国家标准计划《磁约束聚变堆设计基准事故和设计扩展工况分析》由 TC58（全国核能标准化技术委员会）归口，TC58SC6（全国核能标准化技术委员会核聚变分会）执行 ，主管部门为国家标准委。

主要起草单位 核工业西南物理研究院 、中国科学院合肥物质科学研究院 、生态环境部核与辐射安全中心 、中国国际核聚变能源计划执行中心 、核工业标准化研究所 、中国核电工程有限公司 、中国工程物理研究院 。

1）背景 核聚变是由质量小的原子，如氘-氘、氘-氚、氘-氦3、氢-硼等在一定条件下(如超高温和高压)，发生原子核互相聚合作用，生成新的质量更重的原子核，并伴随着巨大能量释放的一种核反应形式。

氘氚聚变是当前认识到的最容易实现大规模核聚变的反应途径。

作为聚变反应燃料的氚是放射性核素，可能通过排放、泄漏、渗透等多种方式释放到环境中。

氘氚聚变反应时会产生中子、γ射线等。

聚变堆运行过程中伴随着放射性核素的产生，这些核素来源于真空室内外的材料活化，经处理系统处理后可能释放到环境中。

因此聚变堆设计与运行中需要考虑核安全问题。

2）设计基准事故和设计扩展工况分析目的 安全是核能发展的生命线。

设计基准事故和设计扩展工况分析的目的是分析反应堆各种事故状态下的辐照剂量和放射性释放是否满足规定限值，保障核电厂工作人员和公众等免受过量的照射，保护工作人员和公众。

《中华人民共和国核安全法》第十八条规定，核设施营运单位应当严格控制辐射照射，确保有关人员免受超过国家规定剂量限值的辐射照射，确保辐射照射保持在合理、可行和尽量低的水平。

国家标准GB18871-2002《电离辐射防护及辐射源安全基本标准》对此有所规定。

本标准是对这些要求的具体展开，填补聚变堆设计基准事故和设计扩展工况分析导则和标准的空白，有利于全行业更好的执行核安全法和强制性国家标准的规定。

3）设计基准事故和设计扩展工况分析的用途和特点 设计基准事故和设计扩展工况分析是反应堆设计的重要组成部分。

在设计的初始阶段需要对核安全相关的职业安全与排放、始发事件、事故安全、灾害等进行全面考虑，随着设计的深入同步贯彻落实核安全要求，确保设施设计完成后可以满足核安全的审批、监管、建设的要求。

设计基准事故和设计扩展工况分析用于分析核设施在事故工况下可能发生事件和运行状态，用于论证设施的安全性和对环境的影响。

设计基准事故和设计扩展工况分析对假想的扰动、设备误动作或失效的响应进行分析，对选择运行限制条件、限定安全系统的整定值和从公众健康与安全的观点出发确定部件与系统的设计技术条件有重要作用。

这些分析也是国家和安全局审查建造许可证和运行执照申请的焦点。

1.范围 本标准规定了设计基准事故和设计扩展工况下磁约束聚变堆系统安全性分析评估准则与方法。本标准适用于磁约束聚变堆的设计基准事故和设计扩展工况分析，相关核设施可参照此文件。 2.规范性引用文件 给出了提案中适用的规范性引用文件。 3.术语和定义 主要针对聚变堆状态、设计基础事故、设计扩展工况、氚增殖包层做了定义和解释。 4.分析目的 给出了聚变堆设计基准事故和设计扩展工况分析的目的。 5.分析范围 给出了聚变堆需完成的设计基准事故和设计扩展工况分析的范围，包括全寿期、建筑物、系统、部件和源项等。 6.分析要求 明确了设计基准事故和设计扩展工况分析的技术要求，包括法规要求、迭代要求、独立验证要求、纵深防御要求、ALARA原则、被动安全性、剂量约束要求。 7.分析方法与流程 明确了设计基准事故和设计扩展工况分析的流程。 8.确定论分析 8.1.　设计基准事故 8.1.1　概述 明确了设计基准事故分析应证明工程设计的容错能力和安全系统的有效性。 8.1.2　假设始发事件识别 明确了基本事故始发事件的确定方法，分析结果完整性的检查方法。 8.1.3　事件分组 明确了对事件识别确定的始发事件进行分组，分组的标准，始发事件的发生频率确定方法，始发事件的代表性事件确定方法。 8.1.4　事件分类 明确了对事件分类方法。 8.1.5　事件序列分析 明确了对事件序列分析方法，包络性事件分析方法。 8.1.6　验收准则 明确了验收准则选取方法与相关要求。 8.2　定量分析 8.2.1　概述 明确了定量分析的目的。 8.2.2　初始条件 明确了初始条件考虑的聚变堆状态，运行状态条件、工作温度和压力、测量/控制不确定性、氚盘存量、粉尘盘存量的保守性要求。 8.2.3　瞬态假设 明确了瞬态假设的最大破口、不同位置破裂、流动堵塞、风机惰转、包容边界失效、安全功能响应时间等假设条件的保守性要求。 8.2.4　不确定性 明确了对分析中的不确定性进行定量说明和评估的方法。 8.2.5　单一故障 明确了对单一故障的评估方法。 8.2.6　操作员动作 明确了对聚变堆操作员动作时间的评估方法。 8.2.7　瞬态分析 明确了对聚变堆热工水力学瞬态分析、化学反应分析、产氢量与氢气浓度分析的方法和要求。 8.2.8　敏感性和不确定性分析 明确了对补充敏感性和不确定性分析的方法和要求。 8.2.9　结果分析 明确了对聚变堆是否恢复到安全状态，是否满足许用温度和压力的限值、放射性包容、释放量限值、产氢限值等验收准则，是否考虑蒸汽凝结、颗粒团聚、重力沉降、气体输运、压力升高后的包容边界泄漏、净化系统或通风系统性能等特殊因素，是否考虑氚通过泄漏、渗透等方式从聚变堆内向环境大气和水中的释放量，是否满足放射性物质释放和职业照射剂量等要求。 8.3　设计扩展工况 明确了设计扩展工况的分析方法和主要分析内容。 8.4　灾害分析 明确了聚变堆灾害识别方法、分析方法与分析流程。明确灾害分析与设计基准事故或设计扩展工况分析的关联性。 9.概率论分析 明确了聚变堆概率论分析的目的、分析内容和分析方法。 10.分析方法与程序要求 明确了应根据聚变堆冷却工质选择适用于该冷却工质的事故分析程序，在设计基准事故或设计扩展工况分析中使用的所有方法与程序都应予以验证，对于计算程序的输出结果应该与实验数据、运行数据、数值基准等进行比较。 附录 附录A 以资料性附录的形式给出了聚变堆系统始发事件；附录B 以资料性附录的形式给出聚变堆运行工况分类；附录C 以资料性附录的聚变堆验收准则；附录D 以资料性附录的形式给出了推荐的聚变堆设计基准事故。附录E 以资料性附录的形式给出了聚变堆事故中的化学反应以及化学反应速率计算公式。