新旧研究堆安全规定章节对比.docx
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新旧研究堆安全规定章节对比
附件三：
新旧研究堆安全要求（规定）内容对比及修订建议
《研究堆安全要求》（IAEA，2005）
95版《研究堆设计
安全规定》
95版《研究堆运行安全规定》
《研究堆安全要求》相对增加或删除的内容及修订建议
1.引言
1.引言
1.引言
背景
目的
1.1目的
1.1目的
《研究堆安全要求》（后简称“安全要求”）措词有些变化，如§1.4说明“为研究堆寿期内所有阶段的安全评价提供依据”、“确定有关行政监督、安全验证（HAF201无此两项内容）……等方面要求”。
建议：
结合“安全要求”的整体内容，除有关“行政监督”的措词外，可按“安全要求”内容进行修订。
范围
1.2范围
1.2范围
“安全要求”§1.7、§1.9中明确“该定义不包括用于发电、船用推进、海水淡化或区域供热的核反应堆”、“利用高压和高温回路、冷中子源和热中子源等实验装置的反应堆（HAF201为“小的实验性原型动力堆”）可能需要适用动力堆标准和/或另外的安全措施”。
建议：
基本采用“安全要求”的内容。
分级（类）方案
“安全要求”增加一节“分级（类）方案，说明了研究堆分级（类）的理由及应考虑的因素，强调应采用分级（类）方案，根据与反应堆有关的潜在危险来应用研究堆安全要求。
建议：
采用“安全要求”新增内容。
结构
2.安全目标、概念和原则
2.安全目标
安全目标
2.1安全目标
“安全要求”的§205辐射防护目标、§206技术安全目标均照搬国际原子能机构安全丛书第110号《核装置安全》，措词与HAF201略有不同。
建议：
采用“安全要求”内容。
安全概念和原则（注1）
纵深防御概念
法律基础结构和监管基础结构
安全管理
安全验证
安全的技术方面
“安全要求”增加了“安全概念和原则”等6个章节，这些章节阐述了安全概念和原则，提出了实施纵深防御概念（特别指出，纵深防御概念由原来四个层次增加至五个层次），建立法律和监管基础结构，采取安全管理和安全验证措施，以及在装置的设计和寿期中适用的技术原则（安全的技术方面）。
其中，“法律基础结构和监管基础结构”一节提出了为建立监管部门及其它行动而建立法律基础结构的要求及通过颁发政府许可证保持对安全的监管控制要求等。
建议：
因我国已颁布HAF001民用核设施监督管理条例及其实施细则，该条例及实施细则对监督管理职责、安全许可制度、核安全监督等作了详细规定，作为部门规章不必提出类似要求，故建议不采用“法律基础结构和监管基础结构”一节；其它小节均采用。
3.行政监管
总要求
法律体系
监管部门
执照申请过程
检查和执法
“安全要求”本章结合上一章的“法律基础结构和监管基础结构”内容，提出了核设施行政监管方面的要求。
建议：
因我国已颁布HAF001民用核设施监督管理条例及其实施细则，该条例及实施细则对监督管理职责、安全许可制度、核安全监督等作了详细规定，建议不采用此章。
4.安全管理和验证
营运单位的责任
2安全运行的责任、2.2营运单位
1）“安全要求”中的总要求（§4.1）与HAF202§2.2提出的营运单位责任内容相近；
2）增加了“监管部门和营运单位之间的相互作用”一小节（§4.2、§4.3、§4.4）。
建议：
采用“安全要求”内容。
质量保证
4.7质量保证要求、3.1.9（选址阶段质量保证要求）
16质量保证
1）“安全要求”将原HAF201、HAF202中选址、设计、运行有关的质量保证要求进行了综合，并强调“营运单位必须制订并实施针对研究堆厂址评价、设计、建造、调试、运行、应用（新增）、修改和退役各阶段的质量保证要求”；
