核電廠廠址選擇安全規(guī)定

（1991年7月27日國家核安全局令第1號發(fā)布 自1991年7月27日起實施）

1 引　言

本規(guī)定提出了陸上固定式熱中子反應堆核電廠在廠址選擇中在核安全方面應遵循的準則和程序。

本規(guī)定的范圍包括與運行狀態(tài)及事故狀態(tài)(包括那些會導致需要采取應急措施的事故狀態(tài))有關的廠址的和廠址與核電廠相互影響的各種因素，以及對安全有重要影響的所有外部自然事件和人為事件。

本規(guī)定的目的是給出適用于運行狀態(tài)及事故狀態(tài)(包括那些會導致需要采取應急措施的事故狀態(tài))的準則和程序，以提出關于下述各項內容的基本要求：

(1)規(guī)定許可證申請者必須提供的推薦廠址的資料范圍；

(2)評價推薦廠址，以保證能充分考慮到與廠址有關的自然現象及特征；

(3)分析廠址區(qū)域的人口特點和在核電廠整個預計壽期內執(zhí)行應急計劃的能力；

(4)確定與廠址有關的設計基準；

(5)規(guī)定許可證申請者在廠址評價中的任務；

(6)說明國家核安全部門在廠址評價中的任務。

本規(guī)定3.1條所列總準則用于：

(1)選擇若干推薦廠址，并評價它們是否適合于核電廠的建造和運行；

(2)確定與廠址有關的安全要求；

(3)針對某個特定核電廠的廠址，評價其可接受性。

本規(guī)定3.2至3.5條為用于下述三方面問題的具體準則：

(1)廠址所在區(qū)域對核電廠的影響；

(2)核電廠對廠址所在區(qū)域的影響；

(3)人口因素的影響。

第4章和第5章為用于滿足上述準則要求的安全評價程序。

核電廠廠址選擇過程，通常包括對一個大的地區(qū)的調查和研究。以選擇一個或若干個候選廠址(廠址查勘) ，繼而詳細評價那些候選廠址。本規(guī)定主要考慮廠址的詳細評價。

本規(guī)定的宗旨是評價那些與廠址有關的而且必須考慮的因素，以保證核電廠在整個壽期內與廠址的綜合影響不致構成不能接受的風險 。本規(guī)定的內容并未考慮核電廠的非放射性環(huán)境影響評價，關于這方面的內容應遵循其他的有關規(guī)定。本規(guī)定的內容只包括那些與輻射安全有關的廠址選擇及評價方面的問題。

建造在合適的廠址上的核電廠的安全性，可以通過高質量的設計、建造、調試、運行及退役得到保證。

一個廠址的可接受性是與擬建核電廠的設計密切相關的。從安全觀點來看，如果與廠址有關的問題在技術上有辦法解決，從而保證核電廠在建造和運行期間對該地區(qū)居民的風險降低到可接受的程度，則這個廠址就符合要求。

本規(guī)定主要考慮與核電廠的廠址選擇有關的低概率嚴重事件，這些事件也必須在特定核電廠的設計中加以考慮。對那些后果雖然較輕，但發(fā)生概率較高，會顯著增加總的風險的事件，也應當在核電廠設計中加以考慮。

在核電廠廠址選擇工作中，除應執(zhí)行本規(guī)定外，還應符合核設施安全監(jiān)督管理、環(huán)境保護、輻射防護和其他方面有關規(guī)定。

核電廠廠址選擇工作是核電廠建造可行性研究中的一項重要工作，必須按照基本建設程序進行。

附錄I所列的安全導則是對本規(guī)定的說明和補充。

2 許可證申請者和國家核安全部門的任務

2.1 許可證申請者的任務

許可證申請者必須負責向國家核安全部門提出廠址評價報告，充分地說明在該廠址上能夠建造擬建的核電廠，并能在整個預計壽期內安全運行。這個評價必須根據本規(guī)定的準則和要求、國家核安全部門規(guī)定的補充準則及其他有關規(guī)定進行。

2.2 國家核安全部門的任務

國家核安全部門有責任獨立、全面地進行廠址的評審工作，以便確定擬建的核電廠可否在該廠址上建造和安全運行。

3 廠址選擇準則

從核安全的觀點考慮，核電廠廠址選擇的主要目的，是保護公眾和環(huán)境免受放射性事故釋放所引起的過量輻射影響，同時對于核電廠正常的放射性物質釋放也應加以考慮。在評價一個廠址是否適于建造核電廠時，必須考慮以下幾方面的因素：

(1)在某個特定廠址所在區(qū)域可能發(fā)生的外部自然事件或人為事件對核電廠的影響；

(2)可能影響所釋放的放射性物質向人體轉移的廠址特征及其環(huán)境特征；

(3)與實施應急措施的可能性及評價個人和群體風險所需要的有關外圍地帶的人口密度、分布及其他特征。

3.1 總準則

3.1.1 必須調查和評價可能影響核電廠安全的廠址特征。必須調查運行狀態(tài)和事故狀態(tài)下可能受輻射后果影響的區(qū)域的環(huán)境特征。對所有這些特征在核電廠的整個壽期內予以觀察和監(jiān)控。

