核电站法规体系介绍(高培中心).ppt

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1、核电站法规体系介绍核电站法规体系介绍 内容n1、我国核安全法律法规标准体系结构n2、相关法律、法规简介n3、我国核电行业标准现状n4、国际原子能机构核安全体系介绍n5、美国原子能法律法规标准体系介绍n6、 AP1000适用的法规标准体系介绍n7、世界其他核电大国的核电标准体系我国核安全法律法规体系 纵向n法律（专门法律1部）n行政法规（5个）（其中民用核安全设备监督管理条例2007年7月4日国务院第183次常务会议通过，自2008年1月1日起施行。 ）n部门规章（30多个）n导则（70个）n技术文件横向n通用系列n核设施系列n放射性废物管理系列n核材料管制系列n民用核安全设备监督管理系列n放射

2、性物质运输管理系列n核技术应用系列相关法律、法规简介 n放射性污染防治法n民用核设施安全监督管理条例n核材料管理条例n放射性同位素与射线装置放射防护条例n核电厂核事故应急管理条例n民用核安全设备监督管理条例n质量保证安全规定 (HAF003)n核电厂厂址选择安全规定(HAF101)n核电厂设计安全规定(HAF102)n核电厂运行安全规定(HAF103)n民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定 (HAF601) 中华人民共和国放射性污染防治法n第一章总则 n第二章放射性污染防治的监督管理 n第三章核设施的放射性污染防治 n第四章核技术利用的放射性污染防治 n第五章铀（钍）矿和伴生放射性

3、矿开发利用的放射性污染防治 n第六章放射性废物管理 n第七章法律责任 n第八章附则 放射性污染防治法内容n国家对放射性污染的防治，实行预防为主、防治结合、严格管理、安全第一的方针。n国家对从事放射性污染防治的专业人员实行资格管理制度；对从事放射性污染监测工作的机构实行资质管理制度。 n核设施选址，应当进行科学论证，并按照国家有关规定办理审批手续。在办理核设施选址审批手续前，应当编制环境影响报告书并报。n核设施营运单位在进行核设施建造、装料、运行、退役等活动前，必须按照国务院有关核设施安全监督管理的规定，申请领取核设施建造、运行许可证和办理装料、退役等审批手续。 n与核设施相配套的放射性污染防治

4、设施，应当与主体工程同时设计、同时施工、同时投入使用。 民用核设施安全监督管理条例n国家核安全局对全国核设施安全实施统一监督，独立行使核安全监督权，其主要职责是：（一）组织起草、制定有关核设施安全的规章和审查有关核安全的技术标准；（二）组织审查、评定核设施的安全性能及核设施营运单位保障安全的能力，负责颁发或者吊销核设施安全许可证件；（三）负责实施核安全监督；（四）负责核安全事故的调查、处理；（五）协同有关部门指导和监督核设施应急计划的制订和实施；（六）组织有关部门开展对核设施的安全与管理的科学研究、宣传教育及国际业务联系；（七）会同有关部门调解和载决核安全的纠纷。国家核安全局在核设施集中的地区

5、可以设立派出机构，实施安全监督。国家核安全局可以组织核安全专家委员会。该委员会协助制订核安全法规和核安全技术发展规划，参与核安全的审评、监督等工作。安全许可制度 n国家实行核设施安全许可制度，由国家核安全局负责制定和批准颁发核设施安全许可证，许可证件包括：（一）核设施建造许可证；（二）核设施运行许可证；（三）核设施操纵员执照；（四）其他需要批准的文件。核设施营运单位，在核设施建造前，必须向国家核安全局提交核设施建造申请书、 初步安全分析报告 以及其他有关资料，经审核批准获得核设施建造许可证后，方可动工建造。核设施的建造必须遵守核设施建造许可证所规定的条件。核设施营运单位在核设施运行前， 必须向

6、国家核安全局提交 核设施运行申请书、 最终安全分析报告 以及其他有关资料， 经审核批准获得允许装料（或投料）、调试的批准文件后，方可开始装载核燃料（或投料）进行启动调试工作；在获得核设施运行许可证后，方可正式运行。核设施的运行必须遵守核设施运行许可证所规定的条件。 中华人民共和国核材料管理条例n管制的核材料是：（一）铀，含铀的材料和制品；（二）铀，含铀的材料和制品；（三）钚，含钚的材料和制品（四）氚，含氚的材料和制品；（五）锂，含锂的材料和制品；（六）其他需要管制的核材料。 核材料许可证n持有核材料数量达到下列限额的单位必须申请核材料许可证；（一）累计的调入量或生产量大于或等于有效公斤的铀、含

