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核安全导则 核动力厂确定论安全分析 2021年（国家核安全局 2021年5月19日批准发布）.pdf核动力厂确定论安全分析
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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GBT50218-2014 工程岩体分级标准.pdf核动力厂确定论安全分析
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。
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
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6.5没有造成堆芯明显损伤的设计扩展工况的确定论安全分析
6.5.1分析的特定目标 针对没有造成堆芯明显损伤的设计扩展工况的安全分析，目 的是证明在合适的置信度下燃料不会熔化且保持合适的裕量，以
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完整性依然有合适的裕量。
6.6堆芯熔化的设计扩展工况的确定论安全分析
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6.6.1分析的特定目标 6.6.1.1严重事故的分析应识别由假想堆芯熔化事故所产生 的核动力厂包络参数，并且论证如下儿点： （1）核动力厂可进入能够长期维持必要的安全壳功能的状 态； （2）核动力厂构筑物、系统和设备（如安全壳）及规程能 够防止包含安全壳旁通在内的早期放射性释放或大量放射性释 放； （3）控制区域（例如主控室、备用控制室及其他应急响应 设施与区域）应保持人员可居留性以便工作人员进行操作； （4）计划的严重事故管理措施有效。 6.6.1.2严重事故安全分析应论证设计采用的设施与执行事 故管理规程或事故管理指南相结合能够满足接受准则。 6.6.2接受准则 6.6.2.1严重事故分析中使用的针对公众剂量（或环境释放剂 量）的放射性接受准则，应只需进行有限时间及有限区域的场外 保护措施，并且尽早采取这些措施以保证有充足的时间使其发挥 作用。 6.6.2.2技术接受准则应体现维持安全壳完整性的条件。设计 扩展工况分析的接受准则可包括安全壳压力、水位、温度、可燃 气体浓度等限值及堆芯熔融物稳定性
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无法实现对不确定性的定量分析，因此需要进行敏感性分析以论 证严重事故分析结果与结论的稳健性
6.7支持“实际消除”的确定论安全分析
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6.7.5如果宣称某些工况在物理上不可能导致早期放射性释 放或者大量放射性释放，则有必要审查系统固有安全特性并且通 过自然法则论证其不会发生，并且可以实现基本安全功能一一控 制反应性、排出余热、包容放射性物质，包括限制事故的放射性 释放。实际上该方法仅限于非常特殊的工况。可能用到的一个例 子是不可控的反应性事故，对此主要的保护是在堆芯功率、冷却 剂压力与温度的所有可能组合下维持负反应性系数。
7 确定论安全分析的归档、审查和更新
7.1.1确定论安全分析的结果和结论一般以安全分析报告的 形式记录下来。安全分析报告的内容应恰当地反映设施或活动的 复杂性及其辐射风险。 7.1.2尽管安全分析报告本身应足以支持独立验证和监管审 查，但通常还有可能包括确定论安全分析描述和结果的其他文件 用于支持独立验证和监管审查。对安全分析报告的要求适用于提 交给监管机构的所有确定论安全分析文件。 7.1.3安全分析报告应给出在确定论安全分析中考虑的所有 核动力厂状态清单，并根据它们的频率和对防止放射性物质释放 的实体屏障完整性产生的挑战进行合理分组。应在每组中选择包 络的序列。对于可能导致早期放射性释放或大量放射性释放的工 况，应论证实际消除其发生的可能性。 7.1.4应以安全分析报告独立章节或者通过独立的文件提供
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7.2文件中的敏感信息
7.3确定论安全分析的审查和更新
7.3.1在执照审请过程中使用的确定论安全分析应定期更 新，以考虑在核动力厂配置、系统和部件的特性、运行参数、规
GB／T 21561.1-2018 轨道交通 机车车辆受电弓特性和试验 第1部分：干线机车车辆受电弓核动力厂确定论安全分析
程、研究发现、对知识和物理现象认识的进步以及计算机程序等 方面的变化，这些变化可能对计算结果产生重要影响。 7.3.2除了定期更新以外，还应在发现任何可能导致危害的 言息后对安全分析进行更新。与之前假设相比，这些危害可能在 生质上不同、概率更大或者幅度更大。 7.3.3在上述情况下，应重新进行安全分析评价，以确保安 全分析仍然有效并满足分析自标。结果的评价应参照确定论安全 分析相关的最新要求、适用的试验数据、专家判断，并与类似分 析进行对比。 7.3.4如果需要，应将新的确定论安全分析以及重新评价的 结果反映在更新的安全分析报告中，文件深度应与变化的程度和 相关影响相符，
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本安全导则中下还名词术语的含文为： 确定论安全分析 确定论安全分析方法是以纵深防御概念为基础，以保障反应 性控制、余热排出和放射性包容三项基本安全功能为目标，针对 确定的工况，采用相应的假设和分析方法，并满足特定验收准则 的一套方法，
由于对现象认识不充分所导致的不确定性三润施工组织设计，它会导致无法精 确模拟该现象，
从设施释放（或假定释放）的放射性物质的数量和组份。用 于模拟放射性核素向环境的释放或者处置库中放射性废物的释 放。