(國家核安全局 1991年7月27日發(fā)布 國家核安全局令第1號)
1 引言
2 許可證申請者和國家核安全部門(mén)的任務(wù)
3 廠(chǎng)址選擇準則
4 對外部事件設計基準的評價(jià)
5 影響核電廠(chǎng)對其所在區域產(chǎn)生影響的廠(chǎng)址特征
本規定自1991年7月27日起實(shí)施本規定由國家核安全局負責解釋
1 引 言
本規定提出了陸上固定式熱中子反應堆核電廠(chǎng)在廠(chǎng)址選擇中在核安全方面應遵循的準則和程序。
本規定的范圍包括與運行狀態(tài)及事故狀態(tài)(包括那些會(huì )導致需要采取應急措施的事故狀態(tài))有關(guān)的廠(chǎng)址的和廠(chǎng)址與核電廠(chǎng)相互影響的各種因素，以及對安全有重要影響的所有外部自然事件和人為事件。
本規定的目的是給出適用于運行狀態(tài)及事故狀態(tài)(包括那些會(huì )導致需要采取應急措施的事故狀態(tài))的準則和程序，以提出關(guān)于下述各項內容的基本要求：
(1)規定許可證申請者必須提供的推薦廠(chǎng)址的資料范圍；
(2)評價(jià)推薦廠(chǎng)址，以保證能充分考慮到與廠(chǎng)址有關(guān)的自然現象及特征；
(3)分析廠(chǎng)址區域的人口特點(diǎn)和在核電廠(chǎng)整個(gè)預計壽期內執行應急計劃的能力；
(4)確定與廠(chǎng)址有關(guān)的設計基準；
(5)規定許可證申請者在廠(chǎng)址評價(jià)中的任務(wù)；
(6)說(shuō)明國家核安全部門(mén)在廠(chǎng)址評價(jià)中的任務(wù)。
本規定3.1條所列總準則用于：。
(1)選擇若干推薦廠(chǎng)址，并評價(jià)它們是否適合于核電廠(chǎng)的建造和運行；
(2)確定與廠(chǎng)址有關(guān)的安全要求；
(3)針對某個(gè)特定核電廠(chǎng)的廠(chǎng)址，評價(jià)其可接受性。
本規定3.2至3.5條為用于下述三方面問(wèn)題的具體準則：
(1)廠(chǎng)址所在區域對核電廠(chǎng)的影響；
(2)核電廠(chǎng)對廠(chǎng)址所在區域的影響；
(3)人口因素的影響。
第4章和第5章為用于滿(mǎn)足上述準則要求的安全評價(jià)程序。
核電廠(chǎng)廠(chǎng)址選擇過(guò)程，通常包括對一個(gè)大的地區的調查和研究。以選擇一個(gè)或若干個(gè)候選廠(chǎng)址(廠(chǎng)址查勘)，繼而詳細評價(jià)那些候選廠(chǎng)址。本規定主要考慮廠(chǎng)址的詳細評價(jià)。
本規定的宗旨是評價(jià)那些與廠(chǎng)址有關(guān)的而且必須考慮的因素，以保證核電廠(chǎng)在整個(gè)壽期內與廠(chǎng)址的綜合影響不致構成不能接受的風(fēng)險。本規定的內容并未考慮核電廠(chǎng)的非放射性環(huán)境影響評價(jià)，關(guān)于這方面的內容應遵循其他的有關(guān)規定。本規定的內容只包括那些與輻射安全有關(guān)的廠(chǎng)址選擇及評價(jià)方面的問(wèn)題。
建造在合適的廠(chǎng)址上的核電廠(chǎng)的安全性，可以通過(guò)高質(zhì)量的設計、建造、調試、運行及退役得到保證。
一個(gè)廠(chǎng)址的可接受性是與擬建核電廠(chǎng)的設計密切相關(guān)的。從安全觀(guān)點(diǎn)來(lái)看，如果與廠(chǎng)址有關(guān)的問(wèn)題在技術(shù)上有辦法解決，從而保證核電廠(chǎng)在建造和運行期間對該地區居民的風(fēng)險降低到可接受的程度，則這個(gè)廠(chǎng)址就符合要求。
本規定主要考慮與核電廠(chǎng)的廠(chǎng)址選擇有關(guān)的低概率嚴重事件，這些事件也必須在特定核電廠(chǎng)的設計中加以考慮。對那些后果雖然較輕，但發(fā)生概率較高，會(huì )顯著(zhù)增加總的風(fēng)險的事件，也應當在核電廠(chǎng)設計中加以考慮。
在核電廠(chǎng)廠(chǎng)址選擇工作中，除應執行本規定外，還應符合核設施安全監督管理、環(huán)境保護、輻射防護和其他方面有關(guān)規定。
核電廠(chǎng)廠(chǎng)址選擇工作是核電廠(chǎng)建造可行性研究中的一項重要工作，必須按照基本建設程序進(jìn)行。
附錄I所列的安全導則是對本規定的說(shuō)明和補充。
2 許可證申請者和國家核安全部門(mén)的任務(wù)
2.1 許可證申請者的任務(wù)
許可證申請者必須負責向國家核安全部門(mén)提出廠(chǎng)址評價(jià)報告，充分地說(shuō)明在該廠(chǎng)址上能夠建造擬建的核電廠(chǎng)，并能在整個(gè)預計壽期內安全運行。這個(gè)評價(jià)必須根據本規定的準則和要求、國家核安全部門(mén)規定的補充準則及其他有關(guān)規定進(jìn)行。
2.2 國家核安全部門(mén)的任務(wù)
國家核安全部門(mén)有責任獨立、全面地進(jìn)行廠(chǎng)址的評審工作，以便確定擬建的核電廠(chǎng)可否在該廠(chǎng)址上建造和安全運行。
3 廠(chǎng)址選擇準則
從核安全的觀(guān)點(diǎn)考慮，核電廠(chǎng)廠(chǎng)址選擇的主要目的，是保護公眾和環(huán)境免受放射性事故釋放所引起的過(guò)量輻射影響，同時(shí)對于核電廠(chǎng)正常的放射性物質(zhì)釋放也應加以考慮。在評價(jià)一個(gè)廠(chǎng)址是否適于建造核電廠(chǎng)時(shí)，必須考慮以下幾方面的因素：