7、铀材料和制品（以铀的有效公斤量计）；（二）任何量的钚、含钚的材料和制品；（三）累计的调入量或生产量大于或等于的次方贝可（永）的氚、含氚材料和制品（以氚量计）；（四）累计的调入量或生产量大于或等于公斤的浓缩锂、含浓缩锂材料和制品（以锂量计）。累计调人或生产核材料数量小于上列限额者，可免予办理许可证，但必须向核工业部办理核材料登记手续。n核材料许可证持有单位必须建立专职机构或指定专人负责保管核材料，严格交接手续，建立帐目与报告制度，保证帐物相符。许可证持有单位必须建立核材料衡算制度和分析测量系统，应用批准的分析测量方法和标准，达到规定的衡算误差要求，保持核材料收支平衡。 放射性同位素与射线装置放射

8、防护条例n第一章总则 n第二章许可登记 n第三章放射防护管理 n第四章放射事故管理 n第五章放射防护监督 n第六章处罚 n第七章附则 核电厂核事故应急管理条例n第一章总则 n第二章应急机构及其职责 n第三章应急准备 n第四章应急对策和应急防护措施n第五章应急状态的终止和恢复措施 n第六章资金和物资保障n第七章奖励与处罚n第八章附则 民用核安全设备监督管理条例n第一章总则n第二章标准n第三章许可n第四章设计、制造、安装和无损检验n第五章进出口n第六章监督检查n第七章法律责任n第八章附则核电厂质量保证安全规定 主要章节包括：n质量保证大纲：大纲适用范围、大纲的定期评价和修订、程序细则和图纸、管理部

9、门审查等；n组织：责任权限和联络、工作接口、人员配备与培训；n文件控制：文件的编审批、文件的发布和分发、文件变更的控制等；n设计控制：设计接口控制、设计验证、设计变更等；n采购控制：对供方的评价和选择、对所购物项和服务的控制等；n物项控制：材料零件和部件的标识、装卸贮存和运输、维护等；n工艺过程控制：保证工艺由合格的人员、按照认可的程序和使用合格的设备，按现有的标准来完成。n检查和试验控制：检查大纲、试验大纲、测量和试验设备的标定、检查试验和运行状态的显示等；n对不符合项的控制：对不符合项的审查和处理等；n纠正措施：规定采取适当的措施，以保证鉴别和纠正有损于质量的情况。n记录：质量保证记录的编

10、写、质量保证记录的收集贮存和保管等；n监查：监查计划等。 相关导则 nHAD 003/01 核电厂质量保证大纲的制定nHAD 003/02 核电厂质量保证组织nHAD 003/03 核电厂物项和服务采购中的质量保证nHAD 003/04 核电厂质量保证记录制度nHAD 003/05 核电厂质量保证大纲的制定nHAD 003/06 核电厂设计中的质量保证nHAD 003/07 核电厂建造期间的质量保证nHAD 003/08 核电厂物项制造中的质量保证nHAD 003/09 核电厂调试和运行期间的质量保证nHAD 003/10 核燃料组件采购、设计和制造中的质量保证核电厂厂址选择安全规定 提出了陆

11、上固定式热中子反应堆核电厂厂址选择中在核安全方面应遵循的准则和程序。该安全规定的范围包括n与运行状态及事故状态(包括那些会导致需要采取应急措施的事故状态)有关的厂址的和厂址与核电厂相互影响的各种因素;n对安全有重要影响的所有外部自然事件和人为事件。 准则n厂址选择的总准则n确定外部自然事件设计基准的准则n确定外部人为事件设计基准的准则n确定核电厂对区域潜在影响的准则n考虑人口因素和应急计划的准则。 基本要求n规定许可证申请者必须提供的推荐厂址的资料范围；n评价推荐厂址，以保证能充分考虑到与厂址有关的自然现象与特征；n分析厂址区域的人口特点和在核电厂整个预期寿期内执行应急计划的能力；n确定与厂址

12、有关的设计基准；n规定许可证申请者在厂址评价中的任务；n说明国家核安全部门在厂址评价中的任务。厂址适宜性评价厂址适宜性评价n厂址适宜性评价取决于三方面因素：厂址适宜性评价取决于三方面因素：n（1）厂址所在区域可能发生的外部事件（自然和人为事件）厂址所在区域可能发生的外部事件（自然和人为事件）n（2 2）可能影响所释放放射性物质向人体转移的厂址特征及其环境特征）可能影响所释放放射性物质向人体转移的厂址特征及其环境特征n（3）与实施应急措施相关的厂址与环境因素）与实施应急措施相关的厂址与环境因素n如果上述三个方面的厂址评价表明，厂址通过设计措施、防护措施或管理程序仍不能补偿这些厂址缺欠，则该厂址被

