《核安全法规体系》PPT课件.ppt

核安全法规体系,核安全法规体系（核安全监管与质量保证）,规避潜在风险，确保核能事业的顺利发展核安全法规与核安全监管核级机械部件、设备与常规机械产品在设计、制造活动及其质量控制与监督管理方面的基本差别核设施的系统、部件/设备的安全分级及其与相应工业标准之间的关系核设施质量保证的基本要求实例（案例分析）小结,规避潜在风险，确保核能事业的顺利发展,核安全的基本概念什么是核安全所谓“核安全”是指：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。安全目标（详见HAF102核动力厂设计安全规定）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。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：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：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；对于在设计该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；并保证有严重放射性后果的事故发生的概率极低。,规避潜在风险，确保核能事业的顺利发展,安全总要求为了保证核安全对核电厂总的安全要求是：(1)必须为在某些运行工况和事故工况期间和之后的安全停堆和维持安全停堆状态提供必要的手段；(2)必须为在某些运行工况和事故工况期间和之后，为停堆后从堆芯排出余热提供必要的手段；(3)必须为减少可能的放射性物质释放、为保证运行工况期间和之后的任何释放不超过规定限值、事故工况期间和之后的任何释放不超过可接受的限值提供必要的手段。纵深防御与多层屏障（详见HAF102核动力厂设计安全规定）纵深防御概念贯彻于安全有关的全部活动，包括与组织、人员行为或设计有关的方面，以保证这些活动均置于重叠措施的防御之下，即使有一种故障发生，它将由适当的措施探测、补偿或纠正。在整个设计和运行中贯彻纵深防御，以便对由厂内设备故障或人员活动及厂外事件等引起的各种瞬变、预计运行事件及事故提供多层次的保护。,规避潜在风险，确保核能事业的顺利发展,纵深防御与多层屏障纵深防御概念应用于核动力厂的设计，提供一系列多层次的防御（固有特性、设备及规程），用以防止事故并在未能防止事故时保证提供适当的保护。第一层次防御的目的是防止偏离正常运行及防止系统失效。第二层次防御的目的是检测和纠正偏离正常运行状态，以防止预计运行事件升级为事故工况。设置第三层次防御是基于以下假定：尽管极少可能，某些预计运行事件或假设始发事件的升级仍有可能未被前一层次防御所制止，而演变成一种较严重的事件。第四层次防御的目的是针对设计基准可能已被超过的严重事故的，并保证放射性释放保持在尽实际可能的低。第五层次防御，即最后层次防御的目的是减轻可能由事故工况引起潜在的放射性物质释放造成的放射性后果。多层屏障第一道屏障燃料元件包壳（锆合金）第二道屏障反应堆压力容器第三道屏障安全壳,规避潜在风险，确保核能事业的顺利发展,第一道屏障燃料元件包壳（锆合金）,第二道屏障反应堆压力容器,第三道屏障安全壳,规避潜在风险，确保核能事业的顺利发展,保证核安全的基本要素2：核能发电经过近40年的实践，特别是通过对美国三哩岛事故和前苏联切尔诺贝利事故的反思，在总结实践经验、教训和大量研究成果的基础上，IAEA国际核安全咨询组于1988年发表了核电安全的基本原则INSAG-3，并于1999发表了修订版INSAG-12。该文件对保证核安全的基本要素作出了全面、准确的论述。该文件INSAG-12很好地归纳出了核电厂安全目标和安全原则，这是世界核工业界和安全监管部门的共识和经验的总结。提出了最主要的三个安全目标和相应的十二个基本安全原则（三个与安全管理有关，三个与纵深防御有关，还有六个是技术原则），这十二个基本安全原则为众多的具体安全原则提了一个总的框架（规避潜在核风险的全套措施），详见表,规避潜在风险，确保核能事业的顺利发展,INSAG-3/12的核电厂安全目标和安全原则2,规避潜在风险，确保核能事业的顺利发展,总结三哩岛核事故和切尔诺贝利核事故原因，不难看出均与“人”的因素有重大关系。这包括核电厂管理体系中各层次的决策者，直到参与电厂安全和质量活动的全体人员，这包括运行操作人员、设备和工艺系统的维修、试验人员等。他们的敬业精神、责任心如何，能否坚持按照规章、制度和确定的程序进行操作？、在追求经济效益与确保核安全发生矛盾时，是否存在侥幸心理，能否始终坚持安全第一的原则？，这一群体的安全素养如何将直接影响到核电厂的运行安全。对此，IAEA国际核安全咨询组在进行了大量的研究工作后提出了“安全文化（SafetyCulture）”这一概念，并于1991年以INSAG-4文件的方式公布。在这一重要的文件中对人的素养这一看似抽象的概念以“安全文化”给出了确切的定义，并讨论了确认它的方法。“安全文化是组织和个人具有的特性和态度的总和，它确立一种最优的考虑，即核电厂的安全问题以其重要性而保证得到重视”，从另一个角度也可理解为：核能行业全体从业人员的价值观念和行为准则的总和。具有良好的“安全文化”是对核能行业全体从业人员素质的最基本要求。,规避潜在风险，确保核能事业的顺利发展,除此之外，影响到核电厂安全的重要原则或称之为分析核电厂安全的重要“表征”还包括3：（H.J.C.KOUTS“SafetyPrincipleofNuclearPowerPlant”.）1在核电厂的设计、建造、运行直到退役全过程中，各项活动必须严格遵循确定的程序和操作规程。程序和操作规程是施加于影响核电厂的安全性和可靠性的所有活动的基本要求，严格遵循是对全体人员最基本的纪律要求。