ICS27.120.10

CCSF61

中華人民共和國國家標準

GBXXXXX—XXXX

`

研究堆設計安全要求

Safetyrequirementsfordesignofnuclearresearchreactors

（征求意見稿）

XXXX-XX-XX發(fā)布XXXX-XX-XX實施

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目次

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

1范圍.................................................................................1

2規(guī)范性引用文件.......................................................................1

3術(shù)語和定義...........................................................................1

4安全目標.............................................................................3

4.1基本安全目標.....................................................................3

4.2輻射防護目標.....................................................................4

4.3技術(shù)安全目標.....................................................................4

5安全設計總體原則.....................................................................4

5.1研究堆分類.......................................................................4

5.2縱深防御.........................................................................4

5.3經(jīng)驗證的工程實踐.................................................................5

5.4質(zhì)量保證.........................................................................5

5.5安全評價.........................................................................5

6總體設計要求.........................................................................5

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

6.2設計基準.........................................................................5

6.3安全分級.........................................................................7

6.4安全重要物項的可靠性.............................................................7

6.5便于建造的設計要求...............................................................7

6.6便于運行的設計要求...............................................................7

6.7便于退役的設計要求...............................................................8

6.8實物保護.........................................................................8

6.9調(diào)試設計.........................................................................8

6.10優(yōu)化運行人員效能的設計..........................................................8

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

6.12長期停堆要求....................................................................9

6.13實驗應用中要特別考慮的問題......................................................9

6.14應急準備和響應設計.............................................................10

7具體設計要求........................................................................10

7.1廠房和構(gòu)筑物....................................................................10

7.2反應堆堆芯和相關特性............................................................10

7.3反應堆冷卻劑系統(tǒng)................................................................11

7.4包容設施........................................................................11

7.5儀器儀表和控制系統(tǒng)..............................................................12

7.6電源系統(tǒng)........................................................................13

7.7輔助系統(tǒng)與支持系統(tǒng)..............................................................13

7.8實驗裝置........................................................................13

7.9燃料裝卸和貯存..................................................................14

I

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7.10放射性廢物處理和流出物排放.....................................................14

7.11輻射防護.......................................................................14

附錄A（規(guī)范性）研究堆分類.....................................................16

附錄B（資料性）典型的安全功能.................................................17

附錄C（資料性）典型的假設始發(fā)事件.............................................18

參考文獻........................................................................20

II

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研究堆設計安全要求

1范圍

本文件規(guī)定了研究堆設計相關的安全要求，包括安全目標、安全設計總體原則、總體設計要求及具

體設計要求等方面內(nèi)容。

本文件適用于研究堆的設計，也適用于運行階段對研究堆的利用和改造。

2規(guī)范性引用文件

本文件沒有規(guī)范性引用文件。

3術(shù)語和定義

下列術(shù)語和定義適用于本文件。

3.1

研究堆researchreactor

核動力廠以外的研究堆、實驗堆、臨界裝置以及由外源驅(qū)動帶功率運行的次臨界系統(tǒng)等核設施或裝

置的統(tǒng)稱，包括反應堆堆芯、輻照孔道、考驗回路等實驗裝置，以及為支持其運行、保證安全和輻射防

護的目的所設置的所有系統(tǒng)和構(gòu)筑物，還包括燃料貯存、放射性廢物貯存、放射性熱室、實物保護系統(tǒng)

等反應堆場址內(nèi)與反應堆或?qū)嶒炑b置有關的一切其它設施。

[來源：核動力廠、研究堆、核燃料循環(huán)設施安全許可程序規(guī)定，第五章附則]

3.2

臨界裝置criticalassembly

一個具有足夠可裂變材料和其它材料的裝置，用以在低功率水平維持可控鏈式反應，并為研究堆芯

布置及組成提供條件。

[來源：HAF201-1995，名詞解釋]

3.3

實驗裝置experimentdevice

裝在堆內(nèi)或反應堆周圍，利用反應堆中子通量和電離輻射束進行研究、開發(fā)、同位素生產(chǎn)以及其它

工作的裝置。

[來源：HAF201-1995，名詞解釋]

3.4

正常運行normaloperating

研究堆在規(guī)定的運行限值和條件范圍內(nèi)的運行。

[來源：HAF102-2016，名詞解釋，有修改]

3.5

預計運行事件anticipatedoperationaloccurrences

1

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在研究堆運行壽期內(nèi)預計至少發(fā)生一次的偏離正常運行的各種運行過程，由于設計中已采取相應措

施，這類事件不至于引起安全重要物項的嚴重損壞，也不至于導致事故工況。

[來源：HAF102-2016，名詞解釋，有修改]

3.6

運行狀態(tài)operationalstates

正常運行和預計運行事件兩類狀態(tài)的統(tǒng)稱。

[來源：HAF102-2016，名詞解釋]

3.7

假設始發(fā)事件postulatedinitiatingevents

設計期間確定的可能導致預計運行事件或事故工況的假設事件。

[來源：HAF102-2016，名詞解釋]

3.8

事故工況accidentconditions

偏離正常運行，比預計運行事件發(fā)生頻率低但更嚴重的工況。事故工況包括設計基準事故和設計中

選定的超設計基準事故。

[來源：HAF102-2016，名詞解釋，有修改]

3.9

設計基準事故designbasisaccident(DBA)

導致研究堆事故工況的假設事故，這些事故的放射性物質(zhì)釋放在可接受限值以內(nèi)，該研究堆是按確

定的設計準則和保守的方法來設計的

[來源：HAF102-2016，名詞解釋，有修改]

3.10

超設計基準事故beyonddesignbasisaccident(BDBA)

假定的比設計基準事故的事故工況更為嚴重的事故。

[來源：HAF102-2016，名詞解釋]

3.11

安全功能safetyfunction

為了保證設施或活動能夠預防和緩解研究堆正常運行、預計運行事件和事故工況下的放射性后果，

保證安全而必須達到的特定目的。

[來源：HAF102-2016，名詞解釋，有修改]

3.12

安全系統(tǒng)safetysystem

安全上重要的系統(tǒng)，用于保證反應堆安全停堆、從堆芯排出余熱或限制預計運行事件和設計基準事

故的后果。

[來源：HAF102-2016，名詞解釋]

3.13

專設安全設施engineeredsafetyfeatures

為限制或緩解事故后果而專門設置的安全系統(tǒng)或設施。

3.14

安全重要物項itemimportanttosafety

2

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屬于某一安全組合的一部分，其失效或故障可能導致對廠區(qū)人員或公眾的輻射照射的物項。

[來源：HAF102-2016，名詞解釋]

