国核安发〔2021〕115号 核动力厂确定论安全分析 2021年.pdf

核安全导则核动力厂确定论安全分析核动力厂确定论安全分析国家核安全局 2021 年 5 月 19 日批准发布国家核安全局国家核安全局核动力厂确定论安全分析（2021 年 5 月 19 日国家核安全局批准发布）本导则自 2021 年 5 月 19 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。I目目录录1 引言引言.11.1 目的. 11.2 范围. 12 总则总则.22.1 确定论安全分析目的. 22.2 确定论安全分析验收准则. 32.3 确定论安全分析中的不确定性分析. 42.4 确定论安全分析方法. 42.5 放射性物质释放到环境中的源项. 63 假设始发事件和事故序列的识别、分类和分组假设始发事件和事故序列的识别、分类和分组.73.1 概述. 73.2 正常运行. 83.3 假设始发事件. 93.4 预计运行事件和设计基准事故假设始发事件的识别. 123.5 识别设计扩展工况的总体考虑. 173.6 没有造成堆芯明显损伤的设计扩展工况的识别. 183.7 堆芯熔化设计扩展工况的识别. 203.8 内部危险和外部危险导致的假设始发事件的识别. 223.9 实际消除的事件序列和事故情景. 224 确定论安全分析验收准则确定论安全分析验收准则.244.1 基本原则. 244.2 放射性验收准则. 254.3 技术验收准则. 264.4 其他. 285 确定论安全分析中保证安全裕量的通用方法确定论安全分析中保证安全裕量的通用方法.285.1 总则. 28II5.2 针对预计运行事件及设计基准事故的保守方法和组合方法的确定论安全分析. 315.3 针对预计运行事件及设计基准事故的最佳估算加不确定性量化的确定论安全分析. 346 核动力厂不同状态的确定论分析方法核动力厂不同状态的确定论分析方法.366.1 总则. 366.2 正常运行条件下的确定论安全分析. 376.3 针对预计运行事件的现实性确定论安全分析. 396.4 针对预计运行事件和设计基准事故的保守性确定论安全分析. 416.5 没有造成堆芯明显损伤的设计扩展工况的确定论安全分析. 466.6 堆芯熔化的设计扩展工况的确定论安全分析. 496.7 支持“实际消除”的确定论安全分析.527 确定论安全分析的归档、审查和更新确定论安全分析的归档、审查和更新.537.1 概述. 537.2 文件中的敏感信息. 557.3 确定论安全分析的审查和更新. 55名词解释名词解释.57核动力厂确定论安全分析11 引言1.1 目的目的本导则是对核动力厂设计安全规定 （HAF102）有关条款的说明和细化， 其目的是给新建核动力厂确定论安全分析提供指导。本导则可作为在役核动力厂设计修改和安全审查的参考。1.2 范围范围1.2.1 本导则主要适用于为发电或其他供热应用（诸如集中供热或海水淡化）而设计的，采用水冷反应堆的陆上固定式核动力厂，其他类型或采用革新技术的反应堆设计可参考本导则，但应经过细致的评价和判断。1.2.2 本导则主要针对新建核动力厂，为确定论安全分析提供指导，以确认其符合安全相关的目标。确定论安全分析主要用于论证核动力厂设计上能够完全实现其安全功能， 确保核动力厂在所有的状态下，能够防止放射性物质向环境的不可控释放，验证其运行限值和条件的合理性。 确定论安全分析也用于根据不同核动力厂状态下的屏障状态， 确定潜在的放射性物质释放 （源项）特征。1.2.3 本导则还可以应用于以下方面：（1）核动力厂定期安全评价， 确保核动力厂满足安全要求；（2）核动力厂修改的安全分析；核动力厂确定论安全分析2（3）对实际运行事件，或这些事件与其他超出正常运行限值的假想故障组合的分析；（4）开发和验证应急运行规程；（5）开发严重事故管理指南；（6）1 级和 2 级概率安全分析 （PSA） 中事故序列的开发和成功准则的验证。