民用核燃料循环设施安全规定doc15Word格式.docx
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其要紧职责是:
〔1〕按照国家有关核安全法规的要求向国家核安全部门申请所规定的安全许可证件,提交批准和发放安全许可证件所需要的安全分析报告和其他有关资料,并保证这些报告和资料符合要求。
〔2〕保证其核燃料循环设施的选址、设计、建筑、调试、运行和退役符合本规定和其他有关安全法规与标准的要求,遵循所规定的许可证条件。
〔3〕建立保证其核燃料循环设施的安全符合有关要求的制度和治理体制,责任明确。
〔4〕制定并定期复审和修改各种工况下用以保证其核燃料循环设施安全的各种规程、大纲和打算。
〔5〕确保有数量足够、受到充分培训和能胜任其职责的合格工作人员,并为工作人员完成任务提供相应的条件。
〔6〕建立并储存所有安全重要活动的记录,按要求定期向国家核安全部门提交报告;
发生偏离运行状态的事件或事故时,赶忙按报告制度报告事件或事故的性质、范畴和后果,以及所采取的补救措施。
〔7〕同意国家核安全部门对其核燃料循环设施安全的监督检查。
2.2主管部门的要紧职责
核燃料循环设施的主管部门对所属核燃料循环设施的安全负领导责任,其要紧职责是:
〔1〕对所属核燃料循环设施的安全工作实施领导和治理,保证给予所属核燃料循环设施的营运单位必要的支持,并对其进行督促检查。
〔2〕参与有关核燃料循环设施安全法规的起草和制订,组织制订有关核燃料循环设施安全的技术标准。
〔3〕组织所属核燃料循环设施的营运单位按照本规定和其他有关核安全法规的要求制订和实施应急打算。
2.3国家核安全部门的要紧职责
国家核安全部门对核燃料循环设施的安全实施监督,其要紧职责是:
〔1〕制定有关核燃料循环设施的安全法规和导那么,审查认可有关安全标准。
〔2〕按照本规定和其他有关安全法规的要求,审评核燃料循环设施营运单位提交的安全分析报告和其他有关资料,批准颁发相应的安全许可证件。
〔3〕对核燃料循环设施的选址、设计、建筑、调试、运行和退役实施安全监督检查,核实核燃料循环设施的安全是否符合有关法规、标准和所规定的许可证条件。
〔4〕对不符合法规、标准或许可证条件的事项,要求予以纠正或补救,必要时,采取强制性措施。
3安全目标
3.1总目标
建立并保持有效的防备措施,爱护工作人员、公众和环境免遭辐射危害。
3.2辐射防护目标
确保在正常运行状态下核燃料循环设施内及由核燃料循环设施开释出的放射性物质所引起的辐射照耀保持在合理可行尽量低的水平,并低于国家规定限值,确保事故引起的辐射照耀的程度得到缓解。
3.3技术安全目标
采取一切合理可行的措施预防事故;
对设计中考虑的所有事故,要确保其辐射阻碍是可同意的,并确保那些会导致严峻辐射后果的事故发生的可能性极低。
4厂址选择
4.1厂址要求
核燃料循环设施的厂址、厂址所在区域及其周围环境必须满足以下要求:
〔1〕在核燃料循环设施寿期内可不能发生严峻阻碍核燃料循环设施安全的外部自然事件和人为事件,或者能够采取合理可行的措施将可能发生的事件的阻碍减至能够同意的程度。
〔2〕在核燃料循环设施正常运行状态下,厂址与核燃料循环设施综合阻碍所造成的对公众的辐射照耀能保持在合理可行尽量低的水平,并符合国家的规定。
〔3〕事故状态下,能够〔包括能够采取适当的应急措施〕使公众免遭不可同意的辐射照耀。
4.2厂址评判
4.2.1必须考虑的因素
评判一个候选厂址是否符合4.1节提出的厂址要求时,必须综合考虑以下诸方面的因素:
〔1〕厂址所在区域可能发生的阻碍核燃料循环设施安全的外部事件,如地震、洪水及极端气象事件等自然事件和火灾、爆炸及飞机坠毁等人为事件。
