(國家核安全局（jú） 1991年7月27日發布 國家核安全局令第1號)

目（mù）錄

1　引（yǐn）言

2　許可（kě）證申請者和國家核安全部（bù）門的任（rèn）務

3　廠址選擇（zé）準則

4　對外部事件（jiàn）設計基準的評價

5　影響核電廠對其所在（zài）區域產生影響的廠址特征

本（běn）規定自1991年7月27日起（qǐ）實（shí）施本規定由國家核（hé）安全局負責解釋

1 引　言

本規定（dìng）提出了陸上（shàng）固定式熱（rè）中子反（fǎn）應堆核電廠在廠址選擇中在核安全方麵應遵循的準則和程序。

本規定的範圍包括與運行狀態及（jí）事故狀態(包括那些會導致需要采取應急措（cuò）施的（de）事故狀態（tài）)有關的廠址的和廠（chǎng）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（yǒu）外（wài）部自然事件和人為事件。

本規定的目的是給出適用於運行狀態及事故狀態(包括那些會導致需要采取應急措施（shī）的事故狀（zhuàng）態)的準則和程序，以（yǐ）提（tí）出關於下述（shù）各項內容的基本要（yào）求：

(1)規定許可證申請者必（bì）須提供的推薦廠址的資料範圍；

(2)評價（jià）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（zhēng）；

(3)分析廠址區域的人口特點和在核電廠整個預計壽期內執行應急計劃的能力；

(4)確定與廠址有關的設計基準；

(5)規定許可證申請者（zhě）在廠址評價中的任務；

(6)說（shuō）明國家（jiā）核安全部門（mén）在廠址評價中的任務。

本規定（dìng）3.1條所列總準則用於：。

(1)選擇若幹推薦廠址，並評價它（tā）們是否適合於核電（diàn）廠的建造和（hé）運行；

(2)確定與廠址有（yǒu）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。

本規定3.2至（zhì）3.5條為用於下述三方麵問（wèn）題的具（jù）體準則：

(1)廠址所在區域對核電廠的影響；

(2)核電廠對廠址所在區域（yù）的影響（xiǎng）；

(3)人口因素的影響。

第4章和第5章為用於滿足上述準（zhǔn）則要求的安（ān）全評價程序。

核電廠廠址選擇（zé）過程，通常包括對一個大的地區的調查和研究。以選擇一個或若幹個候選廠（chǎng）址(廠址查勘)，繼而（ér）詳細評價那些候選廠（chǎng）址。本規（guī）定主要考慮廠址的詳細評價（jià）。

本規定的宗旨是評價那些（xiē）與廠址有（yǒu）關的而且必須考慮的因素（sù），以保證核電廠在整個壽期內與廠址的（de）綜合影響（xiǎng）不致構成不能接受的風險。本規定的內容並（bìng）未考慮核電廠的非放射性環境影響評價，關於這方麵的（de）內容應遵循其他的有關規定。本規定的內容隻包括那些與輻射安全有關的廠（chǎng）址選擇及評價方麵的問題。

建造（zào）在合適的廠址上的（de）核電廠的安（ān）全性，可以通過高質量的（de）設計、建造、調試、運行及退役（yì）得到保證。

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

本（běn）規定主（zhǔ）要考慮與核電廠的廠址選擇有關（guān）的（de）低概率嚴（yán）重事件（jiàn），這些事件也必須在特定（dìng）核（hé）電廠的設計中加以考慮。對那些後果雖然較輕，但發生概率較高，會顯著增加總的風險的事件，也（yě）應當在核電廠設計中加以考慮。

在核電廠廠址選擇工作中，除應執行本規定（dìng）外，還應符（fú）合核設施安全監督管（guǎn）理、環境保護（hù）、輻射防護和其他方麵有（yǒu）關規定。

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

附錄（lù）I所列的安（ān）全導則是對本規定的說明和補充。

2 許可（kě）證申請（qǐng）者和國家核安（ān）全部門的任務（wù）

2.1 許可證申請者的任務

許（xǔ）可證申請者（zhě）必須負責向國家核安全部門提（tí）出廠址評價報告，充分地說明在該廠址（zhǐ）上能夠建造擬建的核電廠，並能在整個預計壽期內安全運行。這個評價必須根據（jù）本規定的準則（zé）和要求（qiú）、國（guó）家核安全部門（mén）規定的補充準則及其他有關（guān）規定進行。

2.2 國家核安全部門的任務

國家核安全部門有責任獨立、全麵地進行廠（chǎng）址的評審工（gōng）作，以便確定擬（nǐ）建的核（hé）電廠可否在（zài）該廠址上建造和安全運行。

3 廠（chǎng）址選擇（zé）準則

從（cóng）核（hé）安全的觀點考慮，核電廠廠址選擇的（de）主要（yào）目的，是保護公眾和環境（jìng）免受放射性事故釋放所引起的過量輻射影（yǐng）響，同時對於（yú）核（hé）電廠（chǎng）正常的放射性物質釋放也應加以考（kǎo）慮。在評價一個廠址是否適於建（jiàn）造核電（diàn）廠（chǎng）時，必須考慮以（yǐ）下幾方（fāng）麵的因素：

(1)在某個特定廠址所（suǒ）在區域可能發生（shēng）的外部自然事件或人為事件對核（hé）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（chǎng）址特征及其環境特征；

