计在座模块反应堆的整个寿期中不会发生,但在可能建造的这类堆型的总体中假设数百个模块有可能会发生,其频率范围为堆年。这些事故的典型例子有给水管道小破口反应堆冷却剂根仪表测量管断裂蒸汽发生器根换热管双端断裂反应堆辅助系统厂房内氦净化系统的根管道破裂放射性废液贮存罐的泄漏,等等。对于极限事故,预计在这类堆型总体的寿期中不会发生,但出于安全的考虑,仍将它们归于设计基准事故之中,其频率范围为堆年。高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则网络版。高温气冷堆核电站是在技术上对外部干预措施的需求可以是有限的,甚至是可免除的。法国和德国的核安全当局在发展针对下代压水堆的安全要求时,也已经采纳了场外应急最小化的理念。如法国的和德国的在为发展下代压水堆技术导则的建议中提出对无堆芯熔化的事故,事故电厂附近的居民不需要保护措施不需撤离与隐蔽。对低压熔堆事故,无论从地域上或时间上均只需采取很有限的保护措施,以及低压熔堆事故必须予以对付,使得与它相关的最大假想释放,在范围与时间上,只需要非常有限的保护措施。这是指无需永久避迁对紧邻电厂地区以外的区域无需紧急撤离,只需有限的隐蔽无长期食物消费的限制。对于,其制定的安全目标高于美国在先进轻水堆用户要求文件小于堆年。针对的特点,为其推荐的概率安全目标是采用概率安全分析,所有导致场外包括厂址边界处个人有效剂量超过的超设计基准事故序列累计频率应小于堆年。纵深防御概念核安全法规核动力厂设计安全规定确定了纵深防御概念,即保证安全有关的全部活动,包括与组织人员行为或设计有关的方面,均臵于重叠措施的防御之下,即使有种故障发生,它将由适当的措施探测补偿或纠正,以便对由厂内设备故障或人员活动及厂外事件等引起的各种瞬变预计运行事件及事故提供多层次的保护。纵深防御概念应用于核动力厂的设计,提供系列多层次的防御固有特性设备及规程,用以防止事故并在未能防止事故时保证提供适当的保护。高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则网络版。的设计理念是依靠固有安全特性和高可靠的包覆颗粒燃料元件,将包含在燃料的超设计基准事故重要事件序列的选取支持事故源项的选取和确定支持纵深防御层次的设臵支持运行技术规格书的制定支持些具体安全要求的建立或调整。在应用概率安全分析方法时,也要认识到概率安全分析方法所存在的些局限性,因而必须注意下述问题的处理确保概率安全分析工作达到与其所支持工作相称的质量水平合理地处理概率安全分析结果的不确定性进行必要的敏感性分析,以保证不存在陡边效应由于确定论安全分析的保守要求确实为些未知因素带来了定的保守裕度,因而在概率安全分析工作中使用保守模型还是现实模型时需要根据具体情况仔细斟酌。安全分析软件的验证般来说,在设计和安全评价过程中所使用的安全分析软件,包括其适用范围,应得到鉴定。但考虑到目前国际上高温气冷反应堆技术发展的现状和所具有高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则网络版作为最后道实体屏障,传统轻水堆核电厂的安全壳在限制事故后果和包容放射性物质方面起着至关重要的作用,而主要依赖具有高度可靠性的包覆颗粒燃料元件实现放射性物质的包容功能。目前核电厂的设计主要依据确定论的安全要求,它与具体的堆型和系统设计密切相关。对于传统的压水堆和沸水堆核电厂,这套确定论的安全要求比较完备,其中的些重要原则仍可作为的参考。但是许多国家和有关的国际组织也认识到,已有的安全要求对这类先进核电厂并不完全适用,而针对这种类型核电厂,安全要求的建立仍不完备。美国核管会正在为先进堆制定套许可证管理的框架文件,以明确高层管理准则和些重要安全问题的要求。国际原子能机构在年颁布的新版核动力厂安全标准中提对于所有设计基准事故频率低至堆年,场外个人可能受到的有效剂量和甲状腺当量剂量分别低于隐蔽和碘防护的干预水平,而对所有超设计基准事故,其概率安全目标是场外包括厂址边界处个人有效剂量高于的累计频率低于堆年。因此,在技术上为实施场外应急简化创造了条件。有关概率安全分析的应用确定论安全方法在保证核电厂安全方面的重要作用已为大量实践所证明,但如前所述,目前对于传统的压水堆核电厂沸水堆核电厂等确定论方法的发展已比较完备,而对于其它类型的反应堆和些革新设计的反应堆,尚未建立起比较完备的确定论安全要求。在认识到确定论安全方法在保证核电厂安全方面所起到的重要作用的同时,也必须认识到许多确定论的安全要求是依据早期有限的试验知识和经验所建立的,也存在些不足之处,如与具体堆型和具体系统密切相关的处方式安全要求对核电厂的个重要特征是利用固有安全特性和非能动安全系统,以期大大提高核电厂的安全水平。与传统的核电厂样,保证安全的根本也是保证控制反应性排出堆芯热量包容放射性物质并控制运行排放以及限制事故释放项基本安全功能。