发布文号: 国核安办〔2006〕7号
国防科工委、中国核工业集团公司、中国核动力研究设计院、中国原子能科学研究院、中国工程物理研究院、清华大学核能与新能源技术研究院、国家环保总局核安全中心、国家环保总局北方核安全监督站、国家环保总局四川核安全监督站、国家环保总局上海核安全监督站、国家环保总局广东核安全监督站、北京核安全审评中心、苏州核安全中心、机械院可靠性中心、中国核动力运行研究所、核工业标准化研究所、深圳大学、山东省地质科学实验研究院、西北核技术研究所：
由我局组织起草的核安全导则《研究堆安全分类》(征求意见稿)已编制完成。现将《研究堆安全分类》(征求意见稿)及《“研究堆安全分类”编制说明》寄给你单位。请你单位组织专家征求意见，并将意见进行汇总。《意见汇总》应包括具体修改意见和专家姓名。
请于2006年 2月28日前将《意见汇总》(包括书面意见和电子版)寄北京核安全审评中心。
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二○○六年一月二十四日
附件：1.研究堆安全分类(征求意见稿)
国家核安全局
2006年1月
核安全导则
HADxxxxx
研究堆安全分类
本导则自发布之日起实施
本导则由国家核安全局负责解释
1 引言
1.1 目的
鉴于动力堆与研究堆以及不同类型研究堆之间存在重要差异，以及国内外数十年研究堆核安全管理的经验，对研究堆进行安全分类从而为研究堆选址、设计、建造、调试、运行和退役各个阶段的活动和安全监督管理提供指导是非常必要的。为此，特编制本安全导则，指导研究堆安全分类。
本导则采用放射性潜在风险准则进行研究堆安全分类。该准则是根据与反应堆有关的放射性潜在风险，及其为满足《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》，《研究堆设计安全规定》，《研究堆运行安全规定》和有关的安全导则及规范标准的要求所需采取的安全措施，综合二者的分析结果，作为研究堆安全分类的准则。本导则在分类的同时还明确各类研究堆的安全要求，以确保研究堆的安全设计和安全运行。
1.2 范围
1.2.1 本导则中确定的研究堆安全分类准则和安全要求适用于包括临界装置设施在内的研究堆的厂址评价、设计、建造、调试、运行和退役，也应尽实际可能适用于在役的研究堆。次临界装置设施不受这些要求的约束。
1.2.2 本导则中研究堆系指主要用于为研究和放射性同位素生产等目的而产生和利用辐射的核反应堆。不包括用于发电、船用推进、海水淡化或区域供热的核反应堆。该术语涵盖反应堆堆芯、实验装置以及与反应堆相关实验装置有关的所有其他设施。
1.2.3 本导则推荐了按照研究堆可能的潜在风险进行研究堆安全分类的准则和执行程序。该安全分类为确定那些可能对公众和环境造成放射性危害的研究堆的安全要求奠定基础。
1.2.4 功率水平超过几十兆瓦的研究堆、快堆以及利用高压和高温回路、冷中子源和热中子源等实验装置(例如用于检验有害物质的反应堆)的反应堆根据营运组织提出建议，并须经监管机构核准可适用本导则。但是可能需要适用一些动力堆标准和/或补充安全措施。
1.2.5 本导则也适用于研究堆相关的核燃料储存设施的核安全分类工作。对于现有的在役研究堆及其相关的核燃料储存设施的设计修改工作也可参照应用。
2 安全目标
2.1 三大安全目标
2.1.1 总的核安全目标：通过在核装置中建立并保持对放射性危害的有效防御，使个人、社会和环境免受伤害。
(注释：这条总的核安全目标得到了处理辐射防护和技术问题的两条补充性安全目标的支持。它们是互相依赖的：这些技术方面的措施与行政和规程方面的措施一道，共同确保防御起因于电离辐射的危害。)
