293 HAF201 研究堆设计安全规定 （1995年6月6日国家核安全局批准发布） 本规定自1995年10月1日起实施 本规定由国家核安全局负责解释 1引言 1.1.目的 1.1.1本规定的目的是提供研究堆设计及其评价的安全基 础，并提出与研究堆设计有关的安全监督管理、选址及质量保证等 方面的要求.
1.1.2本规定只强调研究堆设计必须满足的安全要求，对 于如何满足这些要求则不作具体规定.
1.2.范围 1.2.1本规定适用于研究堆的设计，也适用于在现有研究 堆上的重要新实验及对现有研究堆的改造.
1.2.2功率达几十兆瓦的研究堆、快中子研究堆或小的实 验性原型动力堆等可能还需另外的安全措施，因此在某些方面应 遵守动力堆的有关安全规定.
1.2.3某些研究堆（包括临界装置）实际上并不需要满足本
294 研究堆系列 规定的全部安全要求?.
对这些情况，若能提供有说服力的证据 证明其设计是合理的，则某一特定的设计可不满足第五章规定的 某些要求.
1.2.4本规定中研究堆一词包括反应堆堆芯，实验装置，以 及反应堆厂址内的与反应堆或实验装置有关的一切其它设施.
2安全目标 2.1安全目标 2.1.1研究堆的安全总目标是建立并维持一套有效的防御 措施，以保护工作人员、公众和环境免受过量的放射性危害.
2.1.2根据总目标，其相应的具体辐射防护目标是：确保研 究堆的运行和使用满足辐射防护的要求；确保在各种运行状态下， 厂区工作人员及公众的辐射照射低于国家规定的限值，并保持在 合理可行尽量低的水平；确保事故引起的辐射照射得到缓解.
2.1.3与事故相关的技术安全目标是：确保广泛地预防事 故，确保设施设计中考虑到的事件序列（包括那些概率低的）， 其辐射后果要小，通过采用预防及缓解措施，确保有严重后果的事 故发生的可能性极小.
2.1.4为了实现这些目标，对最终确保研究堆安全运行的 各个方面均提出了安全要求及建议，包括设计中及运行中需采取 的措施.
对设计及运行均必须实施充分的安全监督管理.
①实例之一为临界装置的堆芯冷却.
因无功率输出，所以不需专用的堆芯冷却 系统.
研究堆设计安全规定 295 3选址要求 3.1选址要求 3.1.1研究堆厂址选择的依据与许多因素有关，特别与研 究堆的设计及预定用途有关.
对某些低功率研究堆，选址的限制 因素可能较少，而对功率高并用于大量实验工作的研究堆，则要提 出比较严格的选址及设计要求.
3.1.2研究堆选址的主要目的是保护公众及环境免受放射 性物质的事故释放所引起的辐射影响.
正常的放射性释放也必须 加以考虑.
在评价研究堆厂址的适宜性时，必须考虑下列因素： (1)在某特定厂址所在区域发生的外部事件的影响（这些事件 可为自然事件或人为事件）； (2)可能影响所释放的放射性物质向人体迁移的厂址特征及 其环境特征； (3)与实施应急措施的可能性和评价个人和群体风险有关的 人口密度和分布以及其它的外围地带的特征.
3.1.3必须调查和评价可能影响研究堆安全的厂址特征， 特别是自然事件和外部人为事件.
3.1.4必须调查运行状态和事故工况下，可能受辐射后果 影响的区域的环境特征.
对这些特征，在研究堆的整个寿期 内必须予以观测和监控.
3.1.5必须评价厂址所在区域内影响安全的自然因素和人 为因素在设计寿期内可预见的演变.
在研究堆整个寿期内，也必 须监控这些因素，特别是人口增长率和人口分布.
如有必要，必须 采取适当措施，以保证总的风险保持在可接受的低水平上.
3.1.6必须以发生概率为不可忽视的外部事件的严重性来 确定研究堆的设计基准，以使总风险减少到可接受的水平.
如果
296 研究堆系列 研究堆及其安全设施均不能对付这些事件，而对公众的辐射 照射会产生不可接受的风险，则必须认为此厂址是不适宜的.
在 分析所选厂址的适宜性时，必须考虑新燃料、乏燃料及放射性废物 的贮存和运输问题.
3.1.7应对厂区进行开工前的必要的辐射监测，以确定辐 射本底水平，用以评价将来反应堆对厂区的影响.
这对将来决定 退役申请的可接受性是很重要的.
3.1.8对每个推荐的厂址，必须对该区域的人口分布、饮食 习惯、土地和水的利用情况以及该区域其它放射性释放物所产生 的辐射影响等有关因素给予应有的考虑，以评价在运行状态和在 事故工况（包括可能导致需采取应急措施的工况）下，对厂址所在 区域的居民可能产生的辐射影响.
3.1.9对可能影响安全和确定厂址设计基准参数的一切活 动，都必须执行质量保证大纲?.
4设计总要求 4.1概述 4.1.1为达到第二章所定的安全目标，反应堆的设计应满 足安全设计要求.
各类研究堆的设计必须符合本章中的设计总要 求.
反应堆设计还须满足第五章中的具体设计要求.
4.1.2这些要求应在设计的各个阶段贯彻执行，同时考虑 相应的安全分析结果的.
4.1.3反应堆设计者不仅必须考虑反应堆本身，还必须考 虑可能影响其安全的相关设施.
设计者还必须考虑反应堆寿期内 阶段的设计要求.
①参见HAF003及有关文件.
研究堆设计安全规定 297 4.1.4安全设计的成功需要反应堆设计者和营运单位之间 紧密的联系.
4.2纵深防御 4.2.1设计中必须贯彻纵深防御的原则，从而提供多层次 的保护，防止放射性物质释放.
（1）采用保守的设计裕量，执行质量保证大纲.
(2）设置多道实体屏障，防止放射性物质释放.
这些屏障通常 包括燃料基体、燃料包壳、主传热系统、堆池、反应堆厂房等.
在纵 深防御概念中，重要的因素是保护这些屏障使其不受破坏.
（3）提供多种手段，确保下列基本安全功能： 一在运行状态或事故工况下，均能停堆并使之保持在 安全停堆状态； 足以排除停堆后（包括事故工况停堆后）堆芯余热； 一包容放射性物质，尽量减少向环境的释放.
（4）利用设备及管理性程序，以实现下列要求： 一防止偏离正常运行状态； 防止可能导致事故工况的预计运行事件； 控制及缓解事故工况及事故后果.
(5）制定应急计划，一旦大量放射性物质释人环境，即可缓解 对公众产生的影响.
4.2.2对4.2.1节（3）中所述的三项基本要求--停堆、冷 却和包容一可选用下列各项措施的适当组合来得到满足： 一设计中包括固有安全特性； 提供适当的安全系统及专设安全设施； 一反应堆整个寿期内均贯彻管理性程序.
固有安全特性的例子有：借助堆芯材料及堆芯几何形状的选 ①为实施应急计划，可能要求设计者采取应有的设计措施（参见4.16），然而，对 潜在辐射风险低的研究堆，厂外应急计划可能是不必要的.