3.15

安全組合safetygroup

用于完成某一特定假設始發(fā)事件下所必需的各種動作的設備組合，其使命是防止預計運行事件和設

計基準事故的后果超過設計基準中的規(guī)定限值。

[來源：HAF102-2016，名詞解釋]

3.16

包容confinement

包圍含放射性物質(zhì)的反應堆主要部件的屏障，設計用以防止和緩解在運行狀態(tài)或設計基準事故中放

射性物質(zhì)向環(huán)境的失控釋放。

[來源：HAF201-1995，名詞解釋]

3.17

調(diào)試containment

研究堆已安裝的設備和系統(tǒng)投入運行并進行性能驗證，以確認是否符合設計要求，是否滿足性能標

準的過程。調(diào)試包括不帶核試驗和帶核試驗。

[來源：HAF103-2022，名詞解釋，有修改]

3.18

運行限值和條件operationallimitsandconditions

經(jīng)國家核安全部門批準的，為反應堆的安全運行而列舉參數(shù)限值、設備的功能和性能及人員執(zhí)行任

務的水平等一整套規(guī)定。

[來源：HAF103-2022，名詞解釋，有修改]

3.19

安全限值safetylimits

過程變量的各種限值，研究堆在這些范圍內(nèi)運行已證明是安全的。

[來源：HAF201-1995，名詞解釋，有修改]

3.20

安全系統(tǒng)整定值safetysystemsetpoints

為防止出現(xiàn)超過安全限值的狀態(tài)，在發(fā)生預計運行事件或設計基準事故時啟動有關自動保護裝置的

觸發(fā)點。

[來源：HAF102-2016，名詞解釋]

4安全目標

4.1基本安全目標

研究堆的基本安全目標是建立并維持一套有效的防御措施，以保護工作人員、公眾和環(huán)境免受過量

的放射性危害。為了實現(xiàn)基本安全目標，研究堆設計應采取措施以滿足以下要求：

a)控制在運行狀態(tài)下對人員的輻射照射和放射性物質(zhì)向環(huán)境的釋放；

b)限制導致研究堆堆芯、乏燃料、放射性廢物或任何其他輻射源失控事件發(fā)生的可能性；

c)如果上述事件發(fā)生，減輕這些事件產(chǎn)生的后果。

3

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4.2輻射防護目標

應確保在各種運行狀態(tài)下，工作人員及公眾所受到的輻射照射低于規(guī)定限值，并保持在可合理達到

的盡量低水平；采取措施減輕事故工況造成的放射性后果。

4.3技術(shù)安全目標

應采取一切合理可行的措施，防止研究堆發(fā)生事故；并在一旦發(fā)生事故時減輕其后果，確保在設計

中考慮的所有事故的后果低于規(guī)定限值，并保持在可合理達到的盡量低水平；確保導致嚴重后果的事故

發(fā)生頻率極低。

5安全設計總體原則

5.1研究堆分類

5.1.1應根據(jù)潛在危害大小將研究堆劃分為I類、II類和III類研究堆，具體分類見附錄A。

5.1.2應根據(jù)研究堆所屬分類，差異化考慮停堆、冷卻和廠房密封等具體設計要求。

5.2縱深防御

5.2.1防止反應堆發(fā)生事故和減輕事故后果的基本原則是應用縱深防御。該原則貫徹于安全有關的全

部活動，涉及研究堆各種功率及停堆狀態(tài)下有關的組織、人員行為或設計，以保證這些活動盡可能置于

各種獨立的、不同層次措施的防御之下。即使有一種故障發(fā)生，它將由適當?shù)拇胧┨綔y、補償或糾正。

5.2.2縱深防御原則應用于研究堆的設計，提供一系列多層次的防御，用以防止事故并在未能防止事

故時保證提供適當?shù)谋Ｗo。

a)第一層次防御的目的是防止偏離正常運行及防止安全重要物項的故障。這一層次要求按照恰

當?shù)馁|(zhì)量水平和經(jīng)驗證的工程實踐，正確并保守的選址、設計、建造、運行和維修研究堆；

b)第二層次防御的目的是檢測和控制對正常運行狀態(tài)的偏離，以防止預計運行事件升級為事故

工況。盡管注意預防，研究堆在其壽期內(nèi)仍然可能發(fā)生某些假設始發(fā)事件。這一層次要求在

設計中提供特定的系統(tǒng)和功能，通過安全分析確認其有效性，并制定運行規(guī)程以防止這些始

發(fā)事件的發(fā)生，或盡量減小其造成的后果；

c)設置第三層次防御是基于以下假定：盡管極不可能，某些預計運行事件或假設始發(fā)事件的升

級仍有可能未被前一層次防御所制止，而演變成事故。在研究堆的設計基準中應考慮這些事

件，并通過固有安全特性（或）專設安全設施、安全系統(tǒng)和規(guī)程，控制事件的后果，并將其

控制在可接受的安全狀態(tài)；

d)第四層次防御的目的是減輕第三層縱深防御失效所導致的事故后果。這一級防御的最重要目

的是確保發(fā)揮包容功能，從而確保將放射性釋放保持在合理可行盡量低的水平；

e)第五層次防御也是最后一級防御的目的是緩解事故可能產(chǎn)生的放射性釋放后果。該層次要求

要求制定適當?shù)膽庇媱澋雀深A措施。

5.2.3研究堆總體上維持上述縱深防御層次，設計上可將前三個層次防御作為重點，同時從設計實現(xiàn)

對場外干預措施的需求可以是有限的，甚至是免除的。

5.2.4縱深防御概念應用的另一方面是在設計中設置一系列的實體屏障，并采用能動、非能動設施和

固有安全特性的組合，以使實體屏障能夠有效的將放射性物質(zhì)包容在特定區(qū)域。所需實體屏障的數(shù)目取

決于單個屏障的有效性、可能的內(nèi)部與外部危險以及各種失效的潛在后果。

4

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5.3經(jīng)驗證的工程實踐

5.3.1應鑒別和評價用于研究堆安全重要物項設計準則的規(guī)范和標準，以確定其適用性、恰當性和充

分性，并根據(jù)需要進行補充或修改，以保證設計質(zhì)量與所需的安全功能相適應。

5.3.2研究堆的安全重要物項應是此前在相當使用條件下驗證過的，否則該物項應具有高質(zhì)量且其技

術(shù)經(jīng)過鑒定或試驗。

5.3.3當引入未經(jīng)驗證的設計或設施，或存在偏離已有工程實踐的情況時，應借助適當?shù)闹С中匝芯?/p>

計劃、特定驗收準則的性能試驗，或通過其他相關應用中獲得的運行經(jīng)驗的檢驗，來證明其安全性是合

適的。新的設計、設施或?qū)嵺`應在投入使用前經(jīng)過充分的試驗，并在使用中進行監(jiān)測，以驗證達到了預

期效果。

5.4質(zhì)量保證

應制定和實施描述研究堆設計的管理、執(zhí)行和評價的總體安排的質(zhì)量保證大綱。該大綱包括保證研

究堆每個構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件以及總體設計的設計質(zhì)量的措施,包括確定和糾正設計缺陷、檢驗設計的

