HAF003核电厂质量保证安全规定(8)

事故处理

为使核电厂恢复到受控安全状态并减轻事故后果而采取的一系列阶段性行动，行动阶段的顺序如下:

（1）事故序列在发展中，但尚未超出核电厂设计基准的阶段；

（2）发生严重事故，但堆芯尚未损坏的阶段；

（3）堆芯损坏后的阶段。上述八个术语相互间的关系参见附图1。

①属于预计运行事件的事例有:正常电源断电和汽轮机脱扣、核电厂正常运行中个别部件的误动作、控制设备中个别元件失灵和主泵断电等。

②偏离的例子有较大的燃料破损、冷却剂丧失事故等。

核安全（安全）

完成正确的运行工况、事故预防或缓解事故后果从而实现保护厂区人员、公众和环境免遭过量辐射危害。 安全系统①

安全上重要的系统，用于保证反应堆安全停堆、从堆芯排出余热或限制预计运行事件和事故工况的后果。 保护系统

有各种电器件、机械器件和线路（从传感器到执行机构的输入端）组成的产生与保护功能相联系的信号系统。

①安全系统包括保护系统、安全执行系统和安全系统辅助设施.安全系统的部件可以专用于执行安全功能，亦可在某些运行状态下执行安全功能而在另一些运行状态下执行非安全功能（见附图2）。

安全执行系统{ 由保护系统触发用以完成必需的安全动作的设备组合。

安全系统辅助设施

为保护系统和安全执行系统提供所需的冷却、润滑和能源等服务的设备组合。

上述五个术语相互间的关系参见附图2。

可接受限值: 国家核安全部门认可的限值。

能动部件①: 依靠触发、机械运动或动力源等外部输入而行使功能，因而能以主动态影响系统的工作过程的部件（参见”非能动部件”）。

调试②

核电厂已安装的部件和系统投入运行并进行性能验证，以确认是否符合设计要求、是否满足性能标准的过程。调试由反应堆装载燃料前和反应堆进入临界、链式裂变反应在持续进行中两种条件下的试验组成。 共因故障③

由特定的单一事件或起因导致若干装置或部件功能失效的故障。

建造: 包括核电厂的部件制造、组装、土建施工、部件和设备的安装及有关联的试验在内的过程。 退役

核电厂最终退出运行的过程

①能动部件的例子有：泵、风机、继电器和晶体管等。应强调指出实际上这一定义只能是比较笼统的（非能动部件的定义也是如此），某些部件，如爆破膜、逆止阀、安全阀、喷射器和某些固态电子器件等，需要对其特性进行专门研究后始可列属能动部件或非能动部件。

②审批过程通常以厂址选择、设计、建造、调试、运行和退役命名的六个主要阶段组成。六个阶段中若干阶段可交叉进行，如建造或调试和运行。

③例如设计缺陷、制造缺陷、运行和维修差错、自然事件、人为事件、信号饱和或源自其他操作、故障或环境条件改变的意外的级联效应。

设计

制定核电厂及其组成部分的方案和详细图纸，进行支持性计算并制订技术规格书的过程及其成果。 多样性

为执行某一确定功能设置多重部件或系统，这些部件或系统总起来说具有一个或几个不同属性①。 燃料组件