3.1.2 必須根據影響核電廠安全的自然事件和外部人為事件及各種現象的發(fā)生頻率和嚴重程度，對推薦的核電廠廠址的安全性進行審查。

3.1.3 必須評價核電廠所在區(qū)域內影響核電廠安全的自然因素和人為因素在其預計壽期內可預見的演變，并在核電廠整個壽期內也必須監(jiān)控這些因素，特別是人口增長率和人口分布特征。如有必要，必須采取適當措施，以保證總的風險保持在可接受的低水平。

3.1.4 必須對推薦的廠址和核電廠進行綜合考慮以確定其設計基準外部事件。必須選擇所有與重大的輻射風險有關的外部事件作為考慮事項，并確定其設計基準。由外部事件引起的輻射風險不應超過由內部事故所引起的輻射風險。

3.1.5 必須確定用于核電廠設計的有關外部事件的設計基準。對于一個外部事件(或事件的組合)來說，核電廠設計基準參數值的選擇，應保證在發(fā)生設計基準事件時或之后能使與該事件(或事件組合)相關的安全重要構筑物、系統(tǒng)和部件保持其完整性，并且仍不喪失其功能。

3.1.6 對廠址全面評價后，如果證明所推薦的措施不能對設計基準外部事件所帶來的破壞提供充分的保護，則必須認為在該廠址上不適合于建造所推薦的核電廠。

3.1.7 在確定有關外部事件的設計基準時，應考慮它們與周圍條件(例如水文、水文地質和氣象條件)的組合。同時還應考慮反應堆的運行狀態(tài)。

3.1.8 必須評價與廠址有關的設計基準，并將其寫入供國家核安全部門審查的申請文件中。這些設計基準必須得到國家核安全部門同意后，才能開始核電廠的有關部分的建造。如果對那些與廠址有關的設計基準仍有爭議，而又不能在實際上提供足夠的保護措施，因而認定該廠址是不合適的，則必須在這些有爭議的問題得到解決以后，才能動工建造核電廠。

3.1.9 調查和研究的結果必須形成詳盡的文件，以供國家核安全部門的獨立審查。

3.1.10 在分析所選廠址是否合適時，必須考慮新燃料、乏燃料及放射性廢物的貯存和運輸等問題。

3.1.11 應考慮放射性排出流與非放射性排出流之間的相互作用的可能性。例如熱或化學物質與放射性物質在液態(tài)排出流中的相互作用。

3.1.12 對每個推薦的廠址，還必須考慮包括廠址所在區(qū)域的人口分布、飲食習慣、土地和水的利用情況以及該區(qū)域其他放射性釋放物所產生的輻射影響等有關因素，以評價核電廠在運行狀態(tài)及事故狀態(tài)(包括那些可能導致需要采取應急措施的事故狀態(tài))下對廠址所在區(qū)域的居民可能產生的輻射影響。

3.1.13 應盡可能在廠址選擇過程的第一個階段就確定該廠址總的裝機容量。如果需要將核電總裝機容量提高到高于原先批準的水平時，必須對該廠址的適合性進行重新評價。

3.1.14 對于所有可能影響安全和確定廠址設計基準參數的活動，都必須執(zhí)行質量保證大綱。質量保證大綱可按有關規(guī)定執(zhí)行 。

3.2 確定外部自然事件設計基準的準則

3.2.1 對推薦廠址，必須充分調查研究與設計基準自然事件有關的可能影響安全的所有廠址特征。

3.2.2 必須列舉推薦廠址所在區(qū)域內可能存在或可能發(fā)生的各種自然現象，并應根據它們對核電廠安全運行產生影響的可能性進行分類。應采用這個分類來明確那些必須確定設計基準的重要自然現象。

3.2.3 必須收集廠址所在區(qū)域內發(fā)生過的上述重要自然現象及其嚴重程度的歷史資料，并認真分析其可靠性、準確性和完整性。

3.2.4 必須采用恰當方法為重要自然現象確定設計基準自然事件。必須證明這些方法與廠址所在的區(qū)域內特征及目前的技術水平是相適應的。

3.2.5 采用某一方法確定設計基準自然事件而應研究的區(qū)域范圍，必須大到足以包括對確定設計基準自然事件及其特性有影響的所有特征及地區(qū)。

3.2.6 必須將重要自然現象表示為推求核電廠有關自然事件設計基準的輸入項。

3.2.7 在確定設計基準事件時，必須采用該廠址的特定資料；對無法獲得的資料，則可采用與該廠址所在區(qū)域相類似的其他區(qū)域的適用的數據資料。

3.3 確定外部人為事件設計基準的準則

3.3.1 對于推薦廠址，必須充分調查研究可能影響安全的與設計基準外部人為事件有關的所有廠址特征。

3.3.2 必須查明核電廠廠址所在區(qū)域內在某些情況下存在的可能危及核電廠安全的設施和人為活動，并應根據其影響安全的嚴重程度予以分類。并且應當采用這個分類來明確那些用于確定設計基準的重要人為事件。必須考慮在土地利用方面可預見到的重大變化，例如現有設施和人為活動的發(fā)展或有高度危險性的設施的建造等。

