研究堆安全分类
核反应堆安全分析-核安全-核技术-4.3确定论安全分析
图4.3.8 10%FP，反应性最小反馈时，控制棒束失控提出， 5 pcm / s
超温△T紧急停堆的核功率和热功率随时间变化图像
4.3反应性引入事故 4.3-1反应性引入事故的分类 1）控制棒失控提出（2类事故）
反应堆运行状态下，控制棒束失控提出
图4.3.9 10%FP，反应性最小反馈时，控制棒束失控提出， 5 pcm / s
反应堆运行状态下，控制棒束失控提出 DNBR
图4.3.1 10%功率水平，调节棒束失控提出，最小烧毁比与反应性引入关系
4.3反应性引入事故 4.3-1反应性引入事故的分类 1）控制棒失控提出（2类事故）
反应堆运行状态下，控制棒束失控提出 DNBR
图4.3.2 60%功率水平，调节棒束失控提出，最小烧毁比与反应性引入关系
超温△T紧急停堆的热通量和中子通量密度随时间变化图像
4.3反应性引入事故
4.3-1反应性引入事故的分类 1）控制棒失控提出（2类事故）
FP Full Power FP Fission Product
反应堆运行状态下，控制棒束失控提出
图4.3.6 FP，反应性最小反馈时，控制棒束失控提出，3.2 pcm / s
超温△T紧急停堆的一回路平均温度随时间变化图像
4.3反应性引入事故 4.3-1反应性引入事故的分类 1）控制棒失控提出（2类事故） 2）控制棒束定位不正确，棒束或棒组的跌落 （2类事故） 3）硼酸失控稀释 （2类事故） 4）单个调节棒束失控提出来（3类事故） 5）一个调节棒束弹出（4类事故）
3.2 pcm / s 图4.3.4 FP，反应性最小反馈时，控制棒束失控提出，
超温△T紧急停堆的稳压器压力随时间变化图像
核科技通用术语
核科技通用术语核科技：nuclear science and technology 核科学与核技术的简称。
1896年法国物理学家贝可勒尔发现了铀的天然放射性，从此人类开始了对原子核的研究，这种研究领域就称为核科学。
核科学的研究对象包括核结构、放射性、核裂变和核聚变等。
涉及到的研究学科有核物理、核化学、加速器、反应堆、核聚变、辐射防护与屏蔽物理、同位素生产与分离、核材料、核医学、核农学等。
核技术是研究如何将核科学研究中所揭示出的原子核变化规律及其固有和伴随产生的物理现象加以实际应用的科学。
核技术应用主要包括核能的利用及同位素和辐照技术的利用。
核能的利用主要是指：（1）利用放射性同位素衰变时放出的能量做成电池，广泛用于宇宙飞船、人造卫星、无人管理的灯塔、心脏起搏器等。
（2）利用重核裂变会放出巨大能量。
核电站、空间堆电源、核供热堆、用于船舶或潜艇的核动力装置，是实际应用这种裂变能的主要代表。
（3）利用轻核裂变时放出的比重核裂变时放出的更加巨大的能量。
聚变堆的研究和开发就是为了利用这一能量。
聚变堆的建成和商业运行将最终解决类所需的能源问题。
因为它所用的燃料（氘和氚）取之于大海。
核能最早是用于军事目的，原子弹就是利用235U或239Pu裂变时放出的巨大能量（瞬间释放出来）制成的。
氢弹的威力要比原子弹大数百倍。
同位素和辐射技术应用主要包括：（1）同位素示踪技术（水资源探测，农业科学研究等）。
（2）辐射加工（电线电缆的绝缘材料改性，热缩管的制备，塑料发泡，表面涂层固化，橡胶辐射硫化，木材-塑料复合材料辐射交联，接枝和降解，离子注入表面改性，半导体生产、辐射保鲜，辐射消毒等）。
（3）同位素仪器仪表（工业检测仪表，探伤机，集装箱检测等）。
（4）核医学方面的应用（医学诊断，放射性免疫分析，肿瘤诊断和治疗用体内和体外放免药物等）。
（5）三废治理和环境保护工作中的应用（电子束除SO2/HOx，污水处理等）。
（6）农学方面的应用（辐射育种、辐射不育灭蝇等）。
实验室安全分级分类
实验室安全分级分类一、引言实验室安全是保障科学研究和实验工作顺利进行的基础，而实验室安全分级分类是为了对实验室进行划分和管理，以确保不同级别实验室的安全性和防护措施的合理性。
本文将从安全分级的定义、分类标准、各级别要求等方面进行全面、详细、完整且深入地探讨实验室安全分级分类。
二、实验室安全分级分类的定义实验室安全分级分类是根据实验室对人员、环境、实验样品和实验装备的危险程度，将实验室分为不同等级，每个等级有相应的安全要求和防护措施。