13、认为是不适宜的。n上述三个层次的评价目标，体现了纵深防御纵深防御的核安全理念。相关导则nHAD101/01 核电厂厂址选择中的地震问题nHAD102/02 核电厂的抗震设计与鉴定nHAD101/02 核电厂厂址选择的大气弥散问题nHAD101/03 核电厂厂址选择及评价的人口分布问题nHAD101/04 核电厂厂址选择的外部人为事件nHAD101/05 核电厂厂址选择中的放射性物质水力弥散问题nHAD101/06 核电厂厂址选择与水文地质的关系nHAD101/07 核电厂厂址查勘nHAD101/08 滨河核电厂厂址设计基准洪水的确定nHAD101/09 滨海核电厂厂址设计基准洪水的确定nHAD

14、101/10 核电厂厂址选择的极端气象现象nHAD101/11 核电厂设计基准热带气旋nHAD101/12 核电厂的地基安全问题核电厂设计安全规定 n核电厂设计安全规定（HAF102）共分为12个正文部分和两个附录。n正文部分包括引言、安全原理、设计总准则、反应堆堆芯、反应堆冷却剂系统、信息和控制、保护系统、应急动力供应、安全壳系统、辐射防护、燃料装卸和贮存系统及设计的确认等内容。n附录A详细阐述了假使初始事件的定义，附录I列出了有关安全导则的目录。 适用范围 n适用于发电、供热或海水淡化等采用水冷反应堆的陆上固定式热中子核动力厂。n阐述实现核动力厂安全运行和防止或减轻可能危及安全的事件后果所

15、必须满足的设计要求；n用确定论和概率论的方法对核动力厂进行全面的安全评价，以确定满足了这些安全要求。 安全目标 n总的核安全目标：在核动力厂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。 n辐射防护目标 n技术安全目标 辐射防护目标n保证在所有运行状态下核动力厂内的辐射照射或由于该核动力厂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 n采取一切合理可行的措施防止核动力厂事故，并且一旦发生事故时减轻其后果；对于在设计核动力厂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

16、小且低于规定限值； 并保证有严重放射性后果的事故发生的概率极低。 对安全目标的理解 n不排除人员受到有限照射，也不排除放射性物质向环境的有限释放，但必须符合限值；n在符合限值的条件下，还必须贯彻合理可行尽量低的原则；n核动力厂不保证绝对的安全，而是控制风险。核动力厂的风险水平 美国核管会在其安全目标的政策声明中提出： n由于核电厂运行导致其周围居民立即死亡的风险不超过所有可能导致其死亡的社会风险的千分之一；n由于核电厂运行导致其周围居民患癌症的风险不超过所有可能导致其患癌症的社会风险的千分之一；n 研究表明，核电厂的大规模放射性释放频率低于106堆年即可满足这两个风险指标。 纵深防御概念 n防

17、止偏离正常运行和防止系统失效； n检测和纠正偏离正常运行状态；n通过固有安全特性、故障安全设计、工程安全设施和规程控制设计基准事故的后果，并将核动力厂带到安全停堆状态；n利用一切可行的手段减轻超设计基准事故的后果，保证放射性释放尽实际可能的低；n由应急措施来减轻放射性释放所导致的放射性后果。多道屏障 n燃料基体n燃料包壳n反应堆冷却剂系统n压力边界安全壳 安全管理要求 设计的安全管理是保证核动力厂安全的一个重要方面，安全管理要求将安全确定为所有从事安全活动的单位的最优先责任。安全管理要求对如下方面提出了原则 n管理责任管理责任 n设计管理设计管理 n经验证的工程实践经验证的工程实践 n运行经验

18、和安全研究运行经验和安全研究 n安全评价安全评价 n安全评价的独立验证安全评价的独立验证 n质量保证质量保证 主要技术要求 n纵深防御要求纵深防御要求 n安全功能安全功能 n事故预防和核动力厂安全特性事故预防和核动力厂安全特性 n辐射防护和验收准则辐射防护和验收准则 纵深防御要求纵深防御要求n提供多重的实体屏障，防止放射性不受控制地向环境释放；n保守和高质量地设计和建造，将核动力厂的故障和偏离正常运行减至最小；n利用固有安全特性(例如失电后控制棒自动掉落和自然循环)和专设安全设施控制假设始发事件后核动力厂的行为；n通过安全系统的自动触发和操纵员的动作提供核动力厂的附加控制，应使假设始发事件早期

