核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计-中华人民共和国环境.DOC

附件三： 《核动力厂反应堆冷却剂系统及其 有关系统设计》编写说明 （征求意见稿）  《核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计》 编写说明 一．编写工作背景 随着科学技术的进步以及国际核工业界在核动力厂安全运行和管理方面经验的积累，国际原子能机构（IAEA）全面地开展了针对核动力厂的安全要求及安全导则的修订工作。新的安全要求文件No. NS-R-1“Safety of Nuclear Power Plant: Design”于2000年9月正式出版，它是对1988年出版的原安全规定文件No.50-C-D(Rev.1)“Code on the Safety of Nuclear Power Plant: Design”的正式修订。随后，IAEA陆续修订和出版了该安全要求下的一系列安全导则，新的IAEA安全导则No. NS-G-1.9 “Design of the Reactor Coolant System and Associated Systems in Nuclear Power Plants”就是其中之一，它是对安全系列No.50-SG-D6“核动力厂最终热阱及其直接相关的输热系统（1981）”和安全系列No.50-SG-D13“核动力厂反应堆冷却剂系统及其相关系统（1986）”两个安全导则的修订与合并，新的安全导则替代原有两个导则。 为了提高我国核动力厂的设计和运行水平，使之与国际先进水平接轨，国家核安全局决定对《核电厂设计安全规定》和《核电厂运行安全规定》及其下属的一系列核安全导则进行及时的修订。 二．编写简况 IAEA的核安全标准中关于核动力设计的安全要求及导则是由IAEA聘请各国专家在总结各核电先进国家经验的基础上制定的，其内容较完整、系统、严谨。本安全导则是依据IAEA安全导则“核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计（Design of the Reactor Coolant System and Associated Systems in Nuclear Power Plants safety standards series No. NS-G-1.9 IAEA, Vienna(2004) ）”为参考蓝本编写而成的。在编制过程中考虑了与我国现行核安全法规和标准的协调，并力图确保本导则与2004年国家核安全局发布的《核动力厂设计安全规定》保持一致并对其技术内容进行补充。 2004年11月，编写组完成《核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计》（Design of the Reactor Coolant System and Associated Systems in Nuclear Power Plants safety standards series No. NS-G-1.9 IAEA, Vienna(2004)）翻译初稿，并在国家环保总局核与辐射安全中心内部加以讨论，经过一校、二校、三校后形成翻译稿，在此基础上参照新发布的核安全导则（如HAD102/17核动力厂安全评价与验证）以及现行的核安全导则HAD102/08核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统（1989）和HAD102/09核电厂最终热阱及其直接有关的输热系统（1987）的格式和内容，编制完成了《核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计》安全导则稿。 三．主要内容 本安全导则的编制考虑了将国家核安全局1989年颁布实施的核安全导则HAD102/08《核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统》以及1987年颁布实施的核安全导则HAD102/09《核电厂最终热阱及其直接有关的输热系统》进行修订与合并。本安全导则将替代以上安全导则。 本安全导则的主要内容包括： 第一章引言； 第二章反应堆冷却剂系统及其有关系统的范围； 第三章总的设计原则； 第四章特定的设计要求； 附录A压力管型加压重水堆反应堆冷却剂系统及其有关系统； 附件I反应堆冷却剂系统的主要部件； 附件II反应堆冷却剂系统及其有关系统流程图； 附件III安全分级与流体系统的安全级接口装置。 与1989年HAD102/08《核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统》以及1987年HAD102/09《核电厂最终热阱及其直接有关的输热系统》相比： 新的安全导则第一章，概述了该导则的编写目的和范围，在结构和内容上变化不大。 新第二章对反应堆冷却剂系统及其有关系统的范围做了修订和重新分类，补充了连接系统、最终热阱。 新第三章对原安全导则总的设计原则进行了合并和修订，取消了原导则关于环境条件和鉴定以及退役的设计考虑事项章节；补充了安全分级、预防可燃气体聚集、先进堆的设计等章节。 新第四章为特定的设计要求，取消了原安全导则关于慢化剂系统以及换料机冷却剂供应系统的说明，另外补充了《核电厂最终热阱及其直接有关的输热系统》中的相