(2)可以按照类型将事故分组,使每组中只需对极限情况进行定量分析;
(3)应该指明这些极限情况的事故过程及其可能的后果;
(4)必须证明反应堆运行的安全裕度或风险度是可以接受的。
4.3 对所考虑的每个事故序列,应该指出在事故工况下,安全系统及未失效的工艺系统需要起作用的范围。
4.4 每个假设始发事件可以归于下列工艺故障分类的一种或几种。
(1)反应堆冷却系统排热的减少;
(2)二回路冷却系统排热减少(热阱丧失);
(3)反应性引入和功率分布异常;
(4)反应堆冷却剂容量或压力变化;
(5)一个子系统或部件放射性释放;
(6)自然或人为事件(如电源故障、运行人员误操作)。
4.5 由于故障可能包括了由较易发生(或中等颁率)但没有放射性后果的始发事件到概率极低但有较严重后果的事件的序列。因此有必要从事件序列中筛选出必须作详细分析的那些事件。
4.6 对于假设始发事件的分析,必须证明在任何情况下,固有的或专设的安全设施将使每个事件的后果保持在国家核安全部门所规定的可接受值之内。
4.7 分析结果最终可用事件的可能性及其后果的大小来描述,表达的方式为:
(1)放射源与公众间屏障的损坏程度;
(2)厂区人员和公众预计辐射剂量。
5 运行限值和条件
5.1 对反应堆安全具有重要意义的整套限值和条件包括安全限值、安全系统整定值和安全运行的限制条件,必须递交给国家核安全部门审查批准。
5.2 安全限值是为保证安全运行、防止过量的个人受照和过量放射性释放,而对重要的过程变量或参数规定的限值。这些安全限值一般应根据情况确定为最大和(或)最小值。在所有运行工况下,这些变量或参数应保持在这个范围内。
5.3 安全系统整定值(如停堆整定值)必须能使有关的自动保护设备动作,以防止突破任何安全限值,并须考虑系统瞬态行为设备响应时间和测量装置的误差。对于不能直接测量的变量的安全限值(如燃料温度),必须对与此安全限值有关的其它变量规定适当的安全系统的整定值,以防止突破该安全限值。
5.4 安全运行限制条件,是对反应堆每种运行工况从行政上制定的必须遵守的对设备和运行的强制规定。运行限值和条件必须起到下列作用:
(1)防止发生可能导致事故工况的状况;
(2)如果发生这种事故工况,则要减轻其后果。这些限制条件是:运行人员配备的最低要求以及适用的安全文件中所假定的设备功能或性能的最低要求。
5.5 安全限值、安全系统整定值和运行限制条件,必须根据反应堆事故和事件分析(特别是事故分析)选定,而且必须与反应堆的现状相一致,在任何时候使用的定值必须符合当时的反应堆运行工况。
5.6 反应堆安全系统的设计通常在其设备发生故障时不导致反应堆安全水平的降低。但若发现可能导致安全水平降低的故障,则运行组必须采取措施(如降低堆功率、更换损坏仪器),以确保不危及反应堆安全。