4.4反应堆停堆
必须备有在运行状态和事故工况下安全停堆的手段。必须保证，即使在堆芯具有最大后备反应
性的情况下，仍能保持停堆状态。停堆手段的有效性﹑动作速度和停堆深度必须足以保证反应
堆不超出规定的限值。
停堆手段必须由两个不同的系统组成。
两个系统中，至少有一个系统能在单一故障情况下独立行使使反应堆从运行工况和事故工
况迅速进入有足够深度的次临界的功能。
即使在堆芯具有最大后备反应性情况下，两个系统中至少有一个系统能独立使反应堆从正
常运行工况进入次临界，并以足够的深度和高的可靠度保持次临界状态。
判断停堆手段是否足够时，必须高度重视发生在核电厂任何部位的、可能导致一部分停堆
手段失去作用的故障。
停堆手段必须足以防止反应堆失控地转向临界。为满足这一要求，必须考虑到停堆期间能
增加反应性的各种预定操作（诸如维护和换料操作时移动中子吸收体）及停堆手段中的单一故
障。
必须通过检测和试验保证停堆手段处于所要求的状态。
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如能在全部正常功率运行期间保持停堆能力，则部分停堆手段可用于反应性控制和通量整
形。
第五章反应堆冷却剂系统
5.1反应堆冷却剂系统的设计
反应堆冷却剂系统及其有关的辅助系统、控制和保护系统必须具有足够的裕量，以保证冷
却剂的压力边界在任何运行状态不超过设计条件。为达到此目的所设置卸压装置的动作，即使
在事故工况下，也不得导致核电厂放射性物质的向外释放超过可接受的程度。
包容反应堆冷却剂的部件，如反应堆压力容器或压力管、管道和接头、阀门、配件、循环
泵和热交换器以及用于固定这些部件的器件，必须能在所有运行状态和事故工况下承受预计的
静、动载荷。
反应堆冷却剂压力边界必须具有能保证任何微裂纹缓慢扩展（如微裂纹可检测性、先漏后
破）的特性。必须避免属于反应堆冷却剂压力边界的部件可能呈现脆性的设计和工况。所设计
和制造的反应堆压力容器、压力管必须在材料选择、设计标准、可检查性和加工方面均具有最
高质量。
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设计中必须考虑到压力边界材料在运行、维护、试验和事故工况下的所有条件，并对使用
中可能出现劣化（诸如由于侵蚀、蠕变、疲劳、化学环境、辐射环境和老化）以及在确定部件
初始状态和劣化速率时的任何不确定因素，留有适当的裕量。
必须尽量减少反应堆冷却剂压力边界范围内的部件，诸如泵的叶轮和阀门零件在各种运行
状态和事故工况下发生故障的可能性以及此种故障对一回路系统内其他安全重要物项造成的
损伤，并对使用中可能发生的劣化留有适当的裕量。
①本章的某些要求仅适用于水冷反应堆，进一步的指导见安全导则HAF0213。
5.2-回路压力边界的在役检查
一回路压力边界内部件的设计、制造和布置，必须便于在核电厂整个寿期内对边界定期进
行充分检查和试验。应采取措施，贯彻材料监督大纲，借以确定反应堆压力容器和其他重要部
件的结构材料的辐照效应和老化效应。
一回路压力边界的各部件必须具有与其安全重要性相对应的直接或间接的可检查性，以验
明不存在不可接受的缺陷或劣化。
此外，必须设置指示器以监测一回路压力边界完整性（如泄漏检测）。设置此种监测手段，
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对于安全所必需的在役检查的选择可能产生影响。
核电厂的安全分析表明二回路冷却剂系统中的某些特定故障可能导致严重后果时，其有关
部分必须具有可检查性。
5.3反应堆冷却剂装置
必须采取措施保证冷却剂的装载量和压力在任何运行状态下，在计及容积变化和泄漏后保
持在设计规定的限值之内。为满足这一要求，执行上述功能的系统必须具有足够的容量（流量
或储量）。这些系统可由用于发电过程的部件或专门为此而设置的部件组成。 5.4反应堆冷
却剂净化
必须采取措施，清除反应堆冷却剂中的放射性物质，包括从燃料泄漏的裂变产物。相应系
统的能力必须基于设计所规定的燃料容许泄漏限值和保守的裕量，以保证核电厂可在回路中的
放射性水平处于合理的低水平和释放量低于规定限值的条件下运行。
5.5堆芯余热的排出
必须为排出堆芯的余热提供手段。它们的安全功能是在不超过规定的燃料设计限值和冷却
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剂压力边界设计条件的前提下，以一定速度从堆芯排出裂变产物的衰变热和其他余热。
为了在单一故障的前提下足以可靠地实现上述要求，余热排出系统的设计必须具备适当的
多重性、多样性以及诸如泄漏检测、适当的相互连接和隔离能力等特征。
5.6应急堆芯冷却
为限制冷却剂丧失事故时裂变产物的外逸，必须设置应急堆芯冷却系统。此系统必须具有
下述冷却效能：
（1）包壳温度不超过事故工况的容许设计值；
（2）可能出现的化学反应限制在容许水平内；
（3）燃料和堆内构件的变形不致于显著降低应急堆芯冷却手段的有效性；
（4）堆芯冷却保持足够长的时间。
为了在单一故障的前提下也足以可靠地实现上述要求，应急堆芯冷却系统的设计必须具备
适当的多重性、多样性及诸如泄漏检测、适当的相互连接和隔离能力等的设计特征。
5.7应急堆芯冷却系统的检查和试验
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