2人的知识和能力。这一点从设计和建造时就十分重要。电厂的安全性所依赖的每一个人应该了解必要的科学知识，这些知识为其正确履行职责奠定了基础。必须通过不断的、有计划的培训、考核，确保相应的人员具备必须的知识和能力。3有效的权力与责任清晰的管理系统。在一个正确的直线制管理系统中，每个人，包括管理者在履行他的职责时，只向他的单一上级报告。工作人员在一个具体活动中不必服从来自管理链中除他的直接上级一个人以外的其他人的指示。当然，在权力、责任链划分时要十分注意接口关系，保证有关活动的权力分配给承担这项活动的同一管理者。,规避潜在风险，确保核能事业的顺利发展,4严格遵照正确的、综合性的安全分析的结果来进行相关的设计、建造、运行和维修活动。例如：电厂安全分析的结果与安全操作的参数范围之间的关系。这个范围在相应的运行技术规格书中予以界定，操作范围中极限参数的确定必须通过分析和验证。这些分析和验证文件也被称为联接文件，基于概率论方法的安全分析也应作为联接文件的分析方法，以确保操作极限确定时所涉及的重要相关事项己被充分考虑。5在核电厂全寿期的运行实践中，所有的设备、部件，特别是安全相关系统的设备和部件的质量必须与设备的制造质量，或者换句话说与设备、部件的技术规格书的要求始终保持一致。这种一致性依赖于电厂对设备、部件的有效管理，包括老化管理。对相应的设备、部件和系统进行有计划，有明确质量、性能验收指标的维护、保养、检修、试验和更换。这对保证核电厂运行后期的安全尤为重要实践证明，上述分析核电厂安全共性的重要“表征”始终出现在支持核电厂活动的基础中，也是证明核电厂真正贯彻确保高度安全原则的极好“指示器”。,规避潜在风险，确保核能事业的顺利发展,小结核能是具有潜在核风险的“高风险”行业规避潜在风险，是确保核能事业的顺利发展的前提必须全面策划，认真贯彻行之有效的，规避潜在核风险的全套措施对于领导者尤为重要具有良好的“安全文化”是对核能行业全体从业人员素质的最基本要求，全员良好的“安全文化”是质量保证体系的有效运作的基础。质量保证体系的有效运作是各项措施得以认真贯彻的有效工具,核安全法规与核安全监管,核安全法规I结构,核安全法规与核安全监管,核安全法规II法规体系简介,核安全法规汇编1998年版八个系列24个法规,核安全法规与核安全监管,系列：通用10个核动力厂4个研究堆2个核燃料循环设施1个放射性废物管理1个核材料管制2个民用核承压设备监督管理4个放射性物质运输管理（制订中）,核安全法规与核安全监管,通用系列包括了2个条例、3个实施细则、4个实施细则附件和1个规定：,HAF001中华人民共和国民用核设施安监督管理条例（1986年国务院发布）,HAF001/01核电厂安全许可证件的请和颁发（实施细则之一，1993年国家核安全局发布）,HAF001/01/01核电厂操纵人员执照颁发和管理程序）（实施细则之一件一，1993年国家核安全局发布）,HAF001/02核设施的安全监督（实施细则之二，1995年国家核安全局发布）,HAF001/02/01核电厂营运单位报告制度（实施细则之二附件一，国家核安全局1995年发布）,HAF001/02/02研究堆营运单位报告制度（实施细则之二附件二，国家核安全局1995年发布）,HAF001/02/03核燃料循环设施报告制度（实施细则之二附件三，国家核安全局1995年发布）,核安全法规与核安全监管,通用系列包括了2个条例、3个实施细则、4个实施细则附件和1个规定：,HAF002核电厂核事故应急管理条例（1993年国务院发布）,HAF002/01核电厂营运单位的应急准备和应急响应（实施细则之一，1998年国家核安全局发布）,HAF003核电厂质量保证安全规定（1991年国家核安全局发布）,核安全法规与核安全监管,核动力厂系列包括3个规定和一个附件,HAF101核电厂厂址选择安全规定（1991年国家核安全局发布）,HAF102核动力厂设计安全规定（2004年国家核安全局发布）,HAF103核动力厂运行安全规定（2004年国家核安全局发布）,HAF103/01核电厂换料、修改和事故停堆管理,核安全法规与核安全监管,研究堆系列包括2个规定,HAF201研究堆设计安全规定（1995年国家核安全局发布）,HAF202研究堆运行安全规定（1995年国家核安全局发布）,核安全法规与核安全监管,核燃料循环设施系列包括了1个规定放射性废物管理系列包括了1个规定,HAF301民用核燃料循环设施安全规定（1993年国家核安全局发布）,HAF401放射性废物安全监督管理规定（1997年国家核安全局发布）,核安全法规与核安全监管,核材料管制系列包括了1个条例和1个实施细则,HAF501中华人民共和国核材料管制条例（1987年国家核安全局发布）,HAF501/01中华人民共和国核材料管制条例实施细则（1990年国家核安全局、能源部、国防科学技术工业委员会发布）,核安全法规与核安全监管,民用核承压设备监督管理系列包括了3个规定和1个实施细则,HAF601民用核承压设备安全监督管理规定（1992年国家核安全局、机械电子工业部、能源部发布）民用核安全设备监督管理条例（2007年7月21日国务院发布）（2008年1月1日生效）,HAF601/01民用核承压设备安全监督管理规定实施细则（1993年国家核安全局、机械电子工业部、能源部发布）,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（1995年国家核安全局发布）,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（1995年国家核安全局发布）,核安全法规与核安全监管,核安全导则核安全导则的系列和核安全法规及部门规章的系列是相互对应的，也分为8个系列。