19、内操纵员的动作尽量减少；n尽实际可能提供控制事故过程和限制其后果的设备和规程；n提供多种保证控制反应性、排出余热和包容放射性的手段，以保证各道屏障的有效性并减轻假设始发事件的后果。安全功能安全功能n控制反应性；n排出堆芯热量；n包容放射性物质和控制运行排放，以及限制事故释放。事故预防和核动力厂安全特性事故预防和核动力厂安全特性 n利用固有安全特性使核动力厂在假设始发事件后不会产生重大影响，或只产生趋向于安全状态的变化；n在假设始发事件后，核动力厂借助非能动安全设施或连续运行的安全系统即可控制事件，使核动力厂趋向于安全；n借助于对假设始发事件响应的安全系统使核动力厂趋向于安全；n借助于专门规程核

20、动力厂在假设始发事件后趋向于安全。不同核电厂的安全特性 n目前国内的核电厂：主要的安全特性是(3)和(4)；n 美国AP600和APl000核电厂：安全特性(2)；n 未来的高温气冷堆：有可能实现安全特性(1)。辐射防护和验收准则辐射防护和验收准则 n高概率事件，放射性后果应该很低；而放射性后果较高的事件，则其发生概率应该很低；n为操作方便，通常仅列出有限数目的几组准则并与核动厂的运行状态相对应：正常运行、预计运行事件、设计基准事故和严重事故。例如n(1)CANDU堆型的验收准则是与放射性直接关联的；n(2)为了分析方便并留有裕度，压水堆通常还确定了许多次级准则，如 DNBR、大破口失水事故的

21、四条验收准则等。核动力厂设计要求 n安全分级安全分级 n总的设计基准总的设计基准 n构筑物、系统和部件的可靠性设计构筑物、系统和部件的可靠性设计 n在役试验、维护、修理、检查和监测的措施在役试验、维护、修理、检查和监测的措施 n设备鉴定设备鉴定 n老化老化 n优化运行人员操作的设计优化运行人员操作的设计 n其他设计考虑其他设计考虑 n安全分析安全分析 安全分级安全分级目前安全分级通常采用确定论方法。本规定还提出适当考虑概率论和工程判断，同时考虑下列因素：n该物项要执行的安全功能；n未能执行其功能的后果;n需要该物项执行某一安全功能的可能性；n假设始发事件后需要该物项投入运行的时刻或持续运行时间

22、；相关标准n美国国家标准ANSl51.12n法国RCC-P；n中国HADl02/03；n美国联邦法规10CFR50.69(考虑了概率论的安全分级要求)。抗震分类和规范等级n 一般来说，对构筑物通常进行抗震分类(抗震I类、抗震II类和非抗震类)n而对机械和仪表、电器部件进行安全分级(机械部件的安全1、2、3级和非安全级，仪表和电器部件的IE级和非IE级，美国和法国的安全级机械和仪表、电器部件都是抗震I类)和质量分组。 总的设计基准总的设计基准n为了保证核动力厂的安全，在设计上要确定核动力厂需要考虑的各种情况，即设计基准。对列入设计基准的情况，通常要采用保守的方法来设计。为进一步改进安全水平，现代

23、核动力厂通常还要考虑严重事故，严重事故可用现实方法考虑 。相关导则qHAD102/01核电厂设计中总的安全原则 qHAD102/02核电厂的抗震设计与鉴定 qHAD102/03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qHAD102/04核电厂内部飞射物及其二次效应的防护 qHAD102/05与核电厂设计有关的外部人为事件qHAD102/06核电厂反应堆安全壳系统的设计qHAD102/07核电厂堆芯的安全设计qHAD102/08核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统 qHAD102/09核电厂最终热阱及其直接有关输热系统qHAD102/10核电厂保护系统及有关设施qHAD102/11核

24、电厂防火qHAD102/12核电厂辐射防护设计qHAD102/13核电厂应急动力系统qHAD102/14核电厂安全有关仪表和控制系统qHAD102/15核电厂燃料装卸和贮存系统qHAD102/16核动力厂基于计算机的安全重要系统软件qHAD102/17核动力厂安全评价与验证 核电厂运行安全规定n本规定的内容只涉及核电厂的管理、调试、运行和退役等方面的安全问题。 n本规定对陆上固定式热中子反应堆核电厂的运行提出了必须满足的基本要求。n本规定的目的是要保证在核电厂运行过程中不使公众和厂区人员受到过量的辐射危害。 责任n核电厂营运单位对核电厂的安全运行负有全面的责任。 n核电厂主管部门对核电厂的安全

