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。
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，具有高功率密度、高效率、可持续性等优势。
但是，由于其特殊的设计和运行特点，需要特别关注安全问题。
为了确保高温气冷堆核电站的安全性，需要进行安全审评，以下是高温气冷堆核电站示范工程安全审评的原则。
一、风险评估原则1. 综合评估：综合考虑高温气冷堆核电站示范工程的设计、建设、运行等各个阶段的风险，全面评估核安全风险。
2. 多方参与：邀请核能及相关领域专家、学者、行业代表等多方参与，确保评估结果客观、准确。
二、安全设计原则1. 设计简洁可靠：高温气冷堆核电站示范工程的设计应简洁、可靠，避免过于复杂的技术方案和系统。
2. 安全采用本地资源：在设计过程中，应优先考虑使用本地资源，避免对外部环境产生过大影响。
3. 多重安全保障：设计应考虑多重安全保障措施，包括安全壳、防止辐射泄漏的防护层、废物处理系统等。
三、运行管理原则1. 专业运维人员：建立专业的高温气冷堆核电站运维团队，确保操作规程和工作流程的标准化和规范化。
2. 定期维护检修：按照规定的检修计划，定期对核设施进行检修和维护，确保设施的长期可靠运行。
3. 运行记录和监测：建立完善的运行记录和监测系统，及时掌握核设施的运行状态，发现问题及时解决。
四、事故应对原则1. 应急预案：建立完善的应急预案，包括各种可能发生的事故情况及应对措施，确保事故时能够做出及时有效的应对。
2. 公众沟通：在事故发生时，要及时向公众发布相关信息，保持透明度，避免造成不必要的恐慌。
3. 事故调查与教训总结：事故发生后，要进行全面的事故调查，总结经验教训，进一步完善安全管理体系。
五、国际合作原则1. 学习借鉴：积极与国际核能安全领域开展合作，学习借鉴其他国家的经验和先进技术，提升高温气冷堆核电站示范工程的安全水平。
2. 信息共享：与国际核能安全机构、国际核安全组织等建立合作机制，加强信息共享，及时了解国际核能安全标准和最新技术发展。
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运行许可证颁发前综合检查报告》的函
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运行许可证颁发前综合检查报告》的函文章属性•【制定机关】国家核安全局•【公布日期】2021.06.21•【文号】国核安函〔2021〕69号•【施行日期】2021.06.21•【效力等级】部门规范性文件•【时效性】现行有效•【主题分类】核与辐射安全管理正文关于印发《华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程运行许可证颁发前综合检查报告》的函国核安函〔2021〕69号华能山东石岛湾核电有限公司：根据《中华人民共和国核安全法》《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》的有关规定，我局组织检查组于2021年6月8日至11日对你公司高温气冷堆核电站示范工程运行许可证颁发前核安全和环境保护工作进行了综合检查。
现将检查报告印发你公司，请采取有效措施，落实检查报告中提出的各项要求。
国家核安全局2021年6月21日华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程运行许可证颁发前综合检查报告检查单位名称：生态环境部（国家核安全局）受检单位名称：华能山东石岛湾核电有限公司检查日期：2021年6月8日至11日一、检查依据（一）《中华人民共和国环境保护法》；（二）《中华人民共和国放射性污染防治法》；（三）《中华人民共和国核安全法》；（四）《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》及其实施细则；（五）《中华人民共和国核材料管制条例》及其实施细则；（六）《核电厂核事故应急管理条例》及其实施细则；（七）《民用核安全设备监督管理条例》及配套文件；（八）《放射性废物安全管理条例》；（九）《核电厂质量保证安全规定》；（十）《核动力厂设计安全规定》；（十一）《核动力厂运行安全规定》；（十二）《高温气冷堆核电站示范工程最终安全分析报告》；（十三）《高温气冷堆核电站示范工程环境影响报告书（运行阶段）》；（十四）高温气冷堆核电站示范工程质量保证文件；（十五）《高温气冷堆核电站示范工程调试大纲》（F1版）；（十六）《高温气冷堆核电站示范工程在役检查大纲》（B1版）；（十七）核电厂建造、安装和调试适用的标准规范；（十八）国家核安全局发布的核安全审评原则和管理要求等。
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。
高温气冷堆核电示范工程
高温气冷堆核电示范工程高温气冷堆核电示范工程（High-Temperature Gas-Cooled Reactor Demonstration Project）是我国自主研发的一项重要核能示范工程，旨在推动我国核能行业的发展，提高核能的安全性和可靠性。
高温气冷堆核电示范工程是世界上首个使用气冷堆技术的示范工程，被认为是核能领域的一项重要突破。
高温气冷堆核电示范工程的主要目标是开发一种新型的核电技术，以解决我国能源需求的问题。
由于高温气冷堆核电技术具有较高的安全性、高效率、高灵活性和高可扩展性等优势，被广泛认为是未来核能发展的方向。
首先，高温气冷堆核电技术采用了气体作为冷却剂，与传统核电中使用的水冷却相比，具有较高的热效率。
而且，气体冷却剂的稳定性和低压力条件下的运行特点，使得高温气冷堆核电技术在应对突发事件和应急情况时更为灵活和安全。
其次，高温气冷堆核电示范工程还具有较高的可扩展性。
