HAF103-2004核动力厂运行安全规定
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国家核安全局关于发布《核动力厂设计安全规定》和《核动力厂运行安全规定》的通知
文章属性
•【制定机关】国家核安全局
•【公布日期】2004.04.18
•【文号】国核安发〔2004〕81号
•【施行日期】2004.04.18
•【效力等级】部门规范性文件
•【时效性】已被修改
•【主题分类】核与辐射安全管理
正文
本篇法规中关于《核动力厂运行安全规定》(HAF103)的相关规定已经被《国家核安全局关于发布<核动力厂调试和运行安全规定>的通知》(国核安发〔2022〕97号)自2022年6月9日起修改。
关于发布《核动力厂设计安全规定》和《核动力厂运行安全
规定》的通知
国核安发〔2004〕81号各有关部门和单位:
为提高我国核动力厂安全水平,促进核能事业的健康发展,在充分研究国际核安全标准及我国现行标准和综合技术能力之后,经广泛征求国内有关部门、单位及专家意见,我局重新修订了《核动力厂设计安全规定》(HAF102)和《核动力厂运行安全规定》(HAF103)。
现予以发布并自发布之日起施行。
为指导这两个规定的贯彻执行,我局将陆续修订有关核安全导则。
在新修订的导则发布前,各有关单位可根据具体情况,经我局同意后,参照我国已发布的核安全导则或者国际原子能机构的相关导则执行。
附件:1.《核动力厂设计安全规定》
2.《核动力厂运行安全规定》
二〇〇四年四月十八日。
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。
核安全导则HAD 103/01核动力厂运行限值和条件及运行规程国家核安全局北京2ΟΟ4目录1.引言 (1)2.运行限值和条件的概念及其制定 (1)3.安全限值 (3)4.安全系统整定值 (4)5.正常运行限值和条件 (5)6.监督要求 (6)7.运行规程 (6)8.运行规程的制定 (9)9.运行限值和条件及运行规程的遵循 (9)附件Ⅰ正常运行限值和条件的选择 (12)附件II 运行规程的编制(概要) (18)附录A 本导则使用的某些术语解释的实例 (20)名词解释 (23)1.引言1.1目的1.1.1《核动力厂运行安全规定》(以下简称《规定》)已对核动力厂的运行限值和条件及运行规程作出了原则的规定,本导则是对《规定》有关条款的说明和补充,其目的是为制定和贯彻执行核动力厂运行限值和条件及运行规程提供指导。
1.2范围1.2.1本安全导则包括运行限值和条件的概念,适用于陆上固定式各种热中子堆核动力厂的运行限值和条件的具体内容,以及营运单位制定、修改、遵守运行限值和条件及编写文件的责任。
本安全导则还包括运行规程,用以支持执行并保证遵守运行限值和条件。
1.3总的要求1.3.1为保证核动力厂安全运行,营运单位必须制定一组反映核动力厂最终设计和随后修改的运行限值和条件(包括对设备和人员要求),并在核动力厂运行开始前报国家核安全监管部门批准。
1.3.2“运行限值和条件必须作为营运单位运行核动力厂的一个重要依据。
对运行负有直接责任的运行人员必须熟练掌握运行限值和条件,并保证遵守。
”(《规定》)1.3.3核动力厂的运行必须遵守国家核安全监管部门批准的运行限值和条件,并通过制定和实施运行规程来实现。
核动力厂的运行规程必须与运行限值和条件相一致,并保证运行限值和条件的贯彻执行。
2.运行限值和条件的概念及其制定2.1运行限值和条件的概念2.1.1《规定》要求必须制定运行限值和条件,以保证核动力厂根据设计运行。
为此,在编制核动力厂安全分析报告时应明确规定必须满足的运行限值和条件,以便:⑴防止发生可能导致事故工况的状态;⑵如果发生事故工况,则要减轻其后果。
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 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。
国家环境保护总局关于发布《核动力厂安全评价与验证》、《核动力厂营运单位的组织和安全运行管理》、《核动力厂定期安全审查》等三个核安全导则的通知【法规类别】核安全管理【发文字号】国核安发[2006]92号【发布部门】国家环境保护总局(已撤销)【发布日期】2006.06.19【实施日期】2006.07.01【时效性】现行有效【效力级别】XE0303国家环境保护总局关于发布《核动力厂安全评价与验证》、《核动力厂营运单位的组织和安全运行管理》、《核动力厂定期安全审查》等三个核安全导则的通知(国核安发〔2006〕92号)国防科工委、中核集团、广核集团、中电投有限公司,总局核与辐射安全中心,上海、广东、四川、北方核与辐射安全监督站,各有关单位:为执行《核动力厂设计安全规定》(HAF 102)和《核动力厂运行安全规定》(HAF 103),提高我国核动力厂安全水平,促进核能事业健康发展,在充分研究国际核安全标准和我国现行标准及综合技术能力基础上,经广泛征求各方意见,我局修订了《核动力厂安全评价与验证》(HAD 102/17)、《核动力厂的营运单位》(HAD 103/06)、《核动力厂定期安全审查》(HAD 103/11)。
现予以发布,自2006年7月1日起施行。
