研究堆设计安全要求

ICS27.120.10

CCSF61

中华人民共和国国家标准

GBXXXXX—XXXX

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研究堆设计安全要求

Safetyrequirementsfordesignofnuclearresearchreactors

（征求意见稿）

XXXX-XX-XX发布XXXX-XX-XX实施

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目次

前言...........................................................................III

1范围.................................................................................1

2规范性引用文件.......................................................................1

3术语和定义...........................................................................1

4安全目标.............................................................................3

4.1基本安全目标.....................................................................3

4.2辐射防护目标.....................................................................4

4.3技术安全目标.....................................................................4

5安全设计总体原则.....................................................................4

5.1研究堆分类.......................................................................4

5.2纵深防御.........................................................................4

5.3经验证的工程实践.................................................................5

5.4质量保证.........................................................................5

5.5安全评价.........................................................................5

6总体设计要求.........................................................................5

6.1安全功能.........................................................................5

6.2设计基准.........................................................................5

6.3安全分级.........................................................................7

6.4安全重要物项的可靠性.............................................................7

6.5便于建造的设计要求...............................................................7

6.6便于运行的设计要求...............................................................7

6.7便于退役的设计要求...............................................................8

6.8实物保护.........................................................................8

6.9调试设计.........................................................................8

6.10优化运行人员效能的设计..........................................................8

6.11安全分析........................................................................9

6.12长期停堆要求....................................................................9

6.13实验应用中要特别考虑的问题......................................................9

6.14应急准备和响应设计.............................................................10

7具体设计要求........................................................................10

7.1厂房和构筑物....................................................................10

7.2反应堆堆芯和相关特性............................................................10

7.3反应堆冷却剂系统................................................................11

7.4包容设施........................................................................11

7.5仪器仪表和控制系统..............................................................12

7.6电源系统........................................................................13

7.7辅助系统与支持系统..............................................................13

7.8实验装置........................................................................13

7.9燃料装卸和贮存..................................................................14

I

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7.10放射性废物处理和流出物排放.....................................................14

7.11辐射防护.......................................................................14

附录A（规范性）研究堆分类.....................................................16

附录B（资料性）典型的安全功能.................................................17

附录C（资料性）典型的假设始发事件.............................................18

参考文献........................................................................20

II

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研究堆设计安全要求

1范围

本文件规定了研究堆设计相关的安全要求，包括安全目标、安全设计总体原则、总体设计要求及具

体设计要求等方面内容。

本文件适用于研究堆的设计，也适用于运行阶段对研究堆的利用和改造。

2规范性引用文件

本文件没有规范性引用文件。

3术语和定义

下列术语和定义适用于本文件。

3.1

研究堆researchreactor

核动力厂以外的研究堆、实验堆、临界装置以及由外源驱动带功率运行的次临界系统等核设施或装

置的统称，包括反应堆堆芯、辐照孔道、考验回路等实验装置，以及为支持其运行、保证安全和辐射防

护的目的所设置的所有系统和构筑物，还包括燃料贮存、放射性废物贮存、放射性热室、实物保护系统

等反应堆场址内与反应堆或实验装置有关的一切其它设施。

[来源：核动力厂、研究堆、核燃料循环设施安全许可程序规定，第五章附则]

3.2

临界装置criticalassembly

一个具有足够可裂变材料和其它材料的装置，用以在低功率水平维持可控链式反应，并为研究堆芯

布置及组成提供条件。

[来源：HAF201-1995，名词解释]

3.3

实验装置experimentdevice

装在堆内或反应堆周围，利用反应堆中子通量和电离辐射束进行研究、开发、同位素生产以及其它

工作的装置。

[来源：HAF201-1995，名词解释]

3.4

正常运行normaloperating

研究堆在规定的运行限值和条件范围内的运行。

[来源：HAF102-2016，名词解释，有修改]

3.5

预计运行事件anticipatedoperationaloccurrences

1

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在研究堆运行寿期内预计至少发生一次的偏离正常运行的各种运行过程，由于设计中已采取相应措

施，这类事件不至于引起安全重要物项的严重损坏，也不至于导致事故工况。

[来源：HAF102-2016，名词解释，有修改]

3.6

运行状态operationalstates

正常运行和预计运行事件两类状态的统称。

[来源：HAF102-2016，名词解释]

3.7

假设始发事件postulatedinitiatingevents

设计期间确定的可能导致预计运行事件或事故工况的假设事件。

[来源：HAF102-2016，名词解释]

3.8

事故工况accidentconditions

偏离正常运行，比预计运行事件发生频率低但更严重的工况。事故工况包括设计基准事故和设计中

选定的超设计基准事故。

[来源：HAF102-2016，名词解释，有修改]

3.9

设计基准事故designbasisaccident(DBA)

导致研究堆事故工况的假设事故，这些事故的放射性物质释放在可接受限值以内，该研究堆是按确

定的设计准则和保守的方法来设计的

[来源：HAF102-2016，名词解释，有修改]

3.10

超设计基准事故beyonddesignbasisaccident(BDBA)

假定的比设计基准事故的事故工况更为严重的事故。

[来源：HAF102-2016，名词解释]

3.11

安全功能safetyfunction

为了保证设施或活动能够预防和缓解研究堆正常运行、预计运行事件和事故工况下的放射性后果，

保证安全而必须达到的特定目的。

[来源：HAF102-2016，名词解释，有修改]

3.12

安全系统safetysystem

安全上重要的系统，用于保证反应堆安全停堆、从堆芯排出余热或限制预计运行事件和设计基准事

故的后果。

[来源：HAF102-2016，名词解释]

