粒子加速器設(shè)施安全分析報告的標準格式與內(nèi)容

備案信息

備案號：0073-19942100433B

粒子加速器（英語：particle accelerator）是利用電場來推動帶電粒子使之獲得高能量。日常生活中常見的粒子加速器有用于電視的陰極射線管及X光管等設(shè)施。只有當被加速的粒子置于抽真空的管中時，才不會被空氣中的分子所撞擊而潰散。在高能加速器里的粒子由四極磁鐵（quadrupole magnet）聚焦成束，使粒子不會因為彼此間產(chǎn)生的排斥力而散開。

粒子加速器有兩種基本型式，環(huán)形加速器和直線加速器。

為了便于安全分析報告的編寫和審查，一般核安全當局會指令性地規(guī)定安全分析報告的編寫格式，明確核設(shè)施安全分析的闡述方式。這既包括基本方法的闡述，也包括一些特殊情況。在不同的國家，對于安全分析報告的格式有不同的規(guī)定和要求。例如，美國采用核管會(NRC)導(dǎo)則RGI.70《核電廠安全分析報告的格式和內(nèi)容》(共17章)；而在法國，安全分析報告的格式則與RGI.70不同(分3卷)。2004年5月，國際原子能機構(gòu)(IAEA)正式頒布了安全導(dǎo)則GS-G-4.1《核電廠安全分析報告的格式和內(nèi)容》(共15章)，其格式與RGI.70及法國也不同 。

相比較而言，RGI.70非常程式化，而且NRC出版了與之配套、用于審查核電廠安全分析報告的詳細的《標準審查大綱》(Standard Review Plan，SRP)(NUREG-0800)，因此，在安全分析報告的編制過程中，RGl.70在世界范圍內(nèi)被廣泛采用。HAF001/01規(guī)定：“核電廠遞交文件的內(nèi)容和格式根據(jù)國家核安全局的相應(yīng)要求確定”。根據(jù)國家核安全局的要求，我國各核電廠安全分析報告的格式和內(nèi)容也遵循RGI.70。

在我國安全分析報告的典型內(nèi)容的格式如下：

第l章、前言和電廠概述

該章提供報告的前言和對電廠的概述，使讀者在不閱讀以后各章的情況下對整個核電廠有一個基本了解，這樣就能更好地從總體上了解整個電廠設(shè)計中每個項目有關(guān)的安全重要性，以便完成對以后各詳細章節(jié)的審評。

第2章、廠址特征

該章將廠址及其附近地區(qū)的地質(zhì)、地震、水文及氣象方面的資料。連同目前規(guī)劃的人口分布、土地使用和廠址上各種活動及管理方法一同提出。目的是指出這些廠址特征如何影響到核電廠設(shè)計和運行準則，并從安全觀點出發(fā)表明廠址特征的適宜性。

第3章、結(jié)構(gòu)、部件、設(shè)備及系統(tǒng)的設(shè)計

該章應(yīng)明確說明及論述安全上重要的結(jié)構(gòu)、部件、設(shè)備及系統(tǒng)的主要建筑設(shè)計和工程設(shè)計。

第4章、反應(yīng)堆

在該章中應(yīng)提交有關(guān)確定反應(yīng)堆在其整個設(shè)計壽期內(nèi)所有運行方式，包括瞬態(tài)、穩(wěn)態(tài)和事故工況下執(zhí)行其安全功能能力的評價和支持性資料。本章還應(yīng)包括安全分析報告第15章“事故分析”中所需的支持性資料。

第5章、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和與之連接的系統(tǒng)

這一章應(yīng)提供有關(guān)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和與之連接的系統(tǒng)的資料。對反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和直至并包括隔離閥的承壓附件，應(yīng)給予特殊考慮，上述范圍即反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界。應(yīng)提供各種評價，連同必要的支持性資料，以表明反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)能達到其預(yù)期的目標。并在所有可預(yù)見的反應(yīng)堆行為造成的正常工況或事故工況下仍能保持其完整性。

第6章、專設(shè)安全設(shè)施

盡管假想事故很不可能發(fā)生，但為了減輕這些事故的后果，仍須設(shè)置專設(shè)安全設(shè)施。這一章即提供核電廠配備的專設(shè)設(shè)施的詳細資料，以便對這些設(shè)施的性能作適當?shù)脑u價。

第7章、儀器儀表控制裝置

該章所提供的資料重點放在保護系統(tǒng)的儀表及其有關(guān)設(shè)備上，應(yīng)提供調(diào)節(jié)系統(tǒng)和儀表裝置的分析，特別是調(diào)節(jié)系統(tǒng)引起瞬態(tài)方面的考慮。這些瞬態(tài)如不及時終止，就會引起燃料損傷，放射性物質(zhì)釋放或其他公害。

第8章、電力系統(tǒng)

電力系統(tǒng)是運行期間反應(yīng)堆冷卻泵和其他廠用設(shè)備用電以及異常與事故狀態(tài)期間保護系統(tǒng)和專設(shè)安全設(shè)施用電的電源。該章的資料應(yīng)旨在確立與安全相關(guān)的電力系統(tǒng)功能的充分性，并確保這些系統(tǒng)具有符合現(xiàn)行準則的足夠冗余度、獨立性及可檢驗性的要求。

第9章、輔助系統(tǒng)