附件:1.《核动力厂安全评价与验证》(HAD 102/17)2.《核动力厂营运单位的组织和安全运行管理》(HAD 103/06)3.《核动力厂定期安全审查》(HAD 103/11)二○○六年六月十九日附件1:核安全导则HAD102/17核动力厂安全评价与验证国家核安全局核动力厂安全评价与验证(2006年6月5日国家核安全局批准发布)本导则自2006年7月1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。
目录1.引言1.1 目的1.2 范围2.安全评价、安全分析和独立验证2.1 安全评价与安全分析2.2 独立验证2.3 设计、安全评价和独立验证之间的关系3. 安全重要的工程技术方面3.1 概要3.2 经验证的工程实践和运行经验3.3 创新的设计特性3.4 纵深防御的实施3.5 辐射防护3.6 构筑物、系统和部件的安全分级3.7 外部事件的防护3.8 内部灾害的防护3.9 与适用规范、标准和导则的一致性3.10 载荷和载荷组合3.11 材料的选择3.12 单一故障评价和多重性/独立性3.13 多样性3.14 安全重要物项的在役试验、维护、修理、检查和监测3.15 设备鉴定3.16 老化和磨损机理3.17 人机接口和人因工程的运用3.18 系统之间的相互作用3.19 设计过程中计算手段的使用4.安全分析4.1 概要4.2 假设始发事件4.3 确定论安全分析4.4 概率安全分析4.5 敏感性和不确定性分析4.6 使用的计算机程序的评价5.独立验证1.1 目的1.1.1 本导则是对《核动力厂设计安全规定》有关条款的说明和补充。
H A F核电厂质量保证安全规定公司内部档案编码:[OPPTR-OPPT28-OPPTL98-OPPNN08]HAF003HAF003核电厂质量保证安全规定(1991年7月27日国家核安全局令第1号发布 1991年修改))本规定自1991年7月27日起实施本规定由国家核安全局负责解释1 引言概述本规定对陆上固定式热中子反应堆核电厂的质量保证提出了必须满足的基本要求。
本规定提出的质量保证原则,除适用于核电厂外,也适用于其他核设施。
为了保证核电厂的安全,必须制定和有效地实施核电厂质量保证总大纲和每一种工作(例如厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役)的质量保证分大纲。
本规定对制定和实施这些大纲提出了原则和目标。
各种质量保证大纲所遵循的原则是相同的。
必须指出:在完成某一特定工作中(例如在厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役中),对要达到的质量负主要责任的是该工作的承担者,而不是那些验证质量的人员。
质量保证大纲应包括为使物项或服务达到相应的质量所必需的活动,验证所要求的质量已达到所必需的活动,以及为产生上述活动的客观证据所必需的活动。
质量保证是“有效管理”的一个实质性的方面。
通过有效管理促进达到质量要求的途径是:对要完成的任务作透彻的分析,确定所要求的技能,选择和培训合适的人员,使用适当的设备和程序,创造良好的开展工作的环境,明确承担任务者的个人责任等。
概括来说,质量保证大纲必须对所有影响质量的活动提出要求及措施,包括验证需要验证的每一种活动是否已正确地进行,是否采取了必要的纠正措施。
质量保证大纲还必须规定产生可证明已达到质量要求的文件证据。
各部门执行本规定的具体方法(对于整个核电厂和各种工作)可以有所不同,但在任何情况下,都必须遵循本规定所确定的原则,制定详细的执行程序。
还必须指出:质量保证大纲必须周密制定,便于实施,并保证技术性的和管理性的工作两者充分地结合。
范围本规定对核电厂的厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役期间的质量保证大纲的制定和实施提出了原则和目标。
附件1改进核电厂维修有效性的技术政策(试行)一、前言维修是核电厂重要的安全相关活动。
在核电厂运行过程中,必须保证维修活动的有效性,使核电厂构筑物、系统和设备在各种运行工况、设计基准事故工况,以及选定的超设计基准事故工况下,能够有效的执行预定的安全功能,减少挑战核电厂安全的瞬态次数,保证核电厂运行安全。
传统上核电厂均采取定期预防性维修和纠正性维修方法,但广泛的国际运行经验表明,维修不足、过度维修以及维修不当可能会对核电厂构筑物、系统和设备产生不利影响,从而降低核电厂的运行安全水平。
近年来的国际实践表明,核电厂建立维修有效性评价体系(即维修规则),能够更加合理、有效的提高设备的可靠性。
我国核安全法规《核动力厂运行安全规定》(HAF103-2004)对核电厂维修的有效性提出了相关要求,如“维修、试验、监督和检查大纲必须考虑运行限值和条件以及其他适用的核安全管理要求,并且还必须根据运行经验进行重新评价”“核动力厂运行管理者必须保证在计划停役和强迫停役期间维修活动的有效实施和管理”等。
—3—国家核安全局制订本技术政策,目的在于指导核电厂营运单位对构筑物、系统和设备的维修有效性以及维修活动的风险进行监测和管理。
营运单位在执行本技术政策时应保证核电厂安全水平得以维持甚至提高。
二、概念及术语本技术政策中使用的概念和术语解释如下:构筑物、系统和设备:本技术政策主要针对核电厂的构筑物、系统和设备,不涉及组成设备的具体部件。
维修规则:对核电厂构筑物、系统和设备维修活动进行有效性评价的规则体系,其实施的基本原则为:首先基于安全重要原则,确定适当的构筑物、系统和设备范围,纳入维修有效性管理。