3.13

专设安全设施engineeredsafetyfeatures

为限制或缓解事故后果而专门设置的安全系统或设施。

3.14

安全重要物项itemimportanttosafety

2

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属于某一安全组合的一部分，其失效或故障可能导致对厂区人员或公众的辐射照射的物项。

[来源：HAF102-2016，名词解释]

3.15

安全组合safetygroup

用于完成某一特定假设始发事件下所必需的各种动作的设备组合，其使命是防止预计运行事件和设

计基准事故的后果超过设计基准中的规定限值。

[来源：HAF102-2016，名词解释]

3.16

包容confinement

包围含放射性物质的反应堆主要部件的屏障，设计用以防止和缓解在运行状态或设计基准事故中放

射性物质向环境的失控释放。

[来源：HAF201-1995，名词解释]

3.17

调试containment

研究堆已安装的设备和系统投入运行并进行性能验证，以确认是否符合设计要求，是否满足性能标

准的过程。调试包括不带核试验和带核试验。

[来源：HAF103-2022，名词解释，有修改]

3.18

运行限值和条件operationallimitsandconditions

经国家核安全部门批准的，为反应堆的安全运行而列举参数限值、设备的功能和性能及人员执行任

务的水平等一整套规定。

[来源：HAF103-2022，名词解释，有修改]

3.19

安全限值safetylimits

过程变量的各种限值，研究堆在这些范围内运行已证明是安全的。

[来源：HAF201-1995，名词解释，有修改]

3.20

安全系统整定值safetysystemsetpoints

为防止出现超过安全限值的状态，在发生预计运行事件或设计基准事故时启动有关自动保护装置的

触发点。

[来源：HAF102-2016，名词解释]

4安全目标

4.1基本安全目标

研究堆的基本安全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。为了实现基本安全目标，研究堆设计应采取措施以满足以下要求：