恰當性和控制設計變更的措施。

5.5安全評價

5.5.1應在研究堆的整個設計過程中進行全面的確定論安全評價，以概率論安全評價進行必要的補充，

以保證在研究堆壽期內(nèi)的各個階段滿足設計安全要求。

5.5.2設計過程中應盡早開展安全評價。隨著設計計劃的進展及設計和確認性分析活動之間的不斷迭

代，應適當擴大安全評價的范圍，提高安全評價的詳細程度。

6總體設計要求

6.1安全功能

6.1.1研究堆設計應滿足以下基本安全功能：

a)在所有運行狀態(tài)或事故工況下，均能停堆并使之保持在安全停堆狀態(tài);

b)足以排出停堆后(包括事故工況停堆后)堆芯余熱;

c)包容放射性物質(zhì)，屏蔽輻射和控制放射性計劃排放，限制事故釋放。

6.1.2應提供對反應堆狀態(tài)進行監(jiān)測的手段，以保證實現(xiàn)所要求的安全功能。

6.1.3安全功能應根據(jù)具體的反應堆設計來確定，附錄B列出了研究堆典型的安全功能。安全功能可

由正常運行的系統(tǒng)或設備執(zhí)行，必要時可由安全系統(tǒng)或?qū)ＴO安全設施加以補充，以在預計運行事件和事

故工況下完成安全功能。

6.2設計基準

6.2.1狀態(tài)分類

6.2.1.1應根據(jù)研究堆的運行特點確定研究堆狀態(tài)，并主要按發(fā)生頻率將研究堆狀態(tài)分成有限的幾類，

通常應包括：

a)正常運行；

b)預計運行事件；

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c)設計基準事故；

d)超設計基準事故。

6.2.1.2應根據(jù)發(fā)生頻率高的研究堆狀態(tài)應沒有或僅有微小的不利后果，而可能導致嚴重后果的研究

堆狀態(tài)的發(fā)生頻率應很低的原則，為每類研究堆狀態(tài)確定適當?shù)臏蕜t。

6.2.2安全重要物項的設計基準

針對安全重要物項，應詳細說明其應對有關的運行狀態(tài)、事故工況以及由內(nèi)部和外部危險導致的工

況所必需的能力、可靠性和功能，以在研究堆整個壽期內(nèi)滿足特定的驗收準則。

6.2.3設計限值

針對運行狀態(tài)和事故工況，應為安全重要物項規(guī)定一套相應的設計限值。設計限值應符合核安全法

規(guī)和相關的監(jiān)管要求。

6.2.4假設始發(fā)事件

6.2.4.1應使用系統(tǒng)化的方法確定一套完整的假設始發(fā)事件，以在設計中考慮所有可預見的具有嚴重

后果的可信事件和發(fā)生頻率高的事件。至少應參照附錄C擬定分析用的假設始發(fā)事件。

6.2.4.2確定假設始發(fā)事件時，除考慮設備的誤動作或故障、運行人員誤操作或外部事件外，還應充

分考慮實驗裝置本身的安全及其對反應堆的影響。

6.2.5設計基準事故

應從假設始發(fā)事件中選取出應當在研究堆設計中考慮的一系列事故工況，以便確定研究堆應承受的

邊界條件，同時又不超出可接受的輻射防護限值。

6.2.6超設計基準事故

6.2.6.1為了盡可能提高研究堆應對比設計基準事故更嚴重的或包含多重故障的事故的能力，應在工

程判斷、確定論和概率論評價的基礎上得出一套超設計基準事故清單。

6.2.6.2針對超設計基準事故，設計時應制定事故預案。

6.2.7內(nèi)部和外部危險

6.2.7.1應識別所有可預見的內(nèi)部和外部危險，包括潛在的可能直接或間接影響研究堆安全的人為事

件，并評價其影響。在研究堆布置設計和有關的安全重要物項設計中確定使用的假設始發(fā)事件及其產(chǎn)生

的荷載時，都應考慮內(nèi)部和外部危險的影響。

6.2.7.2設計應適當考慮內(nèi)部危險的可能性，如火災和爆炸、水淹、產(chǎn)生飛射物、結(jié)構(gòu)坍塌和重物墜

落等。應提供適當?shù)念A防和緩解措施，以保證研究堆安全不受到損害。

6.2.7.3設計應確定自然和人為外部事件的設計基準，包括氣象事件、水文事件、地質(zhì)事件和地震事

件及其所有可信的組合。短期而言，研究堆的安全不能依賴于場外電力供應和消防措施。設計應充分考

慮場址特定條件，以確定場外服務需要到位的最大延遲時間。

6.2.8設計規(guī)范

應規(guī)定研究堆安全重要物項的設計規(guī)范，并應使其符合核安全法規(guī)和相關的監(jiān)管要求，以及經(jīng)驗證的工

程實踐，同時適當考慮其與研究堆技術(shù)的相關性。

6.2.9運行限值和條件

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6.2.9.1設計應為研究堆安全運行確定一套運行限值和條件，運行限值和條件應包括：

a)安全限值；

b)安全系統(tǒng)整定值；

c)安全運行的限制條件；

d)監(jiān)督要求；

e)偏離上述運行限值和條件時的行動。

6.3安全分級

6.3.1應識別所有安全重要物項，根據(jù)其功能和安全重要性對其進行分級，并根據(jù)其安全分級確定其

抗震等級、質(zhì)量保證等級和設計制造規(guī)范等級。

6.3.2劃分安全重要物項的安全重要性的方法，應主要基于確定論方法，并適當輔以工程判斷和概率

論方法。

6.4安全重要物項的可靠性

6.4.1安全重要物項的可靠性應與其安全重要性相適應。

6.4.2單一故障準則

6.4.2.1應對研究堆設計中所包括的每個安全組合都應用單一故障準則。

6.4.2.2當把單一故障準則應用于一個安全組合或安全系統(tǒng)時，應將誤動作視為故障的一種模式。

6.4.2.3設計應適當考慮非能動部件的故障，除非能夠在具有高置信度的單一故障分析中證實：該部

件的故障極不可能發(fā)生，并保持其功能不受到假設始發(fā)事件的影響。

6.4.3設備的設計應適當考慮安全重要物項發(fā)生共因故障的可能性，以確定應該如何應用多樣性、多

重性、獨立性原則來實現(xiàn)所需的可靠性。

6.4.4若條件許可，應采用獨立性原則(如功能獨立或依靠距離、屏障或反應堆部件的布置來實現(xiàn)的實

體隔離)，以提高系統(tǒng)的可靠性。

6.4.5在設計安全重要系統(tǒng)和部件時，在切實可行的情況下應貫徹故障安全原則。在適用時，應將安

全重要系統(tǒng)和部件設計為故障安全，使其自身的故障或支持設施的故障不妨礙預定安全功能的執(zhí)行。

6.4.6研究堆安全重要物項的設計及布置，應能根據(jù)其安全重要性在條件許可的情況下進行相應的調(diào)

