確定論安全分析保守模型

又稱評價模型。在分析中采用的初始條件及各項參數(shù)，均須從不利方面加上不確定性。要選用保守的各種關(guān)系式及標(biāo)準(zhǔn)。此外還必須考慮四項基本假設(shè)：①考慮失去廠外電源的不利影響；②作用最大的一束控制棒卡在全抽出的位置；③不計及安全級以外的系統(tǒng)所起的緩解事故的作用；④在安全級部件中假設(shè)一項單一故障。保守模型一般用于核電廠安全審批過程，在該模型中考慮了最不利的情況，得出的是事故后果的極限值，給核電廠留有相當(dāng)大的安全裕度。其缺點是分析所得的事故過程，有時與真實情況相差較遠(yuǎn)，使工作人員不能了解過程的實際變化。

又稱最佳估算模型。在分析中采用核電廠的運行參數(shù)或參數(shù)的平均值，盡量選用接近真實情況的關(guān)系式及標(biāo)準(zhǔn)，不考慮上述的四項假設(shè)。因而所得結(jié)果能接近真實情況?，F(xiàn)實模型經(jīng)常用于核電廠操作規(guī)程的制定和嚴(yán)重事故分析。作為一種嘗試，目前正在研究使用現(xiàn)實模型分析，在其結(jié)果上加上適當(dāng)裕度，作為代替保守模型或平行于保守模型的一種方法。

核電廠的設(shè)計一般是按確定論分析的方法和準(zhǔn)則進(jìn)行的，以保證核電廠在所有運行工況和各種事故工況下，都能保證工作人員、公眾和環(huán)境免遭過度的放射性風(fēng)險。確定論方法的核心是縱深防御原理，設(shè)計中設(shè)置有效的多道屏障，防止放射性物質(zhì)釋放到環(huán)境中，并保護(hù)屏障本身，把確定論分析得到的放射性后果與特定的接受準(zhǔn)則相比較，從而評價核電廠的安全性。盡管概率安全評價技術(shù)已有很大改進(jìn)，但仍有限制，各國核安全監(jiān)管機(jī)構(gòu)，仍繼續(xù)采用確定論的處理程序、技術(shù)和準(zhǔn)則，概率安全評價對確定性的安全設(shè)計和評價起著一個補充和的作用。

為了便于安全分析報告的編寫和審查，一般核安全當(dāng)局會指令性地規(guī)定安全分析報告的編寫格式，明確核設(shè)施安全分析的闡述方式。這既包括基本方法的闡述，也包括一些特殊情況。在不同的國家，對于安全分析報告的格式有不同的規(guī)定和要求。例如，美國采用核管會(NRC)導(dǎo)則RGI.70《核電廠安全分析報告的格式和內(nèi)容》(共17章)；而在法國，安全分析報告的格式則與RGI.70不同(分3卷)。2004年5月，國際原子能機(jī)構(gòu)(IAEA)正式頒布了安全導(dǎo)則GS-G-4.1《核電廠安全分析報告的格式和內(nèi)容》(共15章)，其格式與RGI.70及法國也不同 。

相比較而言，RGI.70非常程式化，而且NRC出版了與之配套、用于審查核電廠安全分析報告的詳細(xì)的《標(biāo)準(zhǔn)審查大綱》(Standard Review Plan，SRP)(NUREG-0800)，因此，在安全分析報告的編制過程中，RGl.70在世界范圍內(nèi)被廣泛采用。HAF001/01規(guī)定：“核電廠遞交文件的內(nèi)容和格式根據(jù)國家核安全局的相應(yīng)要求確定”。根據(jù)國家核安全局的要求，我國各核電廠安全分析報告的格式和內(nèi)容也遵循RGI.70。

在我國安全分析報告的典型內(nèi)容的格式如下：

第l章、前言和電廠概述

該章提供報告的前言和對電廠的概述，使讀者在不閱讀以后各章的情況下對整個核電廠有一個基本了解，這樣就能更好地從總體上了解整個電廠設(shè)計中每個項目有關(guān)的安全重要性，以便完成對以后各詳細(xì)章節(jié)的審評。

第2章、廠址特征

該章將廠址及其附近地區(qū)的地質(zhì)、地震、水文及氣象方面的資料。連同目前規(guī)劃的人口分布、土地使用和廠址上各種活動及管理方法一同提出。目的是指出這些廠址特征如何影響到核電廠設(shè)計和運行準(zhǔn)則，并從安全觀點出發(fā)表明廠址特征的適宜性。

第3章、結(jié)構(gòu)、部件、設(shè)備及系統(tǒng)的設(shè)計

該章應(yīng)明確說明及論述安全上重要的結(jié)構(gòu)、部件、設(shè)備及系統(tǒng)的主要建筑設(shè)計和工程設(shè)計。

第4章、反應(yīng)堆

在該章中應(yīng)提交有關(guān)確定反應(yīng)堆在其整個設(shè)計壽期內(nèi)所有運行方式，包括瞬態(tài)、穩(wěn)態(tài)和事故工況下執(zhí)行其安全功能能力的評價和支持性資料。本章還應(yīng)包括安全分析報告第15章“事故分析”中所需的支持性資料。

