压水堆核动力厂最终安全分析报告格式与内容-第五章及编制说明
核动力厂营运单位核安全报告规定
核动力厂营运单位核平安报告规定核动力厂营运单位核平安报告规定发布部门 : 生态环境部机构沿革发文字号 : 生态环境部令第 13 号发布日期 :202X.11.16 实施日期 : 202X.01.01 效力级别 : 部门规章法规类别 : 核平安管理核动力厂营运单位核平安报告规定（生态环境部令第 13 号）《核动力厂营运单位核平安报告规定》已于 202X 年 11 月 5 日由生态环境部部务会议审议通过，现予公布，自 202X 年 1 月 1 日起施行。
生态环境部部长黄润秋 202X 年 11 月 16 日核动力厂营运单位核平安报告规定第一章总那么第一条为了标准核动力厂营运单位核平安报告制度，根据《核平安法》《民用核设施平安监督管理条例》等法律法规，制定本规定。
第二条核动力厂营运单位对核平安负有全面责任，应当执行核平安报告制度，按照本规定的要求向国家核或者核动力厂所在地区核与辐射平安监督站提交定期报告、重要活动报告、建造阶段报告、运行阶段报告和核事故应急报告。
核动力厂营运单位定期报告、重要活动报告、建造阶段报告、运行阶段报告和核事故应急报告的格式与具体要求，由国家核另行规定。
第二章定期报告第三条核动力厂营运单位定期报告包括建造阶段月度报告、运行阶段月度报告、平安性能指标季度报告、建造阶段年度报告、运行阶段年度报告和设备可靠性数据年度报告。
第四条核动力厂营运单位应当从取得建造许可证之日起，至取得运行许可证之日止，在每个月第十个工作日前，向核动力厂所在地区核与辐射平安监督站提交上个月建造情况的月度报告。
核动力厂建造多台核电机组的，可以将多台核电机组的建造情况综合成一份月度报告。
第五条核动力厂建造阶段月度报告包括以下内容：（一）上个月建造情况总结和下个月建造方案安排；（二）上个月发生的与建造有关的重要综述；（三）核电机组平安重要构筑物、系统和设备建造中存在的问题、纠正措施和经验反响；（四）下个月方案开展的核平安有关重要活动；（五）其他应当报告的事项或者活动。
《压水堆核电厂完》课件
将反应堆产生的热量传递给蒸汽发生 器。
控制棒与调节剂
控制反应堆的启动、停止和功率调节 。
蒸汽与汽轮机系统
蒸汽发生器
将反应堆产生的热量转化为蒸汽 。
汽轮机
将蒸汽的热能转化为机械能，驱 动发电机发电。
冷凝器与凝结水泵
将汽轮机排出的蒸汽冷凝成水， 回收利用。
冷却剂系统
冷却剂泵
将冷却剂循环流动，带走反应堆产生的热量。
核裂变
重原子核分裂成两个或多 个较轻原子核，同时释放 出巨大能量。
核反应堆
控制和维持核裂变反应的 装置，用于产生热能。
压水堆核电厂的特点
高效能
利用核能发电，具有高效 率和低成本优势。
安全可靠
采用封闭式循环系统和多 重安全保障措施，确保运 行安全。
环保
产生的放射性废料较少， 且经过严格处理，对环境 影响较小。
冷却剂热交换器
将冷却剂的热量传递给蒸汽发生器或辅助系统。
冷却剂过滤器
去除冷却剂中的杂质，保持系统清洁。
核燃料循环系统
燃料组件
由燃料棒、控制棒和支撑结构组成，实现核燃料的安全管理。
燃料装卸系统
负责燃料组件的装载、卸载和运输。
乏燃料储存设施
储存乏燃料，确保其安全处理和处置。
辅助系统与设备
化学处理系统
定期安全审查
对核电厂进行定期的安全评估 ，确保所有安全措施得到有效 执行。
应急计划
制定详细的应急计划，包括事 故发生后的响应措施、人员疏 散等，以最大程度地减少事故
的影响。
辐射防护与控制
辐射监测
对核电厂周围的环境进 行实时监测，确保辐射
水平在安全范围内。
防护设备
为工作人员提供必要的 防护设备，如防护服、 手套、鞋等，以减少辐
《核动力厂堆芯管理和燃料装卸》编写说明
附件一：《核动力厂堆芯管理和燃料装卸》编写说明（征求意见稿）《核动力厂堆芯管理和燃料装卸》编写说明一．编写工作背景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经验方面的积累，IAEA全面地开展了对核动力厂安全法规的修订工作。
