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研究堆和临界装置运行安全规定,关于发布

2019-09-14 作者:政策法规   |   浏览(85)

发布部门: 国家环境保护总局核安全管理司 发布文号: 国核安办〔2006〕7号 国防科工委、中国核工业集团公司、中国核动力研究设计院、中国原子能科学研究院、中国工程物理研究院、清华大学核能与新能源技术研究院、国家环保总局核安全中心、国家环保总局北方核安全监督站、国家环保总局四川核安全监督站、国家环保总局上海核安全监督站、国家环保总局广东核安全监督站、北京核安全审评中心、苏州核安全中心、机械院可靠性中心、中国核动力运行研究所、核工业标准化研究所、深圳大学、山东省地质科学实验研究院、西北核技术研究所: 由我局组织起草的核安全导则《研究堆安全分类》已编制完成。现将《研究堆安全分类》及《“研究堆安全分类”编制说明》寄给你单位。请你单位组织专家征求意见,并将意见进行汇总。《意见汇总》应包括具体修改意见和专家姓名。 请于2006年 2月28日前将《意见汇总》寄北京核安全审评中心。 联系人:信天民 通讯地址:北京840信箱 邮政编码:100840 电话:88023178 电子信箱:xintianmin@sohu.comzgtu@hotmail.com 国家核安全局联系人:顾剑峰 电话:66556361二○○六年一月二十四日附件:1.研究堆安全分类国家核安全局2006年1月核安全导则HADxxxxx研究堆安全分类本导则自发布之日起实施本导则由国家核安全局负责解释 1 引言 1.1 目的 鉴于动力堆与研究堆以及不同类型研究堆之间存在重要差异,以及国内外数十年研究堆核安全管理的经验,对研究堆进行安全分类从而为研究堆选址、设计、建造、调试、运行和退役各个阶段的活动和安全监督管理提供指导是非常必要的。为此,特编制本安全导则,指导研究堆安全分类。 本导则采用放射性潜在风险准则进行研究堆安全分类。该准则是根据与反应堆有关的放射性潜在风险,及其为满足《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》,《研究堆设计安全规定》,《研究堆运行安全规定》和有关的安全导则及规范标准的要求所需采取的安全措施,综合二者的分析结果,作为研究堆安全分类的准则。本导则在分类的同时还明确各类研究堆的安全要求,以确保研究堆的安全设计和安全运行。 1.2 范围 1.2.1 本导则中确定的研究堆安全分类准则和安全要求适用于包括临界装置设施在内的研究堆的厂址评价、设计、建造、调试、运行和退役,也应尽实际可能适用于在役的研究堆。次临界装置设施不受这些要求的约束。 1.2.2 本导则中研究堆系指主要用于为研究和放射性同位素生产等目的而产生和利用辐射的核反应堆。不包括用于发电、船用推进、海水淡化或区域供热的核反应堆。该术语涵盖反应堆堆芯、实验装置以及与反应堆相关实验装置有关的所有其他设施。 1.2.3 本导则推荐了按照研究堆可能的潜在风险进行研究堆安全分类的准则和执行程序。该安全分类为确定那些可能对公众和环境造成放射性危害的研究堆的安全要求奠定基础。 1.2.4 功率水平超过几十兆瓦的研究堆、快堆以及利用高压和高温回路、冷中子源和热中子源等实验装置的反应堆根据营运组织提出建议,并须经监管机构核准可适用本导则。但是可能需要适用一些动力堆标准和/或补充安全措施。 1.2.5 本导则也适用于研究堆相关的核燃料储存设施的核安全分类工作。对于现有的在役研究堆及其相关的核燃料储存设施的设计修改工作也可参照应用。 2 安全目标 2.1 三大安全目标 2.1.1 总的核安全目标:通过在核装置中建立并保持对放射性危害的有效防御,使个人、社会和环境免受伤害。 (注释:这条总的核安全目标得到了处理辐射防护和技术问题的两条补充性安全目标的支持。它们是互相依赖的:这些技术方面的措施与行政和规程方面的措施一道,共同确保防御起因于电离辐射的危害。) 2.2.2 辐射防护目标:要确保装置内的或由有计划地从该装置释放出的任何放射性物质引起的射线照射,在一切运行状态下均低于规定限值和保持在合理可行尽量低的水平,并要确保任何事故的放射学后果能得到缓解。 2.2.3 技术安全目标:要采取一切合理可行的措施防止在核装置中发生事故及一旦发生事故时缓解其后果;对于在设计该装置时考虑过的一切可能事故,包括概率非常低的事故而言,要以高可信度确保任何放射学后果都是小的和低于规定限值的;并要确保有严重放射学后果的事故的可能性极低。 (注释:以上三大安全目标,第一项安全目标是一般性的。另两项安全目标是补充性的,涉及辐射防护和安全的技术方面。) 2.2.4 安全目标要求将核装置设计和运行能确保一切射线照射源处于严格的技术和行政控制之下。但是,辐射防护目标不排除人受到有限的照射,也不排除法规许可数量的放射性物质从处于运行状态的装置向环境的释放。不过,此种照射和排放必须受严格控制,并必须符合运行限值和辐射防护标准。 2.2.5 虽然应当采取措施以便将所有运行状态下的辐射照射限制在合理可行尽量低的水平,并将可能导致对辐射源失去正常控制的事故的可能性减至最低程度,但仍会存在可能发生事故的概率,尽管这种概率非常低。因此,应当采取措施以确保可能发生的任何事故的放射学后果能够得到缓解。这类措施包括专设安全设施、营运组织制订的现场程序及相关主管部门制定的厂外干预措施,其目的是在一旦发生事故时减轻辐射照射。 2.2 关于电离辐射防护和辐射源安全的安全标准 根据GB18871-2002的要求,可以将上节中的三大安全目标具体体现在辐射照射有关的各项要求上,包括相应的剂量限值。 2.2.1 总的要求 ● 任何与辐射照射相关的活动的有关要求与该活动的特性及其所致的照射的大小和可能性相适应。 ● 应对个人受到的正常照射加以限制,以保证除事故情况外,各项活动的综合照射所致的个人总有效剂量和有关器官或组织的总当量剂量不超过规定的相应剂量限值。 ● 应对个人所受到的潜在照射危险加以限制,使来自各项活动的所有潜在照射所致个人危险与正常照射剂量限值所相应的健康危险处于同一数量级水平。 ● 对于来自一项活动的任一特定源的照射,应使防护与安全最优化,使得在考虑了经济和社会因素之后,个人受照剂量的大小,受照射的人数以及受照射的可能性均保持在可合理达到的尽量低水平;这种最优化应以该源所致个人剂量和潜在照射危险分别低于剂量约束和潜在照射危险约束为前提条件。 ● 对于一项活动中的任一特定的源,其剂量约束和潜在照射危险约束应不大于监管部门对这类源规定或认可的值,并不可能导致超过剂量限值和潜在照射危险限值的值。 ● 对任何可能向环境释放放射性物质的源,剂量约束还应确保对该源历年释放的累积效应加以限制,使得在考虑了所有其他有关活动和源可能造成的释放累积和照射之后,任何公众成员在任何一年里所受到的有效剂量均不超过相应的剂量限值。 2.2.2 相关剂量限值 根据GB18871-2002以及IAEA有关剂量限值的要求,研究堆安全分类相关剂量限值推荐为: 2.2.2.1 剂量限值 ● 工作人员的辐照必须控制在下列剂量限值范围之内: 连续五年的年平均有效剂量≤20mSv 单独一年的年有效剂量≤50mSv 眼球一年的等效剂量≤150mSv 端部和皮肤的年等效剂量≤500mSv ● 公众相对关键组估计的平均剂量限值必须控制在下列范围之内 一年的有效剂量≤1mSv 在特殊情况下,一年的年有效剂量可控制在≤5mSv范围之内,但是其随后的连续五年的年平均有效剂量必须≤1mSv 眼球的年等效剂量≤15mSv 皮肤的年等效剂量≤50mSv 2.2.2.2 剂量约束 工作人员为:5mSv/a 公众为: 0.25mSv/a 2.2.2.3 危险约束 工作人员为:50mSv/a 公众为:5mSv/a 3 安全功能 3.1 基本安全功能 研究堆的基本安全功能要求如下: ● 在所有运行状态或事故工况下,均能停堆并使之保持在安全停堆状态; ● 足以排除停堆后堆芯余热; ● 包容放射性物质,尽量减少向环境释放。 通过各种手段确保上述功能的实现,从而达到安全目标的要求。 3.2 选定的研究堆的安全功能 选定的研究堆的安全功能列于表1。安全功能是与结构、系统和部件有关的对于确保反应堆安全必不可少的特征功能。安全功能应与特定的反应堆设计相适合。一些安全功能与某些类型的研究堆无关。安全功能是在对结构、系统和部件的适用要求进行分级时的一个关键要素。必须确定每一结构、系统和部件所发挥的安全功能。表1列出选定的安全功能。如果对某一特定反应堆不规定执行其中的某种安全功能,则必须证明其合理性。 表1. 