研究堆设计安全要求-编辑说明

研究堆设计安全要求

一、任务来源及计划要求

本标准制定任务由国家标准化管理委员会文件《xxx》（国标委发〔2022〕

xx号）下达，项目编号为20220316-Q-467，标准计划名称为《研究堆设计安全

要求》，由中国核动力研究设计院主编，中国原子能科学研究院、生态环境部核

与辐射安全中心、苏州热工研究院核安全中心、清华大学核能与新能源技术研究

院、核工业标准化所参编，要求于2023年11月完成本项目。

二、标准编制组组成

本标准由由中国核动力研究设计院主编，中国原子能科学研究院、生态环境

部核与辐射安全中心、苏州热工研究院核安全中心、清华大学核能与新能源技术

研究院、核工业标准化所参编，编制组成员及任务分工见表1。

表1标准编制组成员及分工

序号姓名单位职务/职称任务

1黄代顺中国核动力研究设计院研高项目负责人/标准审核

2邓坚中国核动力研究设计院研高技术指导

3张丹中国核动力研究设计院研高标准主编

4喻娜中国核动力研究设计院高工标准校核

5邹志强中国核动力研究设计院高工标准校核

6张宏越中国核动力研究设计院高工标准审核/辐射安全

7王明星中国核动力研究设计院高工标准编制/仪控

8赵禹中国核动力研究设计院高工标准编制/系统设计

9魏彦琴中国核动力研究设计院研高标准编制/堆芯设计

10赵鹏中国核动力研究设计院高工标准编制/实验装置

11王宁宁中国核动力研究设计院助工标准编制/术语及附录

12高泉源苏州热工研究院核安全中心研高标准审核

13徐智苏州热工研究院核安全中心研高标准校核

14唐菲菲苏州热工研究院核安全中心研高标准校核

15谭晓慧苏州热工研究院核安全中心研高标准校核

16袁明豪苏州热工研究院核安全中心研高标准校核

17王伟苏州热工研究院核安全中心研高标准校核

18王静中国原子能科学研究院研高标准校核

19颜寒中国原子能科学研究院高工标准校核

20解衡清华大学核能与新能源技术研究院教授标准校核

21权英清华大学核能与新能源技术研究院副研究员标准校核

22孙业丛核工业标准化所高工标准校核

三、编制过程

本标准的制定过程主要分为立项阶段、草案阶段、征求意见稿编写、送审稿

编写、报批稿编写阶段。

3.1立项阶段（2021年7月-2022年7月）

本阶段的主要任务是编制初版草案，确定参编单位，并通过全国核安全标

准化技术委员会和强制性国家标准立项审查，成功立项标准。

2021年7月20日，通过全国核安全标准化技术委员会审查，审查意见&建

议如下：

1）建议1：建议以水冷研究堆为对象编制，其他非水堆差异大，兼顾其要

求难度大；

2）建议2：标准编制中需充分总结吸收我国研究堆相关经验。

2021年10月27日通过强制性国家标准立项审查

1）问题&要求1：标准涉及的相关标准体系情况

2）问题&要求2：标准目录需体现设计过程

3）问题&要求3：标准内容实现全文强制

4）问题&要求4：保证各项要求的的可验证、可操作

基于立项审查情况，2019年12月由中国核动力研究设计院牵头对初版草案

进行了修改，并回复了审查意见。

2022年7月19日，该项任务正式批复。

3.1草案阶段（2022年7月-2023年3月）

本阶段的主要任务是成立标准编制工作组、分解工作任务、明确编制进

度、收集相关资料，并开展标准草案及征求意见稿工作组讨论稿的编制工作。

2022年9月28日与10月14日，结合标准草案，核动力院牵头组织两次线

上交流会，各参编单位就本标准的编制进度、技术路线、框架结构等达成一致意

见，并对初版草案进行了讨论。

2022年10月18日，国家核安全局组织召开强制性国标启动会和动员会，

核安全局领导对标准定位做了指示，提出了以水堆为主，适当兼顾其他堆型的编

制原则。

在此基础上，2022年10月-2023年3月，由中国核动力研究设计院牵头，

完成了本标准初版草案编制。

2023年3月28日与4月14日，核动力院组织对标准草案进行了两次内部

审查，审查意见如下：

1）简化和完善“术语和定义”，术语按最新版法规标准要求中的定义；

2）第5章“安全原则”修改为“安全设计总体原则”，其中增加“5.5安全

评价”，“研究堆分类”调整为5.1；

3）删除原文第“6.5选址要求”，补充完善“6.8实物保护”与“6.11安全分

析”章节；

4）原文第8节“安全分析”可列入第6节“总体设计要求”，并进行完善；

5）原文7.10“燃料操作和放射性控制”可进行拆分，可分为“燃料操作和

贮存系统”和“放射性废物系统”等章节进行编制；

6）“附录C典型的假设始发事件”进一步修改完善。

编制组基于上述意见进行修改，形成了该版草案。

3.2征求意见稿编写

2023年3月-2023年4月

四、制修订背景和编写原则

4.1标准制订背景

研究堆是我国反应堆的重要组成部分，与压水堆型核电站设计相比，与研

究堆相关的法规标准不够完善；同时，研究堆由于种类多样，设计差异巨大，目

前我国研究堆法规标准主要集中在法规导则层级（HAF/HAD/HAB.J），法规

