Page 111 - 中国核能核能年鉴2017.indd

法律法规

类，除正常运行工况外，还包括预计运行 这些事故的典型例子有：
事件、设计基准事故和超设计基准事故。 （1）反应堆冷却剂泵电机事故保护

这些核动力厂状态的划分主要参照各类事 停机或失去电源，冷却剂强迫循环流量全
件发生的频率范围，并参考已有的和其他 部丧失；
堆型的经验来确定。预计运行事件、设计 （2）反应堆冷却剂压力边界相连的
基准事故频率范围划分以假设始发事件的 各种假想的管道小破口引起的冷却剂丧失

发生频率为参照；超设计基准事故由概率 事故；
论、确定论并结合工程判断所确定。 （3）主给水管道、主蒸汽管道小破口；
1. 预计运行事件 （4）反应堆冷却剂系统意外卸压等。
在反应堆的寿期中有可能发生的，并 对于极限事故，预期在这类堆型总体

且可能影响反应堆安全的一类事件，该类 的寿期中不会发生，但出于安全的考虑，
–2
事件的发生频率大于 10 次 / 堆年。预 仍将它们归于设计基准事故之中，其每堆
–6
–4
计运行事件用于小型压水堆核动力厂正常 年发生概率范围为 10 ~10 。
运行工况下的环境评价，向环境释放的放 这些事故的典型例子有：
射性物质对公众个人（成人）造成的有效 （1）设计基准反应堆冷却剂丧失；
剂量约束值是 0.25 mSv/ 电厂年。 （2）主给水管道双端断裂；
这些事件的典型例子有： （3）主蒸汽管道双端断裂；
（1）一组控制棒组件从次临界、热 （4）燃料装卸事故；

备用或功率运行的反应堆中失控提升； （5）反应堆冷却剂泵卡轴或断轴事
（2）外负荷完全丧失和（或）汽机 故等。
事故停机； 对于小型压水堆核动力厂的稀有事故
（3）主蒸汽系统意外卸压，如一台 和极限事故，其个人剂量限值分别确定为：

蒸汽排放阀或卸压阀或安全阀误开启； 在每发生一次稀有事故时，场址边界上公
（4）化学和容积控制系统故障导致 众个人（成人）在整个事故持续时间内（一
反应堆冷却剂装量增加等。 般可取 30 天）可能受到的有效剂量应控
2. 设计基准事故 制在 5 mSv 以下，甲状腺当量剂量应控制

小型压水堆核动力厂设计基准事故划 在 50 mSv 以下；在每发生一次极限事故
分为两类：稀有事故和极限事故。 时，场址边界上公众个人（成人）在整个
对于稀有事故，预期在一座模块反应 事故持续时间内可能受到的有效剂量应控
堆的整个寿期中不会发生，但在可能建造 制在 10 mSv 以下，甲状腺当量剂量应控

的这类堆型的总体中（假设数百个模块） 制在 100 mSv 以下。
有可能会发生，其每堆年发生概率范围为 正常运行、预计运行事件、设计基准
–2
–4
10 ~10 。 事故（含稀有事故和极限事故）的核动力
101