三、实验室安全分级分类的标准3.1 生物实验室安全分级标准对于生物实验室的安全分级，通常按照生物危害程度、传播途径、病原微生物种类和感染途径等因素来确定。
常见的生物实验室安全分级标准包括： 1. BSL-1级别：病原微生物对人类无致病性； 2. BSL-2级别：病原微生物对人类有致病性，但大多数可通过采取适当的预防和控制措施进行控制； 3. BSL-3级别：病原微生物对人类有严重致病性，但一般不存在传播途径的问题，可通过人员、环境和设备的合理管理来进行防控； 4. BSL-4级别：病原微生物对人类有极高致病性，并存在传播途径问题，需要在高水平的生物安全实验室中进行工作。
3.2 化学实验室安全分级标准化学实验室的安全分级主要依据实验室内储存和使用的化学品对人体、环境的危害程度来划分。
常见的化学实验室安全分级标准包括： 1. 一级实验室：主要使用非危险化学品，对人体无明显毒性和刺激性； 2. 二级实验室：使用中、低毒性化学品和少量危险化学品，需佩戴个人防护用品； 3. 三级实验室：使用高毒性、易燃、易爆、强腐蚀性等危险化学品，需在通风系统和安全柜下进行实验； 4. 四级实验室：使用剧毒、致癌、致突变等高危险性化学品，需在特殊设施中进行实验。
四、各级别实验室的安全要求4.1 BSL-1级别实验室的安全要求BSL-1级别实验室主要针对无致病性微生物进行实验，其安全要求包括： - 实验室内应设置标识牌，明确实验室等级和实验要求； - 实验人员需穿戴适当的实验服，并采取必要的个人防护措施，如戴手套、口罩等； - 实验室内空气应进行循环通风，可以采用新风系统或离心机排风系统； - 实验室内设备、培养物和废弃物等需严格按照处理要求进行管理。
核电厂安全分级
2021/7/16
核电系统和部件的核安全分级
1. 3 设备分级的概念和方
法
这三个因子的乘积必须低于允许水平
(P=P1×P2×P3)，即要求执行某安全功能 的几率，在需要时不能执行安全功能 的几
(2) 堆芯和安全壳厂房的冷却(包括 中期和长期冷却)；
放射性物质的封存和限制向环境的 排放并控制在规定的限值之内。
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核电厂系统和部件的核安全分级
1. 3 设备分级的概念和方 法
所谓设备的安全分级，就是从核电厂
或核设施的设备中找出履行上述安全功能
的设备，即所谓“与安全有关”或“对安
全是重要”的设备，并按其执行安全功能 的重要性，分为不同的等级，这就是“设 备分级”。其次应证实这些设备在系统要 求的任何可能的工况下都能可靠地执行其
安全功能，这就是所谓“设备鉴定”。由
于核电站的安全在很大程度上取决于设备
的可靠性，因此“设备分级”和“设备鉴 定”对核电站的安全是很重要的。
2021/7/16
的安全功能，对这些系统、设备和部件进
行分级，并对不同等级的设备和部件规定
出在设计、制造、材料检验等方面的不同
要求。
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核电厂系统和部件的核安全分级
第1节 总论
1.2 范围
《核电厂设计安全规定》在设计总准 则一章中针对核电厂的设计提出了“必须 明确规定构筑物、系统和部件的全部安全 功能。构筑物、系统和部件必须按其安全 的重要性进行分级。”为了便于履行这一 要求，安全导则《用于沸水堆、压水堆和 压力管式反应堆的安全功能和部件分级》 对核电厂安全功能和部件的安全等级划分 提出了具体指导。
核电厂系统与部件的核安全分级概述
核电厂系统与部件的核安全分级概述核电厂系统与部件的核安全分级是核电厂安全管理的重要组成部分。
核电厂的系统与部件在运行过程中承担着不同的功能，其重要性和安全性也各不相同。
因此，对核电厂系统与部件进行合理的分级，有助于确定安全控制措施和优先级，保障核电厂运行的安全性。
首先，核电厂的系统和部件可以根据其功能、重要性和安全性分为不同的级别。
通常，核电厂的核安全分级可分为三个级别：一级安全，二级安全和三级安全。
一级安全是指对核反应堆本身的保护和控制系统，如反应堆压力容器、核燃料和控制棒等；二级安全是指对辅助系统和配套设施的保护和控制，如冷却系统、蒸汽发生器和主蒸汽管道等；三级安全是指对环境和公共安全的保护和控制，如环境监测系统和应急措施设施等。
其次，核电厂系统与部件的核安全分级需要根据相关标准和规定进行确定。
