第二章 核安全法规(24-43页)讲解

1、第2章 核安全法规21核安全法规体系我国核安全法规体系分五个层次：国家法律、国务院行政法规、部门规章、指导性文件和参考性文件。图2 1给出我国核安全法规体系的层次。 第一层次：国家法律 图2 1中核安全法规体系的第一层次为国家法律，它包括：原子能法，环境保护法和放射性污染防治法等。 1原子能法(草案) 这是调整和促进原于能事业发展的法律文件，它既规定了原子能事业发展的方针政策，又规定了核安全监督管理的要求，是在原子能领域中具有最高法律效力的文件。 2环境保护法(1989年12月) 环境保护法是保护和改善生活环境、防治污染、保障人体健康和促进社会发展的法律。 3放射性污染防治法(2003年6月)

2、 放射性污染防治法是防止在核能开发、核技术应用及伴生矿物资源开发利用中由于废气排放、废液排放、固体废物以及贯穿辐射造成的环境污染，从而达到保护环境和保护公众健康的目的。 第二层次：国务院行政法规 图2 1中核安全法规体系的第二层次为国务院行政法规，即国务院颁发的棱安全管理条例。这些条例是规定管理范围、管理机构及其职权、监督管理原则及程序等重大问题的规章，具有法律约束力。目前为止，已经发布的核安全管理条例包括： 1民用核设施安全监督管理条例(HAF 001，1986年10月) 这是国家核安全局成立(1984年)后由国务院颁发的第一项与核安全有关的行政法规。该条例是核安全部门对全国民用核设施执行核

3、安全监督的主要法律依据。它既授权国家核安全局对全国民用核设施安全实施统一监督，独立行使核安全监督权,也明确规定国家实行核设施安全许可制度，由国家核安全局负责制定和批准颁发核设施安全许可证件。 2核材料管制条例(HAF 50l，1987年6月) 为保证核材料的安全与合法利用，防止被盗、破坏、丢失、非法转让和非法使用，保护国家和人民群众的安全，国务院颁发此条例。该条例规定国家对核材料实施许可证制度，并规定了国家核安全局、国防科工委等部门在核材料管制方面的监督管理责任。对于核电厂而言，拥有核材料许可证在首次装料前申请，具体由运行部门负责。 3核电厂核事故应急管理条例(HAF 002，1993年8月)

4、 为加强核电厂核事故应急管理工作，控制和减少核事故危害，国务院发布此条例。该条例及其实施细则规定了核电厂管理单位的应急准备和应急响应活动以及国家政府部门的核事故应急管理职责。在申请核电厂首次装料批准书时，必须向国家核安全局提交核电厂场内应急计划，具体由电厂运行部门负责编制。但在选址阶段中必须考虑实施应急计划的可行性，在设计阶段必须落实执行应急计划所需的各种设施。 4.民用核安全设备监督管理条例(国务院500号令，2007年7月) 为了加强对民用核安全设备的监督管理，保证民用核设施的安全运行，预防核事故,保障工作人员和公众的健康，保护环境，促进核能事业的发展，国务院颁发该条例。该条例所称民用核安

5、全设备，是指在民用核设施中使用的执行安全功能的设备，包括核安全机械设备和核安全电气设备。 第三层次：部门规章 图2-1中核安全法规体系的第三层次为部门规章，由国家核安全局批准发布,具有法律约束力。主要包括核安全管理条例的实施细则和核安全规定。前者是针对核安全管理条例规定具体实施办法的规章；后者是规定核安全目标和基本安全要求的规章。 1民用核设施安全监督管理条例(HAF 001)的两个实施细则 (1)核电厂安全许可证条件的申请和颁发(HAF 001/01，1993年12月) 该实施细则规定对核电厂实施厂址选择、建造、调试、运行和退役五个阶段的安全监督管理，并规定了这五个阶段安全许可证件申请和颁发

6、的有关活动和必须遵守的条件。 (2)核设施的安全监督(HAF 001/02，1995年6月) 该实施细则规定了在核设施各阶段对与核安全有关的全部物项和活动进行核安全监督的目的、依据、内容以及国家核安全局的监督职责和对营运单位的要求。 2.核安全规定 核安全规定也是强制执行的法规。对于核电厂的建造和运行来说，必须遵照执行的有： (1)核电厂质量保证安全规定(HAF 003，l 991年7月) 核电厂质量保证安全规定共分13章。 第1章 引言 指出核电厂质量保证必须满足本规定提出的基本要求，规定了制定质量保证大纲的原则、目标、范围和责任。 第2章 质量保证大纲 从总体上提出在制定和实施质量保证大纲

7、时要满足的基本要求，并提出必须按工程进度制定和实施质量保证大纲。 第3章 组织 对实施质量保证大纲的组织结构、权限、单位间的工作接口以及人员的配备和培训等提出了要求，特别对质保部门的权力和组织独立性作了明确的规定。 第4章 文件控制 对文件的编审批、文件的分发和修订提出了要求。 第5章 设计控制 对设计过程的计划和实施、设计接口的控制、设计验证、设计变更等提出了要求。 第6章 采购控制 采购包括物项和服务的采购。本章对采购文件、买方对供方的评价和选择以及对所购物项和服务的控制提出了要求。 第7章 物项控制 对物项的标识和控制、物项的装卸、贮存和运输以及安全重要物项的维护提出了要求。 第8章 工

