HAD 202-02-2017标准规范下载简介

HAD 202-02-2017 研究堆定期安全审查.pdf简介：

HAD 202-02-2017 研究堆定期安全审查.pdf部分内容预览：

（2017年4月11日*家核安全局批准发布）

本导则是指导性文件。在实际工作中可以采用不同于本导则的 方法和方案，但必须证明所采用的方法和方案至少具有与本导则相 同的安全水平。

目 录1引言.1.1目的..1.2范围.2 审查策略.定期安全审查的安全要素，83.1概述，3.2研究堆的设计和安全分析，93.3构筑物、系统和部件的实际状态和老化管理03.4安全性能13.5组织机构和行政管理，23.6程序.33.7总体评价..44审查的程序.44.1概述.44.2研究堆营运单位的活动..55研究堆继续运行的可接受依据66审查后的工作86.1实施纠正行动和安全改进计划.86.2文件保管8附件I审查要点DB12∕T 990-2020 建筑类建设工程规划许可证设计方案规范，95

I.1 引言 9 I.2研究堆的设计和安全分析 9 I.3构筑物、系统和部件的实际状态和老化管理 9 I. 4 安全性能. 2 0 I.5组织机构和行政管理， 一 I.6程序 .2 2

1.1目的 1.1.1为指导研究堆定期安全审查工作，制定本导则。 1.2范围 1.2.1本导则适用于在役研究堆的定期安全审查。 1.2.2定期安全审查不适用于退役阶段的审查，但通过定期安 全审查产生的文件将是计划退役的重要输入之一。 2审查策略 2.1定期安全审查用以评价研究堆老化、修改和厂址方面的积 累效应。这种审查包括按照设计时适用的法规和安全标准对研究堆 的设计和运行进行审查，按照现行的法规和安全标准进行比较和评 价，自的在于确保研究堆在整个运行寿期内具有可接受的安全水 平。 2.2为便于审查，可将研究堆定期安全审查任*按若干安全要 素进行划分。 2.3对于每个安全要素，都要按照设计时适用的法规和安全标 准进行审查，按照现行的法规和安全标准进行比较和评价。应根据 评价结果，确定合理可行的纠正行动和安全改进计划。纠正行动和 安全改进计划要考虑各安全要素的相互作用，以及纠正行动和安全 改进对所有安全要素的影响。

2.4在考虑所有纠正行动和安全改进之后，应对依然未得到适 当处理的全部弱项进行评价，并综合判断反应堆的安全水平是否可 以接受。 2.5定期安全审查周期应根据《研究堆安全许可证件的审请和 颁发规定》的要求确定。 2.6应尽可能利用相关研究成果以及运行期间其他安全审查和 监督检查的结果，以最大限度减少重复性工作。

3定期安全审查的安全要素

3.1概述 研究堆定期安全审查的内容可划分为5个安全要素。审查过程 中，应对各个安全要素的审查结果进行汇总，给出总体评价。 3.1.1定期安全审查的安全要素如下： （1） 研究堆的设计和安全分析； （2） 构筑物、系统和部件的实际状态和老化管理； （3） 安全性能； （4） 组织机构和行政管理； （5） 程序。 3.1.2质量保证作为组织机构和行政管理的一个方面，根据实际 情况进行评价。辐射防护及其有效性作为研究堆各个安全要素的一 个特定方面予以审查。 3.1.3可根据研究堆安全分类，选择定期安全审查的安全要素及

法，特别是用于瞬态分析的计算机程序。应分析在这些计算中采用 的假设（如保守性、最佳估计）所带来的不确定性，以便更好地了 解安全裕度。 3.3构筑物、系统和部件的实际状态和老化管理 3. 3. 1 目的 审查的目的是：（1）确定安全重要构筑物、系统和部件的实际 状态，以及状态是否满足设计要求；（2）确定是否对研究堆的老化 进行了有效的管理，并判断安全重要的构筑物、系统和部件的性能 变化趋势和预期服役时间。 3.3.2说明 3.3.2.1审核现有记录的有效性，要保证准确地反映构筑物、系 统和部件的实际状况及维修和检查中发现的重大问题。缺少必要资 料时，应做专！试验或检查。部分区域由于可达性等原因可能无法 进行检查，其相关物项的实际状态往往难以确定，应认真分析此类 情况对安全的影响。 3.3.2.2应将每个安全重要构筑物、系统和部件的现行状态与 其设计基准进行对照，以保证老化尚未显著地影响这些物项，设计 基准能够得到满足。在某些方面不能充分证明与设计基准相符时， 应做一些附加检查，以确定这些构筑物、系统和部件能满足使用要 求，否则应提出执行纠正行动的建议，如更换部件。对于修改后的 构筑物、系统和部件，在正常运行和事故工况下的功能或载荷需得 到安全分析确认。

3.5. 2说明 3.5.2.1在每次定期安全审查中都应分析组织机构和行政管理 对核安全的影响。审查中应确认组织机构和行政管理在培育和落实 安全文化中起的重要作用。应通过审查来核实研究堆的组织机构和 行政管理符合良好实践，不会造成不可接受的风险。审查内容包括： 组织机构设置、管理实践、技术支持、培训、质量保证、记录、对 核安全监管要求和其他强制性要求的遵守情况。本审查应确定是否 有足够数量的合格人员从事安全重要工作。 3.5.2.2由于本安全要素涉及对营运单位管理者本身及有关事 项的审查，必要时，可安排营运单位以外的专家承担或参加此方面 审查任*。 3.6程序 3. 6. 1 目的 审查的目的是确定研究堆在运行、维修、检查、试验、应用和 修改等方面的程序是否符合适用的法规和标准。 3. 6.2 说明 鉴于研究堆应用的灵活性，要特别注意建立充分的管理性控制 程序。研究堆的程序应全面，每项程序都应为止式批准的有效程序。 程序应符合研究堆的实际情况，尽可能反映最新实践，文学表述含 义要明确，并方便相关人员使用。审查的重点应集中在安全重要性 较高的程序上。应审查程序制订和控制的相关内容。程序使用人员 应尽可能参与相应程序的制订。该安全要素的审查应覆盖：

