safety analysis report,SAR
简介
核电厂营运单位(许可证申请者)在核电厂建造和运行前，向国家核安全当局提交的文件。编制安全分析报告的目的是向国家核安全当局论证拟建核电厂在运行时能确保安全，并能保障工作人员和公众的健康和保护环境。国家核安全当局根据该报告评定核电厂能否获得建造许可证或运行许可证。据核电厂建设的不同阶段，安全分析报告分为初步安全分析报告(PSAR)、最终安全分析报告(FSAR)和修订的最终安全分析报告(RFSAR)。它们在内容上各有所侧重并逐步深化。《初步安全分析报告》中对厂址特征应给出详细和确定的描述，但对系统和设施等的描述则是初步的。《最终安全分析报告》中应对系统和设施等做出详细的描述，并全面反映《初步安全分析报告》审评过程中向国家核安全当局做出的承诺。在《修订的最终安全分析报告》中除应全面反映《最终安全分析报告》审评中对国家核安全当局的承诺外，还应全面反映调试和试运行阶段的经验反馈。
根据中国现行的核安全法规，核电厂营运单位在核电厂建造前必须向国家核安全局提交《建造申请书》、《初步安全分析报告》以及其他有关的资料。经审核批准后，取得《建造许可证》，方可动工建造。在核电厂首次向堆芯装载核燃料前，核电厂营运单位必须向国家核安全局提交《首次装料申请书》、《最终安全分析报告》以及其他有关的资料。经审核批准，取得《首次装料批准书》后，方可装载核燃料进行调试。从核电厂首次达到满功率之日起，经过12个月的试运行，营运单位必须向国家核安全局提交《修订的最终安全分析报告》以及其他有关的资料，经审核批准，获得《运行许可证》后，方可投入商业运行。
《安全分析报告》的内容包括核电厂的总说明、设计、事故分析以及为了尽量减小核电厂工作人员和公众遭受风险程度所采取的措施等方面的资料。
核电厂概述 叙述核电厂的类型及机组的数量，厂址的位置，核蒸汽供应系统和安全壳的类型及其设计者，预定竣工日期和每一机组投入商业运行的日期。此外，还应对厂址主要特征进行扼要说明，并对电厂设计作简要说明，包括主要设计准则、运行特征和核蒸汽供应系统的安全考虑，以及主要系统的简要叙述，如专设安全设施和应急系统、仪表、控制及电气系统、能量转化系统、燃料储存和装卸系统，冷却水及其他辅助系统和放射性废物管理系统。
厂址特征 给出厂址及附近的地质、水文、气象及地震资料，详细说明厂址位置及附近的人口分布、土地使用和经济情况。并应描述附近的工业、运输和军事设施，评价潜在事故(如火灾、爆炸、坠机、可燃蒸气云雾)对核电厂的可能影响。
构筑物、部件、设备和系统的设计 简述安全重要的构筑物、系统和部件的设计准则，说明如何满足法规中提出的总的设计准则要求： ①对安全重要的构筑物、系统和部件，必须作抗震分类，并说明已设计成能承受安全停堆地震。②对安全重要的流体系统和部件，须作质量分组和说明为达到该质量水平所采用的设计特点和方法。③对构筑物、系统和部件须说明能承受电厂内部产生飞射物 (如汽轮机和自然现象引起的飞射物)的设计依据。④根据反应堆运行工况的分类，划分机械系统和部件的瞬态或瞬态组合， 提出应力分析的计算机程序清单。评定事故工况考虑的问题及其荷载的计算方法。⑤对管道系统、机械设备和堆内构件，给出在振动荷载下为保证结构和功能完整性所采用的准则、试验程序和动态分析。⑥给出泵和阀门的试验大纲以及抗震1类仪表、电气设备及其支承结构的抗震鉴定准则、方法和程序。⑦对机械、电气设备，给出有关环境状况和设计依据的资料等。
反应堆 提出反应堆在设计寿期内所有正常工况(稳态和瞬态)及事故工况下执行其安全功能能力的评价和支持性资料。给出堆芯、堆内构件和反应堆控制系统的机械、核、热工与水力学设计和材料选择的简述。
反应堆冷却剂系统及与其连接的系统 简要描述系统及其部件。论证反应堆冷却剂系统能达到设计目标并在正常和事故工况下仍能保持其完整性。对于反应堆容器，给出基本设计的简述，列出适用的设计规范和依据，并给出足够详细的数据，以说明用于堆容器的材料、制造方法和检查技术符合所有适用的规范。给出对反应堆冷却剂泵、蒸汽发生器、冷却剂管道、余热排出系统和稳压器的性能要求和设计特性的描述。
专设安全设施 论述专设安全设施的材料，以及材料的相互影响可能对这些设施运行的损害。对于安全壳系统，说明安全壳的设计依据、特点和评价，安全壳中可燃气体的控制。简述应急堆芯冷却系统，给出该系统的所有子系统及其设计依据。提供详细资料说明裂变产物排除系统的运行性能。对于主控制室可居留系统(包括屏蔽、空气净化系统、气候条件的控制、食物和水的储存以及厨房和卫生设施)，应说明确定其功能设计及其特性的依据。对于安全2级和3级(即质量B组和C组) 部件， 应说明其在役检查大纲。