新的安全要求文件No. NS-R-2《Safety of Nuclear Power Plant: Operation》于2000年正式出版，它是对1988年出版的原安全规定文件No.50-C-O（Rev.1）《Code on the Safety of Nuclear Power Plant: Operation》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，其中之一就是安全导则《Core Management and Fuel Handling for Nuclear Power Plant》。
在我国，近十多年期间也已有多个核电机组投入运行，已积累了相应的核动力厂安全运行的实际经验。
考虑到这一背景，为了将我国核动力厂的安全运行提高到一个新的水平，与国际先进水平接轨，国家核安全局决定对《核电厂运行安全规定》及下属的一系列核安全导则及时进行修订工作。
二．编写简况IAEA的核安全标准中关于核动力厂运行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，它是保证安全所必需的。
我们用它（即2002年出版的安全导则No. NS-G-2.5 《Core Management and Fuel Handling for Nuclear Power Plant》作为编写核安全导则《核动力厂堆芯管理和燃料装卸》草稿的参考蓝本。
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《核动力厂运行安全规定》保持一致并对其技术内容进行补充。
在编写中，我们对第一章进行了重新改写，对第三章的个别条款进行了调整、合并，形成了核安全导则《核动力厂堆芯管理和燃料装卸》（征求意见稿）的草稿。
压水堆安全性分析
压水堆安全性分析压水反应堆(Pressurized Water Reactor ,缩写为PWR )是美国贝蒂斯原子能实鲨室( Bettis Atomic Power Laboratory )开发成功的一种轻水核反应堆世界上多数核电厂釆用压水堆，是由于:1 •压水堆以轻水作慢化剂及冷却剂，反应堆体积小二技术十分成熟。
2压水堆采用低富集度铀作燃料，铀的浓缩技术已经过关。
堆核电厂肴放射性的一回路系统与二回路系统分开，放射性冷却剂不会进入二回路而污染汽轮机，运行、维护方便，需要处理的放射性废气、废水、废物量较少。
新机组采用的先进反应堆技术:>EPR >AP1000EPR （欧洲压水堆）EPR是20世纪90年代初由法马通公司和西门子公司成立的合资企业开发的。
在开发过程中 ,所追求的目标不仅要考虑各种技术解决方法的协调一致，还要考虑充分吸取2家供应商先前建造的核电厂的所有经验反馈。
就安全性而言,EPR根据法马通和西门子当时已经建造的9 6座反应堆的经验反馈,采取改进的方法。
这种设计原则，使AREVA （阿海王去）的EPR 成为继现役最先进的法国N4和德国Konvoi反血璀2启葩最新一柏良应锥。
降低堆芯熔化概率的设计选择(1)从设计阶段就开始考虑扩展运行条件的范围(2 )针对有关设备和系统采取的设计选项(3)从设计上进一步提高操纵员操作的可靠性1 •从设计阶段就开始考虑扩展运行条件的范围根据概率安全评估,强调应重视停堆状态。
E P R首次在确定反应堆防护与保护系统的规模时对这些特殊状态做了系统考虑。
尽管E P R安全分析法主要是以纵深防御概念（确定论方法的一部分）为基础”但它还采用了概率分析方法作为补充。
这使得人们能够确定可能产生堆芯熔化或大规模早期释放的輩故白勺序列。
最后,安全系统和土建的设计也充分考虑最大程度降低外部灾害的风险，例如地震、水灾、火灾、甚至飞机撞击。