HAF201-1995《研究堆设计安全规定》，主要参考IAEA早期标准《codeonthe

safetyofNuclearResearchReactors：Design》IAEASR35-S1-1992）编制而成，

未反映近年来我国核安全监管政策和核安全技术的要求，因此，拟编制的“研究

堆设计安全要求”国家标准，以为研究堆的安全设计提供指导和依据。

2003年6月，我国核安全领域的首部法律《放射性污染防治法》颁布，2017

年9月，我国核安全领域的顶层法律《核安全法》颁布施行。以上两部法律均晚

于我国现行研究堆设计安全相关要求的制定，因此从法律法规符合性角度，应在

这两部法律要求框架之内，开展研究堆设计安全要求的深化研究。

近年来，我国又开展了一些新型研究的研发和建造工作，包括了新工质、

新燃料形式等，同时我国现有研究堆设计安全要求编制参考的IAEA文件也有所

更新，因此有必要以此为契机，在我国两部核安全法律要求下，吸收国内外最新

要求和研究堆运行反馈经验，基于我国研究堆发展需求，开展研究堆相关的国家

标准编制工作，更好的规范和指导研究堆安全设计工作。

4.2编写原则

本标准编制严格遵照国家核安全技术法规导则，并与现行相关标准协调一

致，标准编写格式严格遵照GB/T1.1—2009《标准化工作导则第1部分：标准的

结构和编写》和GB/T20000.2—2009《标准化工作指南第2部分：采用国际标准》

的要求。

五、主要技术内容

5.1国内外相关标准现状分析

1.IAEA标准

我国目前研究堆监管文件主要参考IAEA文件编制，本次编制密切相关的

HAF201"研究堆设计安全规定"主要基于IAEA《codeonthesafetyofNuclear

ResearchReactors：Design》(1992版)编制，该参照文件的演变情况见附录A。

2005年，IAEA出版《SafetyofResearchReactors》的安全标准，将1990s

版的设计、运行等标准合并，从安全目标和原则、监管、厂址、设计、运行及退

役等方面，从技术和管理两个角度进行了规范性要求，具体内容见下表：

表2IAEA《SafetyofResearchReactors》标准要求

章节内容章节内容

安全目标和原则目标设计设计顶层考虑

纵深防御设计的通用要求

立法和监管设计的具体要求

安全管理运行组织

安全确认人员培训、再培训和资格

技术安全运行限值和工况

章节内容章节内容

监管立法调试

监管部门运行规程

执照申请过程检查，周期测试和维护

监察与执行堆芯管理和换料操作

安全管理和确认运行机构责任火灾安全

质保应急计划

安全确认物理防护

厂址评价选择评价记录和报告

评价准则反应堆利用和修改

极端和罕见事件辐射防护

洪水安全评价和老化

地址灾害长期停堆

人员导致外部危害退役

厂址特殊要求

危险监视

以上标准涵盖了研究堆全寿期安全，其中设计安全是重要组成部分之一。

该文件中，安全目标和原则、厂址评价和设计章节都与拟编制标准有一定的对应

关系。后续IAEA对该标准升版中，保留了上述做法，也基本保留了上述框架。

IAEA围绕《SafetyofResearchReactors》（NS-R-4），还编制了一系列支撑性

标准，具体如下：

表3IAEA研究堆安全标准

编号名称发布时间

SS-35-G1SafetyAssessmentofRRsandPreparationoftheSAR1994

SS-35-G2UtilizationandModificationofRRs1994

NS-G-4.1CommissioningofRRs2006

NS-G-4.2MaintenancePeriodicTestingandInspectionsofRRs2006

NS-G-4.3CoreManagementandFuelHandlingforRRs2008

NS-G-4.4TheOperationalLimitsandConditionsandOperatingProceduresfor2008

RRs

NS-G-4.5TheOperatingOrganizationandtheRecruitment,Trainingand2008

QualificationofPersonnelforRRs

NS-G-4.6RadiationProtectionandWasteManagementintheDesignand2009

OperationofRRs

NS-G-4.7AgeingManagementforResearchReactors2010

WS-G-2.1DecommissioningofNPPsandRRs(1999)1999

DS351TheUseofAGradedApproachintheApplicationoftheSafety2011

RequirementsforRRs

draftingSafetyofI&CandSoftwareImportanttoSafety