由于气冷堆技术可以灵活地与其他能源系统相结合，可以满足不同地区、不同能源需求的变化。
同时，高温气冷堆核电示范工程还具备热能储存和利用，可以进一步提高能源的利用效率。
高温气冷堆核电示范工程的建设也取得了一系列重要的技术突破。
首先是燃料元件的新增改进，采用了先进的涂覆层技术和复合材料技术，提高了燃料元件的寿命和热效率。
其次是反应堆容器的材料研发，成功研发出了适应高温和高辐射环境的先进材料。
再者是所有系统的进一步安全性改进，通过引入先进的监测和控制系统，提高了核电站的安全性和事故应对能力。
高温气冷堆核电示范工程的成功建设将对我国核能行业的发展产生重要的影响。
首先，它为我国核能技术的自主创新提供了重要示范和参考。
通过这个项目的建设，我国核能研究和开发技术得以突破，推动了相关领域的发展。
其次，高温气冷堆核电示范工程的成功将增强我国在国际核能领域的话语权和影响力。
目前，我国已经取得了一系列关键技术突破，成为高温气冷堆核电领域的领导者。
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。
2023年高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则
2023年高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则：1. 法律合规性审评原则：核电站示范工程必须符合当地和国家的法律法规，以确保核能开发和利用的合法性和合规性。
2. 安全性审评原则：核电站示范工程必须具备高度的安全性，包括但不限于设计安全、建设安全、运营安全和废弃物处理安全等方面。
3. 风险管理审评原则：核电站示范工程必须进行严格的风险管理，包括对核安全风险、环境风险和社会风险的评估，并提出相应的控制措施和应急预案。
4. 设计合理性审评原则：核电站示范工程的设计必须合理，包括但不限于反应堆的设计、核燃料的设计、核电厂布局的设计等方面，以确保能够满足高温气冷堆核电站的运行要求和安全要求。
5. 技术可行性审评原则：核电站示范工程的技术必须具备可行性，包括但不限于反应堆技术的成熟度、核燃料技术的可靠性、冷却系统的性能等方面。
6. 应急预案审评原则：核电站示范工程必须具备完善的应急预案，能够应对各类突发事件和事故，保障核电站的安全和环境保护。
7. 人员培训审评原则：核电站示范工程必须建立健全的人员培训计划和体系，确保核电站运营人员具备必要的知识和技能，能够熟练操作核设施，并应对各类紧急情况和事故。
8. 安全文化审评原则：核电站示范工程必须具备良好的安全文化，包括组织文化、管理文化和操作文化等方面，能够营造良好的安全氛围和安全管理机制，提升核电站的整体安全水平。
9. 信息公开审评原则：核电站示范工程必须积极主动地向公众公开安全信息，包括核设施的安全情况、事故处理情况、环境影响等，以增加公众对核电站安全性和可持续性的信任和认可。
10. 持续改进审评原则：核电站示范工程必须具备持续改进的能力和意识，不断学习和吸取经验教训，改进核电站的设计、建设和运营，以保持核电站的安全性和可持续性。
总结来说，2023年高温气冷堆核电站示范工程的安全审评应该坚持法律合规性、安全性、风险管理、设计合理性、技术可行性、应急预案、人员培训、安全文化、信息公开和持续改进等原则，以确保核电站的安全和可持续发展。
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仅供参考[整理] 安全管理文书高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则日期：__________________单位：__________________第1 页共15 页高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则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。
但第 2 页共 15 页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2000年颁布的新版核动力厂安全标准No.NS-R-1“SAFETYOFNUCLEARPOWERPLANTS: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，并第 3 页共 15 页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“SAFETYOFNUCLEARPOWERPLANTS: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。
第 4 页共 15 页这一层次要求：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。
这一层次最重要第 5 页共 15 页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。
预计运行事件用于第 6 页共 15 页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；第 7 页共 15 页?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。
但为了确保公众的安全与健康，仍需考虑这类事件，并从中选取超设计基准事故的重要事件序列，以在确定应急源项和应急计划时加以考虑，评价需要采取什么样的应急措施。
通过概率论、确定论和工程判断相结合的方法，可以确定在HTR-PM 设计中需要加以考虑的超设计基准事故的重要事件序列，通过必要的设计修改或规程修改，考虑在超过其原来预定功能和预计运行状态下使用某些系统（安全级和非安全级系统）及使用附加的临时系统，以及制定事故管理规程等措施来对付这些重要的事件序列。