为此,安全系统的机械和电气设备在设计中采用四重冗余并2•针对有关设备和系统采取的设计选项反应堆冷却剂系统的设计,采用锻造管道及部件, 使用高性能材料,结合采取早期泄漏检测，并加强在役检查,实质性地根除了任何大破口事故的风险同上几代反应堆相比z EPR的安全系统采用实体隔离，使安全系统得到简化，冗余和多样性得到优化。
核反应堆安全分析-核安全-核技术-5.3核电厂的严重事故
一旦堆芯熔融物大部分或全部落入下腔室，下腔室中存在的 水将会很快被蒸干。
5.3 压力容器内的过程 2）碎片的重新定位
图5.1.2 碎片的重新定位图
5.3 压力容器内的过程 2）碎片的重新定位
5.3 压力容器内的过程
6）高压熔堆
低压过程 堆芯熔化时压力容器内压力低，压力容器底部 熔融物在重力作用下毁坏压力容器的贯穿件 向安全壳扩散。
事故后果 ① 熔融物与水接触可能出现蒸汽爆炸； ② 熔融物或碎片落到混凝土上并与之产生化学
反应，混凝土熔化分解，产生H2、CO、CO2； ③ 安全壳被熔穿后，熔融物会继续穿透几米的
高压下熔化的堆芯碎片滴落进下腔室中剩余的饱和水中， 就会引起压力容器内蒸汽爆炸。如果爆炸强度足够，将推动 金属块或飞射物冲破压力容器并进面冲破安全壳。
5.3 压力容器内的过程 5）自然循环 当燃料开始熔化并开始阻塞冷却剂流道
堆芯中央的过热蒸汽比堆芯外围的过热蒸汽要Fra bibliotek得多 和轻得多
密度梯度形成压力容器内蒸汽的自然循环流动
堆芯碎片—水的相互作用和主系统压力的增加 堆芯碎片—压力容器下封头贯穿的相互作用 下腔室中堆芯床的冷却
5.3 压力容器内的过程 3）下封头损坏模型 喷射冲击 下封头贯穿的堵塞和损坏 下封头贯穿件的喷出物 球形蠕变断裂
5.3 压力容器内的过程 4）熔融燃料与冷却剂的相互作用
在反应堆严重事故环境中，当熔化的堆芯物质与水接触时， 可能发生快速传热，产生声波压力脉冲---产生蒸汽爆炸
高密度蒸汽往往向下流，然后向上返回堆芯中部，替 代较热的上升蒸汽
上升的蒸汽在反应堆上腔室内快速返至外侧，把热传 给结构物，成为较冷的蒸汽。
船用压水堆运行安全分析方法
船用压水堆运行安全分析方法船用压水堆是舰艇核动力装置的重要组成部分，其安全性显得尤为重要。
为保障船用压水堆的安全运行，需进行全面的安全分析。
下面将针对船用压水堆运行安全分析方法进行探讨。
首先，针对船用压水堆的运行安全，可采用风险评估方法。
该方法包括对船用压水堆进行各种可能的安全风险分析，包括不同等级的故障和事故情况，采用定量化的评估方法评估各种情况的概率和可能带来的损失。
通过风险评估，可以确定船用压水堆的安全措施和监督措施，以保障其安全运行。
其次，可采用安全管理程序，对所有可能出现的安全问题进行跟踪和记录。
该程序包含运行日志、出现的任何异常状况以及针对异常状况采取的措施。
此外，还需考虑各种可能的人为错误、设备故障和环境因素等造成的安全隐患，并采取相应措施对其进行管理和控制。
第三，安全培训是船用压水堆运行安全分析的重要环节。
压水堆的操作人员需要接受严格的安全培训，了解各种可能出现的安全问题以及应对措施，掌握操作技能和操作步骤，以确保其安全运行。
此外，还需建立从本地到全球的安全监测和通信网络，及时获取关于船用压水堆安全性的信息，以便及时采取相应的措施。
同时，需开展定期的安全审查和安全检测，包括核电站安全文化、人员素质、设备运维状态和现场安全规划等多个方面，从而进一步保障船用压水堆的安全运行。
综合以上所述，在进行船用压水堆运行安全分析时，需要综合运用风险评估、安全管理程序、安全培训、安全监测及安全审查等多种方法，遵循科学、可靠、可行、经济的原则，以确保船用压水堆的安全运行。
同时，还需不断更新安全知识和技术，提高安全管理和控制水平，以推动核电技术的发展。
数据分析可以帮助我们更好地了解问题的本质和规律，从而制定更科学的解决方案。
以下将列出一些可能与船用压水堆安全相关的数据，并进行分析。
1. 压水堆事故发生率：根据船用压水堆历史事故记录，计算出其年均事故发生率。
通过对历史数据的分析，可以预测可能影响压水堆安全的因素，并采取相应的预防措施。
核动力厂营运单位核安全报告指南