試前和調(diào)試后的定期檢查、試驗及維修。如不能滿足可試驗性要求，則應在安全分析中考慮到此設備的

不可探測故障。

6.5便于建造的設計要求

設計安全重要物項應使其能夠按照確定的流程進行制造、建造、裝配和安裝，以保證滿足設計規(guī)范

和所要求的安全水平。

6.6便于運行的設計要求

6.6.1安全重要物項的標定、試驗、維護、維修、更換、檢查和監(jiān)測

6.6.1.1設計應保證能夠?qū)Π踩匾镯椷M行標定、試驗、維護、維修或更換、檢查和監(jiān)測，以在設

計基準規(guī)定的所有條件下保證其執(zhí)行功能的能力并保持功能的完整性。

6.6.1.2研究堆布置應便于執(zhí)行標定、試驗、維護、修理或更換、檢查和監(jiān)測等活動。這些活動能夠

按照相關的規(guī)范和標準執(zhí)行，并應與所執(zhí)行安全功能的重要性相一致，且工作人員不會受到過量的照射。

6.6.2老化管理設計

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研究堆設計應確定安全重要物項的設計壽命。在設計中應提供適當?shù)脑Ａ浚员氵m當考慮中子脆化

和磨損等相關老化機理以及與服役年限有關的性能劣化可能性，從而保證安全重要物項在其整個設計壽

期內(nèi)執(zhí)行所必需安全功能的能力。

6.7便于退役的設計要求

6.7.1在設計階段，應專門考慮便于研究堆放射性廢物管理和未來退役的特性。

6.7.2在設計中應適當考慮：

a)材料的選取，以使放射性廢物量盡實際可能的少，并便于去污；

b)必要的可達性和可操作性；

c)處理（即預處理、處理和整備）和貯存研究堆在運行過程中產(chǎn)生的放射性廢物所需的設施，以

及管理研究堆在退役時所產(chǎn)生的放射性廢物的措施。

6.7.3在任何改造、新利用和實驗的設計中也應考慮上述要求。

6.8實物保護

6.8.1應設置實物保護措施，即核安保措施，包括實物保護系統(tǒng)和相關管理措施，以防止、偵查和應

對涉及核材料和研究堆相關設施的偷竊、蓄意破壞、未經(jīng)授權(quán)的接觸，非法轉(zhuǎn)讓或其他惡意行為，以及

防范恐怖分子獲取材料、破壞研究堆等。

6.8.2應根據(jù)研究堆的分類及保護目標的重要程度確定研究堆實物保護的等級，并按照確定的等級進

行實物保護系統(tǒng)設計。

6.9調(diào)試設計

6.9.1研究堆的設計應包括便于反應堆及實驗裝置調(diào)試過程所需的特性。這些設計特性可包括通過不

同特征的過渡堆芯實施運行。

6.9.2應在設計中考慮對僅為調(diào)試所需的附加設備（如過濾器、加注和排放設備及儀器儀表等）的安

裝和拆除作出規(guī)定。

6.10優(yōu)化運行人員效能的設計

6.10.1應在研究堆包括其實驗裝置設計過程初期就系統(tǒng)的考慮人因（包括人機接口），并貫徹于設計

全過程。

6.10.2設計應支持運行人員履行職責和執(zhí)行任務，并應限制操作差錯的可能性及其對安全造成的影

響。

6.10.3在主控室以及反應堆系統(tǒng)的設計中，應考慮人為因素和適用人機工程學原則。

6.10.4人機接口的設計應能按照決策所需時間和行動所需時間給操作員提供全面且易于管理的信息。

向操作員提供的用于決策和行動所需的信息應簡潔明了且無歧義。

6.10.5應向操作員提供能夠進行下列工作的必要信息：

a)評估研究堆在任何工況下的總體狀態(tài)；

b)在系統(tǒng)和設備規(guī)定的參數(shù)限值（運行限值和條件）內(nèi)運行研究堆；

c)確認啟動安全系統(tǒng)所需的安全動作在需要時自動觸發(fā)，且相關系統(tǒng)按預期要求執(zhí)行功能；

d)確定手動啟動特定安全動作的必要性和時間。

6.10.6在適當考慮可用時間、預期工況和操作員心理壓力的情況下，設計應有利于操作員動作的成功

執(zhí)行。

6.10.7設計應支持運行人員履行職責和執(zhí)行任務，并應限制操作差錯的可能性及其對安全造成的影

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響。設計過程應適當考慮研究堆布置、設備布置、以及包括維修程序和檢查程序在內(nèi)的有關程序，以便