3.3.3 必須收集有關上述重要人為事件的發(fā)生頻率和嚴重程度的資料，并分析其可靠性、準確性和完整性。

3.3.4 必須采用恰當的方法確定設計基準人為事件。必須證明這個方法是與廠址所在區(qū)域的特征及目前的技術水平是相適應的。

3.3.5 必須將每一重要人為事件表示為導出核電廠有關人為事件設計基準的輸入項。

3.4 確定核電廠對區(qū)域潛在影響的準則

3.4.1 評價核電廠在運行狀態(tài)和可能導致需要采取應急措施的事故狀態(tài)下對廠址所在區(qū)域的輻射影響時，在考慮核電廠及其安全設施的設計后，必須恰如其分地估計預計的或潛在的放射性物質的釋放。評價廠址時，通常把這些放射性釋放物作為輻射源項看待。

3.4.2 必須評定從核電廠釋放的放射性物質可能到達并影響人的直接的和間接的途徑，在進行這種評定時，必須考慮區(qū)域和廠址的異常特征，并必須特別注意生物圈在放射性核素積累和輸運中的作用。

3.4.3 必須考查核電廠設計和廠址之間的關系，以保證將由源項所確定的放射性物質釋放給公眾和環(huán)境帶來的輻射風險降低到可接受的程度。

3.4.4 核電廠設計必須能補償其所在區(qū)域所造成的任何不能接受的影響，否則必須認為該廠址是不合適的。

3.5 考慮人口因素和應急計劃的準則

3.5.1 必須對推薦廠址所在區(qū)域進行調查研究，以評價目前和可預見的將來該區(qū)域的人口特征和分布情況。這種調查研究必須包括對該區(qū)域目前和將來的土地和水的利用的評價，并且必須考慮可能影響放射性釋放物對個人和群體的潛在后果的任何特有特征。

3.5.2 在人口特征和分布方面，廠址與核電廠的組合必須滿足：

(1)核電廠在運行狀態(tài)下對居民的輻射照射保持在合理可行盡量低的水平。在任何情況下都符合國家的規(guī)定；

(2)在事故狀態(tài)(包括那些可能導致需要采取應急措施的事故狀態(tài))下對居民造成的輻射風險低到可接受的水平，并符合國家的規(guī)定。

對廠址進行全面評價之后，如果證明無法采用適當的措施以滿足上述要求時，則必須認為該廠址不適合于建造所推薦的核電廠。

3.5.3 考慮到對公眾的潛在輻射后果和執(zhí)行應急計劃的能力，以及可能妨礙執(zhí)行應急計劃的任何外部事件的影響，必須在推薦廠址的周圍建立外圍地帶。在核電廠開始建造前，必須確定在核電廠運行前在外圍地帶不存在妨礙制定應急計劃的根本問題。為了恰當地執(zhí)行這個要求：

(1)必須采用合適的特定廠址參數對事故狀態(tài)(包括嚴重事故)的放射性物質釋放合理地作出評價；

(2)必須評價應急計劃的可行性，評價時要考慮下述與廠址有關的因素：

(a)人口密度和分布、離人口中心的距離、在緊急事件中難以隱蔽或撤離的居民組(例如在醫(yī)院或監(jiān)獄內的人員或放牧人群)以及在核電廠預計壽期內上述各項的變化；

(b)特殊的地理特征，例如島嶼、山地地形、河流、當地的運輸和通訊網絡的能力；

(c)外圍地帶和區(qū)域的經濟、工業(yè)、農業(yè)、生態(tài)和環(huán)境特征(在事故后的中、長期內快速評價有關放射性物質的沉降)。

4 對外部事件設計基準的評價

4.1 由于降水和其他原因引起的洪水

4.1.1 必須評價廠址所在區(qū)域因降水、高水位、高潮位引起的并影響核電廠安全的洪水泛濫的可能性。如果存在這種可能性，則必須收集并鑒別包括水文和氣象歷史數據資料在內的全部有關數據資料。

4.1.2 考慮到上述數據資料在數量及準確性方面的局限性、積累這些數據資料的歷史時間的長短以及所有已知的該區(qū)域有關特征的歷史變化等因素，必須建立合適的氣象和水文模型。并根據此模型確定設計基準洪水。