第5章、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和與之連接的系統(tǒng)

這一章應(yīng)提供有關(guān)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和與之連接的系統(tǒng)的資料。對反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和直至并包括隔離閥的承壓附件，應(yīng)給予特殊考慮，上述范圍即反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界。應(yīng)提供各種評價，連同必要的支持性資料，以表明反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)能達(dá)到其預(yù)期的目標(biāo)。并在所有可預(yù)見的反應(yīng)堆行為造成的正常工況或事故工況下仍能保持其完整性。

第6章、專設(shè)安全設(shè)施

盡管假想事故很不可能發(fā)生，但為了減輕這些事故的后果，仍須設(shè)置專設(shè)安全設(shè)施。這一章即提供核電廠配備的專設(shè)設(shè)施的詳細(xì)資料，以便對這些設(shè)施的性能作適當(dāng)?shù)脑u價。

第7章、儀器儀表控制裝置

該章所提供的資料重點放在保護(hù)系統(tǒng)的儀表及其有關(guān)設(shè)備上，應(yīng)提供調(diào)節(jié)系統(tǒng)和儀表裝置的分析，特別是調(diào)節(jié)系統(tǒng)引起瞬態(tài)方面的考慮。這些瞬態(tài)如不及時終止，就會引起燃料損傷，放射性物質(zhì)釋放或其他公害。

第8章、電力系統(tǒng)

電力系統(tǒng)是運行期間反應(yīng)堆冷卻泵和其他廠用設(shè)備用電以及異常與事故狀態(tài)期間保護(hù)系統(tǒng)和專設(shè)安全設(shè)施用電的電源。該章的資料應(yīng)旨在確立與安全相關(guān)的電力系統(tǒng)功能的充分性，并確保這些系統(tǒng)具有符合現(xiàn)行準(zhǔn)則的足夠冗余度、獨立性及可檢驗性的要求。

第9章、輔助系統(tǒng)

該章應(yīng)提供核電廠各個輔助系統(tǒng)的資料，應(yīng)指明對電廠安全停堆或保護(hù)公眾健康和安全必不可少的系統(tǒng)及說明。闡述有關(guān)系統(tǒng)和主要部件的設(shè)計依據(jù)，各系統(tǒng)如何滿足設(shè)計依據(jù)的安全評價，為驗證系統(tǒng)的能力和可靠性擬進(jìn)行的試驗和檢查，以及所需要的儀表裝置和控制器。

第10章、蒸汽—電力轉(zhuǎn)換系統(tǒng)

該章應(yīng)提供有關(guān)電廠蒸汽—電力轉(zhuǎn)換系統(tǒng)的資料，包括蒸汽系統(tǒng)和汽輪機(jī)發(fā)電機(jī)組，即二回路冷卻劑系統(tǒng)，由于該部分與保護(hù)公眾免受輻照關(guān)系不大，因此，不需做詳盡的描述但應(yīng)提供足夠的資料以便審評者對二回路裝置(即蒸汽—電力轉(zhuǎn)換系統(tǒng))有一個全面的了解。

第11章、放射性廢物的管理

該章應(yīng)敘述核電廠對含有放射性物質(zhì)的三廢(廢液、廢氣和廢固)的處置能力。以及監(jiān)測放射性廢物釋放的儀器、儀表。該章應(yīng)包括在正常運行與預(yù)期運行事件下，擬建的放射性廢物處理系統(tǒng)在系統(tǒng)設(shè)計、釋放的控制和監(jiān)測方面滿足相關(guān)法規(guī)的要求及相應(yīng)管理導(dǎo)則的建議，放射性物質(zhì)釋放按相關(guān)規(guī)定，保持在合可行盡量低的水平。

第12章、輻射防護(hù)

這一章應(yīng)提供在正常運行和預(yù)期運行事件期間輻射防護(hù)方法的資料以及對操作人員和建造人員職業(yè)性輻照的估計資料。同時還應(yīng)提供申請者為了符合相關(guān)輻射防護(hù)標(biāo)準(zhǔn)和相應(yīng)管理導(dǎo)則而采用的有關(guān)設(shè)施與設(shè)備的設(shè)計、計劃與程序大綱、技術(shù)與方法等資料。

第13章、運行管理

該章應(yīng)提供校電廠準(zhǔn)備工作和運行計劃的有關(guān)資料。其目的是要求申請者保證建立和保持一個具有適當(dāng)規(guī)模和技術(shù)能力的工作機(jī)構(gòu)，以及保證執(zhí)照持有者遵循的運行計劃能充分保護(hù)公眾的健康和安全。

第14章、初始試驗大綱

這一章應(yīng)提供有關(guān)核電廠系統(tǒng)、部件的初始試驗大綱資料，提供的資料應(yīng)提到試驗大綱各主要階段，包括運行前試驗、初始裝料和初始臨界、低功率試驗和功率提升試驗。初步安全分析報告應(yīng)敘述申請者的初始試驗大綱的總計劃，表明接通常需要事先安排的事項已予以適當(dāng)考慮。