該章應(yīng)提供核電廠各個輔助系統(tǒng)的資料，應(yīng)指明對電廠安全停堆或保護公眾健康和安全必不可少的系統(tǒng)及說明。闡述有關(guān)系統(tǒng)和主要部件的設(shè)計依據(jù)，各系統(tǒng)如何滿足設(shè)計依據(jù)的安全評價，為驗證系統(tǒng)的能力和可靠性擬進行的試驗和檢查，以及所需要的儀表裝置和控制器。

第10章、蒸汽—電力轉(zhuǎn)換系統(tǒng)

該章應(yīng)提供有關(guān)電廠蒸汽—電力轉(zhuǎn)換系統(tǒng)的資料，包括蒸汽系統(tǒng)和汽輪機發(fā)電機組，即二回路冷卻劑系統(tǒng)，由于該部分與保護公眾免受輻照關(guān)系不大，因此，不需做詳盡的描述但應(yīng)提供足夠的資料以便審評者對二回路裝置(即蒸汽—電力轉(zhuǎn)換系統(tǒng))有一個全面的了解。

第11章、放射性廢物的管理

該章應(yīng)敘述核電廠對含有放射性物質(zhì)的三廢(廢液、廢氣和廢固)的處置能力。以及監(jiān)測放射性廢物釋放的儀器、儀表。該章應(yīng)包括在正常運行與預(yù)期運行事件下，擬建的放射性廢物處理系統(tǒng)在系統(tǒng)設(shè)計、釋放的控制和監(jiān)測方面滿足相關(guān)法規(guī)的要求及相應(yīng)管理導(dǎo)則的建議，放射性物質(zhì)釋放按相關(guān)規(guī)定，保持在合可行盡量低的水平。

第12章、輻射防護

這一章應(yīng)提供在正常運行和預(yù)期運行事件期間輻射防護方法的資料以及對操作人員和建造人員職業(yè)性輻照的估計資料。同時還應(yīng)提供申請者為了符合相關(guān)輻射防護標準和相應(yīng)管理導(dǎo)則而采用的有關(guān)設(shè)施與設(shè)備的設(shè)計、計劃與程序大綱、技術(shù)與方法等資料。

第13章、運行管理

該章應(yīng)提供校電廠準備工作和運行計劃的有關(guān)資料。其目的是要求申請者保證建立和保持一個具有適當規(guī)模和技術(shù)能力的工作機構(gòu)，以及保證執(zhí)照持有者遵循的運行計劃能充分保護公眾的健康和安全。

第14章、初始試驗大綱

這一章應(yīng)提供有關(guān)核電廠系統(tǒng)、部件的初始試驗大綱資料，提供的資料應(yīng)提到試驗大綱各主要階段，包括運行前試驗、初始裝料和初始臨界、低功率試驗和功率提升試驗。初步安全分析報告應(yīng)敘述申請者的初始試驗大綱的總計劃，表明接通常需要事先安排的事項已予以適當考慮。

第15章 、事故分析

該章分析核電廠對假想的擾動、設(shè)備誤動作或失效的響應(yīng)。所分析的情況為具有代表性的可能發(fā)生的、或必須予以考慮的典型始發(fā)事件。該安全分析對選擇運行限制條件、限定安全系統(tǒng)的整定值和從公眾健康與安全的觀點出發(fā)確定部件與系統(tǒng)的設(shè)計技術(shù)條件有重要作用。這些分析是國家和安全局審查建造許可證和運行執(zhí)照申請的焦點。分析應(yīng)包括對假想裂變產(chǎn)物釋放后果的估計，該釋放后果可能引起的危險不會超過任何設(shè)想的可信事故引起的危險。

第16章 、技術(shù)規(guī)格書

規(guī)格書旨在說明對核電廠的運行所規(guī)定的限值、條件及其要求，目的之一就是保護公眾的健康和安全。

第17章 、質(zhì)量保證

為了保證擬建核電廠的設(shè)計、建造和運行符合適用的管理要求和許可證申請中規(guī)定的設(shè)計基準，申請者必須制訂質(zhì)量保證大綱。在該章中，申請者應(yīng)對已制訂的并要在核電廠設(shè)計、建造、運行前試驗和運行過程中執(zhí)行的質(zhì)量大綱進行描述。

另外，國家核安全局于1992年12月發(fā)布了核安全法規(guī)技術(shù)文件HAFJ0042《核電廠安全分析報告的標準格式和內(nèi)容第18章人因工程與控制室》。這章應(yīng)包括控制室設(shè)計工作的組織機構(gòu)和設(shè)計準則控制室的設(shè)計，包括人因工程原則的體現(xiàn)；安全參數(shù)顯示功能的設(shè)置，包括人因工程原則的體現(xiàn)。

國際原子能機構(gòu)IAEA安全導(dǎo)則第GS-G-4.1號《核電廠安全分析報告和內(nèi)容》規(guī)定的核電站安全分析報告主要格式及主要內(nèi)容與RGI.70有一定的出入，其主要章節(jié)有：

第一章：引言

第二章：核電廠總體描述

第三章：安全管理

第四章：廠址評價

第五章：總體設(shè)計方面

第六章：核電廠系統(tǒng)的設(shè)計描述和符合性

第七章：安全分析

第 8 章：調(diào)試

第 9 章：運行方面

第 10 章：運行限值和條件

第 11 章：輻射防護

第 12 章：應(yīng)急準備

第 13 章：環(huán)境方面

第 14 章：放射性廢物管理

第 15 章：退役和壽期終止方面

備案信息

備案號：0075-19942100433B