不同的国家和地区对核电厂的核安全分级可能存在一定的差异，但都需要遵循国际原子能机构（IAEA）和国际核电厂安全标准（INSS）等相关标准和规定进行确定。
在确定核安全分级时，需要综合考虑系统和部件的功能特点、重要性、影响范围和可能的风险等因素，以确保对核电厂的核安全保护和控制能够全面有效地实施。
最后，核电厂系统与部件的核安全分级需要与安全管理体系和安全掊制措施相结合。
在核电厂的运行管理中，需要将系统和部件的核安全分级与相关的安全管理体系和安全控制措施相结合，以确保对不同级别的系统和部件能够有针对性地采取相应的安全措施和实施监督管理。
同时，还需要加强对相关人员的培训和考核，以提高其对系统与部件核安全分级的认识和实践能力，确保核电厂运行的安全性和可靠性。
总之，核电厂系统与部件的核安全分级是保障核电厂运行安全的关键措施之一。
通过合理的分级和有效的安全管理控制，可以有效降低核电厂事故风险，保障公众和环境的安全，推动核电产业的可持续发展。
抱歉，我无法完成这个要求。
中美两国反应堆物项安全分级比较
（ 总 第 ２ ７ ７ 期 ）
嘲 两 堑 终
（ Ｃ ｕ ｍ ｕ Ｉ ａ ｔ ｉ ｖ ｅ Ｎ ｔ ｙ Ｏ Ｎ ． ３ Ｏ ４ ． ２ ２ ７ ０ ７ １ ３ ）
中美两国反应堆物项安全分级比较
段黎 明 马小强
（ １ ． 山 东核 电有 限公 司 ，山 东 海 阳 ２ ６ ５ １ １ ６ ；２ 冲 电投远 达环保 工程 有 限公 司 ，重庆 ４ ０ １ １ ２ ２ ３ ）
基本 原则从安全 停堆 、余 热导 出和包 容三个 方面入手 对 反应 堆的安全进 行 了论述 ，这三条 原则是反应堆 安全 的
方 法 证 明是 否 已达 到 了较高 的 安全 水平 。此 外 ，在 安全 分析 中 ，同时也采用 了概率论两种 方法 。实践证 明，这两 种分 析方法是 相辅相成 的，在实 际设计 中得到 了广 泛的应
是 否存 在 风 险异 常值 及其 机 组设 计是 否 满足 了基 本 的概
２ ９
率 目标 。从确 定论分析 和Ｐ Ｓ Ａ 所得 出的 结论 ，都应该在 反 应 堆 设计 中得 到应 用 。总 的说 来 ，这 些 结论 通常 具有 一
致 性。
件； （ ５ ）部件对安全 的影 响情况 。 对物项 （ 包 括系统和 部件 ）安全 影响评估 ，并划分其 安全等级时 ，要关注如下 问题 ： （ １ ）物项 的安全功能和 它 们失效 （ 包括其他系统和部件 的继发故 障）的后果 ； （ ２ ） 正常运行工况 ，物项故 障时保持安全功 能的概率 ； （ ３ ）预 期运 行事件和 设计基准事 故，物项故 障时保持安全 功能的 概率； （ ４ ）物项执 行安全功 能的可利用率和 分级 ； （ ５ ） 潜 在故 障探测 的可 能性 ； （ ６ ）在 故障 导致丧 失部 分或全 部安全功能前的可维修时间； （ ７ ）物项 的维修 、维护等 ； （ ８ ）当某复 杂部件 同时具备不 同等 级属性 时 ，则 等级就
反应堆安全分析整理资料
反应堆安全分析整理资料核反应堆安全分析英文缩写ABWR Advanced Boiling Water Reactor 先进沸水堆APWR Advanced Pressurized Water Reactor 先进压水堆AP Advanced Passive Plant 先进非能动厂ADS Accelerator driven system 加速器驱动机构AFP Auxiliary Feed-water Pump 辅助给水泵ASME American Society of Mechanical Engineers 美国机械工程师协会ASCOT assessment of safety culture organizational teams安全文化组织机构评价ATWS Anticipated Transient Without Screen 未能停堆的预期瞬态ANSI American National Standards Institute 美国标准协会ALARA as low as reasonably achievable 合理可行尽量低原则BWR boiling water reactor 沸水堆BDBA Beyond Design Basic Accident 超设计基准事故BOL