(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（guān）外圍（wéi）地帶的人口密度、分布及其他（tā）特征。

3.1 總準（zhǔn）則

3.1.1 必須調查和評（píng）價可能影響核電（diàn）廠安全的廠址特征。必須調查運（yùn）行狀態和事故狀（zhuàng）態下可能受輻射後果影（yǐng）響的區域的環境特征。對所有這些特征在核電廠的整個壽期內予以觀察和監控。

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

3.1.3 必須（xū）評價核電廠所在區域內（nèi）影（yǐng）響核（hé）電廠安全的（de）自然（rán）因素和人為因素在其預計壽期內可預見的（de）演（yǎn）變，並在核電廠整個壽期內也必須監控這些因素，特別是人口增長（zhǎng）率和人口分布特征。如有必（bì）要，必（bì）須（xū）采取適當措施，以保證總的風險保（bǎo）持在可接受的低水平。

3.1.4 必（bì）須對（duì）推薦的廠址和（hé）核電廠進行綜合考慮（lǜ）以確定其設計基準外部事件。必須選擇所有與重大的（de）輻射風險有關的外部事件作為考慮（lǜ）事項，並確定其設計基準。由外部事件（jiàn）引起的輻射風險不應超過由內部事故所引起的輻射（shè）風險（xiǎn）。

3.1.5 必須確定用於核電廠設（shè）計的有關（guān）外部事件的設計基準。對於一個外部事件(或事件的（de）組合)來說，核電廠設計基準參數值的選擇，應保證在發生設計（jì）基準（zhǔn）事（shì）件時（shí）或之後能使與該事（shì）件(或事件組合)相關的安全重要構築物、係統和部件保持其完整性，並（bìng）且仍不喪失其功能。

3.1.6 對廠址全（quán）麵評價後，如（rú）果證明所推（tuī）薦的措（cuò）施不（bú）能對設計基準外（wài）部事件所帶（dài）來的破壞提供充分的保護，則必須認為在該廠址上不（bú）適合（hé）於建造所推薦的核電廠（chǎng）。

3.1.7 在確定有關外部事（shì）件的設計（jì）基準時，應（yīng）考慮它們與周圍條件（jiàn）(例如（rú）水（shuǐ）文、水文地質和氣象條件)的組（zǔ）合。同時還應考慮反應堆的運（yùn）行狀態。

3.1.8 必須評價與廠址（zhǐ）有關的設計基準，並將其寫入供國（guó）家核安全部門審（shěn）查的（de）申請文件中。這些設計基準必須得到國家核（hé）安（ān）全部門同意後，才（cái）能開始核電廠的有關（guān）部分的建造。如果對那些與廠址有關的設計基準仍（réng）有爭議，而又（yòu）不能在實際上提供足夠的保護措施，因而認定該（gāi）廠址是（shì）不合適的，則必須在這些有爭議的問題得（dé）到解決以後，才能動工（gōng）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（quán）部門的獨立審（shěn）查。

3.1.10 在（zài）分析所選廠址是（shì）否合適時，必須考慮新燃料、乏燃料及放（fàng）射性廢物（wù）的貯存和運輸等問題。

3.1.11 應考慮放射性排出（chū）流與非放射（shè）性（xìng）排出流之間的相互作用（yòng）的可能性。例如熱或化學物（wù）質與放射性物質在（zài）液態排（pái）出流中的相互作用。

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

3.1.13 應盡可能在廠址選擇（zé）過程（chéng）的第一個階段就確定（dìng）該廠址總的裝機容量。如果需要將核電總裝機容量（liàng）提高到高於原先（xiān）批準的水平時，必須（xū）對該廠址的適合（hé）性進行重新評價。

3.1.14 對於所有可能影響安全和確定廠址設計基準參（cān）數的活動，都（dōu）必須執行質量保證大（dà）綱。質量保（bǎo）證（zhèng）大綱可按有關規定執行。

3.2 確定外部自（zì）然事（shì）件設計基準的準則

3.2.1 對推薦廠址，必須充分調查研（yán）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域內可能存在或可能發生（shēng）的各種自然現象，並應根據它們對核電廠安全運行產生影（yǐng）響的（de）可能性（xìng）進行分類。應（yīng）采用這個分類（lèi）來明確那些必須確定設計基準的重要自（zì）然現象。

3.2.3 必須收集廠址所在區（qū）域內發（fā）生過（guò）的上述重要自然現象（xiàng）及其嚴重（chóng）程度的（de）曆史資料，並認（rèn）真分析其可靠性、準確性和完整（zhěng）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域內特征及目前的技術（shù）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（ér）應研究的區域範圍，必須大到足以包括對確定設計基準自然事件及其（qí）特性有影響的所有特征及地區。

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

3.2.7 在確定設計基準事件時，必（bì）須采用該廠址的特定資料；對無（wú）法（fǎ）獲（huò）得的資（zī）料，則可（kě）采（cǎi）用與該（gāi）廠址所（suǒ）在區域相類（lèi）似的其他區域的適用的數據資料。