stage

上述标准中SS-35-G1（最新版为SSG-20）《SafetyAssessmentforResearch

ReactorsandPreparationoftheSafetyAnalysisReport》（2012）从执照申请和安全

分析报告编制的角度，介绍了研究堆安全评价的相关要求；IAEASRS.55《Safety

AnalysisforResearchReactors》（2008版）从始发事件选取、验收准则、方法模

型、计算工具等多个方面解释了安全分析的要求。

表4IAEA《SafetyAnalysisforResearchReactors》标准要求

章节内容章节内容

始发事件识别和选择计算工具类型

评价外部事件和特殊代码质量

内部事件方法

人因导致事件用户建模影响

规则和约定输入数据准备

验证准则结果展示简介

使用和修改反应堆利用反应堆特征

反应堆修改选择始发事件

瞬变和事故分析确定论单个序列评价

方法概率论瞬态和事故分析

安全分析分类设计安全分析总结

执照申请安全分析确定论安全分析质量保证

支持事故管理和应急——

计划的安全分析

该标准全面考虑了各阶段安全分析的差异化安全，从确定论和概率论的角

度给出了研究堆安全分析的方法和准则，对我国相关标准的修订具有较好的参考

作用。

2.美国相关导则标准

国外主要以美国研究堆相关的导则和标准为例进行介绍，美国NRC针对研

究堆编制有5份导则，ANSI/ANS编制有十余份标准，主要从研究堆辐射安全、

技术规格书、质保和应急等角度进行要求。

表5NRC研究堆相关导则

编号名称备注

R.G.2.1-1973ShieldTestProgramforEvaluationofInstalledBiological屏蔽

ShieldinginResearchandTrainingReactors

R.G.2.2-1973DevelopmentofTechnicalSpecificationsforExperiments研究堆试验技术

inResearchReactors规格书

R.G.2.3-1976QualityVerificationforPlate-TypeUranium-Aluminum燃料相关

FuelElementsforUseinResearchReactors

R.G.2.4-1977ReviewofExperimentsforResearchReactors试验审查

R.G.2.5-1977QualityAssuranceProgramRequirementforResearch质保

Reactors

R.G.2.6-1983EmergencyPlanningforResearchReactors应急

表6ANSI/ANS研究堆相关主要标准

编号名称备注

ANSIANS15.1-1990TheDevelopmentofTechnicalSpecificationsfor技术规格书

ResearchReactors

ANSI_ANS15.2-1990qualitycontrolforplate-typeuranium-aluminum燃料质量控制

fuelelements

ANSIANS15.3-1973RecordsandReportsforResearchreactors记录和报告

ANSI_ANS-15.4-1988selectionandtrainingofpersonnelforresearch人员选择和培

reactors训

ANSIANS15.6-1973ReviewofExperimentsForResearchReactors试验审查

ANSI_ANS15.7-1977ResearchReactorSiteEvaluation.厂址评价

ANSI_ANS-15.8-1995qualityassuranceprogramrequirementsforresearch质保大纲要求

reactors

ANSI_ANS-15.10-1994decommissioningofresearchreactors退役

ANSI_ANS-15.11-1993radiationprotectionatresearchreactorfacilities辐射防护

ANSIANS15.12-1977DesignObjectivesforandMonitoringofSystems流出物控制

ControllingResearchReactorEffluents

ANSIANS15.15-1978CriteriafortheReactorSafetySystemsofResearch反应堆安全系

reactors统准则

ANSI_ANS-15.16-1982emergencyplanningforresearchreactors应急计划

ANSI_ANS15.17-1981FireProtectionProgramCriteriaforResearch火灾防护准则

Reactors.

