高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则正式版
高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则
高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则1.风险评估原则：在安全审评过程中，需要全面评估潜在风险，并确定其对环境和公众安全的影响。
评估应包括天然灾害、人为错误等各种可能导致事故的因素。
2.安全文化原则：核电站应具备良好的安全文化，即员工对核安全的重视和关注，以及团队合作和信息共享的意识。
安全文化评估应是安全审评的一部分，以确保核电站能够有效应对各种安全挑战。
3.设计安全原则：核电站的设计应优先考虑安全性，确保系统在各种情况下都能稳定运行，并能有效应对突发事件。
设计安全评估应包括核反应堆、冷却系统、辐射防护等多个方面，以确保核电站的整体安全。
4.技术可行性原则：核电站示范工程的技术方案应经过充分验证，确保其可靠性和可行性。
技术可行性评估应包括核反应堆的设计和构造、冷却系统的可靠性、辐射防护的有效性等多个方面，以确保核电站的技术方案能够满足安全性要求。
5.应急准备原则：核电站应具备完备的应急准备措施，包括事故应对预案、紧急疏散计划等，以确保在发生事故时能够及时、有效地做出反应。
应急准备评估应包括预案的可行性、应急设备的完备性等多个方面，以检验核电站的应急能力。
6.监管合规原则：核电站符合国家和地区的法规和标准是安全审评的重要原则。
安全审评过程应充分考虑相关法规和标准，并确保核电站的设计、建设和运营符合监管要求。
7.信息公开和社会参与原则：核电站示范工程的安全审评应充分公开信息，并邀请公众参与评估过程。
这将确保核电站项目的透明度和公众对核安全问题的参与。
在高温气冷堆核电站示范工程的安全审评中，以上原则将帮助评估团队全面了解核电站的安全性，减少事故的发生，并确保核电站能够在各种情况下保持安全运行。
这些原则是确保核电站项目安全性的基本依据，也是保障公众利益和环境安全的重要工具。
高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则实用版
YF-ED-J9106可按资料类型定义编号高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则实用版In Order To Ensure The Effective And Safe Operation Of The Department Work Or Production, Relevant Personnel Shall Follow The Procedures In Handling Business Or Operating Equipment.（示范文稿）二零XX年XX月XX日高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则实用版提示：该管理制度文档适合使用于工作中为保证本部门的工作或生产能够有效、安全、稳定地运转而制定的，相关人员在办理业务或操作设备时必须遵循的程序或步骤。
下载后可以对文件进行定制修改，请根据实际需要调整使用。
1．前言高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）是我国自主开发的，已列入国家中长期科技发展规划重大专项的先进核电厂项目。
类似HTR-PM这类先进核电厂的一个重要特征是利用固有安全特性和非能动安全系统，以期大大提高核电厂的安全水平。
与传统的核电厂一样，保证HTR-PM安全的根本也是保证控制反应性、排出堆芯热量、包容放射性物质并控制运行排放以及限制事故释放三项基本安全功能。
在实现这三项基本安全功能的方式上，HTR-PM具有以下特点：（1）HTR-PM具有良好的负反馈特性，在正常运行工况下燃料元件的温度与其允许的温度限值之间有相当大的裕度，在某些瞬态或事故发生而导致不期望的功率上升时，仅通过燃料温升引入的较大负反应性就可以实现自动停堆或者将堆芯功率降低到一个很低的水平；（2）HTR-PM具有较低的堆芯功率密度，堆芯石墨构件具有较大的热容，采用可以耐受较高温度的包覆颗粒燃料元件，这导致HTR-PM具有比较平缓的堆芯瞬态特征。
同时，采用有利的堆芯几何形状设计，将为非能动堆芯余热排出创造有利条件；（3）作为最后一道实体屏障，传统轻水堆核电厂的安全壳在限制事故后果和包容放射性物质方面起着至关重要的作用，而HTR-PM主要依赖具有高度可靠性的包覆颗粒燃料元件实现放射性物质的包容功能。