(1)在某個(gè)特定廠(chǎng)址所在區域可能發(fā)生的外部自然事件或人為事件對核電廠(chǎng)的影響；
(2)可能影響所釋放的放射性物質(zhì)向人體轉移的廠(chǎng)址特征及其環(huán)境特征；
(3)與實(shí)施應急措施的可能性及評價(jià)個(gè)人和群體風(fēng)險所需要的有關(guān)外圍地帶的人口密度、分布及其他特征。
3.1 總準則
3.1.1 必須調查和評價(jià)可能影響核電廠(chǎng)安全的廠(chǎng)址特征。必須調查運行狀態(tài)和事故狀態(tài)下可能受輻射后果影響的區域的環(huán)境特征。對所有這些特征在核電廠(chǎng)的整個(gè)壽期內予以觀(guān)察和監控。
3.1.2 必須根據影響核電廠(chǎng)安全的自然事件和外部人為事件及各種現象的發(fā)生頻率和嚴重程度，對推薦的核電廠(chǎng)廠(chǎng)址的安全性進(jìn)行審查。
3.1.3 必須評價(jià)核電廠(chǎng)所在區域內影響核電廠(chǎng)安全的自然因素和人為因素在其預計壽期內可預見(jiàn)的演變，并在核電廠(chǎng)整個(gè)壽期內也必須監控這些因素，特別是人口增長(cháng)率和人口分布特征。如有必要，必須采取適當措施，以保證總的風(fēng)險保持在可接受的低水平。
3.1.4 必須對推薦的廠(chǎng)址和核電廠(chǎng)進(jìn)行綜合考慮以確定其設計基準外部事件。必須選擇所有與重大的輻射風(fēng)險有關(guān)的外部事件作為考慮事項，并確定其設計基準。由外部事件引起的輻射風(fēng)險不應超過(guò)由內部事故所引起的輻射風(fēng)險。
3.1.5 必須確定用于核電廠(chǎng)設計的有關(guān)外部事件的設計基準。對于一個(gè)外部事件(或事件的組合)來(lái)說(shuō)，核電廠(chǎng)設計基準參數值的選擇，應保證在發(fā)生設計基準事件時(shí)或之后能使與該事件(或事件組合)相關(guān)的安全重要構筑物、系統和部件保持其完整性，并且仍不喪失其功能。
3.1.6 對廠(chǎng)址全面評價(jià)后，如果證明所推薦的措施不能對設計基準外部事件所帶來(lái)的破壞提供充分的保護，則必須認為在該廠(chǎng)址上不適合于建造所推薦的核電廠(chǎng)。
3.1.7 在確定有關(guān)外部事件的設計基準時(shí)，應考慮它們與周?chē)鷹l件(例如水文、水文地質(zhì)和氣象條件)的組合。同時(shí)還應考慮反應堆的運行狀態(tài)。
3.1.8 必須評價(jià)與廠(chǎng)址有關(guān)的設計基準，并將其寫(xiě)入供國家核安全部門(mén)審查的申請文件中。這些設計基準必須得到國家核安全部門(mén)同意后，才能開(kāi)始核電廠(chǎng)的有關(guān)部分的建造。如果對那些與廠(chǎng)址有關(guān)的設計基準仍有爭議，而又不能在實(shí)際上提供足夠的保護措施，因而認定該廠(chǎng)址是不合適的，則必須在這些有爭議的問(wèn)題得到解決以后，才能動(dòng)工建造核電廠(chǎng)。
3.1.9 調查和研究的結果必須形成詳盡的文件，以供國家核安全部門(mén)的獨立審查。
3.1.10 在分析所選廠(chǎng)址是否合適時(shí)，必須考慮新燃料、乏燃料及放射性廢物的貯存和運輸等問(wèn)題。
3.1.11 應考慮放射性排出流與非放射性排出流之間的相互作用的可能性。例如熱或化學(xué)物質(zhì)與放射性物質(zhì)在液態(tài)排出流中的相互作用。
3.1.12 對每個(gè)推薦的廠(chǎng)址，還必須考慮包括廠(chǎng)址所在區域的人口分布、飲食習慣、土地和水的利用情況以及該區域其他放射性釋放物所產(chǎn)生的輻射影響等有關(guān)因素，以評價(jià)核電廠(chǎng)在運行狀態(tài)及事故狀態(tài)(包括那些可能導致需要采取應急措施的事故狀態(tài))下對廠(chǎng)址所在區域的居民可能產(chǎn)生的輻射影響。
3.1.13 應盡可能在廠(chǎng)址選擇過(guò)程的第一個(gè)階段就確定該廠(chǎng)址總的裝機容量。如果需要將核電總裝機容量提高到高于原先批準的水平時(shí)，必須對該廠(chǎng)址的適合性進(jìn)行重新評價(jià)。
3.1.14 對于所有可能影響安全和確定廠(chǎng)址設計基準參數的活動(dòng)，都必須執行質(zhì)量保證大綱。質(zhì)量保證大綱可按有關(guān)規定執行。
3.2 確定外部自然事件設計基準的準則
3.2.1 對推薦廠(chǎng)址，必須充分調查研究與設計基準自然事件有關(guān)的可能影響安全的所有廠(chǎng)址特征。
3.2.2 必須列舉推薦廠(chǎng)址所在區域內可能存在或可能發(fā)生的各種自然現象，并應根據它們對核電廠(chǎng)安全運行產(chǎn)生影響的可能性進(jìn)行分類(lèi)。應采用這個(gè)分類(lèi)來(lái)明確那些必須確定設計基準的重要自然現象。
3.2.3 必須收集廠(chǎng)址所在區域內發(fā)生過(guò)的上述重要自然現象及其嚴重程度的歷史資料，并認真分析其可靠性、準確性和完整性。
3.2.4 必須采用恰當方法為重要自然現象確定設計基準自然事件。必須證明這些方法與廠(chǎng)址所在的區域內特征及目前的技術(shù)水平是相適應的。