3.3 確定外部人為事件（jiàn）設計基準的準則

3.3.1 對於推薦廠址，必須充分調查研究（jiū）可（kě）能影響安全的與（yǔ）設計基準外部人為事件有關的所（suǒ）有廠址（zhǐ）特征。

3.3.2 必須查明核電廠廠址所在區域內（nèi）在某些（xiē）情況下存在的可能危及核電廠安全的設施和人為活動，並應根據其影響安全的嚴重程度予以分（fèn）類。並（bìng）且應當采用這個分類來明確那些（xiē）用於確定設計基準的（de）重要人為事件。必須考慮在土地利用方麵可預見到的重大變化（huà），例如（rú）現有設施和人為活動的發展或有高度危險性的（de）設施的建造等。

3.3.3 必須收集有關上述重要（yào）人為事件（jiàn）的發生頻率和嚴重程（chéng）度的資料，並分析其可靠（kào）性、準確性和完整性。

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

3.3.5 必須將每一重要人為（wéi）事件表示（shì）為導出核電廠有關人為事件設計基準的輸入（rù）項。

3.4 確定核電廠對區域潛在影響的準則

3.4.1 評價核電廠在運行狀態和可能導致需要采取應急措施的事故狀態下對廠址所在區域的輻射影響時（shí），在考慮核（hé）電廠及（jí）其安全設施的設計後，必須恰如其分地估計預計的或潛在的放射性物質（zhì）的釋放。評價廠址時，通常（cháng）把這些放射性釋（shì）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（wù）質可能到達並影響人的直接的和間接的途徑（jìng），在進行這種評定時，必（bì）須考慮區域和廠址的異常（cháng）特征，並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（shè）計和廠址之間的關係（xì），以保證將由源項所確定的放射性物質釋放給公眾和環境帶來的輻射風險降低（dī）到可接受的程度。

3.4.4 核（hé）電廠設計必須能補（bǔ）償其所在區域所造成的任何不（bú）能接受（shòu）的影響，否則必須認為該廠址是不（bú）合適的。

3.5 考慮人口因素（sù）和應急計劃的準則

3.5.1 必須（xū）對推薦廠址所在區域進行調查研究，以評價目前和可預見的（de）將來該區域的人口特征和（hé）分布情況。這種（zhǒng）調查研究必須包括（kuò）對該區域目前和將來的（de）土地和水的利用的評價，並且必須（xū）考慮可能影響放射性釋放物對個人和群體的潛在後（hòu）果的（de）任何特有特征（zhēng）。

3.5.2 在人口特征和分布方麵，廠址與（yǔ）核電廠的組合必須滿足：

(1)核電廠在（zài）運行狀態下對居民的輻射照射保（bǎo）持在（zài）合理可行盡量（liàng）低的水平。在任何情況下都符合國家的（de）規（guī）定；

(2)在事故狀態（tài）(包括那些可能導致（zhì）需要采取（qǔ）應急措施（shī）的事故（gù）狀態)下對居民造成的輻射風險（xiǎn）低到可接（jiē）受（shòu）的水平（píng），並符合國家的規定。

對廠址進行全麵評價之後，如果證明無法采（cǎi）用適（shì）當的措施以滿足上述要（yào）求時（shí），則必須認為該廠址不適合（hé）於建造所推（tuī）薦的核電廠。

3.5.3 考慮（lǜ）到對公眾的（de）潛在輻射後果和執行應（yīng）急計劃的能力，以及可能（néng）妨礙執行應急（jí）計（jì）劃的任何外（wài）部事件的影響，必（bì）須在推薦廠址的周圍建立外圍地帶。在（zài）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製定應急計劃的根本問（wèn）題。為了（le）恰當（dāng）地執行這個（gè）要求：

(1)必須采（cǎi）用合適的特定廠址（zhǐ）參數對事故（gù）狀態(包括嚴重事故)的放（fàng）射性物質釋放合理地（dì）作出評價；

(2)必須評價應急（jí）計劃的可行性（xìng），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（lí）、在緊急事件中難以隱蔽或撤離的居民組（zǔ）(例如（rú）在醫院或監獄內的人（rén）員或放牧人群（qún）)以及在核電廠預計壽期內上述各項的變化；

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

(c)外（wài）圍地帶和區（qū）域的（de）經濟、工業、農業、生態和環境特征(在事故後的中、長期內快速評價有關放射性物質的沉降)。

4 對（duì）外部事件設計基準的評價

4.1 由於降水和其他原因（yīn）引起的（de）洪水（shuǐ）

4.1.1 必須評價廠址所在區域因降水、高水位、高潮（cháo）位引（yǐn）起的並影響核電廠安全的洪水泛濫的可能性。如果存在這（zhè）種可能性，則必須收集並鑒別包（bāo）括水文和氣象曆史數據資料（liào）在內（nèi）的全（quán）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麵的局限性、積累這些數據（jù）資料的曆史時間的長短以及（jí）所有已知的該區域有關特征（zhēng）的曆（lì）史變化等因素，必須建立合適（shì）的氣象和水文模型。並根據此模型確定設計基準洪水。

4.1.3 設計基準（zhǔn）洪水必須包括水位(包括波高)、洪（hóng）水持續時間及其流態。

4.1.4 對沿海（hǎi）廠（chǎng）址及類似廠址，必須審查因高潮位、風對水體（tǐ）的影響及波浪作用的綜合因素引起洪水泛（fàn）濫的可（kě）能性，並（bìng）必須確定有（yǒu）關洪水（shuǐ）的設計基準。