于在研究堆各種狀態(tài)下運行人員和研究堆之間的互動。

6.11安全分析

6.11.1應對研究堆的設計進行安全分析，在分析中應采用確定論分析方法，并以概率論分析方法作為

補充，以論證研究堆在各類狀態(tài)下是否安全。

6.11.2研究堆的安全分析應包括對一系列可能導致預計運行事件或事故工況的假設始發(fā)事件響應的

分析，也應包括對實驗裝置本身的安全及其對反應堆影響的分析。

6.11.3安全分析應確認在研究堆設計中已實施縱深防御，并在設計中適當考慮了不確定性。

6.11.4安全分析應包括：

a)制定和確認所有安全重要物項的設計基準；

b)論證研究堆假設始發(fā)事件的完整性；

c)分析和評價假設始發(fā)事件導致的事件序列與后果；

d)評價分析結(jié)果是否滿足相關驗收準則的要求，以確保滿足輻射防護的要求；

e)論證通過安全系統(tǒng)的自動響應并結(jié)合預期的操作員動作，能夠管理預計運行事件和設計基準事

故；

f)確定正常運行時的運行限值和條件；

g)安全系統(tǒng)和專設安全設施的分析；

h)包容設施的分析。

6.11.5在制定運行程序、定期試驗和檢查大綱、記錄保管程序、維修大綱、修改建議和應急計劃時，

若條件許可，也可進行必要的安全分析。

6.11.6應以下列方式分析假設始發(fā)事件及其后果：

a)事故按類型分組，以便只對每組中的極限事件進行定量分析；

b)說明極限事件的進程及其可能的后果；

c)論證與反應堆運行有關的風險及安全裕量是可接受的。

6.11.7對每一假設始發(fā)事件，在分析時應考慮下列因素：

a)輸入?yún)?shù)、初始條件、邊界條件、假設、模型和所使用的計算機程序；

b)事件序列和反應堆系統(tǒng)的性能；

c)對單一故障和共因故障的敏感性；

d)對人為因素的敏感性；

e)裂變產(chǎn)物釋放及引起照射的可能性。

6.12長期停堆要求

6.12.1在研究堆的設計中，應考慮確保設施在長時間停堆期間的安全。

6.12.2應在設計中考慮長時間停堆需求，如保持核燃料、冷卻劑或慢化劑和覆蓋氣體的狀況的需求，

適當保存結(jié)構(gòu)、系統(tǒng)和部件的需求，以及維護、定期試驗和檢查相關結(jié)構(gòu)、系統(tǒng)和部件的需求。

6.13實驗應用中要特別考慮的問題

6.13.1研究堆的設計應考慮對研究堆安全利用和改造的要求。

6.13.2研究堆設計應特別考慮實驗設備的故障，因為故障可能引起下列后果：

a)實驗設備如發(fā)生故障會直接造成危害；

b)實驗設備會影響反應堆安全運行而間接造成危害；

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c)實驗設備會因其后續(xù)故障以及這種故障對事件序列的影響而增加始發(fā)件所造成的危害。

6.13.3對反應堆或?qū)嶒炑b置的可能具有重要安全意義的每項改造，都應按照該反應堆本身所適用的相

同原則來設計。特別是所有實驗裝置應在所用材料、結(jié)構(gòu)完整性和輻射防護規(guī)定方面完全匹配。在所有

實驗裝置的設計中都應考慮放射性存量以及能量的產(chǎn)生和釋放。

6.13.4研究堆和實驗裝置的改造設計應做到使反應堆的包容和屏蔽手段得以保留。應將實驗裝置的保

護系統(tǒng)設計成既能保護實驗裝置又能保護反應堆。應為具有重要安全意義的實驗和改造制訂調(diào)試計劃。

6.13.5在設計中應考慮與反應堆預期利用有關的要求，包括對功率穩(wěn)定性的要求。

6.13.6由于某些研究堆的靈活性及運行狀態(tài)的多變性，因此在安全利用和改造設計中需采用特殊預防

措施，以避免人為差錯。

6.14應急準備和響應設計

應根據(jù)研究堆潛在危險考慮應急計劃所需的設計特征，包括設置應急照明的簡捷的撤離路線、可靠

的通訊手段和特殊的輻射監(jiān)測儀表。必要時，也應考慮與研究堆控制室獨立的應急中心。

7具體設計要求1

7.1廠房和構(gòu)筑物

7.1.1安全重要廠房和構(gòu)筑物的設計應考慮所有運行狀態(tài)。

7.1.2當廠房和構(gòu)筑物承擔事故包容功能時，還應滿足在7.4節(jié)的要求。

7.2反應堆堆芯和相關特性

7.2.1燃料元件和燃料組件性能

7.2.1.1設計應使研究堆燃料元件和燃料組件能夠保持結(jié)構(gòu)完整性，并在考慮運行狀態(tài)下所有可能導

致其性能劣化的因素后，能夠承受預期的堆內(nèi)輻照和環(huán)境條件。

7.2.1.2燃料和燃料元件的設計應全面考慮與反應堆有關的中子學、熱工水力學、機械、材料、化學

和輻照等限制因素。

7.2.1.3設計應進行分析，以表明預期輻射條件和限值（如燃耗、壽期末時的裂變物總量、中子注量

等）是可接受的，并且不會導致燃料元件產(chǎn)生過量形變或腫脹。

7.2.2堆芯設計

7.2.2.1在堆芯設計時，應考慮所引入的實驗裝置或材料在輻照下的效應。

7.2.2.2反應堆堆芯(包括燃料元件或組件，反應性控制機構(gòu)和實驗裝置等)的設計及建造應使所有運

行狀態(tài)下規(guī)定的最大允許設計限值不會被超過。

7.2.2.3反應堆堆芯的設計應使其在事故工況下的燃料損壞保持在可接受的限值范圍內(nèi)。

7.2.2.4反應堆堆芯設計應盡可能采用固有安全特性，以將事故后果減至最小。

7.2.2.5次臨界裝置堆芯的設計應確保任何堆芯配置（燃料、反射層和中子源（如有））、溫度、慢

化和反射情況下都不可能達到臨界。

7.2.3反應堆堆芯控制

1第六章給出的設計總要求應與本章給出的要求結(jié)合使用，以確定特定研究堆的具體設計要求。應該認為，不同類型的研

究堆可能只須滿足本章中的某些要求。是否可不執(zhí)行本章中的一些具體設計要求的主要準則仍然是要考慮在運行狀態(tài)和

事故工況下，廠區(qū)工作人員和公眾所受輻射照射的可接受性。此外，還應考慮防御外部事件。

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7.2.3.1應規(guī)定反應性控制系統(tǒng)或?qū)嶒炘试S的最大正反應性引入量與引入速率，并將其值限制在安全

分析所論證的范圍內(nèi)。

7.2.3.2如次臨界裝置在任何工況下（甚至在最大反應性情況下）都保持次臨界，則可以不需要反應

性控制機構(gòu)。

7.2.4反應堆停堆

7.2.4.1設計中應至少采用一套停堆系統(tǒng)。根據(jù)反應堆的特征，應考慮并可能需要第二套獨立的停堆

系統(tǒng)。

7.2.4.2停堆系統(tǒng)應具有足夠的停堆反應性，以便在所有運行狀態(tài)及事故工況下，即使考慮到實驗的

反應性影響，也能使反應堆進入次臨界狀態(tài)，并維持足夠的停堆深度。

7.2.4.3反應堆停堆系統(tǒng)的有效性、動作速度及停堆深度應使所規(guī)定的限值和條件不會被超過。

7.2.4.4停堆系統(tǒng)的單一故障不得阻礙該系統(tǒng)在需要時實現(xiàn)其安全功能。

7.2.4.5停堆系統(tǒng)除自動觸發(fā)外，還應設置手動觸發(fā)裝置，同時也應設置一個或多個適合應急停堆的

手動觸發(fā)裝置。

7.2.4.6應提供儀器儀表并進行試驗，以保證停堆手段總是處于所規(guī)定的狀態(tài)。

7.3反應堆冷卻劑系統(tǒng)

