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發布XXXX-XX-XX實施

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目次

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

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

2規范性引用文件.......................................................................1

3術語和定義...........................................................................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經驗證的工程實踐.................................................................5

5.4質量保證.........................................................................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調試設計.........................................................................8

6.10優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................................................................11

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

7.5儀器儀表和控制系統..............................................................12

7.6電源系統........................................................................13

7.7輔助系統與支持系統..............................................................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規范性引用文件

本文件沒有規范性引用文件。

3術語和定義

下列術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動帶功率運行的次臨界系統等核設施或裝

置的統稱，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和構筑物，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

等反應堆場址內與反應堆或實驗裝置有關的一切其它設施。

[來源：核動力廠、研究堆、核燃料循環設施安全許可程序規定，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、同位素生產以及其它

工作的裝置。

[來源：HAF201-1995，名詞解釋]

3.4

正常運行normaloperating

研究堆在規定的運行限值和條件范圍內的運行。

[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預計至少發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operationalstates

正常運行和預計運行事件兩類狀態的統稱。

[來源：HAF102-2016，名詞解釋]

3.7

假設始發事件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釋放在可接受限值以內，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safetysystem

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定限值。

[來源：HAF102-2016，名詞解釋]

3.16

包容confinement

包圍含放射性物質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或設計基準事故中放

射性物質向環境的失控釋放。

[來源：HAF201-1995，名詞解釋]

3.17

調試containment

研究堆已安裝的設備和系統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

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

務的水平等一整套規定。

[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

安全系統整定值safetysystemsetpoints

為防止出現超過安全限值的狀態，在發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、公眾和環境免受過量

的放射性危害。為了實現基本安全目標，研究堆設計應采取措施以滿足以下要求：

a)控制在運行狀態下對人員的輻射照射和放射性物質向環境的釋放；

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生的可能性；

c)如果上述事件發生，減輕這些事件產生的后果。

3

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4.2輻射防護目標

應確保在各種運行狀態下，工作人員及公眾所受到的輻射照射低于規定限值，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技術安全目標

應采取一切合理可行的措施，防止研究堆發生事故；并在一旦發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。即使有一種故障發生，它將由適當的措施探測、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

故時保證提供適當的保護。

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

當的質量水平和經驗證的工程實踐，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，研究堆在其壽期內仍然可能發生某些假設始發事件。這一層次要求在

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

發事件的發生，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、安全系統和規程，控制事件的后果，并將其

控制在可接受的安全狀態；

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生的放射性釋放后果。該層次要求

要求制定適當的應急計劃等干預措施。

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

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包容在特定區域。所需實體屏障的數目取

決于單個屏障的有效性、可能的內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范和標準，以確定其適用性、恰當性和充

分性，并根據需要進行補充或修改，以保證設計質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量且其技

術經過鑒定或試驗。

5.3.3當引入未經驗證的設計或設施，或存在偏離已有工程實踐的情況時，應借助適當的支持性研究

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驗的檢驗，來證明其安全性是合

適的。新的設計、設施或實踐應在投入使用前經過充分的試驗，并在使用中進行監測，以驗證達到了預

期效果。

5.4質量保證

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

究堆每個構筑物、系統和部件以及總體設計的設計質量的措施,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)在所有運行狀態或事故工況下，均能停堆并使之保持在安全停堆狀態;

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，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進行監測的手段，以保證實現所要求的安全功能。

6.1.3安全功能應根據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

由正常運行的系統或設備執行，必要時可由安全系統或專設安全設施加以補充，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狀態分類

6.2.1.1應根據研究堆的運行特點確定研究堆狀態，并主要按發生頻率將研究堆狀態分成有限的幾類，

通常應包括：

a)正常運行；

b)預計運行事件；

5

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c)設計基準事故；

d)超設計基準事故。

6.2.1.2應根據發生頻率高的研究堆狀態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

堆狀態的發生頻率應很低的原則，為每類研究堆狀態確定適當的準則。

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、事故工況以及由內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滿足特定的驗收準則。

6.2.3設計限值

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

規和相關的監管要求。

6.2.4假設始發事件

6.2.4.1應使用系統化的方法確定一套完整的假設始發事件，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事件。

6.2.4.2確定假設始發事件時，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內部和外部危險

6.2.7.1應識別所有可預見的內部和外部危險，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事件及其產生

的荷載時，都應考慮內部和外部危險的影響。

6.2.7.2設計應適當考慮內部危險的可能性，如火災和爆炸、水淹、產生飛射物、結構坍塌和重物墜

落等。應提供適當的預防和緩解措施，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設計規范

應規定研究堆安全重要物項的設計規范，并應使其符合核安全法規和相關的監管要求，以及經驗證的工

程實踐，同時適當考慮其與研究堆技術的相關性。

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)安全系統整定值；

c)安全運行的限制條件；

d)監督要求；

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，根據其功能和安全重要性對其進行分級，并根據其安全分級確定其

