4.16基土性能 2
        4.16.1基土可能由于传输超过核电厂构筑物设计限值的地面运动，或由于下沉或滑动，使核电厂构筑物所受的应力超过设计限值而影响安全。必须调查基土的土工特征，并必须评价厂址的设计基准基土剖面图。
    ①详见安全导则HAF0112。
    ②详见安全导则HAF0108。
        4.16.2必须评定基土在静态和地震荷载下的稳定性。
    5影响核电厂对其所在区域产生影响的厂址特征
   
   
        5.1放射性物质的大气弥散 1
           5.1.1必须进行厂址区域的气象描述，包括基本气象要素和现象，如风速、风向、气温、降水量、湿度、大气稳定度参数和持续逆温。
        5.1.2必须在厂址或厂址附近完成在适当高度和地点观测并记录主要气象要素的气象观测计划。厂址的评价必须包括至少一整年的观测资料和从其他的来源得到的任何其他现有资料。
        5.1.3必须基于区域调查资料，采用恰当的模型以评定放射性释放物的大气弥散。
        5.1.4该模型的范围必须包括任何可能影响大气弥散的厂址和区域的异常地形特征及核电厂特征。
   
        5.2放射性物质的地表水弥散 2
        5.2.1必须描述厂地区域的地表水文特征，其内容包括天然水体和人工水体的主要特征、主要挡水构筑物、取水口的位置和区域内用水的资料。
        5.2.2必须按需要完成地表水文调查和测量计划，以确定水体的稀释和弥散特征、沉积物和生物群的再浓集能力，以及放射性核素在水域内转移机制和照射途径。
        5.2.3必须采用所收集的资料和数据，以恰当的模型评价地表水污染对居民的可能影响。
   
        5.3放射性物质的地下水弥散 3
        5.3.1必须描述厂址区域的地下水文条件，其内容包括含水构造的主要特征、与地表水的相互作用和区域内地下水利用的资料。
        5.3.2必须完成水文地质调查计划，以便按需要评定放射性核素在水文地质单元内的移动。这些调查可包括核素在土壤中的迁移和滞留特征、蓄水层的稀释和弥散特征，以及为确定放射性核素的移动可能需要的地下物质的物理和物理化学性质。
        5.3.3必须采用所收集的资料和数据，以恰当的模型评价地下水污染对居民的可能影响。
    ①详见安全导则HAF0106。
    ②详见安全导则HAF0106。
    ③详见安全导则HAF0l07。
   
        5.4人口分布 1
        5.4.1必须收集厂址区域内的人口分布情况。
        5.4.2必须收集厂址区域现有的和规划的包括临时的及常住的人口分布资料，而且在核电厂的整个寿期内应继续收集新资料。收集资料区域的大小应根据有关规定确定。必须特别注意核电厂紧邻地区的人口分布、这一区域的人口稠密区和人口中心以及特殊设施如医院、监狱等。
        5.4.3必须采用厂址区域的最新人口调查资料或由最新人口调查数据资料而推断的资料估算出人口分布情况。在没有可靠数据资料时，必须进行专门的调查研究。
        5.4.4必须分析人口调查数据，以提出按离核电厂的距离和方向来表示的人口分布资料。
   
        5.5土地和水的利用
        为了判断拟建核电厂对厂址区域的影响，特别是为了制定应急计划，必须说明土地和水的利用情况。其调查内容应包括：
        （1）供农业专用的土地面积、主要作物品种及产量；
        （2）牧场专用的土地面积及畜、奶产量；
        （3）商业、居住及游乐专用的场地面积及其使用特征；
        （4）用于商业养殖及娱乐性捕捞的水体，包括水生生物的种类、数量及产量；
        （5）用于商业目的（包括航运、公用供水或游乐）的水体；
        （6）野生生物赖以生存的水体和土地；
        （7）食物链受放射性污染的直接及间接途径。必须特别注意查清那些对确定食物链输运重要作用的特征。
    ①详见安全导则HAF0104。
   