a)控制在运行状态下对人员的辐射照射和放射性物质向环境的释放；

b)限制导致研究堆堆芯、乏燃料、放射性废物或任何其他辐射源失控事件发生的可能性；

c)如果上述事件发生，减轻这些事件产生的后果。

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4.2辐射防护目标

应确保在各种运行状态下，工作人员及公众所受到的辐射照射低于规定限值，并保持在可合理达到

的尽量低水平；采取措施减轻事故工况造成的放射性后果。

4.3技术安全目标

应采取一切合理可行的措施，防止研究堆发生事故；并在一旦发生事故时减轻其后果，确保在设计

中考虑的所有事故的后果低于规定限值，并保持在可合理达到的尽量低水平；确保导致严重后果的事故

发生频率极低。

5安全设计总体原则

5.1研究堆分类

5.1.1应根据潜在危害大小将研究堆划分为I类、II类和III类研究堆，具体分类见附录A。

5.1.2应根据研究堆所属分类，差异化考虑停堆、冷却和厂房密封等具体设计要求。

5.2纵深防御

5.2.1防止反应堆发生事故和减轻事故后果的基本原则是应用纵深防御。该原则贯彻于安全有关的全

部活动，涉及研究堆各种功率及停堆状态下有关的组织、人员行为或设计，以保证这些活动尽可能置于

各种独立的、不同层次措施的防御之下。即使有一种故障发生，它将由适当的措施探测、补偿或纠正。

5.2.2纵深防御原则应用于研究堆的设计，提供一系列多层次的防御，用以防止事故并在未能防止事

故时保证提供适当的保护。

a)第一层次防御的目的是防止偏离正常运行及防止安全重要物项的故障。这一层次要求按照恰

当的质量水平和经验证的工程实践，正确并保守的选址、设计、建造、运行和维修研究堆；

b)第二层次防御的目的是检测和控制对正常运行状态的偏离，以防止预计运行事件升级为事故

工况。尽管注意预防，研究堆在其寿期内仍然可能发生某些假设始发事件。这一层次要求在

设计中提供特定的系统和功能，通过安全分析确认其有效性，并制定运行规程以防止这些始

发事件的发生，或尽量减小其造成的后果；

c)设置第三层次防御是基于以下假定：尽管极不可能，某些预计运行事件或假设始发事件的升

级仍有可能未被前一层次防御所制止，而演变成事故。在研究堆的设计基准中应考虑这些事

件，并通过固有安全特性（或）专设安全设施、安全系统和规程，控制事件的后果，并将其

控制在可接受的安全状态；

d)第四层次防御的目的是减轻第三层纵深防御失效所导致的事故后果。这一级防御的最重要目

的是确保发挥包容功能，从而确保将放射性释放保持在合理可行尽量低的水平；

e)第五层次防御也是最后一级防御的目的是缓解事故可能产生的放射性释放后果。该层次要求

要求制定适当的应急计划等干预措施。

5.2.3研究堆总体上维持上述纵深防御层次，设计上可将前三个层次防御作为重点，同时从设计实现

对场外干预措施的需求可以是有限的，甚至是免除的。

5.2.4纵深防御概念应用的另一方面是在设计中设置一系列的实体屏障，并采用能动、非能动设施和

固有安全特性的组合，以使实体屏障能够有效的将放射性物质包容在特定区域。所需实体屏障的数目取

决于单个屏障的有效性、可能的内部与外部危险以及各种失效的潜在后果。

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5.3经验证的工程实践

5.3.1应鉴别和评价用于研究堆安全重要物项设计准则的规范和标准，以确定其适用性、恰当性和充

分性，并根据需要进行补充或修改，以保证设计质量与所需的安全功能相适应。

5.3.2研究堆的安全重要物项应是此前在相当使用条件下验证过的，否则该物项应具有高质量且其技

术经过鉴定或试验。

5.3.3当引入未经验证的设计或设施，或存在偏离已有工程实践的情况时，应借助适当的支持性研究

计划、特定验收准则的性能试验，或通过其他相关应用中获得的运行经验的检验，来证明其安全性是合

适的。新的设计、设施或实践应在投入使用前经过充分的试验，并在使用中进行监测，以验证达到了预

期效果。

5.4质量保证

应制定和实施描述研究堆设计的管理、执行和评价的总体安排的质量保证大纲。该大纲包括保证研

究堆每个构筑物、系统和部件以及总体设计的设计质量的措施,包括确定和纠正设计缺陷、检验设计的

恰当性和控制设计变更的措施。

5.5安全评价

5.5.1应在研究堆的整个设计过程中进行全面的确定论安全评价，以概率论安全评价进行必要的补充，

以保证在研究堆寿期内的各个阶段满足设计安全要求。

5.5.2设计过程中应尽早开展安全评价。随着设计计划的进展及设计和确认性分析活动之间的不断迭

代，应适当扩大安全评价的范围，提高安全评价的详细程度。

6总体设计要求

6.1安全功能

6.1.1研究堆设计应满足以下基本安全功能：

a)在所有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;

b)足以排出停堆后(包括事故工况停堆后)堆芯余热;

c)包容放射性物质，屏蔽辐射和控制放射性计划排放，限制事故释放。

6.1.2应提供对反应堆状态进行监测的手段，以保证实现所要求的安全功能。

6.1.3安全功能应根据具体的反应堆设计来确定，附录B列出了研究堆典型的安全功能。安全功能可

由正常运行的系统或设备执行，必要时可由安全系统或专设安全设施加以补充，以在预计运行事件和事

故工况下完成安全功能。

6.2设计基准

6.2.1状态分类

6.2.1.1应根据研究堆的运行特点确定研究堆状态，并主要按发生频率将研究堆状态分成有限的几类，

通常应包括：

a)正常运行；

b)预计运行事件；

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c)设计基准事故；

d)超设计基准事故。

6.2.1.2应根据发生频率高的研究堆状态应没有或仅有微小的不利后果，而可能导致严重后果的研究

堆状态的发生频率应很低的原则，为每类研究堆状态确定适当的准则。

6.2.2安全重要物项的设计基准

针对安全重要物项，应详细说明其应对有关的运行状态、事故工况以及由内部和外部危险导致的工

况所必需的能力、可靠性和功能，以在研究堆整个寿期内满足特定的验收准则。

6.2.3设计限值

针对运行状态和事故工况，应为安全重要物项规定一套相应的设计限值。设计限值应符合核安全法

规和相关的监管要求。

6.2.4假设始发事件

6.2.4.1应使用系统化的方法确定一套完整的假设始发事件，以在设计中考虑所有可预见的具有严重

后果的可信事件和发生频率高的事件。至少应参照附录C拟定分析用的假设始发事件。

6.2.4.2确定假设始发事件时，除考虑设备的误动作或故障、运行人员误操作或外部事件外，还应充

分考虑实验装置本身的安全及其对反应堆的影响。

6.2.5设计基准事故

应从假设始发事件中选取出应当在研究堆设计中考虑的一系列事故工况，以便确定研究堆应承受的

边界条件，同时又不超出可接受的辐射防护限值。

6.2.6超设计基准事故

6.2.6.1为了尽可能提高研究堆应对比设计基准事故更严重的或包含多重故障的事故的能力，应在工

程判断、确定论和概率论评价的基础上得出一套超设计基准事故清单。

6.2.6.2针对超设计基准事故，设计时应制定事故预案。

6.2.7内部和外部危险

6.2.7.1应识别所有可预见的内部和外部危险，包括潜在的可能直接或间接影响研究堆安全的人为事

件，并评价其影响。在研究堆布置设计和有关的安全重要物项设计中确定使用的假设始发事件及其产生

的荷载时，都应考虑内部和外部危险的影响。

6.2.7.2设计应适当考虑内部危险的可能性，如火灾和爆炸、水淹、产生飞射物、结构坍塌和重物坠

落等。应提供适当的预防和缓解措施，以保证研究堆安全不受到损害。

6.2.7.3设计应确定自然和人为外部事件的设计基准，包括气象事件、水文事件、地质事件和地震事

件及其所有可信的组合。短期而言，研究堆的安全不能依赖于场外电力供应和消防措施。设计应充分考

虑场址特定条件，以确定场外服务需要到位的最大延迟时间。

6.2.8设计规范

应规定研究堆安全重要物项的设计规范，并应使其符合核安全法规和相关的监管要求，以及经验证的工

程实践，同时适当考虑其与研究堆技术的相关性。

6.2.9运行限值和条件

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6.2.9.1设计应为研究堆安全运行确定一套运行限值和条件，运行限值和条件应包括：