25、运行负有领导责任。 n核电厂的运行安全必须接受国家核安全部门的监督。 核电厂营运单位须向国家核安全部门递交下列文件和资料 n（1）质量保证大纲； n（2）运行限值和条件； n（3）有关偏离运行限值和条件的报告； n（4）调试大纲和调试阶段审查报告； n（5）核电厂营运单位的组织机构说明； n（6）调试试验结果； n（7）人员的培训、资格审查和再培训大纲； n（8）运行规程； n（9）定期维修、试验、检验和检查大纲； n（10）维修、试验、检验和检查记录； n（11）装料、换料计划和燃料性能记录； n（12）修改程序； n（13）对修改方案的审查意见和决定及其记录； n（14）安全重要项目的修改

26、方案及其实施情况； n（15）辐射防护大纲和人员受照射量记录； n（16）废物管理大纲和有关文件； n（17）排出流排放限值，以及监测和控制排放的方法和规程；n（18）核电厂营运单位的应急计划； n（19）保卫措施说明； n（20）与审查预计运行事件和事故工况有关的定期运行总结报告和记录； n（21）退役大纲； n（22）核安全部门所要求的其他资料。 n1引 言 n2核电厂营运单位、主管部门和国家核安全部门 n3运行限值和条件 n4调试 n5核电厂营运单位的组织机构 n6核电厂运行管理者和运行人员 n7运行规程 n8维修、试验、检验和检查 n9堆芯和燃料管理 n10修改 n11辐射防护 n12

27、排出流和废物管理 n13应急准备 n14质量保证大纲 n15保卫 n16运行审查和经验反馈 n17记录和报告 n18退役 核电厂运行安全导则 nHAF0301核电厂人员的配备和运行人员的招聘、培训和授权 nHAF0302核电厂在役检查 nHAF0303核电厂运行限值和条件 nHAF0304核电厂调试程序 nHAF0305核电厂运行期间的辐射防护 nHAF0306核电厂营运单位的应急准备 nHAF0307（91）核电厂维修 nHAF0308（91）核电厂安全重要物项的监督 nHAF0309核电厂安全运行管理 nHAF0310核电厂堆芯和燃料管理 nHAF0311核电厂放射性排出流和废物管理 民用

28、核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定 n该规定明确了国家核安全局、核设施营运单位对核承压设备活动中的监督管理责任。n明确了核承压设备活动实行资格许可证制度n明确了申请核承压设备活动资格许可证的单位必须具备的条件n明确了核承压设备活动核安全监督的实施要求。适用于下列民用核安全设备的核安全监督 n在民用核设施中使用的执行核安全功能的设备，包括n核安全机械设备n核安全电气设备。 核安全机械设备n执行核安全功能的压力容器、钢制安全壳（钢衬里）、储罐、热交换器、泵、风机和压缩机、阀门、闸门、管道（含热交换器传热管）和管配件、膨胀节、波纹管、法兰、堆内构件、控制棒驱动机构、支承件、机械贯穿件以及上

29、述设备的铸锻件等； 核安全电气设备n执行核安全功能的传感器（包括探测器和变送器）、电缆、机柜（包括机箱和机架）、控制台屏、显示仪表、应急柴油发电机组、蓄电池（组）、电动机、阀门驱动装置、电气贯穿件等。 n该规定明确了民用核安全设备设计、制造、安装、无损检验单位和民用核设施营运单位的责任。规定民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验单位对其所从事的活动承担全面责任，确保民用核安全设备的质量和可靠性；民用核设施营运单位负责民用核安全设备的监造和验收工作，并对民用核安全设备的使用和运行安全承担全面责任。n该规定明确了国务院核安全监管部门对民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动实施监督管理。 n

30、该规定明确了从事民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动的单位，应当取得民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验许可证，并按照许可证规定的种类、范围和条件从事民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动。 n该规定要求民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验单位在申请领取许可证时有符合核安全监督管理规定的质量保证大纲；在具体活动开始前根据质量保证大纲编制项目质量保证分大纲，经民用核设施营运单位审查同意，并将质量保证分大纲及有关材料报国务院核安全监管部门备案。 n该规定明确了民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验单位在分包、无损检验、设计验证、制造或者安装的质量检验等方面的义务，以及焊工、

31、焊接操作工和无损检验人员在操作过程中的义务。n该规定明确了民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验单位的年度评估制度，以及重大质量问题的处理和报告制度。 我国核电行业标准现状n目前我国核电标准是经历3次大规模的编写的产物，即n为秦山一期编的36项设计准则n秦山一期施工设计结束后制定的107项（目前现行71项）300MW技术条件n为秦山二期编的对应法国系列标准46个“规范”类标准。 第一次大规模的编写n于1986年开始n主要参考美国标准，并结合我国20多年反应堆设计建造的经验，制定了用于核电厂主要系统和关键设备设计的36项“设计准则”。n这些标准主要集中在1988发布，n主要由核动力院编写，核二