4.1.3 設計基準洪水必須包括水位(包括波高)、洪水持續(xù)時間及其流態(tài)。

4.1.4 對沿海廠址及類似廠址，必須審查因高潮位、風對水體的影響及波浪作用的綜合因素引起洪水泛濫的可能性，并必須確定有關洪水的設計基準。

4.2 因地震引起的波浪

4.2.1 必須評價廠址所在區(qū)域是否存在影響核電廠安全的海嘯或湖涌的可能性。

4.2.2 如果存在上述可能性，就必須收集廠址所在的沿岸區(qū)域產生海嘯或湖涌的歷史資料，并且必須鑒別其可靠性及其與廠址的關系。

4.2.3 必須根據可收集的廠址所在區(qū)域的歷史資料，并與對此自然現象作過仔細研究的類似區(qū)域比較，估算出廠址所在區(qū)域的海嘯或湖涌的高度、發(fā)生頻率及大小，并必須根據這些結果，同時考慮因廠址沿岸的地形而使這些自然現象放大的因素，確定設計基準海嘯或湖涌。

4.2.4 必須根據已知的地震記錄資料及地震構造特性，評價由區(qū)域的離岸地震活動引起海嘯或湖涌的可能性。

4.2.5 有關海嘯或湖涌的設計基準應包括對廠址可能產生物理效應的水位下降和爬高，并且必須根據上述資料確定海嘯或湖涌的設計基準。

4.3 因擋水構筑物受破壞而引起的洪水及波浪

4.3.1 必須分析上游擋水構筑物的資料，以確定當上游一個或幾個擋水構筑物在滿庫容情況下遭到破壞時，核電廠能否經受住該事件所產生的影響。

4.3.2 如果核電廠能夠安全地經受住上游一個或幾個擋水構筑物的巨大破壞所產生的全部影響，則不需要對該擋水構筑物作進一步的審查。

4.3.3 如果對核電廠所作的初步審查表明該核電廠不能安全地經受上游擋水構筑物的巨大破壞的全部影響，就必須改變核電廠的有關設計基準，以使核電廠能安全地經受住這些影響；否則必須采用與上述確定核電廠設計基準相同的方法來分析上游的這些擋水構筑物，以證明這些擋水構筑物能夠經受住相應的事件。

4.3.4 必須查明各條河流上游或下游因暫時堵塞(如由于滑坡、冰堵)而使推薦的廠址發(fā)生洪水泛濫和有關現象的可能性。

4.4 地表斷裂

4.4.1 必須調查研究在廠址及其鄰近地區(qū)是否發(fā)生過地表斷裂現象。

4.4.2 如果根據上述調查結果查明有地表斷裂現象存在，則必須對其進行審查，以確定它們是否能在地表或接近地表處引起明顯的錯動。只有在對那些可能影響廠址地面的斷層進行調查之后，才能判斷該廠址是否適宜。在評價地表斷裂現象時，應考慮證據的充分程度以及調查的范圍和采取的方法。

4.4.3 對廠址及其鄰近地區(qū)的地表斷裂現象的調查必須包括：

(1)審查廠址的斷裂或走向朝著廠址的斷層；

(2)采用適當的和公認的技術及方法，對勘察到的任何斷層的活動性及其錯動歷史作出全面評價；

(3)評價與斷層(包括可能的次生地表斷裂)有關的地帶的范圍大小。

4.4.4 如果廠址位于在地表或接近地表處可能產生明顯的錯動的地表斷裂帶內，則必須認為這個廠址是不合適的，除非能證明所采取的工程措施是切實可行的。

4.5 斜坡不穩(wěn)定性

4.5.1 必須評價廠址及其鄰近地區(qū)，以確定影響核電廠安全的斜坡不穩(wěn)定(例如土和巖體滑移及雪崩)的可能性。

4.5.2 如果存在斜坡不穩(wěn)定的可能性，則必須進行詳細研究。研究中必須考慮發(fā)生設計基準地面運動(也常稱為地震動)時引起斜坡不穩(wěn)定的可能性。由于在評價巖、土特性時存在的不確定性因素，評價斜坡不穩(wěn)定性時必須留有安全裕度。

4.5.3 如果存在斜坡不穩(wěn)定的可能性，則在確定設計基準時必須考慮斜坡不穩(wěn)定性及設計基準地震事件的組合作用。

4.6 地面塌陷、沉降或隆起

4.6.1 必須審查廠址地區(qū)的地質圖及其他有關資料，以了解是否存在洞穴、巖溶等自然特征和水井、礦井、油井或氣井等人為特征。必須評價地面塌陷、沉降或隆起的可能性。

4.6.2 如果對廠址的評價說明存在著影響核電廠安全的地面塌陷、沉降或隆起的可能性時，則必須采取切實可行的工程措施，否則必須認為該廠址不合適。

4.6.3 如果采用的工程措施是可行的，則必須通過可靠的調查方法獲得有關地下情況的詳細資料，從而確定設計基準。

4.7 地震

4.7.1 對推薦廠址必須進行工程地質和區(qū)域地質及地震(包括誘發(fā)地震)的評價。

4.7.2 必須收集區(qū)域內歷史的和儀器記錄的地震資料，并必須形成文件。

4.7.3 必須根據區(qū)域的地震構造評價確定設計基準地震。必須評定最大歷史地震烈度和推定潛在地震。

4.7.4 必須考慮區(qū)域地震構造特征和特定的廠址條件，以確定廠區(qū)地震的設計基準地面運動。這一設計基準地面運動即為最大的潛在地面運動。發(fā)生這種地面運動時，主要考慮因素是保護公眾免受輻射后果的影響。通常還規(guī)定另一個地面運動，如果超過這一運動，必須根據需要對核電廠進行檢查。這些運動應采用合適的參數(例如地震烈度、地面加速度、不同阻尼系數的頻率反應譜的包絡線、振動持續(xù)時問以及時程曲線}}}}來表示。基于地震構造評價的概率法，可作為補充方法，以推導、校核和比較設計地面運動。