4.2 因地震引起的波浪（làng）

4.2.1 必須評價廠址所（suǒ）在區域是否存在影響核電廠安全的海嘯或湖湧的可能性。

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域產（chǎn）生海嘯或湖湧的曆史資料，並（bìng）且必須鑒別其可靠性（xìng）及其與廠址的關係。

4.2.3 必須根（gēn）據可收集的廠址所在區域的曆史（shǐ）資料，並（bìng）與對此自然（rán）現象作過仔細研究的（de）類似區域比較，估算（suàn）出廠址所在區域的海嘯或湖（hú）湧的高度、發生頻率及大小，並必須根據這些結果（guǒ），同時考慮因廠（chǎng）址沿岸的地形而使這些自然現象放大的因素，確定設（shè）計基準海嘯或湖湧。

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

4.2.5 有關海嘯或湖湧的設計基準應包括對廠址（zhǐ）可能產生物理效應的水位下降（jiàng）和爬高，並且必須（xū）根據上述資料確定海嘯或湖湧的設計（jì）基準。

4.3 因擋水構築物受破壞（huài）而（ér）引起的洪（hóng）水及（jí）波浪

4.3.1 必須分析上（shàng）遊擋（dǎng）水構築物的（de）資料，以確（què）定當上遊一個或幾個擋水構築物在滿庫容情況下遭到破壞（huài）時（shí），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（shàng）遊一個或幾個擋水（shuǐ）構築物的巨大破壞所產生的（de）全部影響，則不需要對該擋水構築物作進（jìn）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（diàn）廠不能安全地經受上（shàng）遊擋水構築物的巨大破壞的全部影響，就必須改變（biàn）核電廠（chǎng）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（lái）分析上遊的這些擋（dǎng）水（shuǐ）構築物，以證明這些擋水構築物能夠經受住相應的事件。

4.3.4 必須查明各條河流上（shàng）遊或下遊因暫時堵塞(如由於滑坡、冰堵（dǔ）)而使推薦的廠址發生洪水泛濫和有關（guān）現象的可能性。

4.4 地表斷裂

4.4.1 必須調查研究在廠址（zhǐ）及其鄰近地區是否（fǒu）發生過地表斷裂現象。

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（qí）進行審查，以確定它們是否能在地表或接近地表處（chù）引起明顯的錯動。隻有在對那些可能影響廠址地麵的斷層進行調查之後，才（cái）能判斷該廠址是否適宜。在（zài）評價地表斷（duàn）裂現象時（shí），應考慮證據的充分程度以及調查的範圍和采（cǎi）取（qǔ）的方法。

4.4.3 對（duì）廠址及其鄰近地區的地表斷裂現象的調查必須包（bāo）括：

(1)審查（chá）廠址的斷裂或走向（xiàng）朝著廠（chǎng）址的斷層；

(2)采用適當的和公認的技術及方法，對勘察到的（de）任何斷層（céng）的活動性及其錯動曆史作出全麵評價；

(3)評價與斷層(包（bāo）括可能的次生地表（biǎo）斷裂)有關的地帶的範圍大小。

4.4.4 如果廠址位於在地表或接（jiē）近地（dì）表處可能產生明顯的錯動的（de）地（dì）表斷裂帶內，則必須認為這個廠址是不合適的，除非能證（zhèng）明所采取的工（gōng）程措施是切實可行（háng）的。

4.5 斜坡不穩定（dìng）性

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

4.5.2 如果存在（zài）斜坡不穩定的可能性，則必須進行詳細研究。研究中必須考慮發生設計基準地麵運動(也常稱為地震動)時引起斜坡不穩定的可能性。由於在評價岩、土（tǔ）特性時存在（zài）的不確定性（xìng）因素，評價斜坡不穩定性時必須留有安（ān）全裕度（dù）。

4.5.3 如果存在斜坡不穩定的可能性，則在確定設（shè）計基（jī）準時（shí）必須考慮斜（xié）坡不穩定性及設計（jì）基準（zhǔn）地震事件的組合作用。

4.6 地麵塌陷、沉降或隆起

4.6.1 必須審查（chá）廠址地區的地質（zhì）圖及其他有關資料，以了解是否存在洞穴、岩溶等自然特征（zhēng）和水井、礦井、油（yóu）井或氣（qì）井等人為特征。必須（xū）評（píng）價地麵塌陷、沉降或隆起的可能性。

4.6.2 如果對廠址的評價說明（míng）存在著影（yǐng）響核電廠（chǎng）安（ān）全的地麵塌陷、沉降或隆（lóng）起的可能（néng）性時，則必須（xū）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（rú）果采用的工程措施是可行的，則必須通過可靠（kào）的調查方法（fǎ）獲得有關（guān）地下（xià）情況的詳細資料，從而確定設計基準。