1.批量生产的核级设备（如螺栓、核级管道、阀门等）因材
—7—
料、工艺或者过程控制不当引起性能不满足要求，判断采用相同的 材料、工艺或者过程控制的同类产品质量不能确定。例如：
（1）设备支承锚固螺栓由于制造过程中局部过热引起组织异 常，从而导致开裂，因此采用相同工艺的同类其他锚固螺栓质量不 能确定；
附件
核动力厂营运单位核安全报告指南
为贯彻落实《中华人民共和国核安全法》《中华人民共和国民 用核设施安全监督管理条例》等法律法规，指导和规范核动力厂营 运单位执行《核动力厂营运单位核安全报告规定》（以下简称《报 告规定》），制定本指南。
一、适用范围 本指南为《报告规定》第二条中所述各类报告的编写和上报 提供指导。指南中以核电机组为例阐述《报告规定》的要求，其 他类型核动力机组（如核热电机组、核供汽供热机组）可参照执 行。 二、总体概述 本指南第三部分对《报告规定》第二条中所述各类报告的格式 和内容进行了细化，第四部分对《报告规定》第十七条建造事件报 告准则进行了详细解释，第五部分对《报告规定》第二十二条运行 事件报告准则进行了详细解释。 三、报告格式与内容 《报告规定》要求核动力厂营运单位向国家核安全局或者核动 力厂所在地区核与辐射安全监督站提交定期报告、重要活动报告、 建造阶段事件报告、运行阶段事件报告和核事故应急报告。
— 10 —
照本准则报告。但是，若在要求的机组停堆时间（修复时间和退防 到允许的运行模式时间之和）之前不能解决该问题，则应当按照本 准则报告。
（二）核电机组超出安全限值或者安全系统整定值 核动力厂运行限值和条件中规定了安全限值和安全系统整定 值。 安全限值是对保护实体屏障完整性所必须的重要过程变量的限 制，以防止发生不可接受的放射性物质释放。这些安全限值通常包 括反应堆堆芯安全限值、反应堆冷却剂系统压力边界安全限值等。 运行参数超出规定的安全限值，应当按照本准则报告。 安全系统整定值是在发生预计运行事件或者设计基准事故时启动 有关自动保护装置以抑制瞬态、防止超过安全限值或者限制事故后果 的触发点。超出安全系统整定值的事件，应当按照本准则报告。 （三）违反核动力厂运行限值和条件规定的操作或者状况1 1.有关监督活动表明设备无法执行其指定安全功能的时间超出 核动力厂运行限值和条件所许可的时间 监督要求是指机组运行期间针对安全重要构筑物、系统和设 备所进行的监测、检查、核查、校正和试验活动，用以保证系统 和设备具有所必须的性能、机组运行在安全限值内、以及符合运 行限制条件的要求。通常，若有关监督活动表明设备（如多列系
RO《压水堆核电厂安全》单元9：压水堆核电厂的设计基准事故及失流事故
在不适当的温度下启动一条再循环环路 ■ 化容控制系统故障使冷却剂中硼浓度降低 ■ 在不适当的位置误装或操作一组燃料组件 ■ 各种控制棒弹出故及失流事故
5、反应堆冷却剂装量增加
■ 功率运行时误操作应急堆芯冷却系统堆芯补水箱 ■ 化容系统故障使反应堆冷却剂装量增加
压水堆核电厂安全
单元9：压水堆核电厂的设 计基准事故及失流事故
单元9：压水堆核电厂的设计基准事故及失流事故
9.1 设计基准事故
美国核管会（NRC）于1975年颁布了《轻水堆核电厂 安全分析报告标准格式和内容》，共8大类、47种典型始 发事故从物理现象上来看，它们又可以分为8组：
■ 二回路系统排热增加 ■ 二回路系统排热减少 ■ 反应堆冷却剂系统流量减少 ■ 反应性和功能分布异常 ■ 反应堆冷却剂装量增加 ■ 反应堆冷却剂装量减少 ■ 系统或设备的放射性释放 ■ 未能停堆的预计瞬变
单元9：压水堆核电厂的设计基准事故及失流事故
（3）西屋900MW三环路压水堆核电厂主泵卡轴事故有 厂外电工况下一台主泵卡轴事故的分析结果示于图7，表 2给出了该工况下的事件时序。
事件
时间/S
一台主泵卡轴
0.0
低流量停堆信号
0.07
控制棒开始下落
核反应堆安全分析-核安全-核技术-57核电厂的严重事故
0.5英里内公众个人最大剂量：100 mRem (1mSv)、
20英里内公众平均剂量：＜0.1 mRem (1μSv)
