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第四章核动力厂的设计安全要求第一节核动力厂安全目标一、安全目标总的安全目标是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。
总的核安全目标由辐射防护目标和技术安全目标所支持，这两个目标互相补充、相辅相成，技术措施与管理性和程序性措施一起保证对电离辐射危害的防御。
辐射防护目标是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。
技术安全目标是采取一切合理可行的措施防止核动力厂事故，并在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小且低于规定限值。
并保证有严重事故后果的事故发生的概率极低。
安全目标要求核动力厂的设计和运行使得所有辐射照射的来源都处在严格的技术和管理措施控制之下。
二、安全目标的实现辐射防护目标不排除人员受到有限的照射，也不排除法规许可数量的放射性物质从处于运行状态的核动力厂向环境的排放。
在设计核动力厂时，要进行全面的安全分析。
此种安全分析要考察以下内容，（1）核动力厂所有计划的正常运行模式。
（2）发生预计运行事件时核动力厂的性能。
（3）设计基准事故。
（4）可能导致严重事故的事件序列。
在分析的基础上，确认工程设计抵御假设始发事件和事故的能力，验证安全系统和安全相关物项或系统的有效性，以及确定应急响应的要求。
尽管采取措施将辐射照射控制在合理可行尽量低，并将能导致辐射来源失控事故的可能性减至最小，但仍然存在发生事故的可能性。
这就需要采取措施以保证减轻放射性后果。
这些措施包括，（1）专设安全设施。
（2）营运单位制定的厂内事故处理规程。
（3）国家和地方有关部门制定的厂外干预措施。
核动力厂的安全设计适用以下原则，能导致高辐射剂量或大量放射性释放的核动力厂状态的发生概率极低。
具有大的发生概率的核动力厂状态只有较小或没有潜在的放射性后果。
附件一：HAF102核动力厂设计安全规定（2004年4月18日国家核安全局批准发布，2004年修改）本规定自2004年 4 月18日起实施本规定由国家核安全局负责解释1 引言1.1 目的本规定提出了陆上固定式热中子反应堆核动力厂的核安全原则，确定了保证核安全所必需的基本要求。
这些要求适用于核动力厂安全功能及相关的构筑物、系统和部件，并适用于核动力厂中的安全重要规程。
规定中只强调设计中必须满足的要求，对于如何满足这些要求则不作具体规定。
附件Ⅰ、Ⅱ与本规定具有同等法律效力。
附录Ⅰ是对本规定的说明和补充。
本规定适用于核动力厂设计、制造、建造、运行和监督管理。
1.2 范围1.2.1本规定阐述了安全重要构筑物、系统和部件为实现核动力厂的安全运行和防止或减轻可能危及安全的事件后果所必须满足的设计要求。
本规定还提出了进行全面安全评价的要求，以确定核动力厂在各种运行状态和事故工况下可能产生的潜在危险。
这种安全评价过程涉及确定论安全分析和概率论安全分析这两种互补的技术。
这些分析必须考虑假设始发事件，包括可能单独地或组合地影响安全的诸多因素。
这些事件有如下几种类型：(1)源自核动力厂运行本身；(2)由人员行动引起；(3)直接与核动力厂及其环境有关。
1.2.2本规定还涉及到极不可能发生的事件，例如可能导致大量放射性释放的严重事故，设计中对此类事件提供预防或缓解措施是适当的和可行的。
1.2.3 本规定不考虑下列事件：(1)极不可能发生的外部自然事件或人为事件（诸如陨石或人造卫星撞击）；(2)极不可能影响核动力厂安全的工业事故；(3)由核动力厂运行引起的非放射性影响。
1.2.4本规定中的核动力厂主要系指用于发电或其他供热应用（诸如集中供热或海水淡化）而设计的，采用水冷反应堆的陆上固定式核动力厂。
本规定原则上也适用于其他类型的陆上固定式热中子反应堆核动力厂。
2 安全目标和纵深防御概念2.1 安全目标2.1.1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。
附件2核安全导则 HAD 102/04–2019核动力厂内部危险（火灾和爆炸除外）的防护设计（国家核安全局2019年12月31日批准发布）国家核安全局—1—核动力厂内部危险（火灾和爆炸除外）的防护设计（2019年12月31日国家核安全局批准发布）本导则自2019年12月31日起实施本导则由国家核安全局负责解释本导则是指导性文件。
在实际工作中可以采用不同于本导则的方法和方案，但必须证明所采用的方法和方案至少具有与本导则相同的安全水平。
—2—1 引言1.1 目的本导则是对《核动力厂设计安全规定》（HAF102，以下简称《规定》）有关条款的说明和细化，其目的是为评价核动力厂内部危险1的可能后果，以及分析方法和程序提供指导。
本导则可供核安全监督管理部门、核动力厂设计人员和许可证持有者使用。
1.2 范围1.2.1 本导则适用于陆上固定式热中子反应堆核动力厂。
本导则给出的例子一般源自轻水反应堆核动力厂，但给出的建议通常也适用于其他类型的热中子反应堆核动力厂。
1.2.2 本导则讨论了《规定》中所描述的核动力厂不同运行状态下可能发生的假设始发事件2，并补充了相关章节的内容。
本导则使用概率论和确定论方法对以下内容进行评价：（1）假设始发事件，使用确定论方法进行假设，以及使用概率论方法估算其发生频率；（2）构筑物、系统和部件3受影响的可能性或频率；1内部危险是在场址边界内，核动力厂运行区域发生的危险。
本导则中所研究的内部危险是将火灾和爆炸排除在外的。
2假设始发事件是设计阶段确定的能导致预计运行事件或事故工况的事件。
假设始发事件的主因可能是可信的设备故障、人员差错（设施范围内部和外部皆可）和人为或自然事件。