2）“安全要求”§4.7新增“应采用分级方案，以反映对研究堆适用具体质量保证要求方面在计划和已接受之间的差异”（实际已实施，但原规定未明确）；
3）“安全要求”增加了“管理”、“执行”及“评价”三小节，对质保大纲的内容及实施提出了相关要求；
建议：
采用“安全要求”的内容。
安全验证
“安全要求”增加了“安全验证”一节，包括安全评价、安全委员会、自我评价和同行评审三款内容。
安全评价及自我评价和同行评审为新增内容，安全委员会则相对HAF202§2.2.2内容增加了“设计、调试和运行方面的安全评价”的咨询要求及要求安全委员会审议的项目清单。
建议：
采用“安全要求”内容。
5.厂址评价
3.选址要求
初始评价和厂址选择
厂址评价的一般准则
3.1选址要求
1）“安全要求”的这二节与HAF201§3.1中的大部分内容相对应；
2）“安全要求”§5.3评价研究堆厂址的适宜性时必须考虑方面增加了以下两点：
（d）厂址中的其它核设施；（e）厂址最终热阱的能力。
3）“安全要求”§5.4对厂址不合适的验收准则给出了较完整的描述；
4）“安全要求”§5.8“应当考虑核排出流与非核排出流之间相互作用的潜在可能性，例如热或化学物品对液体排出流中放射性物质作用的可能性”和§5.14“在开始建造研究堆之前，必须确认在研究堆开始运行之前在制订厂外应急计划方面预计不存在重大问题（所选见附录）”。
5）“安全要求”删除去原HAF201§3.1.7关于开工前确定辐射本底水平的要求及§3.1.9关于厂址评价阶段执行质保大纲的要求。
建议：
采用“安全要求”内容；原HAF201§3.1.7保留。
地震
地表断层作用
极端和罕见的气象条件
洪水
岩土工程危害
极端的人为灾害
拟选地区特征的特殊要求
危害监测
“安全要求”增加了地震、地质、气象、洪水、岩土工程危害、极端的人为灾害、拟选地区特征的特殊要求、危害监测等小节，详细提出了调查和评价这些厂址特性的要求。
建议：
采用“安全要求”新增内容。
6.设计
设计理念
――总要求
4.1概述
1）“安全要求”中总要求内容与HAF201§4.1大部分对应；
2）“安全要求”增加§6.5“运行方式（如在有需求时运行，而不是连续运行；以不同的功率水平运行；按不同的堆芯布置运行和使用不同的核燃料运行）和反应堆在不同运行功率水平下的稳定性对安全系统的设计应给予充分的考虑”。
建议：
采用“安全要求”新增内容。
――纵深防御
4.2纵深防御
1）两者内容大部分对应；
2）“安全要求”删除了 原HAF201中§4.2.4“管理性程序可包括由安全分析报告确定的安全运行限值及条件。
由于研究堆的灵活性，所以必须特别注意建立充分的管理性控制和程序”。
建议：
保留删除的原HAF201中§4.2.4内容（新要求未在其它部分提出对管理规程的说明和要求）。
――安全功能
4.5安全功能
“安全要求”新增6.10“在设计用于实现三项基本安全功能停堆、冷却（尤其是堆芯）和包容放射性物质）的安全系统（包括专设安全设施）时，必须采用单一故障准则，必须确保高度可靠性以及包括便于定期检查、试验和维修的各项措施”。
建议：
新增内容对实现三项基本安全功能的安全系统提出原则要求，应采用。
――验收准则和设计导则
“安全要求”新增“验收准则和设计导则”一节，主要内容为：
必须对运行状态和设计基准事故制定验收准则。
对于构筑物、系统和部件的设计，可用工程设计导则的形式。
建议：
必须为研究堆的不同状态规定相对应的放射性验收准则，应采用“安全要求”新增的此节。
设计总要求
――构筑物、系统和部件的分级
4 设计总要求
“安全要求”新增“构筑物、系统和部件的分级”一节，提出了分级的原则和方法。
建议：
采用“安全要求”新增内容。
――规范和标准
4.8规范和标准
1）两者条款基本对应；
