新版HAF102《核动力厂设计安全规定》的

新版HAF102《核动力厂设计安全规定》的学习体会2002年8月8日国家核安全局已于2004年4月18日正式颁布了新版HAF102《核动力厂设计安全规定》，与原HAF102《核电厂设计安全规定》（91）相比，新版HAF102《核动力厂设计安全规定》在设计安全要求上体现了一定的变化，在某些方面甚至产生了强烈的变化，因而正确理解新版HAF102《核动力厂设计安全规定》的各项要求，对我国新建核动力厂的设计和运行核电厂的改进有着极其重要的意义。新版HAF102《核动力厂设计安全规定》是参照IAEA于2000年颁布的核安全标准No.NS-R-1“SafetyofNuclearPowerPlants：Design”编制的。IAEA的安全标准系列包含了三个层次的文件，即安全基础（SafetyFundamentals）、安全要求（SafetyRequirements）和安全导则（SafetyGuides）。安全基础描述了基本的安全目标、安全概念和安全原则，例如INSAG-12“BasicSafetyPrinciplesforNuclearPowerPlants”就属于此类文件；安全要求建立了为保证核安全所必须满足的原则要求，No.NS-R-1“SafetyofNuclearPowerPlants：Design”属于此类文件；而安全导则推荐了为满足安全要求所应采取的行动、条件和程序，在实施中可采取安全导则推荐的方法或者满足安全要求的等效替代措施（equivalentalternativemeasures）。因而要正确理解安全要求，把握其技术内涵，必须有安全导则做支持，对于新版HAF102《核动力厂设计安全规定》也同样如此。鉴于新版HAF102《核动力厂设计安全规定》的下层导则尚在制订过程中，因而在学习过程中我们参考了IAEA安全标准No.NS-R-1“SafetyofNuclearPowerPlants：Design”的下层安全导则。按照IAEA的计划，No.NS-R-1“SafetyofNuclearPowerPlants：Design”将包括16个下层安全导则，其中No.NS-G-1.1“SoftwareforComputerBasedSystemsImportanttoSafetyinNuclearPowerPlants”、No.NS-G-1.2“SafetyAssessmentandVerificationforNuclearPowerPlants”、No.NS-G-1.3“InstrumentationandControlSystemsImportanttoSafetyinNuclearPowerPlants”、No.NS-G-1.4“DesignofFuelHandlingandStorageSystemsforNuclearPowerPlants”、No.NS-G-1.5“ExternalEventsExcludingEarthquakesintheDesignofNuclearPowerPlants”和No.NS-G-1.6“SeismicDesignandQualificationforNuclearPowerPlants等6个安全导则已经正式颁布；同时有7个安全导则已编制出草案，包括DS282“DesignoftheReactorCoolantSystemandAssociatedSystemsinNuclearPowerPlants”、DS283“DesignoftheReactorCoreforNuclearPowerPlants”、DS296“DesignofReactorContainmentSystemsforNuclearPowerPlants”、DS299“ProtectionagainstInternalHazardsOtherthanFiresandExplosionsintheDesignofNuclearPowerPlants”、DS303“DesignofEmergencyPowerSystemsforNuclearPowerPlants”、DS306“ProtectionagainstInternalFiresandExplosionsintheDesignofNuclearPowerPlants”和DS313“RadiationProtectionAspectsofDesignforNuclearPowerPlants”；3个安全导则，即“ClassificationofStructures,Systems,Component,ServicesandFunctionsImportanttoSafety”、“RadiationProtectionintheDesignandOperationofNuclearPowerPlants”和“DesignandOperationofRadioactiveWasteManagementSystemsatNuclearPowerPlants”尚未编制。下面就新版HAF102《核动力厂设计安全规定》的具体内容谈谈学习体会，重点放在安全要求与HAF102《核电厂设计安全规定》（91）有差别的地方（引号中的蓝体部分是新版HAF102《核动力厂设计安全规定》）。一、关于新版HAF102《核动力厂设计安全规定》的目的和适用范围新版HAF102《核动力厂设计安全规定》的第一部分是“引言”，包括：“1.1目的本规定提出了陆上固定式热中子反应堆核动力厂的核安全原则，确定了保证核安全所必需的基本要求。这些要求适用于核动力厂安全功能及相关的构筑物、系统和部件，并适用于核动力厂中的安全重要规程。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。附件Ⅰ、Ⅱ与本规定具有同等法律效力。附录Ⅰ是对本规定的说明和补充。本规定适用于核动力厂设计、制造、建造、运行和监督管理”。此节与HAF102《核电厂设计安全规定》（91）相比基本没有变化，只是将“陆上固定式热中子反应堆核电厂”改为“陆上固定式热中子反应堆核动力厂”。