3构筑物、系统和部件是涵盖整个设施的用于保护核安全的所有物项或活动（除人员差错之外）的总称。
构筑物是非能动物项，包括建筑物、容器、屏蔽等。
系统包括以某种方式组合在一起来执行特定（能动的）功能的几个部件之和。
—3—（3）造成损坏后果的可能性或频率；（4）后果的全面评价，并对其可接受性做出判断。
核电厂堆芯的安全设计（1989 年 7 月 12 日国家核安全局批准发布 ）本导则自发布之日起实施 本导则由国家核安全局负责解择1引 言- 2 -1.1 概述 - 2 - 1.2 范围 - 3 -1.3 堆芯和有关设备的范围 - 3 - 2 安全设计原则 - 4 -2.1 总则 - 4 -2.2 中子物理和热工水力设计的基本考虑 - 5 2.3 机械设计的基本考虑 - 6 - 3 堆芯设计要求 - 6 -3.1 燃料元件和燃料组件 - 7 -3.1.1 燃料元件的设计要求 - 7 - 3.1.2 燃料组件机械方面的安全设计要求 3.2 冷却剂 - 10 -3.2.1 轻水- 11 - 3.2.2 重水- 12 - 3.2.3 二氧化碳 - 12 - 3.3 慢化剂 - 12 -3.3.1 轻水- 13 - 3.3.2 重水- 13 - 3.3.3 石墨- 13 - 3.4 反应性控制手段 - 14 -3.4.1 反应性控制手段的类型 - 14 - 3.4.2 最大反应性价值和反应性引人速率 3.4.3整体功率和局部功率控制 - 15 - 3.4.4 可燃毒物的影响 - 16 - 3.4.5 辐照效应 - 16 - 3.5 堆芯监测系统 - 16 - 3.6 反应堆停堆手段 - 17 -3.6.1 停堆手段的类型 - 18 - 3.6.2 可靠性 - 19 -3.6.3 停堆和保侍停堆的有效性 - 20 - 3.6.4 停堆速率 - 21 - 3.6.5 环境考虑 - 22 -HAD102/07- 15 -3.7 堆芯及有关结构- 22 -3.7.1 反应堆冷却剂压力边界- 23 -3.7.2 反应堆堆芯组件支承结构- 23 -3.7.3 燃料组件支承结构- 23 -3.7.4 停堆装置和反应性控制装置的导向结构- 24 -3.7.5 堆内仪表支承结构- 24 -3.7.6 其他堆内构件- 25 -3.7.7 退役考虑- 25 -3.8 堆芯管理- 25 -3.8.1 安全限值- 25 -3.8.2 反应堆运行设计资料- 26 -3.8.3 反应堆堆芯分析- 26 -3.8.4 燃料装卸系统- 27 -3.9 瞬态分析和事故分析- 28 -3.9.1 假设始发事件- 28 -3.9.2 分析- 28 -4 鉴定和试验- 29 -4.1 设备鉴定- 29 -4.2 检查和试验的措施- 30 -5 设计、制造和运行的质量保证- 30 - 名词解释- 30 - 附录I 反应性系数- 31 - 附录II 芯块—包壳相互作用- 32 -II.1 锆合金包壳- 32 -II.2 钢包壳- 33 -附录III 设计中对堆芯管理方面的考虑- 34 -III.1 功率整形- 34 -III.2 堆芯反应性水平和停堆- 35 -附录IV 影响堆芯设计的假设始发事件的实例- 35 -1 引言1.1 概述《核电厂设计安全规定》( HAF102 ，以下简称《规定》)对核电厂堆芯设计提出了必须满足的最低安全要求。
附件HAF102-2016核动力厂设计安全规定（2016年修订，2016年10月26日国家核安全局批准发布）1引言1.1目的为实现核动力厂的安全运行，防止或减轻可能危及安全的事件后果，本规定提出了核动力厂安全重要的构筑物、系统和部件的设计，以及规程和组织流程所必须满足的要求。
本规定适用于核动力厂设计、建造、运行和退役阶段的分析、验证和审查，技术支持以及核安全监督。
1.2范围1.2.1本规定提出了进行全面安全评价的要求，以确定核动力厂在各种运行状态和事故工况下可能产生的潜在危险。
安全评价过程涉及确定论安全分析和概率论安全分析这两种互为补充的技术，分析中必须考虑各种假设始发事件，包括可能单独地或组合地影响安全的诸多因素。
这些事件有如下几种类型：（1）源自核动力厂运行本身；（2）由人员行为引起；（3）与核动力厂及厂址环境直接相关。
1.2.2本规定不涉及极不可能影响核安全的一般工业安全和由—3—核动力厂运行所引起的非放射性影响。
1.2.3本规定中的核动力厂主要是指为发电或其他供热应用（诸如集中供热或海水淡化）而设计的，采用水冷反应堆的陆上固定式核动力厂。
1.2.4其他类型或采用革新技术的反应堆设计可参照本规定，但应经过细致的评价和判断。
2安全目标和纵深防御概念2.1安全目标2.1.1基本安全目标：在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人与环境免受放射性危害。
2.1.2为了实现基本安全目标，必须采取以下措施：（1）控制在运行状态下对人员的辐射照射和放射性物质向环境的释放；（2）限制导致核动力厂反应堆堆芯、乏燃料、放射性废物或任何其他辐射源失控事件发生的可能性；（3）如果上述事件发生，减轻这些事件产生的后果。
2.1.3基本安全目标适用于核动力厂的所有活动，包括规划、选址、设计、制造、建造、调试、运行和退役，以及有关放射性物质的运输、乏燃料和放射性废物的管理等。
2.2辐射防护设计2.2.1为了实现基本安全目标，辐射防护设计必须保证在所有—4—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低于规定限值，且可合理达到的尽量低。
新版HAF102《核动力厂设计安全规定》的学习体会2002年8月8日国家核安全局已于2004年4月18日正式颁布了新版HAF102《核动力厂设计安全规定》，与原HAF102《核电厂设计安全规定》（91）相比，新版HAF102《核动力厂设计安全规定》在设计安全要求上体现了一定的变化，在某些方面甚至产生了强烈的变化，因而正确理解新版HAF102《核动力厂设计安全规定》的各项要求，对我国新建核动力厂的设计和运行核电厂的改进有着极其重要的意义。