2.2.2 辐射防护目标：要确保装置内的或由有计划地从该装置释放出的任何放射性物质引起的射线照射，在一切运行状态下均低于规定限值和保持在合理可行尽量低的水平，并要确保任何事故的放射学后果能得到缓解。
2.2.3 技术安全目标：要采取一切合理可行的措施防止在核装置中发生事故及一旦发生事故时缓解其后果；对于在设计该装置时考虑过的一切可能事故，包括概率非常低的事故而言，要以高可信度确保任何放射学后果都是小的和低于规定限值的；并要确保有严重放射学后果的事故的可能性极低。
(注释：以上三大安全目标，第一项安全目标是一般性的。另两项安全目标是补充性的，涉及辐射防护和安全的技术方面。)
2.2.4 安全目标要求将核装置设计和运行能确保一切射线照射源处于严格的技术和行政控制之下。但是，辐射防护目标不排除人受到有限的照射，也不排除法规许可数量的放射性物质从处于运行状态的装置向环境的释放。不过，此种照射和排放必须受严格控制，并必须符合运行限值和辐射防护标准。
2.2.5 虽然应当采取措施以便将所有运行状态下的辐射照射限制在合理可行尽量低的水平，并将可能导致对辐射源失去正常控制的事故的可能性减至最低程度，但仍会存在可能发生事故的概率，尽管这种概率非常低。因此，应当采取措施以确保可能发生的任何事故的放射学后果能够得到缓解。这类措施包括专设安全设施、营运组织制订的现场程序及相关主管部门制定的厂外干预措施，其目的是在一旦发生事故时减轻辐射照射。
2.2 关于电离辐射防护和辐射源安全的安全标准
根据GB18871-2002的要求，可以将上节中的三大安全目标具体体现在辐射照射有关的各项要求上，包括相应的剂量限值。
2.2.1 总的要求
● 任何与辐射照射相关的活动的有关要求与该活动的特性及其所致的照射的大小和可能性相适应。
● 应对个人受到的正常照射加以限制，以保证除事故情况外，各项活动的综合照射所致的个人总有效剂量和有关器官或组织的总当量剂量不超过规定的相应剂量限值。
● 应对个人所受到的潜在照射危险加以限制，使来自各项活动的所有潜在照射所致个人危险与正常照射剂量限值所相应的健康危险处于同一数量级水平。
● 对于来自一项活动的任一特定源的照射，应使防护与安全最优化，使得在考虑了经济和社会因素之后，个人受照剂量的大小，受照射的人数以及受照射的可能性均保持在可合理达到的尽量低水平；这种最优化应以该源所致个人剂量和潜在照射危险分别低于剂量约束和潜在照射危险约束为前提条件。
● 对于一项活动中的任一特定的源，其剂量约束和潜在照射危险约束应不大于监管部门对这类源规定或认可的值，并不可能导致超过剂量限值和潜在照射危险限值的值。
● 对任何可能向环境释放放射性物质的源，剂量约束还应确保对该源历年释放的累积效应加以限制，使得在考虑了所有其他有关活动和源可能造成的释放累积和照射之后，任何公众成员(包括后代)在任何一年里所受到的有效剂量均不超过相应的剂量限值。
2.2.2 相关剂量限值
根据GB18871-2002以及IAEA有关剂量限值的要求，研究堆安全分类相关剂量限值推荐为：
2.2.2.1 剂量限值
● 工作人员的辐照必须控制在下列剂量限值范围之内：
连续五年的年平均有效剂量≤20mSv
单独一年的年有效剂量≤50mSv
眼球一年的等效剂量≤150mSv
端部(四肢)和皮肤的年等效剂量≤500mSv
● 公众相对关键组估计的平均剂量限值必须控制在下列范围之内
一年的有效剂量≤1mSv
在特殊情况下，一年的年有效剂量可控制在≤5mSv范围之内，但是其随后的连续五年的年平均有效剂量必须≤1mSv
眼球的年等效剂量≤15mSv