高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则
高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则高温气冷堆核电站是一种新型的核能发电技术，具有很强的安全性能。
为了确保高温气冷堆核电站的建设和运营安全，需要进行严格的安全审评。
下面给出高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则，以确保核电站的安全性。
一、基本原则1. 预防为主：在核电站规划、设计、建设和运营的全过程中，始终把预防安全事故发生放在首位，从源头上消除事故隐患。
2. 安全至上：核电站的设计和运营必须以安全为第一要务，确保人员安全和环境安全。
3. 科学合理：核电站的设计和运营必须遵循科学原理和技术规范，确保核电站的安全性能和可靠性。
二、安全设施和设备审评原则1. 安全设施：核电站的安全设施必须符合现行的安全标准和规范，能够在发生意外事故时确保核电站的安全。
2. 安全设备：核电站的安全设备必须符合现行的安全标准和规范，能够在发生意外事故时及时启动，保障核电站的安全。
3. 安全保卫系统：核电站的安全保卫系统必须具备防火、防爆、防漏电和泄露等功能，确保核电站的安全运行。
三、人员安全审评原则1. 人员素质：核电站建设和运营人员必须具备相关专业知识和技能，且经过专业的培训和考核。
2. 人员编制：核电站建设和运营人员的编制必须符合相关法规和标准，数量充足，保障核电站的安全。
3. 人员安全教育：核电站建设和运营人员应定期进行安全教育和培训，提高其安全意识和应急处置能力。
四、环境保护审评原则1. 辐射防护：核电站必须建立和实施有效的辐射防护措施，确保辐射的控制在安全范围内。
2. 水稳定性：核电站建设和运营过程中必须保证水稳定，避免对周围环境和水源造成影响。
3. 废物处理：核电站建设和运营过程中产生的废物必须按照相关的规定进行处理和处置，避免对环境造成污染。
五、应急管理审评原则1. 应急预案：核电站必须制定完备的应急预案，确保在发生意外事故时能够及时、有效地采取措施控制事态发展。
2. 应急演练：核电站必须定期组织应急演练，提高各级人员的应急处置能力，确保核电站的应急管理工作的有效性。
国家核安全局关于印发《华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示
国家核安全局关于印发《华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程建造管理及质保大纲实施情况核安全检查报
告》的函
【法规类别】核安全管理
【发文字号】国核安函[2014]36号
【发布部门】国家核安全局
【发布日期】2014.03.12
【实施日期】2014.03.12
【时效性】现行有效
【效力级别】部门规范性文件
国家核安全局关于印发《华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程建造管理及
质保大纲实施情况核安全检查报告》的函
（国核安函[2014]36号）
华能山东石岛湾核电有限公司：
根据《
1 / 1。
高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则
高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则随着国家对清洁能源的日益重视和核电技术的不断进展，高温气冷堆核电站被认为是将来核电进展的重点方向之一、高温气冷堆核电站示范工程安全审评是保证其安全运行的紧要保障，本文将介绍高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则。
一、安全导向核电站的安全是始终不变的首要目标。
在审评过程中，应以安全导向为原则，重视核电站的整体安全性和牢靠性。
同时，应充分考虑环境保护和公众健康等因素，确保核电站能够在安全、经济、环境友好的前提下运行。
二、科学性审评应基于科学依据和技术方案，针对核电站所涉及到的每一个环节进行评估。
应充分了解高温气冷堆核电站的设计及构造特点，对核岛、外围系统和外围设备等进行整体评估，认真考虑设备的安全性、牢靠性、互动性等问题。
三、开放性审评应实现科学、公正、透亮的原则，公开审评方案，为广阔公众供给更多的参考信息，并充分听取各方面的声音和看法。
采纳国际惯例和教训，建立正面和负面的案例库，为审评人员和公众供给参考和借鉴。