4.7 地震（zhèn）

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

4.7.2 必須收（shōu）集（jí）區域內曆史的和儀器記錄的地震資料，並必須形成文件（jiàn）。

4.7.3 必須根據區域的（de）地震構造評價確定設計（jì）基準地震。必（bì）須評定最大（dà）曆（lì）史地震烈度和推定潛在地震。

4.7.4 必須考（kǎo）慮區域地震構造特征和特定的廠址條件，以確定廠區地震的設計基準地麵運動。這（zhè）一設計基準地麵運動即為最大的潛在地麵運動。發（fā）生這種地麵運（yùn）動時，主要考慮因素是保護公眾免受輻射後果的影響。通常還規定（dìng）另一個地麵（miàn）運動，如果超過這一運動，必須根據需要對核電廠進（jìn）行檢查。這些（xiē）運動應采用合適的參數(例如地震烈度（dù）、地麵加速度、不同阻尼係數的頻（pín）率反應譜的包絡線（xiàn）、振動持續時問以及時程曲線}}}}來表示（shì）。基於地震構造評（píng）價的（de）概（gài）率法，可作為補充方法，以推導、校核和比（bǐ）較設計地麵運動。

4.7.5 對於那些雖不屬（shǔ）於核電廠，但其事故可能（néng）會危及核電廣安全並可能使輻射後果擴大到不可（kě）接受程（chéng）度的構築物，必（bì）須采用與（yǔ）確定核電廠設計基準同樣的方法確定這些構築物有關地震的設計基準地麵運動，並必須評價其對這些構築物的（de）影響。

4.8 基土液化

4.8.1 必須采（cǎi）用廠址地區（qū）特定的地麵運動來評價推（tuī）薦廠址的基土液化的可能性。

4.8.2 基土（tǔ）液化（huà）的評價（jià）必（bì）須包括采（cǎi）用公認的基土勘察和分析的方法，並留有安全裕度，以補（bǔ）償在確定基土特性和計算（suàn）方法上的不（bú）確定性。

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

4.9 龍卷風

4.9.1 對（duì）在廠址區域出現龍卷風的（de）可（kě）能性（xìng）必（bì）須作出評價。如果該地區曾經出現（xiàn）過龍卷風，則必須收集詳細的曆史資（zī）料。

4.9.2 如果（guǒ）該區域的曆史資料不夠充分，則應從具有（yǒu）類（lèi）似氣（qì）候特征又有龍（lóng）卷風統計資料的（de）其他區域收集資料予以補充。

4.9.3 必須確定有關（guān）龍卷風的（de）設計基準，並采用例（lì）如旋轉風速、平移風速、最大旋轉風（fēng）速半徑（jìng）、風壓（yā）差（chà）和風壓變化速率等表示（shì）。

4.9.4 在確（què）定設（shè）計基（jī）準時，必須考慮由設計基準龍卷風卷起的飛射物的影響（xiǎng）。

4.10 熱帶氣旋

4.10.1 必須對廠址區域出現熱帶（dài）氣旋的可能性（xìng）作出（chū）評價。

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

4.10.3 有關熱帶氣旋的（de）設計基準應包括極端風速、風壓和降（jiàng）水量等因素。

4.10.4 在確定設計（jì）基準時，必須考慮（lǜ）由設計基準熱帶氣旋卷起的飛射物的影（yǐng）響（xiǎng）。

4.11 其他（tā）重要自（zì）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（guān）現（xiàn）象（xiàng）的曆史資料，如火（huǒ）山活動、大風、沙暴、暴雨、泥石流、降雪、冰凍、冰雹及地（dì）下潛（qián）冰等。如果肯定存在上述可（kě）能性，則必須確定有（yǒu）關這（zhè）些事件的1設計基準。

4.12 飛機墜（zhuì）毀

4.12.1 必須（xū）評價飛機在廠址上墜毀的可能性，並在（zài）評（píng）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（zhe）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（jià）。

4.12.3 如果研究表明這種風（fēng）險是不能接受（shòu）的，而且又無（wú）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（fēi）機墜毀（huǐ）事件的設計基準必（bì）須（xū）包括撞擊、著火（huǒ）和爆炸在內。

4.13 化學品爆炸

4.13.1 必須查明（míng）廠址區域有無可能導致猛烈爆（bào）炸或（huò）產生爆（bào）燃氣團的化學品的裝卸、加工、運輸和貯存（cún）等活動。

4.13.2 對位於上述活動區域（yù）附近的廠址，如果這些活動可能導致輻射後果的（de）總風險增加到不能接受的程（chéng）度，而且（qiě）沒（méi）有切實可（kě）行的解決辦法時，則必須認為這樣的廠址是（shì）不合適的。

4.13.3 有關化學品爆炸事（shì）件的設計基準，必須在考慮距（jù）離（lí）效應後以超壓表示。

4.14 影響堆芯長（zhǎng）期排熱的（de）廠址參數

4.14.1 在進行堆芯（xīn）長期排熱的方案設（shè）計時，應考慮下列廠址參數：

(1)幹球和濕球空氣溫度；

(2)與安（ān）全有關的冷卻水源的可用流量、最低水（shuǐ）位及最低水（shuǐ）位（wèi）的持續時間，並應考慮擋水構築物遭破壞的可能（néng）性。

4.14.2 必須一一查明那些會使堆芯長期（qī）排熱所需的係統喪（sàng）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（shuǐ）庫放（fàng）空、水庫或冷卻塔因凍結或結冰而阻塞、船隻碰撞、油料溢出及（jí）起火等。如果不能將發生這類事件的概率及其後果減少到可以接受的水平，則在確定核電廠設計（jì）基準（zhǔn）時必須考慮這些（xiē）事件。