随后确定这些构筑物、系统和设备的风险重要类,结合其运行或备用的状态,制定适当的性能指标,并开展监测。
核电厂运行中,定期对这些构筑物、系统和设备的实际运行情况进行评价,判定是否满足已制定的性能指标,并根据评价结果对维修策略进行优化调整。
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。
HAF003 核电厂质量保证安全规定核安全法规HAF003(91)HAF003核电厂质量保证安全法规(1991年7月27日国家核安全局令第1号发布 1991年修改)本规定是中华人民共和国核电厂安全法规的第四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目录第一章引言 ..................................................................... ........................................................................ (3)1(1 概述 ..................................................................... ........................................................................ .. (3)1(2 范围 ..................................................................... ........................................................................ .. (3)1(3 责任 ..................................................................... ........................................................................ ........... 4 第二章质量保证大纲 ..................................................................... ........................................................................42(1 概述 ..................................................................... ........................................................................ .. (4)2(2 程序、细则及图纸 ..................................................................... . (5)2(3 管理部门审查 ..................................................................... (5)第三章组织 ..................................................................... ........................................................................ .. (6)3(1责任、权限和联络 ..................................................................... .. (6)3(2 单位间的工作接口 ..................................................................... . (6)3(3 人员配备与培训 ..................................................................... .. (7)第四章文件控制 ..................................................................... ........................................................................ .. (7)4(1 文件的编制、审核和批准 ..................................................................... . (7)4(2 文件的发布和分布 ..................................................................... . (7)(3文件变更的控制 ..................................................................... .................................................................. 