1.2.4 本导则不包括核安保相关建议。2 总则2.1 确定论安全分析目的确定论安全分析目的2.1.1 核动力厂确定论安全分析的目的是确认： 依靠安全功能的可靠执行（包括必要的构筑物、系统和设备，并结合操纵员动作） ，足够保证核动力厂放射性物质释放低于可接受限值，且具有合适的裕量。 确定论安全分析需要证明核动力厂放射性屏障在所要求的范围内保持其完整性。 确定论安全分析可被进一步的具体信息和分析（如与制造、测试、检验、运行经验评价有关的信息和分析）以及概率安全分析所补充，同时也有助于证明：（1）在核动力厂不同状态下，源项和潜在的放射性后果是可接受的；（2）导致早期放射性释放或大量放射性释放的事件序列可被认为实际消除。2.1.2 核动力厂不同状态下确定论安全分析的目的是，通过论证分析结果满足既定的验收准则，来证明工程设计的适当性。核动力厂确定论安全分析32.1.3 确定论安全分析可预测核动力厂对假设始发事件的响应。每个核动力厂状态应用一套特定的规则和验收准则。通常，采用合适的计算工具分析中子物理、热工水力、热工机械、结构和放射性等方面。针对已确定的运行模式和核动力厂状态，应开展具体的计算模拟。2.1.4 计算结果是特定物理参数（如中子注量率，反应堆热功率， 一回路冷却剂压力、 温度、 流量和流速， 实体屏障的载荷，可燃气体浓度，放射性核素的物理和化学成份，堆芯损伤状态，安全壳压力，释放到环境中的源项等）随空间和/或时间的变化值。2.2 确定论安全分析验收准则确定论安全分析验收准则2.2.1 确定论安全分析的验收准则用于判断分析结果的可接受性，以此作为核动力厂安全的证明。验收准则可以用总体性描述、定性术语或定量限值来表示，可以分为三类：（1）安全准则：与运行状态或事故工况的放射性后果直接相关的准则，或与放射性屏障完整性相关的准则，应对这些准则进行适当考虑，以保证相关安全功能；（2）设计准则：构筑物、系统和设备的设计限值，是设计基准的一部分，是满足安全准则的重要前提；（3）运行准则：在正常运行和预计运行事件下操纵员必须遵守的规则，为满足设计准则和安全准则提供前提条件。2.2.2 在本导则中，仅涉及安全验收准则。监管机构批准的验收准则相对于安全准则可以存在适当的裕量。核动力厂确定论安全分析42.3 确定论安全分析中的不确定性分析确定论安全分析中的不确定性分析确定论安全分析中使用的不确定性分析方法包括：（1）采用专家判断、统计学和敏感性计算相结合的方法；（2）采用试验结果；（3）采用包络分析计算。2.4 确定论安全分析方法确定论安全分析方法2.4.1 表 1 列出了当前可用于确定论安全分析的不同选项，根据所采用的计算机程序、 系统可用性假设和分析中采用的初始条件和边界条件，这些选项具有不同程度的保守性。选项方法计算机程序系统可用性假设初始条件和边界条件1保守方法保守保守保守2组合方法最佳估算保守保守3最佳估算加不确定性分析最佳估算保守最佳估算数据，部分最不利条件4现实方法1最佳估算最佳估算最佳估算注 1：即最佳估算分析方法表 1确定论安全分析选项2.4.2 选项 1 是一种保守方法，保守考虑核动力厂状态和物理模型。在保守方法中，参数取值应使针对特定验收准则的分析结果较为保守。 采用保守方法来简化分析， 并采用较大的保守性，来补偿对模型和物理现象认知上的不足。 这种方法假设可包络多种相似的瞬态，使所有被包络的瞬态都能满足验收准则要求。2.4.3 选项 2 是组合方法，采用最佳估算的模型和计算机程序替代保守的模型和计算机程序。将最佳估算计算机程序、保守核动力厂确定论安全分析5的初始条件和边界条件，与保守的系统可用性假设结合使用。该方法假设与计算机程序模型相关的所有不确定性都已确定， 并且根据核动力厂运行经验使用保守的核动力厂参数。 此方法需要进行敏感性研究，以证明选择的保守输入数据是正确的。选项 2 通常用于设计基准事故和预计运行事件的保守分析。2.4.4 选项 3 是最佳估算加不确定性方法。