皮肤的年等效剂量≤50mSv
2.2.2.2 剂量约束
工作人员为：5mSv/a
公众为： 0.25mSv/a
2.2.2.3 危险约束
工作人员为：50mSv/a
公众为：5(或取5-15之间某一值)mSv/a
3 安全功能
3.1 基本安全功能
研究堆的基本安全功能要求如下：
● 在所有运行状态或事故工况下，均能停堆并使之保持在安全停堆状态；
● 足以排除停堆后(包括事故工况停堆后)堆芯余热；
● 包容放射性物质，尽量减少向环境释放。
通过各种手段确保上述功能的实现，从而达到安全目标的要求。
3.2 选定的研究堆的安全功能
选定的研究堆的安全功能列于表1。安全功能是与结构、系统和部件有关的对于确保反应堆安全必不可少的特征功能。安全功能应与特定的反应堆设计相适合。一些安全功能与某些类型的研究堆无关。安全功能是在对结构、系统和部件的适用要求进行分级时的一个关键要素。必须确定每一结构、系统和部件所发挥的安全功能。表1列出选定的安全功能。如果对某一特定反应堆不规定执行其中的某种安全功能，则必须证明其合理性。
表1. 选定的研究堆的安全功能
安全重要物项 安 全 功 能
建筑物和结构
(a)形成阻挡放射性物质向环境无控制释放的屏障(b)对封闭的安全系统提供保护以防止外部和内部事件的影响(c)提供防止辐射的屏蔽反应堆堆芯(d)保持燃料的几何形状和必要的冷却剂流动通道，以确保反应堆在所有运行状态下和设计基准事故中实施停堆和排热的可能性(e)提供反应性的负反馈(f)提供慢化和控制中子通量的手段燃料基体和包壳 (g)形成阻挡从燃料中释放裂变产物和其他放射性物质的屏障(h)提供恒定的构形反应性控制系统(包括停堆系统) (I)控制反应堆堆芯的反应性，确保反应堆能够安全停堆，并确保反应堆在任何运行状态下或设计基准事故中均不超过燃料设计限值和其他限值反应堆冷却剂回路 (j)提供适当的堆芯冷却，并确保反应堆在任何运行状态下或设计基准事故中均不超过对燃料和冷却剂的规定限值堆芯应急冷却系统 (k)在发生冷却剂丧失事故后，以适当的速度从反应堆堆芯排出热量，以防止燃料的显著破损反应堆保护系统 (l)采取保护行动以实施停堆，冷却和封闭放射性物质，并缓解事故后果(m)控制连锁装置，以便在所需条件尚未满足的情况下防止操作失误与安全有关的其他仪器仪表和控制系统 (n)在反应堆参数未达到安全限值的情况下，使这些参数保持在运行限值的范围内(o)向反应堆运行人员提供和显示迅速确定反应堆保护系统状况所需的充足信息，并采取正确的安全相关行动供电(p)向系统和设备提供质量适宜的充足电力，以确保它们在必要时有能力发挥其安全功能燃料装卸和贮存系统(q)最大程度地减少辐射照射(r)防止误临界(s)限制燃料升温(t)贮存新燃料和辐照燃料(u)防止燃料的机械性或腐蚀性破损辐射监测系统 (v)提供测量和报警，以最大程度地减少对运行人员和研究人员的辐射照射防火系统(w)确保火灾或火灾诱发爆炸的不利影响不会妨碍安全重要物项在必要时发挥其安全功能
4 安全分类
4.1 安全分类准则
4.1.1 研究堆用于特定的各种目的，例如研究、培训、放射性同位素生产、中子放射治疗和材料检验。这些目的要求研究堆具有不同的设计特点和不同的运行方式。研究堆的设计和运行特征可能差别很大，而且实验装置的使用也会影响反应堆的性能。此外，在研究堆使用方面的灵活性要求也需要采用不同的方案来实现和管理安全。
4.1.2 与动力堆相比，大多数研究堆对公众造成危害的可能性很小，但它们对运行人员造成危害的可能性会比较大。