由于核安全法规和部门规章通常给出的仅仅是原则性要求，因而有必要制订核安全导则，对法规和部门规章的有关条款进行说明和补充，并推荐可以满足法规和部门规章要求的措施、条件和程序。但正如前面所述，核安全导则是指导性的文件，在实践中可采取具有同等安全水平的替代方案。但由于论证同等安全水平的困难，在各国的实践中通常把安全导则也视为强制性的。附带说明的是，安全导则也远远不能解决所有的技术问题，还需要大量的规范和标准做支持。中国规范和标准体系的一个特点是，按照标准法规定，国家标准（除推荐性标准）是强制性的。,核安全法规与核安全监管,通用系列的安全导则包括：HAD002/01核动力厂营运单位的应急准备（1989年国家核安全局发布）HAD002/02地方政府对核动力厂的应急准备（1990年国家核安全局、国家环境保护局、卫生部发布）HAD002/03核事故辐射应急时对公众防护的干预原则和水平（1991年国家核安全局、国家环境保护局发布）HAD002/04核事故辐射应急时对公众防护的导出干预水平（1991年国家核安全局、国家环境保护局发布）HAD002/05核事故医学应急准备和响应（1992年卫生部、国家核安全局发布）HAD002/06研究堆应急计划和准备（1991年国家核安全局发布）HAD002/07民用核燃料循环设施营运单位的应急计划（1993年国家核安全局发布）,核安全法规与核安全监管,通用系列的安全导则包括：HAD003/01核电厂质量保证大纲的制定（1988年国家核安全局发布）HAD003/02核电厂质量保证组织（1989年国家核安全局发布）HAD003/03核电厂物项和服务采购中的质量保证（1986年国家核安全局发布）HAD003/04核电厂质量保证记录制度（1986年国家核安全局发布）HAD003/05核电厂质量保证监查（1988年国家核安全局发布）HAD003/06核电厂设计中的质量保证（1986年国家核安全局发布）HAD003/07核电厂建造期间的质量保证（1987年国家核安全局发布）,核安全法规与核安全监管,通用系列的安全导则包括：HAD003/08核电厂物项制造中的质量保证（1986年国家核安全局发布）HAD003/09核电厂调试和运行期间的质量保证（1988年国家核安全局发布）HAD003/10核燃料组件采购、设计和制造中的质量保证（1987年国家核安全局发布）,核安全法规与核安全监管,核动力厂系列的安全导则包括：厂址选择HAD101/01核电厂厂址选择中的地震问题（1994年国家核安全局修订）HAD101/02核电厂厂址选择的大气弥散问题（1987年国家核安全局发布）HAD101/03核电厂厂址选择及评价的人口分布问题（1987年国家核安全局发布）HAD101/04核电厂厂址选择的外部人为事件（1989年国家核安全局发布）HAD101/05核电厂厂址选择中的放射性物质水力弥散问题（1991年国家核安全局发布）HAD101/06核电厂厂址选择与水文地质的关系（1991年国家核安全局发布）HAD101/07核电厂厂址查勘（1989年国家核安全局发布）HAD101/08滨河核电厂厂址设计基准洪水的确定（1989年国家核安全局发布）HAD101/09滨海核电厂厂址设计基准洪水的确定（1990年国家核安全局发布）HAD101/10核电厂厂址选择的极端气象事件（1991年国家核安全局发布）HAD101/11核电厂设计基准热带气旋（1991年国家核安全局发布）HAD101/12核电厂的地基安全问题（1990年国家核安全局发布）,核安全法规与核安全监管,核电厂设计HAD102/01核电厂设计总的安全原则（1989年国家核安全局发布）HAD102/02核电厂的抗震设计和鉴定（1996年国家核安全局修订）HAD102/03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（1986年国家核安全局发布）HAD102/04核电厂内部飞射物及其二次效应的防护（1986年国家核安全局发布）HAD102/05与核电厂设计有关的外部人为事件（1989年国家核安全局发布）HAD102/06核电厂反应堆安全壳系统的设计（1990年国家核安全局发布）HAD102/07核电厂堆芯的安全设计（1989年国家核安全局发布）HAD102/08核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统（1989年国家核安全局修订）HAD102/09核电厂最终热阱及其直接有关的输热系统（1987年国家核安全局发布）HAD102/10核电厂保护系统及有关设施（1988年国家核安全局发布）HAD102/11核电厂防火（1996年国家核安全局修订）HAD102/12核电厂辐射防护设计（1990年国家核安全局发布）HAD102/13核电厂应急动力系统（1996年国家核安全局修订）HAD102/14核电厂安全有关仪表和控制系统（1988年国家核安全局修订）HAD102/15核电厂燃料装卸和贮存系统（1990年国家核安全局发布）HAD102/16核动力厂基于计算机的安全重要系统软件（2004年国家核安全局发布）,核安全法规与核安全监管,核电厂运行HAD103/01核动力厂运行限值和条件及运行规程（2004年国家核安全局修订）HAD103/02核电厂调试程序（1987年国家核安全局发布）HAD103/03核电厂堆芯和燃料管理（1989年国家核安全局发布）HAD103/04核电厂运行期间的辐射防护（1990年国家核安全局发布）HAD103/05核电厂人员的配备、招聘、培训和授权（1996年国家核安全局修订）HAD103/06核电厂安全运行管理（1990年国家核安全局发布）HAD103/07核电厂在役检查（1988年国家核安全局发布）HAD103/08核电厂维修（1993年国家核安全局修订）HAD103/09核电厂安全重要物项的监督（1993