a)安全限值；

b)安全系统整定值；

c)安全运行的限制条件；

d)监督要求；

e)偏离上述运行限值和条件时的行动。

6.3安全分级

6.3.1应识别所有安全重要物项，根据其功能和安全重要性对其进行分级，并根据其安全分级确定其

抗震等级、质量保证等级和设计制造规范等级。

6.3.2划分安全重要物项的安全重要性的方法，应主要基于确定论方法，并适当辅以工程判断和概率

论方法。

6.4安全重要物项的可靠性

6.4.1安全重要物项的可靠性应与其安全重要性相适应。

6.4.2单一故障准则

6.4.2.1应对研究堆设计中所包括的每个安全组合都应用单一故障准则。

6.4.2.2当把单一故障准则应用于一个安全组合或安全系统时，应将误动作视为故障的一种模式。

6.4.2.3设计应适当考虑非能动部件的故障，除非能够在具有高置信度的单一故障分析中证实：该部

件的故障极不可能发生，并保持其功能不受到假设始发事件的影响。

6.4.3设备的设计应适当考虑安全重要物项发生共因故障的可能性，以确定应该如何应用多样性、多

重性、独立性原则来实现所需的可靠性。

6.4.4若条件许可，应采用独立性原则(如功能独立或依靠距离、屏障或反应堆部件的布置来实现的实

体隔离)，以提高系统的可靠性。

6.4.5在设计安全重要系统和部件时，在切实可行的情况下应贯彻故障安全原则。在适用时，应将安

全重要系统和部件设计为故障安全，使其自身的故障或支持设施的故障不妨碍预定安全功能的执行。

6.4.6研究堆安全重要物项的设计及布置，应能根据其安全重要性在条件许可的情况下进行相应的调

试前和调试后的定期检查、试验及维修。如不能满足可试验性要求，则应在安全分析中考虑到此设备的

不可探测故障。

6.5便于建造的设计要求

设计安全重要物项应使其能够按照确定的流程进行制造、建造、装配和安装，以保证满足设计规范

和所要求的安全水平。

6.6便于运行的设计要求

6.6.1安全重要物项的标定、试验、维护、维修、更换、检查和监测

6.6.1.1设计应保证能够对安全重要物项进行标定、试验、维护、维修或更换、检查和监测，以在设

计基准规定的所有条件下保证其执行功能的能力并保持功能的完整性。

6.6.1.2研究堆布置应便于执行标定、试验、维护、修理或更换、检查和监测等活动。这些活动能够

按照相关的规范和标准执行，并应与所执行安全功能的重要性相一致，且工作人员不会受到过量的照射。

6.6.2老化管理设计

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研究堆设计应确定安全重要物项的设计寿命。在设计中应提供适当的裕量，以便适当考虑中子脆化

和磨损等相关老化机理以及与服役年限有关的性能劣化可能性，从而保证安全重要物项在其整个设计寿

期内执行所必需安全功能的能力。

6.7便于退役的设计要求

6.7.1在设计阶段，应专门考虑便于研究堆放射性废物管理和未来退役的特性。

6.7.2在设计中应适当考虑：

a)材料的选取，以使放射性废物量尽实际可能的少，并便于去污；

b)必要的可达性和可操作性；

c)处理（即预处理、处理和整备）和贮存研究堆在运行过程中产生的放射性废物所需的设施，以

及管理研究堆在退役时所产生的放射性废物的措施。

6.7.3在任何改造、新利用和实验的设计中也应考虑上述要求。

6.8实物保护

6.8.1应设置实物保护措施，即核安保措施，包括实物保护系统和相关管理措施，以防止、侦查和应

对涉及核材料和研究堆相关设施的偷窃、蓄意破坏、未经授权的接触，非法转让或其他恶意行为，以及

防范恐怖分子获取材料、破坏研究堆等。

6.8.2应根据研究堆的分类及保护目标的重要程度确定研究堆实物保护的等级，并按照确定的等级进

行实物保护系统设计。

6.9调试设计

6.9.1研究堆的设计应包括便于反应堆及实验装置调试过程所需的特性。这些设计特性可包括通过不

同特征的过渡堆芯实施运行。

6.9.2应在设计中考虑对仅为调试所需的附加设备（如过滤器、加注和排放设备及仪器仪表等）的安

装和拆除作出规定。

6.10优化运行人员效能的设计

6.10.1应在研究堆包括其实验装置设计过程初期就系统的考虑人因（包括人机接口），并贯彻于设计

全过程。

6.10.2设计应支持运行人员履行职责和执行任务，并应限制操作差错的可能性及其对安全造成的影

响。

6.10.3在主控室以及反应堆系统的设计中，应考虑人为因素和适用人机工程学原则。

6.10.4人机接口的设计应能按照决策所需时间和行动所需时间给操作员提供全面且易于管理的信息。

向操作员提供的用于决策和行动所需的信息应简洁明了且无歧义。

6.10.5应向操作员提供能够进行下列工作的必要信息：

a)评估研究堆在任何工况下的总体状态；

b)在系统和设备规定的参数限值（运行限值和条件）内运行研究堆；

c)确认启动安全系统所需的安全动作在需要时自动触发，且相关系统按预期要求执行功能；

d)确定手动启动特定安全动作的必要性和时间。

6.10.6在适当考虑可用时间、预期工况和操作员心理压力的情况下，设计应有利于操作员动作的成功

执行。

6.10.7设计应支持运行人员履行职责和执行任务，并应限制操作差错的可能性及其对安全造成的影

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响。设计过程应适当考虑研究堆布置、设备布置、以及包括维修程序和检查程序在内的有关程序，以便