3.2.5 采用某一方法確定設計基準自然事件而應研究的區域范圍，必須大到足以包括對確定設計基準自然事件及其特性有影響的所有特征及地區。
3.2.6 必須將重要自然現象表示為推求核電廠(chǎng)有關(guān)自然事件設計基準的輸入項。
3.2.7 在確定設計基準事件時(shí)，必須采用該廠(chǎng)址的特定資料；對無(wú)法獲得的資料，則可采用與該廠(chǎng)址所在區域相類(lèi)似的其他區域的適用的數據資料。
3.3 確定外部人為事件設計基準的準則
3.3.1 對于推薦廠(chǎng)址，必須充分調查研究可能影響安全的與設計基準外部人為事件有關(guān)的所有廠(chǎng)址特征。
3.3.2 必須查明核電廠(chǎng)廠(chǎng)址所在區域內在某些情況下存在的可能危及核電廠(chǎng)安全的設施和人為活動(dòng)，并應根據其影響安全的嚴重程度予以分類(lèi)。并且應當采用這個(gè)分類(lèi)來(lái)明確那些用于確定設計基準的重要人為事件。必須考慮在土地利用方面可預見(jiàn)到的重大變化，例如現有設施和人為活動(dòng)的發(fā)展或有高度危險性的設施的建造等。
3.3.3 必須收集有關(guān)上述重要人為事件的發(fā)生頻率和嚴重程度的資料，并分析其可靠性、準確性和完整性。
3.3.4 必須采用恰當的方法確定設計基準人為事件。必須證明這個(gè)方法是與廠(chǎng)址所在區域的特征及目前的技術(shù)水平是相適應的。
3.3.5 必須將每一重要人為事件表示為導出核電廠(chǎng)有關(guān)人為事件設計基準的輸入項。
3.4 確定核電廠(chǎng)對區域潛在影響的準則
3.4.1 評價(jià)核電廠(chǎng)在運行狀態(tài)和可能導致需要采取應急措施的事故狀態(tài)下對廠(chǎng)址所在區域的輻射影響時(shí)，在考慮核電廠(chǎng)及其安全設施的設計后，必須恰如其分地估計預計的或潛在的放射性物質(zhì)的釋放。評價(jià)廠(chǎng)址時(shí)，通常把這些放射性釋放物作為輻射源項看待。
3.4.2 必須評定從核電廠(chǎng)釋放的放射性物質(zhì)可能到達并影響人的直接的和間接的途徑，在進(jìn)行這種評定時(shí)，必須考慮區域和廠(chǎng)址的異常特征，并必須特別注意生物圈在放射性核素積累和輸運中的作用。
3.4.3 必須考查核電廠(chǎng)設計和廠(chǎng)址之間的關(guān)系，以保證將由源項所確定的放射性物質(zhì)釋放給公眾和環(huán)境帶來(lái)的輻射風(fēng)險降低到可接受的程度。
3.4.4 核電廠(chǎng)設計必須能補償其所在區域所造成的任何不能接受的影響，否則必須認為該廠(chǎng)址是不合適的。
3.5 考慮人口因素和應急計劃的準則
3.5.1 必須對推薦廠(chǎng)址所在區域進(jìn)行調查研究，以評價(jià)目前和可預見(jiàn)的將來(lái)該區域的人口特征和分布情況。這種調查研究必須包括對該區域目前和將來(lái)的土地和水的利用的評價(jià)，并且必須考慮可能影響放射性釋放物對個(gè)人和群體的潛在后果的任何特有特征。
3.5.2 在人口特征和分布方面，廠(chǎng)址與核電廠(chǎng)的組合必須滿(mǎn)足：
(1)核電廠(chǎng)在運行狀態(tài)下對居民的輻射照射保持在合理可行盡量低的水平。在任何情況下都符合國家的規定；
(2)在事故狀態(tài)(包括那些可能導致需要采取應急措施的事故狀態(tài))下對居民造成的輻射風(fēng)險低到可接受的水平，并符合國家的規定。
對廠(chǎng)址進(jìn)行全面評價(jià)之后，如果證明無(wú)法采用適當的措施以滿(mǎn)足上述要求時(shí)，則必須認為該廠(chǎng)址不適合于建造所推薦的核電廠(chǎng)。
3.5.3 考慮到對公眾的潛在輻射后果和執行應急計劃的能力，以及可能妨礙執行應急計劃的任何外部事件的影響，必須在推薦廠(chǎng)址的周?chē)⑼鈬貛?。在核電廠(chǎng)開(kāi)始建造前，必須確定在核電廠(chǎng)運行前在外圍地帶不存在妨礙制定應急計劃的根本問(wèn)題。為了恰當地執行這個(gè)要求：
(1)必須采用合適的特定廠(chǎng)址參數對事故狀態(tài)(包括嚴重事故)的放射性物質(zhì)釋放合理地作出評價(jià)；
(2)必須評價(jià)應急計劃的可行性，評價(jià)時(shí)要考慮下述與廠(chǎng)址有關(guān)的因素：
(a)人口密度和分布、離人口中心的距離、在緊急事件中難以隱蔽或撤離的居民組(例如在醫院或監獄內的人員或放牧人群)以及在核電廠(chǎng)預計壽期內上述各項的變化；
(b)特殊的地理特征，例如島嶼、山地地形、河流、當地的運輸和通訊網(wǎng)絡(luò )的能力；
(c)外圍地帶和區域的經(jīng)濟、工業(yè)、農業(yè)、生態(tài)和環(huán)境特征(在事故后的中、長(cháng)期內快速評價(jià)有關(guān)放射性物質(zhì)的沉降)。
4 對外部事件設計基準的評價(jià)
4.1 由于降水和其他原因引起的洪水
4.1.1 必須評價(jià)廠(chǎng)址所在區域因降水、高水位、高潮位引起的并影響核電廠(chǎng)安全的洪水泛濫的可能性。如果存在這種可能性，則必須收集并鑒別包括水文和氣象歷史數據資料在內的全部有關(guān)數據資料。
4.1.2 考慮到上述數據資料在數量及準確性方面的局限性、積累這些數據資料的歷史時(shí)間的長(cháng)短以及所有已知的該區域有關(guān)特征的歷史變化等因素，必須建立合適的氣象和水文模型。并根據此模型確定設計基準洪水。