年国家核安全局修订）HAD103/10核动力厂运行防火安全（2004年国家核安全局修订）,核安全法规与核安全监管,研究堆系列的安全导则包括：HAD201/01研究堆安全分析报告的格式和内容（1996年国家核安全局发布）HAD202/01研究堆运行管理（1989年国家核安全局发布）HAD202/02临界装置运行及实验管理（1989年国家核安全局发布）HAD202/03研究堆的应用和修改（1996年国家核安全局发布）HAD202/04研究堆和临界装置退役（1992年国家核安全局发布）核燃料循环设施系列的安全导则包括：HAD301/01铀燃料加工设施安全分析报告的格式和内容（1991年国家核安全局发布）HAD301/02乏燃料贮存设施的设计（1998年国家核安全局发布）HAD301/03乏燃料贮存设施的运行（1998年国家核安全局发布）HAD301/04乏燃料贮存设施的安全评价（1998年国家核安全局发布）,核安全法规与核安全监管,放射性废物管理系列的安全导则包括：HAD401/01核电厂放射性排出流和废物管理（1990年国家核安全局发布）HAD401/02核电厂放射性废物管理系统的设计（1997年国家核安全局修订）HAD401/03放射性废物焚烧设施的设计与运行（1997年国家核安全局发布）HAD401/04放射性废物的分类（1998年国家核安全局发布）HAD401/05放射性废物近地表处置场选址（1998年国家核安全局修订）HAD401/06放射性废物地质处置库选址（1998年国家核安全局发布）,核安全法规与核安全监管,核材料管制系列的安全导则包括：HAD501/01低浓铀转换及元件制造厂核材料衡算（1997年国家核安全局发布）HAD501/02核电厂实物保护导则（1998年国家核安全局修订）民用核承压设备监督管理系列的安全导则包括：（暂无）放射性物质运输管理系列的安全导则包括：（暂无）,核安全法规与核安全监管,核安全法规IIIHAF001要点HAF001中华人民共和国民用核设施监督管理条例第一章总则第二章监督管理职责第三章安全许可制度第四章核安全监督第五章奖励和处罚第六章附则共26条,核安全法规与核安全监管,IIIHAF001要点第一章总则保证、保障、保护/促进适用范围5个阶段第二章监督管理职责国家核安全局统一/独立派出机构-监督站主管部门营运单位全面核安全责任核安全责任核监管责任,核安全法规与核安全监管,IIIHAF001要点第三章安全许可制度-核设施建造许可证-核设施运行许可证-核设施操纵员执照-其它需要批准的文件核材料许可证HAF501核电厂厂址选择审查意见书HAF001/01核电厂首次装料批准书HAF001/01核电厂开始退役批准书HAF001/01核电厂最终退役批准书HAF001/01核承压设备资格许可证HAF601（国产设备）设计、制造、安装三种,核安全法规与核安全监管,IIIHAF001要点第四章核安全监督第五章奖励和处罚-局或主管部门奖励单位或个人-处罚核电厂有研究堆有上锅厂二次（HAF601),核安全法规与核安全监管,我国的核安全监督管理核安全监管机构-国家核安全局我国是联合国的常任理事国，也是国际原子能机构的成员国。核安全是没有“国界”的，我国政府面对国际社会和国内公众认真履行保证核安全的义务和职责，一贯对核安全极为重视。对于原子能的和平利用提出并坚决贯彻“安全第一”的方针。国家核安全局成立于1984年，在确定其工作方针和管理摸式时得益当时的国际和国内环境。（改革、开放政策；美国三哩岛核电厂的堆芯熔化事故后，总结经验教训）,核安全法规与核安全监管,国家核安全局成立之初便做出了几项重大的，并经实践证明是十分明智、正确的决策。其一是：以坚决贯彻中央制定的“安全第一”的方针，在确保核安全的前题下促进我国的核能发展作为中国国家核安全局的工作方针；其二是：积极吸取核能发达国家的核安全管理经验，坚持一步与国际接轨的原则，采用了国际通用的核安全监督管理摸式；其三是：采取“拿来主义”的方针，结合国情尽快建立我国的核安全法规、技术准则体系，并采用国际成熟的核工业标准；其四是对民用核设施的选址、设计、建造（包括设备和部件的制造）、运行直至退役各阶段，所有与质量、安全相关活动的质量管理不再采用我国常规工业，包括军工体系的传统质量管理体系。在核设施的质量管理方面，必须与国际接轨，建立符合核安全法规的质量保证体系，使上述有关活动的实施处于质量保证体系的有效控制之下。,核安全法规与核安全监管,由于上述的正确决策，中国国家核安全局从1984年成立至今，20余年来，在对我国民用核设施的核安全监管活动的实施中，逐渐积累经验，监管能力不断地提高和完善，使得我国民用核设施处于有效的监管之下。核安全基本要素和原则均己被我国采用。要素和原则的应用可归纳为：1.建立了较完善的核安全与辐射环境监督管理法规体系，也明确了当前参照使用的有关核安全审评和监督的技术准则文件和参照使用的有关工业标准；2.国家设立了专门的政府机构-国家核安全局，对各类核设施独立地行使核安全与辐射环境监督管理。同时建立了独立于核工业体系和核设施营运单位的专职核安全与辐射环境审评、监督技术机构-国家环境保护总局核安全中心，专门为国家核安全局提供实施监督管理的技术支持和技术保障；,核安全法规与核安全监管,3.明确核设施营运单位对该设施的核安全与辐射环境安全负有最终责任；4.由国家核安全局对各类核设施，根据其特点，从设施的选址、设计、建造、运行直到退役分阶段实施许可证管理；5.由国家核安全局组织核安全中心和有关技术机构对各类核设施各阶段的活动，依照法规和标准的要求实施强制性的核安全与辐射环境安全的技术审评和监督。其审评、监督的结果作为国家核安全局对核设施营运单位颁发相应许可证的依据；6.国家核安全局及其技术支持机构大力开展多边与双边的国际合作，积极开展国际交流和人员培训。