Beginning Of Life 寿期初CEFR China Experimental Fast Reactor 中国实验快堆CSS Containment Spray System 安全壳喷淋系统CVCS Chemical and Volume Control System 化学容积控制系统CNNC china national nuclear corporation 中国核工业集团CSRDM Control and Safety Rod Drive Mechanism 控制棒安全棒驱动机构CHF Critical Heat Flux 临界热流密度C I A E C h i n a i n s t i t u t e o f a t o m i c e n e r g y中国原子能科学研究院D B A design basic accident 设计基准事故DOE department of energy 美国能源部DCH direct containment heating 直接安全壳加热DNB departure from nucleate boiling 偏离泡核沸腾DNBR departure from nucleate boiling ratio 偏离泡核沸腾比ESD emergency shutdown device 紧急停堆仪器E S S emergency shutdown system 紧急停堆系统E C C S e mergency core coolant system 应急堆芯冷却系统EPR European pressurized reactor 欧洲压水堆E F S emergency feed-water system 应急给水系统E F W emergency feed water 紧急供水E SF emergency safety features 专设安全设施E P R I the electric power research institute 美国电力研究会EOL end o f life 寿期末EFPD effective full power days 有效满功率天数FP full power 满功率fission product 裂变产物FRC fuel rod cladding 燃料包壳GFR gas-cooled fast reactor 气冷快堆HPIS high pressure injection system 高压安注系统H T G R high-temperature gas-cooled reactor 高温气冷堆IFR integral fast reactor 整体快堆IAEA international atomic energy agency 国际原子能机构ICRP international commission on radiological protection 国际辐射防护委员会INSAG International nuclear safety advisory group 国际核安全咨询组LPIS low pressure injection system 低压安注系统L O C A loss of coolant accident 失水事故L OFA loss of flow accident 失流事故L O F W loss of feed water 主给水丧失L O O P loss of off-site power 失去厂外电源MSIV main steam isolation value 主蒸汽管道隔离阀MSLB main steam line break 主蒸汽管道破裂NRC nuclear regulatory commission 美国核管会NSC nuclear safety culture 核安全文化NEA nuclear energy agency 核能局原子委员会PWR pressurized water reactor 压水堆P S A p robabilistic safety assessment 概率安全评价R C S reactor coolant system 反应堆冷却系统RCP reactor coolant pump 反应堆冷却剂泵ROH reactor outlet header 