核安全导则 HAD102/17
核动力厂
安全评价与验证
国家核安全局
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。
目 录
1.引言 1
1.1目的 1
1.2 范围 1
2.安全评价、安全分析和独立验证 2
2.1 安全评价与安全分析 2
2.2 独立验证 3
2.3 设计、安全评价和独立验证之间的关系 6
3. 安全重要的工程技术方面 7
3.1 概要 7
3.2 经验证的工程实践和运行经验 7
3.3 创新的设计特性 8
3.4 纵深防御的实施 9
3.5 辐射防护 10
3.6 构筑物、系统和部件的安全分级 12
3.7 外部事件的防护 14
3.8 内部灾害的防护 17
3.9 与适用规范、标准和导则的一致性 18
3.10 载荷和载荷组合 19
3.11 材料的选择 20
3.12 单一故障评价和多重性/独立性 22
3.13 多样性 24
3.14 安全重要物项的在役试验、维护、修理、检查和监测 25
3.15 设备鉴定 26
3.16 老化和磨损机理 28
3.17 人机接口和人因工程的运用 29
3.18 系统之间的相互作用 32
3.19 设计过程中计算手段的使用 33
4.安全分析 34
4.1 概要 34
4.2 假设始发事件 40
4.3 确定论安全分析 43
4.4 概率安全分析 61
4.5 敏感性和不确定性分析 85
4.6使用的计算机程序的评价 86
5.独立验证 88
1.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。
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。
1.2.2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安全评价范围包括核实设计是否满足《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《核动力厂设计安全规定》第4章中提出的主要技术要求,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。
2.1.6《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。
2.1.7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安全评价进行独立验证。”
2.2.2独立验证应该在营运单位负责下由一组专业人员完成,这组专业人员应尽可能独立于该核动力厂的设计者和进行安全评价的人员。如果这些专业人员未参与任何部分的设计和安全评价,则可认为是独立的。此独立验证是在设计单位内部进行的质量保证审查的补充。
2.2.3安全评价是设计单位在整个设计过程中为满足所有相关安全要求而进行的综合研究工作,而独立验证是由营运单位完成或在其名义下完成的工作,可仅与送国家核安全监管部门报批的设计有关。
2.2.4由于独立验证需要涉及的设计和安全评价问题的复杂性,一般在设计过程中要部分地进行独立验证,而不只是在核动力厂设计完成以后才进行。
2.2.5营运单位对独立验证负有完全责任,即使独立验证的部分工作委托给一些独立机构执行也仍然如此。
2.3 设计、安全评价和独立验证之间的关系
2.3.1图1给出了在核动力厂设计过程中的安全评价、独立验证、安全分析及其他活动之间的关系,也给出了本导则与设计过程有关的其他规定和导则之间的关系。
2.3.2在设计工作由最初的概念直到最终完成的过程中,设计单位需要考虑营运单位和国家核安全监管部门提出的所有安全要求以及其他要求。由于核能规划的发展以及引入新的设计,在设计过程中,设计要求可能会被修改或澄清;在创新设计情况下,随着设计的深入可能会提出更具体的要求。
2.3.3在设计过程中,安全评价和独立验证由不同的小组或机构完成,然而他们都是迭代的设计过程中的一部分,且二者的主要目的均是保证核动力厂满足安全要求。基于这个原因,本导则对二者均有论述。某些情况下,国家核安全监管部门也会在核动力厂设计阶段介入。
2.3.4在核动力厂设计过程的一些阶段(如在建造前或首次装料前)设计工作将要被冻结,在此期间将完成安全分析报告,该报告将描述到此时为止所完成的核动力厂的设计和安全评价。该报告要提交国家核安全监管部门供审查和评价。
2.3.5由于安全问题的讨论和澄清越早,解决起来就越容易。因此独立验证和设计及安全评价相继开展就会使独立验证更有效。当设计工作还在进行时,任何为改进设计和安全评价的建议都更容易被采纳。但另一方面,太密切的联系将给验证的独立性带来疑问。因而,应该找到有效性和独立性之间的平衡。
2.3.6在设计过程中所做出的重大设计决策,营运单位应进行专项独立设计审查,这种审查仅限于该决策的范围并考虑符合适用于决策问题的安全要求。
2.3