50英里内公众总人数 2166万 集体剂量 3550人雷姆 （35.50人希沃）
NRC后果严重性基准：每10000人雷姆可能导致2名癌症
死亡风险
3550人雷姆 ∼ 0.7例
天然本底100 mRem/年在2166万人中产生200，000人雷姆， 即每年40例癌症死亡风险
5.7三里岛核事故
5.7.4 堆芯损坏和事故 后果 1）堆芯损坏情况
堆芯内上定位栅板几乎未
受影响
堆 芯 上 部 则 有 一 个 1.5 米
深呈半球形的空穴，其体
空洞
积相当于堆芯总体积的四
分之一
堆芯碎片
空 穴 底 部 堆 积 着 一 层 约 0.6米厚的堆芯碎片，内含
UO、锆合金和不锈钢
图5.7.3TMI-2事故后堆芯构造图
事故中运行人员接受了略高的辐射。但总剂量仍十分
有限。对主冷却剂取样的人员可能受到30～40mSv辐 照，事故中无入受伤和死亡 。
剂量类型 (1)辐射工作人员 5年时间平均每年20mSV, 但是任何一年全身不得超过 50mSV (2)公众 1mSV/年
5.7三里岛核事故
5.7.4 堆芯损坏和事故 后果 4）对公众的剂量影响
5.7三里岛核事故
5.7.4 堆芯损坏和事故 后果 2）裂变产物的释放份额
表5.7.1 裂变产物释放份额裂变产物种类惰性气体 碘 液态 气态 铯 液态 气态 锶和钡
释放份额
反应堆冷却剂 反应堆厂房 辅助厂房
70
70
5
30
20
3
0.6
生态环境部核电安全监管司关于印发《压水堆核动力厂安全分析报告格式和内容第一章（试行）》的通知
生态环境部核电安全监管司关于印发《压水堆核动力厂安全分析报告格式和内容第一章（试行）》的通知
文章属性
•【制定机关】生态环境部
•【公布日期】2024.07.03
•【文号】核电函〔2024〕27号
•【施行日期】2024.07.03
•【效力等级】部门规范性文件
•【时效性】现行有效
•【主题分类】核与辐射安全管理
正文
关于印发《压水堆核动力厂安全分析报告格式和内容第一章
（试行）》的通知
核电函〔2024〕27号各有关单位：
为进一步规范压水堆核动力厂安全分析报告内容的深度和广度、提高安全分析报告的编写质量，我司按章节组织开展了《压水堆核动力厂安全分析报告格式和内容》的编制工作。
目前已完成《压水堆核动力厂安全分析报告格式和内容第一章（试行）》的编制。
现印发给你们，供参照使用。
本技术文件适用于压水堆核动力厂，其他类型核动力厂也可参考。
附件：发送单位名单
生态环境部核电安全监管司
2024年7月3日。
《压水堆核电厂安全》单元4：核电厂有关安全的设计思想
单元4：核电厂有关安全的设计思想
4.3 运行工况与运行限值 ２.运行限值和条件
序 工况 反应堆的反
号
应性
1 换料冷
次临界
停堆 ≥5000PCM
2 维修冷
次临界
停堆 ≥5000PCM
堆 回路平 功 均温度 率 （℃） （
% ）
控制
0
≤60
余热排出系
统，乏燃料
水池冷却系
统备用
0
≤70
余热排出系
统，乏燃料
单元4：核电厂有关安全的设计思想
4.3 运行工况与运行限值
２.运行限值和条件
为保证核电厂的安全运行，经国家安全部门批准的，用 以确定参数、设备功能和性能以及人员水平等的整套规 定。 例：为确保第一道安全屏障完整性，从热工角度出发， 大亚湾核电站的安全限值：
DNBR>1.22， 线功率密度<590W/cm ， 升降温速率<56℃/h 稳压器升、降温速率<=112℃/h等
单元4：核电厂有关安全的设计思想
4.1 纵深防御的基本安全原则 3.多道屏障(一回路压力边界)
一回路压力边界：由反应堆容器和 冷却剂环路组成，包括蒸汽发生器传 热管、泵和连接管道。
材料选择：不锈钢；镍基合金； 制造： 反应堆压力容器焊缝； 运行： 避免产生过大热应力。
第二道屏障
单元4：核电厂有关安全的设计思想
压水堆核电厂安全
单元4：核电厂有关安全 的设计思想
单元4：核电厂有关安全的设计思想
概述 1.新法规要求 定量概率安全目标:核安全局2004年发表“新建核电厂几个