反应堆出口集管R I H reactor inlet header 反应堆入口集管R H R residual heat removal 余热排出R S S reactor safety study 反应堆安全研究RSC radiation safety committee 辐射安全委员会R I A reactivity insertion accident 反应堆引入事故SBL OCA small break loss of coolant accident 小破口失水事故SARP severe accident research program 严重事故研究项目S F R sodium-cooled fast reactor 钠冷快堆SIR safe integral reactor 固有安全堆S C W R super-critical-water reactor 超临界水冷堆SG steam generator 蒸汽发生器SGTR steam generator tube rupture 蒸汽发生器传热管道破裂S G C C s tate grid corporation of china 国家电网公司V H T R very-high-temperature reactor 超高温气冷堆名词解释1.冗余度：核电厂安全功能的系统采用多个同样类型的系统连接起来，用以防止在某一个系统失效后余下的系统能够保证其安全功能。
【2019年整理】1-核电厂系统与部件的核安全分级
第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
② 一个组件，如燃料组件(安全级)； ③ 一件设备，如柴油发电机(安全级)， ④ 一件设备的某一部件，如反应堆 冷却剂泵的泵壳 (安全 1级)；泵电机（非安 全级）。 ⑤ 一件设备的某一个或某一类零件， 如反应堆冷却剂泵的飞轮(安全3级)；反应 堆冷却剂泵的支承件(安全1级)。
2019/4/5 核电厂系统和部件的核安全分级 19
第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
通常还采用其它各种方法，如：多重 性、多样性、厂区布置、采用经过考验的 设备、在役检查以及采用合适的规范和标 准等。所需的结构完整性由设计来确定， 即包括诸如结构设计、质量保证、制造以 及水压试验、役前检查等方面。
2019/4/5 核电厂系统和部件的核安全分级 11
第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
在核电站设计中，如果某些系统、设备 和建筑物对安全的作用比另一些系统、设备 和建筑物更大，那么这些系统的设备和建筑 物的分级级别就要越高。设计中可用两种方 法来确定与安全有关的系统、设备和建筑物 的分级要求：确定论法和概率法。确定论法 常对那些安全有重要作用的，其损坏能导致 严重放射性释放事故的系统、设备和建筑物 提出分级要求。
2019/4/5
核电厂系统和部件的核安全分级
10
第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
在作出“设备分级”之后，为了了解这些设 备是否能在整个寿期及可能的任何工况(主要是事 故工况)下都能可靠地执行其安全功能，必须对设 备进行鉴定，鉴定可以用分析方法和试验方法或 这二者的结合。其过程是，首先确定哪些设备须 要用鉴定，从中找出实际作鉴定的典型设备，然 后制定出鉴定的方法和程序以及鉴定验收标准， 接着对设备进行鉴定试验或分析，最后对设备的 鉴定评价报告进行审查，以判定这些安全重要的 设备是否真正合格，即能够承受电站40年寿期并 承受最苛刻的环境条件和地震条件。
核反应堆的分类
核反应堆的分类第四代反应堆是未来的系统，无论是从反应堆还是从燃料循环方面都将有重大的革新和发展。
作为2000年美国能源部(DOE)发起倡议的继续，2001年成立了第四代反应堆国际论坛(GIF)，参加方有：阿根廷、巴西、即拿大、法国、日本、韩国、南非、瑞士、英国和美国。
第四代反应堆概念与前几代完全不同，必须以大量的技术进步为前提。
对这些系统的研究才刚刚开始。
概念可行性研究结束后，对第四代系统的研究将进入技术和经济性论证阶段。
目标是获得工业上成熟的第四代核系统，根据市场情况，2035年可能开始实现首批工业应用。
