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国核安发〔2021〕115号 核动力厂确定论安全分析 2021年.pdf核动力厂确定论安全分析
核动力厂确定论安全分析
3.2.1确定论安全分析应包括正常运行分析。一般来说，止 常运行包括如下运行工况： （1）从停堆状态的正常启堆，达到临界和达到额定功率； （2）功率运行，包括额定功率和低功率运行： （3）反应堆功率变化，包括负荷跟踪模式，以及低功率运 行一段时间后重返额定功率（如果适用）； （4）功率运行时反应堆停堆： (5）热停堆； （6）冷却过程； (7）冷停堆; （8）停堆期间换料或不停堆换料（如果适用）； （9）换料或维修停堆模式下，一回路或安全壳处于开口状 态； （10）之燃料池正常运行模式； （11）燃料贮存和操作。 3.2.2在核动力厂正常运行期间，还应考虑由于运行模式或 功率输出的变化导致的核动力厂主要参数的变化。对于止常运行 期间发生的瞬态，分析的主要自的是论证核动力参数可以维持 在规定的运行限值和条件范围内
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GB/T 12060.2-2011 声系统设备 第2部分：一般术语解释和计算方法核动力厂确定论安全分析
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3.5识别设计扩展工况的总体考虑
3.5.1必须在工程判断、确定论和概率论安全评价的基础上 得出一套设计扩展工况，自的是增强核动力厂应对比设计基准事 故更严重的或包含多重故障的事故的承受能力，避免不可接受的 放射性后果，以进一步改进核动力厂的安全性。设计必须考虑这 些设计扩展工况来确定额外的事故情景，并针对这类事故制定切
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实可行的预防和缓解措施。 3.5.2应识别两类设计扩展工况： （1）没有造成堆芯明显损伤的设计扩展工况； （2）堆芯熔化的设计扩展工况，即严重事故。 这两类设计扩展工况的确定论安全分析可采用不同的接受 准则和方法，
有造成堆芯明显损伤的设计扩展工
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3.7堆芯熔化设计扩展工况的识别
3.7.1根据核动力厂安全目标，应选取一系列堆芯熔化的序 列（严重事故）开展分析，以建立用于缓解该类事故后果的安全 设施的设计基准。这些序列可代表所有堆芯熔化序列的主要物理 现象（例如：一回路压力、堆芯衰变热或安全壳状态）。 3.7.2应假设防止堆芯熔化的系统失效或无法充分发挥作
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用，从而使得事故发展至严重事故。应在设计基准事故、设计扩 展工况以及概率安全分析中识别出的主导事故序列的基础上，考 虑额外的故障或操纵员错误响应，从而选取具有代表性的序列。 3.7.3应分析每条接受准则相对应的堆芯熔化设计扩展工况 的代表性序列，以确定极限工况（尤其是可能挑战安全壳完整性 的序列），为安全壳和缓解事故后果所需的安全设施的设计提供 输入。 3.7.4设计扩展工况在很大程度上取决于具体的技术和设 计，但是，堆芯熔化的设计扩展工况（严重事故）可初步参考下 列事故，并且应该根据核动力厂的类型和设计进行选取： （1）丧失堆芯冷却能力，比如丧失场外电叠加部分或全部 丧失厂内交流电源和/或丧失最终热阱的正常途径（具体序列与 设计有关）； （2）丧失反应堆冷却剂系统的完整性，比如丧失冷却剂事 故叠加应急堆芯冷却系统失效或者超出应急堆芯冷却系统能力。 3.7.5不论设计中是否提供保护，都应在分析中假设堆芯熔 化的发生。为了防止安全壳失效，分析应论证在堆芯熔化事故工 况下不会发生高能现象（即认为该现象发生的可能性已被实际消 除）。 3.7.6应选取堆芯熔化设计扩展工况的代表性序列，以识别 亚重事故现象导致的极限的核动力厂参数。这些参数用于核动力 厂构筑物、系统和设备的确定论安全分析，以论证该严重事故序 列下放射性后果的接受值。上述序列分析应考虑环境条件，以评
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价严重事故中使用的设备是否能够在需要时执行其功能
3.9.1纵深防御第四层次的安全自标是，在严重事故下仅需 要在区域和时间上采取有限的防护行动，且避免场外放射性污染
