HAD 202-02-2017 研究堆定期安全审查

—3—附件1核安全导则HAD202/02-2017研究堆定期安全审查国家核安全局2017年4月11日批准发布国家核安全局—4—研究堆定期安全审查（2017年4月11日国家核安全局批准发布）本导则自发布之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。—5—目录1引言........................................................................................................71.1目的......................................................................................................71.2范围......................................................................................................72审查策略...............................................................................................73定期安全审查的安全要素...................................................................83.1概述......................................................................................................83.2研究堆的设计和安全分析.................................................................93.3构筑物、系统和部件的实际状态和老化管理...............................103.4安全性能...........................................................................................113.5组织机构和行政管理.......................................................................123.6程序....................................................................................................133.7总体评价...........................................................................................144审查的程序.........................................................................................144.1概述....................................................................................................144.2研究堆营运单位的活动...................................................................155研究堆继续运行的可接受依据.........................................................166审查后的工作.....................................................................................186.1实施纠正行动和安全改进计划.......................................................186.2文件保管...........................................................................................18附件I审查要点....................................................................................19—6—I.1引言....................................................................................................19I.2研究堆的设计和安全分析...............................................................19I.3构筑物、系统和部件的实际状态和老化管理...............................19I.4安全性能...........................................................................................20I.5组织机构和行政管理.......................................................................21I.6程序....................................................................................................22—7—1引言1.1目的1.1.1为指导研究堆定期安全审查工作，制定本导则。1.2范围1.2.1本导则适用于在役研究堆的定期安全审查。1.2.2定期安全审查不适用于退役阶段的审查，但通过定期安全审查产生的文件将是计划退役的重要输入之一。2审查策略2.1定期安全审查用以评价研究堆老化、修改和厂址方面的积累效应。这种审查包括按照设计时适用的法规和安全标准对研究堆的设计和运行进行审查，按照现行的法规和安全标准进行比较和评价，目的在于确保研究堆在整个运行寿期内具有可接受的安全水平。2.2为便于审查，可将研究堆定期安全审查任务按若干安全要素进行划分。2.3对于每个安全要素，都要按照设计时适用的法规和安全标准进行审查，按照现行的法规和安全标准进行比较和评价。应根据评价结果，确定合理可行的纠正行动和安全改进计划。纠正行动和安全改进计划要考虑各安全要素的相互作用，以及纠正行动和安全改进对所有安全要素的影响。—8—2.4在考虑所有纠正行动和安全改进之后，应对依然未得到适当处理的全部弱项进行评价，并综合判断反应堆的安全水平是否可以接受。2.5定期安全审查周期应根据《研究堆安全许可证件的申请和颁发规定》的要求确定。2.6应尽可能利用相关研究成果以及运行期间其他安全审查和监督检查的结果，以最大限度减少重复性工作。3定期安全审查的安全要素3.1概述研究堆定期安全审查的内容可划分为5个安全要素。审查过程中，应对各个安全要素的审查结果进行汇总，给出总体评价。3.1.1定期安全审查的安全要素如下：（1）研究堆的设计和安全分析；（2）构筑物、系统和部件的实际状态和老化管理；（3）安全性能；（4）组织机构和行政管理；（5）程序。3.1.2质量保证作为组织机构和行政管理的一个方面，根据实际情况进行评价。辐射防护及其有效性作为研究堆各个安全要素的一个特定方面予以审查。3.1.3可根据研究堆安全分类，选择定期安全审查的安全要素及—9—其重点审查项目，编制审查大纲，经国务院核安全监督管理部门认可后实施。对于III和II类研究堆，在第一次定期安全审查时对5个安全要素全部进行审查，后续可在有所侧重的情况下选取部分安全要素进行审查；对于I类研究堆，可选取构筑物、系统和部件的实际状态和老化管理、组织机构和行政管理等要素进行审查。3.1.4应通过审查确定在进行定期安全审查时每个要素的现状，确定运行体系和机制是否能及时发现、识别并有效处理相关的缺陷。3.2研究堆的设计和安全分析3.2.1目的审查的目的是：（1）通过与现行的法规、安全标准以及实践相比较，找出研究堆当前设计与其差异，并评价其影响；（2）确定已有安全分析结论在审查时的有效性。3.2.2说明3.2.2.1审查应识别研究堆当前设计与现行法规、安全标准（包括有关设计规范）和实践的差异，并确定这些差异在实施纵深防御方面是安全上的强项还是弱项。审查通常按系统分为若干个专题：如堆芯、反应堆冷却剂系统、仪表和控制系统、实验装置等。3.2.2.2应对研究堆已有安全分析报告的分析范围、所采用的方法和所作假设的适用性进行审查。必要时应借审查之机更新已有的安全分析，以保证安全分析能反映研究堆构筑物、系统和部件当前的实际状态，并为将来预留一定裕量，应保证安全分析考虑了适合于厂址和设计的所有假设始发事件。审查也应采用现行的分析方—10—法，特别是用于瞬态分析的计算机程序。应分析在这些计算中采用的假设（如保守性、最佳估计）所带来的不确定性，以便更好地了解安全裕度。3.3构筑物、系统和部件的实际状态和老化管理3.3.1目的审查的目的是：（1）确定安全重要构筑物、系统和部件的实际状态，以及状态是否满足设计要求；（2）确定是否对研究堆的老化进行了有效的管理，并判断安全重要的构筑物、系统和部件的性能变化趋势和预期服役时间。3.3.2说明3.3.2.1审核现有记录的有效性，要保证准确地反映构筑物、系统和部件的实际状况及维修和检查中发现的重大问题。缺少必要资料时，应做专门试验或检查。部分区域由于可达性等原因可能无法进行检查，其相关物项的实际状态往往难以确定，应认真分析此类情况对安全的影响。3.3.2.2应将每个安全重要构筑物、系统和部件的现行状态与其设计基准进行对照，以保证老化尚未显著地影响这些物项，设计基准能够得到满足。在某些方面不能充分证明与设计基准相符时，应做一些附加检查，以确定这些构筑物、系统和部件能满足使用要求，否则应提出执行纠正行动的建议，如更换部件。对于修改后的构筑物、系统和部件，在正常运行和事故工况下的功能或载荷需得到安全分析确认。—11—3.3.2.3通过审查，确定研究堆是否有系统的老化管理方法，是否有足够的措施使研究堆在以后的运行中能维持所要求的安全功能，是否存在限制研究堆安全运行的某些因素。审查既包括老化管理本身（如老化管理的方针、程序、性能指标、人员配备、资源、记录等）的评价，也包括技术方面（如老化管理方法，对老化有关现象了解的程度，构筑物、系统和部件的验收准则，控制老化劣化速率的运行准则，老化探测和缓解方法，以及构筑物、系统和部件的实际状态等）的评价。3.3.2.4为保证能够在假设的工作条件（包括诸如失水事故、高能流体管道破裂、地震或其他外部事件）下执行与其安全等级相符的安全功能，研究堆的安全重要设备都必须是经过鉴定的合格设备，且必须在服役过程中保持其合格性。在定期安全审查中，应通过对设备合格鉴定的审查，确定：（1）是否从一开始就对所要求的设备性能提供了保证；（2）是否持续地利用定期维修、试验、校准等措施使设备的性能得到保持，并有明确的文档资料证明设备的合格性。应当对研究堆已安装的设备进行查勘，以确定设备状态与确认的技术状态的差异（如螺栓和盖板丢失或松动，导线裸露，或柔性导管损坏等异常情况）；（3）在考虑厂址条件变化后，鉴定性能仍得到保持。3.4安全性能3