4.1.3 設計基準洪水必須包括水位(包括波高)、洪水持續時(shí)間及其流態(tài)。
4.1.4 對沿海廠(chǎng)址及類(lèi)似廠(chǎng)址，必須審查因高潮位、風(fēng)對水體的影響及波浪作用的綜合因素引起洪水泛濫的可能性，并必須確定有關(guān)洪水的設計基準。
4.2 因地震引起的波浪
4.2.1 必須評價(jià)廠(chǎng)址所在區域是否存在影響核電廠(chǎng)安全的海嘯或湖涌的可能性。
4.2.2 如果存在上述可能性，就必須收集廠(chǎng)址所在的沿岸區域產(chǎn)生海嘯或湖涌的歷史資料，并且必須鑒別其可靠性及其與廠(chǎng)址的關(guān)系。
4.2.3 必須根據可收集的廠(chǎng)址所在區域的歷史資料，并與對此自然現象作過(guò)仔細研究的類(lèi)似區域比較，估算出廠(chǎng)址所在區域的海嘯或湖涌的高度、發(fā)生頻率及大小，并必須根據這些結果，同時(shí)考慮因廠(chǎng)址沿岸的地形而使這些自然現象放大的因素，確定設計基準海嘯或湖涌。
4.2.4 必須根據已知的地震記錄資料及地震構造特性，評價(jià)由區域的離岸地震活動(dòng)引起海嘯或湖涌的可能性。
4.2.5 有關(guān)海嘯或湖涌的設計基準應包括對廠(chǎng)址可能產(chǎn)生物理效應的水位下降和爬高，并且必須根據上述資料確定海嘯或湖涌的設計基準。
4.3 因擋水構筑物受破壞而引起的洪水及波浪
4.3.1 必須分析上游擋水構筑物的資料，以確定當上游一個(gè)或幾個(gè)擋水構筑物在滿(mǎn)庫容情況下遭到破壞時(shí)，核電廠(chǎng)能否經(jīng)受住該事件所產(chǎn)生的影響。
4.3.2 如果核電廠(chǎng)能夠安全地經(jīng)受住上游一個(gè)或幾個(gè)擋水構筑物的巨大破壞所產(chǎn)生的全部影響，則不需要對該擋水構筑物作進(jìn)一步的審查。
4.3.3 如果對核電廠(chǎng)所作的初步審查表明該核電廠(chǎng)不能安全地經(jīng)受上游擋水構筑物的巨大破壞的全部影響，就必須改變核電廠(chǎng)的有關(guān)設計基準，以使核電廠(chǎng)能安全地經(jīng)受住這些影響；否則必須采用與上述確定核電廠(chǎng)設計基準相同的方法來(lái)分析上游的這些擋水構筑物，以證明這些擋水構筑物能夠經(jīng)受住相應的事件。
4.3.4 必須查明各條河流上游或下游因暫時(shí)堵塞(如由于滑坡、冰堵)而使推薦的廠(chǎng)址發(fā)生洪水泛濫和有關(guān)現象的可能性。
4.4 地表斷裂
4.4.1 必須調查研究在廠(chǎng)址及其鄰近地區是否發(fā)生過(guò)地表斷裂現象。
4.4.2 如果根據上述調查結果查明有地表斷裂現象存在，則必須對其進(jìn)行審查，以確定它們是否能在地表或接近地表處引起明顯的錯動(dòng)。只有在對那些可能影響廠(chǎng)址地面的斷層進(jìn)行調查之后，才能判斷該廠(chǎng)址是否適宜。在評價(jià)地表斷裂現象時(shí)，應考慮證據的充分程度以及調查的范圍和采取的方法。
4.4.3 對廠(chǎng)址及其鄰近地區的地表斷裂現象的調查必須包括：
(1)審查廠(chǎng)址的斷裂或走向朝著(zhù)廠(chǎng)址的斷層；
(2)采用適當的和公認的技術(shù)及方法，對勘察到的任何斷層的活動(dòng)性及其錯動(dòng)歷史作出全面評價(jià)；
(3)評價(jià)與斷層(包括可能的次生地表斷裂)有關(guān)的地帶的范圍大小。
4.4.4 如果廠(chǎng)址位于在地表或接近地表處可能產(chǎn)生明顯的錯動(dòng)的地表斷裂帶內，則必須認為這個(gè)廠(chǎng)址是不合適的，除非能證明所采取的工程措施是切實(shí)可行的。
4.5 斜坡不穩定性
4.5.1 必須評價(jià)廠(chǎng)址及其鄰近地區，以確定影響核電廠(chǎng)安全的斜坡不穩定(例如土和巖體滑移及雪崩)的可能性。
4.5.2 如果存在斜坡不穩定的可能性，則必須進(jìn)行詳細研究。研究中必須考慮發(fā)生設計基準地面運動(dòng)(也常稱(chēng)為地震動(dòng))時(shí)引起斜坡不穩定的可能性。由于在評價(jià)巖、土特性時(shí)存在的不確定性因素，評價(jià)斜坡不穩定性時(shí)必須留有安全裕度。
4.5.3 如果存在斜坡不穩定的可能性，則在確定設計基準時(shí)必須考慮斜坡不穩定性及設計基準地震事件的組合作用。
4.6 地面塌陷、沉降或隆起
4.6.1 必須審查廠(chǎng)址地區的地質(zhì)圖及其他有關(guān)資料，以了解是否存在洞穴、巖溶等自然特征和水井、礦井、油井或氣井等人為特征。必須評價(jià)地面塌陷、沉降或隆起的可能性。
4.6.2 如果對廠(chǎng)址的評價(jià)說(shuō)明存在著(zhù)影響核電廠(chǎng)安全的地面塌陷、沉降或隆起的可能性時(shí)，則必須采取切實(shí)可行的工程措施，否則必須認為該廠(chǎng)址不合適。
4.6.3 如果采用的工程措施是可行的，則必須通過(guò)可靠的調查方法獲得有關(guān)地下情況的詳細資料，從而確定設計基準。
4.7 地震
4.7.1 對推薦廠(chǎng)址必須進(jìn)行工程地質(zhì)和區域地質(zhì)及地震(包括誘發(fā)地震)的評價(jià)。
4.7.2 必須收集區域內歷史的和儀器記錄的地震資料，并必須形成文件。