选定的研究堆的安全功能 安全重要物项 安 全 功 能 建筑物和结构 形成阻挡放射性物质向环境无控制释放的屏障对封闭的安全系统提供保护以防止外部和内部事件的影响保持燃料的几何形状和必要的冷却剂流动通道,以确保反应堆在所有运行状态下和设计基准事故中实施停堆和排热的可能性提供慢化和控制中子通量的手段燃料基体和包壳 形成阻挡从燃料中释放裂变产物和其他放射性物质的屏障提供恒定的构形反应性控制系统控制反应堆堆芯的反应性,确保反应堆能够安全停堆,并确保反应堆在任何运行状态下或设计基准事故中均不超过燃料设计限值和其他限值反应堆冷却剂回路 提供适当的堆芯冷却,并确保反应堆在任何运行状态下或设计基准事故中均不超过对燃料和冷却剂的规定限值堆芯应急冷却系统 在发生冷却剂丧失事故后,以适当的速度从反应堆堆芯排出热量,以防止燃料的显着破损反应堆保护系统 采取保护行动以实施停堆,冷却和封闭放射性物质,并缓解事故后果控制连锁装置,以便在所需条件尚未满足的情况下防止操作失误与安全有关的其他仪器仪表和控制系统 在反应堆参数未达到安全限值的情况下,使这些参数保持在运行限值的范围内向反应堆运行人员提供和显示迅速确定反应堆保护系统状况所需的充足信息,并采取正确的安全相关行动供电向系统和设备提供质量适宜的充足电力,以确保它们在必要时有能力发挥其安全功能燃料装卸和贮存系统防止误临界贮存新燃料和辐照燃料防止燃料的机械性或腐蚀性破损辐射监测系统 提供测量和报警,以最大程度地减少对运行人员和研究人员的辐射照射防火系统确保火灾或火灾诱发爆炸的不利影响不会妨碍安全重要物项在必要时发挥其安全功能 4 安全分类 4.1 安全分类准则 4.1.1 研究堆用于特定的各种目的,例如研究、培训、放射性同位素生产、中子放射治疗和材料检验。这些目的要求研究堆具有不同的设计特点和不同的运行方式。研究堆的设计和运行特征可能差别很大,而且实验装置的使用也会影响反应堆的性能。此外,在研究堆使用方面的灵活性要求也需要采用不同的方案来实现和管理安全。 4.1.2 与动力堆相比,大多数研究堆对公众造成危害的可能性很小,但它们对运行人员造成危害的可能性会比较大。 4.1.3 低功率研究堆安全分析的范围、程度和详尽性可能明显低于对高功率研究堆的要求,因为某些事故假想方案可能不适用,或可能只需要进行有限的分析。例如,冷却剂丧失事故的处理可能因反应堆功率和设计的不同而差别很大。 4.1.4 在分类中应当考虑下列影响安全的因素: 易裂变和可裂变材料的数量和富集度; 乏燃料元件、高压系统、加热系统以及可能影响反应堆安全的易燃物的贮存; 慢化剂、反射层和冷却剂的类型和质量; 可以引入的反应性量及其引入速率,反应性控制,以及固有安全特性和附加安全特性; 安全壳结构或其他封隔手段的质量; 反应堆的利用选址; 与人群的接近程度。 4.2 安全分类及其安全要求 4.2.1 安全分类 根据影响安全的因素分析研究堆潜在的放射性风险,即根据初因事件发生概率与事件的放射性后果之乘积分析研究堆在未设置安全系统的原始情况下潜在的放射性风险。根据此准则,本导则将研究堆分为三类: 第一类:“低度风险”类,具有一般的厂内放射性潜在风险,又称常规的“工业风险”类; 第二类:“中度风险”类,具有较明显的厂内放射性潜在风险; 第三类: “高度风险”类,具有较明显的厂内、外放射性潜在风险。 4.2.2各类研究堆的安全要求 根据安全目标要求确定对这三类研究堆的安全要求,简述如下。 ● 第一类研究堆又称“低度风险”研究堆的安全要求: 要求确保安全停堆且保持安全停堆状态。一般只需设置安全保护系统就能满足安全目标的要求,而其它构筑物、系统设备可按常规工业标准设计。 ● 第二类研究堆又称“中度风险”研究堆的安全要求: 要求确保安全停堆且保持安全停堆状态,同时还要保证堆芯的冷却和余热导出。一般需设置安全保护系统、堆芯应急冷却系统及余热导出系统才能满足安全目标的要求。 ● 第三类研究堆又称“高度风险”研究堆的安全要求: 要求确保安全停堆且保持安全停堆状态,保证堆芯的冷却和余热导出,同时还要确保对放射性物质的包容。一般需设置安全保护系统,堆芯应急冷却系统及余热导出系统和放射性包容系统才能满足安全目标的要求。 从这些核安全要求也可以更好地理解潜在的放射性风险的含义以及为了应对相应的潜在的放射性风险所应采取的安全措施。 5 安全分类实施程序 5.1 确定潜在源项 根据功率大小、运行模式、燃料特性、反应性特性、实验装置特性以及放射性废物贮存特性等确定源项大小。 5.2 确定放射性释放途径 根据系统特性、初始事件和事故特性以及运行特性等分析可能的放射性释放途径。 5.3 确定厂址边界剂量 根根厂址特性和可能的放射性释放途径计算厂址边界剂量。 5.4 确定所需的安全功能及其相应的安全系统 根据安全目标的要求,确定研究堆应具备的安全功能及相应的安全系统。 