8、艺过程控制 对核电厂的设计、制造、建造、试验、调试和运行中使用的影响质量的工艺过程的控制提出了要求，特别是对特殊工艺的控制提出了明确的要求。 第9章 检查和试验控制 对检查试验的控制、测试设备的标定和控制以及对检查和试验状态显示的控制提出了要求。 第10章 对不符合项的控制 对不符合项的审查和处置控制提出了要求。 第11章 纠正措施 提出对严重有损于质量的情况要采取纠正措施，并对纠正措施的控制提出了要求。 第12章 记录 对质保记录的编写、收集、贮存和保管以及记录的贮存设施提出了要求。 第13章 监查 对监查人员、监查计划安排和监查方法提出了要求。 上述的控制措施可分为管理性的控制措施和面向工

9、作的控制措施。 管理性的控制措施有：质量保证大纲的制定、组织、文件控制、对不符合项的控制、纠正措施、记录和监查。面向工作的控制措施有：设计控制、采购控制、物项控制、工艺过程控制以及检查和试验。 (2)核电厂厂址选择安全规定(HAF l01，1991年7月) 该规定提出了陆地上固定式热中子反应堆核电厂厂址选择中在核安全方面应遵循的准则和程序，总的要求是“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”。 (3)核动力厂设计安全规定(HAF 102，2004年4月) 该规定提出陆地上固定式热中子反应堆核电厂的核安全原则以及安全重要构筑物、系统

10、和部件设计中必须满足的要求。 (4)核动力厂运行安全规定(HAF 103，2004年4月) 该规定对陆地上固定式热中子反应堆核电厂的运行提出了必须满足的基本要求，规定的内容涉及核电厂的管理、调试、运行和退役有关的安全问题。 (5)放射性废物安全监督管理规定(HAF 401，1997年11月) 该规定阐明放射性废物管理的目标和原则以及放射性废物的安全监督管理职责和放射性废物安全管理的重要环节。这里简要介绍放射性管理的目标和原则。 (6)民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定(HAF 601，2007年7月) (7)民用核安全设备无损检验人员资格管理规定(HAF 602，2007年7月)

11、 (8)民用核安全设备焊工焊接操作工资格管理规定(HAF 603，2007年7月) (9)进口民用核安全设备监督管理规定(HAF 604，2007年7月) 第四层次：指导性文件 核安全导则是对核安全规定说明或补充以及推荐有关方法和程序的指导性文件。核安全导则不是强制执行的文件。通常，在各核安全导则中都会说明可以采用与本导则推荐的不同的其他适宜的方法，但必需向国家核安全局证明所采用的方法具有与本导则相等的安全水平。 1.与核电厂质量保证安全规定对应的核安全导则 HAD00301核电厂质量保证大纲的制定(1988年10月) HAD00302核电厂质量保证组织(1989年4月) HAD00303核电

12、厂物项和服务采购中的质量保证(1986年10月) HAD00304核电厂质量保证记录制度(1986年10月) HAD00805核电厂质量保证监查(1988年1月) HAD00306核电厂设计中的质量保证(1986年10月) HAD00307核电厂建造期间的质量保证(1987年4月) HAD00308核电厂物项制造中的质量保证(1986年10月) HAD00309核电厂调试和运行期间的质量保证(i988年1月) HAD00310核燃料组件采购、设计和制造中的质量保证(1989年4月) 2与核电厂厂址选择安全规定对应的核安全导则 HADl0I01核电厂厂址选择中的地震问题(1994年修订) HAD

13、l0I02核电厂厂址选择的大气弥散问题(1987年11月) HADl0I03核电厂厂址选择及评价的人口分布问题(1987年11月)HADl0104核电厂厂址选择的外部人为事件(1989年11月)HADl0105核电厂厂址选择中的放射性物质水力弥散问题(1991年4月)HADl0106核电厂厂址选择与水文地质的关系(1991年4月)HADl0107核电厂厂址查勘(1989年11月)HADl0108滨河核电厂厂址设计基准洪水的确定(1989年7月)HADl0109滨海核电厂厂址设计基准洪水的确定(1990年5月)HADl0110核电厂厂址选择的极端气象现象(1991年4月)HADl0111核电厂设

14、计基准热带气旋(1991年4月)HADl0112核电厂的地基安全问题(1990年2月)3与核电厂设计安全规定对应的核安全导则HADl0201核电厂设计总的安全原则(1989年7月)HADl0202核电厂的抗震设计与鉴定(1996年修订)HADl0203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(1 986 年10月)HADl0204核电厂内部飞射物及其二次效应的防护(1986年10月)HADl0205与核电厂设计有关的外部人为事件(1989年11月)HADl0206核电厂反应堆安全壳系统的设计(1999年5月)HADl0207核电厂堆芯的安全设计(1989年7月)HADl0208核