4.7.3 必須根據區域的地震構造評價(jià)確定設計基準地震。必須評定最大歷史地震烈度和推定潛在地震。
4.7.4 必須考慮區域地震構造特征和特定的廠(chǎng)址條件，以確定廠(chǎng)區地震的設計基準地面運動(dòng)。這一設計基準地面運動(dòng)即為最大的潛在地面運動(dòng)。發(fā)生這種地面運動(dòng)時(shí)，主要考慮因素是保護公眾免受輻射后果的影響。通常還規定另一個(gè)地面運動(dòng)，如果超過(guò)這一運動(dòng)，必須根據需要對核電廠(chǎng)進(jìn)行檢查。這些運動(dòng)應采用合適的參數(例如地震烈度、地面加速度、不同阻尼系數的頻率反應譜的包絡(luò )線(xiàn)、振動(dòng)持續時(shí)問(wèn)以及時(shí)程曲線(xiàn)}}}}來(lái)表示?；诘卣饦嬙煸u價(jià)的概率法，可作為補充方法，以推導、校核和比較設計地面運動(dòng)。
4.7.5 對于那些雖不屬于核電廠(chǎng)，但其事故可能會(huì )危及核電廣安全并可能使輻射后果擴大到不可接受程度的構筑物，必須采用與確定核電廠(chǎng)設計基準同樣的方法確定這些構筑物有關(guān)地震的設計基準地面運動(dòng)，并必須評價(jià)其對這些構筑物的影響。
4.8 基土液化
4.8.1 必須采用廠(chǎng)址地區特定的地面運動(dòng)來(lái)評價(jià)推薦廠(chǎng)址的基土液化的可能性。
4.8.2 基土液化的評價(jià)必須包括采用公認的基土勘察和分析的方法，并留有安全裕度，以補償在確定基土特性和計算方法上的不確定性。
4.8.3 如果存在不能接受的基土液化的可能性，而在工程技術(shù)上又無(wú)切實(shí)可行的解決辦法，則必須認為該廠(chǎng)址不合適。
4.9 龍卷風(fēng)
4.9.1 對在廠(chǎng)址區域出現龍卷風(fēng)的可能性必須作出評價(jià)。如果該地區曾經(jīng)出現過(guò)龍卷風(fēng)，則必須收集詳細的歷史資料。
4.9.2 如果該區域的歷史資料不夠充分，則應從具有類(lèi)似氣候特征又有龍卷風(fēng)統計資料的其他區域收集資料予以補充。
4.9.3 必須確定有關(guān)龍卷風(fēng)的設計基準，并采用例如旋轉風(fēng)速、平移風(fēng)速、最大旋轉風(fēng)速半徑、風(fēng)壓差和風(fēng)壓變化速率等表示。
4.9.4 在確定設計基準時(shí)，必須考慮由設計基準龍卷風(fēng)卷起的飛射物的影響。
4.10 熱帶氣旋
4.10.1 必須對廠(chǎng)址區域出現熱帶氣旋的可能性作出評價(jià)。
4.10.2 在評價(jià)中若證明在廠(chǎng)址區域有出現熱帶氣旋的可能性，則必須收集有關(guān)資料。必須根據收集到的資料和適當的物理模型，確定廠(chǎng)址有關(guān)熱帶氣旋的設計基準。
4.10.3 有關(guān)熱帶氣旋的設計基準應包括極端風(fēng)速、風(fēng)壓和降水量等因素。
4.10.4 在確定設計基準時(shí)，必須考慮由設計基準熱帶氣旋卷起的飛射物的影響。
4.11 其他重要自然現象和極端條件
必須收集和評價(jià)對核電廠(chǎng)安全可能產(chǎn)生有害影響的有關(guān)現象的歷史資料，如火山活動(dòng)、大風(fēng)、沙暴、暴雨、泥石流、降雪、冰凍、冰雹及地下潛冰等。如果肯定存在上述可能性，則必須確定有關(guān)這些事件的1設計基準。
4.12 飛機墜毀
4.12.1 必須評價(jià)飛機在廠(chǎng)址上墜毀的可能性，并在評價(jià)時(shí)盡可能地考慮未來(lái)空中運輸和飛機的特性。
4.12.2 如果通過(guò)評價(jià)表明存在著(zhù)飛機在廠(chǎng)址上墜毀從而影響核電廠(chǎng)安全的可能性時(shí)，則必須對它的風(fēng)險作出評價(jià)。
4.12.3 如果研究表明這種風(fēng)險是不能接受的，而且又無(wú)切實(shí)可行的解決辦法，則必須認為該廠(chǎng)址是不合適的。
4.12.4 有關(guān)飛機墜毀事件的設計基準必須包括撞擊、著(zhù)火和爆炸在內。
4.13 化學(xué)品爆炸
4.13.1 必須查明廠(chǎng)址區域有無(wú)可能導致猛烈爆炸或產(chǎn)生爆燃氣團的化學(xué)品的裝卸、加工、運輸和貯存等活動(dòng)。
4.13.2 對位于上述活動(dòng)區域附近的廠(chǎng)址，如果這些活動(dòng)可能導致輻射后果的總風(fēng)險增加到不能接受的程度，而且沒(méi)有切實(shí)可行的解決辦法時(shí)，則必須認為這樣的廠(chǎng)址是不合適的。
4.13.3 有關(guān)化學(xué)品爆炸事件的設計基準，必須在考慮距離效應后以超壓表示。
4.14 影響堆芯長(cháng)期排熱的廠(chǎng)址參數
4.14.1 在進(jìn)行堆芯長(cháng)期排熱的方案設計時(shí)，應考慮下列廠(chǎng)址參數：
(1)干球和濕球空氣溫度；
(2)與安全有關(guān)的冷卻水源的可用流量、最低水位及最低水位的持續時(shí)間，并應考慮擋水構筑物遭破壞的可能性。
4.14.2 必須一一查明那些會(huì )使堆芯長(cháng)期排熱所需的系統喪失功能的可能的自然事件和人為事件，例如河流阻塞或改道、水庫放空、水庫或冷卻塔因凍結或結冰而阻塞、船只碰撞、油料溢出及起火等。如果不能將發(fā)生這類(lèi)事件的概率及其后果減少到可以接受的水平，則在確定核電廠(chǎng)設計基準時(shí)必須考慮這些事件。