2）删去了原HAF201§4.8.1中所列规范和标准涉及的典型领域。
建议：
原HAF201§4.8.1可删除。
――设计基准
――假设始发事件和设计基准事故
――厂址相关特征
――内部事件
――外部事件
“安全要求”新增“设计基准”、“假设始发事件和设计基准事故”、“内部事件”、“外部事件”等5个小节，这些小节提出了研究堆总的设计基准及抗御内部事件（包括火灾和爆炸）、外部事件的设计基准。
建议：
采用“安全要求”新增内容。
――火灾和爆炸
5.11.4（提出防火和防爆相关要求）
“安全要求”新增内容“火灾和爆炸”一小节，提出了详细的火灾和爆炸的设计要求，覆盖原HAF201§5.11.4的内容。
建议：
采用“安全要求”内容。
――参数的设计限值
4.4参数的设计限值
两者基本相同，略作删减。
建议：
采用“安全要求”内容。
――运行状态的设计
4.10运行状态的设计要求
1）“安全要求”§6.28与HAF201§4.10.1对应；
2）“安全要求”增加了§6.29“第6.28节中提出的要求和限制应形成运行限值和条件的基础。
设计必须能够有助于设定一系列切实可行的反应堆运行方面的运行限值和条件”；
3）移除了原HAF201§4.10.2人为因素、§4.10.3试验和检查、§4.10.4维护和修理、§4.10.5材料选择。
建议：
采用“安全要求”内容（相关内容移至设计总要求中新增加的“检查、试验和维修”、“人因和人机工效学考虑”、“材料的选择和老化”条款，故原HAF201的相关小节可移除）。
――事故工况的设计
4.11事故工况的设计要求
1）“安全要求”§6.30、§6.31与HAF201§4.11.1、§4.11.3相对应；
2）“安全要求”将HAF201§4.11.2内容移至“具体设计要求--反应堆保护系统”一节中。
3）“安全要求”删除了HAF201§4.11.4、§4.11.5。
建议：
保留HAF201§4.11.4有关事故后监测手段的内容。
――专设安全设施
“安全要求”新增“专设安全设施”一节，提出了专设安全设施的总体设计要求。
建议：
采用“安全要求”新增内容。
――可靠性设计
4.6可靠性设计
1）两者内容大部分对应；
2）有关多样性，增加了§6.39“多样性应用到把不同的属性用于执行相同安全功能的多重性的系统或部件，这些属性如下：
（a）不同的工作原理；（b）不同的运行条件；（c）由不同的制造商生产”。
建议：
采用“安全要求”新增内容。
――调试设计
4.14调试
“安全要求”中措词略作调整，增加“这些设计特性可以包括通过不同几何形状的过渡堆芯实施运行，这可能需要强制循环冷却”。
建议：
采用“安全要求”内容。
――检查、试验和维修
4.10.3试验和检查、4.10.4维护和修理
“安全要求”新增“检查、试验和维修”一节，覆盖HAF201§4.10.3试验和检查、§4.10.4维护和修理的内容，并增加§6.47“反应堆设计应有利于日常在役检查，并借助适当的无损检查技术确定受侵蚀、腐蚀、疲劳或其它老化效应影响的构筑物、系统和部件的状况”。
（原HAF201只针对反应堆冷却剂边界提出类似要求）
建议：
采用“安全要求”内容。
――应急计划设计
4.16应急计划
“安全要求”增加了以下内容：
为了在设计中达到这些要求，必须考虑以下方面：
（a）选用可最大程度地减少活化作用并可提供易于去污的材料；（b）优化设施的布置和出入路线，便于大型设备的移动以及活化设备的拆卸和处理（必要时实施远距离拆卸和处理）；
（c）放射性废物的处理和贮存；及§6.51有关保留设计资料的要求；
建议：
采用“安全要求”新增内容。
――退役设计
4.17退役
“安全要求”增加了具体内容。
建议：
采用“安全要求”新增内容。
――辐射防护设计
4.12辐射防护