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

4.15 其（qí）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（cún）、加（jiā）工、運輸或處理有毒（dú）、有（yǒu）腐蝕性或有放射性物質的設施，以防這些物質在正常工況（kuàng）或事故工況下一旦逸出時（shí）會對安全產生有害影響（xiǎng）。這（zhè）些審查還必（bì）須包括可能產生任何類型飛射物而影響核電（diàn）廠安全的設施。如果這些（xiē）影響能使（shǐ）放射後果的總風險增加到不能接受的程度而且在工（gōng）程技（jì）術上又無切實可行的解決辦法時，則（zé）必須認為該廠（chǎng）址是不合適的。

4.16 基土性能

4.16.1 基（jī）土可能（néng）由（yóu）於（yú）傳輸超過核電廠構築物設計限值的地麵運（yùn）動（dòng），或由於下沉或滑動，使核電廠構築物所受的應力超過設計限值而影響安全。必須（xū）調查基（jī）土的土工特征，並必須評價廠址（zhǐ）的設計基準基土剖（pōu）麵圖。

4.16.2 必須評定基土在靜態和地震荷載下的穩定（dìng）性。

5 影響核電廠對其所在區域產生影響的廠址特征

5.1 放射性物質的大（dà）氣（qì）彌（mí）散

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

5.1.2 必須在廠址（zhǐ）或廠址附近完成在適當高度和地點觀測並記（jì）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（cè）資料和（hé）可從其他的來源得到的任何（hé）其他現有資料。

5.1.3 必須基於區域調查資料，采用（yòng）恰當的模（mó）型以評定放射性（xìng）釋放物的大氣彌散。

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

5.2 放射性物質的地表（biǎo）水彌散

5.2.1 必（bì）須描述廠址區域的地表水（shuǐ）文特征，其內容包括天然水體和（hé）人工水體的主要特征、主要擋水構築物、取水（shuǐ）口的位置和區域內用（yòng）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（hé）彌散特征、沉積（jī）物和生物群的再濃集能力，以及放射性核素（sù）在水域內（nèi）轉移機製和照射途徑。

5.2.3 必須采用所收集的資料和數據，以恰當（dāng）的模型評價地表水汙（wū）染（rǎn）對居民的可能影響。

5.3 放射性物質的地下水彌（mí）散

5.3.1 必須描述廠址區域的地（dì）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（xiàng）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（fàng）射性（xìng）核素在水（shuǐ）文地質單元內的移（yí）動。這些調查可包括（kuò）核素（sù）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（kě）能需要的地下物（wù）質的物（wù）理和物理化學性（xìng）質。

5.3.3 必須采用所收集的資料和（hé）數據，以（yǐ）恰當的模型評價地下水汙染對居民的可能（néng）影響。

5.4 人口分布

5.4.1 必須收（shōu）集廠（chǎng）址區域內的人口分布情況。

5.4.2 必須收（shōu）集廠址區域現有的和規（guī）劃的包括（kuò）臨時的及常（cháng）住的人口分布資料，而且在核電廠的整（zhěng）個壽期內應繼續收集新資（zī）料。收集資料區域的大小應根（gēn）據有關規定確定。必須（xū）特別注意核電（diàn）廠緊鄰地區的人（rén）口分布、這一區域的人口稠密區和人口中心以及特殊設施如醫院、監獄等。

5.4.3 必須采用廠址區域的最新（xīn）人（rén）口調（diào）查資（zī）料或由最新人（rén）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（kào）數據資料時，必須進行專門的調查研（yán）究。

5.4.4 必須分析人口調（diào）查數據，以提出按（àn）離核電廠（chǎng）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（nǐ）建核電廠對廠址（zhǐ）區（qū）域的影響，特別是為（wéi）了製定應急計劃，必須說明土地和水的利用情況（kuàng）。其調查內容應包括：

(1)供農業專用的土地麵積、主要作物品種及產量；

(2)牧場（chǎng）專用的土地麵積及畜（chù）、奶產量；

(3)商（shāng）業、居住及遊樂（lè）專用的場地麵積及其使用（yòng）特征；

(4)用於商業養殖及娛（yú）樂性（xìng）捕撈的水體，包括水生生物的種類、數量及產量；

(5)用於商業目的(包括航運、公用供水或遊樂)的水體；

(6)野生生物賴以生存的水體和（hé）土地；

(7)食物鏈（liàn）受放射性汙染（rǎn）的直接及間接（jiē）途徑。

必須特別注意查清那些對確定食物（wù）鏈輸運有（yǒu）重（chóng）要作用的特（tè）征。

5.6 環境的放射性本底

在核電廠調試以前.必須（xū）進行周圍地區的環境放射性本底測量。

名詞解釋（shì）

在核電（diàn）廠安全（quán）規定中下列名詞（cí）術語的含義為：

運行狀態

正常運行（háng）或預計運行事件兩類狀態的統稱。

正常運行

核電廠在規定運行限（xiàn）值和條件範圍內的運行（háng），包括停堆狀態、功率運行、停堆（duī）過程、啟動、維護、試驗和換料（liào）。

預計運行事件

在核電廠運行（háng）壽期內預計可能出現一次或（huò）數次的（de）偏離正常運行的各種運（yùn）行過程；由於設計中已采取相應措施，這類事件不致於引起安全重要（yào）物項的嚴重損壞，也不致導致事故工況。