15、电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统(1989年4月)HADl0209核电厂最终热阶及其直接有关的输热系统(1987年4月)HADl0210核电厂保护系统及有关设施(1988年10月)HADl0211核电厂防火(1996年修订)HADl0212核电厂辐射防护设计(1990年5月)HADl0213核电厂应急动力系统(1996年修订)HADl0214核电厂安全有关仪表和控制系统(1988年10月)HADl0215核电厂燃料装卸和贮存系统(1990年2月)4与核电厂运行安全规定对应的核安全导则HADl0301核电厂运行限值和条件(1990年2月)HADl0302核电厂调试程序(1987年4月)HADl0

16、303核电厂堆芯和燃料管理(1 989年11月)HADl0304核电厂运行期间的辐射防护(1990年5月)HADl0305核电厂人员的配备、招聘、培训和授权(1996年修订)HADl0306核电厂安全运行管理(1990年2月)HADl0307核电厂在役检查(1988年10月)HADl0308核电厂维修(1993年修订)HADl0309核电厂安全重要物项的监督(1993年修订)第五层次：参考性文件国家核安全局还发布了一些有关核安全的技术文件，作为参考性文件。技术文件一般为经翻译转化的IAEA颁发的技术文件，或针对某个具体的核设施项目或核安全活动提的技术见解等文件。22核安全法规规定的一些原则22

17、1国家核安全局的主要职能 国家核安全局是国务院主管全国核安全的职能部门。在国务院关于发展核能的“安全第一，质量第一”方针指导下，依法统一监督管理全国和平利用核能和核技术中的安全事务。保证安全监督的独立职能。 国家核安全局的主要职能如下。 1制定核安全的方针、政策和法规，发布核安全有关的规定、实施细则和导则，审查有关核安全的技术标准； 2组织审查评定核设施的安全性能及其营运单位保障安全的能力，负责颁发和管理核安全许可证件。实施核安全监督和检查，审查和监督场内核事故应急计划准备，参与调查和处理事故以及调解和裁决有关核安全的纠纷； 3负责核承压设备活动的监督管理，核准颁发及管理相应的资格许可证件；

18、4监督检查民用核材料的安全持有、使用、生产、储存。运输、处理和处置，核准颁发和管理核材料许可证件，协同有关部门实施民用核材料的实物保护，并进行独立监督； 5组织审查、颁发和管理民用核材料运输及运输容器许可证件； 6负责国家核事故应急指挥的技术后援工作，监督核设施的辐射防护，汇总、评价有关辐射、卫生、气象等监测数据； 7组织国家重点核安全技术和管理的科学研究； 8.归口管理核安全方面的国防业务联系和台作； 9负责组织对公众的核安全宣传、教育； 10.国务院交办的其他有关事宜。 核安全专家委员会是国家核安全局制订我国核安全政策、法规和对我国民用核设施实施核安全监督管理以及开展核安全科学研究的参谋和

19、咨询组织。核安全专家委员会下设专业组。 在核设施集中的地区，由国家核安全局设立派出机构地区监督站，向核设施制造、建造和运行现场派驻监督员(组)，执行核安全监督任务。已成立广东、上海、西南、北方、东北和西北6个地区监督站，分别负责各地区的核设施的核安全监督管理。222核电厂安全许可证制度 许可证制度是指通过颁发批准书或许可证的办法对核电厂的选址、设计、建造、调试、运行和退役等阶段进行安全管理的一种制度。颁发批准书或许可证是安全管理机构向业主或申请者授权进行某种活动的一种形式。根据中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例的规定，由国家核安全局负责制定和批准颁发核电厂安全许可证件。 1核电厂的安全许

20、可证件可分为核电厂设施和人员两大类 主要有：1)核电厂厂址安全审查批准书、2)核电厂建造许可证、3)核电厂首次装料批准书、4)核电厂运行许可证、5)核电厂退役批准书、6)操纵员执照和7)高级操纵员执照。 核电厂厂址安全审查批准书 在得到国家发展和改革委员会允许开展前期工作的批文后，核电厂申请单位向国家核安全局提交核电厂厂址阶段安全分析报告，向环境保护部提交核电厂厂址阶段环境影响评价报告。经国家核安全局和环境保护部审查后，向核电厂申请单位颁发“核电厂厂址安全审查批准书”。在厂址安全审查阶段的审评重点是：安全设计基准；影响核电厂设计基准的厂址条件；核电厂对环境的影响；采取应急措施的可行性。 核电厂

21、建造许可证 核电厂的营运单位(指申请或持有安全许可证，可以经营和运行核电厂的单位)向国家核安全局提交“核电厂建造申请书”、“初步安全分析报告”和其他有关资料(如系统手册、设计报告等)。经国家核安全局审评后，颁发“核电厂建造许可证”，批准核电厂建造，方可开始核岛混凝土浇筑。颁发建造许可证之前审评的重点是：总体设计；工艺系统；初步事故分析；辐射防护；防火及安全保卫；质量保证；申请者及供货者的资格和组织。 核电厂首次装料批准书 核电厂建造安装完毕，经过运行前试验后进入首次装料阶段。核电厂的营运单位向国家核安全局提交“核电厂首次装料申请书”，“最终安全分析报告”和其他有关资料。国家核安全局审评后，颁发