通过开放和透亮，可以提高审评质量和公众对高温气冷堆核电站的认可度。
四、风险掌控核电站作为高风险设施，应当充分考虑到祸害、技术故障等风险因素，并实行有效措施对其进行掌控。
审评应侧重分析风险，评估风险大小，确定风险掌控标准，建立完善的风险预警系统和应急预案。
在强化现有应对措施的基础上，不断探究创新风险掌控手段，提高核电站应对自然和人为祸害的本领。
五、合规性核电站的建设和运营应符合国家和地方相关规定和标准。
审评要充分考虑到国内外有关标准和规范性文件，将来风险和技术进展动态，建立合规性保证体系、审慎评估风险和决策，确保核电站具备合规性、可控性和环境友好性等基本要求。
六、可持续性核电站长期稳定、可持续运行，是实现清洁能源目标的前提条件。
审评过程中，应充分考虑核电站的可持续性，特别是燃料循环、辐射管理、废物处理等方面的问题，确保核电站在经济、环境和社会效益方面实现可持续进展。
高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则
高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则随着能源需求的增长和环境问题的日益突出，核能作为一种清洁、高效的能源形式得到了广泛关注。
高温气冷堆核电站作为新一代的核能技术，具备多项独特的优势，如高效率、高温排热、可持续性等，在全球范围内备受关注和追捧。
然而，核能技术的发展与应用必须以安全为前提。
为了保证高温气冷堆核电站示范工程的安全性，下面将提出一些安全审评的原则。
1. 核安全原则：核安全是核电站建设和运营的基本原则。
在高温气冷堆示范工程的安全审评过程中，核安全原则必须得到充分考虑。
包括人员安全、设备安全、环境安全和放射性物质的安全管理等。
所有的工程设计和操作要从核安全的角度出发，确保在任何情况下都能保证人员和环境的安全。
2. 设计安全原则：高温气冷堆核电站示范工程的设计是确保核电站安全和可靠运行的基础。
在安全审评过程中，必须重点关注工程设计。
包括堆芯设计、冷却系统设计、反应堆压力容器设计等。
工程设计必须符合相关的国家和国际安全标准，采用精确的计算和模拟，确保在正常运行和异常事件下都能保持稳定和安全的状态。
3. 运营安全原则：除了设计安全，核电站的运营安全同样重要。
在安全审评过程中，必须对运营方案进行详细审查和评估。
包括运行过程中的工艺控制、设备监测和维护、应急处理和事故管理等。
核电站必须建立完善的运营规程和应急预案，并进行充分的人员培训和演练，以保证在任何情况下人员都能正确应对，并及时采取有效的措施。
4. 国际合作和共享原则：高温气冷堆核电站技术相对较新，国内对于这方面的经验相对较少。
为了促进核电站示范工程的安全，应该加强国际合作和信息共享。
利用国际合作项目的经验和教训，及时获取最新的技术和安全管理的信息，并加以应用。
同时，国内对于高温气冷堆核电站示范工程的安全评估结果应该及时向国际公布，以便在国际范围内共同推动核电站安全性的提高。
5. 透明公开原则：核能领域是一个公众关注的领域。
为了保证公众的知情权和参与权，高温气冷堆核电站示范工程的安全审评过程应该透明公开。
生态环境部关于高温气冷堆核电站示范工程环境影响报告书（运行阶段）的批复-环审〔2021〕68号
生态环境部关于高温气冷堆核电站示范工程环境影响报告书（运行阶段）的批复正文：----------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------关于高温气冷堆核电站示范工程环境影响报告书（运行阶段）的批复环审〔2021〕68号华能山东石岛湾核电有限公司：你公司《关于报送华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程环境影响报告书（运行阶段）的请示》（华能石核安〔2017〕50号）、《关于报送高温气冷堆核电站示范工程环境影响报告书（运行阶段）的报告》（华能石核执〔2020〕221号）及《关于报送高温气冷堆核电站示范工程环境影响报告书（运行阶段）（报批稿，C版）的报告》（华能石核执〔2021〕154号）收悉。
经研究，现批复如下。
一、华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程（以下简称高温气冷堆核电站示范工程）位于山东省威海市所辖荣成市宁津街道办事处东南。
高温气冷堆核电站示范工程采用两个球床模块式高温气冷堆、一台汽轮发电机组“双堆带一机”技术方案。
总热功率500MW，发电功率200MW。