第15章 、事故分析

該章分析核電廠對假想的擾動、設(shè)備誤動作或失效的響應(yīng)。所分析的情況為具有代表性的可能發(fā)生的、或必須予以考慮的典型始發(fā)事件。該安全分析對選擇運行限制條件、限定安全系統(tǒng)的整定值和從公眾健康與安全的觀點出發(fā)確定部件與系統(tǒng)的設(shè)計技術(shù)條件有重要作用。這些分析是國家和安全局審查建造許可證和運行執(zhí)照申請的焦點。分析應(yīng)包括對假想裂變產(chǎn)物釋放后果的估計，該釋放后果可能引起的危險不會超過任何設(shè)想的可信事故引起的危險。

第16章 、技術(shù)規(guī)格書

規(guī)格書旨在說明對核電廠的運行所規(guī)定的限值、條件及其要求，目的之一就是保護(hù)公眾的健康和安全。

第17章 、質(zhì)量保證

為了保證擬建核電廠的設(shè)計、建造和運行符合適用的管理要求和許可證申請中規(guī)定的設(shè)計基準(zhǔn)，申請者必須制訂質(zhì)量保證大綱。在該章中，申請者應(yīng)對已制訂的并要在核電廠設(shè)計、建造、運行前試驗和運行過程中執(zhí)行的質(zhì)量大綱進(jìn)行描述。

另外，國家核安全局于1992年12月發(fā)布了核安全法規(guī)技術(shù)文件HAFJ0042《核電廠安全分析報告的標(biāo)準(zhǔn)格式和內(nèi)容第18章人因工程與控制室》。這章應(yīng)包括控制室設(shè)計工作的組織機(jī)構(gòu)和設(shè)計準(zhǔn)則控制室的設(shè)計，包括人因工程原則的體現(xiàn)；安全參數(shù)顯示功能的設(shè)置，包括人因工程原則的體現(xiàn)。

國際原子能機(jī)構(gòu)IAEA安全導(dǎo)則第GS-G-4.1號《核電廠安全分析報告和內(nèi)容》規(guī)定的核電站安全分析報告主要格式及主要內(nèi)容與RGI.70有一定的出入，其主要章節(jié)有：

第一章：引言

第二章：核電廠總體描述

第三章：安全管理

第四章：廠址評價

第五章：總體設(shè)計方面

第六章：核電廠系統(tǒng)的設(shè)計描述和符合性

第七章：安全分析

第 8 章：調(diào)試

第 9 章：運行方面

第 10 章：運行限值和條件

第 11 章：輻射防護(hù)

第 12 章：應(yīng)急準(zhǔn)備

第 13 章：環(huán)境方面

第 14 章：放射性廢物管理

第 15 章：退役和壽期終止方面

安全分析報告是營運單位與監(jiān)管機(jī)構(gòu)的一種重要溝通，并且是核電廠許可證審批基礎(chǔ)的一個重要部分和一座設(shè)施安全運行基礎(chǔ)的一個重要部分 。因此安全分析報告應(yīng)當(dāng)包含有關(guān)核電廠及其運行狀況的準(zhǔn)確和十分精確的資料，尤其應(yīng)包括例如安全要求、設(shè)計基準(zhǔn)、廠址和電廠特征、運行限值和條件以及安全分析的資料，以便監(jiān)管機(jī)構(gòu)能夠獨立地評價電廠的安全性。特別是應(yīng)當(dāng)論證，該報告自始至終考慮了安全方面的技術(shù)因素與人為因素的相互作用。安全分析報告應(yīng)當(dāng)提供有關(guān)核電廠的足夠資料，盡量減少審批過程中為核安全和輻射安全評定所需要的補充文件數(shù)量。一般實踐安全分析報告包括：

（1）支持申請選址和(或)建造許可的初始(初步)安全分析報告或建造前安全分析報告。

（2）在許可證審批過程中先于申請運行許可的更新(中間)安全分析報告或運行前安全分析報告。在一些國家的許可證審批安排中，設(shè)想對核電廠調(diào)試頒發(fā)正式許可。在這種情況下，根據(jù)監(jiān)管機(jī)構(gòu)對建造前安全分析報告的初步審查結(jié)果而修訂的安全分析報告中間版本，應(yīng)當(dāng)提交給監(jiān)管機(jī)構(gòu)，以便證明營運單位對核電廠投入商業(yè)運行之前的試運行已經(jīng)準(zhǔn)備就緒。

（3）在核電廠進(jìn)入首次常規(guī)運行之前考慮對中間報告的修訂而最后確定的(最終)安全分析報告(電站安全分析報告)。

安全分析報告由營運單位編寫并提交監(jiān)管機(jī)構(gòu)，以便監(jiān)管機(jī)構(gòu)能夠評定向核電廠頒發(fā)許可證的合適性。安全分析報告還應(yīng)當(dāng)作為營運單位評定核電廠或運行實踐變更的安全影響的基礎(chǔ)。