22、“核电厂首次装料批准书”，批准首次装料，许可进行带核反应的调试，按批准的计划提升功率，以及为期十二个月的试运行。为颁发“核电厂首次装料批准书”而进行的审评的重点是核电厂各部分和各系统的最终设计；核电厂建成后的最终状态；质量保证大纲实施结果及役前检查结果；初步运行计划，包括运行工况、运行限值以及运行质量保证计划；最终的事故分析；运行操作规程；运行组织与人员资格；调试大纲；辐射防护计划；应急计划。 核电厂运行许可证 核电厂完成首次装料、临界和提升功率后，经试运行十二个月后可以申请正式运行的许可证。核电厂的营运单位向国家核安全局提交“核电厂运行申请书”，修订的“最终安全分析报告”和其他有关资料。国家

23、核安全局审评后，颁发“核电厂运行许可证”，批准正式运行，许可在遵守“核电厂运行许可证”规定的条件下长期运行。为颁发运行许可证而进行审评的重点是：试运行结果；修订的运行工况、限值及运行规程；定期试验、维修必及在役检查方案；再培训计划；关于放射性物质向环境排放的报告。 核电厂退役批准书 核电厂在达到使用寿命时，应进行退役。一般设计寿命为40年左右。核电厂经过几十年运行后，反应堆积存有约1016Bq的放射性物质，因此要有严格的安全措施来退役以保护环境和公众。核电厂的营运单位向国家核安全局提交“退役计划书”经审评后，国家核安全局颁发“核电厂退役批准书”(临时)后，许可开始进行核电厂退役活动。核电厂退役

24、完成后，经过国家核安全局检查合格，颁发“核电厂退役批准书”。进行审评的重点是：核电厂运行结束时放射性物质的性质和数量；退役步骤及方法；退役后各阶段的状态；退役后各阶段的厂区保卫和环境监测。 另外，国家核安全局还审评和核准一切用于民用目的的核材料许可证申请核准民用核承压设备资格许可证(分设计、制造和安装三种)。 操纵员执照 持此执照的人员方可操纵核电厂反应堆控制系统。具备下列条件的，方可批准发给操纵员执照。 (1)身体健康，无职业禁忌症； (2)具有大专以上文化程度或同等学历； (3)经过运行操作培训，并经考核合格。 高级操纵员执照 持此执照的人员方可担任操纵或者指导他人操纵核电厂反应堆。 (1

25、)身体健康，无职业禁忌症； (2)具有大专以上文化程度或同等学历； (3)经运行操作培训，并经考核合格； (4)担任操纵员二年以上，成绩优秀者。 持有“高级操纵员执照”的人员方可担任核电厂正、副值长和运行部主任的职务。核电厂每个运行班组中必须至少有三个以上的持照人员，其中至少应有一人持有核电厂“高级操纵员执照”。 职业禁忌症是指：癫痫、精神病、糖尿病、高血压、心脏疾病、阵发性昏厥、美尼尔氏综合征、听觉或视觉缺陷、色盲、神经官能症以及可能引起判断力减弱或运动肌共济失调的任何其他身体或精神疾病。 2核电厂安全有关文件 申请者提交的核电厂安全有关文件较多，主要有核电厂安全分析报告、核电厂环境影响报告

26、书、核电厂退役计划书等。 核电厂安全分析报告 许可证申请者向国家核安全局提交的安全文件，包含核电厂的总说明，设计、事故分析以及为尽量减少工作人员和公众遭受损害所采取的措施等方面的资料。 核电厂环境影响报告书 许可证申请者向环境保护部提交的环境影响评价文件，一般包含下列内容：概述，包括核电厂名称、性质、规模、建设目的和环境影响报告书的编制依据；厂址与环境，有关地理位置、人口分布、土地利用及资源概况、气象、水文、地质地震、居民健康状况和噪声；电厂；电厂施工建造过程对环境的影响；电厂运行的环境影响；电厂事故的环境影响；流出物监测和环境监测；厂址筛选；电厂建设和运行的效益分析；结论。 核电厂退役计划书

27、 退役申请者向国家核安全局提交的文件，包含退役的分阶段实施计划和达到的目标，安全分析和安全措施等。申请者在退役实施前要提交“退役计划书”，在退役完成后要提交“退役后报告”。 3核电厂安全许可证的管理 包括安全许可证的申请、审查、颁发和中止或吊销。 许可证的申请和颁发 国家核安全局在收到申请者提交的申请书及安全分析报告后，应于一个月内确认接受或不接受该项申请。如确定接受该申请，随即应组织所授权的核安全技术机构实施技术审评。技术机构经过审评，最终提出技术审评报告。国家核安全局同时还应将申请书及有关资料分送国务院其他有关部门及核电厂所在的省、自治区、直辖市人民政府征询意见。国务院有关部门、地方人民政

