运行状态下所受到的辐射照射低于规定限值并保 持合理可行尽量低 ; 保证减轻事故引起的照射。 保证从总体上防止事故的发生, 保证在出现核电厂设计中在考虑到的所 有事故序列 ( 即使是概率很低的序列) 时, 其放射性后果不大 ; 经过

5、预防和缓解 措施保证发生严重后果的事故的可能性极低。 2.2 纵深防御 纵深防御概念是安全原理的重要组成部分。此概念必须贯彻于安全有关 的全部活动 , 包括与组织、设计或人员行为有关的方面, 以保证这些活动均置于 重叠措施的防御之下 , 即使有一种防御失效 , 亦将得到补偿或纠正。 设计过程中必须贯彻纵深防御概念, 从而提供多层次的保护。这方面的 实例为: 资料内容仅供您学习参考，如有不当或者侵权，请联系改正或者删除。 ( 1) 设置多种手段以保证每个基本安全功能( 反应性控制、余热排出 和放射性包容 ) 的执行 ; ( 2) 除固有安全特性外 , 采用可靠的保护装置 ; ( 3) 经过安全系

6、统的自动触发和运行人员的行动, 加强对核电厂的控制 ; ( 4) 提供设备和规程以支援事故预防措施、控制事故发展过程和限制事故后果。 作为一条基本要求 , 任何时候各防御层次都必须按照不同运行方式的规 定一一备齐。在缺少一个防御层次而其它防御层次虽在的条件下, 继续运行就没 有足够的基础。 纵深防御概念在设计过程中的第一种应用如下: 提供多层次的设备和规 程, 用以防止事故 , 或在未能防止事故时保证适当的保护。 ( 1) 第一层次防御的目的是防止偏离正常运行。这一层次要求按照恰当 的质量水平和工程实践正确并保守地设计、建造和运行核电厂。为达到此目的, 对设计规范和材料的恰当选择以及部件制造和

7、核电广施工的控制, 均应十分注 意。对于核电厂的检查、维护和试验规程 , 以及进行这些活动时良好的可达性 资料内容仅供您学习参考，如有不当或者侵权，请联系改正或者删除。 核电厂的运行条件和运行经验的利用等项, 亦应予以关注。 ( 2) 第二层防御的目的是检测和纠正偏离正常运行的情况, 以防止预计 运行事件升级为事故工况。这是由于尽管注意预防, 核电厂在其寿期内依然会发 生假设始发事件。这一层次要求设置专用系统并制定运行规程以防止或尽量减小 这些假设始发事件所造成的损坏。 ( 3) 第三层次防御是基于以下假定: 尽管极少可能 , 某些预计运行事件 的升级仍有可能未被前一层次防御所制止, 因此必须

8、提供附加的设备和规程以控 制由此引起的事故工况的后果。设置这一层次防御的另一主要目的是使核电厂在 事故工况后达到稳定的、可接受的状态。 在第三层之后可借以进- 步保护公众和厂区人员的措施为: 核电厂用于 减轻超设计基准事故后果的特定的补充设施、应急计划和准备。 纵深防御概念的第二种应用是核电厂设置多道实体屏障, 防止放射性物 质外逸。这些屏障一般包括燃料本身、燃料包壳、反应堆冷却剂系统压力边界 和安全壳。设计必须保证每一屏障的有效性, 并为之提供保护。 资料内容仅供您学习参考，如有不当或者侵权，请联系改正或者删除。 第三章设计总准则 3.1 辐射防护 必须提供措施 , 以保证 2.1 条所提出

9、辐射防护目标的实现。 核电厂安全设计中辐射防护接受准则必须遵循以下原则: 导致高辐射剂 量或放射性物质大量释放的核电厂状态的发生概率要低, 而发生概率较高的状态 的辐射后果要小。 接受准则一般仅为与核电厂的正常运行、预计运行事件和事故相对应的 为数有限的几组准则。接受准则必须由国家核安全部门认可。 3.2 安全功能 把安全视作整个设计过程中的内在要素, 对于达到充分安全至为重要。 本规定中所提出的安全对策的目的是: 使核电厂保持在正常运行状态中; 保证发 生假设始发事件后, 电厂能立即作出正确的近期响应以及在事故工况后便于处 资料内容仅供您学习参考，如有不当或者侵权，请联系改正或者删除。 理。