5.5 确定研究堆的安全类别 根据安全分类的原则确定研究堆的安全类别。附件二:研究堆安全分类编制说明 一、编写的必要性 鉴于动力堆与研究堆以及不同类型研究堆之间存在重要差异,对于众多类型的研究堆,在安全监督管理上,必须采取分别对待的策略,也就是说要将研究堆按照其安全特性进行分类,实施安全监督管理。国内外数十年研究堆核安全管理的经验,也说明对研究堆进行分类从而为研究堆选址、设计、建造、调试、运行和退役各个阶段的活动和安全监督管理提供指导是非常必要的。 目前国内尚无研究堆分类的安全导则,而国际上也无可参照的兰本。为此,作为安全监管部门必须编写相应的指导性文件,以便对研究堆进行分类,实施分类管理。 二、编写依据 主要依据下列法规和规章: ·《中华人民共和国放射性污染防治法》 ·《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》 ·《研究堆设计安全规定》 ·《研究堆运行安全规定》 参照数十年研究堆核安全管理经验和下列文件编写本导则: ·《研究堆厂址选择》 核安全法规技术文件HAF·J0005 1992.4.6 ·《Siting of Research Reactor》 IAEA-TECDOC-403 1987 ·《Earthquake Resistant Design of Nuclear Facilities with Limited Radioactive Inventory》 IAEA-TECDOC-1347 2003 ·《Safety of Research Reactor》 IAEA NS-R-4 2005 ·《研究堆安全分类的初步探讨》 研究堆核安全法规研讨会报告 2001.1.15 三、国内外现状 目前国内外尚无关于研究堆分类的技术文件或导则。IAEA在上节所列的参考文献中,提出了将研究堆进行分类的思想。但是只是提出了简单的以功率为准则(IAEA-TECDOC-403 和 IAEA-TECDOC-1347)开展分类的原则。由于过于简单而无法为研究堆安全监督管理提供有效的指导。近期IAEA又发表了有关研究堆安全分类较详细的原则性意见,为本导则的编制提供了指导意见。 国内自上世纪未开始关注研究堆分类工作以来,对分类工作进行了初步设想和多次专家研讨活动。但是由于未建立完整的研究堆分类管理的法规标准体系和以及明确的研究堆分类准则,致使研究堆安全分类管理工作未顺利开展。 目前,基于研究堆分类的研究堆安全管理体系的框架已经确定,有关研究堆分类的技术准备亦巳取得一定进展。编写研究堆分类导则的条件巳经成熟。 四、主要考虑的问题 4.1 放射性潜在风险准则 本导则推荐采用放射性潜在风险准则进行研究堆分类。放射性潜在风险是指:根据影响安全的初因事件发生概率与事件的放射性后果之乘积分析研究堆在未设置安全系统的原始情况下可能产生的潜在的放射性风险。 该准则是根据与反应堆有关的放射性潜在风险,及其为满足《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》,《研究堆设计安全规定》,《研究堆运行安全规定》和有关的安全导则及规范标准的要求,所需采取的安全措施,综合二者的分析结果,确定研究堆分类的准则。在分类的同时还明确各类研究堆的安全要求,以确保研究堆的安全设计和运行安全。 4.2 研究堆分类的操作 4.2.1 确定潜在源项 根据功率大小、运行模式、燃料特性、反应性特性、实验装置特性以及放射性废物贮存特性确定源项大小。 4.2.2 确定放射性释放途径 根据系统特性、初始事件和事故特性以及运行特性分析可能的放射性释放途径。 4.2.3 确定厂址边界剂量 根根厂址特性和可能的放射性释放途径计算厂址边界剂量。 4.2.4 确定所需的安全功能及其相应的安全系统 根据安全目标的要求,确定研究堆应具备的安全功能及相应的安全系统。 4.2.5 确定研究堆的安全类别 根据导则安全分类的原则确定研究堆的安全类别。 4.3 研究堆分类的应用 研究堆分类是研究堆执照申请工作的重要支柱。只有在明确了研究堆的安全类别后,才能按照研究堆执照申请实施细则开展研究堆的执照申请工作。 研究堆分类是研究堆安全分析的重要组成部份,也是安全分析的出发点。只有明确了研究堆的类别后,才能明确研究堆的安全要求,才能确定安全分析的前提和范围。 研究堆安全分类也是研究堆安全监督管理,包括安全审评的前提条件。因为研究堆的安全类别和研究堆的安全要求是紧密相联的,是至对应的。这也为其后的监管工作明确了要求和工作范围。