28、府应在三个月内就所主管的范围提出书面答复。涉及环境保护方面的问题由环境保护部审查。核电厂所在地公众对核电厂建设的意见则由地方人民政府考虑和表达。技术审评报告先经国家核安全专家委员会审议和咨询，由国家核安全局在考虑国务院其他有关部门、地方人民政府的意见，以及监督检查报告后，再批准技术审评报告和颁发许可证件。 许可证申请材料的审评 审评的目的是为了确定申请者所提交的文件资料内容是否符合国家核安全法规的要求是否有足够的措施保障工作人员和群众的健康、保护环境。在批准厂址时，从安全方面确定核电厂与所选厂址之间的适宜性；在批准建造许可证时，审评核电厂的设计安全原则在颁发首次装料批准书前，确定核电厂是否按认

29、可的设计建成，是否符合核安全法规，是否已达到要求的质量并有完整合格的质量保证记录；在颁发运行许可证前，审评试运行的结果是否与设计一致并确认修订过的运行工况和运行限值及条件；在颁发退役批准书时，审评核电厂的退役步骤和退役各阶段的状态是否符合安全要求。 许可证的中止或吊销 对拒绝执行核安全规定或严重违章操作致使核电厂损坏，功能失常造成长期不合格或严重不合格，或发生对现场工作人员、公众和环境造成不适当的放射性危害时，将中止或吊销许可证。223核安全监督 核安全监督包括检查和执法两方面任务。 核安全检查和执法的目的是核实核安全管理要求和许可证的事项。确认核安全人员是否称职，有关材料、设备、结构、系统和

30、各种活动是否符合核安全要求。许可证持有者是否及时，如实地报告缺陷和异常情况。 国家核安全局及其地区监督站通过向核设施现场派驻监督员(组)执行核安全监督任务。核安全监督员由国家核安全局考核和任命，并授予“核安全监督员证”。 核电厂的核安全检查分日常的、例行的和非例行的。 对研究堆、临界装置和燃料循环设施实施的月检查以月报形式报告国家核安全局。必要时进行例行和非例行检查，检查报告上报国家核安全局。检查报告经局领导批准后下发营运单位。营运单位对检查报告中所提出的要求应采取实施措施。 国家核安全局负责对民用核材料的持有和使用进行监督，监督检查的重点在核查核材料管制许可证条件的履行情况，核材料监控、衡算

31、和实物保护计划的有效性。 核设施营运单位应遵守国家核安全报告制度。核安全报告分为定期报告、不定期报告和紧急事故报告三类。 为了保护工作人员、公众和环境，国家核安全局要求营运单位及有关单位采取必要措施以消除有关核设施物项和活动中的任何不安全因素。国家核安全局在必要时有权采取强制性措施。命令核设施营运单位停止危及安全的活动。224核事故应急准备 由于采取了核安全纵深防御原则和不断强化核动力厂的安全文化，核动力厂的安全性是有保证的，但仍然不能完全排除发生严重事故的可能性。编制好应急计划，并按应急计划的要求进行应急准备，一旦发生核事故，迅速而适当地作出应急响应，采取某些超出正常工作程序的行动，最大限度

32、地减轻事故对人员和环境的不利影响，这就是核事故应急。核事故应急是核安全纵深防御的最后一个环节。2241核事故应急管理的工作方针 我国核事故应急管理工作的方针是；常备不懈、积极兼容、统一指挥、大力协同、保护公众、保护环境。2242核事故应急管理体制及各级组织的职责 我国核事故应急实行三级管理，即国家级、地方(省、自治区、直辖市)政府级及核设施营运单位级，分层次对相应核事故应急管理工作负责。 1国家核事故应急组织 全国的核事故应急管理工作由国务院指定的部门负责，其主要职责是： (1)拟定国家核事故应急工作政策； (2)统一协调国务院有关部门、军队和地方人民政府的核事故应急计划； (3)组织制定和实

33、施国家核事故应急计划，审查批准场外核事故应急计划； (4)适时批准进人和终止场外应急状态； (5)提出实施核事故应急响应行动的建议； (6)审查批准核事故公报、国际通报、提出请求国际援助的方案。必要时，由国务院领导组织和协调全国的核事故应急管理工作。 2.核电厂所在地的省、自治区、直辖市人民政府指定的部门负责本行政区内的棱事故应急管理工作，其主要职责是： (1)执行国家核事故应急工作的法规和政策； (2)组织制定场外核事故应急计划，做好核事故应急准备工作； (3)统一指挥场外核事故应急响应行动； (4)组织支援核事故应急响应行动； (5)及时向相邻的省、自治区、直辖市通报事故情况。 必要时，由

34、省、自治区、直辖市人民政府领导、组织、协调本行政区域内的核事故应急管理工作。 3.核电厂的核事故应急机构的主要职责是： (1)执行国家核事故应急工作的法规和政策； (2)制定场内核事故应急计划，做好核事故应急准备工作； (3)确定核事故应急状态等级，统一指挥本单位的核事故应急响应行动； (4)及时向上级主管部门，国务院核安全部门和省级人民政府指定的部门报告事故情况，提出进入场外应急状态和采取应急防护措施的建议； (5)协助和配合省级人民政府指定的部门，做好核事故应急工作。2243应急计划 应急计划(也称应急预案)是针对应急响应行动制定的文件，是其他应急文件的基础。应急计划的内容包括应急响应行动