于在研究堆各种状态下运行人员和研究堆之间的互动。

6.11安全分析

6.11.1应对研究堆的设计进行安全分析，在分析中应采用确定论分析方法，并以概率论分析方法作为

补充，以论证研究堆在各类状态下是否安全。

6.11.2研究堆的安全分析应包括对一系列可能导致预计运行事件或事故工况的假设始发事件响应的

分析，也应包括对实验装置本身的安全及其对反应堆影响的分析。

6.11.3安全分析应确认在研究堆设计中已实施纵深防御，并在设计中适当考虑了不确定性。

6.11.4安全分析应包括：

a)制定和确认所有安全重要物项的设计基准；

b)论证研究堆假设始发事件的完整性；

c)分析和评价假设始发事件导致的事件序列与后果；

d)评价分析结果是否满足相关验收准则的要求，以确保满足辐射防护的要求；

e)论证通过安全系统的自动响应并结合预期的操作员动作，能够管理预计运行事件和设计基准事

故；

f)确定正常运行时的运行限值和条件；

g)安全系统和专设安全设施的分析；

h)包容设施的分析。

6.11.5在制定运行程序、定期试验和检查大纲、记录保管程序、维修大纲、修改建议和应急计划时，

若条件许可，也可进行必要的安全分析。

6.11.6应以下列方式分析假设始发事件及其后果：

a)事故按类型分组，以便只对每组中的极限事件进行定量分析；

b)说明极限事件的进程及其可能的后果；

c)论证与反应堆运行有关的风险及安全裕量是可接受的。

6.11.7对每一假设始发事件，在分析时应考虑下列因素：

a)输入参数、初始条件、边界条件、假设、模型和所使用的计算机程序；

b)事件序列和反应堆系统的性能；

c)对单一故障和共因故障的敏感性；

d)对人为因素的敏感性；

e)裂变产物释放及引起照射的可能性。

6.12长期停堆要求

6.12.1在研究堆的设计中，应考虑确保设施在长时间停堆期间的安全。

6.12.2应在设计中考虑长时间停堆需求，如保持核燃料、冷却剂或慢化剂和覆盖气体的状况的需求，

适当保存结构、系统和部件的需求，以及维护、定期试验和检查相关结构、系统和部件的需求。

6.13实验应用中要特别考虑的问题

6.13.1研究堆的设计应考虑对研究堆安全利用和改造的要求。

6.13.2研究堆设计应特别考虑实验设备的故障，因为故障可能引起下列后果：

a)实验设备如发生故障会直接造成危害；

b)实验设备会影响反应堆安全运行而间接造成危害；

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c)实验设备会因其后续故障以及这种故障对事件序列的影响而增加始发件所造成的危害。

6.13.3对反应堆或实验装置的可能具有重要安全意义的每项改造，都应按照该反应堆本身所适用的相

同原则来设计。特别是所有实验装置应在所用材料、结构完整性和辐射防护规定方面完全匹配。在所有

实验装置的设计中都应考虑放射性存量以及能量的产生和释放。

6.13.4研究堆和实验装置的改造设计应做到使反应堆的包容和屏蔽手段得以保留。应将实验装置的保

护系统设计成既能保护实验装置又能保护反应堆。应为具有重要安全意义的实验和改造制订调试计划。

6.13.5在设计中应考虑与反应堆预期利用有关的要求，包括对功率稳定性的要求。

6.13.6由于某些研究堆的灵活性及运行状态的多变性，因此在安全利用和改造设计中需采用特殊预防

措施，以避免人为差错。

6.14应急准备和响应设计

应根据研究堆潜在危险考虑应急计划所需的设计特征，包括设置应急照明的简捷的撤离路线、可靠

的通讯手段和特殊的辐射监测仪表。必要时，也应考虑与研究堆控制室独立的应急中心。

7具体设计要求1

7.1厂房和构筑物

7.1.1安全重要厂房和构筑物的设计应考虑所有运行状态。

7.1.2当厂房和构筑物承担事故包容功能时，还应满足在7.4节的要求。

7.2反应堆堆芯和相关特性

7.2.1燃料元件和燃料组件性能

7.2.1.1设计应使研究堆燃料元件和燃料组件能够保持结构完整性，并在考虑运行状态下所有可能导

致其性能劣化的因素后，能够承受预期的堆内辐照和环境条件。

7.2.1.2燃料和燃料元件的设计应全面考虑与反应堆有关的中子学、热工水力学、机械、材料、化学

和辐照等限制因素。

7.2.1.3设计应进行分析，以表明预期辐射条件和限值（如燃耗、寿期末时的裂变物总量、中子注量

等）是可接受的，并且不会导致燃料元件产生过量形变或肿胀。

7.2.2堆芯设计

7.2.2.1在堆芯设计时，应考虑所引入的实验装置或材料在辐照下的效应。

7.2.2.2反应堆堆芯(包括燃料元件或组件，反应性控制机构和实验装置等)的设计及建造应使所有运

行状态下规定的最大允许设计限值不会被超过。

7.2.2.3反应堆堆芯的设计应使其在事故工况下的燃料损坏保持在可接受的限值范围内。

7.2.2.4反应堆堆芯设计应尽可能采用固有安全特性，以将事故后果减至最小。

7.2.2.5次临界装置堆芯的设计应确保任何堆芯配置（燃料、反射层和中子源（如有））、温度、慢

化和反射情况下都不可能达到临界。

7.2.3反应堆堆芯控制

1第六章给出的设计总要求应与本章给出的要求结合使用，以确定特定研究堆的具体设计要求。应该认为，不同类型的研

究堆可能只须满足本章中的某些要求。是否可不执行本章中的一些具体设计要求的主要准则仍然是要考虑在运行状态和

事故工况下，厂区工作人员和公众所受辐射照射的可接受性。此外，还应考虑防御外部事件。

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7.2.3.1应规定反应性控制系统或实验允许的最大正反应性引入量与引入速率，并将其值限制在安全

