ICS27.120.99 F65 NB 备案号：59622—2017 中华人民共和国能源行业标准 NB/T 20442.12—2017 核电厂定期安全审查指南 第12部分：设计 Guideline of periodic safety review for nuclear power plants- Part 12: Design 2017- 04- 01 发布 2017-10-01实施 发布 国家能源局 NB/T20442.12—2017 目 次 前言. II 引言 III 1 范围. 2 规范性引用文件 3 总则 4 审查范围和内容 5 审查输入 2 审查方法 6 3 7 审查记录和报告 附录A（资料性附录） 核电厂设计要素审查流程图（见图A.1） 5 NB/T20442.12—2017 前言 NB/T20442《核电厂定期安全审查指南》分为15个部分： -第1部分：通用要求 第2部分：安全性能； 第3部分：程序； 第4部分：辐射环境影响； 第5部分：概率安全分析； -第6部分：构筑物、系统和部件的实际状态； 第7部分：经验反馈； 第8部分：老化； 第9部分：确定论安全分析； 第10部分：人因； 第11部分：设备合格鉴定； 第12部分：设计； 第13部分：应急计划； 第14部分：灾害分析； -第15部分：组织机构和行政管理。 本部分为NB/T20442的第12部分。 本部分按照GB/T1.1—2009给出的规则起草。 本部分由能源行业核电标准化技术委员会提出。 本部分由核工业标准化研究所归口。 本部分起草单位：大亚湾核电运营管理有限责任公司、苏州热工研究院有限公司、中核核电运行管 理有限公司、上海核工程研究设计院。 本部分主要起草人：张士朋、李琪、张文利、陈光毅、黄立民、袁亮、高泉源、陈秋炀、徐婧、彭 晓春、曹勇、陈丽、苏夏。 II NB/T20442.12—2017 引言 核电厂运行的安全审查有常规安全审查和专项安全审查，它们是安全验证的主要手段。常规安全审 查包括对核电厂硬件和程序的修改、安全重要事件、运行经验、核电厂运行管理、人员资格等的审查。 专项安全审查是在核电厂发生安全上的重大事件之后进行的审查。一般来说，常规安全审查和专项安全 审查不是综合性的，不一定总是考虑安全标准和运行实践的改进、核电厂老化和修改的积累效应、运行 经验反馈及科学技术的发展。为了全面掌握核电厂的实际安全情况，确定应该进行的合理可行的修改， 使核电厂保持高的安全性，定期安全审查是一种有效的方法。 定期安全审查以规定的时间间隔对运行核电厂的安全性进行系统性的再评价，以应对老化、修改、 运行经验、技术更新和厂址方面的积累效应，目的是确保核电厂在整个使用寿期内具有高的安全水平。 定期安全审查是对常规安全审查和专项安全审查的补充。 验和从所有相关来源得到的新的重要安全信息，营运单位应根据管理要求对核动力厂进行系统的安全重 新评价”，并且规定这种评价“必须采用定期安全审查的方式”。2006年，我国核安全监管部门发布了HAD 103/11。按照HAD103/11的要求，运行核电厂应开展14个要素的定期安全审查工作。HAF103和HAD 103/11虽提出了核电厂定期安全审查工作的总体要求、目的、管理流程和审查要点，但并未对如何具体 开展各个要素的审查工作给出具体规定。为此，需要在HAF103和HAD103/11已有规定的基础上，制定 系列标准NB/T20442，用以指导定期安全审查工作的具体实施。 III NB/T20442.12—2017 核电厂定期安全审查指南第12部分：设计 1范围 NB/T20442的本部分了核电厂设计要素定期安全审查的目的、范围、内容、方法及过程。 本部分适用于核电厂定期安全审查中设计要素的审查。本部分规定的内容以压水堆核电厂为例，其 他堆型核电厂可参照使用。 2规范性引用文件 下列文件对于本文件德应用适必不可少的。凡是注日期的引用文件，仅注日期的版本适用于本文件。 凡是不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本文件。 HAF103核动力厂运行安全规定 HAD103/11核动力厂定期安全审查 3总则 3.1审查目的 核电厂设计要素的审查目的是通过与现行的安全法规、导则、标准和实践的比较，确定核电厂设计、 设计修改及设计文件的适当性。 3. 2 审查要点 核电厂设计要素的审查要点包括： 核电厂设计的详细描述（系统、布置和设备的设计文件和图样等）： a) b) 安全重要的构筑物、系统和部件的分级清单： c) 设计基准文件（原有的和更新的)； (p 通过现有核电厂设计与现行安全法规、导则、标准和实践比较发现的重大差异； 安全重要的设计修改： f) 识别出偏差，并评价安全重要性。 