ANSIANS15.18-1979AdministrativeControlsforResearchReactors监管控制

ANSIANS15.21-1996FormatandContentforSafetyAnalysisReportsfor安分报告格式

ResearchReactors

除此之外，NRC还编制了非动力堆相关的技术要求，例如《Guidelinesfor

PreparingandReviewingApplicationsforTheLicensingOfNon-PowerReactor》

（NUREG-1537），可为该标准编制提供参考。。

（3）研究堆由于种类多样，设计差异巨大，目前我国研究堆法规标准主要

集中在法规导则层级（HAF/HAD/HAB.J），仅有极少数的行业标准（EJ）和企业

标准，尚未编制针对研究堆的国家标准。研究堆安全设计相关的法规、导则均编

制于2000年前（参考IAEA早期标准编制），法规HAF201-1995《研究堆设计安

全规定》，主要参考IAEA早期标准《codeonthesafetyofNuclearResearch

Reactors：Design》IAEASR35-S1-1992）编制而成，未反映近年来我国核安全

监管政策和核安全技术的要求。

5.2采标说明

我国核动力厂和研究堆的安全设计顶层要求一般参考IAEA法规文件编制，

本次国际制定也拟参照IAEA相关文件进行标准标准，由于IAEA没有和本次制

定国标内容一致的标准文件，本次制定拟参考《SafetyofResearchReactors》

（IAEA-SSR-3）中的设计部分进行编制，除此之外，安全设计部分可进一步参

考《SafetyAssessmentofRRsandPreparationoftheSAR》相关章节要求，安全分

析参考该标准和《SafetyAnalysisforResearchReactors》相关要求，辐射防护参

考《RadiationProtectionandWasteManagementintheDesignandOperationof

RRs》相关要求。

5.3主要技术内容说明

5.3.1标准总体结构

本标准为《研究堆设计安全要求》，内容编排上主要参考HAF201《研究堆

设计安全规定》目录框架编制，包括了研究堆安全设计过程中及具体设计内容上

的考虑，目录反应了研究堆安全设计的过程和内容。除此之外，标准框架标准中

还考虑了以下因素：

除HAF201之外，标准框架中还参考了IAEA文件SSR-3（研究堆安全）的

相关要求，借鉴了动力厂相关法规及标准的框架要求；

参考核动力厂设计及审查经验，安全分析报告中各章节内容需要和顶层法

规/标准有对应关系，因此标准要素中涵盖了我国近年来典型研究堆安全分析报

告的主要要求；

在研究堆的具体审查中，监管机构常以审评原则的形式对核安全关键要素

进行规定，因此在该安全要求中，尽可能涵盖了审评原则中的关键安全要素。

基于上述对比分析，SSR-3涵盖了全寿期安全，无法直接采用其框架作为

拟制定GB的框架，因此在研究SSR-3设计安全要求及其他法规标准框架内容的

基础上，结合研究堆自身的安全设计，初步建立了如下标准框架：

表7拟制定GB的标准框架（讨论稿）（加一列备注）

章节内容SSR-3对应内容

1范围/

2规范性引用文件/

3术语和定义/

4安全目标对应SSR-3第2章技术内容

5安全设计总体原则对应SSR-3第6.2部分技术要求

6总体设计要求对应SSR-3第6.1-6.3节技术要求

7具体设计要求对应SSR-3第6.4节技术内容

附录A研究堆分类/

附录B典型的安全功能对应SSR-3附件1

附录C典型的假设始发事件对应SSR-3附录1

