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。
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。
0前言为保证核电厂的安全、可靠运行，需要研究一种方法和手段对电站进行全面有效的安全评价。
目前已引入概率安全评价方法（PSA）对核电厂进行整体的可靠性分析。
但是，针对其中的仪控系统，此前的研究大多数是根据早期在役电站中较多的模拟式控制系统的技术研究，并不能满足新型核电厂数字化仪控系统广泛应用的发展需求。
在当前核电发展的新形势下，核电站数字化仪控系统融合了当今世界各种先进的技术，已成为替代传统模拟控制仪表管控核电站的有效手段。
因此，面对核电领域的数字化仪控系统特别是安全级DCS系统，尤其需要寻找到一套适用的安全评价方法，对其给予有效的可靠性分析评价，判断其是否满足相关安全性能指标的技术要求。
在福岛核电站事故后，为进一步针对核电数字化仪控系统开展可靠性分析及安全评估的相关工作，依托PF项目正式上报NNSA开展了长期研究专项C02“DCS系统可靠性分析及模型研究”。
本文基于核电厂数字化仪控系统（DCS）的主要特性，详细介绍开展DCS可靠性分析的研究过程，提出针对具体DCS对象开展可靠性分析建模的基本思路和步骤，研究适用于核电工程领域DCS可靠性分析和建模的主要方法，为其在具体工程实践中的进一步推广应用提供有益的指导和支持。
1设计输入2004年4月国家核安全局在颁布的《核动力厂设计安全规定HAF102》和《核电力厂运行安全规定HAF103》中提出的“将基于概率论技术的可靠性分析方法应用到工程设计中，以此评估核电厂的设计、性能和对环境的影响，包括对支配性风险因素的鉴别以及对可降低风险的各种方案进行比较”。
其中，HAF102《核动力厂设计安全规定》（2004）在6.4.8 （基于计算机的系统在保护系统中的应用）中规定，如果确定保护系统中应用基于计算机的系统，在6.4.4.1-6.4.4.3条中必须补充下述要求:“为了确认基于计算机的系统可靠性的可信度，必须由独立于设计者和供应商的专家对基于计算机的系统进行评价；在不能论证所需系统的完整性具有高可信度时，必须具备保证执行保护功能的其他不同的手段。
