下对安全壳氢气浓度的监测要求。对于AP1000的设计，安全壳氢气浓度监测为事故后监测3级变量，且该设计已被美国NRC所接受。
因此，审评人员认为，AP1000核电厂仅设置事故后安全壳氢气浓度监测仪表（3类），主要用于严重事故监测，是可接受的。
22.实现ATWS功能的设备的抗震分类
依据GB/T15474-1995 “核电厂仪表和控制系统及其供电设备安全分级”的要求，实现ATWS功能的设备应满足抗震要求。但在AP1000 设计中，实现ATWS的设备不要求抗震。
根据美国联邦法规，ATWS事件被认为是超设计基准事故。由于ATWS系统是反应堆保护系统的补充，因此要求ATWS系统应以可靠的方式执行其功能，ATWS设备被认为是非安全级设备，可不满足抗震要求。因此，NRC认为，AP1000的ATWS系统的设计是可接受的。
此外，我国GB/T 15474-1995正在修订过程中，修订版主要是依据IEC 61226-2005《核电厂安全重要仪表功能分类》，并对原标准名称进行修改，删除了原标准中的附录A。因此，对ATWS设备要求抗震将不再具有相关的标准基础。
因此，审评者认为，AP1000核电厂实现ATWS功能的设备不要求抗震是可以接受的。
23.厂内备用柴油机为非1E级的问题
以往传统的核电厂均设置厂内应急交流电力系统，由两台1E级应急柴油发电机组分别向两列冗余独立的应急交流负荷供电。AP1000的设计采用了非能动的安全设施用于设计基准事故工况下的堆芯和安全壳冷却，不要求厂内交流电源执行安全功能，大大降低了对交流电力系统的依赖。在AP1000的设计中，不设置1E级应急柴油机组，而是大大增加了蓄电池组的容量，采用24小时和72小时蓄电池组和不间断电源系统为安全相关负荷供电。
AP1000厂内备用柴油发电机组及其支持系统被划分为 AP1000 D级，主要用于为启动给水系统和正常余热排出系统及其支持系统供电，起到纵深防御的作用，并为事故后监测和1E级直流蓄电池充电器供电。
美国NRC已接受这种设计，基于目前我们的认识，我们认为这种设计是可以接受的。
24.乏池冷却系统、厂用水系统和设冷水系统的安全分级
在以往传统的PWR核电厂设计中，乏池冷却系统、厂用水系统和设冷水系统都具有安全功能，属于安全3级。但AP1000采用了非能动的安全系统设计理念，其乏池冷却系统、厂用水系统和设冷水系统都不承担安全功能，属于非安全相关的系统。
AP1000乏池安全相关的冷却功能是由池水完成的。乏池冷却系统是非安全相关的系统，在正常运行情况下为乏池提供冷却和净化能力。在乏池冷却系统丧失的情况下，乏池通过池水的蒸发和沸腾以及乏池表面与大气之间的自然传热来排出热量，在必要时可由非能动安全壳喷淋系统水箱PCCST依靠高度差向乏池补水。PCCST能够在长期全厂断电的情况下提供乏池补水。
AP1000的设冷水系统（CCS）和厂用水系统（SWS）都是非安全相关的系统，因为AP1000所有依赖CCS和SWS排出热量的设备都不是安全相关的。厂用水系统/设冷水系统或部件的失效不会影响到安全相关的系统执行其功能。厂用水系统/设冷水系统作为纵深防御/投资保护系统，依据美国NRC的RTNSS (regulatory treatment of non-safety systems)的要求设计、建造、试验和运行。在AP1000设计中，CCS和SWS起到纵深防御的作用，可用于降低核电厂对非能动安全系统功能的需求。
基于AP1000的非能动余热排出设计特性，审评者认为乏池冷却系统、厂用水系统和设
冷水系统的安全分级是可以接受的。
25.启动给水系统的安全分级
在以往传统的PWR核电厂设计中，在许多设计基准事故工况期间及之后，都需要通过蒸汽发生器、辅助给水系统以及蒸汽排放系统联合作用排出反应堆冷却剂系统显热和堆芯余热，直至把反应堆冷却剂系统带到余热排出系统投入起到余热排出功能为止。因此，以往传统的PWR核电厂的辅助给水系统都是安全2级系统。
AP1000排出堆芯余热的安全功能由非能动的余热排出系统担任，AP1000的蒸汽发生器、启动给水系统和蒸汽排放系统不再承担事故后排出堆芯余热的安全功能。因此，AP1000的启动给水系统为非安全相关的系统。
在主给水流量丧失后，包括丧失厂外电时，启动给水系统将自动启动，向蒸汽发生器提供给水，以排出反应堆冷却剂系统显热和堆芯余热。虽然AP1000启动给水系统是非安全相关的系统，但在某些事故工况下启动给水系统的启动可以避免触发安全相关的非能动堆芯冷却系统，起到纵深防御的作用。