抗震等級、質量保證等級和設計制造規范等級。

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生，并保持其功能不受到假設始發事件的影響。

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的實

體隔離)，以提高系統的可靠性。

6.4.5在設計安全重要系統和部件時，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行。

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

試前和調試后的定期檢查、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、檢查和監測

6.6.1.1設計應保證能夠對安全重要物項進行標定、試驗、維護、維修或更換、檢查和監測，以在設

計基準規定的所有條件下保證其執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行標定、試驗、維護、修理或更換、檢查和監測等活動。這些活動能夠

按照相關的規范和標準執行，并應與所執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的裕量，以便適當考慮中子脆化

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

期內執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、未經授權的接觸，非法轉讓或其他惡意行為，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

行實物保護系統設計。

6.9調試設計

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

裝和拆除作出規定。

6.10優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；

b)在系統和設備規定的參數限值（運行限值和條件）內運行研究堆；

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

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

執行。

6.10.7設計應支持運行人員履行職責和執行任務，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的有關程序，以便

于在研究堆各種狀態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事件的完整性；

c)分析和評價假設始發事件導致的事件序列與后果；

d)評價分析結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)論證通過安全系統的自動響應并結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對每一假設始發事件，在分析時應考慮下列因素：

a)輸入參數、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，

適當保存結構、系統和部件的需求，以及維護、定期試驗和檢查相關結構、系統和部件的需求。

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故障以及這種故障對事件序列的影響而增加始發件所造成的危害。

6.13.3對反應堆或實驗裝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、結構完整性和輻射防護規定方面完全匹配。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，包括對功率穩定性的要求。

6.13.6由于某些研究堆的靈活性及運行狀態的多變性，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廠房和構筑物

7.1.1安全重要廠房和構筑物的設計應考慮所有運行狀態。

7.1.2當廠房和構筑物承擔事故包容功能時，還應滿足在7.4節的要求。

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構完整性，并在考慮運行狀態下所有可能導

致其性能劣化的因素后，能夠承受預期的堆內輻照和環境條件。

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，反應性控制機構和實驗裝置等)的設計及建造應使所有運

行狀態下規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。

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和

事故工況下，廠區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應規定反應性控制系統或實驗允許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。

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。

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。根據反應堆的特征，應考慮并可能需要第二套獨立的停堆

系統。

7.2.4.2停堆系統應具有足夠的停堆反應性，以便在所有運行狀態及事故工況下，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，并維持足夠的停堆深度。

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

7.2.4.4停堆系統的單一故障不得阻礙該系統在需要時實現其安全功能。

7.2.4.5停堆系統除自動觸發外，還應設置手動觸發裝置，同時也應設置一個或多個適合應急停堆的

手動觸發裝置。

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定的狀態。

7.3反應堆冷卻劑系統

7.3.1反應堆冷卻劑系統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冷卻劑系統應能進行試驗或監督，以防邊界泄漏、快速增長的裂紋及脆裂的發生。可根據具

體情況應用多道屏障原則(例如:一回路冷卻系統可全部放在水池里，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，并去除

冷卻劑中包括活化腐蝕產物和裂變產物的放射性物質。

7.3.4堆芯余熱導出

7.3.4.1除主冷卻系統外，還應設置一個獨立的余熱排出系統。

7.3.4.2對于采用止回閥或相當的系統用于從強迫循環冷卻向自然循環冷卻過渡或者以自然冷卻運行

且這種模式為安全系統一部分的反應堆系統，應適用單一故障準則，并應提供用以證實這些系統在需要

時能起作用的方法。

7.3.5堆芯應急冷卻

7.3.5.1在出現設計基準規定的冷卻劑喪失事故時，應急堆芯冷卻系統應能防止燃料發生明顯損壞。

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

設計功能。

7.3.5.3應急堆芯冷卻系統的設計應能使其部件便于進行定期檢查，并能進行適當的定期功能試驗，

以驗證其能實現預定的設計功能。

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以下安全功能：

（a）在運行狀態和事故工況下包容放射性物質；

（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、堆芯部件或實驗裝置破損的事故后能使放射性物質的釋

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

應能夠防止運行狀態下放射性物質的非計劃釋放，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境條件的影響。

7.4.4包容設施的設計應有適當的裕量，以承受設計基準事故工況下的最高壓力和溫度。

7.4.5在發生事故（包括可能產生壓力增加的事故）的情況下，應通過適當的措施對包容設施的泄漏

進行控制，以防止放射性物質向環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測通風系統運行性能的措

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，將放射性物質的

任何釋放保持在規定限值之下；在超設計基準事故下，將放射性物質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

7.5.1儀器儀表

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

靠運行所需主要過程參數，用于確定處于事故工況下設施的狀態，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聲光報警系統應能及早指示可能導致反應堆安全性下降的運行狀態變化。