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4确定论安全分析验收准则
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完整性相关。该准则是由监管要求规定，或者是由设计方提出并 被监管机构认可、以在安全论证中使用的
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是有限的，并必须有足够的时间来采取这些防护行动
4.3.1为了保证满足验收准则或接受准则，可确定一系列技 术验收准则。应根据挑战屏障完整性物理过程的主导参数来设置 技术验收准则。工程实践中一般采用与屏障完整性相关的替代参 数来建立验收准则或者验收准则的组合，以确保屏障的完整性。 在确定这些验收准则时，应包含足够的保守性，以确保距离丧失 屏障完整性仍有合适的裕量。 4.3.2在规定技术验收准则时，应根据特定的设计方案考虑 下列合适的准则： （1）燃料芯块完整性相关的准则：最高燃料温度和最大径 句平均燃料（考虑燃耗，燃料成份和添加物，如可燃毒物）； （2）燃料包壳完整性相关的准则：最小偏离泡核沸腾比： 最高包壳温度，包壳最大局部氧化量； （3）反应堆堆芯整体完整性相关的准则：足够的次临界度： 包壳氧化最大产氢量，堆芯燃料元件最大损坏量，燃料组件最大 变形量（冷却、控制棒插入和移出的要求），排管式压力容器完 整性（适用于重水堆）； （4）堆外燃料完整性相关的准则：足够的次临界度，有足 够的水位淹没燃料组件且有足够的热量排出能力； （5）反应堆冷却剂系统完整性相关的准则：反应堆冷却剂 系统最高压力，最高温度、压力和温度变化导致的反应堆冷却剂
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5确定论安全分析中保证安全裕量的通用方法
5.1.1确定论安全分析应论证满足相关安全要求，而且重要 参数实际值与放射性屏障的失效阈值之间有合适的裕量（取决于 核动力厂状态）。应在许多方面考虑保守性，如验收准则或者物 理模型、初始条件及边界条件。 5.1.2计算机程序预测的不确定性可采用一些适当的方法隐 性地反映，也可采用包含量化不确定性的最佳估算方法来显性地 28一
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及出现时间极短的运行状态
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5核动力厂不同状态的确定论分
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（3）控制及限制系统; （4） 能动安全系统： （5）非能动安全系统； （6） 设计扩展工况的安全设施； （7）操纵员动作。 6.1.4不同类型的失效下，影响源项的现象可能不同，因此 需要针对每种失效类型进行各自的源项分析。典型的事故类型包 括：导致冷却剂与裂变产物由堆芯释放到安全壳的丧失冷却剂事 故：旁通安全壳或者发生在安全壳外（如乏燃料水池）的事故； 维修带有放射性燃料时发生的事故；处理及贮存气相或液相放射 生废物系统的事故释放。 6.1.5对于某些假想事故，放射性核素的释放是由堆芯进入 反应堆冷却剂系统，再逐步进入安全壳内，直至放射性核素最终 释放至环境。因此，源项分析应包含预测经过该路径的放射性核 素的行为。
GB/T 40256-2021 牡蛎马尔太虫病诊断规程 显微镜检查组织法6.2正常运行条件下的确定论安全分析
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正常运行系统，包括核动力厂控制系统。在正常运行模式有关的 瞬态中，不应触发核动力厂的其他系统。 6.2.4操纵员动作 正常运行规程中设定的操纵员动作在分析中应采信。 6.2.5分析假设与不确定性处理 6.2.5.1正常运行条件下的分析应提供核动力厂现实的行为 表征。尽管如此，应考虑系统（包括仪表、控制与机械系统）性 能的不确定性，以评价可用设备的适当性。 6.2.5.2考虑的初始条件应可以代表所有预期及批准的核动 力厂运行模式，并与运行限值和条件保持一致。使用的参数包络 值应考虑参数全部可接受的范围。 6.2.5.3当预测剂量存在不确定性时，应进行保守假设。本导 则不包括此方面的详细指导
NY/T 2278-2012 灵芝产品中灵芝酸含量的测定 高效液相色谱法核动力厂确定论安全分析
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