4.7.5 對于那些雖不屬于核電廠，但其事故可能會危及核電廣安全并可能使輻射后果擴大到不可接受程度的構筑物，必須采用與確定核電廠設計基準同樣的方法確定這些構筑物有關地震的設計基準地面運動，并必須評價其對這些構筑物的影響。

4.8 基土液化

4.8.1 必須采用廠址地區(qū)特定的地面運動來評價推薦廠址的基土液化的可能性。

4.8.2 基土液化的評價必須包括采用公認的基土勘察和分析的方法，并留有安全裕度，以補償在確定基土特性和計算方法上的不確定性。

4.8.3 如果存在不能接受的基土液化的可能性，而在工程技術上又無切實可行的解決辦法，則必須認為該廠址不合適。

4.9 龍卷風

4.9.1 對在廠址區(qū)域出現龍卷風的可能性必須作出評價。如果該地區(qū)曾經出現過龍卷風，則必須收集詳細的歷史資料。

4.9.2 如果該區(qū)域的歷史資料不夠充分，則應從具有類似氣候特征又有龍卷風統(tǒng)計資料的其他區(qū)域收集資料予以補充。

4.9.3 必須確定有關龍卷風的設計基準，并采用例如旋轉風速、平移風速、最大旋轉風速半徑、風壓差和風壓變化速率等表示。

4.9.4 在確定設計基準時，必須考慮由設計基準龍卷風卷起的飛射物的影響。

4.10 熱帶氣旋

4.10.1 必須對廠址區(qū)域出現熱帶氣旋的可能性作出評價。

4.10.2 在評價中若證明在廠址區(qū)域有出現熱帶氣旋的可能性，則必須收集有關資料。必須根據收集到的資料和適當的物理模型，確定廠址有關熱帶氣旋的設計基準。

4.10.3 有關熱帶氣旋的設計基準應包括極端風速、風壓和降水量等因素。

4.10.4 在確定設計基準時，必須考慮由設計基準熱帶氣旋卷起的飛射物的影響。

4.11 其他重要自然現象和極端條件

必須收集和評價對核電廠安全可能產生有害影響的有關現象的歷史資料，如火山活動、大風、沙暴、暴雨、泥石流、降雪、冰凍、冰雹及地下潛冰等。如果肯定存在上述可能性，則必須確定有關這些事件的設計基準。

4.12 飛機墜毀

4.12.1 必須評價飛機在廠址上墜毀的可能性，并在評價時盡可能地考慮未來空中運輸和飛機的特性。

4.12.2 如果通過評價表明存在著飛機在廠址上墜毀從而影響核電廠安全的可能性時，則必須對它的風險作出評價。

4.12.3 如果研究表明這種風險是不能接受的，而且又無切實可行的解決辦法，則必須認為該廠址是不合適的。

4.12.4 有關飛機墜毀事件的設計基準必須包括撞擊、著火和爆炸在內。

4.13 化學品爆炸

4.13.1 必須查明廠址區(qū)域有無可能導致猛烈爆炸或產生爆燃氣團的化學品的裝卸、加工、運輸和貯存等活動。

4.13.2 對位于上述活動區(qū)域附近的廠址，如果這些活動可能導致輻射后果的總風險增加到不能接受的程度，而且沒有切實可行的解決辦法時，則必須認為這樣的廠址是不合適的。

4.13.3 有關化學品爆炸事件的設計基準，必須在考慮距離效應后以超壓表示。

4.14 影響堆芯長期排熱的廠址參數

4.14.1 在進行堆芯長期排熱的方案設計時，應考慮下列廠址參數：

(1)干球和濕球空氣溫度；

(2)與安全有關的冷卻水源的可用流量、最低水位及最低水位的持續(xù)時間，并應考慮擋水構筑物遭破壞的可能性。

4.14.2 必須一一查明那些會使堆芯長期排熱所需的系統(tǒng)喪失功能的可能的自然事件和人為事件，例如河流阻塞或改道、水庫放空、水庫或冷卻塔因凍結或結冰而阻塞、船只碰撞、油料溢出及起火等。如果不能將發(fā)生這類事件的概率及其后果減少到可以接受的水平，則在確定核電廠設計基準時必須考慮這些事件。