〔2〕可能阻碍核燃料循环设施运行和事故状态下开释的放射性物质向人体转移的厂址特点及其环境特点,如地势、气象、水文、生态、土地和水资源的利用等。
〔3〕与评判个人和群体可能受到的辐射危害及必要时采取应急措施有关的特点,如人口密度与分布、交通和通讯等。
4.2.2厂址评判文件
必须将厂址评判结果写成足够详细的文件,以供国家核安全部门进行独立审评。
该文件的内容必须包括:
〔1〕按4.2.1的要求,对厂址的各项特点所作的评判及其结果。
〔2〕与厂址有关的设计基准外部事件及相应的设计基准。
〔3〕所采纳的评判模型和分析方法。
〔4〕选定当前厂址的理由。
5设计与建筑
5.1总的要求
核燃料循环设施的设计与建筑必须采纳通过试验和工程体会证明为有效的技术,综合考虑减轻事故后果的专设安全设施和限制事故发生频率的安全系统的设置及可靠性要求,为本规定第3章所提出的安全目标的实现提供合理的保证。
5.2对外部事件破坏效应的防备
核燃料循环设施的设计必须与其厂址特点及环境条件相适应;
其安全重要构筑物、系统和部件的设计基准和建筑质量必须为防备可能的外部自然事件和人为事件的破坏效应提供合理的保证。
5.3辐射安全
5.3.1放射性物质的包容与操纵
必须设置适当的密封屏障系统,提供可靠的密封功能和足够的包容能力,将放射性物质限制在规定部位或场所,使运行状态和事故工况下规定部位或场所之外遭受放射性物质污染的可能性减至最小;
并保证任何放射性物质外逸所造成的污染在运行状态下低于规定限值,事故工况期间低于可同意限值。
5.3.2放射性物质厂内转移的操纵
核燃料循环设施的设计应使放射性物质在厂内的转移减到最少。
关于必需的放射性物质在厂内的转移,必须提供在正常和可能的专门条件下均具有足够安全性的转移系统和设备,并采取相应的辐射屏蔽和监测等措施,以防止放射性物质泄漏和工作人员意外受照。
5.3.3放射性废物的治理与排放操纵
核燃料循环设施的设计应使放射性废物的产生量减至最小。
必须设置相应的放射性废物治理系统,使设施运行所产生的放射性废物得到适当的分类、收集、处理、贮存或处置;
使排放至环境的放射性物质的浓度和总量,在运行状态下保持在规定限值以下并符合合理可行尽量低原那么,事故工况下不超过可同意限值。
5.3.4工作人员的受照操纵
必须设置足够的辐射屏蔽和防护手段,并为工作人员提供尽可能缩短其受照时刻的有效的工作环境和设备,使工作人员所受到的照耀,在运行状态下能保持在规定限值以下并符合合理可行尽量低原那么,事故工况下不超过可同意限值。
5.3.5辐射监测设备
必须设置用于在运行状态和事故工况下进行充分辐射防护监督的设备。
5.4易裂变材料的核临界安全
5.4.1单元的核临界安全
必须提供可靠的设计特性,使〔并通过核临界安全分析证明〕易裂变材料单元在任何运行状态和事故工况下均保持次临界状态。
5.4.2多单元阵列的核临界安全
必须考虑阵列中单元间的相互作用,提供可靠的设计特性,使〔并通过核临界安全分析证明〕阵列在任何运行状态和事故工况下均保持次临界状态。
5.4.3核临界事故的探测与报警
在可能发生核临界事故的场所,必须设置足够灵敏和可靠的核临界事故探测与报警系统,并保持事故缓解措施的可用性。
5.5防火与防爆
必须依照火灾与爆炸危险性分析,提供预防、探测、扑灭、限制和操纵:
火灾与爆炸的措施和能力,使外部和内部事件引起火灾和爆炸的可能性及其后果减至最小。
5.6辅助设施与系统
辅助设施与系统的设计必须考虑事故工况和应急条件下的需要,必须评判供电、供水等辅助设施与系统的容量和可靠性对安全重要构筑物、系统和部件的功能完整性的阻碍,必要时采取相应的防范措施。