4.14.3 如果不能在所有情況下都能保證應急堆芯冷卻和堆芯長(cháng)期排熱的最小供水量，則必須認為該廠(chǎng)址是不合適的。
4.15 其他重要的人為事件
必須審查廠(chǎng)址區域(包括與核電廠(chǎng)有關(guān)的設施)內貯存、加工、運輸或處理有毒、有腐蝕性或有放射性物質(zhì)的設施，以防這些物質(zhì)在正常工況或事故工況下一旦逸出時(shí)會(huì )對安全產(chǎn)生有害影響。這些審查還必須包括可能產(chǎn)生任何類(lèi)型飛射物而影響核電廠(chǎng)安全的設施。如果這些影響能使放射后果的總風(fēng)險增加到不能接受的程度而且在工程技術(shù)上又無(wú)切實(shí)可行的解決辦法時(shí)，則必須認為該廠(chǎng)址是不合適的。
4.16 基土性能
4.16.1 基土可能由于傳輸超過(guò)核電廠(chǎng)構筑物設計限值的地面運動(dòng)，或由于下沉或滑動(dòng)，使核電廠(chǎng)構筑物所受的應力超過(guò)設計限值而影響安全。必須調查基土的土工特征，并必須評價(jià)廠(chǎng)址的設計基準基土剖面圖。
4.16.2 必須評定基土在靜態(tài)和地震荷載下的穩定性。
5 影響核電廠(chǎng)對其所在區域產(chǎn)生影響的廠(chǎng)址特征
5.1 放射性物質(zhì)的大氣彌散
5.1.1 必須進(jìn)行廠(chǎng)址區域的氣象描述，包括基本氣象要素和現象，如風(fēng)速、風(fēng)向、氣溫、降水量、濕度、大氣穩定度參數和持續逆溫。
5.1.2 必須在廠(chǎng)址或廠(chǎng)址附近完成在適當高度和地點(diǎn)觀(guān)測并記錄主要氣象要素的氣象觀(guān)測計劃。廠(chǎng)址的評價(jià)必須包括至少一整年的觀(guān)測資料和可從其他的來(lái)源得到的任何其他現有資料。
5.1.3 必須基于區域調查資料，采用恰當的模型以評定放射性釋放物的大氣彌散。
5.1.4 該模型的范圍必須包括任何可能影響大氣彌散的廠(chǎng)址和區域的異常地形特征及核電廠(chǎng)特征。
5.2 放射性物質(zhì)的地表水彌散
5.2.1 必須描述廠(chǎng)址區域的地表水文特征，其內容包括天然水體和人工水體的主要特征、主要擋水構筑物、取水口的位置和區域內用水的資料。
5.2.2 必須按需要完成地表水文調查和測量計劃，以確定水體的稀釋和彌散特征、沉積物和生物群的再濃集能力，以及放射性核素在水域內轉移機制和照射途徑。
5.2.3 必須采用所收集的資料和數據，以恰當的模型評價(jià)地表水污染對居民的可能影響。
5.3 放射性物質(zhì)的地下水彌散
5.3.1 必須描述廠(chǎng)址區域的地下水文條件，其內容包括含水構造的主要特征、與地表水的相互作用和區域內地下水利用的資料。
5.3.2 必須完成水文地質(zhì)調查計劃，以便按需要評定放射性核素在水文地質(zhì)單元內的移動(dòng)。這些調查可包括核素在土壤中的遷移和滯留特征、蓄水層的稀釋和彌散特征，以及為確定放射性核素的移動(dòng)可能需要的地下物質(zhì)的物理和物理化學(xué)性質(zhì)。
5.3.3 必須采用所收集的資料和數據，以恰當的模型評價(jià)地下水污染對居民的可能影響。
5.4 人口分布
5.4.1 必須收集廠(chǎng)址區域內的人口分布情況。
5.4.2 必須收集廠(chǎng)址區域現有的和規劃的包括臨時(shí)的及常住的人口分布資料，而且在核電廠(chǎng)的整個(gè)壽期內應繼續收集新資料。收集資料區域的大小應根據有關(guān)規定確定。必須特別注意核電廠(chǎng)緊鄰地區的人口分布、這一區域的人口稠密區和人口中心以及特殊設施如醫院、監獄等。
5.4.3 必須采用廠(chǎng)址區域的最新人口調查資料或由最新人口調查數據資料而推斷的資料估算出人口分布情況。在沒(méi)有可靠數據資料時(shí)，必須進(jìn)行專(zhuān)門(mén)的調查研究。
5.4.4 必須分析人口調查數據，以提出按離核電廠(chǎng)的距離和方向來(lái)表示的人口分布資料。
5.5 土地和水的利用
為了判斷擬建核電廠(chǎng)對廠(chǎng)址區域的影響，特別是為了制定應急計劃，必須說(shuō)明土地和水的利用情況。其調查內容應包括：
(1)供農業(yè)專(zhuān)用的土地面積、主要作物品種及產(chǎn)量；
(2)牧場(chǎng)專(zhuān)用的土地面積及畜、奶產(chǎn)量；
(3)商業(yè)、居住及游樂(lè )專(zhuān)用的場(chǎng)地面積及其使用特征；
(4)用于商業(yè)養殖及娛樂(lè )性捕撈的水體，包括水生生物的種類(lèi)、數量及產(chǎn)量；
(5)用于商業(yè)目的(包括航運、公用供水或游樂(lè ))的水體；
(6)野生生物賴(lài)以生存的水體和土地；
(7)食物鏈受放射性污染的直接及間接途徑。
必須特別注意查清那些對確定食物鏈輸運有重要作用的特征。
5.6 環(huán)境的放射性本底
在核電廠(chǎng)調試以前.必須進(jìn)行周?chē)貐^的環(huán)境放射性本底測量。
名詞解釋
在核電廠(chǎng)安全規定中下列名詞術(shù)語(yǔ)的含義為：
運行狀態(tài)
正常運行或預計運行事件兩類(lèi)狀態(tài)的統稱(chēng)。
正常運行
核電廠(chǎng)在規定運行限值和條件范圍內的運行，包括停堆狀態(tài)、功率運行、停堆過(guò)程、啟動(dòng)、維護、試驗和換料。