7.3.1反應堆冷卻劑系統(tǒng)的設計應使其能提供充分的堆芯冷卻。

7.3.2反應堆冷卻劑的裝量

7.3.2.1冷卻劑系統(tǒng)應能進行試驗或監(jiān)督，以防邊界泄漏、快速增長的裂紋及脆裂的發(fā)生。可根據(jù)具

體情況應用多道屏障原則(例如:一回路冷卻系統(tǒng)可全部放在水池里，或用特殊的布置來對付潛在的破

口)。

7.3.2.2水冷反應堆的設計中，應特別注意防止堆芯裸露。

7.3.2.3反應堆冷卻劑邊界的設計應便于所需的役前檢查和在役檢查及試驗。對于無法實施在役檢查

的部件，應指定其他經(jīng)過驗證的替代方法和（或）間接方法。

7.3.3反應堆冷卻劑凈化

設計中應采取措施監(jiān)測和控制反應堆冷卻劑（如pH值和水傳導率）和（或）慢化劑的性質(zhì)，并去除

冷卻劑中包括活化腐蝕產(chǎn)物和裂變產(chǎn)物的放射性物質(zhì)。

7.3.4堆芯余熱導出

7.3.4.1除主冷卻系統(tǒng)外，還應設置一個獨立的余熱排出系統(tǒng)。

7.3.4.2對于采用止回閥或相當?shù)南到y(tǒng)用于從強迫循環(huán)冷卻向自然循環(huán)冷卻過渡或者以自然冷卻運行

且這種模式為安全系統(tǒng)一部分的反應堆系統(tǒng)，應適用單一故障準則，并應提供用以證實這些系統(tǒng)在需要

時能起作用的方法。

7.3.5堆芯應急冷卻

7.3.5.1在出現(xiàn)設計基準規(guī)定的冷卻劑喪失事故時，應急堆芯冷卻系統(tǒng)應能防止燃料發(fā)生明顯損壞。

7.3.5.2應急堆芯冷卻系統(tǒng)的設計應有足夠的可靠性，能在該系統(tǒng)發(fā)生單一故障事件時完成其預定的

設計功能。

7.3.5.3應急堆芯冷卻系統(tǒng)的設計應能使其部件便于進行定期檢查，并能進行適當?shù)亩ㄆ诠δ茉囼灒?/p>

以驗證其能實現(xiàn)預定的設計功能。

7.4包容設施

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7.4.1應為研究堆提供包容手段，以確保或有助于反應堆實現(xiàn)以下安全功能：

（a）在運行狀態(tài)和事故工況下包容放射性物質(zhì)；

（b）保護反應堆使其免受外部自然事件和人為事件的影響；

（c）在運行狀態(tài)和事故工況下屏蔽輻射。

7.4.2包容設施的設計應能夠確保在核燃料、堆芯部件或?qū)嶒炑b置破損的事故后能使放射性物質(zhì)的釋

放不超過可接受限值。包容設施可包括環(huán)繞反應堆主體且包容放射性物質(zhì)的實體屏障。這類屏障的設計

應能夠防止運行狀態(tài)下放射性物質(zhì)的非計劃釋放，或一旦釋放時減輕其在設計基準事故下以及盡實際可

能的在超設計基準事故下的后果。

7.4.3根據(jù)反應堆的潛在危險性，包容設施的設計應考慮事故工況下的極端荷載和環(huán)境條件的影響。

7.4.4包容設施的設計應有適當?shù)脑Ａ浚猿惺茉O計基準事故工況下的最高壓力和溫度。

7.4.5在發(fā)生事故（包括可能產(chǎn)生壓力增加的事故）的情況下，應通過適當?shù)拇胧Π菰O施的泄漏

進行控制，以防止放射性物質(zhì)向環(huán)境的釋放超過可接受限值。

7.4.6設計中應包括能夠進行初始和定期性能試驗以檢查泄漏率和能夠監(jiān)測通風系統(tǒng)運行性能的措

施。

7.4.7在包容功能取決于過濾器效率的情況下，設計應包括對過濾器進行定期試驗及更換的措施。

7.4.8對于具有較大潛在危害的研究堆，包容設施應確保：在設計基準事故工況下，將放射性物質(zhì)的

任何釋放保持在規(guī)定限值之下；在超設計基準事故下，將放射性物質(zhì)的任何釋放保持在可接受限值之下。

7.5儀器儀表和控制系統(tǒng)

7.5.1儀器儀表

7.5.1.1研究堆應設置足夠的儀表，用于監(jiān)測可能影響基本安全功能性能的所有主要參數(shù)及其安全可

靠運行所需主要過程參數(shù)，用于確定處于事故工況下設施的狀態(tài)，以及用于做出事故管理決定。

7.5.1.2設計應適當考慮對啟動中子源及專用啟動儀表的需要。

7.5.1.3聲光報警系統(tǒng)應能及早指示可能導致反應堆安全性下降的運行狀態(tài)變化。

7.5.1.4設計應提供足夠的措施，以便對安全相關儀表進行定期檢查、試驗和維修。

7.5.1.5應做好儀表和顯示裝置的選擇及布置，并考慮人機工效學原則，為運行人員獲取信息和采取

恰當?shù)陌踩嚓P的行動提供最佳條件，以減少運行人員誤操作的可能。通常，應集中布置在有足夠裝備

的反應堆控制室里。應采取適當措施，以使控制室的人員得到保護。

7.5.2控制系統(tǒng)

應設置適當且可靠的控制系統(tǒng)，使得相關的過程變量保持在規(guī)定的運行范圍內(nèi)。

7.5.3保護系統(tǒng)

7.5.3.1反應堆保護系統(tǒng)應是自動的，并且獨立于其它系統(tǒng)。此外，應使手動停堆信號能輸入到保護

系統(tǒng)中去。

7.5.3.2保護系統(tǒng)的設計應能保證當此系統(tǒng)一旦觸發(fā)其必要的動作就不受手動操作的影響或阻礙，并

且在事故發(fā)生后的短時間內(nèi)不需要手動操作。

7.5.3.3保護系統(tǒng)的設計應貫徹多樣性原則，如可能，對每一個假設始發(fā)事件都采用兩種不同的方法

加以探測。所需的保護動作應自動觸發(fā)。

7.5.3.4保護系統(tǒng)應至少有兩套完全隔離的和獨立的通道，以使單一故障不至于導致其功能的喪失。

7.5.3.5保護系統(tǒng)的設計應確保在保護系統(tǒng)出現(xiàn)共因故障時使反應堆處于安全狀態(tài)。

7.5.3.6保護系統(tǒng)的所有部件應能進行功能試驗。

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7.5.3.7保護系統(tǒng)一旦觸發(fā)，相關的動作應進行到完成為止。這些動作不得自行復位，只有運行人員