在实现这项基本安全功能的方式上,具有以下特点具有良好的负反馈特性,在正常运行工况下燃料元件的温度与其允许的温度限值之间有相当大的裕度,在些瞬态或事故发生而导致不期望的功率上升时,仅通过燃料温升引入的较大负反应性就可以实现自动停堆或者将堆芯功率降低到个很低的水平具有较低的堆芯功率密度,堆芯石墨构件具有较大的热容,采用可以耐受较高温度的包覆颗粒燃料元件,这导致具有比较平缓的堆芯瞬态特征。同时,采用有利的堆芯几何形状设计,将为非能动堆芯余热排出创造有利条件核电站的设计基准事故和超设计基准事故的重要事件序列进行分析,以确定放射性物质的释放,并从中选取保守的和包络性的作为厂址选择和应急计划的源项。在分析过程中,应仔细分析模型的合理性,当对放射性物质释放机制的了解还不够清晰,或者相应的实验数据还不够充分时,则必须考虑适当的保守性。应急计划对于先进核电厂而言,由于在安全水平上得到了很大的提高,预示了场外应急计划简化的可能。前面已经提到了在中的观点尽管管理当局仍然可以要求,个基本目标是在技术上对外部干预措施的需求可以是有限的,甚至是可免除的。法国和德国的核安全当局在发展针对下代压水堆的安全要求时,也已经采纳了场外应急最小化的理念。如法国的和德国的在为发展下代压,采用可以耐受较高温度的包覆颗粒燃料元件,这导致具有比较平缓的堆芯瞬态特征。同时,采用有利的堆芯几何形状设计,将为非能动堆芯余热排出创造有利条件作为最后道实体屏障,传统轻水堆核电厂的安全壳在限制事故后果和包容放射性物质方面起着至关重要的作用,而主要依赖具有高度可靠性的包覆颗粒燃料元件实现放射性物质的包容功能。目前核电厂的设计主要依据确定论的安全要求,它与具体的堆型和系统设计密切相关。对于传统的压水堆和沸水堆核电厂,这套确定论的安全要求比较完备,其中的些重要原则仍可作为的参考。但是许多国家和有关的国际组织也认识到,已有的安全要求对这类先进核电厂并不完全适用,而针对这种类型核电厂,安全要求的建立仍不完备。美国核管会正在为先进堆制定套许可证管理的框架文件,以明确高水堆技术导则的建议中提出对无堆芯熔化的事故,事故电厂附近的居民不需要保护措施不需撤离与隐蔽。对低压熔堆事故,无论从地域上或时间上均只需采取很有限的保护措施,以及低压熔堆事故必须予以对付,使得与它相关的最大假想释放,在范围与时间上,只需要非常有限的保护措施。这是指无需永久避迁对紧邻电厂地区以外的区域无需紧急撤离,只需有限的隐蔽无长期食物消费的限制。对于,其制定的安全目标高于美国在先进轻水堆用户要求文件,简称和欧洲在轻水堆核电厂欧洲用户要求文件,简称中对第代轻水堆制定的安全目标,即这些事件的典型例子有根反射层控制棒在功率运行工况下失控提升回路主氦风机误加速失去厂外电源丧失正常给水流量汽轮机外负荷丧失,等等。设计基准事故设计基准事故划分为两类稀有事故和极限事故。对于稀有事故,预计在座模块反应堆的整个寿期中不会发生,但在可能建造的这类堆型的总体中假设数百个模块有可能会发生,其频率范围为堆年。这些事故的典型例子有给水管道小破口反应堆冷却剂根仪表测量管断裂蒸汽发生器根换热管双端断裂反应堆辅助系统厂房内氦净化系统的根管道破裂放射性废液贮存罐的泄漏,等等。对于极限事故,预计在这类堆型总体的寿期中不会发生,但出于安全的考虑,仍将它们归于设计基准事故之中,其频率范围为堆年。高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则网络版。高温气冷堆核电站于其所采用的燃料元件形式,以及具有高的堆芯功率密度及堆芯余热,因而对反应堆冷却剂流失事故特别敏感。为了在反应堆冷却剂流失事故时维持燃料元件的冷却,设臵了复杂的应急堆芯冷却系统,这样,安全壳不仅仅起到放射性向环境释放的最后道屏障作用,而且对事故后维持必要的冷却剂总量,保证堆芯的长期冷却也起着至关重要的作用。高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则网络版。第层次,即最后层次的防御,其目的是减轻可能由事故工况引起潜在的放射性物质释放造成的放射性后果。这方面要求有适当装备的应急控制中心及厂内厂外应急响应计划。对于来说,总体上仍维持上述个纵深防御的层次,但考虑到其堆型的特点,在纵深防御层次设臵的重点上与传统的压水堆核电厂和沸水堆核电厂可能会有所不同,例如,保证第道放射性包容屏障,即包覆颗粒燃料元件的完整性管双端断裂反应堆辅助系统厂房内氦净化系统的根管道破裂放射性废液贮存罐的泄漏,等等。对于极限事故,预计在这类堆型总体的寿期中不会发生,但出于安全的考虑,仍将它们归于设计基准事故之中,其频率范围为堆年。第层次,即最后层次的防御,其目的是减轻可能由事故工况引起潜在的放射性物质释放造成的放射性后果。这方面要求有适当装备的应急控制中心及厂内厂外应急响应计划。对于来说,总体上仍维持上述个纵深防御的层次,但考虑到其堆型的特点,在纵深防御层次设臵的重点上与传统的压水堆核电厂和沸水堆核电厂可能会有所不同,例如,保证第道放射性包容屏障,即包覆颗粒燃