针对SSR-3第5章厂址评价要求，根据TC58表19核安全标发【2022】1

号附件表1“核安全国家标准体系表”中“研究堆安全系列”，厂址安全和设计安全

单列，因此考虑未来研究堆安全标准建设，该标准中暂不保留厂址评价相关内容。

该GB于HAF201-1995的框架内容对比如下表所示：

表8该草案与HAF201的框架对比（加一列备注）

HAF201本次草案

章节内容章节内容

1引言//

1.1目的1范围

1.2范围1范围

2安全目标4安全目标

2.1安全目标1范围

3选址要求//

3.1选址要求//

4设计总要求5安全设计总体原则

4.1概述/

4.2纵深防御5.2纵深防御

4.3设计的安全分析6.11安全分析

4.4参数的设计限值6.2.3设计基准（设计限值）

4.3.3（假设始发事件）6.2.4假设始发事件

4.3.4（设计基准事故和超设计基准6.2.5设计基准事故

事故）

4.3.4（设计基准事故和超设计基准6.2.6超设计基准事故

事故）

4.5安全功能6.1安全功能

4.6可靠性设计6.4安全重要物项的可靠性

4.7质量保证要求5.3质量保证

4.8规范和标准6.2.8设计基准（设计规范）

4.9实验应用中要特别考虑的问题6.13实验应用中要特别考虑的问题

HAF201本次草案

4.10运行状态的设计要求//

4.10.1基本设计//

4.10.2人为因素6.10优化运行人员效能的设计

4.10.3试验和检查6.6.1安全重要物项的校准、测试、维护、

维修、更换、检查和监测

4.10.4维护和修理6.6.1安全重要物项的校准、测试、维护、

维修、更换、检查和监测

4.10.5材料选择6.6.2老化管理设计

4.11事故工况的设计要求//

4.11.1（保护和人员干预）7.5.3保护系统

4.11.2（保护和人员干预）7.5.3保护系统

4.11.3（安全重要物项的设计基准）6.2.2安全重要物项的设计基准

4.11.4（事故监测）7.5.1仪器仪表

4.11.5（保护与控制系统独立）7.5.1仪器仪表

4.12辐射防护7.11.1辐射防护设计

4.13实物保护6.8实物保护

4.14调试6.9调试设计

4.15运行限值和条件6.2.9设计基准（运行限值和条件）

4.16应急计划6.13应急准备和响应设计

4.17退役6.7便于退役的设计要求

5具体设计要求7具体设计要求

5.1概述/作为注解

5.2厂房和构筑物7.1厂房和构筑物

5.3反应堆堆芯的设计和控制7.2反应堆堆芯和相关特性

5.4反应堆冷却剂系统7.3反应堆冷却剂系统

5.5反应堆停堆7.3.3反应堆停堆

5.6保护系统7.5.3保护系统

5.7应急堆芯冷却系统7.3.4堆芯应急冷却

5.8包容系统7.4包容设施

5.9仪表和控制7.5仪表和控制

5.1电源系统7.6电源系统

5.11辅助系统7.7辅助系统与支持系统

5.12实验装置7.8实验装置

5.13放射性废物系统7.10放射性废物处理和流出物排放

相对HAF201，考虑研究堆经验反馈及相关法规标准修订，在本次GB草案

中新增的部分如下，具体如下表所示：

表9相对HAF201新增内容（加一列备注）

章节号章节内容备注

5.1研究堆分类研究堆分类管理要求

5.3经验证的工程实践核安全设计必须满足的管理性要求

6.2.1状态划分/

6.2.7内部和外部危险/

6.3安全分级/

6.5便于建造的设计/

6.12长期停堆要求根据经验反馈及HAD要求

7.9燃料装卸和贮存/

7.10流出物排放/

7.11.2辐射监测/

全文临界装置及次临界装置的安全要求增加此类特殊装置的要求

本标准在立项初，重要定位为做IAEA-SSR-3的非等效转换，下表对比了本