        5.6环境的放射性本底
        在核电厂调试以前，必须进行周围地区的环境放射性本底测量。
    名词解释
   
   
        在核电厂安全规定中下列名词术语的含义为：
        运行状态
        正常运行或预计运行事件两类状态的统称。
        正常运行
        核电厂在规定运行限值和条件范围内的运行，包括停堆状态、功率运行、停堆过程、启动、维护、试验和换料。
        预计运行事件 1
        在核电厂运行寿期内预计可能出现一次或数次的偏离正常运行的各种运行过程；由于设计中已采取相应措施，这类事件不致于引起安全重要物项的严重损坏，也不致导致事故工况。
        事故（事故状态）
        事故工况和严重事故两类状态的统称。
        事故工况
        以偏离 2 运行状态的形式出现的事故，事故工况下放射性物质的释放可由恰当设计的设施限制在可接受限值以内，严重事故不在其列。
        设计基准事故
        核电厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况。
        严重事故
        严重性超过事故工况的核电厂状态，包括造成堆芯严重损坏的状态。
    ①属于预计运行事件的事例有：正常电源断电和汽轮机脱扣﹑核电厂正常运行中个别部件的误动作﹑控制设备中个别元件失灵和主泵断电等。
    ②偏离的例子有较大的燃料破损、冷却剂丧失事故等.
        事故处理
        为使核电厂恢复到受控安全状态并减轻事故后果而采取的一系列阶段性行动，行动阶段的顺序如下：
        （1）事故序列在发展中，但尚未超出核电厂设计基准的阶段；
        （2）发生严重事故，但堆芯尚未损坏的阶段；
        （3）堆芯损坏后的阶段。
    上述八个术语相互间的关系参见附图1。
        核安全（安全）
         完成正确的运行工况、事故预防或缓解事故后果从而实现保护厂区人员、公众和环境免遭过量辐射危害。
        安全系统 1
        安全上重要的系统，用于保证反应堆安全停堆、从堆芯排出余热或限制预计运行事件和事故工况的后果。
        保护系统
        有各种电器件、机械器件和线路（从传感器到执行机构的输入端）组成的产生与保护功能相联系的信号系统。
        安全执行系统
        由保护系统触发用以完成必需的安全动作的设备组合。
        安全系统辅助设施
        为保护系统和安全执行系统提供所需的冷却、润滑和能源等服务的设备组合。
        上述五个术语相互间的关系参见附图2。
     可接受限值
        国家核安全部门认可的限值。
    ① 安全系统包括保护系统、安全执行系统和安全系统辅助设施。安全系统的部件可以专用于执行安全功能，亦可在某些运行状态下执行安全功能而在另一些运行状态下执行非安全功能（见附图2）。
        能动部件 1
        依靠触发、机械运动或动力源等外部输入而行使功能，因而能以主动态影响系统的工作过程的部件（参见“非能动部件”）。
       调试 2
        核电厂已安装的部件和系统投入运行并进行性能验证，以确认是否符合设计要求、是否满足性能标准的过程。调试由反应堆装载燃料前和反应堆进入临界、链式裂变反应在持续进行中两种条件下的试验组成。
    ①能动部件的例子有：泵、风机、继电器和晶体管等。应强调指出实际上这一定 义只能是比较笼统的（非能动部件的定义也是如此）。某些部件，如爆破膜、逆止阀、安全阀、喷射器和某些固态电子器件等，需要对其特性进行专门研究后始可列属能动部件或非能动部件。
    ②审批过程通常以厂址选择、设计、建造、调试、运行和退役命名的六个主要阶段组成。六个阶段中若干阶段可交叉进行，如建造或调试和运行。
        共因故障 1
        由特定的单一事件或起因导致若干装置或部件功能失效的故障。
        建造
        包括核电厂的部件制造、组装、土建施工、部件和设备的安装及有关联的试验在内的过程。
    退役
    核电厂最终退出运行的过程。
        设计
        制定核电厂及其组成部分的方案和详细图纸，进行支持性计算并制订技术规格书的过程及其成果。
        多样性
        为执行某一确定功能设置多重部件或系统，这些部件或系统总起来说具有一个或几个不同属性 2 。
        燃料组件
        作为一个整体装入堆芯，尔后又自堆芯撤除的燃料元件组。
        燃料元件
        以燃料为其主要组成部分的最小独立结构件。
        功能隔离
        为防止线路或系统的功能受到相邻线路或系统的运行方式或故障的影响所采取的措施。
        检查
        通过检验、观察或测量等手段，确定材料、零件、部件、系统、构筑物及工艺和程序是否符合规定要求的活动。
    ①例如设计缺陷、制造缺陷、运行和维修差错、自然事件、人为事件、信号饱和或源自其他操作、故障或环境条件改变的意外的级联效应。
    ② 不同属性的例子有：不同的运行条件、大小不等的设备、不同的制造厂、不同的工作原理以及基于不同物理方法、不同类型的设备。
        许可证（执照）
        由国家核安全部门颁发的，申请单位据以确定核电厂厂址、进行核电厂的建造、调试、运行和退役等特定活动的授权证书。
        营运单位
        持有国家核安全部门许可证（执照）负责经营和运行核电厂的单位。
        运行
        为实现核电厂的建厂目的而进行的全部活动，包括维护、换料、在役检查及其他有关活动。
        运行限值和条件
        经国家核安全部门认可的，为核电厂的安全运行列举参数限值、设备的功能和性能及人员执行任务的水平等一整套规定。