充分注意收集和跟踪国内外有关核安全与辐射环境安全的经验反馈和最新研究成果，大力开展旨在提高监管能力的科学研究，并将研究成果加以应用。,核安全法规与核安全监管,我国的核安全监督管理核电厂的监管特点4一.法规体系较完整二.许可证管理较严格，监管体系比较完善1.核电厂（五个阶段）选址-可研报告中选址部分“核电厂厂址选择意见书”建造-PSAR+QA等“核电厂建造许可证”装料-FSAR+QA等“核电厂首次装料批准书”运行-RFSAR+QA等“核电厂运行许可证”退役-退役报告+QA“核电厂开始退役批准书”“核电厂最终退役批准书”2.操纵人员-操纵员及高级操纵员-主管部门培训、考试-NNSA监、审、发照3.核承压设备-设计、制造、安装三类-资格许可、而非产品认证(无钢印)-目前仅对境内的核承压设备活动实行许可证管理-法规修订（部门规章国务院条例、监管范围扩大、准入条件更严格）,核安全法规与核安全监管,核安全监管核电厂的技术特点4一.选址除常规外的严格要求1.不适宜的厂址（颠覆性）-能动断层范围内（能动的定义）广-不稳定地基且无法以工程措施解决者如：SL-2条件下沙土液化、地基塌陷、滑坡等2.地震抗震分类（国际上有三种）,核安全法规与核安全监管,核安全监管核电厂的技术特点一.选址除常规外的严格要求-全国地震区划和工民建抗震规范不适用于抗震I、II类SSC-抗震I、II类SSC要求：动力法抗震分析详细的地震调查，以确定输入-历史地震的考虑（平静期例：唐山）-概率法/确定论法-自由场峰值加速度（基岩地表）;SL2SL1-反应谱（标准谱场地谱）、拟合场地的地震响应的“时间历程曲线（TH）”,核安全法规与核安全监管,核安全监管II核电厂的技术特点一.选址除常规外的严格要求3.水文-千年一遇最高水位防洪-千年一遇最低水位保证反应堆冷却用水-与其他气象组合（天文潮、风暴潮、海啸等）4.极端气象-热带气旋、龙卷风-极端降水、雪、湿度-其他（极端温度、沙暴等）5.大气弥散-厂区气象塔，至少2年数据-为环境评价,核安全法规与核安全监管,核安全监管II核电厂的技术特点一.选址除常规外的严格要求6.外部人为事件-按性质分类：8类气压冲击烟尘燃爆腐蚀、毒、放射性地面运动水淹或缺水塌陷-按位置分类：2类固定式燃、爆、毒（化工、炼油）的工厂、仓库、管线等移动式陆海空运输工具如-飞机坠毁（标准化飞机;2种不同考虑法:中、美/欧）-导弹演习场（原辽核）-空军投弹靶场（秦山地区）,核安全法规与核安全监管,核安全监管II核电厂的技术特点一.选址除常规外的严格要求6.外部人为事件-不考虑战争-人为破坏反恐、保安-考虑方法确定论法概率法（放射性严重后果10E-7/堆年）设防,核安全法规与核安全管理,核安全管理II核电厂的技术特点二.设计1.总设计要求-停堆并保持停堆状态-排出余热-减少放射性释放并低于限值2.保持安全的几项技术原则-多重性（单一故障准则）-多样性（不同的原理、物理变量、制造厂等）-独立性（实体或功能隔离）-故障安全（如PWR的控制棒）-辅助设施的安全（供安全系统用的水、电、气等被视为该系统的一部分，故被定为安全级）-减少共因故障以上多样性、故障安全、减少共因故障。,核安全法规与核安全管理,核安全管理II核电厂的技术特点二.设计1总设计要求2保持安全的几项技术原则3事故分析核电厂特有DBA必须用安全级SC来缓解BDBA（严重事故）可用非安全级SC来缓解4SSC安全分级三.建造、调试、运行（略）,核级机械部件、设备与常规机械产品在设计、制造活动及其质量控制与监督管理方面的基本差别,为什么要对核级机械部件与设备提出有别于常规机械部件与设备的特殊要求和平利用核能存在着潜在的核风险。因此，确保核安全是和平利用核能的前提。核动力厂是由从多复杂的系统、部件和设备所组成的，采用高质量和高可靠性的部件和设备是保证核动力厂总的安全要求得以实现的基础。为此，根据国际核能工业的成功实践和我国核安全法规的规定，对核动力厂的核级机械部件与设备在设计、制造等方面提出了一系列有别于常规工业产品的特殊要求。,核级机械部件、设备与常规机械产品在设计、制造活动及其质量控制与监督管理方面的基本差别,基本差别51确定设计基准的原则不同核级机械部件与设备的设计基准不仅要考虑在核动力厂运行状态(正常运行和预期运行事件)的条件下能可靠的执行其规定的功能，而且还必须考虑在事故工况下，即在设计基准事故的条件下仍能可靠地执行其规定的安全功能，以缓解事故，保证核动力厂总的安全要求的实现。2在核级机械部件与设备的设计、制造、安装等活动中必须采用成熟的经过验证的技术。这包括：设计方法、材料、制造工艺(包括安装工艺)、检验方法、功能试验和设备鉴定等。判断上述要求是否能够满足的重要依据是审查上述活动是否遵循国家有关的核安全法规和核安全当局认可的技术规范和标准。,核级机械部件、设备与常规机械产品在设计、制造活动及其质量控制与监督管理方面的基本差别,3所有应用于设计和设计验证的计算分析软件和验证设施（各种试验台架、装置）均需通过国家核安全局的认可；4必须遵守从事核承压设备活动的准入制度从事核级机械部件与设备设计、制造、安装活动的单位必须依据核安全法规民用核承压设备安全监督管理规定HAF601、民用核承压设备安全监督管理规定实施细则HAF601/1、民用核承压设备无损检验人员培训、考核和取证管理办法HAF602和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HAF603的相关要求取得相应的资格，获得国家核安全局颁发的资格许可证方可从事相应的设计、制造、安装活动。,核级机械部件、设备与常规机械产品在设计、制造活动及其质量控制与监督管理方面的基本差别,5所有从事核级部件与设备设计、制造、安装活动的单位都必须建立符合核安全法规(核电厂质量保证安全规定HAF-003)要求的质量保证体系，这是取得相应资格许可证的必要条件之一，在从事设计、制造、安装活动过程中，所有与质量相关的活动都必须置于质量保证体系有效的控制之下。