“安全要求”包含了HAF201中的条款内容，并增加了一些条款（§6.55～§6.58）。
建议：
采用“安全要求”新增内容。
――实物保护设计
4.13实物保护
两者条款内容基本相同。
――人因和人机工效学考虑
4.10.2人为因素
“安全要求”新增“人因和人机工效学考虑”一节，覆盖了HAF201§4.10.2人为因素的内容，并增加了§6.62、§6.64两款。
建议：
采用“安全要求”内容。
――应用与修改
4.9实验应用中要特别考虑的问题
两者主要内容基本相同，措词有些调整。
建议：
采用“安全要求”内容。
――材料的选择和老化
4.10.5材料的选择
1）“安全要求”新增“材料的选择和老化”一节，其中§6.68与HAF201的§4.10.5相同；
2）“安全要求”中增加了“老化”相关的内容（§6.69~§6.70），建议：
采用“安全要求”新增的有关老化的内容。
――长期停堆
“安全要求”新增“长期停堆”一节，这是针对许多研究堆实际状况增加的条款，该条款提出了存在长期停堆状况的研究堆的相关要求。
建议：
采用“安全要求”新增内容。
――安全分析
4.3设计的安全分析
“安全要求”与HAF201中的内容互有覆盖，也互有漏缺；建议：
以“安全要求”的条款为基础，适当补充HAF201中的必要内容，如“对超设计基准事故可进行分析，以便制定应急计划及进行事故处理”，“概率论法的评价也可发现设计中仍可能有的薄弱点”等。
具体设计要求
――反应堆堆芯和反应性控制系统（反应堆堆芯和燃料设计、反应性控制系统）
5具体设计要求（5.1概述）
5.3反应堆堆芯设计和控制
――反应堆堆芯（5.3.1）
――反应性控制系统（5.3.2）
1）有关“反应堆堆芯和燃料设计”：
――“安全要求”中的§6.79，§6.83，§6.84，§6.85和§6.86分别与HAF201中的§5.3.1.1~§5.3.1.5条款相对应。
但“安全要求”中的§6.84增加了以下内容：
“必须在设定这些限值时考虑适当的裕度，包括不确定性裕度和工程容限”；在§6.85中增加了“冷却”要求，以及“必须根据选定超设计基准事故评价反应堆的状态”。
――“安全要求”增加了§6.80，§6.81和§6.82与燃料及燃料管理相关的条款。
2）有关“反应性控制系统”，“安全要求”本部分有3节，而HAF201为2节，但两者所覆盖的内容基本相同。
建议：
采用“安全要求”内容。
――反应堆停堆系统
5.5反应堆停堆系统
1）“安全要求”的§6.90，§6.91，§6.92和§6.93分别与HAF201有§5.5.1，§5.5.3，§5.5.4和§5.5.5对应。
2）“安全要求”增加§6.94，属于根据研究堆发展状况提出的新的要求。
3）“安全要求”中删去了HAF201中§5.5.2的内容，即“停堆系统必须具有足够的停堆反应性，以便在所有运行状态及事故工况下，即使考虑到实验的反应性影响，也能使反应堆进入次临界，并维持在有足够停堆深度的次临界状态。
建议：
采用“安全要求”新增内容，但删去了HAF201中5.5.2节的内容很重要，应保留。
――反应堆保护系统
5.6保护系统
1）两者大部分内容相对应；
2）将原HAF201§4.11.2移至此部分；
3）增加§6.97“必须考虑从远距离位置提供触发停堆的能力”；
4）增加§6.104、§6.105两小节有关计算机系统用于反应堆保护系统时的要求；
建议：
采用“安全要求”内容。
――反应堆冷却剂系统及相关系统（反应堆冷却剂系统、应急堆芯冷却系统）
5.4反应堆冷却剂系统
5.7应急堆芯冷却系统
1）两者大部分内容均对应；
2）反应堆冷却剂系统部分增加了：
§6.113“如果在不同压力下运行的两个流体系统相互连接，则这两个系统必须设计成能够承受较高压力，或者必须采取措施以防止发生单一故障时在较低压力下运行的系统超过设计压力。