事故(事故狀態)

事故工況和嚴重事故兩（liǎng）類狀態的統稱。

事故工況

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

設計基準事故（gù）

核電廠按（àn）確（què）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（shì）故工況的核電廠狀態，包括造成堆芯（xīn）嚴重損壞的狀態。

事故（gù）處理（lǐ）

為使核電廠恢（huī）複到受控安全狀態並（bìng）減輕（qīng）事故後果而采取的一係列階段性行動，行動階段的（de）順序如下：

(1)事故序列在發展中，但（dàn）尚未超出（chū）核電廠設計基準的階段（duàn）；

(2)發生嚴重事故，但堆芯尚未損壞的階段：

(3)堆芯損（sǔn）壞後的階段（duàn）。

上（shàng）述八個術語相互間的關（guān）係參見（jiàn）附圖l。

核安全（安全）））

完成正確的運行工況、事故預防或緩解（jiě）事故後（hòu）果從而實現保護（hù）廠（chǎng）區人員、公眾和環境（jìng）免遭過量輻射（shè）危（wēi）害（hài）。

安全係統

安全上重要的係統，用於保證反應堆安全停堆、從堆芯排出餘熱或（huò）限製預計運行事件和（hé）事故工況的後果。

保護係統

有各種（zhǒng）電器件、機械器件和線路(從傳感（gǎn）器到執行機構（gòu）的輸入端（duān）)組成的產生與保護功能相聯係的信號係統。

安全執行係統

由（yóu）保護係統觸發用以完成必需的（de）安全動作的設備組合。

安全係統輔助設施

為（wéi）保護係統和安全執行（háng）係統提（tí）供所需的冷卻、潤滑（huá）和能源（yuán）等服務的設（shè）備組合。

上述五個術語相互間的關係參（cān）見附圖2。

可接受限（xiàn）值

國家核安全部門認可的限值。

能動部件

依靠觸發、機械運動或動力源等外部輸入而行（háng）使功能（néng），因而能以主動態影響係統的（de）工作（zuò）過（guò）程（chéng）的部件(參（cān）見“非能（néng）動部件”)。

調試（shì）

核電廠（chǎng）已安裝（zhuāng）的部件和係統投入運行並進行（háng）性能驗證，以確認是否符合設計要求、是否滿足（zú）性能標準的過程。調試由反應堆裝載燃料前和（hé）反應堆進入臨界、鏈式裂（liè）變反應（yīng）在持續進行中兩種條件下的試驗組成。

共因故障

由特定的單一事件或起因（yīn）導致若幹（gàn）裝置或部件功能失效的故障。

建造

包括核電廠的部件製造、組裝、土（tǔ）建（jiàn）施工（gōng）、部件和設備的安裝（zhuāng）及（jí）有關聯的試驗在內的過程。

退役

核電廠最（zuì）終退出運行（háng）的過程。

設計

製定核電（diàn）廠及其組成部分的方案和詳細圖紙，進行支持性計算並製訂技術規（guī）格書的過程（chéng）及其（qí）成果（guǒ）。

多樣性

為執行（háng）某一確（què）定功能設置多重部件或係統，這些部件（jiàn）或係統總起來說具有一個或幾個（gè）不同屬性。

燃料組件

作為一個整體裝入堆芯，爾後又自堆芯撤除（chú）的燃料元件組。

燃料（liào）元件

以燃料為其主（zhǔ）要組成（chéng）部分的最小獨立結構件。

功能隔離

為防止線路或（huò）係統的功（gōng）能受到相鄰線路或係統的運行方（fāng）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（duàn），確（què）定材（cái）料（liào）、零件、部件、係統、構築物及工藝和（hé）程序是否符合規定要求的活動。

許（xǔ）可證（執照）

由國家核安全部門頒發的，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（ān）全部（bù）門（mén）許可證(執照)負責經營和運（yùn）行核電廠的單位（wèi）。

運行

為實現核電（diàn）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（huó）動。

運行限值和（hé）條件

經國家核安（ān）全部門認可的，為核電（diàn）廠的安全運行列舉參數限值、設備的功能和性能及人員執行任務（wù）的（de）水平等一整套規定。

非能動部件

毋需依賴外部輸入而執行（háng）功能的部（bù）件（jiàn）。非能動部件內一般沒有活動的組（zǔ）成部分，其功能的執（zhí）行係統在感受到某（mǒu）種參數（shù），如壓（yā）力、溫度、流量的變化後完（wán）成。然而，基於不可（kě）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（gé）

(1)幾何分（fèn）隔(增大（dà）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（shǐ）發事件

經鑒明可能導致預（yù）計運行事件或事故工況及其後續故障（zhàng）效應（yīng）的事件。

規定限值

由國家核安全（quán）部門確定或（huò）認可的限值。

質量保證

為使物項或服務與規定（dìng）的質（zhì）量（liàng）要求相符（fú）合並（bìng）提供足夠的置信度所必需的一係列有計劃的係統化的活動。

多重性

通過設置數量高於（yú）最低需要的（de）單元或係統(相同的或不同的)，以達到任一單元或係統的失效不致於引（yǐn）起所需總體安全功能喪失的（de）措（cuò）施。