7 4 第五章设计控制 ..................................................................... ........................................................................ .. (8)5(1 概述 ..................................................................... ........................................................................ . (8)5(2 设计接口的控制 ..................................................................... .. (8)5(3 设计控制 ..................................................................... ........................................................................ .. (8)5(4 设计的变更 ..................................................................... .........................................................................8 第六章采购控制 ..................................................................... ........................................................................ .. (9)6(1 概述 ..................................................................... ........................................................................ . (9)6(2 对供方的评价和选择 ..................................................................... . (10)6(3 对所购物项和服务的控制 ..................................................................... .. (10)第七章物项控制 ..................................................................... ........................................................................ (10)7(1 材料、零件和部件的标识和控制...................................................................... .. (10)7(2 装卸、贮存和运输 ..................................................................... .. (11)7(3维护 ..................................................................... ........................................................................ ............ 11 第八章工艺过程 ..................................................................... ........................................................................ ...... 11 第九章检查和试验控制 ..................................................................... (11)9(1 检查大纲 ..................................................................... ........................................................................ (11)9(2 试验大纲 ..................................................................... ........................................................................ (12)9(3 测量和试验设备的标定和控制...................................................................... (12)9(4 检查、试验和运行状态的显示...................................................................... (13)第十章对不符合项的控制 ..................................................................... .. (13)10(1概述 ..................................................................... ........................................................................ . (13)10(2 对不符合项的审查和处理...................................................................... (13)第十一章纠正措施 ..................................................................... ........................................................................ .. 14 第十二章记录 ..................................................................... ........................................................................ . (14)12(1质量保证记录的编写 ..................................................................... (14)12(2 质量保证记录的收集、贮存和保管 ..................................................................... (14)第十三章监查 ..................................................................... ........................................................................ (15)13(1 概述 ..................................................................... ........................................................................ (15)13(2 监查的计划安排? .................................................................... . (15)2第一章引言1(1 概述1(1(1 本规定对陆上固定式热中子反应堆核电厂的质量保证提出了必须满足的基本要求。
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。
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。
中华人民共和国核安全法规体系简介二○○七年六月中华人民共和国核安全法规体系简介一、核安全法规文件体系包括:第一层次:由国务院发布的“行政法规”,共3个;第二层次:由国家核安全局及相关部门发布的“部门规章”,共21个;第三层次:由国家核安全局发布的“核安全导则”,共约70个;第四层次:由国家核安全局发布的“技术文件”,近百个。
其中第一、第二层次的文件通称为“核安全法规”。
二、中华人民共和国核安全法规——法规是必须遵循的1995年国家核安全局出版过核安全法规汇编1998年国家核安全局对1995年版汇编进行了补充和修订,重新进行了编号。
目前的核安全法规共分8个系列:HAF系列HAF 0xx/yy/zz——通用系列HAF 1xx/yy/zz——核动力厂系列HAF 2xx/yy/zz——研究堆系列HAF 3xx/yy/zz——核燃料循环设施系列HAF 4xx/yy/zz——放射性废物管理系列HAF 5xx/yy/zz——核材料管制系列HAF 6xx/yy/zz——民用核承压设备监督管理系列HAF 7xx/yy/zz——放射性物质运输管理系列目前我国共有三个行政法规(核安全法规)HAF001 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例HAF002 核电厂核事故应急管理条例HAF003 中华人民共和国核材料管制条例每个核安全行政法规下又有若干实施细则、实施细则附件等部门规章,目前共有21个部门规章通用系列:HAF001/01 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一——核电厂安全许可证件的申请和颁发HAF001/01/01 