4 审查范围和内容 4.1审查核电厂安全重要构筑物、系统和部件设计与现行安全标准和实践的符合性，并结合最新实践， 识别核电厂设计方面的偏差。 4.2安全重要构筑物、系统和部件设计审查范围通常包括（不限于）： a) 堆芯、反应堆结构（或设备）设计： b) 反应堆冷却剂系统及一回路辅助系统设计； 核燃料装卸储存系统与设备设计： c) 专设安全设施设计； 1 NB/T20442.12—2017 设备冷却水系统设计； e) f) 仪表和控制系统设计； g) 电力系统设计； h) 二回路系统设计； i) 废物处理系统设计； j) 消防系统设计； 构筑物设计； k) I) 通风系统设计等。 4.3 审查内容应包括（不限于）： 安全功能、设计基准与法规标准的符合性； a) b) 系统设计满足功能要求、设计基准（如功能、性能要求、可靠性要求、抗震要求、强度要求、 材料要求等设计要求)的情况； c) 安全重要构筑物、系统和部件的分级； 安装、运行技术要求符合情况； (p e) 在役检查要求符合情况； f) 设计文件的适当性等。 5 审查输入 5.1 基准文件 基准文件包括定期安全审查大纲确定的核电厂设计要素相关的法规、导则、标准、技术文件等。 5.2 2核电厂文件和记录 核电厂文件和记录包括（不限于）： 安全重要构筑物、系统和部件的设计文件、相应规格书、说明书、计算书、技术专题报告； a) b) 核电厂最终安全分析报告（FSAR）； c) 安全重要构筑物、系统和部件的设备运行管理手册： d) 安全重要构筑物、系统和部件设计修改文件包； e) 核电厂设备分级清单和设备鉴定清单； 程序（核电厂技术规格书、老化管理大纲、维修大纲、监督大纲、在役检查大纲、改造与 f) 替代管理程序、维修规程、经验反馈管理程序等）； 记录（改造与替代记录、大修总结报告和相关维修记录、定期试验和检查记录、在役检查 g) 报告、老化专项评估报告、不符合项记录、事件记录和报告、环境工况监测记录等）。 5.3 经验反馈 经验反馈包括： a) 核电厂外部经验反馈； b) 国内、外核电厂的定期安全审查成果。 5.4其他安全要素的审查反馈 2 NB/T20442.12—2017 核动力厂设计要素与实际状态、设备合格鉴定、老化管理、确定论安全分析、概率论安全分析、灾 害分析、安全性能、人因、应急计划、辐射环境影响、经验反馈要素存在接口。其他安全要素的审查反 馈是其审查中发现的与设计有关的偏差项。 6审查方法 6.1 资料收集和整理 资料收集和整理的方法如下： 确定并收集、整理核电厂现行安全标准；现行安全标准和实践主要指目前核电厂应遵守的 a) 法律、法规及设计、建造规范、标准； 收集和整理最新安全标准和实践。最新安全标准和实践主要指反映目前同类机组最新安全 b) 水平的经验反馈及技术发展所采用的新的标准、要求或方法等； 收集和整理电厂设计文件、修改文件及运行、维修经验反馈资料等。 6.2原始安全标准与现行安全标准对比 原始安全标准与现行安全标准对比审查方法如下： 将核电厂设计、建造时遵循的安全规定与我国现行安全规定和导则进行比较，识别它们的 a) 偏差，并审查系统对差异的符合性（包括分级清单、功能、设计基准、具体设计及已实施 修改的符合性)，然后确定偏差项； b）将核电厂设计、建造时采用的规范与最新同类电厂设计、建造时采用的规范进行比较，识 别它们的偏差，并审查系统对偏差的符合性（包括分级清单、功能、设计基准、具体设计 及已实施修改的符合性），然后确定偏差项； 将核电厂设计、建造时参照的原始设计基准和最新同类电厂设计、建造时参照的安全基准 c) 进行比较，识别它们的偏差，并审查系统对偏差的符合性（包括功能、设计基准、具体设 计及已实施修改的符合性），然后确定偏差项。 6.3设计与最新安全实践对比审查 设计与最新安全实践对比审查的方法如下： 将核电厂设计与国内最新同类电厂的最新安全状态（包括已实施的安全重要修改、国家核 a) 安全监管部门审评和监督遗留问题等)进行比较，找出差异，对这些差异进行初步安全分 析，确定对核安全有重要影响的弱项（比较基于最终安全分析报告、系统设计文件、设备 运行管理文件、专题报告、技术不同点报告、设计修改文件和分级清单等)； b）开展国外同类电厂改进项对核电厂的适用性分析，根据分析结果，确定适用于核电厂的改 进项，并提出具体的改进建议： c）参照国际上最新安全要求，识别偏差。 6.4其他输入的审查 其他输入的审查方法如下： a）识别核电厂系统的运行、维修经验反馈中与设计有关的、对核安全有重要影响的偏差项； 识别国内外同类机组系统的运行、维修经验反馈中与设计有关的、对核安全有重要影响的偏差 b) 项； c）对以往PSR审查弱项的纠正情况进行分析，确定是否还存在对核安全有重要影响的弱项； 3