4.1.3 低功率研究堆安全分析的范围、程度和详尽性可能明显低于对高功率研究堆的要求，因为某些事故假想方案可能不适用，或可能只需要进行有限的分析。例如，冷却剂丧失事故的处理可能因反应堆功率和设计的不同而差别很大。
4.1.4 在分类中应当考虑下列影响安全的因素：
(a)反应堆功率；
(b)源项；
(c)易裂变和可裂变材料的数量和富集度；
(d)乏燃料元件、高压系统、加热系统以及可能影响反应堆安全的易燃物的贮存；
(e)燃料元件的类型；
(f)慢化剂、反射层和冷却剂的类型和质量；
(g)可以引入的反应性量及其引入速率，反应性控制，以及固有安全特性和附加安全特性；
(h)安全壳结构或其他封隔手段的质量；
(I)反应堆的利用(实验装置、试验、反应堆物理实验)；
(j)选址；
(k)与人群的接近程度。
4.2 安全分类及其安全要求
4.2.1 安全分类
根据影响安全的因素分析研究堆潜在的放射性风险，即根据初因事件发生概率与事件的放射性后果之乘积分析研究堆在未设置安全系统的原始情况下潜在的放射性风险。根据此准则，本导则将研究堆分为三类：
第一类：“低度风险”类，具有一般的厂内放射性潜在风险，又称常规的“工业风险”类；
第二类：“中度风险”类，具有较明显的厂内放射性潜在风险；
第三类： “高度风险”类，具有较明显的厂内、外放射性潜在风险。
4.2.2各类研究堆的安全要求
根据安全目标要求确定对这三类研究堆的安全要求，简述如下。
● 第一类研究堆又称“低度风险”研究堆的安全要求： 要求确保安全停堆且保持安全停堆状态。一般只需设置安全保护系统就能满足安全目标的要求，而其它构筑物、系统设备可按常规工业标准设计。
● 第二类研究堆又称“中度风险”研究堆的安全要求： 要求确保安全停堆且保持安全停堆状态，同时还要保证堆芯的冷却和余热导出。一般需设置安全保护系统、堆芯应急冷却系统及余热导出系统才能满足安全目标的要求。
● 第三类研究堆又称“高度风险”研究堆的安全要求： 要求确保安全停堆且保持安全停堆状态，保证堆芯的冷却和余热导出，同时还要确保对放射性物质的包容。一般需设置安全保护系统，堆芯应急冷却系统及余热导出系统和放射性包容系统才能满足安全目标的要求。
从这些核安全要求也可以更好地理解潜在的放射性风险的含义以及为了应对相应的潜在的放射性风险所应采取的安全措施。
5 安全分类实施程序
5.1 确定潜在源项
根据功率大小、运行模式、燃料特性、反应性特性、实验装置特性以及放射性废物贮存特性等确定源项大小。
5.2 确定放射性释放途径
根据系统特性、初始事件和事故特性以及运行特性等分析可能的放射性释放途径。
5.3 确定厂址边界剂量
根根厂址特性和可能的放射性释放途径计算厂址边界剂量。
5.4 确定所需的安全功能及其相应的安全系统
根据安全目标的要求，确定研究堆应具备的安全功能及相应的安全系统。
5.5 确定研究堆的安全类别
根据安全分类的原则确定研究堆的安全类别。
附件二：研究堆安全分类(征求意见稿)编制说明
一、编写的必要性
鉴于动力堆与研究堆以及不同类型研究堆之间存在重要差异，对于众多类型的研究堆，在安全监督管理上，必须采取分别对待的策略，也就是说要将研究堆按照其安全特性进行分类，实施安全监督管理。国内外数十年研究堆核安全管理的经验，也说明对研究堆进行分类从而为研究堆选址、设计、建造、调试、运行和退役各个阶段的活动和安全监督管理提供指导是非常必要的。
目前国内尚无研究堆分类的安全导则，而国际上也无可参照的兰本。为此，作为安全监管部门必须编写相应的指导性文件，以便对研究堆进行分类，实施分类管理。
二、编写依据
主要依据下列法规和规章：
·《中华人民共和国放射性污染防治法》
·《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》