預計運行事件
在核電廠(chǎng)運行壽期內預計可能出現一次或數次的偏離正常運行的各種運行過(guò)程；由于設計中已采取相應措施，這類(lèi)事件不致于引起安全重要物項的嚴重損壞，也不致導致事故工況。
事故(事故狀態(tài))
事故工況和嚴重事故兩類(lèi)狀態(tài)的統稱(chēng)。
事故工況
以偏離運行狀態(tài)的形式出現的事故，事故工況下放射性物質(zhì)的釋放可由恰當設計的設施限制在可接受限值以?xún)?，嚴重事故不在其列?/p>
設計基準事故
核電廠(chǎng)按確定的設計準則在設計中采取了針對性措施的那些事故工況。
嚴重事故
嚴重性超過(guò)事故工況的核電廠(chǎng)狀態(tài)，包括造成堆芯嚴重損壞的狀態(tài)。
事故處理
為使核電廠(chǎng)恢復到受控安全狀態(tài)并減輕事故后果而采取的一系列階段性行動(dòng)，行動(dòng)階段的順序如下：
(1)事故序列在發(fā)展中，但尚未超出核電廠(chǎng)設計基準的階段；
(2)發(fā)生嚴重事故，但堆芯尚未損壞的階段：
(3)堆芯損壞后的階段。
上述八個(gè)術(shù)語(yǔ)相互間的關(guān)系參見(jiàn)附圖l。
核安全（安全）））
完成正確的運行工況、事故預防或緩解事故后果從而實(shí)現保護廠(chǎng)區人員、公眾和環(huán)境免遭過(guò)量輻射危害。
安全系統
安全上重要的系統，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事故工況的后果。
保護系統
有各種電器件、機械器件和線(xiàn)路(從傳感器到執行機構的輸入端)組成的產(chǎn)生與保護功能相聯(lián)系的信號系統。
安全執行系統
由保護系統觸發(fā)用以完成必需的安全動(dòng)作的設備組合。
安全系統輔助設施
為保護系統和安全執行系統提供所需的冷卻、潤滑和能源等服務(wù)的設備組合。
上述五個(gè)術(shù)語(yǔ)相互間的關(guān)系參見(jiàn)附圖2。
可接受限值
國家核安全部門(mén)認可的限值。
能動(dòng)部件
依靠觸發(fā)、機械運動(dòng)或動(dòng)力源等外部輸入而行使功能，因而能以主動(dòng)態(tài)影響系統的工作過(guò)程的部件(參見(jiàn)“非能動(dòng)部件”)。
調試
核電廠(chǎng)已安裝的部件和系統投入運行并進(jìn)行性能驗證，以確認是否符合設計要求、是否滿(mǎn)足性能標準的過(guò)程。調試由反應堆裝載燃料前和反應堆進(jìn)入臨界、鏈式裂變反應在持續進(jìn)行中兩種條件下的試驗組成。
共因故障
由特定的單一事件或起因導致若干裝置或部件功能失效的故障。
建造
包括核電廠(chǎng)的部件制造、組裝、土建施工、部件和設備的安裝及有關(guān)聯(lián)的試驗在內的過(guò)程。
退役
核電廠(chǎng)最終退出運行的過(guò)程。
設計
制定核電廠(chǎng)及其組成部分的方案和詳細圖紙，進(jìn)行支持性計算并制訂技術(shù)規格書(shū)的過(guò)程及其成果。
多樣性
為執行某一確定功能設置多重部件或系統，這些部件或系統總起來(lái)說(shuō)具有一個(gè)或幾個(gè)不同屬性。
燃料組件
作為一個(gè)整體裝入堆芯，爾后又自堆芯撤除的燃料元件組。
燃料元件
以燃料為其主要組成部分的最小獨立結構件。
功能隔離
為防止線(xiàn)路或系統的功能受到相鄰線(xiàn)路或系統的運行方式或故障的影響所采取的措施。
檢查
通過(guò)檢驗、觀(guān)察或測量等手段，確定材料、零件、部件、系統、構筑物及工藝和程序是否符合規定要求的活動(dòng)。
許可證（執照）
由國家核安全部門(mén)頒發(fā)的，申請單位據以確定核電廠(chǎng)廠(chǎng)址、進(jìn)行核電廠(chǎng)的建造、調試、運行和退役等特定活動(dòng)的授權證書(shū)。
營(yíng)運單位
持有國家核安全部門(mén)許可證(執照)負責經(jīng)營(yíng)和運行核電廠(chǎng)的單位。
運行
為實(shí)現核電廠(chǎng)的建廠(chǎng)目的而進(jìn)行的全部活動(dòng)，包括維護、換料、在役檢查及其他有關(guān)活動(dòng)。
運行限值和條件
經(jīng)國家核安全部門(mén)認可的，為核電廠(chǎng)的安全運行列舉參數限值、設備的功能和性能及人員執行任務(wù)的水平等一整套規定。
非能動(dòng)部件
毋需依賴(lài)外部輸入而執行功能的部件。非能動(dòng)部件內一般沒(méi)有活動(dòng)的組成部分，其功能的執行系統在感受到某種參數，如壓力、溫度、流量的變化后完成。然而，基于不可逆動(dòng)作或變化、又十分可靠的部件，可劃為這個(gè)類(lèi)別。
實(shí)體分隔
(1)幾何分隔(增大間距、改變走向等)；
(2)設置適當的屏障；
(3)前兩者的結合。
假設始發(fā)事件
經(jīng)鑒明可能導致預計運行事件或事故工況及其后續故障效應的事件。
規定限值
由國家核安全部門(mén)確定或認可的限值。
質(zhì)量保證
為使物項或服務(wù)與規定的質(zhì)量要求相符合并提供足夠的置信度所必需的一系列有計劃的系統化的活動(dòng)。
多重性
通過(guò)設置數量高于最低需要的單元或系統(相同的或不同的)，以達到任一單元或系統的失效不致于引起所需總體安全功能喪失的措施。
余熱
放射性衰變和停堆后裂變所產(chǎn)生的熱量以及積存在反應堆結構材料中和傳熱介質(zhì)中的熱量之總和。
安全功能