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一附件——核电厂操纵人员执照颁布发和管理程序HAF001/02 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二——核设施的安全监督HAF001/02/01 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二附件一——核电厂营运单位报告制度HAF001/02/02 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二附件二——研究堆营运单位报告制度HAF001/02/03 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二附件二三——核燃料循环设施的报告制度HAF002/01 核电厂核事故应急管理条例实施细则之一——核电厂营运单位的应急准备和应急响应核动力厂系列:HAF101 核电厂厂址选择安全规定HAF102 核电厂设计安全规定HAF103 核电厂运行安全规定HAF103/01 核电厂运行安全规定附件一——核电厂换料、修改和事故停堆管理研究堆系列HAF201 研究堆设计安全规定HAF202 研究堆运行安全规定核燃料循环设施系列HAF301 民用核燃料循环设施安全规定放射性废物管理系列HAF401 放射性废物安全监督管理规定核材料管制系列HAF501 中华人民共和国核材料管制规定HAF501/01 中华人民共和国核材料管制条例实施细则民用核承压设备监督管理系列HAF601 民用核承压设备安全监督管理规定HAF601/01 民用核承压设备安全监督管理规定实施细则HAF602 民用核承压设备无损检验人员培训、考核和取证管理办法HAF603 民用核承压设备焊工及焊接操作工培训、考核和取证管理办法放射性物质运输管理系列制订过程中三、核安全导则——指导性的文件、推荐的实践,以便满足法规的要求1992年国家核安全局出版过“核安全导则汇编”1998年国家核安全局对1992年版汇编进行了补充、修订并重新进行了编号核安全导则也是按8个系列分类的HAD系列约70个导则其中:核动力厂系列中对应于HAF101 核电厂厂址选择安全规定有:HAD101/01 核电厂厂址选择中的地震问题HAD101/06 核电厂厂址选择与水文地质的关系HAD101/12 核电厂地基安全问题等12个安全导则对应于HAF102核电厂设计安全规定有HAD102/01 核电厂设计总的安全原则HAD102/02 核电厂的抗震设计与鉴定HAD102/07 核电厂堆芯的安全设计HAD102/13 核电厂应急动力系统等15个导则对应于HAF103 核电厂运行安全规定有HAD103/01 核电厂运行限值和条件HAD103/02 核电厂调试程序HAD103/06 核电厂安全运行管理HAD103/08 核电厂维修等9个导则在通用系列中,对应于HAF003核电厂质量保证安全规定有:HAD003/01 核电厂质量保证大纲的制定HAD003/06 核电厂设计中的质量保证HAD003/08 核电厂物项制造中的质量保证HAD003/03 核电厂物项和服务采购中的质量保证等10个导则四、核安全技术文件、技术报告这类文件是专家们的技术见解、推荐的建议,甚至有一些是方法探讨,不是必须遵循的,可以参考使用,这类技术报告往往是国际原子能机构的技术报告的翻译稿。
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。
生态环境部核电安全监管司有关负责人就《核动力厂营运单位核安全报告规定》发布答记者问文章属性•【公布机关】生态环境部,生态环境部,生态环境部•【公布日期】2020.11.24•【分类】问答正文生态环境部核电安全监管司有关负责人就《核动力厂营运单位核安全报告规定》发布答记者问近日,生态环境部发布了《核动力厂营运单位核安全报告规定》(部令第13号),于2021年1月1日起施行。
为使社会各界深入了解《核动力厂营运单位核安全报告规定》(以下简称《报告规定》)的编制背景、原则和内容等,生态环境部核电安全监管司有关负责人回答了记者提问。
问:国家核安全局曾颁布实施了《核电厂营运单位报告制度(HAF001/02/01)》,请问这次制修订是基于什么考虑?答:2018年1月1日起《中华人民共和国核安全法》(简称《核安全法》)正式施行,其中规定国家建立核设施营运单位核安全报告制度。
作为我国核安全监管部门规章《核设施的安全监督》(HAF001/02)的附件,国家核安全局在1995年6月已颁布了《核电厂营运单位报告制度》(HAF001/02/01),其中明确了核动力厂营运单位向国家核安全局报告建造事件、运行事件报告的有关准则及格式要求,以及定期报告、重要活动通告和核事故应急报告的要求。
实施20多年以来,基本能够满足监管当局及时了解电厂情况、重要情况及重要活动的需要,也基本能够保证核动力厂经验反馈工作的开展,为核动力厂有效的安全监管发挥了重要作用。
然而,通过多年的实践,核安全监管部门与营运单位均发现《核电厂营运单位报告制度》执行过程中存在着一些不足。
随着国家核安全局监管工作的不断深入和规范,为落实《核安全法》的有关要求,同时增强核动力厂营运单位报告制度的针对性,提升核动力厂经验反馈的有效性,核电安全监管司组织了本次制修订工作,形成《报告规定》。