有意識的操作才能使它恢復運行。

7.5.3.8設計應保證整定值的觸發(fā)點和安全限值之間有一定的裕量，即保護系統(tǒng)觸發(fā)的動作能在達到

安全限值前起到控制該過程的作用。此外，裕量應考慮下列因素：

a)儀表的不準確度；

b)刻度的不確定性；

c)儀器的漂移；

d)儀器和系統(tǒng)的響應時間。

為了增加安全性，可再增加裕量。

7.5.3.9應采用適當手段，防止安全重要的聯(lián)鎖和保護停堆發(fā)生旁路。設計中應對聯(lián)鎖和保護停堆旁

路的可能性進行慎密的評價。

7.5.4控制室

7.5.4.1應設置一個按人因工程學原則設計的集中控制室，以便于操作員進行下述活動：在各種運行

狀態(tài)下安全的運行反應堆和實驗裝置；出現(xiàn)事故工況后，采取相應措施，以使反應堆保持在安全狀態(tài)或

回到安全狀態(tài)。

7.5.4.2針對I類研究堆，設計應設置獨立的輔助控制設施，以在主控室不可用事件下將反應堆帶入

安全停堆狀態(tài)。

7.6電源系統(tǒng)

7.6.1應提供實現(xiàn)運行狀態(tài)和事故工況下基本安全功能所需的可靠電力供應。

7.6.2應向需要持續(xù)供電的安全系統(tǒng)（如反應堆保護系統(tǒng)和輻射監(jiān)測系統(tǒng)）提供不間斷電源。

7.6.3在應急供電的設計基準中，應適當考慮假設始發(fā)事件和將執(zhí)行的相關安全功能，以確定對所需

供電能力、供電可用性和供電持續(xù)時間以及供電容量和供電持續(xù)性的要求。

7.7輔助系統(tǒng)與支持系統(tǒng)

7.7.1研究堆支持系統(tǒng)和輔助系統(tǒng)的設計應能夠確保這些系統(tǒng)的性能與其在研究堆所伺服的系統(tǒng)或部

件的安全重要性相一致。

7.7.2燃料操作和貯存設施的設計應考慮防止發(fā)生燃料的丟失和損壞。應考慮臨界、冷卻、定期檢查

和試驗、腐蝕、包容、屏蔽和通風問題。

7.7.3應在氣載放射性物質(zhì)濃度較高的研究堆區(qū)域設置足夠的輻射監(jiān)測系統(tǒng)和通風系統(tǒng)，包括相應的

過濾裝置。

7.7.4設計應采取適當?shù)姆阑鸷头辣胧⒃谝坏┌l(fā)生失火、爆炸時防止其影響。應特別注意安全

重要物項的防火和防爆。應考慮臨界裝置或次臨界裝置出現(xiàn)意外臨界的可能性，還應考慮實驗所致火災

危害。

7.7.5應設置適當?shù)耐ㄓ嵪到y(tǒng)，以便使研究堆操作人員在運行狀態(tài)和事故工況能夠及時獲得控制室之

外發(fā)出的確保反應堆安全相關的信息，以保證反應堆和實驗裝置的安全。

7.8實驗裝置

7.8.1實驗裝置的設計應能使其在所有運行狀態(tài)下，不會對反應堆、其它實驗、廠區(qū)人員或公眾造成

不可接受的后果，在設計中應考慮實驗裝置內(nèi)所含的放射性總量以及能量產(chǎn)生或釋放的可能性。

7.8.2實驗裝置的設計應保證運行和失效均不會對反應堆造成不可接受的反應性變化。

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7.8.3必要時，應在反應堆控制室設置適當?shù)膶嶒瀰?shù)監(jiān)測儀表，以充分監(jiān)測實驗對反應堆安全運行

的影響。

7.8.4應充分評價每項實驗的風險，必要時應對試驗制定運行限值和條件。

7.8.5實驗和實驗裝置的設計應便利其拆除作業(yè)、臨時貯存和最終處置。

7.9燃料裝卸和貯存

7.9.1應在研究堆建立燃料裝卸和貯存系統(tǒng)，以保證在燃料裝卸和貯存期間始終保持燃料的完整性和

特性。

7.9.2燃料貯存和裝卸系統(tǒng)的設計應考慮下述功能或要求：

a)通過采用物理手段或工藝措施（應優(yōu)先采用幾何安全布置）并留有規(guī)定的裕量，保證即使在最

佳慢化條件下也不會臨界；

b)允許對燃料進行檢查；

c)允許對安全重要部件進行維護、定期檢查和試驗；

d)防止對燃料造成損壞；

e)防止燃料在轉(zhuǎn)運過程中跌落；

f)能夠識別每個燃料組件；

g)提供滿足相關輻射防護要求的適當手段；

h)保證具有適當?shù)牟僮鞒绦蚝秃瞬牧虾馑憧刂疲苑乐购巳剂蟻G失或喪失對核燃料的控制。

7.9.3輻照燃料的裝卸和貯存系統(tǒng)設計成能夠在運行狀態(tài)下和事故工況下充分排熱和屏蔽。

7.10放射性廢物處理和流出物排放

7.10.1為使放射性物質(zhì)排放總量及濃度保持在規(guī)定限值以內(nèi)并可合理達到的盡量低，研究堆應設置適

當?shù)奶幚矸派湫怨腆w、液體和氣體廢物的系統(tǒng)。

7.10.2應在設計中考慮并根據(jù)需要提供適當?shù)氖侄危ㄈ缙帘魏退プ兿到y(tǒng)），以減少對工作人員的照射

和放射性向環(huán)境的釋放。

7.10.3設計應考慮便于放射性廢物的轉(zhuǎn)移、運輸和裝卸的適當設施。

7.10.4研究堆設計應有適當?shù)氖侄蝸砜刂品派湫詺廨d和液態(tài)流出物的釋放，并符合可合理達到的盡量

低原則。

7.11輻射防護

7.11.1輻射防護設計

7.11.1.1應采取措施確保研究堆運行人員、反應堆使用人員（實驗人員）和公眾接受的劑量不超過規(guī)

定限值，并保持在可合理達到的盡量低的水平，并考慮相關的劑量約束。

7.11.1.2設計屏蔽、通風、過濾和衰變系統(tǒng)（如衰變箱）以及控制區(qū)內(nèi)外輻射和氣載放射性物質(zhì)監(jiān)測

儀表應考慮所有運行狀態(tài)和事故工況。

7.11.1.3確定最大設計劑量水平應留有充分裕量，以確保不會超過規(guī)定限值。反應堆及其相關設施的

屏蔽、通風、過濾和衰變系統(tǒng)應考慮到在所有運行狀態(tài)和事故工況下運行中的不確定性。

7.11.1.4結(jié)構(gòu)材料，特別是堆芯附近的材料的選擇應利于以使工作人員在完成運行、檢查、維修以及

其它職能期間所受的劑量最小。在制定廠區(qū)人員和公眾的輻射防護措施時，應考慮到反應堆工藝系統(tǒng)中

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

7.11.1.5應根據(jù)研究堆各個區(qū)域的輻射水平進行輻射分區(qū)。應對這些區(qū)域的表面進行適當設計，以便

于去污。

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7.11.1.6應對反應堆、實驗裝置和相關設施設計屏蔽，并且就研究堆安全利用中其他輻射源的必要屏