32、院、728院参与，n应用背景是秦山一期工程。n36项设计准则得到很好的应用，发挥了重要的作用。如：EJ/T 335-88 假想管道破损防护准则，引入了“先泄漏后破损”概念，没有照搬美国标准。节省造价上千万元，并为核电厂的运行和维护提供了极大的便利。第二次大规模的编写 n秦山一期工程施工设计基本结束时，为总结工程经验，保留知识财富，制定了300MW 机组的材料、设备设计、制造、安装、检验等方面共107 项标准。n主要由728院编写。n这些标准主要集中在1989和1990年发布。n二次大规模的编写使以美国技术和300MW 机组为特征的、以设计和建造标准为重点的标准体系初见规模：系统标准基本齐备、针

33、对美国标准作了大量的消化、吸收和应用工作使核电厂主要设备和部件的设计、制造、安装、检验的“技术条件”基本齐备、缺少设备设计和制造的骨干标准。 第三次大规模的编写 n从1991年前后开始，n为了促进秦山二期工程设计自主化和核电设备国产化，尽可能地利用秦山一期300MW核电厂的经验，编制我国核电厂核岛建造标准n主要参考法国RCC系列标准n由核2院编写n这些标准所对应的法国系主要列标准有7大部分。我国转化了其中的35%n基本是核电厂设计制造规则类标准。n很多标准没有在工程设计中应用。n转化后的标准与原法国标准相比，在国内可使用性方面有了很大的提高。这些标准在秦山二期和岭澳项目的设备国产化过程中给国内

34、设备制造厂提供了较多的帮助。 n以RCC-P为蓝本，编制出版了GB/T15761-19952600 MW压水堆核电厂核岛系统设计建造规范； n以RCC-M的设计部分为蓝本，编制出版了GB/T16702-1996压水堆核电厂核岛机械设备设计规范； n以RCC-M的S分册（焊接篇）为参考，编制出版了系列标准EJ/T 1027.1 19-96压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范； n以RCC-M的F分册（制造篇）为参考，编制出版了标准EJ/T1012-96压水堆核电厂核岛机械设备制造规范； n以RCC-M的B-3500、C-3500、D-3500、RCC-E和IEEE382等为参考，编制出版了EJ/T

35、1022.1-18-96压水堆核电厂阀门系列标准； n对RCC-G，由于我国有些建筑、结构规范是强制性的，故不能离开我国强制性的土建规范，决定凡对核电厂的特殊要求部分参考使用RCC-G，试验方法参照使用RCC-G；n对RCC-I“压水堆核电站防火设计和建造规则”，由于消防设计涉及我国消防法等法规，决定暂不予转化，核电厂设计时首先应遵从我国消防法规和核安全法规，以HAF0202（1）核电厂防火安全导则为设计依据，同时参考RCC-I与核有关的内容；n对RCC-E“压水堆核电站核岛电气设备设计和建造规则”，由于涉及技术层面问题较多，亦暂不转化而参考使用；n对RCC-C“压水堆核电站核燃料设计和建造规

36、则”，由于从法国引进了压水堆核电站燃料AFA-2G制造技术，故RCC-C照用；n对RCC-M的MC分册（检验方法篇），由于技术上存在一些困难，暂不转化。事实上，在上世纪末，也等效其1993年版编制了EJ/T1039 -1996核电厂核岛机械设备无损检验规范和EJ/T1040-1996核电厂核岛机械设设备材料理化检验方法，在编制EJ/T1039-1996时，参考了ASME第卷、第卷和大亚湾核电厂的实践经验；n以RSEM“压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则”为主要参考，同时参考ASME第卷“核动力装置设备在役检查规则”部分内容，编制了EJ/T1041-1996压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则

37、。n除了有针对性地开展核电标准工作外，已编制的其他专业标准主要有：以IEC和IEEE为主要参考，编制核电厂仪、控、电系统和设备的设计、建造、鉴定标准；核电厂辐射防护方面的标准；核燃料标准；其他一些基础标准。 n目前我国现有400 多项核电标准，涉及厂址选择、土建、核电厂总体及系统设计建造、核电厂机械设备设计制造、材料、仪控电系统和设备设计建造、核燃料设计制造、辐射防护、核电厂消防、安装、调试、在役检查、应急等。基本具备了能满足300MW 和600MW 核电机组建设需要的核电标准。在已有的核电标准中，国家标准约占30%，核行业标准约占70%，另外还有少量的其他行业标准（以常规岛设计、制造为主）。