新版HAF102《核动力厂设计安全规定》是参照IAEA于2000年颁布的核安全标准No. NS-R-1 “Safety of Nuclear Power Plants：Design”编制的。
IAEA的安全标准系列包含了三个层次的文件，即安全基础（Safety Fundamentals）、安全要求（Safety Requirements）和安全导则（Safety Guides）。
安全基础描述了基本的安全目标、安全概念和安全原则，例如INSAG-12“Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants”就属于此类文件；安全要求建立了为保证核安全所必须满足的原则要求，No.NS-R-1“Safety of Nuclear Power Plants：Design”属于此类文件；而安全导则推荐了为满足安全要求所应采取的行动、条件和程序，在实施中可采取安全导则推荐的方法或者满足安全要求的等效替代措施（equivalent alternative measures）。
因而要正确理解安全要求，把握其技术内涵，必须有安全导则做支持，对于新版HAF102《核动力厂设计安全规定》也同样如此。
鉴于新版HAF102《核动力厂设计安全规定》的下层导则尚在制订过程中，因而在学习过程中我们参考了IAEA安全标准No. NS-R-1 “Safety of Nuclear Power Plants：Design”的下层安全导则。
HAD102/07核电厂堆芯的安全设计(1989年7月12日国家核安全局批准发布)本导则自发布之日起实施本导则由国家核安全局负责解择1 引言..........................................................................................................................................- 3 -1.1 概述................................................................................................................................- 3 -1.2 范围................................................................................................................................- 3 -1.3 堆芯和有关设备的范围................................................................................................- 3 -2 安全设计原则...........................................................................................................................- 4 -2.1 总则................................................................................................................................- 4 -2.2 中子物理和热工水力设计的基本考虑........................................................................- 5 -2.3 机械设计的基本考虑....................................................................................................- 6 -3 堆芯设计要求...........................................................................................................................- 6 -3.1 燃料元件和燃料组件....................................................................................................- 7 -3.1.1 燃料元件的设计要求.........................................................................................- 7 -3.1.2 燃料组件机械方面的安全设计要求 .................................................................