鉴于AP1000的非能动余热排出设计特性，审评者认为启动给水系统的安全分级是可以接受的。
26.排气烟囱高度问题
在AP1000核电厂设计PSAR中，其排气烟囱高度低于附近主建筑物安全壳厂房高度，这与我国核电厂的实践不符。
对此问题，WEC认为，AP1000废气排放可以满足GB16297的要求，即在烟囱不满足高于周围200m建筑5m高度的情况下，可以满足50m高度烟囱排放速率减半的要求。根据国家核安全局审评要求，西屋公司考虑的设计修改方案有三：1）增加烟囱高度至高于反应堆厂房5m；2）顺反应堆厂房构筑物增加烟囱高度至高于反应堆厂房5m；3）单独建排气烟囱。西屋公司认为三个方案都不可取，前两个方案需重新做结构评价，并带来大量的工作量以及产生非标准化的AP1000。
审评人员也就此问题向美国NRC进行了咨询，NRC专家认为，AP1000废气排放的放射性含量较低，作地面源排放模式评价结果可以接受，因此对烟囱高度没有限制要求。
针对这一情况，由于国内缺乏专门针对核电厂烟囱设计的规范标准，审评人员查阅了相关规范标准的相关条款规定，情况如下：
1) EJ/T 938-95 《核燃料后处理厂通风与空气净化设计规定》：“5.5.4可能含有放射性
物质的空气由建筑物顶部直接排放时，排出口的高度应高于附近50m内最高建筑物3m”； 2) 文献：“核电站铀燃料元件厂通风系统设计”，郭先怀，《核电工程与技术》Vol.15
No.3：“3.3排风系统（12）??对可能含有放射性物质或化学有害物质的空气需就地排放时，其出口高度应高于周围200m内最高建筑物3m，且不应低于15m”； 3) GB16297-1996 《大气污染物综合排放标准》：“7.1 排气筒高度除须遵守表列排放
速率标准值外，还应高出周围200m半径范围的建筑5m以上，不能达到该要求的排气筒，应按其高度对应的表列排放速率标准值严格50%执行”。
审评者认为，国内外目前还未见有关核电厂排气烟囱高度的行业标准，GB16297标准是非放大气污染物综合排放标准，审评者认为不太适合核电厂。但我国核行业标准（EJ标准，分别是“元件厂”和“后处理厂”通风设计标准）中有对烟囱高度设计提出要求（烟囱高度需高于周围50m范围最高建筑物3m），虽不是针对核电厂，但毕竟是针对核设施的，审评者认为可参考或参照执行。关于建筑物的范围(50m~200m)，由于内陆核电厂多采用二
次循环冷却，且冷却塔高度都在百米以上，若冷却塔包括在200m范围内，则排气烟囱将会很高，不利于AP1000的标准化设计，因此50m范围比较合适，有利于AP1000在内陆的建设。
因此，审评者通过对国内有关标准的研究，认为AP1000核电厂排气烟囱的高度应高于附近50m内最高建筑物3m。
该问题将可能导致AP1000安全壳屏蔽墙结构设计的重大修改，可能对CP产生影响。
27.关于职业照射个人剂量约束
个人剂量约束，对源可能造成的个人剂量预先确定的一种限制，它是源相关的，被用作对所考虑的源进行防护和安全最优化时的约束条件。对于职业照射, 剂量约束是一种与源相关的个人剂量值, 用于限制最优化过程所考虑的选择范围。
按照《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB18871-2002）中关于防护与安全的最优化的要求，对于来自一项实践中的任一特定源的照射，应使防护与安全最优化, 使得在考虑了经济和社会因素之后，个人受照剂量的大小、受照射的人数以及受照射的可能性均保持在可合理达到的尽量低水平；这种最优化应以该源所致个人剂量和潜在照射危险分别低于剂量约束和潜在照射危险约束为前提条件。
目前，三门核电厂和海阳核电工程的辐射防护设计中，均未明确对于职业照射的个人剂量约束值。由于GB18871-2002中并未明确给出职业照射的个人剂量约束值，审评人员基于我国对第二代改进型核电项目的安全审管实践，认为辐射防护设计要求应不低于《第二代改进型核电项目核安全审评原则》（国核安函〔2007〕28号）的要求，申请者应
1) 提出职业照射剂量约束的建议值；
2) 从防护和安全的角度对设计进行优化分析，确定屏蔽设计剂量目标值。 建议该问题作为建造许可证条件。
28.关于辐射工作场所的分区