38、其中，国家标准与核行业标准并无严格的界线，国家标准多集中于仪控电、核燃料、应急、辐射防护等几个方面。 n我国的核电标准多数参照或等同于当时的国际标准和国外先进标准：IEC、ISO、ANSI、ANS、ASME、IEEE、RCC等，但有一部分标准没能实现技术内容的完全国内转化。 核电标准分布的大致情况 n厂址 3项EJn核岛系统设计建造 1项GB、40项EJn核岛机械设备设计建造 2项GB、60项EJn安全有关仪控电系统和设备设计建造 45项GB、60项EJ n核电厂燃料 28项EJ n土建施工和设备安装 25项GB、20项EJ n非安全有关系统和设备 电力行业标准 n调试 4项EJ n运行 3项

39、EJn在役检查 3项EJn应急 13项GB国际原子能机构核安全体系介绍n上世纪九十年代中期，IAEA启动了新的安全系列出版物计划，开始对相关系列出版物进行新一轮的审查、修订和补充。n同时，专门成立了以下安全标准委员会，承担相关安全标准出版物的组织起草、审查和批准：l Commission on Safety Standards (CSS)l Nuclear Safety Standards Committee (NUSSC)l Radiation Safety Standards Committee (RASSC)l Transport Safety Standards Committee (

40、TRANSSC)l Waste Safety Standards Committee (WASSC) IAEA安全标准系列出版物安全标准系列出版物nIAEA于1989年确定的安全系列出版物由以下两类新的安全相关出版物取代，即： q安全标准系列（Safety Standards）q安全报告系列（Safety Reports） n其中安全标准系列出版物包括以下三个层次的文件：q安全基础（Safety Fundamentals）q安全要求（Safety Requirements）q安全导则（Safety Guides）NoImageIAEANoImage73 recommendations (“sh

41、ould”)requirements that must be met (“shall”)objectives, concepts, principlesIAEA安全标准系列出版物安全标准系列出版物n安全基础q主要阐述核安全和辐射防护的目标、概念和原则，是IAEA安全标准系列的政策性文件。 n安全要求q提出为确保实现保护人类和环境的安全目标而必须满足的要求（即法规Code这一层次的文件，通常使用立法语言，以方便成员国转化为本国的监管法规）。n安全导则q通常提供如何满足安全要求的推荐方法和指南。 IAEA安全标准系列出版物安全标准系列出版物nIAEA的安全标准分为以下5个领域：q基本安全 Gen

42、eral Safety (GS) - All committeesq核安全 Nuclear Safety (NS) - NUSSCq辐射安全 Radiation Safety (RS) - RASSCq运输安全 Transport Safety (TS) - TRANSSCq放废安全 Waste Safety (WS) - WASSCIAEA安全标准系列出版物安全标准系列出版物n其中基本安全（General Safety）包括q应急准备和响应q立法和政府基础设施q管理体系（取代质量保证）q评价和验证n其中核安全（Nuclear Safety）包括q核动力厂设计：1个要求，13个导则q核动力厂运

43、行：1个要求，11个导则q厂址评价：1个要求，6个导则q研究堆：1个要求，3个导则q核燃料循环设施：1个要求，6个导则IAEA安全标准系列出版物安全标准系列出版物n其中辐射安全（Radiation Safety）包括q基本安全标准、职业照射防护、优化、电离设施的辐射安全等。n其中运输安全（Transport Safety）包括q放射性物质的安全运输监管、应急响应计划等。n其中放废安全（Waste Safety）包括q基础设施、排放、预处理、处置、恢复可居留性等。n有关IAEA安全标准（已正式出版或草稿）请见网址：10CFR2010CFR20辐射防护标准辐射防护标准10CFR5010CFR50核

44、设施许可证的颁发核设施许可证的颁发10CFR5510CFR55操纵员许可证操纵员许可证10CFR7010CFR70特殊核材料的国内许可证特殊核材料的国内许可证10CFR7110CFR71放射性材料的包装和运输放射性材料的包装和运输10CFR10010CFR100反应堆选址准则反应堆选址准则n对核电厂整个建设阶段的审评分为两步走对核电厂整个建设阶段的审评分为两步走q建造许可：正式开工（第一罐砼）建造许可：正式开工（第一罐砼）q运行许可：建造结束，装料，启动调试，试运行运行许可：建造结束，装料，启动调试，试运行n设计分两步完成设计分两步完成q建造许可：完成初步设计建造许可：完成初步设计q运行许可：