允许使用最佳估算计算机程序和更现实的假设。 考虑到所有参数同时处于最恶劣值的概率很低， 因此可以使用最佳估算和部分不利 （即部分保守）初始条件和边界条件相结合的方法。 系统可用性通常采用保守的假设。为了确保设计基准事故分析所需的总体保守性，需要对不确定性进行识别、量化和统计组合。选项 3 包含一定程度的保守性，目前用于部分设计基准事故和预计运行事件的保守分析。2.4.5 原则上选项 2 和 3 是截然不同的分析类型，然而在实践中通常采用选项 2 和选项 3 相结合。 这是因为当有大量可用数据时，倾向于使用最佳估算输入数据，而当缺少数据时，倾向于使用保守的输入数据。选项之间的差异是不确定性的统计组合。2.4.6 根据选项1至选项3进行的确定论安全分析是保守的，保守程度从选项 1 至选项 3 依次降低。2.4.7 选项 4 允许使用最佳估算模型和计算机程序，以及最佳估算的系统可用性、初始条件和边界条件。选项 4 适用于旨在评价控制系统能力的预计运行事件的现实分析， 通常也适用于设计扩展工况的最佳估算分析， 同时也可用于确认规定的操纵员动作的现实分析，也可用于概率安全分析中的确定论安全分析。最核动力厂确定论安全分析6佳估算模型也可用于允许短期放宽监管要求的运行事件的确定论安全分析。2.5 放射性物质释放到环境中的源项放射性物质释放到环境中的源项2.5.1 确定论安全分析的一个重要方面是放射性物质释放源项的确定。该源项对于预测环境中放射性物质的扩散、核动力厂工作人员和公众的辐射剂量， 以及对环境的放射性影响都十分重要。2.5.2 为了评价核动力厂的源项，需要识别辐射源，确定产生的放射性核素的总量， 了解放射性物质从核动力厂释放到环境的迁移机理。 在事故工况下， 需要采用计算机程序进行源项评价，要求计算机程序能够预测裂变产物从燃料元件的释放， 裂变产物通过一回路系统、安全壳或乏燃料水池厂房的迁移，影响裂变产物迁移的相关化学现象，以及放射性物质释放的形态。2.5.3 需要分别针对运行状态和事故工况进行源项评估，用于：（1）确认设计已达到最优化，使得在核动力厂所有状态下源项都被减小到可合理达到的尽量低的水平；（2）支持论证导致早期放射性释放或大量放射性释放的事件序列可被实际消除；（3）论证设计能够确保包含剂量约束在内的辐射防护要求得到满足；（4）为应急计划提供基准，应急计划要求在核动力厂紧急状态下能够保护人类生命、健康以及环境；核动力厂确定论安全分析7（5）确定设备鉴定所需的环境条件；（6）为应急计划相关的培训活动提供数据；（7）支持严重事故缓解设施（如安全壳过滤排放系统）的设计。2.5.4 本导则所阐述的关于确定论安全分析的准则也适用于源项的确定。3 假设始发事件和事故序列的识别、分类和分组3.1 概述概述3.1.1 本导则确定论安全分析中考虑的核动力厂状态包括：（1）正常运行；（2）预计运行事件；（3）设计基准事故；（4）设计扩展工况，包括没有造成堆芯明显损伤的工况和堆芯熔化（严重事故）工况。3.1.2 确定论安全分析应涵盖核动力厂所有假设始发事件，这些始发事件源于核动力厂的任何部分， 由于事件本身或叠加其他可能的失效（如保护系统和控制系统以及相关安全功能） ，可能导致放射性物质释放到环境。 这些始发事件导致的放射性物质释放可能源自反应堆堆芯，也可能是其他相关来源（如核动力厂内贮存的燃料元件、放射性物质处理系统等） 。3.1.3 对于给定厂址，如果有多个机组、乏燃料贮存单元或其他可能的放射性释放源，应考虑单一事件引起若干或所有机核动力厂确定论安全分析8组、 乏燃料贮存单元或其他放射性释放源同时发生始发事件的可能性。3.1.4 确定论安全分析应涵盖核动力厂所有正常运行模式下可能发生的假设始发事件。在始发事件发生前，初始条件应假设正常运行的设备处于稳定状态。3.1.5 应考虑每个停堆模式（包括换料和维修）的电厂配置。对于这些模式， 应考虑停堆期间可能发生的导致风险上升的故障或其他因素，例