【導讀】附錄I所列安全導則是對本規(guī)定的說明和補充。本規(guī)定適用于核電廠設計、制造、建造、運行和監(jiān)督管理。件后果所應遵守的設計方法和設計要求?？赡芪＜鞍踩氖录y(tǒng)稱為假設始發(fā)事件。事件用于確定核電廠物項的設計基準。它們包含多種可能單獨地或相互組合后影響安全的因。由人員行動引起的因素；能導致核電廠廠址區(qū)域的全面破壞而又不能加以防范的人為事件和自然事件；絕無可能影響核電廠安全的工業(yè)事故；建立并保持對輻射危害的有效防御，保護廠區(qū)人員、公眾和環(huán)境。低；保證減輕事故引起的照射。和規(guī)程以支援事故預防措施、控制事故發(fā)展過程和限制事故后果。這是由于盡管注意預防，核電廠在其壽期內仍然會發(fā)生假設始發(fā)事件。設置專用系統(tǒng)并制定運行規(guī)程以防止或盡量減小這些假設始發(fā)事件所造成的損壞。作出正確的近期響應以及在事故工況后便于處理。

　　

【正文】 恢復到受控安全狀態(tài)并減輕事故后果而采取的一系列階段性行動，行動階段的順序如下： （ 1）事故序列在發(fā)展中，但尚未超出核電廠設計基準的階段； （ 2）發(fā)生嚴重事故，但堆芯尚未損壞的階段； （ 3）堆芯損壞后的階段。 上述八個術語相互間的關系參見附圖 1。 核安全（安全） 完成正確的運行工況、事故預防或緩解事故后果從而實現(xiàn)保護廠區(qū)人員、公眾和環(huán)境免遭過量輻射危害。 52 安全系統(tǒng) ① 安全上重要的系統(tǒng)，用于保證反應堆安全停堆、從堆芯排出余熱或限制預計運行事件和事故工況的后果。 保護系統(tǒng) 有各種電器件、機械器件和線路（從傳感器到執(zhí)行機構的輸入端）組成的產生與保護功能相聯(lián)系的信號系統(tǒng)。 安全執(zhí)行系統(tǒng) 由保護系統(tǒng)觸發(fā)用以完成必需的 安全動作的設備組合。 安全系統(tǒng)輔助設施 為保護系統(tǒng)和安全執(zhí)行系統(tǒng)提供所需的冷卻、潤滑和能源等服務的設備組合。 上述五個術語相互間的關系參見附圖 2。 可接受限值 國家核安全部門認可的限值。 ① 安全系統(tǒng)包括保護系統(tǒng)、安全執(zhí)行系統(tǒng)和安全系統(tǒng)輔助設施。安全系統(tǒng)的部件可以專用于執(zhí)行安全功能，亦可在某些運行狀態(tài)下執(zhí)行安全功能而在另一些狀態(tài)下執(zhí)行非安全功能（見附圖 53 2）。 能動部件 ① 依靠觸發(fā)、機械運動或動力源等外部輸入而行使功能，因而能以主動態(tài)影響系 統(tǒng)的工作過程的部件（參見 “ 非能動部件 ” ）。 調試 ② 核電廠已安裝的部件和系統(tǒng)投入運行并進行性能驗證，以確認是否符合設計要求、是否滿足性能標準的過程。調試由反應堆裝載燃料前和反應堆進入臨界、鏈式裂變反應在持續(xù)進行中兩種條件下的試驗組成。 ① 能動部件的例子有：泵、風機、繼電器和晶體管等。應強調指出實際上這一定義只能是比較籠統(tǒng)的（非能動部件的定義也是如此）。某些部件，如爆破膜、逆止閥、安全閥、噴射器和某些固態(tài)電子器件等，需要對其特性進行專門研究后始可列屬能動部件或非能動部件。 ② 審批過程 通常以廠址選擇、設計、建造、調試、運行和退役命名的六個主要階段組成。六個階段中若干階段可交叉進行，如建造或調試和運行。 共因故障 ① 由特定的單一事件或起因導致若干裝置或部件功能失效的故障。 54 建造 包括核電廠的部件制造組裝、土建施工、部件和設備的安裝及有關聯(lián)的試驗在內的過程。 退役 核電廠最終退出運行的過程。 設計 制定核電廠及其組成部分的方案和詳細圖紙，進行支持性計算并制訂技術規(guī)格書的過程及其成果。 多樣性 為執(zhí)行某一確定功能設置多重部件或系統(tǒng)，這些部件或系統(tǒng)總起來說具有一個或幾個不同屬性 ② 。 燃料組件 作為一個整體裝入堆芯，爾后又自堆芯撤除的燃料元件組。 燃料元件 以燃料為其主要組成部分的最小獨立結構件。 功能隔離 55 為防止線路或系統(tǒng)的功能受到相鄰線路或系統(tǒng)的運行方式或故障的影響所采取的措施。 檢查 通過檢驗、觀察或測量等手段，確定材料、零件、部件、系統(tǒng)、構筑物及工藝和程序是否符合規(guī)定要求的活動。 ① 例如設計缺陷、制造缺陷、運行和維 修差錯自然事件、人為事件、信號飽和或源自其它操作、故障或環(huán)境條件改變的意外的級聯(lián)效應。 ② 不同屬性的例子有：不同的運行條件、大小不等的設備、不同的制造廠、不同的工作原理以及基于不同物理方法、不同類型的設備。 許可證（執(zhí)照） 由國家核安全部門頒發(fā)的，申請單位據(jù)以確定核電廠廠址、進行核電廠的建造、調試、運行和退役等特定活動的授權證書。 營運單位 持有國家核安全部門許可證（執(zhí)照），負責經營和運行核電廠的單位。 運行 為實現(xiàn)核電廠的建廠目的而進行的全部活動 ，包括維護、換料、在役檢查及其他有關活動。 56 運行限值和條件 經國家核安全部門認可的，為核電廠的安全運行列舉參數(shù)限值、設備的功能和性能及人員執(zhí)行任務的水平等一整套規(guī)定。 非能動部件 ① 毋需依賴外部輸入而執(zhí)行功能的部件。非能動部件內一般沒有活動的組成部分，其功能的執(zhí)行系在感受到某種參數(shù)，如壓力、溫度、流量的變化后完成。然而，基于不可逆動作或變化、又十分可靠的部件，可劃為這個類別。 實體分隔 （ 1）幾何分隔（增大間距、改變走向等）； （ 2）設置 適當?shù)钠琳希? （ 3）前兩者的結合。 假設始發(fā)事件 經鑒明可能導致預計運行事件或事故工況及其后續(xù)故障效應的事件 ② 。 規(guī)定限值 由國家核安全部門確定或認可的限值。 57 質量保證 為使物項或服務與規(guī)定的質量要求相符合并提供足夠的置信度所必需的一系列有計劃的系統(tǒng)化的活動。 ① 非能動部件的例子有：熱交換器、管道、容器、電纜和構筑物。應強調指出，實際上這一定義只能是比較籠統(tǒng)的（能動部件的定義也是如此）。某些部件，如爆破膜、逆止閥、安全閥、噴射泵和某些固 態(tài)電子器件等，需要對其特性進行專門研究后始可列屬能動部件或非能動部件。 ② 假設始發(fā)事件的主要原因有：可信的設備故障和人員差錯（核電廠內外）、人為事件或自然事件。核電廠假設始發(fā)事件的清單（明細表）必須經國家核安全部門認可。 多重性 通過設置數(shù)量高于最低需要的單元或系統(tǒng)（相同的或不同的）以達到任一單元或系統(tǒng)的失效不致于引起所需總體安全功能喪失的措施。 余熱 放射性衰變和停堆后裂變所產生的熱量以及積存在反應堆結構材料中和傳熱介質中的熱量之總和。 58 安全功能 為安全著想必須完成的特定目的。 安全組合 用于完成某一特定假設始發(fā)事件下所必需的各種動作的設備組合，其使命是防止事件的后果超過設計基準規(guī)定的限值。 安全系統(tǒng)整定值 為防止出現(xiàn)超過安全限值的狀態(tài)，在發(fā)生預計運行事件和事故工況時啟動有關自動保護裝置的觸發(fā)點。 單一故障 導致某一部件不能執(zhí)行其預定安全功能的一種隨機故障。由單一隨機事件引起的各種繼發(fā)故障，均視作單一故障的組成部分。 廠址、廠區(qū) 具有確定的邊界，在核電廠管理人員有效控制下 的核電廠所在領域。 廠區(qū)人員 在廠內工作的全部人員，包括在編的和臨時的。 59 廠址選擇 為核電廠選擇合適廠址的過程，包括針對有關設計基準的評定。 試驗 為確定或驗證物項的性能是否符合規(guī)定要求，使之置于一組物理、化學、環(huán)境或運行條考驗之下的活動。 最終熱阱 接受核電廠所排出余熱的大氣或水體，或兩者的組合。 廢物處理 有利于安全或經濟的改變廢物特性的處理過程，其三種基本途徑為： （ 1）減容； （ 2）去除廢物中的放射性核素； （ 3）改變成分。 設計基準外部事件 與某個外部事件或幾個外部事件組合有關，能表達其特征，選定用于核電廠全部或其任何部分的設計參數(shù)值。 外圍地帶 60 直接圍繞廠區(qū)、須在人口分布和密度、山地和水的利用等方面考慮采取應急措施的可能性的地帶。 區(qū)域 足以把與某一現(xiàn)象有關的或某一特定事件影響所及的所有特征都包含在內的足夠大的一個地理區(qū)域。 物項 材料、零件、部件、系統(tǒng)、構筑物以及計算機軟件的通稱。 客觀證據(jù) 基于觀察、測量或試驗的、可被驗證的、關于某物項或服務質量的定量或定性資料、記錄或事實說明。 合格人員 符合特定要求、具備一定條件、而且被正式指定執(zhí)行規(guī)定任務和承擔責任的人員。 能動斷層 在地表或接近地表處有可能引起明顯錯動的斷層。 