10、 为保证安全 , 必须满足下列总的设计要求: ( 1) 必须提供安全停堆手段, 使在运行状态中和事故工况期间及事故 工况后的反应堆安全停堆 , 并使之保持在安全停堆状态。 ( 2) 必须提供排除余热的手段, 使停堆后 ( 包括事故工况停堆后 ) 从 堆芯排出余热。 ( 3) 必须提供减少放射性物质释放的可能性的手段, 并保证任何释放 在运行状态期间低于规定限值, 在事故工况期间低于可接受限值。 对安全功能进行考虑是系统地满足上述设计总要求的一个处理方法。安 全功能包括厂内各系统在运行状态中和事故工况期间及事故工况后为保证电厂安 全所必须执行的所有功能。 有关设计中辐射防护的进一步指导见安全导则

11、HAF0209 。 有关安全功能及其应用的进一步指导见安全导则HAF0201 。 资料内容仅供您学习参考，如有不当或者侵权，请联系改正或者删除。 3.3 电厂安全特性 纵深防御概念的基本思想也反映在电厂的下列特性中。 核电厂设计的一个总体要求是电厂对假设始发事件的敏感性必须合理地 低。电厂对任何假设始发事件的预计响应可用下列( 1) -( 3) 中的一项特征表示。 核电厂的设计和运行应能促使任何假设始发事件的后果按下述顺序排列, 并在合 理可行的条件下尽可能接近于( 1) 。 ( 1) 依靠核电厂的固有特性 , 假设始发事件不产生与安全有关的重大影 响或核电厂只产生趋向安全状态的变化。 ( 2

12、) 在发生假设始发事件后 , 依靠在此状态中连续运行的系统动作, 以 控制该假设始发事件 , 使核电厂趋于安全。 ( 3) 在发生假设始发事件后 , 依靠对该事件作出响应而投入工作的系统 动作使电厂趋于安全。 3.4 设计基准 资料内容仅供您学习参考，如有不当或者侵权，请联系改正或者删除。 设计基准必须规定核电厂在确定的辐射防护要求范围内适应规定的运行状态范围 和事故工况的必备能力。设计基准包括正常运行技术规格、假设始发事件引起的 状态、 重要的假设以及在某些情况下特定的分析方法。 3.4.1 正常运行 设计过程中必须针对电厂安全正常运行的要求, 制定一组运行要求和限 制, 包括: ( 1)

13、过程变量和其它重要参数的限制; ( 2) 安全系统整定值 ; ( 3) 电厂维护、试验和检查的要求 , 以保证构筑物、系统和部件的功 能与设计规定相符。 这些要求和限制是制定运行限值和条件的依据。 3.4.2 假设始发事件 核电厂设计中必须认识到纵深防御的各个层次都可能受到考验, 因此设 计中必须采取措施以保证安全功能的执行, 并实现安全目标。上述考验来自假设 资料内容仅供您学习参考，如有不当或者侵权，请联系改正或者删除。 始发事件。假设始发事件的选择系基于确定论法或概率论法, 或两者的某种组合。 不同类型的假设始发事件及其可能的组合见附件A。 应指出 , 独立事件同时发生的 可能性一般不予考

14、虑。 3.4.3 设计规范 应有国家核安全部门认可的工程设计规范, 作为系统和部件设计的接受 准则。 3.4.4 厂址特征 在确定核电厂设计基准时, 必须考虑到核电厂与环境之间的各种相互作 用, 包括人口、气象、 水文、 地质和地震等因素。还必须考虑到为获得电厂安 全和保护公众可依托的厂外服务( 如电力供应和消防设施 ) 可能遇到的困难。 3.5 严重事故 正常运行、预计运行事件和事故工况的设计基准对于防止反应堆堆芯的 严重损坏以及抑制放射性物质的释放, 使之在运行状态下低于规定限值并在事故 资料内容仅供您学习参考，如有不当或者侵权，请联系改正或者删除。 工况下低于可接受限值 , 必须提供高的

15、可信度。 可是应该意识到某些低概率的事件序列有导致严重的堆芯损坏的可能。 从安全观点出发 , 还以在一定限度内计及严重事故为妥。对于严重事故的考虑可 基于现实的分析 , 而毋需严格地运用确定设计基准时所采取的保守的过程方法。 根据运行经验 , 结合安全分析和安全研究的结果, 设计中应考虑的事项有 : ( 1) 针对特定设计 , 确定能导致严重事故的重要事件序列; ( 2) 考虑电厂的已有能力 , 包括超越其预定功能和设计基准时利用某些 系统的可能 , 以及利用某些暂设系统使电厂恢复到受控状态并减轻严重事故的后 果; ( 3) 应对能降低这些事件出现的概率或能减轻这些事件后果的可能的设 计修改作出评价。若经过适当努力能提高总的安全