问:各核动力厂营运单位十分关心本规定的编制情况,能否简单介绍下编制过程?答:2012年至2019年,为了更有效地执行核动力厂建造阶段事件的报告,组织开展建造事件报告制度的研究工作,编制了《核电厂建造阶段事件报告指南及报告准则》,征求各单位的意见。
HAF103核动力厂运行安全规定(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 目的本规定提出了确保陆上固定式热中子反应堆核动力厂运行所必须满足的基本安全要求,以保护人员、社会、环境免受危害。
1.2 范围核动力厂的安全是以核动力厂的选址、设计、建造、调试、运行和管理均符合核安全要求为前提的,本规定的内容只涉及核动力厂的管理、调试、运行和退役等方面的安全问题。
2 核动力厂营运单位2.1 总的要求2.1.1作为许可证持有者,营运单位必须对核动力厂的安全运行负全面责任。
营运单位可以把核动力厂的安全运行授权给核动力厂运行管理者,但仍必须保持对安全负有首要的责任。
在此情况下,营运单位必须提供必要的资源和支持。
核动力厂的管理必须保证核动力厂安全运行,遵守法律、法规要求。
2.1.2 营运单位必须特别强调核动力厂的运行安全,必须贯彻安全第一的原则。
核动力厂营运单位的组织机构必须适合核动力厂安全运行管理的特点,绝不可将管理非核动力厂的原有组织加以简单扩充来管理核动力厂。
2.1.3 在建立营运单位组织机构时,必须考虑如下的管理职能:(1) 决策职能,包括确定管理目标、确定核安全和质量政策、分配财力、物力和人力资源、批准管理大纲内容、制定使员工状态胜任其工作的制度、并根据实现管理目标过程中的业绩对上述各项制定必要的修改计划;(2) 运行职能,包括在运行状态和事故工况下为核动力厂运行作出管理决定和采取行动;(3) 支持职能,包括从厂内外组织获得为执行运行职能所需要的技术和管理服务及设施;(4) 审查职能,包括对履行运行职能和支持职能的情况进行严格监察,并进行设计审查。
监察的目的在于验证是否符合核动力厂安全运行的规定目标,发现偏离、缺陷和设备故障,并为及时采取纠正措施及进行改进提供信息。
审查职能还包括对营运单位的整个安全业绩进行审查,以便评价安全管理的有效性和确定改进的可能性。
2.1.4 必须建立并以文件确定组织机构,以保证履行实现核动力厂安全运行的如下职责:(1) 在营运单位内部划清职责并授予职权;(2) 确定并验证管理大纲的满意实施;(3) 提供充分的人员培训;(4) 建立与国家核安全监管部门、其他有关部门以及地方政府的联络渠道,以处理好与安全有关的事宜;(5) 建立与设计、建造、制造、核动力厂运行和必要的其他(国内和国际)组织机构的联络渠道,以保证传递信息、专门知识和经验以及响应安全问题的能力;(6) 提供足够的资源、服务和设施;(7) 提供适当的公众咨询和联络渠道。
2.1.5 描述营运单位组织机构及履行所有这些职责的管理安排的文件必须可供国家核安全监管部门审查。
此外,营运单位必须系统地审查那些可能是安全重要的、在组织机构及管理安排上的变动,并必须提交给国家核安全监管部门审查。
2.1.6 必须明文规定直接从事运行人员和支持性人员中的人员配备。
必须明确规定各级职责权限以处理对核动力厂安全有影响的事项。
必须以职能机构图,包括人力安排及关键岗位职责的描述,来说明由核动力厂本身或依靠核动力厂外部机构完成支持性职能。
2.1.7为保证核动力厂在所有运行状态下安全运行、减轻事故后果并对应急状态作出正确的响应,必须以书面形式明确规定岗位职责、授权级别和内、外联络渠道。
2.1.8营运单位必须配备称职的管理人员和足够数量的合格工作人员,他们应熟知有关安全的技术和管理要求,并具有高度的安全意识。
当聘用和提升管理人员时,对待核安全的态度必须是选择的标准之一。
对工作人员业绩评价的内容必须包括对待安全的态度。
2.1.9营运单位必须制订核安全政策并由所有厂区人员贯彻执行。
核安全政策必须把核动力厂安全放在首位,必要时可不考虑生产和计划进度的要求。
核安全政策中必须承诺对安全重要的所有活动都要达到优良效能,并鼓励采取质疑的态度。
2.1.10 可能影响安全的所有活动必须由合格而有经验的人员来完成。
与安全有关的某些活动可以由核动力厂机构以外(如承包商)的合格人员来完成。
这些活动必须以书面形式明确地规定。
在厂区内或厂区外实施这些活动必须由核动力厂运行管理者批准。
核动力厂工作人员必须有效地控制和监管承包商的工作人员。
2.1.11 必须根据已制订的程序进行可能影响安全并能预先计划的所有活动。
有要求时,营运单位须将该程序提交国家核安全监管部门批准。
2.1.12 当建议进行已正常使用的程序以外的活动时,必须根据已制订的管理程序编写专门的程序。
这些专门的程序必须包括所建议活动的内容和操作细节。
必须仔细审查这样的活动和专门程序的安全问题。
这些专门程序的批准必须遵循与核动力厂正常程序批准同样的过程。
有要求时,涉及安全的专门程序必须提交国家核安全监管部门批准。
2.1.13 营运单位必须保证定期审查核动力厂的运行情况,其目的在于强化安全意识及提高安全文化水平,遵守为增强安全而制定的规定,及时更新文件并防止过分自信和自满的情绪。
实际可行时,必须采用适宜的客观的业绩评价方法。
核动力厂运行管理者必须获得定期审查结果并采取恰当的纠正措施。
2.2 与国家核安全监管部门的关系2.2.1核动力厂的安全运行必须接受国家核安全监管部门的监督。
