文档介绍：附件二:
《核动力厂反应堆安全壳系统的
设计》编写说明
(征求意见稿)
《核动力厂反应堆安全壳系统的设计》编写说明
随着科学技术的进步以及国际核工业界在核动力厂安全运行和管理方面经验的积累,国际原子能机构(IAEA)全面地开展了针对核动力厂的安全要求及安全导则的修订工作。新的安全要求文件No. NS-R-1“Safety of Nuclear Power Plant: Design”于2000年9月正式出版,-C-D()“Code on the Safety of Nuclear Power Plant: Design”的正式修订。随后,IAEA陆续修订和出版了该安全要求下的一系列安全导则,新的IAEA安全导则No. NS-G- “Design of the Reactor Containment Systems for Nuclear Power Plants”就是其中之一,-SG-D12“Design of the Reactor Containment Systems for Nuclear Power Plants(1985)”的修订,新的安全导则替代原有导则。
为了提高我,使之与接轨,国家核安全局决定对《核动力厂设计安全规定》和《核动力厂运行安全规定》及其下属的一系列核安全导则进行及时的修订。
IAEA的核安全标准中关于核动力厂设计的安全要求及导则是由IAEA聘请各国专家在总结各核电先进国家经验的基础上制定的,其内容较完整、系统、严谨。本安全导则是依据IAEA安全导则No. NS-G-
“Design of the Reactor Containments for Nuclear Power Plants”为参考蓝本编写而成的,两者的对应关系见编写说明的附件。在编制过程中考虑了与我国现行核安全法规和标准的协调,并力图确保本导则与2004年国家核安全局发布的《核动力厂设计安全规定》保持一致并对其技术内容进行补充。
2005年4月,编写组完成IAEA安全导则No. NS-G- “Design of the Reactor Containments for Nuclear Power Plants”的翻译初稿,并在国家环保总局核与辐射安全中心内部加以讨论,经过一校、二校、三校后形成翻译稿,在此基础上参照新发布的核安全导则(如HAD102/17核动力厂安全评价与验证)以及现行的核安全导则HAD102/06核电厂反应堆安全壳系统的设计(1990)的格式和内容,编制完成了《核动力厂反应堆安全壳系统的设计》初稿,又经过内部的一校、二校后形成《核动力厂反应堆安全壳系统的设计》内部讨论稿。国家环保总局核与辐射安全中心法规室于2007年5月30日组织了对《核动力厂反应堆安全壳系统的设计》的内部审查会,在此基础上,经过进一步的修改和完善,形成了《核动力厂反应堆安全壳系统的设计》(征求意见稿)。
本安全导则的编制考虑了对国家核安全局1990年颁布实施的核安全导则HAD102/06核电厂反应堆安全壳系统的设计(1990)进行修订。本安全导则将替代原有对应安全导则。
本安全导则的主要内容包括:
第一章引言;
第二章安全壳系统及其安全功能;
第三章安全壳系统总的设计原则;
第四章针对运行状态和设计基准事故的安全壳系统的设计;
第五章试验和检查;
第六章严重事故设计考虑;
附录安全壳监测仪表;
附件I安全壳系统设计方案举例;
附件II隔离设施分类图例;
附件III严重事故现象。
新的安全导则与1990年HAD102/06核电厂反应堆安全壳系统的设计相比:
新的安全导则第一章,概述了该导则的编写目的和范围,取消了原导则第一章中有关安全壳系统范围的内容,代之以在第二章中强调安全壳系统的安全功能,间接说明了安全壳系统的范围。
新的安全导则第二章对安全壳系统及其安全功能(包括(1)对在运行状态和事故工况下包容放射性物质的安全功能、(2)在运行状态和事故工况下的辐射屏蔽和(3)防御外部自然事件和人为事件),特别是对在运行状态和事故工况下包容放射性物质的安全功能要求作了详细描述,强调了在设计中考虑的严重事故工况下应保持安全壳结构的完整性,并应保证其泄漏率不超过规定的最大泄漏率。原导则中没有明确安全壳系统的有关在运行状态和事故工况下的辐射屏蔽和防御外部自然事件和人为事件的安全功能,新导则在此方面作了补充和完善
。
新的安全导则第三章对安全壳系统的总的设计基准,包括设计基准的确定、采用的规范和标准以及相应的设计限值和验收准