對供方的評價 61 對供方的管理體系進行評價，以確定供方是否有能力生產或提供規(guī)定質量的物項或服務，并是否有能力提供據(jù)以驗收其物項或服務的證據(jù)。 運行人員 廠區(qū)人員當中參加核電廠運行的 人員。 運行記錄 記載著核電廠運行情況的歷史資料，如儀表記錄紙、各種證書、運行日志、計算機打印輸出和磁帶等。 核電廠運行管理者 由核電廠營運單位（或其主管部門）委任的負責指揮核電廠運行，并承擔直接安全責任的人員（或組織）。 安全限值 過程變量的各種限值，核電廠在這些限值范圍內運行已證明是安全的。 記錄 為各種物項或服務的質量以及影響質量的各種活動提供客觀證據(jù)的文件。 技術規(guī)格書（技術條件） 一種書面規(guī)定，說明產品、服務、材 料或工藝必須滿足的要求，氣并指出確定這些規(guī)定的 62 要求是否得到滿足的程序。 文件 對于質量保證有關的活動、要求、程序或結果加以敘述、定義、說明、報告或證明的文字記錄或圖表資料。 檢驗 檢查工作的一部分，包括對材料、部件、供應品或服務進行調查，在只靠這種調查就能判斷的范圍內確定它們是否符合規(guī)定的要求 ① 。 不符合項 性能、文件或程序方面的缺陷，因而使某一物項的質量變得不可接受或不能確定。 監(jiān)查 通過對客觀證據(jù)的調查、檢查和評價，為確定所制 定的程序、細則、技術規(guī)格書、規(guī)程、標準、行政管理計劃或運行大綱及其他文件是否齊全適用，是否得到切實遵守以及實施效果如何而進行的審核并提出書面報告的工作。 ① 質量保證檢驗一般采用無損檢驗，包括手動檢驗、計量和測量。 63 附 件 A 假設始發(fā)事件 A1概述 規(guī)定中列入此附件，是為了就假設始發(fā)事件用于本規(guī)定及其他有關文件的這一概念的定義和具體應用作進一步的闡述。 假設始發(fā)事件的正式定義是 “ 經鑒明可能導致預計運行事件或事故工況及其后續(xù)故障效應的事件 “ 。從設備故障、人員差錯、人 為事件或自然事件之類的單一事件到各種事件的復雜組合均屬于假設始發(fā)事件范疇內的事例。 假設始發(fā)事件的后果可能不大（如某一多重部件的失效），也可能很嚴重（如反應堆冷卻劑系統(tǒng)主管道的破裂）。設計的主要安全目標在于追求電廠所具有的特性能夠保證：大部分假設始發(fā)事件的后果較小甚或無足輕重；其余的假設始發(fā)事件，如有導致事故工況的可能，其后果仍然是可接受的。 對各類假設始發(fā)事件必須作出全面考慮，以保證潛在后果嚴重的和概率大的全部可信事件 64 均在預計到的范圍之內，且核電廠設計足以適應這些事件。假設始發(fā)事件的選擇 并無嚴格的準則可資遵循。更確切地說，此種選擇過程無非是一種綜合運用設計和分析之間的迭代、工程判斷以及設計和運行經驗的過程 排除某一特定的事件序列需要有力的論據(jù)。如多重失效可能導致嚴重事故，則多重失效的可能性亦應考慮在內。概率極低的事件序列則可不予 考慮。 用于改進安全重要物項的性能要求和電廠總的安全評價的假設始發(fā)事件的數(shù)量必須加以限制。為使這項任務切實可行，詳細分析可限于若干代表性的事件序列 ① .具有代表性的事件序列包括所有同類事件，并為安全重要系統(tǒng)、構筑物和部件的設計的數(shù)字限值提供依據(jù)。 某些假設始發(fā)事件可基于己有電廠的經驗、國家核安全部門的特殊要求或潛在后果的嚴重程度等種種因素，通過確定論法確定。另一些假設始發(fā)事件，由于設計特征、核電廠所在廠址或運行經驗等因素可通過概率值定量表示的，則可基于概率法作出的規(guī)定。 典型假設始發(fā)事件一覽表，見安全導則 HAF021l 附錄。 ① 安全規(guī)定和導則中所用的 “ 事件序列 ” 一詞是指某一假設始發(fā)事件和隨后的運行人員行動或安全重要物項的動作的組合。 A2假設始發(fā)事件的類型 65 能直接或間接影響核電廠安全的各個設備的故障可視為始發(fā)事件。列入清單的事件必須足以代表核電廠系統(tǒng)和部件的全部可信故障。 需要考慮的故障類型取決于所涉及系統(tǒng)和部件的類型。故障的廣義含義包括如下兩類：系統(tǒng)或部件喪失執(zhí)行功能的能力的功能的執(zhí)行情況與所期望者不符。例如，管道故障的表現(xiàn)形式有泄漏、破裂和流道堵塞。能動部件，例如閥門的故障形式有：在需要時不開啟或不關閉，在不應動作時開啟或關閉，開不足或關不住，開啟或關閉的時間或速度不當。儀表或傳感器之類的裝置的故障有如下形式：誤差大于允許范圍、無輸出、不變的最大 輸出、輸出