§6.114.必须采取措施监测和控制反应堆冷却剂和/或慢化剂的水质（如pH值和水传导率），并去除冷却剂中的放射性物质（包括裂变产物）”；
3）应急堆芯冷却系统部分增加了：
“必须考虑在选定超设计基准事故工况下能够用于冷却堆芯的专用程序”。
建议：
采用“安全要求”新增内容。
――包容体
5.8包容系统
“安全要求”增加了§6.120、§6.121、§6.122、§6.126、§6.127、§6.128、§6.129、§6.130等小节。
建议：
采用“安全要求”新增内容。
――实验装置
5.12实验装置
两者对“实验装置”设计的要求内容方面基本一致，但“安全要求”提出的要求更具体、更全面。
建议：
采用“安全要求”内容。
――仪表与控制
5.9仪表和控制
1）两者大部分内容相对应
2）增加§6.138、§6.140两小节，提出有关计算机系统用于安全系统时可靠性要求；
3）增加§6.139，提出有关可靠性验证的要求；
4）增加§6.144“必要时，必须提供一个与主控制室分开并具有独立功能的辅助控制室，作为一旦发生紧急情况时工作人员能够进行操作的场所”。
建议：
采纳新增内容。
――辐射防护系统
――燃料装卸和贮存系统
5.10辅助系统
――5.11.3节中提到辐射防护系统的部分要求
――5.11.2节中提到燃料装卸和贮存系统的要求
1）“安全要求”新增“辐射防护系统”、“燃料装卸和贮存系统”二节取换HAF201的§5.11“辅助系统”，新增二节的内容覆盖了HAF201§5.11.3、§5.11.2的内容；
2）“安全要求”的§6.145和§6.146新增了针对超设计基准事故的辐射防护系统要求
3）HAF201的§5.11“辅助系统”除提及“辐射防护系统”和“燃料装卸和贮存系统”的相关要求外，还涉及对辅助系统的设计要求、通风、防火、防爆、通讯等系统和方面的要求。
“安全要求”中将对辅助系统的设计要求、通讯的要求移至“具体设计要求――厂房和构筑物”一节中，防火、防爆的要求移到总设计要求――火灾和爆炸“一节中，通风系统的要求在设计总要求“辐射防护设计”（§6.53、§6.57）及“厂房和构筑物”中体现。
建议：
“安全要求”结构合理，内容具体而全面，按“安全要求”修订。
――供电系统
5.10电源系统
较HAF201§5.10增加：
§6.156“必须考虑不间断电源的要求”和§6.161“在选择电力电缆和信号电缆以及确定电缆路径时，必须考虑电干扰和火灾等共因故障，并且必须采用适当的解决方法（例如隔离、多重性或使用适当的材料）”。
建议：
采用“安全要求”新增内容。
――放射性废物系统
5.13放射性废物系统
两者内容基本相同，只是“安全要求”增加了如下条款（§6.166）：
“提供一个系统以处理固体或浓缩的放射性废物并在厂地合理的时间内贮存”。
此款内容基本为“安全要求”的§6.165（或HAF201的§5.13.4）内容所涵盖，可以删去。
――厂房和构筑物
5.2厂房和构筑物
1）“安全要求”§6.167增加“以及尽实际可能考虑超设计基准事故”的内容。
2）将HAF201§5.11.1（辅助系统要求）及§5.11.5（通讯要求）的内容归入此节作为§6.170、§6.171款。
建议：
采用“安全要求”的新增内容。
7.运行
组织措施
――营运单位的机构和职责
――运行人员
――辐射防护人员
――其他辅助人员
――安全委员会
2安全运行的责任
2.1主管部门
2.2营运单位
2.3反应堆运行管理机构
2.4运行人员
1）“安全要求”新增§7.2、§7.4、§7.8、7.9（原HAF202§9.4）、7.21和“安全委员会”（§7.25、§7.26）一节；
2）“安全要求”缺少：