- 9 -3.2 冷却剂.......................................................................................................................... - 11 -3.2.1 轻水.................................................................................................................. - 11 -3.2.2 重水.................................................................................................................. - 12 -3.2.3 二氧化碳.......................................................................................................... - 12 -3.3 慢化剂......................................................................................................................... - 12 -3.3.1 轻水.................................................................................................................. - 13 -3.3.2 重水.................................................................................................................. - 13 -3.3.3 石墨.................................................................................................................. - 13 -3.4 反应性控制手段......................................................................................................... - 14 -3.4.1 反应性控制手段的类型.................................................................................. - 15 -3.4.2 最大反应性价值和反应性引人速率 .............................................................. - 15 -3.4.3 整体功率和局部功率控制............................................................................... - 15 -3.4.4 可燃毒物的影响.............................................................................................. - 16 -3.4.5 辐照效应.......................................................................................................... - 16 -3.5 堆芯监测系统............................................................................................................. - 16 -3.6 反应堆停堆手段......................................................................................................... - 17 -3.6.1 停堆手段的类型.............................................................................................. - 18 -3.6.2 可靠性............................................................................................................... - 19 -3.6.3 停堆和保侍停堆的有效性.............................................................................. - 19 -3.6.4 停堆速率.......................................................................................................... - 20 -3.6.5 环境考虑.......................................................................................................... - 21 -3.7 堆芯及有关结构................................................................................................. - 22 -3.7.1 反应堆冷却剂压力边界.................................................................................. - 