次GB草案与SSR-3设计安全章节的框架对比：

表10SSR-3要素的适用性（加一列备注）

章节要求对应本草案内容

一般要求

主要技术要求7：主要安全功能6.1

要求要求8：辐射防护7.11

要求9：设计融入各部分要求

要求10：适用纵深防御概念5.2

要求11：安全与安保以及国家核材料衡算和控建议纳入管理要求

制系统之间的接口

要求12：采用分级方案5.1

要求13：经验证的的工程实践5.3

要求14：对建造作出规定6.5

要求15：便利放射性废物管理和退役的特性6.7

一般设计要求16：结构、系统和部件的安全分级6.3

要求要求17：安全重要物项的设计基准6.2.2

要求18：假想始发事件6.2.4

要求19：内部危害和外部危害6.2.7

要求20：设计基准事故6.2.5

要求21：设计限值6.2.3

要求22：设计扩展工况6.2.6

要求23：专设安全设施/

要求24：安全重要物项的可靠性6.4

要求25：单一故障准则6.4.2

要求26：共因故障6.4.3

要求27：安全系统的实体分隔和独立性6.4.4

要求28：故障安全设计6.4.5

要求29：安全重要物项的验证/

要求30：调试设计6.9

要求31：安全重要物项的校准、测试、维护、6.6.2

维修、更换、检查和监测

要求32：应急准备和响应设计6.14

要求33：退役设计6.7与要求15融和）

要求34：辐射防护设计7.11

要求35：确保操纵员最优绩效的设计6.10

要求36：安全利用和改造的规定6.13

要求37：老化管理设计6.6.3

要求38：对长时间停堆作出规定6.12

要求39：防止未经授权接触或擅自使用安全重6.8

要物项

要求40：防止安全重要系统之间的破坏性或不未考虑

良相互作用

要求41：对设计的安全分析6.11

具体设计要求42：建筑物和结构7.1

要求要求43：包容手段7.4

要求44：堆芯和燃料设计7.2.1

要求45：对反应性控制作出规定7.2.3

要求46：停堆系统7.2.4

要求47：冷却剂系统和相关系统的设计7.3

要求48：堆芯应急冷却7.3.4

要求49：提供仪器仪表和控制系统7.5

要求50：反应堆保护系统7.5.3

要求51：仪器仪表和控制系统的可靠性和可测/

试性

要求52：在安全重要系统中使用基于计算机的/

系统

要求53：主控室7.5.4控制室

要求54：辅控室7.5.4应急控制点要求

要求55：场址上的应急响应设施不建议考虑

要求56：供电系统7.6

要求57：辐射防护系统7.11

要求58：燃料和堆芯部件的装卸和贮存系统7.9

要求59：放射性废物系统7.10

要求60：支持系统和辅助系统的性能7.7

要求61：消防系统7.7

要求62：照明系统/

要求63：起重系统/

要求64：空调系统和通风系统7.7

要求65：压缩空气系统/

要求66：实验装置7.8

审评原则是设计阶段作为法规的重要补充，下表对比了我国典型研究堆/原

型堆审评原则内容和本次GB的关系，GB草案中尽可能涵盖各型研究堆/试验堆

审评原则的内容：

表11审评原则与该标准框架的对应关系

审评原则该标准框架对应

章节

CENTER（I类）YTD（III类）HTR-PM

1前言1概述1前言/

2安全目标2安全目标2安全目标4安全目标

3纵深防御5纵深防御3纵深防御概念5.2纵深防御

4法律、法规和标准3法规标准/

4.溶液堆安全特征/

5物项分级6.3安全分级

6工况分类6设计基准4总的设计基准6.2设计基准

8外部事件

15运行模式以及运行

限值和条件

7.安全有关的系统、构7具体设计要求

筑物和设备

7临界装置和考验回路7.8实验装置