餘熱

放射性衰變和停堆後裂變所產（chǎn）生的（de）熱量（liàng）以及積存在（zài）反應堆結（jié）構（gòu）材料中和傳熱介質中的熱（rè）量之總和。

安全功（gōng）能

為安全著（zhe）想必須（xū）完成的特定（dìng）目（mù）的。

安全組合

用於完成某一特定假設始發事件下所必需的各種動作的（de）設備組合（hé），其使命是防止事件的後果超過設計基準規定的限值（zhí）。

安全係統整定值

為防止出現超過安全限值的狀態，在發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點。

單一故障

導致某（mǒu）一部（bù）件不能（néng）執行其預定安全功能的一種隨機故（gù）障。由單一隨機事件引起的各種繼發故障，均視作單一故障的組成部分。

廠址、廠區

具有確定的邊界，在核電廠管理人員有效控製下的核電廠所在領域。

廠（chǎng）區人員

在廠內工作的全部（bù）人員，包括在編（biān）的和臨時（shí）的。

廠址（zhǐ）選擇

為核電廠選擇合適廠址的過程（chéng），包括針對有關設計基準的評定。

試驗

為確（què）定或驗證物項的性能是否符合規定（dìng）要求，使之置於一組物理、化學（xué）環境或運行條件考驗之下的活動。

最終熱阱

接受核電廠所排出餘熱的大氣或水（shuǐ）體，或兩者的組合。

廢物處理

有利於安（ān）全或經濟的改變廢（fèi）物特性的處理過程，其三種（zhǒng）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（fèn）。

設計基準外部事件

與某個外部事件或幾個外部事件（jiàn）組合有關，能表達其特征，選定用於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、須（xū）在人口（kǒu）分布和密度、山地和水的利用等方麵（miàn）考慮采取應急措施的可能（néng）性的地（dì）帶。

區域

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

物項

材料（liào）、零件、部件、係（xì）統、構築物以（yǐ）及計算機（jī）軟（ruǎn）件的通稱。

客觀證據（jù）

基於觀察、測量或試驗的、可被驗證（zhèng）的、關於某物項或服務質量的定（dìng）量或定性（xìng）資料、記錄（lù）或事實說明。

合格人員符合特定要求（qiú）、具（jù）備（bèi）一定條件、而且被正式指定執行規定任務和承擔責任的人員。

能動斷層

在地（dì）表或（huò）接近地表處有可能（néng）引起明顯錯動的斷層。

對供方的評價（jià）

對供方的管理體係進行評價，以確定供方是否有能力生產（chǎn）或提供規定質（zhì）量的物項或服務，並是否有能力提供據以驗收其物項或服務的證據。

運行人員

廠區人員（yuán）當中參加（jiā）核電廠運行的人員。

運（yùn）行記錄

記載著核電（diàn）廠運行情況的曆史資料，如儀表記錄（lù）紙、各種證書、運行日誌、計算機打印輸（shū）出和磁帶等。

核電（diàn）廠運行（háng）管理者

由核電廠營運（yùn）單位(或其主管部門)委任的負責指揮（huī）核電廠運行，並承擔直（zhí）接安全責任的人員(或（huò）組織)。

安全限值

過程變量（liàng）的各（gè）種（zhǒng）限值，核電廠在這些限值範圍內運（yùn）行已證明是安全的。記錄為各種（zhǒng）物項（xiàng）或服務的質量（liàng）以及影響質量的各種活動提供客觀證據的文件。

技術規格書(技術條件)。

一種書麵規定，說明產品、服務、材料或工藝必須滿足的要求，並指出，確定這些規定（dìng）的要求（qiú）是否得到滿足的程序（xù）。

文件

對（duì）於質量保證有關的活動、要求、程序或結果加以敘述、定（dìng）義、說明、報告或證明的文字記錄或圖表資料（liào）。

檢驗

檢查工作的一部分，包括對材（cái）料、部（bù）件、供應品或服務進行調查，在隻靠這種調查就能判斷的範圍內確定它們是否符合規定的要求。

不符合項

性能、文件或程序方麵的缺陷，因而使某一物項的質量（liàng）變得不可接受或不能確定（dìng）。

監查（chá）

通（tōng）過對客觀證據（jù）的調查、檢查和評價，為確定（dìng）所製定的程序、細則（zé）、技術規格書、規程、標準、行政管理計劃或運行大綱及其他文件是否齊全適用（yòng），是否得（dé）到切實遵守以及實施效果如何而進行的審核（hé）並提出（chū）書麵報告的工作。

附（fù）錄 I

核（hé）電廠廠址選擇安全導則目錄

HADl0I／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

HADl0I／02 核電廠廠址選擇的大氣彌（mí）散問題

HADl0I／03 核電廠廠址選（xuǎn）擇及評價的人口分布問題

HADl0I／04 核電（diàn）廠廠址選擇的（de）外部人為事件

HADl0I／05 核電廠廠址選擇中的放射性（xìng）物質水力彌散問題

HADl0I／06 核電廠廠址選擇與水（shuǐ）文地質的關係

HADl01／12 核電廠的地基（jī）安全問題

HADl0I／07 核電廠廠址查勘（kān）

HADl0I／08 濱河核電廠廠址設計基準洪水的確定

HADl0I／09 濱海核電廠（chǎng）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（jì）基準（zhǔn）熱帶（dài）氣旋