5.7事故应急能力
必须依照需要提供适当的事故应急措施与能力,包括设置事故报警、应急通讯、人员撤离和医疗救治等必要的应急设施与设备。
5.8核材料衡算治理与实物爱护
核燃料循环设施的核材料衡算治理与实物爱护必须符合«
中华人民共和国核材料管制条例»
和其他有关法规的要求。
核燃料循环设施的设计与建筑必须为满足上述要求提供相应的条件。
5.9其他安全要求
5.9.1检查、试验与修理考虑
必须为安全重要系统和部件〔或设备〕的检查、试验和修理提供方便和条件,以保持它们执行安全功能的能力。
5.9.2安全重要物项的共用
核燃料循环设施的安全重要构筑物、系统和部件〔或设备〕不应与其他核设施共用,除非能够证明这种共用可不能阻碍参与共用的任何设施执行其安全功能的能力〔包括由事故工况复原安全状态的能力〕。
5.9.3退役考虑
核燃料循环设施的设计必须考虑采取能够简化退役活动的措施,如尽可能减少被污染部件与设备的数量,便于构筑物和设备去污,以及采纳易于清除放射性废物和被污染物品的措施等。
5.9.4邻近核设施阻碍的考虑
位于其他核设施邻近的核燃料循环设施,其设计与运行必须保证该设施与其他核设施的组合阻碍不给公众的健康与安全造成不可同意的危害。
5.10质量要求
核燃料循环设施安全重要构筑物、系统和部件〔或设备〕的设计、制造、建筑、试验和爱护必须采纳适用的经认可的标准,必须使之达到与其所执行的安全功能的重要性相适应的质量要求。
5.11设计安全分析和评判
核燃料循环设施许可建筑前,其设计必须通过安全分析和评判,以确认安全重要构筑物、系统和部件〔或设备〕的设计基准,并证实整个核燃料循环设施的设计足以保证各种运行状态和事故工况下的辐射照耀和放射性物质开释不超过国家规定的相应限值。
营运单位在初步安全分析报告中,必须对其核燃料循环设施的设计及安全分析的结果进行足够详细的描述以便于国家核安全部门在批准发放建筑许可证前对核燃料循环设施的安全特性进行独立审评。
6调试与运行
6.1总的要求
必须保证核燃料循环设施的运行按照设计要求和国家核安全部门批准的许可证条件进行。
营运单位必须拥有为实现这一目标所需要的所有设备、人员和治理体制,并对这一目标的实现负责。
6.2运行限值与条件必须依照核燃料循环设施的最终设计和安全分析与环境阻碍评判以及调试结果制定包括技术和治理两个方面的运行限值和条件。
必须依照运行体会和有关安全特性的实际变化,对运行限值和条件进行复审或修改。
运行限值和条件以及对运行限值和条件的修改必须经国家核安全部门审评和批准。
6.3调试
必须制定调试大纲,并按调试大纲对核燃料循环设施进行调试,以验证整个核燃料循环设施〔专门是安全重要物项〕均已按批准的要求建成并能按设计意图发挥功能;
同时收集安全运行所需要的基础数据〔专门是那些对安全具有专门重要意义的部件和设备的诊断数据〕和验证正常运行规程的正确性。
调试大纲必须经国家核安全部门认可。
必须按调试大纲要求将调试结果写成书面文件,以便于国家核安全部门审评。
6.4运行安全治理
6.4.1安全治理机构及职责
必须建立和保持适当的职责分明的安全治理机构,并配备称职的负责人和足够数量的合格工作人员,以胜任和有效地履行各项安全治理职责。
安全治理机构必须保证核燃料循环设施以安全的方式运行,并严格遵守运行限值和条件。
6.4.2培训
必须制定并执行培训和再培训大纲,对运行人员、修理人员和其他与安全有关的人员进行充分的培训和再培训,使他们能有效地履行其职责。
必须定期对培训和再培训大纲进行复审或修改,以保持其有效性。
6.4.3运行规程
必须保证所有与安全有关的运行操作均按正式批准的、详细的、最新版本书面规程进行。