6核级部件与设备，特别是首次用于核电站的设备必须通过设备鉴定方可使用。设备鉴定的目的是验证其在电厂服役的各种工况下，特别在事故工况下，该设备的可运行性和功能能力能否满足预定的要求。,核级机械部件、设备与常规机械产品在设计、制造活动及其质量控制与监督管理方面的基本差别,7所有的核级部件与设备的相关活动，包括设计、制造、安装、试验、运行、在役检查、维修、更换、退投等都必须在国家核安全局的独立监督下实施，处于严格的受控状态。上述这些差别都表明核级机械部件与设备在设计、制造、安装的质量控制等方面比常规机械设备要严格的多，实践证明高质量的设备是保证核电厂安全运行的前提条件之一。压水堆核电厂，核蒸汽供应系统示意图见下图,核级机械部件、设备与常规机械产品在设计、制造活动及其质量控制与监督管理方面的基本差别,先进压水堆核电厂AP1000示意图,核级机械部件、设备与常规机械产品在设计、制造活动及其质量控制与监督管理方面的基本差别,先进压水堆核电厂EPR示意图,核级机械部件、设备与常规机械产品在设计、制造活动及其质量控制与监督管理方面的基本差别,核级机械设备与部件设计的基本核安全要求51在核设施（包括核电厂）服役的核级机械设备与部件在核设施的全寿期内能够承受运行状态（包括正常运行和预计运行事件）和事故状态的设计基准事故工况下，各种稳态和瞬态的荷载，并保持其设备与部件压力边界的结构完整性；2在核设施（包括核电厂）服役的核级机械部件与设备在核设施的全寿期内，在运行状态（包括正常运行和预计运行事件）和事故状态的设计基准事故工况下，各种稳态和瞬态的荷载条件下保持其可运行性和功能能力；3在核设施的全寿期内，能够对在核设施（包括核电厂）服役的核级机械部件与设备的可运行性和功能能力，以及压力边界的结构完整性进行可靠的验证性试验和检验。,核设施的系统、部件/设备的安全分级其与相应工业标准之间的关系,I核设施的系统、部件/设备的安全分级核级机械部件与设备必须根据其在核动力装置有关系统中所担负的核安全功能，确定其相应的核安全级别。这是核级机械设备在设计、制造、检验、试验、安装、在役检查等各个环节正确选用相应规范标准的前提。1相应的核安全法规与导则的要求核动力厂有关构筑物，系统和部件的安分功能和安全等级的划分必须遵循的核安全法规和提供指导的导则是核电厂设计安全规定HAF102和用于沸水堆,压水堆和压力管试反应堆的安全功能与部件分级的核安全导则HAD102/03,核设施的系统、部件/设备的安全分级其与相应工业标准之间的关系,核安全导则HAD102/03所推荐的反应堆的安全功能与部件分级方法的基本理念是部件的质量和可靠性是核动力厂安全运行的重要基础之一；核动力厂不同的系统、构筑物、部件对安全的影响是不同的；由于核动力厂的系统、构筑物数量较多，相应的部件和设备更为庞杂，尽管其各自对安全的影响不同，但为了在工程上可操作，根据不同的系统、构筑物、部件对保证核电厂三项总的安全要求所起的作用，即“安全功能”对其进行分类的归一化处理；考虑了安全要求、利益代价分析的最佳化及工程的可操作性；分级的方法论传统的方法是以确定论为主，概率论为辅。近年来，由于概率风险评价技术的发展和应用，其在核动力厂系统、构筑物、部件和设备分级中的作用日显突出（特别对于新堆型，如AP1000）。,核设施的系统、部件/设备的安全分级其与相应工业标准之间的关系,AP1000和EPR的核级系统、设备和某些非核级设备的特性和数量比较机械设备（以泵和阀为例）安全级电气设备安全级电缆缩减了85，安全级电气设备基本限于直流设备。取消了1E级的应急柴油发电机组。AP1000和EPR的建造工作量的比较土建施工中核安全级构筑物混凝土浇灌量AP1000约为5万立方米，而EPR为20万立方米。安全经济,核设施的系统、部件/设备的安全分级其与相应工业标准之间的关系,2部件与设备的核安全分级为了对核动力厂的系统、部件与设备正确地进行安全分级，首先引入安全功能的概念，并依据各个安全功能对实现核动力厂总的安全要求的重要性进行排序，在安全功能排序的基础上进行分组定级，以确定执行某一安全功能的系统、部件与设备相应的安全级别。（1）安全功能的定义为安全而必须达到的特定目标（Aspecificpurposethatmustbeaccomplishedforsafety），其含意是以实现核电厂总的安全要求为目的，而必需完成的特定功能。（2）安全功能表根据核电厂设计安全规定HAF102共列出下列19项安全功能,核设施的系统、部件/设备的安全分级其与相应工业标准之间的关系,1防止发生不可接受的反应性瞬变；2在所有停堆动作完成后，将反应堆保持在安全停堆状态；3在需要时停堆，以防止预计运行事件发展为设计基准事故和停堆以减轻设计基准事故的后果；4在事故工况（不包括反应堆压力边界失效）期间和之后，保持足够的反应堆冷却剂总量用以冷却堆芯；5在设计基准中所考虑的所有假设始发事件期间和之后，保持足够的反应堆冷却剂总量用以冷却堆芯；6在反应堆冷却剂压力边界失效之后，从堆芯排出热量以限制燃料损坏；该安全功能系指热量排出系统的第一阶段。其余阶段包括在安全功能（8）中；,核设施的系统、部件/设备的安全分级其与相应工业标准之间的关系,7在反应堆冷却剂压力边界完整的情况下，在适当的运行状态和事故工况期间，从堆芯排出余热；8将其他安全系统的热量传递到最终热阱；9作为一种支持性功能，为安全系统提供必要的公用设施（如电、气、液压、润滑等）；10保持堆芯内的燃料包壳可接受的完整性；11保持反应堆冷却剂压力边界的完整性；12限制放射性物质在事故工况期间和之后从反应堆安全壳内向外释放；13在设计基准事故和选定的严重事故期间和之后，限制由反应堆安全壳以外的辐射源释放的放射性物质对于公众和厂区人员的辐射照射；这里指当其他安全系统必须执行其安全功能时所需要的支持功能。