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

恰當的安全相關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

應設置適當且可靠的控制系統，使得相關的過程變量保持在規定的運行范圍內。

7.5.3保護系統

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

系統中去。

7.5.3.2保護系統的設計應能保證當此系統一旦觸發其必要的動作就不受手動操作的影響或阻礙，并

且在事故發生后的短時間內不需要手動操作。

7.5.3.3保護系統的設計應貫徹多樣性原則，如可能，對每一個假設始發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。

7.5.3.4保護系統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保護系統的設計應確保在保護系統出現共因故障時使反應堆處于安全狀態。

7.5.3.6保護系統的所有部件應能進行功能試驗。

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7.5.3.7保護系統一旦觸發，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點和安全限值之間有一定的裕量，即保護系統觸發的動作能在達到

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，防止安全重要的聯鎖和保護停堆發生旁路。設計中應對聯鎖和保護停堆旁

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

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

回到安全狀態。

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。

7.6電源系統

7.6.1應提供實現運行狀態和事故工況下基本安全功能所需的可靠電力供應。

7.6.2應向需要持續供電的安全系統（如反應堆保護系統和輻射監測系統）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事件和將執行的相關安全功能，以確定對所需

供電能力、供電可用性和供電持續時間以及供電容量和供電持續性的要求。

7.7輔助系統與支持系統

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

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濃度較高的研究堆區域設置足夠的輻射監測系統和通風系統，包括相應的

過濾裝置。

7.7.4設計應采取適當的防火和防爆措施，并在一旦發生失火、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應設置適當的通訊系統，以便使研究堆操作人員在運行狀態和事故工況能夠及時獲得控制室之

外發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下，不會對反應堆、其它實驗、廠區人員或公眾造成

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

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的實驗參數監測儀表，以充分監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、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，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（應優先采用幾何安全布置）并留有規定的裕量，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)保證具有適當的操作程序和核材料衡算控制，以防止核燃料丟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設計成能夠在運行狀態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為使放射性物質排放總量及濃度保持在規定限值以內并可合理達到的盡量低，研究堆應設置適

當的處理放射性固體、液體和氣體廢物的系統。

7.10.2應在設計中考慮并根據需要提供適當的手段（如屏蔽和衰變系統），以減少對工作人員的照射

和放射性向環境的釋放。

7.10.3設計應考慮便于放射性廢物的轉移、運輸和裝卸的適當設施。

7.10.4研究堆設計應有適當的手段來控制放射性氣載和液態流出物的釋放，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

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（如衰變箱）以及控制區內外輻射和氣載放射性物質監測

儀表應考慮所有運行狀態和事故工況。

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

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

7.11.1.4結構材料，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。在制定廠區人員和公眾的輻射防護措施時，應考慮到反應堆工藝系統中

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

7.11.1.5應根據研究堆各個區域的輻射水平進行輻射分區。應對這些區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

蔽作出規定。

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

應針對運行狀態和事故工況，設計具有適當過濾器的通風系統。

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生的放射性廢物的安全處理作出規定。應為運行人員和設備提供合適的

去污設施。

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

他人員的照射。

7.11.2輻射監測

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

測，以及在超設計基準事故下提供盡實際可行的輻射監測。

7.11.2.2為保證適當的輻射防護監測，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下輻射水平的變化使得僅能允

許在某些規定時段內出入的場所，監測輻射劑量率；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)固定式監測設備：用于在運行人員日常停留的區域和氣載放射性物質的活度水平可能達到須采

取保護措施程度的區域，測量空氣中放射性物質的活度；

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

素的濃度，以及在研究堆或環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：用于在向環境排放流出物之前或期間對其進行監測；

e)裝置：用于測量放射性表面污染；

f)輻射監測：在研究堆出口進行，以檢測未經許可轉移的放射性物質或意外污染。

7.11.2.3除在設施內進行監測外，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下運行，通常應設置高度可靠的停堆系統，需要設置應急堆芯冷卻系統以保證堆

芯余熱的有效排出；對反應堆廠房或其它包容結構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冷卻方式排出熱量；反應堆需要設置可靠的停堆系統，停

堆后應保證堆芯在要求的時間內得到冷卻，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；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，以防止放射性物質向環境的不可控釋放；

廠房和構筑物（2）防止內、外部事件對所包容的安全系統的影響；

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

括反應堆停堆系統）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下都不超過其規定的燃料和冷卻劑限值

路

應急堆芯冷卻系統冷卻劑喪失事故后，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

（3）必要時，在包容系統的不同區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境條件。

（1）啟動保護動作，以便停堆、冷卻、包容放射性物質和緩解事故的后果；

保護系統

在條件不滿足時，控制聯鎖機構以防止操作錯誤。

其它安全相關儀表（1）使反應堆各參數保持在運行限值之內而不達到安全限值；

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

電源向系統和設備提供充足的、質量