仪表和控制 重点说明构成反应堆保护系统的仪表及其相关设备，提供调节系统和仪表装置的分析。确定设计安全准则， 提供保护系统功能技术设计依据的说明。这些系统包括事故停堆、触发专设安全设施、安全停堆、安全所需的全部其他仪表控制系统和安全相关的显示信息控制仪表。
电力 简述核电厂厂用电系统和保安电力系统与电力系统的联系方式，包括厂内外供电系统。确定安全负荷及所执行的安全功能。说明所要求的电源类型(交流或直流)， 提供安全相关的电力系统中遵循的设计依据、准则、法规、标准和其他文件。
辅助系统 对反应堆安全停堆或保护公众健康必不可少的系统应予以说明， 包括各系统和主要部件的设计依据。重点在对于反应堆及安全设施的可能影响和放射性物质的控制。这些系统包括燃料储存与装卸、供水、空调、加热、冷却、通风、消防、通信、照明以及堆工艺辅助系统。
蒸汽电力转换系统 概述系统的主要设计特点，表明该系统在正常运行或瞬态工况下能完成功能而不会影响核电厂的安全。给出系统总流程图和重要的设计和工作特性的摘要。
放射性废物管理 论述核电厂控制、收集、输送、储存、处理和处置含有放射性物质的气体、液体和固体废物的能力，以及监测放射性废物释放的仪器仪表。提供反应堆正常运行及发生预期运行事件时的源项及其计算模型和参数。给出废气、废液和废物管理系统的设计依据、释放准则和容许释放率。
辐射防护 给出核电厂在正常工况下和预期运行事件中的辐射防护方法以及对工作人员所受辐射剂量的估计资料。论证职业性辐照符合合理可行尽量低的原则。叙述包含在放射性废物处理系统各项设备中的辐射源和其他辐射源，如堆芯、乏燃料储存池及各种辅助系统等。说明辐射防护特点并给出保健物理大纲。
运行管理 给出核电厂生产准备工作和运行计划的资料。①说明负责核电厂设施的设计、审查、批准、施工管理、试验及运行等各项任务的机构及其职责、工作人员数量和合格条件; ②提出核电厂工作人员培训大纲;③提出应急计划及其执行机构;④提出在常规运行、非正常运行和应急活动中所采用的管理规程、运行规程和维修规程;⑤提出核电厂实体保卫的具体计划。
调试大纲 核蒸汽供应系统以及其他辅助系统的构筑物、系统和部件的调试大纲，包括运行前试验、初始装料和初始临界、低功率试验和提升功率试验等阶段。初步安全分析报告叙述调试大纲总计划。最终安全分析报告应进一步说明： ①调试大纲将由足够的合格人员完成编写;②将予实施的行政管理办法;③对电厂运行和技术人员的培训; ④对运行程序适用性的验证。此外，应就调试大纲的范围、进度、采用的法规、试用的电厂运行和事故程序、所利用的其他核电厂调试经验等。
事故分析 对假设的核电厂运行过程参数波动和设备误动作或故障，进行响应分析和安全评价，以确定运行限值、安全系统整定值和部件与系统的运行技术条件。这些分析是国家核安全当局为颁发核电厂建造和运行许可证的审评重点。许可证申请者应对假想的瞬态和事故进行分类，对各个初始事件逐一评价。对典型的初始事件，如反应堆冷却剂系统流量减少、功率分布异常、未能紧急停堆的预期瞬变(ATWT)等，均应按照规定的格式予以评价。
运行技术规格书 核电厂运行许可证的申请者应提交拟采用的运行技术规格书及其依据，经国家核安全当局审查并修改后，作为运行许可证的限值和条件。核电厂许可证申请者应分阶段提出初步和最终运行技术规格书，包括数据、曲线、图表及其他数据。
质量保证 核电厂许可证申请者应制订一份质量保证大纲，并说明在设计、建造和运行中如何实施该大纲。大纲的内容包括政策声明、组织机构、职责、文件(如程序、细则和图纸)、设计、采购、物项(包括材料、零件、部件、系统、构筑物及计算机软件)、工艺过程、检查和试验、不符合项的管理、采取的纠正措施、记录(包括审查、检查、试验、监查、工作执行情况的监督、材料分析结果、电厂运行日志及与质量有关的资料等)和监查。
人因工程 核电厂许可证申请者在初步安全分析报告中提供的资料，应保证核电厂的最终设计符合设计准则和适用的人因工程原则，并留有足够安全裕度。在最终安全分析报告中，提出最终设计符合设计准则和适用的人因工程原则的证据。
拓展资料
安全报告 安全状况报告 安全事故报告 经济活动全面分析报告 安全分析与评价 安全分析程序 分析报告表 问题分析报告 统计分析报告 系统分析报告