,核设施的系统、部件/设备的安全分级其与相应工业标准之间的关系,14在所有运行状态下将放射性废物和气载放射性物质的排放或释放限制在规定限值以内；15对核动力厂内的环境状况保持控制，以便各安全系统能够正常运行，并为进行安全上重要操作的运行人员提供必要的可居留性；16在所有运行状态下，对在反应堆冷却剂系统以外，但仍在厂区以内运输或贮存中的已辐照燃料的放射性释放进行控制；17从贮存在反应堆冷却剂系统以外，但仍在厂区以内的已辐照燃料中排出衰变热；18使贮存在反应堆冷却剂系统以外，但仍在厂区以内的燃料保持足够的次临界度；19当某一构筑物、系统或部件的损坏会损害某一安全功能时，防止其发生损坏或限制其损坏所引起的后果。,核设施的系统、部件/设备的安全分级其与相应工业标准之间的关系,（3）安全功能的排序与安全功能的划分用概率论的方法按其安全重要性排列安全功能的顺序，排序时需综合考虑该安全功能失效的后果（例如安全功能“11”的顺序排在“14”的前面）；要求执行该安全功能的概率（例如安全功能“6”的顺序排在“11”的后面）；该安全功能在需要时不能被执行的概率。三个因子的乘积必须低于可接受的水平，当乘积过大时可从系统设计和(或)管理上采取措施使之降低。,核设施的系统、部件/设备的安全分级其与相应工业标准之间的关系,（4）安全功能的应用排序压水堆核电厂安全功能排序示例见图分组定级,核设施的系统、部件/设备的安全分级其与相应工业标准之间的关系,3术语、定义安全停堆地震SafetyShutdownEarthquake（SSE）考虑核动力厂所在区域和厂区的地质和地震条件并考虑当地地表下物质的特殊的特性，根据可能发生的最大地震的评定所确定的那种地震。其相应的设计基准地震的地震动水平为SL-2，即对应于110-3至110-4（平均值）或每堆年110-4至110-5（中值）的超越概率水平。这种地震会引起地面的最大振动，当发生这种地震时核动力厂中的某些构筑物、系统和部件必须仍保持其功能能力。这些构筑物、系统和部件是为保证下列功能所必需的：反应堆冷却剂压力边界的完整性。具有停闭反应堆并将其维持在安全停堆状态下的能力。在事故所产生的厂外幅照水平达到可与相应导则所规定的数值相比时，具有防止或减轻这类事故后果的能力。,核设施的系统、部件/设备的安全分级其与相应工业标准之间的关系,运行基准地震OperatingbasisEarthquake（OBE）原有的运行基准地震的定义是考虑核电厂所在区域和厂区的地质和地震条件并考虑当地地表下物质的特殊特性的基础上预期在电厂运行寿期内会影响电厂厂址的那种地震。其相应的设计基准地震的地震动水平为SL-1，即对应于110-2的超越概率水平。这种地震会引起地面振动，因此，当发生这种地震时，为了核电厂能继续运行而又不对居民的健康和安全造成过度风险所必需的那些设施均须保持其功能能力。在实际工程应用中取运行基准地震动水平SL-1为安全停堆地震动水平SL-2的1/2。（实践证明，这一取值方法带有很强的主观性）全世界的核动力厂经过近50年，约10000堆年的运行实践证明，原有的运行基准地震的定义及其在设计准则中的应用过于保守，提出了更为现实的处理方法。,核设施的系统、部件/设备的安全分级其与相应工业标准之间的关系,过于保守的原因由于在核动力厂构筑物、系统及部件设计中，已充份考虑了对安全停堆地震的设防，而这种设防已包络了对运行基准地震的设防。至于作为“假想”，在核动力厂运行全寿期中会发生的运行基准地震对构筑物、部件与设备的疲劳荷载实际贡献很小，可以不予考虑。在核级机械部件与设备的设计中，运行基准地震（OBE）效应的影响，主要在于对部件与设备的结构进行A、B级使用限值的应力评定时，对分类为一次应力的局部薄膜应力和弯曲应力中都要求计入的运行基准地震（OBE）引起的惯性荷载。由于地震的发生必竟是随机的低概率事件，把运行基准地震（OBE）引起的惯性荷载计入核动力厂正常和异常运行工况下的结构应力分析的规定是过于保守了。当核动力厂厂址地区发生运行基准地震（OBE），核动力厂安全停堆后，可通过对相关部件与设备的检查来确定其是否仍然完好。采取这些措施同样可以保证核安全，而在部件与设备的设计输入中取消运行基准地震（OBE）引起的荷载，这对降低部件与设备的造价也有利。,核设施的系统、部件/设备的安全分级其与相应工业标准之间的关系,更为现实的处理方法6以美国联邦法规10CFR-50附录S核动力厂地震工程准则（10CFR.AppendixStoPart50EarthquakeEngineeringCriteriaforNuclearPowerPlants）为例说明。在附录S中对运行基准地震的定义是运行基准地震动是一种地面振动，对于这种地面振动，核动力厂的设施需要保持继续运行的功能，而不必将其与对公众的安全和健康带来的风险相关联。运行基准地震动仅与核动力厂的停堆和检查相关，除非申请者（指核电厂业主）特别规定将其作为设计输入在附录S中还规定了OBE地震动水平可取SSE的1/3或1/3到SSE地震动水平之间的数值；核动力厂必须设置相应的地震动监测装置；在核动力厂运行中如果发生OBE或地震动水平大于OBE的地震时，核电厂必须停堆；并在地震后对构筑物，系统,部件和设备进行检查，确定其是否仍然完好，以判断核动力厂可否继续运行等内容。在确保安全的前提下，投资与效益的平衡与最佳化,核设施的系统、部件/设备的安全分级其与相应工业标准之间的关系,4部件与设备核安全分级的内容部件与设备的核安全分级包括四项内容即：安全级、抗震分类、质量分组(规范等级)、质量保证级。安全级分为安全1级、安全2级、安全3级和安全4级（非安全级）；抗震分类分为抗震I类和抗震II类。抗震I类的部件需承受安全停堆地震的荷载，抗震II类的部件需承受运行基准地震的荷载（对于抗震II类的部件，新的核安全法规不强制规定其在设计中必须将运行基准地震的荷载作为设计输入。