重要安全问题”，提出了概率安全目标：
▶ 堆芯严重损坏事件的频率低于10－5次/堆·年； ▶ 需要厂区外早期响应的大量放射性释放到厂区外的的频率低于10－6
压水堆核动力厂最终安全分析报告格式与内容-第五章及编制说明
FSAR 阶段应提供固化有效的流程图，在图上明确上述各条内容 对应的边界。
5.1.3 标高图 本节应提供一个 RCS 系统标高图（立面，即垂直方向示意图）。
图中需显示 RCS 与支撑或周边混凝土结构有关的基本尺寸。
附件 2
压水堆核动力厂最终安全分析报告 格式与内容-第五章
（五章 反应堆冷却剂系统和与之相连接的系统...............................................................8 5.1 总述..................................................................................................................................8
括阀门、管道、水箱、仪表和控制在内的所有部件的数量、类型和
— 10 —
位置。申请者应确定与其他系统的连接和接口，应对超压保护装置 的排放侧进行简要说明。
最终安全分析报告（FSAR）需根据工程实际情况进行描述，以 反映具体工程中反应堆冷却剂系统的最终情况。 5.1 总述
本节应说明安全分析报告第五章“反应堆冷却剂系统和与之相 连接的系统”所包括的系统和部件。应明确反应堆冷却剂系统的主 要构成和系统边界（含安全分级），并应描述反应堆冷却剂系统及其 主要部件的基本信息，包括 RCS 系统及主要设备安全功能、性能特 点、RCS 系统流量相关定义等。应提供 RCS 系统重要设计和性能特征 参数的一览表。 5.1.1 流程简图
应堆冷却剂压力边界超压保护以及功率运行工况下的二回路的超压 保护）的设计基准，包括：
核电厂安全分析报告的格式和内容
国际原子能机构安全标准
通过国际标准实现安全 虽然安全是国家的责任，但是国际安全标准和安全方案可以促进协调
一致，有助于确保核和辐射相关技术的安全使用，并有利于国际技术合作 和贸易。
安全标准也为各国履行其国际义务提供支持。一项一般的国际义务是 一国不得从事可对另一国造成损害的活动。在国际安全相关公约中为缔约 国规定了更具体的义务。经国际商定的原子能机构安全标准为各国表明其 本国正在履行这些义务提供了依据。
国际原子能机构 安全标准
保护人类与环境
号
国际原子能机构安全相关出版物
国际原子能机构（原子能机构）安全标准
根据原子能机构《规约》第三条的规定，原子能机构受权制定或采取旨在保护 健康及尽量减少对生命与财产的危险的安全标准，并规定适用这些标准。
下述国家是国际原子能机构的成员国：
阿富汗 阿尔巴尼亚 阿尔及利亚 安哥拉 阿根廷 亚美尼亚 澳大利亚 奥地利 阿塞拜疆 孟加拉国 白俄罗斯 比利时 贝宁 玻利维亚 波斯尼亚和黑塞哥维那 博茨瓦纳 巴西 保加利亚 布基纳法索 喀麦隆 加拿大 中非共和国 乍得 智利 中国 哥伦比亚 哥斯达黎加 科特迪瓦 克罗地亚 古巴 塞浦路斯 捷克共和国 刚果民主共和国 丹麦 多米尼加共和国 厄瓜多尔 埃及 萨尔瓦多 厄立特里亚 爱沙尼亚 埃塞俄比亚 芬兰 法国 加蓬 格鲁吉亚 德国 加纳
核电厂安全分析报告的 格式和内容
安全导则
国际原子能机构 维也纳·2006 年
版权说明
国际原子能机构的所有科学和技术出版物均受 1952 年（伯尔尼）通过 并于 1972 年（巴黎）修订的《万国版权公约》之条款的保护。自那时以来， 世界知识产权组织（日内瓦）已经扩大了这一版权，以包括电子形式和虚 拟形式的知识产权。必须获得许可而且通常需要签订版税协议方能使用原 子能机构印刷形式和电子形式出版物中所载全部或部分内容。欢迎有关非 商业性翻印和翻译的建议并将在个案基础上予以考虑。询问事宜应通过电 子邮件地址 sales.publications@ 发至原子能机构出版科或按以下地 址邮寄：