35、的目的、政策、组织机构及功能、责任、响应组织间的协调、响应行动安排等，还包括主要的应急响应设施、设备器材。应急计划必须有相应的应急行动程序加以支持。 我国的核事故三缎应急组织，都制定了核应急计划。 场内核事故应急计划、场外核事故应急计划应当包括下列内容， (1)核事故应急工作的基本任务； (2)核事故应急响应组织及其职责； (3)烟羽应急计划区和食入应急计划区的范围； (4)干预水平和导出干预水平； (5)核事故应急准备和应急响应的详细方案； (6)应急设施、设备、器材和其他物资； (7)核电厂核事故应急机构同省级人民政府指定的部门之间以及同其他有关方面相互配合、支援的事项及措施。2244对核

36、电厂建设各阶段在应急准备方面的要求 (1)有关部门在进行核电厂选址和设计工作时，应考虑核事故应急工作的要求。 (2)新建的核电厂必须在其场内和场外核事故应急计划审查批准后，方可装料。 (3)核电厂应当对核安全、辐射防护和核事故应急知识作专门培训。省级人民政府指定的部门应当在核电厂的协助下对附近的公众进行核安全、辐射防护和核事故应急知识的普及教育。 (4)核电厂的核事故应急机构和省级人民政府指定的部门应当对核事故应急工作人员进行培训。 (5)核电厂的核事故应急机构和省级人民政府指定的部门应当适时组织不同专业和不同规模的核事故应急演习。在核电厂首次装料前，核电厂的核事故应急机构和省人民政府指定的部

37、门应当组织场内、场外核事故应急演习。2245应急计划区 为了在核事故发生时能够及时、有效地采取保护公众的防护行动，事先在核电厂周围划出制定应急计划并做好适当准备的区域，称为“应急计划区”。它划分为“烟羽应急计划区”和“食人应急计划区”。烟羽应急计划区是针对烟羽照射途径来说的，分成内区和外区。食人应急计划区是针对可能摄人被放射性核素污染的食物和水产生的内照射来说的。该区域内保护公众的主要措施为控制食物和饮用水。 在发生事故时，对公众实施防护行动的区域，很可能仅限于应急计划区的一小部分，但在发生极为罕见的严重事故时，很可能需要在整个应急计划区采取防护行动。这就是说，应急计划区与实际的应急响应区域有

38、所区别，它只是一个预想的可能影响范围。应急计划区的形状按核电厂厂址特征确定，不一定是圆形。2246 应急状态、防护措施、干预水平和应急行动水平 1应急状态分级 根据核电厂核事故应急管理条例应急状态分为应急待命、厂房应急、场区应急和场外应急。 (1)应急待命 出现可能导致危及核电厂核安全的某些特定情况或者外部事件,核电厂有关人员进人戒备状态。 (2)厂房应急 事故后果仅限核电厂的局部区域，核电厂人员按照场内核事故应急计划的要求采取核事故应急响应行动。通知厂外有关核事故应急响应组织。 (3)场区应急事故后果蔓延至整个场区，场区内的人员采取核事故应急响应行动，通知省级人民政府指定的部门，某些厂外核事

39、故应急响应组织可能采取核事故应急响应行动。 (4)场外应急事故后果超越场区边界，实施场内和场外核事故应急计划。 2防护措施 防护措施是在核电厂发生事故情况下，为避免公众受到放射损伤的保护措施。主要有：隐蔽，服稳定碘。佩戴防护用具，控制食物和饮水，控制进出通道，撤离，去污，临时避迁和再定居。在事故早期，对公众来说，最重要的是前两项。 3干预水平 在核事故应急过程中，采取防护措施可以减少公众受到放射损伤，但也会带来一定的负面影响，因此在采取防护措施时，应按照有关单位确定的干预水平进行。通用干预水平，即由防护行动可避免的剂量。如果防护行动达不到干预水平，可认为是不适当的。 我国现行的干预水平为国防科

40、工委、环保总局(现环保部)、卫生部发布的应急管理导则“核与辐射应急干预原则与干预水平”中提出的“通用干预水平”如下： 隐蔽 10 mSv 撤离 50 mSv 碘防护 100 mSv 临时性避迁 第一个月 30 mSv 随后的某一个月 10 mSv 永久性再定居 寿期内 l Sv 4应急行动水平 核事故情况复杂，且往往具有突发性。因此，根据初始条件正确判断是否应进入应急状态及进入哪一级应急状态，对及时、适当的应急响应是至关重要的。为此,根据核电厂厂址及系统等各方面特性制定了应急行动水平(Emergency Action Levels，EAL),作为确定应急状态等级的基础和执行相应行动的启动条件。