10兆瓦高温气冷实验反应堆项目，在2007年2月27日举行的国家科技奖励大会上，获得了国家科技进步一等奖。
这个反应堆的建造，使我国掌握了模块式球床高温气冷堆的核心技术、设计技术和系统集成技术，在第四代核反应堆技术中占得先机。
10兆瓦高温气冷实验反应堆是国家863计划的重点项目，从研究设计到建成历时17年，总投资为2.75亿元，工程包括了反应堆、蒸汽发电等34个系统。
有关专家认为，模块式高温气冷堆具有第四代核反应堆特性，是能够适应未来能源市场需要的先进堆型。
除了安全性好，效率高，它还可以提供900℃以上的高温热源，除了高效发电外，还可以用于水热裂解制氢，为未来氢能时代提供清洁能源。
10兆瓦高温气冷实验反应堆项目取得了六项创新成果，包括：成功建成世界上首座具有固有安全特性的模块式球床高温气冷堆；世界上首次在反应堆上成功完成严重事故工况下固有安全性验证实验；建成球形燃料元件生产线，制备出国际先进水平的包覆颗粒燃料元件；发明脉冲气动排球装置，攻克球床堆关键技术，实现燃料元件连续装卸；在国内率先研制成功反应堆全数字化保护系统，并成功用于反应堆运行；自主研制成功主氦风机，攻克关键的氦技术。
鉴于高温气冷堆具有良好的发展前景，中国华能集团公司、中国核工业建设集团公司和清华大学将合作建造一座20万千瓦级模块式球床高温气冷堆示范电站，厂址选择在山东荣成。
核电厂安全分级
蒸汽发生器的二次侧和延伸到并包括蒸汽管线阀门的蒸汽管线
余热导出系统和安全壳内的应急和正常给水系统中延伸到并包括安全壳外的第一 个隔离阀的设备
二级、三级安全级系统的冷却系统和废燃料水池用的冷却系统
硼酸和化学添加剂的制备系统
安全壳外的辅助给水系统
第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
在核电站设计中，如果某些系统、设备 和建筑物对安全的作用比另一些系统、设备 和建筑物更大，那么这些系统的设备和建筑 物的分级级别就要越高。设计中可用两种方 法来确定与安全有关的系统、设备和建筑物 的分级要求：确定论法和概率法。确定论法 常对那些安全有重要作用的，其损坏能导致 严重放射性释放事故的系统、设备和建筑物 提出分级要求。
第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
安全等级以外的其他级别
核电厂物项除有其安全等级以外，还有以下3 个级别，即抗震类别、规范等级和质保等级。
(1)抗震类别 应根据物项所执行的安全功能和发生地震时对
物项的特殊要求，按照HAF0215(1)确定物项的抗 震类别。如抗震Ⅰ 类要求承受OBE、SSE载荷， 抗震Ⅱ 类仅要求承受OBE载荷。
为某一设备确定的设计要求直接会影响 到该设备失效的几率，即设计要求愈严格， 该设备在需要时不能执行其功能的几率就 愈小。因此，安全等级越高，其设计要求 也要求高；安全等级越低，设计的要求也 较低。
压水堆核电厂的设备分级如下述已很 规范化了，用确定论方法可确定。而新堆、 研究堆，其分级有很大的不确定性，则可 采用概率法最终确定。
不同安全等级的物项之间的连接应使用 接口装置(如阀门、孔板等)。接口装置的安 全等级应是所连接的两个部件的安全等级的 较高者。
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研究堆安全分类
（试 行）
1 引言
1.1 目的
1.1.1本文件的目的是详细说明研究堆安全分类的原则和方法，为进行研究堆安全分类提供技术指导，也为实施研究堆分类监管提供支持。
1.1.2本文件对《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之三：研究堆许可证件的申请和颁发》(HAF001/03)中涉及的研究堆分类提供了具体的方法。
1.1.3 附录是对本文件的说明和补充。
1.2 范围
1.2.1 本文件适用于研究堆(包括临界装置)的安全分类。
1.2.2 本文件中“研究堆”包括反应堆堆芯，实验装置，以及反应堆厂址内的与反应堆或实验装置有关的一切其它设施。
2 安全目标和纵深防御原则的应用
2.1.1 《研究堆设计安全规定》(HAF201)2.1节给出了如下的研究堆安全总目标：建立并维持一套有效的防御措施，以保护工作人