4.14.3 如果不能在所有情況下都能保證應急堆芯冷卻和堆芯長期排熱的最小供水量，則必須認為該廠址是不合適的。

4.15 其他重要的人為事件

必須審查廠址區(qū)域(包括與核電廠有關的設施)內貯存、加工、運輸或處理有毒、有腐蝕性或有放射性物質的設施，以防這些物質在正常工況或事故工況下一旦逸出時會對安全產生有害影響。這些審查還必須包括可能產生任何類型飛射物而影響核電廠安全的設施。如果這些影響能使放射后果的總風險增加到不能接受的程度而且在工程技術上又無切實可行的解決辦法時，則必須認為該廠址是不合適的。

4.16 基土性能

4.16.1 基土可能由于傳輸超過核電廠構筑物設計限值的地面運動，或由于下沉或滑動，使核電廠構筑物所受的應力超過設計限值而影響安全。必須調查基土的土工特征，并必須評價廠址的設計基準基土剖面圖。

4.16.2 必須評定基土在靜態(tài)和地震荷載下的穩(wěn)定性。

5 影響核電廠對其所在區(qū)域產生影響的廠址特征

5.1 放射性物質的大氣彌散

5.1.1 必須進行廠址區(qū)域的氣象描述，包括基本氣象要素和現象，如風速、風向、氣溫、降水量、濕度、大氣穩(wěn)定度參數和持續(xù)逆溫。

5.1.2 必須在廠址或廠址附近完成在適當高度和地點觀測并記錄主要氣象要素的氣象觀測計劃。廠址的評價必須包括至少一整年的觀測資料和可從其他的來源得到的任何其他現有資料。

5.1.3 必須基于區(qū)域調查資料，采用恰當的模型以評定放射性釋放物的大氣彌散。

5.1.4 該模型的范圍必須包括任何可能影響大氣彌散的廠址和區(qū)域的異常地形特征及核電廠特征。

5.2 放射性物質的地表水彌散

5.2.1 必須描述廠址區(qū)域的地表水文特征，其內容包括天然水體和人工水體的主要特征、主要擋水構筑物、取水口的位置和區(qū)域內用水的資料。

5.2.2 必須按需要完成地表水文調查和測量計劃，以確定水體的稀釋和彌散特征、沉積物和生物群的再濃集能力，以及放射性核素在水域內轉移機制和照射途徑。

5.2.3 必須采用所收集的資料和數據，以恰當的模型評價地表水污染對居民的可能影響。

5.3 放射性物質的地下水彌散

5.3.1 必須描述廠址區(qū)域的地下水文條件，其內容包括含水構造的主要特征、與地表水的相互作用和區(qū)域內地下水利用的資料。

5.3.2 必須完成水文地質調查計劃，以便按需要評定放射性核素在水文地質單元內的移動。這些調查可包括核素在土壤中的遷移和滯留特征、蓄水層的稀釋和彌散特征，以及為確定放射性核素的移動可能需要的地下物質的物理和物理化學性質。

5.3.3 必須采用所收集的資料和數據，以恰當的模型評價地下水污染對居民的可能影響。

5.4 人口分布

5.4.1 必須收集廠址區(qū)域內的人口分布情況。

5.4.2 必須收集廠址區(qū)域現有的和規(guī)劃的包括臨時的及常住的人口分布資料，而且在核電廠的整個壽期內應繼續(xù)收集新資料。收集資料區(qū)域的大小應根據有關規(guī)定確定。必須特別注意核電廠緊鄰地區(qū)的人口分布、這一區(qū)域的人口稠密區(qū)和人口中心以及特殊設施如醫(yī)院、監(jiān)獄等。

5.4.3 必須采用廠址區(qū)域的最新人口調查資料或由最新人口調查數據資料而推斷的資料估算出人口分布情況。在沒有可靠數據資料時，必須進行專門的調查研究。

5.4.4 必須分析人口調查數據，以提出按離核電廠的距離和方向來表示的人口分布資料。

5.5 土地和水的利用

為了判斷擬建核電廠對廠址區(qū)域的影響，特別是為了制定應急計劃，必須說明土地和水的利用情況。其調查內容應包括：

(1)供農業(yè)專用的土地面積、主要作物品種及產量；

(2)牧場專用的土地面積及畜、奶產量；

(3)商業(yè)、居住及游樂專用的場地面積及其使用特征；

(4)用于商業(yè)養(yǎng)殖及娛樂性捕撈的水體，包括水生生物的種類、數量及產量；

(5)用于商業(yè)目的(包括航運、公用供水或游樂)的水體；

(6)野生生物賴以生存的水體和土地；

(7)食物鏈受放射性污染的直接及間接途徑。

必須特別注意查清那些對確定食物鏈輸運有重要作用的特征。

5.6 環(huán)境的放射性本底

在核電廠調試以前.必須進行周圍地區(qū)的環(huán)境放射性本底測量。

名詞解釋

在核電廠安全規(guī)定中下列名詞術語的含義為：

運行狀態(tài)

正常運行或預計運行事件兩類狀態(tài)的統(tǒng)稱。

正常運行

核電廠在規(guī)定運行限值和條件范圍內的運行，包括停堆狀態(tài)、功率運行、停堆過程、啟動、維護、試驗和換料。

預計運行事件

在核電廠運行壽期內預計可能出現一次或數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，這類事件不致于引起安全重要物項的嚴重損壞，也不致導致事故工況。