《高温气冷堆核电站示范工程环境影响报告书（运行阶段）》格式和内容符合《环境影响评价技术导则核电厂环境影响报告书的格式和内容》(HJ808-2016)的要求。
环境影响报告书编制依据充分，采用的评价标准恰当，所执行的标准级别明确；放射性源项分析合理；机组正常运行状态下的辐射环境影响结果和设计基准事故条件下的环境放射性后果满足《核动力厂环境辐射防护规定》（GB6249-2011）的限值要求；环境保护设施完备，具备运行后的环境监测和流出物监测能力。
按照审评意见修订完善后的《高温气冷堆核电站示范工程环境影响报告书（运行阶段）》（C版），可以作为本项目的审批依据。
高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则范本
高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则范本第一章总则第一条核电站示范工程安全审评原则的制定目的是保障高温气冷堆核电站示范工程的设计、建设、运营和退役过程中的安全。
第二条高温气冷堆核电站示范工程的安全审评应以国家法律法规和国际核安全准则为基础，结合国内外核电站示范工程的发展经验和成果，保证核电站的设计、建设、运营和退役过程中不对人民生命财产造成威胁。
第三条核电站示范工程安全审评原则的适用范围包括高温气冷堆核电站示范工程的设计、建设、运营和退役过程。
第四条核电站示范工程安全审评要务必在全面考虑设计、建设、运营和退役过程的主要安全问题的基础上开展，确保核电站从设计开始到退役结束的全过程安全。
第二章安全原则第五条核电站示范工程的安全需要以高标准、高要求的原则，要求所有阶段的设计、建设、运营和退役过程中达到核安全的目标。
第六条核电站示范工程的安全建设应遵循以下原则：（一）安全是核电站示范工程设计、建设、运营和退役的首要目标；（二）安全应该是设计、建设、运营和退役过程的全程要求，不容忽视；（三）在设备选型、厂址选择和人员招聘等环节，优先考虑安全因素；（四）在核安全关键节点应当严格按照国家法律法规和技术标准执行。
第三章审评原则第七条核电站示范工程安全审评工作应遵循以下原则：（一）风险评估：对设计、建设、运营和退役过程中的主要安全风险进行科学、系统、全面的评估。
（二）风险控制：采取措施并制定相关政策和规定，对设计、建设、运营和退役过程中的安全风险进行控制。
（三）信息公开：核电站示范工程安全审评需要充分公开相关信息，接受社会各界监督。
（四）风险传染：设计、建设、运营和退役过程中的安全问题，应及时发现、控制和排除，防止风险传染。
（五）咨询参与：核电站示范工程安全审评需要广泛征求专家和公众的意见、建议和参与，形成共识。
第八条核电站示范工程安全审评程序应包括：（一）立项：明确核电站示范工程安全审评的任务、目标和规模。
（二）评估：对核电站示范工程的设计、建设、运营和退役过程进行全面、科学、客观的评估。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
Through the joint creation of clear rules, the establishment of common values, strengthen the code of conduct in individual learning, realize the value contribution to the organization.高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则正式版高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则正式版下载提示：此管理制度资料适用于通过共同创造，促进集体发展的明文规则，建立共同的价值观、培养团队精神、加强个人学习方面的行为准则，实现对自我，对组织的价值贡献。
文档可以直接使用，也可根据实际需要修订后使用。
1．前言高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）是我国自主开发的，已列入国家中长期科技发展规划重大专项的先进核电厂项目。
类似HTR-PM这类先进核电厂的一个重要特征是利用固有安全特性和非能动安全系统，以期大大提高核电厂的安全水平。
与传统的核电厂一样，保证HTR-PM安全的根本也是保证控制反应性、排出堆芯热量、包容放射性物质并控制运行排放以及限制事故释放三项基本安全功能。