41、EAL可以是事先确定的某些仪表的测量值、特定设备或系统的状态变化(投入、失效等)或特定事件(如火灾、保安事件等)的严重程度等。EAL是应急计划的重要组成部分，核电厂运行人员，特别是值班长及应急指挥人员必须熟练掌握EAL，才能在应急状态下及时做出正确判断并采用恰当的应急操作程序及其他应急执行程序。经过十多年运行经验的积累及大量、深人的分析和研究，目前国内核电界基本取得共识，即结合我国国情及我国核电机组特性，参照采用美国导则NUMARC/NESP-007是可行的。在该方法中将应急初始条件按其性质分为下列4大类。 (1)辐射水平或放射水平异常升高； (2)裂变产物屏障失效； (3)自然灾害或其他影响

42、核电厂安全的外来因素； (4)系统故障。 这种分法简单明确、逻辑清楚，运行人员和应急响应人员易于掌握。电厂都参照这种方法编制了相应的EAL。225核电安全的总目标 核安全总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。 放射性危害是指辐射对核电厂工作人员和公众健康的不利影响，以及对土壤、空气、水或食物的放射性污染。这里所说的免遭过度风险是指要求核电厂产生的风险水平不超过与它相竞争的其他能源产生的风险水平。核电厂也具有任何工业都会造成的比较普通的危害，但从这核电安全总目标可以看到，核电厂着重考虑的是它最突出的问题：辐射安全。 为了把核电厂的安全要求表达得更

43、完整，可以用辐射防护目标，核电技术安全目标及核电安全目标数量指标加以补充。 辐射防护目标 确保在正常运行时核电厂内外从系统释放出的放射性物质引起的辐照保持在合理可行尽量低的水平，并低于国际辐照防护委员会(ICRP)规定的限值，(1981年ICRP新建议书，提出专业人员5年剂量限值为100 mSv，其中，任何一年不超过50 mSv，居民每年剂量限值为1 mSv)。由事故引起的辐照要避免早期(非统计学的)伤害，并将后期(统计学的)效应限制在可容许的水平。在可能使辐射源不能完全控制的任何事故条件下，核电厂有安全应急措施，厂外也备有对策，以缓解对工作人员，公众及环境的危害。 核电技术安全目标 有很大把

44、握预防核电厂事故。确保所有设计基准事故放射性后果都是小的；确保那些会带来严重放射性后果的严重事故发生的概率是极低的；对于严重事故也要有规程性措施加以控制，要求有措施保证停堆、持续冷却堆芯、足够的包容完整。以及有厂外应急准备。使得总的风险极低，并且不论各种事故发生频率的大小，其中没有一种事故对风险的贡献大得过多。 核电厂安全目标的数量指标 按照纵深防御原则贯彻了事故预防和事故缓解对策的核电厂，发生严重堆芯熔化事故的频率低于10-4堆年，但这一指标还是不够满意的,国际原子能机构的国际安全咨询组(INSAG)提出达到更先进的指标，堆芯熔化事故频率每堆年不超过10-5次。安全目标的数量指标是衡量安全程

45、度的尺度，可以评价核电厂符合的程度，明确改进方向。226核动力厂设计的纵深防御概念 核电厂有关安全的基本设计思想为设置纵深防御设施和措施及建立防止放射性物质释放的多道实际屏障。 为了达到核安全目标，核电厂设计安全设施和措施时采用了多层次设防的总的指导原则，这就是纵深设防原则。这一原则是针对核电厂特有潜在的危险性而确定的。核电厂利用多层次的安全设施保护一系列的实体屏障，使得个别的人因差错或机械失效可得到补救或改正，不会伤害公众或影响环境，甚至在极不可能发生的多重失效致使实体屏障不完全有效的情况下，也能保持三个基本安全功能(停堆、冷却燃料及包容放射性物质)，对公众和环境只会造成极小的伤害。 纵深防

46、御设施包含正常运行设施、停堆保护系统、专设安全设施、特殊安全设施和厂外应急设施五个层次，前三个层次实施事故预防对策，特别是预防可能引起严重堆芯损坏的事故，是获得安全的主要手段，后两个层次实施事故缓解对策，作为发生事故后补救，减弱事故的影响。 核电厂各层次的纵深御设施有着相互保护，相互补充的密切关系，形成一个匀称合理的工作整体。在核电厂处于正常运行的所有时间内，全部防御设施应都处在工作或备用状态。这样，才能保证在其他时刻，有恰当层次可用。在某一防御层次或安全设备不可用时，反应堆就应停闭， 20世纪60年代建成的第一批核电厂已经采用了纵深防御原则，但当时的防御重点是大破口失水事故。自1975年概率

47、安全评价方法应用于核电厂安全分析及总结了1979年3月的美国三哩岛2号机组事故的经验教训后，认识到核电厂的主要风险来自于多种初因事件导致的堆芯熔化事故，在安全管理、安全设施和人因工程方面作了显著的改进。1986年4月苏联切尔诺贝利核电厂4号机组严重事故后，核安全更进一步引起世界各方面的关心。世界核电安全专家普遍认为，核电厂采用纵深防御原则是正确的和有效的，但纵深防御措施尚待继续提高，特别是要找出各种核电厂设计的薄弱环节，加以改进，使发生堆芯熔化严重事故的概率进一步有显著的降低。 纵深防御的五个层次如下。 第一层高质量的设计、施工及运行，使偏离正常运行状态的情况很少发生。采用工程实践确认的和保守