22 -3.7.2 反应堆堆芯组件支承结构.............................................................................. - 23 -3.7.3 燃料组件支承结构.......................................................................................... - 23 -3.7.4 停堆装置和反应性控制装置的导向结构 ...................................................... - 24 -3.7.5 堆内仪表支承结构.......................................................................................... - 24 -3.7.6 其他堆内构件.................................................................................................. - 24 -3.7.7 退役考虑.......................................................................................................... - 24 -3.8 堆芯管理..................................................................................................................... - 25 -3.8.1 安全限值.......................................................................................................... - 25 -3.8.2 反应堆运行设计资料...................................................................................... - 25 -3.8.3 反应堆堆芯分析.............................................................................................. - 26 -3.8.4 燃料装卸系统.................................................................................................. - 27 -3.9 瞬态分析和事故分析................................................................................................. - 27 -3.9.1 假设始发事件.................................................................................................. - 27 -3.9.2 分析.................................................................................................................. - 28 -4 鉴定和试验............................................................................................................................ - 29 -4.1 设备鉴定..................................................................................................................... - 29 -4.2 检查和试验的措施..................................................................................................... - 29 -5 设计、制造和运行的质量保证............................................................................................ - 30 - 名词解释................................................................................................................................. - 30 - 附录I 反应性系数 ................................................................................................................... - 32 - 附录II 芯块—包壳相互作用 .................................................................................................. - 