在实现这三项基本安全功能的方式上，HTR-PM具有以下特点：（1）HTR-PM具有良好的负反馈特性，在正常运行工况下燃料元件的温度与其允许的温度限值之间有相当大的裕度，在某些瞬态或事故发生而导致不期望的功率上升时，仅通过燃料温升引入的较大负反应性就可以实现自动停堆或者将堆芯功率降低到一个很低的水平；（2）HTR-PM具有较低的堆芯功率密度，堆芯石墨构件具有较大的热容，采用可以耐受较高温度的包覆颗粒燃料元件，这导致HTR-PM具有比较平缓的堆芯瞬态特征。
同时，采用有利的堆芯几何形状设计，将为非能动堆芯余热排出创造有利条件；（3）作为最后一道实体屏障，传统轻水堆核电厂的安全壳在限制事故后果和包容放射性物质方面起着至关重要的作用，而HTR-PM主要依赖具有高度可靠性的包覆颗粒燃料元件实现放射性物质的包容功能。
目前核电厂的设计主要依据确定论的安全要求，它与具体的堆型和系统设计密切相关。
对于传统的压水堆和沸水堆核电厂，这套确定论的安全要求比较完备，其中的一些重要原则仍可作为HTR-PM的参考。
但是许多国家和有关的国际组织也认识到，已有的安全要求对HTR-PM这类先进核电厂并不完全适用，而针对这种类型核电厂，安全要求的建立仍不完备。
美国核管会（NRC）正在为先进堆制定一套许可证管理的框架文件，以明确高层管理准则和一些重要安全问题的要求。
国际原子能机构（IAEA）在20xx年颁布的新版核动力厂安全标准No.NS-R-1“SAFETY OF NUCLEAR POWER PLANTS: DESIGN”中提到，该标准对于其它类型的反应堆，包括未来的革新型系统，一些要求可能并不适用，或者在解释它们时需要一些判断。
国家核安全局充分认识到了上述问题，为了HTR-PM安全审评的需要，在原则上遵守我国现行有效的核安全法规和标准的基础上，制定了本审评原则，以明确国家核安全局对一些重要问题的立场。
本审评原则的建立参考了国内外高温气冷堆（包括HTR-10）多年发展所形成的一些经验以及近些年的最新研究成果。
应该充分认识到的是，HTR-PM安全要求的建立，必须经过一个实践，认识，再实践，再认识的反复过程。
对本审评原则的应用，也应抱有这样的态度。
2．安全目标（1）定性安全目标HTR-PM的安全总目标是：在HTR-PM中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人员、社会和环境免受危害。
这个安全总目标由辐射防护目标和技术安全目标所支持。
辐射防护目标：保证在所有运行状态下HTR-PM内的辐射照射或由于HTR-PM任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低，保证减轻任何事故的放射性后果。
技术安全目标：采取一切合理可行的措施预防HTR-PM的事故，并且一旦发生事故时减轻其后果；对于在HTR-PM设计时考虑过的所有可能事故，包括概率很低的事故，要以高可信度保证任何放射性后果尽可能小且低于规定限值；保证实际地排除有严重放射性后果的事故发生。
在上述安全目标基础上，HTR-PM在设计上所要达到的一个目标是：“尽管管理当局仍然可以要求，一个基本目标是在技术上对外部干预措施的需求可以是有限的，甚至是可免除的”（同IAEA在No.NS-R-1“SAFETY OF NUCLEAR POWER PLANTS: DESIGN”中表述的目标）。
（2）概率安全目标核安全导则HAD102/17《核动力厂安全评价与验证》中推荐了对新的核动力厂的概率安全目标：堆芯损坏频率小于10-5/堆?年，放射性物质大量释放频率小于10-6/堆?年。
针对HTR-PM的特点，为其推荐的概率安全目标是：采用概率安全分析，所有导致场外（包括厂址边界处）个人有效剂量超过50mSv的超设计基准事故序列累计频率应小于10-6/堆?年。
3．纵深防御概念核安全法规《核动力厂设计安全规定》（HAF102）确定了纵深防御概念，即保证安全有关的全部活动，包括与组织、人员行为或设计有关的方面，均置于重叠措施的防御之下，即使有一种故障发生，它将由适当的措施探测、补偿或纠正，以便对由厂内设备故障或人员活动及厂外事件等引起的各种瞬变、预计运行事件及事故提供多层次的保护。
纵深防御概念应用于核动力厂的设计，提供一系列多层次的防御（固有特性、设备及规程），用以防止事故并在未能防止事故时保证提供适当的保护。
（1）第一层次防御的目的是防止偏离正常运行及防止系统失效。
这一层次要求：按照恰当的质量水平和工程实践，例如多重性、独立性及多样性的应用，正确并保守地设计、建造、维修和运行核动力厂。
为此，应十分注意选择恰当的设计规范和材料，并控制部件的制造和核动力厂的施工。
能有利于减少内部灾害的可能、减轻特定假设始发事件的后果或减少事故序列之后可能的释放源项的设计措施均在这一层次的防御中起作用。