运行规程必须符合所批准的运行限值与条件,并留有适当的安全裕量。
同时,运行规程还必须对在运行状态和事故工况下应采取的行动作出明确的规定,并便于运行操作人员执行。
必须对所有运行规程定期进行复审或修改,并将所作的修改及时通知有关人员。
营运单位有责任向国家核安全部门报送其运行规程。
6.4.4监督、检查、试验和修理
必须制定并执行安全重要物项的监督、检查、试验和修理大纲,确保在符合辐射防护原那么下对安全重要构筑物、系统和部件〔或设备〕进行适当的监督、检查、试验和修理,使其功能可靠性和有效性保持与设计要求一致。
6.4.5修改
对安全重要物项以及运行限值与条件和运行规程的修改必须进行安全分析,并按规定程序进行鉴定、审查、批准和记录,使所作的修改不降低保证安全的能力。
阻碍到颁发运行许可证依据的安全重要构筑物、系统和部件〔或设备〕的修改和运行限值与条件的修改〔见6.2节〕,以及原先由国家核安全部门批准的文件的修改,必须在实施前经国家核安全部门批准。
6.4.6运行辐射防护
必须制定并执行运行辐射防护大纲,该大纲应包括辐射防护治理限值以及技术上和治理上所采取的预防措施,以确保涉及辐射照耀的所有活动均按规定进行和受到监督,并符合合理可行尽量低原那么。
必须随着体会的积存,对运行辐射防护大纲进行相应的复审或修改。
6.4.7记录和报告治理
必须建立适当的记录和报告治理制度,以保证记录、报告和它们的储存与分发符合有关要求。
6.5应急打算与预备
必须依照对核燃料循环设施潜在事故后果严峻程度的评判和厂址特点,制定相应的应急打算,并作好所规定的应急预备,以确保可能的紧急事态一旦发生时能够实施各项预先打算的措施,操纵或抑制放射性物质的开释和减轻事故后果。
营运单位必须在核燃料循环设施开始运行前将其应急打算〔包括实施程序清单〕提交国家核安全部门审评,并按批准的打算进行相应的应急演习。
在核燃料循环设施运行寿期内,营运单位必须对其应急打算定期进行复审或修改,并在可行的范畴内定期进行所规定的演习。
6.6运行安全评判
6.6.1运行前的安全评判
核燃料循环设施许可运行前,必须对其运行安全进行分析与评判,以确认其设计、建筑、运行规程及治理措施足以保证其运行符合设计要求,而可不能对厂址内外人员的健康与安全造成危害。
营运单位必须在最终安全分析报告中对这种分析与评判的结果进行足够详细的描述以便于国家核安全部门在批准发放运行许可证前对核燃料循环设施的运行安全进行独立审评。
6.6.2运行期间的安全评判
在核燃料循环设施运行寿期内,营运单位必须组织专家,定期对其核燃料循环设施的运行安全,包括安全重要物项的检查试验及修理记录、运行规程、运行体会、核临界安全、辐射防护实践以及重要专门事件的调查结论等进行分析和评判,并在必要时采取纠正措施,以保证核燃料循环设施的运行始终符合设计要求和所批准的许可证条件。
7退役
7.1总的要求
核燃料循环设施运行寿期终止后,营运单位必须负责使其安全退役,并确保退役工作人员和公众所受到的辐射照耀保持在合理可行尽量低的水平。
只有经国家核安全部门批准之后,营运单位才能终止其责任。
7.2退役的实施
核燃料循环设施的退役必须按照退役大纲进行。
实施中必须确保安全并明确规定组织安排。
退役大纲的内容必须包括为使放射性废物得到安全处置并使退役完成后所需监视最少而应采取的一切步骤与措施。
营运单位必须将所制定的退役大纲和相应的退役安全分析报告报国家核安全部门审评,获得批准后方可付诸实施。
退役的最终状态必须经国家核安全部门会同国家其它有关部门批准。
8质量保证
8.1差不多要求
必须依照HAF0400«
核电厂质量保证安全规定»