在中国GB-18871（2002）中明确规定，应把辐射工作场所分为控制区和监督区。在控制区，需要和可能需要专门的防护手段或安全措施，确定控制区的边界时，应考虑预计的正常照射的水平，另外，应采取实体边界划定控制区，运用实体屏障限值进出控制区。有关控制区的细分，在GB-18871（2002）中没有明确规定。在监督区，通常不需要专门的防护手段或安全措施，但需要经常对职业照射条件进行监督和评价。
美国联邦法规10 CFR 20中将辐射工作场所分为限制区（相当于中国的控制区）和控制区（相当于中国的监督区）。限值区是限制工作人员进入，以免其遭受过度照射。控制区是在厂区内及限制区外。为了方便起见，下面的叙述采用中国的辐射分区名称：监督区和控制区。
I区是监督区，AP1000给定的I区剂量率上界是2.5μSv/h，并认为在此区没有逗留限制，也就是说每星期工作40小时，每年50周，即每年工作2000小时人员的辐射剂量不超过5 mSv，相当于中国规定的职业年剂量限值的1/4。符合我国对监督区剂量限制的上限要求，并认为监督区不需采取特殊的防护措施。
II区属于控制区，AP1000给定的II区剂量率上界是25μSv/h，并认为在此区的逗留对职业照射工作人员没有什么限制。也就是说每星期工作40小时，每年50周，即每年工作2000小时的职业人员的辐射剂量不超过50 mSv（相当于美国10 CFR 20规定的职业年剂量限值），这显然不符合中国GB-18871（2002）的职业照射人员剂量限值20 mSv/a的要求，II区的剂量率边界必须降低到10μSv/h才能满足职业工作人员无限制逗留要求。该问题作为许可证条件予以解决。
III区也属于控制区，AP1000给定的III区剂量率上界是150μSv/h，并限制任何人员在此区的逗留时间，然而，AP1000对III区没有划分实体边界和采取实体屏障措施，仅在III区中剂量率大于50μSv/h的区域设立警示牌。按照GB-18871（2002）的要求，首先应采用实体边界划定控制区，采用实体边界不现实时也可以采用其它适当的手段。此问题可以在后续的审评中，进一步论证采取实体边界不现实的，并采用的其他控制手段是适当的。
29.关于辐射防护设计使得职业照射为可合理达到的尽量低（ALARA）
核电厂控制个人剂量最有效的方法之一是将减少剂量所考虑的事项贯穿于电站设计和建设过程中。在过去的几年中，人们在电站运行各个环节对电站人员的辐射照射的意识方面显著增强。现在多数核电厂把维持个人剂量可合理达到的低（ALARA）看作一种有益的商业实践，这样可以降低运行成本和提高电厂的可靠性。
认识到这个事实，AP1000 应将ALARA原则应用于工程当中，并提供辐射防护设计确保职业照射保持ALARA的论证文件。该文件的目的是为核电厂、建筑师/工程师（A/E）和设备及系统设计者提供辐射照射处理信息、技术和指导方针，这些文件可以用于实现合理可行尽量低的职业辐射照射（ORE）。需要强调的是，为实现这个目标，需要核电厂、电厂设计者和建筑师/工程师们的共同努力。
美国核管会已经在管理导则8.8、8.10和8.19中概述了为维持个人剂量合理可行尽量低的理论体系和指导方针。另外，管理导则1.70要求核电厂在其安全分析报告中论证一个对合理可行尽量低体系的管理承诺。产业界趋向于更严格的电站和个人剂量控制。最近提出的管理导则8.8修订本通过大篇幅的实践和程序强调了这个产业趋势，要求核电行业采纳该导则作为指导方针。当前的10CFR20规定每个许可证持有者应该采用一定的可执行程序和工程控制措施以确保剂量是合理可行尽量低的，并要求制订一个辐射防护计划。
1979年，核动力运行协会（INPO）成立，以协助核电厂追求卓越。协会中辐射防护部门的主要目标是降低电站的集体剂量。为实现此目标，已经对电站辐射防护和ALARA计划进行了详细的评估，从这些评估中获得的信息被记录在辐射经验手册当中。INPO已经出版了RP（辐射防护）指导方针，其中包括为实现ALARA剂量目标所采取的很好的实践。这些行动同样也支持了更严格的辐射剂量控制的发展趋势。
在EPRI ALWR Requirements (URD)文件中已经提出了在电厂平均寿期少于每年100人-雷姆（1人Sv）的设计目标。然而，少于每年70人-雷姆（0.7人Sv）这么一个更高的目标已经被AP1000设计团队所采纳，并作为整个电厂设计的一个主要目标。随着设计改进和反馈信息变得可以利用，这些信息和电厂设计职业辐射照射目标将可以得到进一步优化。