33 - II.1 锆合金包壳................................................................................................................. - 33 - II.2 钢包壳......................................................................................................................... - 34 - 附录III 设计中对堆芯管理方面的考虑................................................................................. - 35 - III.1 功率整形.................................................................................................................... - 35 - III.2 堆芯反应性水平和停堆........................................................................................... - 36 - 附录IV 影响堆芯设计的假设始发事件的实例..................................................................... - 37 -1 引言1.1 概述《核电厂设计安全规定》（HAF102，以下简称《规定》）对核电厂堆芯设计提出了必须满足的最低安全要求。
核动力厂防火与防爆设计— 1 —1 引言1.1目的1.1.1本导则是对《核动力厂设计安全规定》（HAF 102，以下简称《规定》）中有关条款的说明和细化，为核动力厂设计单位和执照申请者提供关于核动力厂内部防火与防爆设计的指导。
1.1.2本导则的附件为参考性文件。
1.2范围1.2.1本导则适用于陆上固定式热中子反应堆核动力厂。
对于其他类型的核动力厂，其内部防火与防爆设计可参照本导则，但应进行针对性评价。
1.2.2本导则只涉及为保护核动力厂安全重要物项而采用的内部防火与防爆设计措施，不包括对核动力厂消防、人员安全防护和财产保护的一般要求。
1.2.3本导则防爆相关内容为对核动力厂系统和部件释放出的易燃液体和气体所致爆炸的防护，不涉及对系统和部件自身爆炸的防护。
系统和部件应通过自身设计解决其防爆问题。
2总则2.1概述2.1.1《规定》对核动力厂消防系统提出了基本要求。
在核— 3 —动力厂安全重要构筑物、系统和部件的设计和布臵中，应尽可能降低内、外部事件引发内部火灾与爆炸的可能性，缓解其后果。
应保持停堆、排出余热、包容放射性物质和监测核动力厂状态的能力。
应通过采用多重部件、多样系统、实体隔离和故障安全的适当组合实现下述目标：（1）防止火灾发生；（2）快速探测并扑灭确已发生的火灾，从而限制火灾的损害；（3）防止尚未扑灭的火灾蔓延，使其对执行重要安全功能系统的影响减至最小。
2.1.2核动力厂的防火设计应符合以下要求：（1）将火灾发生的概率降至最低；（2）通过自动和/或人工消防的组合达到火灾的早期探测和灭火；（3）通过防火屏障和实体或空间隔离防止火灾蔓延。
2.1.3防爆设计应按以下步骤实施：（1）防止爆炸发生；（2）如果爆炸环境不可避免，应将爆炸的风险减至最小；（3）采取设计措施限制爆炸后果。
在步骤（1）、（2）都不能实现的情况下，应采用步骤（3）。
2.1.4在核动力厂设计中，应设臵多重安全系统，避免假设始发事件（如火灾或爆炸）妨碍安全系统执行规定的安全功— 4 —能。
核动力厂设计安全规定(2004年 4月 18日国家核安全局批准发布,2004年修改本规定自 2004年 4 月 18日起实施本规定由国家核安全局负责解释目录第一章引言第二章安全目标和纵深防御概念第三章安全管理要求第四章主要技术要求第五章核动力厂设计要求第六章核动力厂系统设计要求1 引言1.1 目的本规定提出了陆上固定式热中子反应堆核动力厂的核安全原则,确定了保证核安全所必需的基本要求。
这些要求适用于核动力厂安全功能及相关的构筑物、系统和部件,并适用于核动力厂中的安全重要规程。
规定中只强调设计中必须满足的要求,对于如何满足这些要求则不作具体规定。
附件Ⅰ、Ⅱ与本规定具有同等法律效力。
附录Ⅰ是对本规定的说明和补充。
本规定适用于核动力厂设计、制造、建造、运行和监督管理。
1.2 范围1.2.1本规定阐述了安全重要构筑物、系统和部件为实现核动力厂的安全运行和防止或减轻可能危及安全的事件后果所必须满足的设计要求。
本规定还提出了进行全面安全评价的要求,以确定核动力厂在各种运行状态和事故工况下可能产生的潜在危险。
这种安全评价过程涉及确定论安全分析和概率论安全分析这两种互补的技术。
这些分析必须考虑假设始发事件,包括可能单独地或组合地影响安全的诸多因素。
这些事件有如下几种类型:(1源自核动力厂运行本身;(2由人员行动引起;(3直接与核动力厂及其环境有关。
1.2.2本规定还涉及到极不可能发生的事件,例如可能导致大量放射性释放的严重事故,设计中对此类事件提供预防或缓解措施是适当的和可行的。
1.2.3 本规定不考虑下列事件:(1极不可能发生的外部自然事件或人为事件(诸如陨石或人造卫星撞击;(2极不可能影响核动力厂安全的工业事故;(3由核动力厂运行引起的非放射性影响。
1.2.4本规定中的核动力厂主要系指用于发电或其他供热应用(诸如集中供热或海水淡化而设计的,采用水冷反应堆的陆上固定式核动力厂。
本规定原则上也适用于其他类型的陆上固定式热中子反应堆核动力厂。