员、公众和环境免受过量的放射性危害。
—2—
2.1.2 为达到研究堆安全目标，研究堆设计中必须贯彻纵深防御原则，从而提供多层次的保护。
对于不同类别的研究堆，其纵深防御的层次和重点可以适当调整，对许多低功率研究堆，可能不需要考虑或者尽可能简化第五层次防御乃至第四层次防御的考虑。
研究堆基于分类的安全管理不降低2.1.1节所引用的安全目标。
3 研究堆安全分类
研究堆分类时要考虑的主要因素为：
(1) 反应堆功率和热导出方式；
(2) 可以引入的反应性及其引入速率，反应性控制能力和手段，以及固有安全特性和附加安全特性；
(3) 燃料元件的类型和裂变产物总量；
(4) 慢化剂、反射层和冷却剂的类型；
(5) 安全壳及其它包容结构；
(6) 反应堆的应用（实验装置、试验、反应堆物理实验）。
具体分类时重点考虑潜在源项大小、安全特性和放射性释放后果。
3.1 I类研究堆
3.1.1 分类准则：
功率低、剩余反应性低、裂变产物总量少的研究堆，具体功率范围为：小于500kW，如果具有较高的固有安全特性，功率范围可扩展至1MW。
3.1.2 安全特性：
—3—
这类研究堆通常在自然对流冷却方式下运行。
在事故状态下，
只需利用可靠的停堆手段或较好的负反馈效应即可使反应堆可靠停堆并保持安全停堆状态，可不要求有专设堆芯冷却系统。
这类研究堆即使在厂房倒塌或由于堆水池或其它包容结构的正常密封丧失造成堆芯或乏燃料裸露于空气，以及堆芯燃料重大破裂情况下也不违背《研究堆设计安全规定》(HAF201)第2.1节研究堆安全目标的要求。
3.2 II类研究堆
3.2.1 分类准则：
功率、剩余反应性和裂变产物总量属于中等的研究堆，具体功率范围为：500kW～10MW。
3.2.2 安全特性：
这类研究堆依据不同热功率水平在自然对流冷却方式或强迫循环冷却方式下运行。
在事故状态下，反应堆必须能可靠停堆并保持安全停堆状态，并且必须保证堆芯在要求的时间内得到冷却。
这类研究堆只要厂房不倒塌、堆芯水池或容器不丧失正常的密封性、反应堆堆芯不裸露，堆芯流道不堵塞，就不会违背《研究堆设计安全规定》(HAF201)第2.1节的研究堆安全目标。
3.3 III类研究堆
3.3.1 分类准则：
功率、剩余反应性和裂变产物总量都较高的研究堆，具体功率
范围为：10MW以上。
—4—
3.3.2 安全特性：
这类研究堆一般在强迫循环下运行。
在预计运行事件如厂用电源丧失的情况下，通常必须设置应急冷却，以保证堆芯余热的有效排出。
在事故状态下，反应堆必须可靠地保持停堆状态，并且必须保证堆芯在规定时间内得到冷却。
这类研究堆只有在反应堆厂房或包容体、堆芯或容器或其它包容结构不丧失正常的完整性密封性的情况下，才能保证满足第 2.1节的研究堆安全目标。
—5—
附录
我国在役民用研究堆安全分类示例
序号 堆 名 营运单位 堆 型 设计功率 分 类
1 重水研究堆 中国原子能院重水堆 10MW Ⅱ类研究堆
2 49-2游泳池式反应堆 中国原子能院轻水堆 3.5MW Ⅱ类研究堆
3 原型微型反应堆 中国原子能院轻水堆 27kW Ⅰ类研究堆
4 微堆零功率装置 中国原子能院临界装置 — Ⅰ类研究堆
5 氢化锆固态临界装置 中国原子能院临界装置 — Ⅰ类研究堆
6 DF-VI快中子临界装置 中国原子能院临界装置 — Ⅰ类研究堆
7 中试厂核临界安全实验装置 中国原子能院临界装置 — Ⅰ类研究堆
8 中国实验快堆(CEFR) 中国原子能院快堆 65MW Ⅲ类研究堆
9 中国先进研究堆（CARR） 中国原子能院轻水堆 60MW Ⅲ类研究堆
10 屏蔽实验反应堆 清华大学 轻水堆 1MW Ⅱ类研究堆
11 5MW低温核供热反应堆 清华大学 轻水堆 5MW Ⅱ类研究堆
12 10MW高温气冷实验堆 (HTR-10) 清华大学 石墨气冷堆10MW Ⅱ类研究堆
13 高通量工程试验堆 中国核动力院轻水堆 125MW Ⅲ类研究堆
14 岷江试验堆 中国核动力院轻水堆 5MW Ⅱ类研究堆
15 中国脉冲堆 中国核动力院轻水堆 1MW Ⅱ类研究堆
16 18-5临界装置 中国核动力院临界装置 — Ⅰ类研究堆
17 高通量工程试验堆临界装置 中国核动力院临界装置 — Ⅰ类研究堆
18 深圳微型反应堆 深圳大学 轻水堆 30kW Ⅰ类研究堆
19 医院中子照射器 北京凯佰特科
技有限公司
轻水堆 30kW Ⅰ类研究堆
—6—。