还应重视涉及设计、制造、建造、在役检查、维修和试验的过程，以及进行这些活动时良好的可达性、核动力厂的运行方式和运行经验的利用等方面。
整个过程是以确定核动力厂运行和维修要求的详细分析为基础。
（2）第二层次防御的目的是检测和纠正偏离正常运行状态，以防止预计运行事件升级为事故工况。
尽管注意预防，核动力厂在其寿期内仍然可能发生某些假设始发事件。
这一层次要求设置在安全分析中确定的专用系统，并制定运行规程以防止或尽量减小这些假设始发事件所造成的损害。
（3）设置第三层次防御是基于以下假定：尽管极少可能，某些预计运行事件或假设始发事件的升级仍有可能未被前一层次防御所制止，从而演变成一种较严重的事件。
这些不大可能的事件在核动力厂设计基准中是可预计的，并且必须通过固有安全特性、故障安全设计、附加的设备和规程来控制这些事件的后果，使核动力厂在这些事件后达到稳定的、可接受的状态。
这就要求设置的专设安全设施能够将核动力厂首先引导到安全可控状态，并最终引导到安全停堆状态，并且至少维持一道包容放射性物质的屏障。
（4）第四层次防御的目的是针对设计基准可能已被超过的超设计基准事故，并保证放射性释放保持在尽实际可能的低。
这一层次最重要的目的是保护包容功能。
除了事故管理规程之外，这可以由防止事故进展的补充措施与规程，以及减轻选定的超设计基准事故后果的措施来达到。
由包容提供的保护可用最佳估算方法来验证。
（5）第五层次，即最后层次的防御，其目的是减轻可能由事故工况引起潜在的放射性物质释放造成的放射性后果。
这方面要求有适当装备的应急控制中心及厂内、厂外应急响应计划。
对于HTR-PM来说，总体上仍维持上述五个纵深防御的层次，但考虑到其堆型的特点，在纵深防御层次设置的重点上与传统的压水堆核电厂和沸水堆核电厂可能会有所不同，例如，保证第一道放射性包容屏障，即包覆颗粒燃料元件的完整性将会起更加重要的作用。
另外HTR-PM较长的宽容时间也可视为纵深防御的一个重要手段。
HTR-PM纵深防御各层次设置的合理性应该通过完整的安全评价加以证明。
4．总的设计基准（1）电厂状态划分HTR-PM的电厂状态划分为四类，除正常运行工况外，还包括预计运行事件、设计基准事故和超设计基准事故。
这些电厂状态的划分主要参照各类事件发生的频率范围，并参考已有的和其它堆型的经验来确定。
预计运行事件、设计基准事故频率范围划分以假设始发事件的发生频率为依据；超设计基准事故划分以事故序列的频率，并结合确定论和工程判断为依据。
1)预计运行事件在该模块反应堆的寿期中有可能发生的，并且可能影响HTR-PM安全的一类事件，该类事件的下界定为10-2/堆?年。
预计运行事件用于HTR-PM正常运行工况下的环境评价，剂量限值是：向环境释放的放射性物质对公众个人（成人）造成的有效剂量应小于0.25mSv/电厂?年。
这些事件的典型例子有：? 一根反射层控制棒在功率运行工况下失控提升；? 一回路主氦风机误加速；? 失去厂外电源；? 丧失正常给水流量；? 汽轮机外负荷丧失，等等。
2)设计基准事故HTR-PM设计基准事故划分为两类：稀有事故和极限事故。
对于稀有事故，预计在一座模块反应堆的整个寿期中不会发生，但在可能建造的这类堆型的总体中（假设数百个模块）有可能会发生，其频率范围为10-2-10-4/堆?年。
这些事故的典型例子有：? 给水管道小破口；? 反应堆冷却剂一根仪表测量管（≤DN10mm）断裂；? 蒸汽发生器一根换热管双端断裂；? 反应堆辅助系统厂房内氦净化系统的一根管道破裂；? 放射性废液贮存罐的泄漏，等等。
对于极限事故，预计在这类堆型总体的寿期中不会发生，但出于安全的考虑，仍将它们归于设计基准事故之中，其频率范围为10-4-10-6?/堆?年。
这些事故的典型例子有：? 一根控制棒在功率运行下失控提升同时发生运行基准地震；? 主蒸汽管道破裂；? 给水管道大破口；? 与压力容器相连的一根大管道（≤DN65mm）断裂；? 各种未能紧急停堆的预计瞬态（ATWS），等等。
对于HTR-PM的稀有事故和极限事故，其个人剂量限值分别确定为：在每发生一次稀有事故时，公众个人（成人）可能受到的有效剂量应控制在5mSv以下，甲状腺当量剂量应控制在50mSv以下；在每发生一次极限事故时，公众个人（成人）可能受到的有效剂量应控制在10mSv以下，甲状腺当量剂量应控制在100mSv以下。
正常运行、预计运行事件、设计基准事故(含稀有事故和极限事故)的电厂状态分类与美国ASME规范中的工况分类(A、B、C、D类工况)相对应。
3)超设计基准事故这是一类预期在可能建造的HTR-PM型核电厂（假设数百个反应堆模块）的总体寿期中也不会发生，并且具有更低频率水平的工况。