為安全著(zhù)想必須完成的特定目的。
安全組合
用于完成某一特定假設始發(fā)事件下所必需的各種動(dòng)作的設備組合，其使命是防止事件的后果超過(guò)設計基準規定的限值。
安全系統整定值
為防止出現超過(guò)安全限值的狀態(tài)，在發(fā)生預計運行事件和事故工況時(shí)啟動(dòng)有關(guān)自動(dòng)保護裝置的觸發(fā)點(diǎn)。
單一故障
導致某一部件不能執行其預定安全功能的一種隨機故障。由單一隨機事件引起的各種繼發(fā)故障，均視作單一故障的組成部分。
廠(chǎng)址、廠(chǎng)區
具有確定的邊界，在核電廠(chǎng)管理人員有效控制下的核電廠(chǎng)所在領(lǐng)域。
廠(chǎng)區人員
在廠(chǎng)內工作的全部人員，包括在編的和臨時(shí)的。
廠(chǎng)址選擇
為核電廠(chǎng)選擇合適廠(chǎng)址的過(guò)程，包括針對有關(guān)設計基準的評定。
試驗
為確定或驗證物項的性能是否符合規定要求，使之置于一組物理、化學(xué)環(huán)境或運行條件考驗之下的活動(dòng)。
最終熱阱
接受核電廠(chǎng)所排出余熱的大氣或水體，或兩者的組合。
廢物處理
有利于安全或經(jīng)濟的改變廢物特性的處理過(guò)程，其三種基本途徑為：
(1)減容；
(2)去除廢物中的放射性核素；
(3)改變成分。
設計基準外部事件
與某個(gè)外部事件或幾個(gè)外部事件組合有關(guān)，能表達其特征，選定用于核電廠(chǎng)全部或其任何部分的設計參數值。
外圍地帶
直接圍繞廠(chǎng)區、須在人口分布和密度、山地和水的利用等方面考慮采取應急措施的可能性的地帶。
區域
足以把與某一現象有關(guān)的或某一特定事件影響所及的所有特征都包含在內的足夠大的一個(gè)地理區域。
物項
材料、零件、部件、系統、構筑物以及計算機軟件的通稱(chēng)。
客觀(guān)證據
基于觀(guān)察、測量或試驗的、可被驗證的、關(guān)于某物項或服務(wù)質(zhì)量的定量或定性資料、記錄或事實(shí)說(shuō)明。
合格人員符合特定要求、具備一定條件、而且被正式指定執行規定任務(wù)和承擔責任的人員。
能動(dòng)斷層
在地表或接近地表處有可能引起明顯錯動(dòng)的斷層。
對供方的評價(jià)
對供方的管理體系進(jìn)行評價(jià)，以確定供方是否有能力生產(chǎn)或提供規定質(zhì)量的物項或服務(wù)，并是否有能力提供據以驗收其物項或服務(wù)的證據。
運行人員
廠(chǎng)區人員當中參加核電廠(chǎng)運行的人員。
運行記錄
記載著(zhù)核電廠(chǎng)運行情況的歷史資料，如儀表記錄紙、各種證書(shū)、運行日志、計算機打印輸出和磁帶等。
核電廠(chǎng)運行管理者
由核電廠(chǎng)營(yíng)運單位(或其主管部門(mén))委任的負責指揮核電廠(chǎng)運行，并承擔直接安全責任的人員(或組織)。
安全限值
過(guò)程變量的各種限值，核電廠(chǎng)在這些限值范圍內運行已證明是安全的。記錄為各種物項或服務(wù)的質(zhì)量以及影響質(zhì)量的各種活動(dòng)提供客觀(guān)證據的文件。
技術(shù)規格書(shū)(技術(shù)條件)。
一種書(shū)面規定，說(shuō)明產(chǎn)品、服務(wù)、材料或工藝必須滿(mǎn)足的要求，并指出，確定這些規定的要求是否得到滿(mǎn)足的程序。
文件
對于質(zhì)量保證有關(guān)的活動(dòng)、要求、程序或結果加以敘述、定義、說(shuō)明、報告或證明的文字記錄或圖表資料。
檢驗
檢查工作的一部分，包括對材料、部件、供應品或服務(wù)進(jìn)行調查，在只靠這種調查就能判斷的范圍內確定它們是否符合規定的要求。
不符合項
性能、文件或程序方面的缺陷，因而使某一物項的質(zhì)量變得不可接受或不能確定。
監查
通過(guò)對客觀(guān)證據的調查、檢查和評價(jià)，為確定所制定的程序、細則、技術(shù)規格書(shū)、規程、標準、行政管理計劃或運行大綱及其他文件是否齊全適用，是否得到切實(shí)遵守以及實(shí)施效果如何而進(jìn)行的審核并提出書(shū)面報告的工作。
附錄 I
核電廠(chǎng)廠(chǎng)址選擇安全導則目錄
HADl0I／01 核電廠(chǎng)廠(chǎng)址選擇中的地震問(wèn)題
HADl02／02 核電廠(chǎng)的抗震設計與鑒定
HADl0I／02 核電廠(chǎng)廠(chǎng)址選擇的大氣彌散問(wèn)題
HADl0I／03 核電廠(chǎng)廠(chǎng)址選擇及評價(jià)的人口分布問(wèn)題
HADl0I／04 核電廠(chǎng)廠(chǎng)址選擇的外部人為事件
HADl0I／05 核電廠(chǎng)廠(chǎng)址選擇中的放射性物質(zhì)水力彌散問(wèn)題
HADl0I／06 核電廠(chǎng)廠(chǎng)址選擇與水文地質(zhì)的關(guān)系
HADl01／12 核電廠(chǎng)的地基安全問(wèn)題
HADl0I／07 核電廠(chǎng)廠(chǎng)址查勘
HADl0I／08 濱河核電廠(chǎng)廠(chǎng)址設計基準洪水的確定
HADl0I／09 濱海核電廠(chǎng)廠(chǎng)址設計基準洪水的確定
HADl01／10 核電廠(chǎng)廠(chǎng)址選擇的極端氣象現象
HADl01／ll 核電廠(chǎng)設計基準熱帶氣旋
微信公眾號