分析所论证的范围内。

7.2.3.2如次临界装置在任何工况下（甚至在最大反应性情况下）都保持次临界，则可以不需要反应

性控制机构。

7.2.4反应堆停堆

7.2.4.1设计中应至少采用一套停堆系统。根据反应堆的特征，应考虑并可能需要第二套独立的停堆

系统。

7.2.4.2停堆系统应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状态，并维持足够的停堆深度。

7.2.4.3反应堆停堆系统的有效性、动作速度及停堆深度应使所规定的限值和条件不会被超过。

7.2.4.4停堆系统的单一故障不得阻碍该系统在需要时实现其安全功能。

7.2.4.5停堆系统除自动触发外，还应设置手动触发装置，同时也应设置一个或多个适合应急停堆的

手动触发装置。

7.2.4.6应提供仪器仪表并进行试验，以保证停堆手段总是处于所规定的状态。

7.3反应堆冷却剂系统

7.3.1反应堆冷却剂系统的设计应使其能提供充分的堆芯冷却。

7.3.2反应堆冷却剂的装量

7.3.2.1冷却剂系统应能进行试验或监督，以防边界泄漏、快速增长的裂纹及脆裂的发生。可根据具

体情况应用多道屏障原则(例如:一回路冷却系统可全部放在水池里，或用特殊的布置来对付潜在的破

口)。

7.3.2.2水冷反应堆的设计中，应特别注意防止堆芯裸露。

7.3.2.3反应堆冷却剂边界的设计应便于所需的役前检查和在役检查及试验。对于无法实施在役检查

的部件，应指定其他经过验证的替代方法和（或）间接方法。

7.3.3反应堆冷却剂净化

设计中应采取措施监测和控制反应堆冷却剂（如pH值和水传导率）和（或）慢化剂的性质，并去除

冷却剂中包括活化腐蚀产物和裂变产物的放射性物质。

7.3.4堆芯余热导出

7.3.4.1除主冷却系统外，还应设置一个独立的余热排出系统。

7.3.4.2对于采用止回阀或相当的系统用于从强迫循环冷却向自然循环冷却过渡或者以自然冷却运行

且这种模式为安全系统一部分的反应堆系统，应适用单一故障准则，并应提供用以证实这些系统在需要

时能起作用的方法。

7.3.5堆芯应急冷却

7.3.5.1在出现设计基准规定的冷却剂丧失事故时，应急堆芯冷却系统应能防止燃料发生明显损坏。

7.3.5.2应急堆芯冷却系统的设计应有足够的可靠性，能在该系统发生单一故障事件时完成其预定的

设计功能。

7.3.5.3应急堆芯冷却系统的设计应能使其部件便于进行定期检查，并能进行适当的定期功能试验，

以验证其能实现预定的设计功能。

7.4包容设施

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7.4.1应为研究堆提供包容手段，以确保或有助于反应堆实现以下安全功能：

（a）在运行状态和事故工况下包容放射性物质；

（b）保护反应堆使其免受外部自然事件和人为事件的影响；

（c）在运行状态和事故工况下屏蔽辐射。

7.4.2包容设施的设计应能够确保在核燃料、堆芯部件或实验装置破损的事故后能使放射性物质的释

放不超过可接受限值。包容设施可包括环绕反应堆主体且包容放射性物质的实体屏障。这类屏障的设计

应能够防止运行状态下放射性物质的非计划释放，或一旦释放时减轻其在设计基准事故下以及尽实际可

能的在超设计基准事故下的后果。

7.4.3根据反应堆的潜在危险性，包容设施的设计应考虑事故工况下的极端荷载和环境条件的影响。

7.4.4包容设施的设计应有适当的裕量，以承受设计基准事故工况下的最高压力和温度。

7.4.5在发生事故（包括可能产生压力增加的事故）的情况下，应通过适当的措施对包容设施的泄漏

进行控制，以防止放射性物质向环境的释放超过可接受限值。

7.4.6设计中应包括能够进行初始和定期性能试验以检查泄漏率和能够监测通风系统运行性能的措

施。

7.4.7在包容功能取决于过滤器效率的情况下，设计应包括对过滤器进行定期试验及更换的措施。

7.4.8对于具有较大潜在危害的研究堆，包容设施应确保：在设计基准事故工况下，将放射性物质的

任何释放保持在规定限值之下；在超设计基准事故下，将放射性物质的任何释放保持在可接受限值之下。

7.5仪器仪表和控制系统

7.5.1仪器仪表

7.5.1.1研究堆应设置足够的仪表，用于监测可能影响基本安全功能性能的所有主要参数及其安全可

靠运行所需主要过程参数，用于确定处于事故工况下设施的状态，以及用于做出事故管理决定。

7.5.1.2设计应适当考虑对启动中子源及专用启动仪表的需要。

7.5.1.3声光报警系统应能及早指示可能导致反应堆安全性下降的运行状态变化。

7.5.1.4设计应提供足够的措施，以便对安全相关仪表进行定期检查、试验和维修。

7.5.1.5应做好仪表和显示装置的选择及布置，并考虑人机工效学原则，为运行人员获取信息和采取

恰当的安全相关的行动提供最佳条件，以减少运行人员误操作的可能。通常，应集中布置在有足够装备

的反应堆控制室里。应采取适当措施，以使控制室的人员得到保护。

7.5.2控制系统

应设置适当且可靠的控制系统，使得相关的过程变量保持在规定的运行范围内。

7.5.3保护系统

7.5.3.1反应堆保护系统应是自动的，并且独立于其它系统。此外，应使手动停堆信号能输入到保护

系统中去。

7.5.3.2保护系统的设计应能保证当此系统一旦触发其必要的动作就不受手动操作的影响或阻碍，并

且在事故发生后的短时间内不需要手动操作。

7.5.3.3保护系统的设计应贯彻多样性原则，如可能，对每一个假设始发事件都采用两种不同的方法

加以探测。所需的保护动作应自动触发。

7.5.3.4保护系统应至少有两套完全隔离的和独立的通道，以使单一故障不至于导致其功能的丧失。

7.5.3.5保护系统的设计应确保在保护系统出现共因故障时使反应堆处于安全状态。

7.5.3.6保护系统的所有部件应能进行功能试验。

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7.5.3.7保护系统一旦触发，相关的动作应进行到完成为止。这些动作不得自行复位，只有运行人员