5安全壳7.4包容设施

8有关概率安全分析的13.概率安全分析的应8有关概率安全6.11安全分析（部

应用用分析的应用分内容融入）

9事故源项6事故源项待定

10.实物保护与物料衡6.8实物保护

算

11应急准备和响应7应急计划6.14应急准备和

响应设计

12放射性废物管理、7.10放射性废物处

退役和废物最小化理和流出物排放

9安全级仪控系统软件14工程验证9安全分析软件/

的验证与确认的验证

10安全分析软件的验证

16其他一些需要考虑/

的方面

本标准主要技术内容部分，主要参考HAF201-1995，IAEA-SSR-3及我国研

究堆设计、运行及监管经验得到。

5.3.2安全目标

参考HAF201编制，暂未给出量化安全目标。

5.3.3安全原则

包括研究堆分类、纵深防御基本原则、经验证的工程实践、质量保证和安全

评价五部分，适用于所有研究堆设计。

5.3.4总体设计要求

规定安全设计需满足的总体性要求，所有研究堆均必须满足，具体包括14

项要求：安全功能、设计基准、安全分级、安全重要物项的可靠性、便于建造的

设计要求、便于运行的设计要求、便于退役的设计要求、实物保护、调试设计、

优化运行人员效能的设计、安全分析、长期停堆要求、实验应用中要特别考虑的

问题、应急准备和响应设计。

5.3.5具体设计要求

安全重要物项的具体设计要求，各研究堆根据自身的差异，需要满足此部分

的部分或所有要求，包括厂房和构筑物、反应性堆芯和相关特性、反应堆冷却剂

系统、包容设施、仪表和控制、电源系统、辅助系统与支持系统、实验装置、燃

料装卸和贮存、放射性废物处理和流出物排放、辐射防护。

5.3.7附录要求

附录A研究堆分类，参照《核动力厂、研究堆、核燃料循环设施安全许可

程序规定》（部令第8号）。

附录B典型的安全功能，参照HAF201。

附录C典型的假设始发事件，参照HAF201，并结合IAEA-SSR-3进行修改。

5.4修订说明

无。

5.4试验验证

无。

六、与现行法规、标准的关系

1.法律符合性

《中华人民共和国放射性污染防治法》第三章对核设施的放射性污染防治作

出了要求，第六章对放射性废物管理作出了要求。

本标准的制定将从研究堆设计的角度，落实放射性污染防治法的上述规定，

包括选址和放射性废物管理中的放射性防治要求。

《中华人民共和国核安全法》，该法第二十四条规定：“核设施设计应当符

合核安全标准，采用科学合理的构筑物、系统和设备参数与技术要求，提供多样

保护和多重屏障，确保核设施运行可靠、稳定和便于操作，满足核安全要求”。

本标准的制定将从研究堆设计落实核安全法上述规定。

2.法规符合性

本标准将基于HAF201《研究堆设计安全规定》进行编制，并吸纳近年来国

内外要求和技术的发展编制。

3.强制性标准符合性

国内尚未针对专门针对研究堆编制强制性国家标准。在核设施核安全领域，

我国目前有两部强制性国家标准：

GB18871电离辐射防护与辐射源安全基本标准

GB6249核动力厂环境辐射防护规定

其中GB18871是我国针对电离辐射和辐射源安全的基本要求标准，所有的

核设施运行需要遵守该标准要求；GB6249在GB18871基础上编制，只针对核动

力厂，而高功率研究堆需要参考核动力厂的设计要求。

因此，上述两部强制性标准是我国核设施辐射安全方面的基本要求，需要包

括研究堆在内的核设施遵守。

七、贯彻标准的要求和措施建议

建议以强制性国家标准发布，本标准可供研究堆研发设计人员使用。

八、重大分歧意见的处理、重要内容的解释、其它应予说明的事项

无。

九、参考资料清单

[1]IAEANo.IAEA-SSR-3,Safetyofresearchreactors,IAEA,2016