2.2.2 国家核安全监管部门和核动力厂营运单位必须严格履行各自的职责,并建立起相互理解、相互尊重、坦诚、透明的工作关系。
2.2.3 营运单位必须按照国家核安全监管部门的要求提交(或供其随时调用)文件和资料。
2.2.4 营运单位必须制订和实施根据规定的准则向国家核安全监管部门报告异常事件的程序。
2.2.5 为了使国家核安全监管部门能履行其职能,营运单位必须给予必要的协助,并允许其监督人员进入核动力厂和获得相关文件。
当国家核安全监管部门要求时,营运单位必须进行专门的分析、试验和检查。
鉴于安全责任,当营运单位认为国家核安全监管部门要求的行动有害于安全时,则必须将意见告知国家核安全监管部门,以作为进一步讨论的基础。
营运单位必须执行国家核安全监管部门的强制性措施。
2.3 质量保证2.3.1营运单位必须编制和实施一项覆盖可能影响核动力厂安全运行的所有活动的全面的质量保证大纲。
必须使质量保证成为可能影响安全的所有活动的必不可少的部分。
质量保证的原则和方法必须系统地用于下述方面:——管理过程;——运行活动;——管理过程以及运行业绩的评价。
2.3.2营运单位及其他有关组织和人员必须遵守核动力厂质量保证有关规定的要求。
2.4 运行经验反馈2.4.1 营运单位必须系统地评价核动力厂的运行经验。
必须调查研究安全重要的异常事件以确定其直接原因和根本原因。
调查必须向核动力厂运行管理者提出明确的建议,核动力厂运行管理者必须及时地采取恰当的纠正行动。
这些评价及调查所得的信息必须反馈给核动力厂工作人员。
2.4.2 营运单位必须获得并评价其他核动力厂的运行经验和教训,以作为借鉴。
为此,应十分重视与国内和国际机构的经验交流及信息共享。
2.4.3 必须指定胜任的人员认真研究运行经验,以发现不利于安全的先兆,从而在出现严重情况之前采取必要的纠正行动。
2.4.4 必须要求所有的核动力厂工作人员报告所有的事件,并鼓励报告与核动力厂安全有关的“几乎要发生的事件”。
12.4.5 核动力厂运行管理者必须与设计有关单位(制造者、研究单位、设计者)保持适当联系,以向其反馈运行经验的信息及获得与处理设备故障或异常事件有关的建议。
2.4.6 必须收集和保存运行经验的数据,以用作核动力厂老化管理、核动力厂剩余寿期评价、概率安全评价和定期安全审查的输入数据。
2.5 实物保护2.5.1必须采取一切合理的预防措施来防止有人蓄意未经授权进行可能危害安全的行动。
2.5.2 营运单位必须采取适当的工业保安和实物保护措施,以预防或阻止非授权进入、闯入、偷窃、地面攻击以及内部或外部对安全有关系统及核材料的破坏。
2.5.3营运单位必须有适当的计划和程序能在突发的外部人为事件时对厂区提供保卫和实物保护。
2.6 防火安全营运单位必须根据定期更新的防火安全分析来作出保证防火安全的安排。
此安排必须包括应用纵深防御、评价核动力厂的修改对消防的影响、对可燃物和点燃源的控制、防火手段的检查、1对作为实际事件系列后果本来可能发生但由于核动力厂当时的条件而没有发生的潜在的重要事件使用术语“几乎要发生的事件”。
维修和试验、建立人工消防能力以及培训核动力厂工作人员。
2.7 应急准备2.7.1 应急准备涉及到处理事故以保持防护及安全的能力、发生事故时减轻事故后果的能力、保护厂区人员及公众的健康的能力以及保护环境的能力。
必须针对特定的核动力厂厂址制定应急计划。
核动力厂营运单位的应急计划必须包括由核动力厂营运单位实施或负责的各项活动,并必须上报国家核安全监管部门审批。
2.7.2 营运单位必须建立必要的组织机构并规定其处理应急的责任。
必须包括下列安排:迅速判明应急状态;及时向应急响应人员通告并根据应急状态向厂区人员报警;向国家核安全监管部门和地方政府提供必要的信息,包括及时报告和按要求提供后续信息。
2.7.3营运单位必须遵循国家有关应急的法规和标准制定和实施应急计划。
2.7.4应急计划必须考虑到非核危害与核危害同时发生所形成的应急状态,诸如火灾与严重辐射或污染同时发生、有毒气体或窒息性气体与辐射和污染并存等,同时考虑到特定的厂区条件。
2.7.5 必须对厂区人员进行有效的应急培训。
必须有手段将在应急时要采取的行动通知厂区内的所有员工和其他人员。
2.7.6 核燃料运到厂区前,必须作出适当的应急安排,在核动力厂首次装料以前必须保证完成全部应急准备。
2.7.7 在核动力厂首次装料以前,必须进行应急演习以验证应急计划。
此后必须以适当的间隔进行应急演习,其中的某些应急演习必须由国家核安全监管部门见证。
有些应急演习必须是综合性的,并包括尽可能多的有关单位参加。
应急计划必须根据获得的经验进行复审及更新。
2.7.8 应急状态时需要使用的仪器、工具、设备、文件和通讯系统必须妥为保管和维护,使之处于随时可用状态,并在假想事故条件下不至于受到影响或失效。
3 人员的资格和培训3.1营运单位必须规定执行能影响安全任务的人员的资格和经验要求,并按有关规定报送国家核安全监管部门。
必须挑选合格的人员并给予必要的培训和指导,使他们能在核动力厂各种运行状态和事故工况下按照运行规程或应急规程正确地履行职责。
承担特定安全重要职能的人员按规定必须持有国家核安全监管部门颁发的证书。
3.2 其职责能影响安全的所有人员在任用时必须进行体格检查,并在以后的工作中按要求定期进行体格检查,以保证其健康状况能胜任所承担的职责。
3.3 必须制定并贯彻培训大纲,以对将要分配到与安全相关岗位上的人员进行培训。