有意识的操作才能使它恢复运行。

7.5.3.8设计应保证整定值的触发点和安全限值之间有一定的裕量，即保护系统触发的动作能在达到

安全限值前起到控制该过程的作用。此外，裕量应考虑下列因素：

a)仪表的不准确度；

b)刻度的不确定性；

c)仪器的漂移；

d)仪器和系统的响应时间。

为了增加安全性，可再增加裕量。

7.5.3.9应采用适当手段，防止安全重要的联锁和保护停堆发生旁路。设计中应对联锁和保护停堆旁

路的可能性进行慎密的评价。

7.5.4控制室

7.5.4.1应设置一个按人因工程学原则设计的集中控制室，以便于操作员进行下述活动：在各种运行

状态下安全的运行反应堆和实验装置；出现事故工况后，采取相应措施，以使反应堆保持在安全状态或

回到安全状态。

7.5.4.2针对I类研究堆，设计应设置独立的辅助控制设施，以在主控室不可用事件下将反应堆带入

安全停堆状态。

7.6电源系统

7.6.1应提供实现运行状态和事故工况下基本安全功能所需的可靠电力供应。

7.6.2应向需要持续供电的安全系统（如反应堆保护系统和辐射监测系统）提供不间断电源。

7.6.3在应急供电的设计基准中，应适当考虑假设始发事件和将执行的相关安全功能，以确定对所需

供电能力、供电可用性和供电持续时间以及供电容量和供电持续性的要求。

7.7辅助系统与支持系统

7.7.1研究堆支持系统和辅助系统的设计应能够确保这些系统的性能与其在研究堆所伺服的系统或部

件的安全重要性相一致。

7.7.2燃料操作和贮存设施的设计应考虑防止发生燃料的丢失和损坏。应考虑临界、冷却、定期检查

和试验、腐蚀、包容、屏蔽和通风问题。

7.7.3应在气载放射性物质浓度较高的研究堆区域设置足够的辐射监测系统和通风系统，包括相应的

过滤装置。

7.7.4设计应采取适当的防火和防爆措施，并在一旦发生失火、爆炸时防止其影响。应特别注意安全

重要物项的防火和防爆。应考虑临界装置或次临界装置出现意外临界的可能性，还应考虑实验所致火灾

危害。

7.7.5应设置适当的通讯系统，以便使研究堆操作人员在运行状态和事故工况能够及时获得控制室之

外发出的确保反应堆安全相关的信息，以保证反应堆和实验装置的安全。

7.8实验装置

7.8.1实验装置的设计应能使其在所有运行状态下，不会对反应堆、其它实验、厂区人员或公众造成

不可接受的后果，在设计中应考虑实验装置内所含的放射性总量以及能量产生或释放的可能性。

7.8.2实验装置的设计应保证运行和失效均不会对反应堆造成不可接受的反应性变化。

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7.8.3必要时，应在反应堆控制室设置适当的实验参数监测仪表，以充分监测实验对反应堆安全运行

的影响。

7.8.4应充分评价每项实验的风险，必要时应对试验制定运行限值和条件。

7.8.5实验和实验装置的设计应便利其拆除作业、临时贮存和最终处置。

7.9燃料装卸和贮存

7.9.1应在研究堆建立燃料装卸和贮存系统，以保证在燃料装卸和贮存期间始终保持燃料的完整性和

特性。

7.9.2燃料贮存和装卸系统的设计应考虑下述功能或要求：

a)通过采用物理手段或工艺措施（应优先采用几何安全布置）并留有规定的裕量，保证即使在最

佳慢化条件下也不会临界；

b)允许对燃料进行检查；

c)允许对安全重要部件进行维护、定期检查和试验；

d)防止对燃料造成损坏；

e)防止燃料在转运过程中跌落；

f)能够识别每个燃料组件；

g)提供满足相关辐射防护要求的适当手段；

h)保证具有适当的操作程序和核材料衡算控制，以防止核燃料丢失或丧失对核燃料的控制。

7.9.3辐照燃料的装卸和贮存系统设计成能够在运行状态下和事故工况下充分排热和屏蔽。

7.10放射性废物处理和流出物排放

7.10.1为使放射性物质排放总量及浓度保持在规定限值以内并可合理达到的尽量低，研究堆应设置适

当的处理放射性固体、液体和气体废物的系统。

7.10.2应在设计中考虑并根据需要提供适当的手段（如屏蔽和衰变系统），以减少对工作人员的照射

和放射性向环境的释放。

7.10.3设计应考虑便于放射性废物的转移、运输和装卸的适当设施。

7.10.4研究堆设计应有适当的手段来控制放射性气载和液态流出物的释放，并符合可合理达到的尽量

低原则。

7.11辐射防护

7.11.1辐射防护设计

7.11.1.1应采取措施确保研究堆运行人员、反应堆使用人员（实验人员）和公众接受的剂量不超过规

定限值，并保持在可合理达到的尽量低的水平，并考虑相关的剂量约束。

7.11.1.2设计屏蔽、通风、过滤和衰变系统（如衰变箱）以及控制区内外辐射和气载放射性物质监测

仪表应考虑所有运行状态和事故工况。

7.11.1.3确定最大设计剂量水平应留有充分裕量，以确保不会超过规定限值。反应堆及其相关设施的

屏蔽、通风、过滤和衰变系统应考虑到在所有运行状态和事故工况下运行中的不确定性。

7.11.1.4结构材料，特别是堆芯附近的材料的选择应利于以使工作人员在完成运行、检查、维修以及

其它职能期间所受的剂量最小。在制定厂区人员和公众的辐射防护措施时，应考虑到反应堆工艺系统中

由中子活化所产生的放射性核素(如16N、3H、41Ar、24Na、60Co)的影响。

7.11.1.5应根据研究堆各个区域的辐射水平进行辐射分区。应对这些区域的表面进行适当设计，以便

于去污。

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7.11.1.6应对反应堆、实验装置和相关设施设计屏蔽，并且就研究堆安全利用中其他辐射源的必要屏