·《研究堆设计安全规定》
·《研究堆运行安全规定》
参照数十年研究堆核安全管理经验和下列文件编写本导则：
·《研究堆厂址选择》
核安全法规技术文件HAF·J0005 1992.4.6
·《Siting of Research Reactor》
IAEA-TECDOC-403 1987
·《Earthquake Resistant Design of Nuclear Facilities with Limited Radioactive Inventory》
IAEA-TECDOC-1347 2003
·《Safety of Research Reactor》
IAEA NS-R-4 2005
·《研究堆安全分类的初步探讨》
研究堆核安全法规研讨会报告 2001.1.15
三、国内外现状
目前国内外尚无关于研究堆分类的技术文件或导则。IAEA在上节所列的参考文献中，提出了将研究堆进行分类的思想。但是只是提出了简单的以功率为准则(IAEA-TECDOC-403 和 IAEA-TECDOC-1347)开展分类的原则。由于过于简单而无法为研究堆安全监督管理提供有效的指导。近期IAEA又发表了有关研究堆安全分类较详细的原则性意见，为本导则的编制提供了指导意见。
国内自上世纪未开始关注研究堆分类工作以来，对分类工作进行了初步设想和多次专家研讨活动。但是由于未建立完整的研究堆分类管理的法规标准体系和以及明确的研究堆分类准则，致使研究堆安全分类管理工作未顺利开展。
目前，基于研究堆分类的研究堆安全管理体系的框架已经确定，有关研究堆分类的技术准备亦巳取得一定进展。编写研究堆分类导则的条件巳经成熟。
四、主要考虑的问题
4.1 放射性潜在风险准则
本导则推荐采用放射性潜在风险准则进行研究堆分类。放射性潜在风险是指：根据影响安全的初因事件发生概率与事件的放射性后果之乘积分析研究堆在未设置安全系统的原始情况下可能产生的潜在的放射性风险。
该准则是根据与反应堆有关的放射性潜在风险，及其为满足《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》，《研究堆设计安全规定》，《研究堆运行安全规定》和有关的安全导则及规范标准的要求，所需采取的安全措施，综合二者的分析结果，确定研究堆分类的准则。在分类的同时还明确各类研究堆的安全要求，以确保研究堆的安全设计和运行安全。
4.2 研究堆分类的操作
4.2.1 确定潜在源项
根据功率大小、运行模式、燃料特性、反应性特性、实验装置特性以及放射性废物贮存特性确定源项大小。
4.2.2 确定放射性释放途径
根据系统特性、初始事件和事故特性以及运行特性分析可能的放射性释放途径。
4.2.3 确定厂址边界剂量
根根厂址特性和可能的放射性释放途径计算厂址边界剂量。
4.2.4 确定所需的安全功能及其相应的安全系统
根据安全目标的要求，确定研究堆应具备的安全功能及相应的安全系统。
4.2.5 确定研究堆的安全类别
根据导则安全分类的原则确定研究堆的安全类别。
4.3 研究堆分类的应用
研究堆分类是研究堆执照申请工作的重要支柱。只有在明确了研究堆的安全类别后，才能按照研究堆执照申请实施细则开展研究堆的执照申请工作。
研究堆分类是研究堆安全分析的重要组成部份，也是安全分析的出发点。只有明确了研究堆的类别后，才能明确研究堆的安全要求，才能确定安全分析的前提和范围。
研究堆安全分类也是研究堆安全监督管理，包括安全审评的前提条件。因为研究堆的安全类别和研究堆的安全要求是紧密相联的，是至对应的。这也为其后的监管工作明确了要求和工作范围。