这样的改变是为了扩展本规定的适用范围，后面还将提及。“1.2范围1.2.1本规定阐述了安全重要构筑物、系统和部件为实现核动力厂的安全运行和防止或减轻可能危及安全的事件后果所必须满足的设计要求。本规定还提出了进行全面安全评价的要求，以确定核动力厂在各种运行状态和事故工况下可能产生的潜在危险。这种安全评价过程涉及确定论安全分析和概率论安全分析这两种互补的技术。这些分析必须考虑假设始发事件，包括可能单独地或组合地影响安全的诸多因素。这些事件有如下几种类型：（1）源自核动力厂运行本身；（2）由人员行动引起；（3）直接与核动力厂及其环境有关。1.2.2本规定还涉及到极不可能发生的事件，例如可能导致大量放射性释放的严重事故，设计中对此类事件提供预防或缓解措施是适当的和可行的。1.2.3本规定不考虑下列事件：（1）极不可能发生的外部自然事件或人为事件（诸如陨石或人造卫星撞击）；（2）极不可能影响核动力厂安全的工业事故；（3）由核动力厂运行引起的非放射性影响。1.2.4本规定中的核动力厂主要系指用于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。本规定原则上也适用于其他类型的陆上固定式热中子反应堆核动力厂”。与HAF102《核电厂设计安全规定》（91）相比，本节体现了几个变化：1．明确提出了进行确定论和概率论安全分析的要求；2．明确地将严重事故纳入到所涉及的范围；3．将适用范围扩展到了核供热和海水淡化等应用领域。二、关于安全目标和纵深防御概念新版HAF102《核动力厂设计安全规定》的第二部分是“安全目标和纵深防御概念”[HAF102《核电厂设计安全规定》（91）称为“安全原理”]，包括“2.1安全目标2.1.1总的核安全目标：在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人员、社会和环境免受危害。2.1.2总的核安全目标由辐射防护目标和技术安全目标所支持，这两个目标互相补充、相辅相成，技术措施与管理性和程序性措施一起保证对电离辐射危害的防御。（1）辐射防护目标：保证在所有运行状态下核动力厂内的辐射照射或由于该核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低，保证减轻任何事故的放射性后果。（2）技术安全目标：采取一切合理可行的措施防止核动力厂事故，并在一旦发生事故时减轻其后果；对于在设计该核动力厂时考虑过的所有可能事故，包括概率很低的事故，要以高可信度保证任何放射性后果尽可能小且低于规定限值；并保证有严重放射性后果的事故发生的概率极低。2.1.3安全目标要求核动力厂的设计和运行使得所有辐射照射的来源都处在严格的技术和管理措施控制之下。辐射防护目标不排除人员受到有限的照射，也不排除法规许可数量的放射性物质从处于运行状态的核动力厂向环境的排放。此种照射和排放必须受到严格控制，并且必须符合运行限值和辐射防护标准。2.1.4为了实现上述安全目标，在设计核动力厂时，要进行全面的安全分析，以便确定所有照射的来源，并评估核动力厂工作人员和公众可能受到的辐射剂量，以及对环境的可能影响（见4.4.1条）。此种安全分析要考察以下内容：(1)核动力厂所有计划的正常运行模式；(2)发生预计运行事件时核动力厂的性能；(3)设计基准事故；(4)可能导致严重事故的事件序列。在分析的基础上，确认工程设计抵御假设始发事件和事故的能力，验证安全系统和安全相关物项或系统的有效性，以及确定应急响应的要求。2.1.5尽管采取措施将所有运行状态下的辐射照射控制在合理可行尽量低，并将能导致辐射来源失控事故的可能性减至最小，但仍然存在发生事故的可能性。这就需要采取措施以保证减轻放射性后果。这些措施包括：专设安全设施、营运单位制定的厂内事故处理规程以及国家和地方有关部门制定的厂外干预措施。核动力厂的安全设计适用以下原则：能导致高辐射剂量或大量放射性释放的核动力厂状态的发生概率极低；具有大的发生概率的核动力厂状态只有较小或者没有潜在的放射性后果”。从总的安全目标、辐射防护目标和技术安全目标[HAF102《核电厂设计安全规定》（91）称为“核安全的最终目标、辐射防护目标和与事故状态有关的目标，新版HAF102《核动力厂设计安全规定》的术语与INSAG-12“BASICSAFETYPRINCIPLESFORNUCLEARPOWERPLANTS”的一致]的表述上，新版HAF102《核动力厂设计安全规定》与HAF102《核电厂设计安全规定》（91）没有本质的差异，但新版HAF102《核动力厂设计安全规定》增加了一些具体的解释内容和完成全面的安全分析来验证安全目标的实现的要求，使对安全目标的理解更加准确。在IAEA的No.NS-R-1“SafetyofNuclearPowerPlants：Design”的本节最后还有一句话，即“Anessentialobjectiveisthattheneedforexternalinterventionmeasuresmaybelimitedoreveneliminatedintechnicalterms,althoughsuchmeasuresmaystillberequiredbynationalauthorities”（一个基本的目标是，尽管监管当局仍然可以要求，从技术角度上讲，外部干预措施应该是有限的甚至可消除的），新版HAF102《核动力厂设计安全规定》没有采纳这段表述。但后面我们还要谈到，在No.NS-R-1“SafetyofNuclearPowerPlants：Design”的具体指导，即安全导则中是贯穿这个思想的，这句话也典型地表述了IAEA对新一代核电厂安全目标的考虑,而且为适应核供热或海水淡化等堆型的应急管理方式提供了更广阔的思路。“2.2纵深防御概念2.2.1纵深防御概念贯彻于安全有关的全部活动，包括与组织、人员行为或设计有关的方面，以保证这些活动均置于重叠措施的防御之下，即使有一种故障发