事故(事故狀態(tài))

事故工況和嚴重事故兩類狀態(tài)的統(tǒng)稱。

事故工況

以偏離 運行狀態(tài)的形式出現的事故，事故工況下放射性物質的釋放可由恰當設計的設施限制在可接受限值以內，嚴重事故不在其列。

設計基準事故

核電廠按確定的設計準則在設計中采取了針對性措施的那些事故工況。

嚴重事故

嚴重性超過事故工況的核電廠狀態(tài)，包括造成堆芯嚴重損壞的狀態(tài)。

事故處理

為使核電廠恢復到受控安全狀態(tài)并減輕事故后果而采取的一系列階段性行動，行動階段的順序如下：

(1)事故序列在發(fā)展中，但尚未超出核電廠設計基準的階段；

(2)發(fā)生嚴重事故，但堆芯尚未損壞的階段：

(3)堆芯損壞后的階段。

上述八個術語相互間的關系參見附圖l。

核安全（安全）

完成正確的運行工況、事故預防或緩解事故后果從而實現保護廠區(qū)人員、公眾和環(huán)境免遭過量輻射危害。

安全系統(tǒng)

安全上重要的系統(tǒng)，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事故工況的后果。

保護系統(tǒng)

有各種電器件、機械器件和線路(從傳感器到執(zhí)行機構的輸入端)組成的產生與保護功能相聯系的信號系統(tǒng)。

安全執(zhí)行系統(tǒng)

由保護系統(tǒng)觸發(fā)用以完成必需的安全動作的設備組合。

安全系統(tǒng)輔助設施

為保護系統(tǒng)和安全執(zhí)行系統(tǒng)提供所需的冷卻、潤滑和能源等服務的設備組合。

上述五個術語相互間的關系參見附圖2。

可接受限值

國家核安全部門認可的限值。

能動部件

依靠觸發(fā)、機械運動或動力源等外部輸入而行使功能，因而能以主動態(tài)影響系統(tǒng)的工作過程的部件(參見“非能動部件”)。

調試

核電廠已安裝的部件和系統(tǒng)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。調試由反應堆裝載燃料前和反應堆進入臨界、鏈式裂變反應在持續(xù)進行中兩種條件下的試驗組成。

附圖1

附圖2

共因故障

由特定的單一事件或起因導致若干裝置或部件功能失效的故障。

建造

包括核電廠的部件制造、組裝、土建施工、部件和設備的安裝及有關聯的試驗在內的過程。

退役

核電廠最終退出運行的過程。

設計

制定核電廠及其組成部分的方案和詳細圖紙，進行支持性計算并制訂技術規(guī)格書的過程及其成果。

多樣性

為執(zhí)行某一確定功能設置多重部件或系統(tǒng)，這些部件或系統(tǒng)總起來說具有一個或幾個不同屬性 。

燃料組件

作為一個整體裝入堆芯，爾后又自堆芯撤除的燃料元件組。

燃料元件

以燃料為其主要組成部分的最小獨立結構件。

功能隔離

為防止線路或系統(tǒng)的功能受到相鄰線路或系統(tǒng)的運行方式或故障的影響所采取的措施。

檢查

通過檢驗、觀察或測量等手段，確定材料、零件、部件、系統(tǒng)、構筑物及工藝和程序是否符合規(guī)定要求的活動。

許可證（執(zhí)照）

由國家核安全部門頒發(fā)的，申請單位據以確定核電廠廠址、進行核電廠的建造、調試、運行和退役等特定活動的授權證書。

營運單位

持有國家核安全部門許可證(執(zhí)照)負責經營和運行核電廠的單位。

運行

為實現核電廠的建廠目的而進行的全部活動，包括維護、換料、在役檢查及其他有關活動。

運行限值和條件

經國家核安全部門認可的，為核電廠的安全運行列舉參數限值、設備的功能和性能及人員執(zhí)行任務的水平等一整套規(guī)定。

非能動部件

毋需依賴外部輸入而執(zhí)行功能的部件。非能動部件內一般沒有活動的組成部分，其功能的執(zhí)行系統(tǒng)在感受到某種參數，如壓力、溫度、流量的變化后完成。然而，基于不可逆動作或變化、又十分可靠的部件，可劃為這個類別。