蔽作出规定。

7.11.1.7应采取措施控制放射性物质在研究堆内的释放以及防止放射性废物在研究堆的弥散和污染。

应针对运行状态和事故工况，设计具有适当过滤器的通风系统。

7.11.1.8研究堆及其实验装置和设施的设计及布置应充分考虑辐射安全，以便限制所有放射源的照射

和污染。

7.11.1.9设计应对研究堆所产生的放射性废物的安全处理作出规定。应为运行人员和设备提供合适的

去污设施。

7.11.1.10应将经常进行维护或手动操作的设备，布置在剂量率较低的区域，以减少对工作人员和其

他人员的照射。

7.11.2辐射监测

7.11.2.1应设置相应的辐射监测设备，以保证在运行状态下和设计基准事故工况下提供充分的辐射监

测，以及在超设计基准事故下提供尽实际可行的辐射监测。

7.11.2.2为保证适当的辐射防护监测，应设置下列设施：

a)固定式剂量率计：用于在运行人员日常出入的场所和在运行状态下辐射水平的变化使得仅能允

许在某些规定时段内出入的场所，监测辐射剂量率；用以反映研究堆适当场所在预计运行事件

和事故工况下的总体辐射水平，为运行人员采取形动提供充分的信息；

b)固定式监测设备：用于在运行人员日常停留的区域和气载放射性物质的活度水平可能达到须采

取保护措施程度的区域，测量空气中放射性物质的活度；

c)固定式设备和实验室设备：在运行状态和事故工况下流体工艺系统中，及时测定选定放射性核

素的浓度，以及在研究堆或环境中采集的气体和液体样品中，及时测定选定放射性核素的浓度；

d)固定式设备：用于在向环境排放流出物之前或期间对其进行监测；

e)装置：用于测量放射性表面污染；

f)辐射监测：在研究堆出口进行，以检测未经许可转移的放射性物质或意外污染。

7.11.2.3除在设施内进行监测外，必要时还应就评价设施附近的剂量率和其他放射性影响作出安排。

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附录A

（规范性）

研究堆分类

研究堆分为I、II与III类，如下所述。

Ⅰ类研究堆：功率、剩余反应性和裂变产物总量都较高的研究堆，热功率范围10MW～300MW。这类

研究堆一般在强迫循环下运行，通常应设置高度可靠的停堆系统，需要设置应急堆芯冷却系统以保证堆

芯余热的有效排出；对反应堆厂房或其它包容结构需要有特殊的密封要求。

Ⅱ类研究堆：功率、剩余反应性和裂变产物总量属于中等的研究堆，热功率范围500kW～10MW。这

类研究堆可采用自然对流冷却方式或强迫循环冷却方式排出热量；反应堆需要设置可靠的停堆系统，停

堆后应保证堆芯在要求的时间内得到冷却，对反应堆厂房无特殊密封性要求。

Ⅲ类研究堆：功率低、剩余反应性低、停堆余热极少、裂变产物总量有限的研究堆，热功率小于500kW，

如果具有较高的固有安全特性，热功率范围可扩展至1MW。这类研究堆通常无特殊的冷却要求，或通过

冷却剂自然对流冷却即可排出热量；利用负反馈效应或简单的停堆手段即可使反应堆停堆并保持安全状

态；对反应堆厂房无密封要求。

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附录B

（资料性）

典型的安全功能

表A.1给出典型的安全功能。

表A.1典型的安全功能

安全重要物项安全功能

（1）形成屏障，以防止放射性物质向环境的不可控释放；

厂房和构筑物（2）防止内、外部事件对所包容的安全系统的影响；

（3）作为辐射屏蔽。

（1）维持燃料几何形状及必要的冷却剂流道，以确保在反应堆所有运行工况下的停堆及热量排出；

反应堆堆芯（2）提供负反应性反馈；

（3）提供慢化和控制中子通量的手段。

（1）形成屏障，以防止裂变产物从燃料中释放；

燃料基体和包壳

（2）提供固定不变的排列。

反应性控制系统（包控制反应堆堆芯反应性，以确保反应堆在任何运行状态下都能安全停堆，并且不超过燃料设计和其

括反应堆停堆系统）它限值。

反应堆冷却剂主回

提供充分的堆芯冷却，并确保在反应堆任何运行状态下都不超过其规定的燃料和冷却剂限值

路

应急堆芯冷却系统冷却剂丧失事故后，以足够的速率将热量从反应堆堆芯排出，防止发生明显的燃料破损。

（1）控制及尽量减少气载放射性排出流向环境的释放；

（2）防止运行人员和研究人员受到过量辐照；

通风系统

（3）必要时，在包容系统的不同区域之间维持足够的压差；

（4）为工作人员和安全重要物项提供合适的环境条件。

（1）启动保护动作，以便停堆、冷却、包容放射性物质和缓解事故的后果；

保护系统

在条件不满足时，控制联锁机构以防止操作错误。

其它安全相关仪表（1）使反应堆各参数保持在运行限值之内而不达到安全限值；

和控制（2）为运行人员提供足够信息，以便确定保护系统的状态，并采取正确的安全相关的行动。

电源向系统和设备提供充足的、质量