45、完成详细设计（边建造边进行详细设计）运行许可：完成详细设计（边建造边进行详细设计）建造许可申建造许可申请请NRC审审查查听听证证建造许可建造许可第一罐砼第一罐砼建建 造造装料公告装料公告听听证证装装料料试运试运行行商业运行商业运行第一第一步步第二第二步步v完成初步设计完成初步设计v初步安全分析报初步安全分析报告告v环境影响环境影响v厂址特征厂址特征v详细设计完成详细设计完成v最终安全分析报最终安全分析报告告v运行规程运行规程v应急计划应急计划设设 计计 持持 续续 时时 间间一步法申请的内容：一步法申请的内容：n早期厂址许可（早期厂址许可（ESP）n标准设计认证（标准设计认证（DC）n综合执照

46、申请（综合执照申请（COL）DC申请申请NRC审审查查听听证证DCFDA厂址申请厂址申请NRC审审查查听听证证厂址许可厂址许可COL申请申请NRC审审查查听听证证COLLWA厂址准备厂址准备建建 造造装装料料试运试运行行商业运行商业运行第一罐砼第一罐砼设设 计计 持持 续续 时时 间间v完成绝大部分工程设完成绝大部分工程设计计v批准批准 ITAACITAACv运行规程运行规程v应急计划应急计划FDAFDA：最终设计许可：最终设计许可DCDC：设计许可：设计许可LWALWA：厂址的有限工作许：厂址的有限工作许可可COLCOL：联合运行许可：联合运行许可n我国颁布的有关环境保护和核电厂安全的所有现

47、行我国颁布的有关环境保护和核电厂安全的所有现行有效的法律、行政法规有效的法律、行政法规均须遵照执行均须遵照执行。n我国已颁布的现行有效强制性国家标准我国已颁布的现行有效强制性国家标准均须遵照执均须遵照执行行。n国家核安全局发布的，或与国务院其他部门联合发国家核安全局发布的，或与国务院其他部门联合发布的现行有效的部门规章布的现行有效的部门规章原则上遵照执行原则上遵照执行。n国家核安全局，或与其他部门联合发布的现行有效国家核安全局，或与其他部门联合发布的现行有效的核安全导则属于指导性文件，的核安全导则属于指导性文件，应参照执行应参照执行。如在。如在实际工作中采用不同于导则所规定的方法和方案，实际工

48、作中采用不同于导则所规定的方法和方案，必须向国家核安全局证明所采用的方法和方案满足必须向国家核安全局证明所采用的方法和方案满足安全要求。安全要求。法规标准的选用原则法规标准的选用原则：n与依托项目保持一致的设计，与依托项目保持一致的设计，参照执行国家核安全局认参照执行国家核安全局认可的依托项目所采用的可的依托项目所采用的美国的法规、管理导则、规范、美国的法规、管理导则、规范、标准和政策性文件；标准和政策性文件；n在依托项目基础上进行的设计修改的内容，在依托项目基础上进行的设计修改的内容，参照执行在参照执行在工程项目建造许可证申请时美国最新有效的工程项目建造许可证申请时美国最新有效的适用于适用于

49、AP1000AP1000的管理导则、规范、标准和政策性文件；的管理导则、规范、标准和政策性文件；n常规岛和常规岛和BOPBOP的的设计原则上应采用中国现行标准设计原则上应采用中国现行标准，必要，必要时可适当补充适用的国际时可适当补充适用的国际/ /国外标准；国外标准；n根据内陆核电厂特点，进行设计优化和改进，以满足国根据内陆核电厂特点，进行设计优化和改进，以满足国家有关部门对内陆核电厂的环境保护等方面要求。家有关部门对内陆核电厂的环境保护等方面要求。法规标准的选用原则法规标准的选用原则：n根据根据ANSIANSI和和ANSANS标准，将标准，将AP1000AP1000的构筑物、系统和的构筑物、

50、系统和部件分为部件分为A A、B B、C C、DD、E E、F F、GG、L L、P P、R R、WW级。级。n机械设备的机械设备的A A、B B、C C级等同于级等同于ANSANS安全安全1 1、2 2、3 3级。级。电气设备电气设备C C级等同于级等同于1E1E级。级。n设备设备D D级是非安全相关级。级是非安全相关级。nE E、F F、G G、L L、P P、R R、WW级为不同工业规范和标准的级为不同工业规范和标准的非安全相关级。非安全相关级。nA A级设备：级设备： NRCNRC质量质量A A组、组、 10CFR2110CFR21，10CFR5010CFR50附录附录B B、ASME