（1）正常和异常（包括设计基准事故）工况的运行规程； （2） 维修、试验和检查规程； （3） 工作许可程序； （4） 研究堆设计修改、软件和硬件修改以及文件升版的控制 程序； （5）包括厂区放射性物质转移在内的辐射防护程序。 3.7总体评价 3.7.1总体评价的目的是在完成全部或选定的安全要素审查， 并考虑所有未消除弱项、所有纠正行动和安全改进之后，对研究堆 的安全作出总体评价。 3.7.2应编制总体评价报告，内容包括定期安全审查的重要结 论、纠正行动和安全改进计划，并对研究堆继续运行的可接受性进 行总风险评价。评价应考虑纠正行动和安全改进的实施，以及无法 消除的安全弱项。在评价研究堆总体安全水平时，应考虑各安全要 素、弱项、纠正行动和安全改进等的相互关系。总体评价应表明在 纵深防御要求上所能达到的程度，尤其是满足反应性控制、堆芯热 量排出和放射性物质包容等基本安全功能的程度。

4. 1 概述 4.1.1营运单位的活动一般分为三步。第一步是定期安全审查项 目的准备，第二步是开展定期安全审查，第三步是编制纠正行动和

5研究堆继续运行的可接受依据

5.1在按照第4章的程序进行定期安全审查时，应将研究堆的 安全状态与现行法规和安全标准进行对比并找出差别。需注意的是， 定期安全审查并不要求研究堆机械地满足所有现行的法规和安全标

准，而是要求识别出重大的安全弱项，并采取实际可行的改进。应 认识到，某些安全特性，如抗震特性，老旧研究堆难以通过简单修 补来满足现行要求；在研究堆的布置等方面，更是难以做出修改。 对于这些情况，要求对差别的风险做出评价，论证其对研究堆继续 运行的安全影响，并提出相应的管理要求。 5.2应评价研究堆的弱项，对纠正行动和安全改进实施之后仍 留有弱项的研究堆，对其继续运行的风险进行评价。重点考虑以下 几方面因素： （1）替代性措施 如果有足够的替代性措施能够起相同的作用，则带着某些弱项 继续运行的风险是可接受的。 （2）纠正行动和安全改进的重要性 如果由于存在不可接受的风险而必须进行修改，则只能在修改 完成之后，方可允许研究堆继续运行。 （3）利用确定论的方法做出判断 应利用确定论的方法对定期安全审查中识别出的所有未消除弱 项、全部纠正行动和安全改进对研究堆安全运行的总的影响做出判 断，在一些重大问题上，工程判断也可作为判断的依据。 （4）应用概率安全评价 当确定论不能做出明确判断时，可应用概率安全评价方法来衡 量每个未消除弱项的风险。 5.3研究堆营运单位应保证有效地实施纠正行动和安全改进计划

1实施纠正行动和安全改进计划

营运单位要通过合适的项目管理安排来保证及时完成所承诺的 纠正行动和安全改进计划。 6.2文件保管 定期安全审查产生的文件应按规定归档《飞机库设计防火规范 GB50284-2008》，以方便营运单位和* **核安全监督管理部门查询。归档文件应包含定期安全审查文件 的最终版本。

审查中发现问题的现场确认，可采用现场查勘、专项检查和试验等 方法。 (2)老化管理 （a）老化管理体系及相关实践活动审查：老化管理的全面性及 方针、组织和资源；老化机理和老化效应的定期监测与缓解措施的 有效性；运行和维修策略或程序在管理可更换部件老化劣化方面的 有效性；安全重要构筑物、系统和部件安全功能的老化劣化记录： 生能指标与数据记录等； （b）安全重要机械设备、电仪设备、构筑物老化管理审查：对 老化机理和效应的掌握；评估老化劣化的数据（包括运行、维修历 史数据）；老化劣化速率的控制、监测和检测的方法；安全重要构筑 物、系统和部件安全可接受的准则，并据此分析评价老化状态。 对于老旧研究堆的老化管理，可根据实际情况适当调整。 (3）合格鉴定 （a）设备合格鉴定清单； （b）设备的实际状态（通过合适的监测手段予以确认）。

（b）安全系统故障频度； （c）安全系统不可用率； （d）失效原因趋势（操纵人员失误、设备问题、行政管理、控 制问题）； （e）未完成维修的积压； （f）反复维修的程度； （g）纠正性维修的程度； （h）出于安全的考虑，操纵人员采取非计划行动的频度及其成 功率。 （3）辐射防护 （a）包容放射性物质的实体屏障的完整性记录； （b）厂区人员的个人剂量和集体剂量记录； （c）厂外辐射环境监测数据记录； （d）流出物的排放量记录； （e）放射性废物产生量的记录。 I.5组织机构和行政管理 (1) 安全运行制度； (2) 个人和班组的作用和责任； (3） 培训； (4) 经验反馈； (5) 组织变更及其控制； 派海电福

《给水排水构筑物工程施工及验收规范 GB50141-2008》1.5组织机构和行政管理

(7) 记录管理； (8) 质量保证大纲的实施； (9) 持续改进。

（1）程序管理体系审查