是否作为设计输入，由核动力厂营运单位根据具体情况决定。）；质量分组也称为规范等级分为质量A组、质量B组、质量C组、质量D组（常规产品质量保证要求，例如ISO-9001）。质量保证级：分为质量保证1级、质量保证2级、质量保证3级和质量保证4级。,核设施的系统、部件/设备的安全分级其与相应工业标准之间的关系,4部件与设备核安全分级的内容所有的核安全级部件与设备(核安全1、2、3级)均为抗震类，即要求部件与设备能够抵御“安全停堆地震（SSE）”的荷载而保持其结构完整性、可运行性和功能能力。安全级、质量分组、质量保证级对于某一具体部件与设备而言原则上是一致的，例如反应堆压力容器为核安全1级部件，该部件为抗震I类、安全1级、质量1级、质量保证1级。但在，某些情况下安全级、质量级或质量保证级可根据需要升级，例如蒸汽发生器二次侧为核安全2级部件，该部件为抗震I类、安全2级、质量2级（质量B组）、质量保证1级。安全4级为非核安全级、质量4级（质量D组），执行常规产品相应的标准和质量保证要求（例如ISO-9001）。质量保证分级对不同的质量保证级别其控制要素相同在实际执行中差别仅来源于物项与服务的安全重要性和受控对象的质量信誉（控制的频度与深度）,核设施的系统、部件/设备的安全分级其与相应工业标准之间的关系,5系统安全分级与部件安全分级的关系组成该系统的部件与设备的安全级别与系统的安全级别相一致；安全级别不同的二个系统之间的接口部件按较高的级别确定；与安全级能动部件配套的电器设备与控制仪表划分为IE级；核电厂系统与部件安全分级示图见图。,核设施的系统、部件/设备的安全分级及其与相应工业标准之间的关系,II安全分级及其与相应工业标准之间的关系我国目前尚未形成完整的有关核动力装置机械部件与设备的设计规范和标准。核级机械设备的设计与制造通常遵循国家核安全局认可的国外成熟规范、标准进行，如美国机械工程师学会AMSE制定的锅炉与压力容器规范第II卷材料技术条件、第III卷核动力装置设备；第V卷无损检验；第IX卷焊接与钎焊评定；第XI卷核动力装置设备在役检查规程；或法国核岛设备设计和建造规则协会AFCEN制订的压水堆核岛机械设备设计和建造规则RCC-M和压水堆核电厂在役检查规则RSEM。上述核工业规范、标准的要求只保证机械部件与设备流体压力边界的结构完整性，而未考虑诸如腐蚀、磨损、环境影响等方面的要求。,ASME、RCC-M、RSEM规范适用的卷、册范围及内容,包括容器类设备、泵、阀门和管道的设计、制造、检验和试验等要求,按照美国核管会NRC质量分组系统分组的水冷核动力厂部件的建造规范和标准一览表,部件,美国核管会NRC质量分组系统,核设施的系统、部件/设备的安全分级及其与相应工业标准之间的关系,小结在确保安全的前提下，应力求核设施的投资与效益的平衡与最佳化；投资与效益的平衡与最佳化的关键之一在于，对核设施系统的安全功能进行详细的分析，尽量利用概率分析的方法进行合理的排序和分组。在确保安全的前提下，尽量降低其安全级别；在确定了系统和设备/部件的安全级别在设计、制造、运行维护等活动中严格遵守相应的工业标准，不要企图在遵守标准的相应要求上找“油水”。,核设施质量保证的基本要求,定义质量保证的基本概念核设施质量保证法规建立质量保证体系的几个关键问题确保质量保证大纲的实施有效性的关键核电质量保证体系的现状和存在的问题,核设施质量保证的基本要求,定义1“物项”和“服务”所谓“物项”，它是“构筑物、系统、材料、零部件和设备等的总称”。所谓“服务”，是除掉直接生产出物项以外的其它影响质量的工作。例如设计、物项的运输、检验和试验等工作。在质保规定中，又常常把这种“工作”称为“活动”。2“质量”和“质量活动”所谓“质量”，按照GB/T9000-2000中对质量的定义，它是“一组固有特性满足要求的程度”。我们可以理解为是“物项或服务的本来就有的定性或定量的各种类别特性满足惯例的或顾客规定必须达到的要求或期望”。所谓“质量活动”，是指“影响质量的活动（工作）”。无论是制造设备，或是做检验，或是制订文件，等等活动。只要这种活动的结果对物项或服务的质量会产生影响，都称为“质量活动”。,核设施质量保证的基本要求,3“质量保证”所谓“质量保证”，它是“为使物项和服务与规定的质量要求相符合，并提供足够的置信度，所必须的一系列有计划的系统的活动”。我们可以将“质量保证”理解为是保证核设施全过程的物项和服务的质量符合规定的质量要求，而采取的一整套组织管理和技术管理的总和。“质量保证”简称为“质保”，或QA（Qualityassurance的词首）。4“质量控制”所谓“质量控制”，它是质量活动的从事者在实施所从事的质量活动中，按照质量管理相关措施（或办法），对所从事的质量活动的质量进行检验、验证的控制措施。质量控制简称为“质控”，或QC（Qualitycontral）。它是整个质量保证（QA）工作的一个重要的组成部分。,核设施质量保证的基本要求,5“质量活动的从事者”和“验证人员”所谓“质量活动的从事者”，是指实施质量活动的人员。例如设计人员，生产工人，检验、试验人员，文件的编、审、批人员和采购等人员，他们所从事的活动都是会影响到物项和服务的质量。所谓“验证人员”，是指验证质量活动的从事者所从事的质量活动是否按照规定的要求进行和质量是否满足规定的要求的人员。这种验证包括：对质量控制过程实施的监督，对质量的检验或试验，以及对质量保证大纲实施有效性的监查。这些人员通称为验证人员，又可分别称为质检人员，检验或试验人员，以及监查人员。检验、试验人员原则上属于“验证人员”，但是具有双重性。如果检验、试验人员操作不当，检验、试验结果发生差错，则直接影响物项的质量，因此也将他们划入“质量活动的从事者”。,核设施质量保证的基本要求,质量保证的基本概念“质量保证