核动力厂运行安全规定为了保障核动力厂的安全运行，确保核能资源的安全利用和环境保护，制定一系列安全规定如下：1. 所有核动力厂工作人员必须接受严格的专业培训，掌握核能技术和安全操作规程，确保对设备和系统的正确操作和维护。
2. 领导层负责核动力厂的安全管理，建立并严格执行安全管理制度，加强对员工和设备的监督和管理。
3. 核动力厂必须建立健全的应急预案，进行定期演练，提高应对突发事件的能力和反应速度。
4. 核动力厂设备和系统必须进行定期检测和维护，确保设备的正常运行和安全性能。
5. 核动力厂必须定期进行安全评估、风险分析和事故调查，及时发现潜在风险并采取措施进行改进。
6. 严格控制核动力厂的放射性废料和放射性物质排放，保障周围环境的安全。
7. 核动力厂必须建立安全信息发布制度，及时向公众和相关部门通报安全状况和事故处理情况。
8. 所有员工必须严格遵守安全操作规程，禁止违章操作、违规行为和私自修改设备参数。
以上是核动力厂的运行安全规定，所有工作人员必须严格遵守，确保核动力厂的安全和稳定运行。
核动力厂运行安全规定9. 建立和加强核动力厂安全文化，促进员工安全意识的提高，培养安全文化，倡导安全优先的理念。
10. 核动力厂必须建立完善的辐射防护措施，对工作人员进行辐射防护培训，严格控制辐射剂量，保障员工和周围环境的安全。
11. 核动力厂设备和系统必须具备双重、多重安全系统，以确保在一项系统发生故障时另一项系统能够确保设备和系统的安全运行。
12. 核动力厂必须建立健全的安全监察制度，包括定期的安全检查、监控和报告程序，以确保设备和系统的安全运行。
13. 核动力厂安全设施必须符合国家相关标准和规定，保障设施的可靠性和安全性。
14. 核动力厂必须建立健全的事故应急预警系统和自动隔离设施，以应对可能发生的事故并最大限度地减少事故对环境和人员的影响。
15. 核动力厂的安全管理部门必须定期评估安全技术和设备，确保技术和设备的安全性和可靠性。
核动力厂管理体系安全规定正文：----------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------生态环境部令第18号《核动力厂管理体系安全规定》已于2020年12月25日由生态环境部部务会议审议通过，现予公布，自2021年3月1日起施行。
生态环境部部长黄润秋2020年12月31日核动力厂管理体系安全规定第一章总则第一条为了推进核安全治理体系和治理能力现代化，强化核动力厂安全责任，保护公众和从业人员的安全与健康，保护生态环境，根据《中华人民共和国核安全法》，制定本规定。
第二条本规定适用于中华人民共和国领域及管辖的其他海域内的核动力厂管理体系的建立和实施，其他民用核设施可以参照本规定执行。
本规定所称核动力厂管理体系，是指为确保核动力厂安全而建立的组织机构、管理制度、资源和工作过程等。
第三条核动力厂营运单位应当按照国家有关法律法规和本规定要求,建立和有效实施核动力厂管理体系，通过对所有安全相关工作过程（以下简称工作过程）、影响核安全和生态环境保护的要素进行有效管理，实现核安全和生态环境保护等目标。
对核动力厂控股的企业集团（以下简称企业集团）应当在其职责范围内采取有效措施满足本规定的适用要求。
为核动力厂营运单位提供设备、工程和服务等的单位（以下简称相关单位）应当采取有效措施满足本规定的适用要求。
第四条国务院核安全监督管理部门应当加强对核动力厂管理体系建立和实施情况的监督检查。
第五条鼓励任何单位和个人对核动力厂的安全隐患、违规操作、弄虚作假及其他影响安全的违法行为，向国务院核安全监督管理部门举报。
国务院核安全监督管理部门应当及时处理举报并对举报人的信息予以保密。
对实名举报的，应当反馈处理结果等情况；查证属实的，可以对举报人给予奖励。
HAF核电厂厂址选择安全规定（终审稿）预览说明:预览图片所展示的格式为文档的源格式展示,下载源文件没有水印,内容可编辑和复制H A F核电厂厂址选择安全规定公司内部档案编码：[OPPTR-OPPT28-OPPTL98-OPPNN08]核电厂厂址选择安全规定本规定是中华人民共和国核电厂安全法规的第一部分本规定自一九九一年七月二十七日起实施本规定由国家核安全局负责解释1引言本规定提出了陆上固定式热中子反应堆核电厂在厂址选择中在核安全方面应遵循的准则和程序。
本规定的范围包括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以及对安全有重要影响的所有外部自然事件和人为事件.本规定的目的是给出适用于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）的准则和程序，以提出关于下述各项内容的基本要求：（1）规定许可证申请者必须提供的推荐厂址的资料范围；（2）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及特征；（3）分析厂址区域的人口特点和在核电厂整个预计寿期内执行应急计划的能力；（4）确定与厂址有关的设计基准；（5）规定许可证申请者在厂址评价中的任务；（6）说明国家核安全部门在厂址评价中的任务。
本规定条所列总准则用于：（1）选择若干推荐厂址，并评价它们是否适合于核电厂的建造和运行；（2）确定与厂址有关的安全要求；（3）针对某个特定核电厂的厂址，评价其可接受性。
本规定至条为用于下述三方面问题的具体准则：（1）厂址所在区域对核电厂的影响；（2）核电厂对厂址所在区域的影响；（3）人口因素的影响。
第4章和第5章为用于满足上述准则要求的安全评价程序。
核电厂厂址选择过程，通常包括对一个大的地区的调查和研究。
以选择一个或若干个候选厂址（厂址查勘）①，继而详细评价那些候选厂址。
本规定主要考虑厂址的详细评价。
本规定的宗旨是评价那些与厂址有关的而且必须考虑的因素，以保证核电厂在整个寿期内与厂址的综合影响不致构成不能接受的风险②。