48、的设计；选用实践和试验验证过的材料和设备；在设计、选材、制造、运输、建设、安装、调试、运行和维修等各个环节，采取严格的质量管理和监督，加强运行人员的安全素养和培训；保证核电厂具有极高的运行稳定性和可靠性。这是纵深防御获得成的最重要的标志。 第二层设置停堆保护系统和相应的支持系统，防止运行中出现的偏差发展成为事故。这些系统能限制反应堆的功率、温度、压力、水位和流量等参数的变化；使反应堆运行在安全限值所允许的范围内，不发生热工事故和一回路压力边界的损坏。一旦出现有损于反应堆安全的异常工况时，能完成停堆保护动作，保证余热导出，将反应堆导至并保持在安全停堆状态。 第三层设置专设安全设施，限制设计基准事

49、故的后果，防止发生堆芯熔化的严重事故。轻水堆的专设安全设施包括：应急堆芯冷却系统、辅助给水系统，安全壳及安全壳喷淋系统、应急电源、消氢系统等。这些系统应能把设计基准事故的后果降低到可以接受的水平，这是核电厂机组必需达到的安全标准。 第四层利用特殊设计设施，进行事故管理。当事故的严重程度已超越设计技术规范的情况下，采用特定的运行对策，以常规或非常规的方式最佳利用各种设备来恢复对电厂的控制，这一阶段的目标是利用停堆、保证燃料的持续冷却、包容放射性物质以及保护包容功能等手段，把电厂恢复到安全状态。课本第38页的技术和管理要求，并要求高度的管理意识。 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

50、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。在厂区内或厂区外贯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来控制如监管承包商的工作人员。 必须制定并贯彻培训大纲，以对将要分配到安全相关岗位上的人员进行培训。培训必须强调核动力厂运行中安全第一的原则。培训大纲必须规定对运行人员进行定期考核和定期再培训。 对于运行人员和维护人员必须制定培训和再培训的计划，使他们安全有效地履行他们的职责。特别要加强对控制室人员的培训，包括应用核动力厂的模拟机进行培训。 (3)运行限值、运行条件和运行规程 核动力厂必须通过安全分析、试验、运行经验反馈，确定一组运行跟

51、值和条件，以确定运行安全的界限。在这个界限内，核动力厂不会受到不良的效应或不能接受的损坏。 运行限值和条件必须包括对各种运行状态(包括停堆在内)的要求。运行限值和条件还必须包括应采取的行动和应遵守的限制。包含运行限值和条件的有关文件都必须备在控制室供控制人员使用。 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。 必须制定全面的管理程序。管理程序包括制定、完善、验证、验收、修改和注销运行规程(运行指令和运行规程)的规则。 必须制定全面地适用于正常运行、预计运行事件和事故工况下的运行规程。各运行规程的详细程度必须与运行

52、规程的目标相一致。在运行规程中提供的指导必须尽可能是已验证和确认有效的。在控制室的运行位置处的运行参考材料必须有清楚的标识并容易获得，同时可供国家核安全监管部的查阅。严格地遵守书面的运行规程必须是核动力厂安全政策的基本要素之一。 必须制定正常运行规程，以保证核动力厂运行在运行限值和条件之内。对预计运行事件和设计基准事故必须制定事件导向规格或征兆导向规程。还必须制定应急运行规程或严重事故(超设计基准事故)管理指南。 必须以书面方式明确地制定控制室操纵人员和为了指导反应堆停堆的责任和权力。同样也必须以书面形式明确地规定在导致停堆的异常事件后或为了维修而停堆很长时间后重新启动反应堆的责任和权力。 必

53、须保证核动力厂运行人员对所有运行状态下的核动力厂系统和设各状态是熟悉的能控制的。只有指定的合格运行人员才能控制或指挥核动力厂运行状态的任何改变，其他人不允许干涉运行人员作出有关安全的决定。 (4)报告制度与运行经验反馈 营运组织必须将安全重要事件报告给安全监管机构。营运组织或安全监管机构必须做出计划来分析运行经验，以保证从中学到教训及采取合适措施，这些经验应当与国内外同享。228国际核事件分级(INES) (1)背景 国际核事件分级表(INES)是用统一的术语向公众快速通报核设施所发生事件的安全重要性的一种工具。通过对这些事件的正确审视，它能够为核工业界、媒体和公众之间形成共同理解提供便利。 分级表由国际原子能机构(IAEA)和经济合作与发展组织核能机构(OECDNEA)于1989年共同召集的一个国际专家组设计。它还反映了从法国和日本使用类似分级表以及其他几个国家对可能分级表的考虑所获取的经验。 分级表最初在试验期内用于核电厂事件分级，其后扩展并修改以使其能够适用于与民用核工业相关的所有设施。它现在在全世界60个以上的国家内成功地运作。包含本版升级表的INES使用手册能够适用于与放射性材料