蔽作出規(guī)定。

7.11.1.7應采取措施控制放射性物質(zhì)在研究堆內(nèi)的釋放以及防止放射性廢物在研究堆的彌散和污染。

應針對運行狀態(tài)和事故工況，設計具有適當過濾器的通風系統(tǒng)。

7.11.1.8研究堆及其實驗裝置和設施的設計及布置應充分考慮輻射安全，以便限制所有放射源的照射

和污染。

7.11.1.9設計應對研究堆所產(chǎn)生的放射性廢物的安全處理作出規(guī)定。應為運行人員和設備提供合適的

去污設施。

7.11.1.10應將經(jīng)常進行維護或手動操作的設備，布置在劑量率較低的區(qū)域，以減少對工作人員和其

他人員的照射。

7.11.2輻射監(jiān)測

7.11.2.1應設置相應的輻射監(jiān)測設備，以保證在運行狀態(tài)下和設計基準事故工況下提供充分的輻射監(jiān)

測，以及在超設計基準事故下提供盡實際可行的輻射監(jiān)測。

7.11.2.2為保證適當?shù)妮椛浞雷o監(jiān)測，應設置下列設施：

a)固定式劑量率計：用于在運行人員日常出入的場所和在運行狀態(tài)下輻射水平的變化使得僅能允

許在某些規(guī)定時段內(nèi)出入的場所，監(jiān)測輻射劑量率；用以反映研究堆適當場所在預計運行事件

和事故工況下的總體輻射水平，為運行人員采取形動提供充分的信息；

b)固定式監(jiān)測設備：用于在運行人員日常停留的區(qū)域和氣載放射性物質(zhì)的活度水平可能達到須采

取保護措施程度的區(qū)域，測量空氣中放射性物質(zhì)的活度；

c)固定式設備和實驗室設備：在運行狀態(tài)和事故工況下流體工藝系統(tǒng)中，及時測定選定放射性核

素的濃度，以及在研究堆或環(huán)境中采集的氣體和液體樣品中，及時測定選定放射性核素的濃度；

d)固定式設備：用于在向環(huán)境排放流出物之前或期間對其進行監(jiān)測；

e)裝置：用于測量放射性表面污染；

f)輻射監(jiān)測：在研究堆出口進行，以檢測未經(jīng)許可轉(zhuǎn)移的放射性物質(zhì)或意外污染。

7.11.2.3除在設施內(nèi)進行監(jiān)測外，必要時還應就評價設施附近的劑量率和其他放射性影響作出安排。

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附錄A

（規(guī)范性）

研究堆分類

研究堆分為I、II與III類，如下所述。

Ⅰ類研究堆：功率、剩余反應性和裂變產(chǎn)物總量都較高的研究堆，熱功率范圍10MW～300MW。這類

研究堆一般在強迫循環(huán)下運行，通常應設置高度可靠的停堆系統(tǒng)，需要設置應急堆芯冷卻系統(tǒng)以保證堆

芯余熱的有效排出；對反應堆廠房或其它包容結(jié)構(gòu)需要有特殊的密封要求。

Ⅱ類研究堆：功率、剩余反應性和裂變產(chǎn)物總量屬于中等的研究堆，熱功率范圍500kW～10MW。這

類研究堆可采用自然對流冷卻方式或強迫循環(huán)冷卻方式排出熱量；反應堆需要設置可靠的停堆系統(tǒng)，停

堆后應保證堆芯在要求的時間內(nèi)得到冷卻，對反應堆廠房無特殊密封性要求。

Ⅲ類研究堆：功率低、剩余反應性低、停堆余熱極少、裂變產(chǎn)物總量有限的研究堆，熱功率小于500kW，

如果具有較高的固有安全特性，熱功率范圍可擴展至1MW。這類研究堆通常無特殊的冷卻要求，或通過

冷卻劑自然對流冷卻即可排出熱量；利用負反饋效應或簡單的停堆手段即可使反應堆停堆并保持安全狀

態(tài)；對反應堆廠房無密封要求。

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附錄B

（資料性）

典型的安全功能

表A.1給出典型的安全功能。

表A.1典型的安全功能

安全重要物項安全功能

（1）形成屏障，以防止放射性物質(zhì)向環(huán)境的不可控釋放；

廠房和構(gòu)筑物（2）防止內(nèi)、外部事件對所包容的安全系統(tǒng)的影響；

（3）作為輻射屏蔽。

（1）維持燃料幾何形狀及必要的冷卻劑流道，以確保在反應堆所有運行工況下的停堆及熱量排出；

反應堆堆芯（2）提供負反應性反饋；

（3）提供慢化和控制中子通量的手段。

（1）形成屏障，以防止裂變產(chǎn)物從燃料中釋放；

燃料基體和包殼

（2）提供固定不變的排列。

反應性控制系統(tǒng)（包控制反應堆堆芯反應性，以確保反應堆在任何運行狀態(tài)下都能安全停堆，并且不超過燃料設計和其

括反應堆停堆系統(tǒng)）它限值。

反應堆冷卻劑主回

提供充分的堆芯冷卻，并確保在反應堆任何運行狀態(tài)下都不超過其規(guī)定的燃料和冷卻劑限值

路

應急堆芯冷卻系統(tǒng)冷卻劑喪失事故后，以足夠的速率將熱量從反應堆堆芯排出，防止發(fā)生明顯的燃料破損。

（1）控制及盡量減少氣載放射性排出流向環(huán)境的釋放；

（2）防止運行人員和研究人員受到過量輻照；

通風系統(tǒng)

（3）必要時，在包容系統(tǒng)的不同區(qū)域之間維持足夠的壓差；

（4）為工作人員和安全重要物項提供合適的環(huán)境條件。

（1）啟動保護動作，以便停堆、冷卻、包容放射性物質(zhì)和緩解事故的后果；

保護系統(tǒng)

在條件不滿足時，控制聯(lián)鎖機構(gòu)以防止操作錯誤。

其它安全相關儀表（1）使反應堆各參數(shù)保持在運行限值之內(nèi)而不達到安全限值；

和控制（2）為運行人員提供足夠信息，以便確定保護系統(tǒng)的狀態(tài)，并采取正確的安全相關的行動。

電源向系統(tǒng)和設備提供充足的、質(zhì)量