综上所述，对于AP1000的集体剂量目标值控制在0.7人Sv/a以下是可以接受的。
30.AP1000严重事故源项与应急计划区的测算
根据《核电厂营运单位的应急准备和响应》（HAF002/01）要求，在核动力厂设计建造阶段，应对核动力厂事故类型（包括严重事故）及其后果作出分析，给出应急计划区范围的初步测算。
确定烟羽应急计划区大小范围时，应遵循如下准则： 1) 在烟羽应急计划区外，所考虑的后果最严重的事故序列使公众个人可能受到的最大
预期剂量不应超过国家主管部门提出的发生严重确定性效应剂量阈值（在数值上等于任何情况下预期均应进行干预的急性照射剂量行动水平）。 2) 在烟羽应急计划区外，对于各种设计基准事故和大多数严重事故序列，相应于特定
防护行动的可防止的剂量一般应小于国家主管部门提出的相应通用干预水平，即一般不需要采取隐蔽、撤离等紧急防护行动。
确定食入应急计划区大小范围时，应遵循的准则如下：在食入应急计划区外，大多数严重事故序列所造成的食品或饮用水污染水平不应超过国家主管部门提出的食品和饮水通用行动水平。
通过对三门核电厂和海阳核电厂初步安全分析报告的审评，审评者发现，AP1000严重事故源项还未最终确定，尚不能完成对应急计划区的测算。
建议把该问题作为建造许可证条件，要求申请者跟踪严重事故源项的确定，尽快提供应急计划区的分析报告。
31.反应堆紧急停堆时控制棒组件落棒时间没有考虑地震等的不利影响
在很多以往传统的PWR核电厂（特别是国内的PWR核电厂）事故分析中，保守地考虑了安全停堆地震对控制棒落棒时间带来的不利影响。然而，AP1000核电厂事故分析中所采用的落棒时间与技术规格书规定的落棒时间限值相同，即没有考虑地震的不利影响，而且在失流工况下还考虑了堆芯冷却剂流量降低带来的有利影响。这样，与国内其它PWR核电厂相比，虽然AP1000控制棒下落的距离最长，但是AP1000事故分析所采用的落棒时间最短。
在国内外与事故分析相关的法规、导则和标准中，没有明确要求事故分析中的落棒时间叠加考虑地震影响，美国NRC也没有此项要求，除非该项要求被列入核电厂执照申请的基础之中。申请者认为事故叠加地震的发生概率极低，在确定论的事故分析中不需要考虑地震对控制棒落棒时间的影响。
基于上述原因，审评者认为，在AP1000核电厂事故分析有关紧急停堆时控制棒组件落棒时间不考虑地震影响是可以接受的。同时，审评者认为，反应堆紧急停堆时控制棒组件落棒时间是事故分析中的关键参数，取值应该足够保守。对AP1000核电厂，为了确保事故分析所采用的落棒时间的保守性，在首次装料和每次堆芯换料或堆芯物理布置改变后，应充分验证在主泵运行以及停运等不同系统状态下的落棒时间，此外，申请者也应该充分考虑其它各种不确定性对落棒时间的不利影响（如美国NRC信息公告IN-88-47），在事故分析中留有足够的裕量。
建议该问题作为CP条件。
32.设计基准事故分析采用非安全级系统和设备
根据HAD102/17的要求和事故分析的传统假设，设计基准事故的分析原则之一是只能用安全级系统和设备缓解事故后果，非安全级系统的缓解作用被认为是不可信的。然而在AP1000核电厂的设计基准事故分析中，考虑了如下几个非安全级的备用保护系统或设备用于缓解事故后果：主给水泵跳闸、MSIV备用保护阀门和稳压器加热器闭锁。
审评者曾就此问题向NRC进行了咨询和交流，NRC认为是可以接受的，其原因是这些非安全级系统和设备的动作是简单的、可靠的以及在技术规格书中加入了监督要求和运行限制条件，而且在燃料元件和冷却剂系统屏障的完整性分析中没有采用这些非安全级系统和设备的缓解作用。
NRC对于安全相关系统的审评原则是10CFR50.2，即：对于缓解设计基准事故以保证反应堆压力边界完整性、保证反应堆的停堆能力、保证反应堆处于安全停堆状态等只允许依赖安全相关系统。非安全级系统和设备只用于安全相关的问题，对此NRC列出三个工况：（1）未能紧急停堆的预期运行瞬变（ATWS）（10CFR50.62）；（2）全厂断电（STATION BLACKOUT）（10CFR50.63）；（3）蒸汽管道断裂事故（SLB）（NUREG-0138）。
审评者认为，鉴于在AP1000安全分析报告15章针对特定的事故分析时，实际上也没有考虑上述非安全系统的功能，其与以往传统PWR核电厂相应事故分析的考虑基本一致，