實體分隔

(1)幾何分隔(增大間距、改變走向等)；

(2)設置適當的屏障；

(3)前兩者的結合。

假設始發(fā)事件

經鑒明可能導致預計運行事件或事故工況及其后續(xù)故障效應的事件 。

規(guī)定限值

由國家核安全部門確定或認可的限值。

質量保證

為使物項或服務與規(guī)定的質量要求相符合并提供足夠的置信度所必需的一系列有計劃的系統(tǒng)化的活動。

多重性

通過設置數量高于最低需要的單元或系統(tǒng)(相同的或不同的)，以達到任一單元或系統(tǒng)的失效不致于引起所需總體安全功能喪失的措施。

余熱

放射性衰變和停堆后裂變所產生的熱量以及積存在反應堆結構材料中和傳熱介質中的熱量之總和。

安全功能

為安全著想必須完成的特定目的。

安全組合

用于完成某一特定假設始發(fā)事件下所必需的各種動作的設備組合，其使命是防止事件的后果超過設計基準規(guī)定的限值。

安全系統(tǒng)整定值

為防止出現超過安全限值的狀態(tài)，在發(fā)生預計運行事件和事故工況時啟動有關自動保護裝置的觸發(fā)點。

單一故障

導致某一部件不能執(zhí)行其預定安全功能的一種隨機故障。由單一隨機事件引起的各種繼發(fā)故障，均視作單一故障的組成部分。

廠址、廠區(qū)

具有確定的邊界，在核電廠管理人員有效控制下的核電廠所在領域。

廠區(qū)人員

在廠內工作的全部人員，包括在編的和臨時的。

廠址選擇

為核電廠選擇合適廠址的過程，包括針對有關設計基準的評定。

試驗

為確定或驗證物項的性能是否符合規(guī)定要求，使之置于一組物理、化學環(huán)境或運行條件考驗之下的活動。

最終熱阱

接受核電廠所排出余熱的大氣或水體，或兩者的組合。

廢物處理

有利于安全或經濟的改變廢物特性的處理過程，其三種基本途徑為：

(1)減容；

(2)去除廢物中的放射性核素；

(3)改變成分。

設計基準外部事件

與某個外部事件或幾個外部事件組合有關，能表達其特征，選定用于核電廠全部或其任何部分的設計參數值。

外圍地帶

直接圍繞廠區(qū)、須在人口分布和密度、山地和水的利用等方面考慮采取應急措施的可能性的地帶。

區(qū)域

足以把與某一現象有關的或某一特定事件影響所及的所有特征都包含在內的足夠大的一個地理區(qū)域。

物項

材料、零件、部件、系統(tǒng)、構筑物以及計算機軟件的通稱。

客觀證據

基于觀察、測量或試驗的、可被驗證的、關于某物項或服務質量的定量或定性資料、記錄或事實說明。

合格人員符合特定要求、具備一定條件、而且被正式指定執(zhí)行規(guī)定任務和承擔責任的人員。

能動斷層

在地表或接近地表處有可能引起明顯錯動的斷層。

對供方的評價

對供方的管理體系進行評價，以確定供方是否有能力生產或提供規(guī)定質量的物項或服務，并是否有能力提供據以驗收其物項或服務的證據。

運行人員

廠區(qū)人員當中參加核電廠運行的人員。

運行記錄

記載著核電廠運行情況的歷史資料，如儀表記錄紙、各種證書、運行日志、計算機打印輸出和磁帶等。

核電廠運行管理者

由核電廠營運單位(或其主管部門)委任的負責指揮核電廠運行，并承擔直接安全責任的人員(或組織)。

安全限值

過程變量的各種限值，核電廠在這些限值范圍內運行已證明是安全的。記錄為各種物項或服務的質量以及影響質量的各種活動提供客觀證據的文件。

技術規(guī)格書(技術條件)。

一種書面規(guī)定，說明產品、服務、材料或工藝必須滿足的要求，并指出，確定這些規(guī)定的要求是否得到滿足的程序。

文件

對于質量保證有關的活動、要求、程序或結果加以敘述、定義、說明、報告或證明的文字記錄或圖表資料。

檢驗

檢查工作的一部分，包括對材料、部件、供應品或服務進行調查，在只靠這種調查就能判斷的范圍內確定它們是否符合規(guī)定的要求 。

不符合項

性能、文件或程序方面的缺陷，因而使某一物項的質量變得不可接受或不能確定。

監(jiān)查

通過對客觀證據的調查、檢查和評價，為確定所制定的程序、細則、技術規(guī)格書、規(guī)程、標準、行政管理計劃或運行大綱及其他文件是否齊全適用，是否得到切實遵守以及實施效果如何而進行的審核并提出書面報告的工作。

附錄I 

核電廠廠址選擇安全導則目錄

HADl01／01 核電廠廠址選擇中的地震問題

HADl02／02 核電廠的抗震設計與鑒定

HADl01／02 核電廠廠址選擇的大氣彌散問題

HADl01／03 核電廠廠址選擇及評價的人口分布問題

HADl01／04 核電廠廠址選擇的外部人為事件

HADl01／05 核電廠廠址選擇中的放射性物質水力彌散問題

HADl01／06 核電廠廠址選擇與水文地質的關系

HADl01／12 核電廠的地基安全問題

HADl01／07 核電廠廠址查勘

HADl01／08 濱河核電廠廠址設計基準洪水的確定

HADl01／09 濱海核電廠廠址設計基準洪水的確定

HADl01／10 核電廠廠址選擇的極端氣象現象

HADl01／ll 核電廠設計基準熱帶氣旋