核反应堆工程安全分析
2. 核动力厂实施在役检查的前提和基础
在役检查规范的应用的前提、基础是核动力厂 的的部件与设备的设计、制造和安装都符合了 建造规范的要求；反而言之，如果核动力厂的 某部件或设备的设计、制造或安装不能满足该 部件或设备的相应建造规范要求时，则不能或 至少不能原样使用有关的在役检查规范的有关 要求。
28
3）“可替代的”各种设计方案的比较：在设计过
程
中用以比较各种“可替代的”设计方案，为决
策
10
（3）评价核动力厂的安全水平以帮助核动力厂运行： 1）评估核动力厂的技术规格书等 2）为维修、试验和检查等活动确定合理的次序 3）评估运行经验 4）事故管理
11
§12 核级设备的核安全基本要求
一． 核级设备与常规产品在在设计、制造、 质量控 制与监督管理方面的基本差别 二． 核级设备的核安全分级与相应工业标准之间的关 系 三． 核级设备设计的基本核安全要求 四．核级设备的可运行性和功能能力
20
四．核级设备的可运行性和功能能力
1.核级设备的抗震鉴定
设备抗震鉴定所采用的方法主要有：
① 分析法 ② 试验法 ③ 分析和试验相结合的方法。 ④ 利用经验数据鉴定设备。
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2．部件与设备的环境鉴定
① 部件与设备必须设计成在所有正常、异常、事故 和事故后等环境下都具有执行它们的设计安全功 能的能力；
18
三． 核级设备设计的基本核安全要求
1.在核设施（包括核电厂）服役的核级设备与部件在核设 施的全寿期内能够承受运行状态（包括∶正常运行和 预计运行事件）和事故状态的设计基准事故工况下， 各种稳态和瞬态的荷载，并保持其设备与部件压力边 界的结构完整性；
结构完整性∶对于设备的承压部件而言，是指对承压部 件的压力边界在不同荷载作用下其变形特征的限制， 例如∶发生弹性变形、部件结构不连续的区域中大的 塑性变形或部件结构的整体塑性变形（其结果会使部 件丧失尺寸的稳定性），不允许出现部件压力边界的 破裂。
核电项目初步安全分析报告编制工作管理
核电项目初步安全分析报告编制工作管理一、前言核电项目初步安全分析报告编制工作是核电项目建设过程中非常重要的一环，对项目的安全性和可行性进行了初步评估，为后续工作提供了基础支持。
在编制过程中，需要对安全分析的具体内容、任务分工、工作流程等进行细致的管理，以确保报告的质量和准确性。
本文将围绕核电项目初步安全分析报告编制工作的管理进行探讨。
二、安全分析内容和任务划分在进行核电项目初步安全分析报告的编制工作之前，首先需要明确报告中所涉及的安全分析内容和各项任务的划分。
安全分析内容包括但不限于：1. 核电站的地理环境、地质地貌、气象条件等基础环境的分析；2. 核电站设计的安全评价和风险分析；3. 核电站运行过程中可能出现的安全事故及其应对措施；4. 核电站人为因素的安全分析；5. 核电站环境影响评价。
在明确了安全分析内容之后，还需要对各项任务进行合理的划分。
通常情况下，报告编制工作可以被划分为地质地貌分析、气象条件分析、设计安全评价、事故应对措施分析、人为因素分析、环境影响评价等多个任务。
每个任务都需要由专业人员进行负责，确保报告的专业性和完整性。
三、工作流程的管理核电项目初步安全分析报告的编制工作需要严格的工作流程管理，以确保各项任务能够有序进行，并在最终报告中得到合理的融合。
一般来说，报告的编制工作流程可以分为以下几个步骤：1. 资料收集：各项任务的负责人需要收集相关的地质地貌、气象条件、设计方案、事故案例、人为因素和环境影响等方面的资料，并进行初步整理和归档。
2. 数据分析：在完成资料收集后，各项任务的负责人需要对相关数据进行深入的分析，提取有用的信息并进行整理。
这一阶段需要依靠各专业领域的专家进行数据分析，确保结果的客观性和科学性。
3. 结果汇总：各项任务分析的结果需要进行汇总和整合，形成初步的报告内容。
在这一阶段，需要由专门的报告负责人负责结果的汇总和整合工作，并进行初步的报告编制。
4. 报告策划：在初步报告内容形成后，需要对报告的整体架构和细节进行策划和设计。
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—ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ—
5.4.5 稳压器.................................................................................................................31 5.4.6 阀门 2................................................................................................................... 31 5.4.7 余热排出系统.....................................................................................................33 5.4.8 部件支承件.........................................................................................................36 5.4.9 反应堆冷却剂系统卸压装置.............................................................................37 5.4.10 堆腔注入冷却系统（如适用）......................................................................39 5.4.11 稳压器卸压排放...............................................................................................40 5.4.12 反应堆冷却剂系统高点排气...........................................................................42 5.4.13 堆芯补水箱（如适用）...................................................................................44 5.4.14 非能动余热排出热交换器（如适用）...........................................................45 5.4.15 严重事故专用卸压阀.......................................................................................46
附件 2
压水堆核动力厂最终安全分析报告 格式与内容-第五章
（征求意见稿）
国家核安全局
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目录
第五章 反应堆冷却剂系统和与之相连接的系统...............................................................8 5.1 总述..................................................................................................................................8