HAF202§2.1.1“研究堆的主管部门对研究堆的安全运行负有领导责任”；§2.2.2“该咨询机构的职能、权限、组成和受权调查的范围必须以书面形式加以陈述，并且必须提交给国家核安全部门”；§2.3.6“研究堆的运行和所做实验的详细计划必须事先制订，并得到反应堆运行管理机构的认可”；§2.4.3“任何一名反应堆运行人员或任何一名实验员都必须拥有充分的职权使用紧急停堆按钮（或等效装置），以便出于安全目的而使反应堆停堆”。
建议：
因为营运单位的机构和职责等新旧要求基本相当,建议采用“安全要求”的内容，并保留HAF202§2.4.3。
培训、再培训和资质认证
“安全要求”新增“培训、再培训和资质认证”一节，明确相关人员的培训和资质论证要求。
建议：
采用“安全要求”内容。
运行限值和条件
4.15运行限值和条件
4运行限值和条件
“安全要求”与HAF201和HAF202“运行限值和条件内容原则上基本一致，但“安全要求”内容更全面、详细。
建议：
1）HAF201中的“运行限值和条件”按“安全要求”中的“总要求”（§7.29~§7.31）改写，但在改写内容中保留“运行限值和条件必须经核安全监管部门批准”的规定；
2）“安全要求”§3.37中的要求“必须制定反应堆寿期每个阶段（如调试和运行）的运行限值和条件”，这在HAF202中无此要求，应增加；
3）“安全要求”中对“安全限值”（§7.32,§7.33）比HAF202（4.2）具体，但在“安全要求”§7.33中应保留HAF202§4.2节的以下内容：
“安全限值一般必须以某些参数或变量的最大值和（或）最小值来表示，在各种运行状态下，这些变量或参数必须保持小于或大于此限值”。
4）“安全系统整定值”的条款按“安全要求”的§7.34改写，但条款中保留HAF202§4.3中的以下要求，“如果某一安全限值不能直接测量（如燃料温度），那么必须规定其它相关变量的安全系统整定值，以限此违反该限值”。
5）对于“安全运行的限值条件”的条款，“安全要求”的§7.35与HAF202的§4.4内容基本一致，表达上可在两者基础上确定
6）HAF202中的“监督要求”（§4.5）在“安全要求”中的表述（§7.36~§7.37）为“检查、定期试验和维修要求”，建议仍按HAF202的“监督要求”，并按HAF§4.5给出“监督要求”，并按HAF§4.5给出“监督要求”包含的内容。
7）“安全要求”中将“维修要求”也包括在“运行限值和条件”的“监督要求”中，建议不采纳。
8）“安全要求”§7.38规定了作为“运行限值和条件”一部分的“行政要求”，HAF202中无此条款，建议采用。
9）“安全要求”§7.39~§7.41规定了“违反运行限值和条件”情况下的要求，内容与HAF202的§4.7、§4.8基本相同，建议采用。
调试
6调试
1）“安全要求”增加§7.42“调试大纲必须确定：
调试的组织和职责；调试阶段；基于构筑物、系统和部件的安全重要性对其进行的适当试验；试验安排；调试程序和报告；审查和验证的方法；缺陷和偏差的处理以及对文件的要求”；§7.47“必须在每个调试阶段开始试验之前编写、审查和批准该阶段的程序。
调试活动必须按照已批准的书面程序进行。
必要时，这些程序必须包括安全委员会、外部机构、制造商和监管部门通知和参与的控制点”。
2）“安全要求”删除：
§6.6“在反应堆调试期间必须适当考虑实验装置”； §6.7“新实验装置必须遵守相应的附加的调试规程”。
建议：
采用“安全要求”内容。
运行程序
5运行规程
1）“安全要求”增加了§7.51（l）、（m）、（n）、（o）款及§7.52、§7.55；
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