[2]HAF201,研究堆设计安全规定,国家核安全局,1995

[3]HAF102,核动力厂设计安全规定,国家核安全局,2016

[4]HAF202，研究堆运行安全规定,国家核安全局.1995

[5]HAD201/01，研究堆安全分析报告的格式和内容,国家核安全局.1997

[6]IAEASRSNo.55SafetyAnalysisforResearchReactors,IAEA,2008

[7]HAB.J0087-2004，研究堆安全分析报告标准审查大纲,国家核安全局

[8]NUREG-1537GuidelinesforPreparingandReviewingApplicationsforThe

LicensingOfNon-PowerReactor,USNRC，1996

[9]ANS51.1-1983固定式压水堆核电厂核安全设计准则，ANSI，1983

[10]IAEASSG-20，SafetyAssessmentforResearchReactorsandPreparationofthe

SafetyAnalysisReport，2012

[11]EUR，轻水堆核电厂欧洲用户要求，2012

附录A：IAEA研究堆安全要求文件的历史演变

经调研，IAEA出版的研究堆设计安全演变情况如下：

1992年，IAEA发布《codeonthesafetyofnuclearresearchreactor:design》(编

号SSN.35-S1)，当前的核安全法规HAF201主要基于该要求编制。

2005年，IAEA发布《SafetyofResearchReactors》（编号：NS-R-4），将1992

版的设计、运行标准合并，包括安全目标和原则、监管、厂址、设计、运行及退

役等方面，从技术和管理两个角度进行了规范性要求。

2017年，IAEA发布《SafetyofResearchReactors》（编号：SSR-3），考虑福

岛事故经验反馈，同时确保与关于核电厂同一主题的“安全要求”（编号SSR-2/1）

的连贯性，采用了与SSR-2/1相近的标准框架，同时列出的具体安全要求。

SSR-3标准框架见附表1与附表2。

附表1SSR-3标准框架（1级目录）

章节内容本次修订的考虑

1导言

2将安全目标、概念和原则适用于研究堆设施保留

3研究堆设施的监管性监督不保留

4研究堆设施的安全管理和安全检查拆分，部分保留

5研究堆设施的场址评价保留

6研究堆设施的设计保留

7研究堆设施的运行进入202

8研究堆退役准备进入202

9研究堆安全和安保之间的接口

附录一选定的研究堆假想始发事件

附录二需要特别予以考虑的研究堆运行问题

附件一研究堆的典型安全功能

附件二次临界装置适用安全要求概述

SSR-3从全寿期安全的角度对研究堆提出了安全要求，由附表1可知，标准

1级目录的具体要求中，2-4章适用于全寿期，5-8章分别从厂址评价、设计、运

行和退役准备等角度提出了安全要求。由于本次GB针对研究堆设计，因此着重

从设计相关章节开展研究。

附表2主要从设计安全的角度列出了标准的主要框架，其中第2章中含有技

术内容，第3-4章主要为管理要求，第6章设计的安全要求；在GB编制中，至

少需要包括第2章技术要求和第6章设计安全要求。

附表2SSR-3中设计安全要求相关内容框架（2级目录）

章节二级章节内容

1导言

1.1背景

1.2目的

1.3范围

1.4结构

2将安全目标、概念和原则适用于研究堆设施

2.1一般要求

2.2基本安全目标

2.3基本安全原则

2.4辐射防护

2.5纵深防御概念

2.6分级方案

3研究堆设施的监管性监督

4研究堆设施的安全管理和安全检查

5研究堆设施的场址评价

6研究堆设施的设计

6.1