所规定的原那么,制定和有效地实施核燃料循环设施的质量保证大纲。
质量保证大纲的应用必须与规定物项对安全的重要程度相适应,并必须覆盖设施全寿期过程中的所有安全重要活动。
8.2质量保证责任
营运单位必须对其核燃料循环设施质量保证大纲的制定、实施和评判负责。
营运单位能够托付其他单位制定和实施其核燃料循环设施质量保证大纲的全部或其中的一部分,但必须对大纲的有效性负责。
8.3质量保证大纲
质量保证大纲必须及早制定并报国家核安全部门审核,以适应工程实际进展的需要。
必须定期对质量保证大纲的执行状况和适用性进行审查,发觉问题时,必须采取纠正措施。
所制定的质量保证大纲必须:
〔1〕明确规定大纲所适用的物项、服务和工艺;
〔2〕明文规定负责打算和执行质量保证活动的组织结构及各有关组织和人员的责任与权力;
〔3〕对阻碍规定物项质量的各项活动进行有效的操纵,保证操纵的严格程度与物项的安全重要性相一致;
〔4〕考虑阻碍质量的各项活动的技术方面,为保证认可的工程标准、规范、技术条件和实践体会通过核实并得到遵守作出规定,除了治理性方面的操纵之外,还应对要达到的技术目标的确切表述作出规定;
〔5〕保证阻碍质量的各项活动是在合适的操纵条件下完成的,操纵条件应包括达到质量要求所需要的环境条件、设备条件和技能等;
〔6〕确保必要时采纳适当的专门操纵手段、工艺处理、试验设备和专门技能,以达到规定的质量要求,并确保采纳适合的检查和检验方法对质量进行证实;
〔7〕确保所有阻碍规定物项质量的活动均按适合于该项活动的程序、细那么或图纸完成,程序、细那么和图纸应包括适当的定性和〔或〕定量的验收准那么;
〔8〕确保实施阻碍规定物项质量的各项活动的人员受到适当的培训或指导,使之达到和保持应有的技术熟练程度;
〔9〕确保质量保证记录制度的建立和执行。
名词说明
本规定中使用的一些特定术语的定义如下。
核燃料
含有易裂变核素的材料,放在反应堆内能使自持核裂变链式反应得以实现。
民用核燃料循环设施
指民用核燃料的生产、加工、贮存及后处理设施,或这些设施中的任何一种。
核安全〔安全〕
完成正确的运行工况,事故预防或缓解事故后果从而实现爱护厂区人员、公众和环境免遭过量辐射危害。
许可证条件
指国家核安全部门依照有关法规批准颁发的安全许可证件中所规定的许可活动及其必须遵守的条件。
运行状态
正常运行和估量运行事件这两类状态的统称。
安全重要构筑物、系统和部件〔或设备〕
具有和执行核安全功能的构筑物、系统和部件〔或设备〕,包括其功能丧失可能使工作人员或公众受到过量辐射照耀的构筑物、系统和部件〔或设备〕以及用以缓解事故可能引起的辐射照耀的程度的构筑物、系统和部件〔或设备〕。
安全重要活动
指涉及或阻碍安全重要构筑物、系统和部件〔或设备〕的功能或质量的任何活动,例如厂址选择和安全重要物项的设计、采购、加工、制造、运输、贮存、清洗、土建施工、安装、试验、调试、运行、检查、爱护、修理、装料、修改及退役等。
密封屏障系统
指由一道或多道独立的实体屏障连同相应的辅助设备〔包括通风设备〕所构成的系统,该系统能有效地限制或防止正常和专门条件下放射性物质向工作场所或环境的开释。
核临界安全
含易裂变材料的系统的确信不能坚持自持链式核反应的状态或保证这种状态的措施。
单元
进行核临界安全设计或治理时作为一个整体考虑的易裂变材料系统。
核临界事故
由于链式反应的失控所造成的意外事故。
辅助设施与系统
指保持核燃料循环设施安全所必需的公用与支持性设施与系统,包括水、电、汽、气等的供应设施与系统,以及通讯系统等。
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