  14 应急计划

  由反应堆营运单位为运行反应堆所建立并承担直接安全责任的机构。

  各重水堆核电厂营运单位应严格按照新发布的判定准则实施管理,确保核电厂运行安全,并根据运行经验对其试用情况进行反馈和总结,在试行期间,每年向我局提交有关总结报告。

  (5)控制沾污面扩大的措施;

  7.1 营运单位对反应堆安全承担全面责任。反应堆运行负责人对反应堆安全承担直接安全责任。营运单位必须负责确保:

  (4)放射性物质包装不合格或不密封,以致表面剂量超过规定值或有放射性物质泄漏;

  (2)核准并颁发操纵人员执照;

  反应堆最终退出运行的过程。

  4.1.7.1 对工作人员和电厂附近公众成员造成的有效剂量当量超过国家标准规定的限值;

  (10)反应堆应急计划(见14.1条);

  6.7 当定期试验或检查时发现与安全系统整定值或限制条件不符合时,必须立即纠正。某些设备故障或不符合项,并不降低反应堆安全水平,或者在采取行政措施后可以确保安全,则反应堆可在一个有限期间内继续运行。否则,反应堆必须停堆或保持停堆状态,直到故障或异常情况被纠正为止。

  近年来,我局对重水堆核电厂运行监管情况表明,由于重水堆核电厂在设计和运行方面均与压水堆核电厂存在较大差别,现行《核电厂营运单位报告制度》(HAF001/02/01)中的运行事件判定准则对重水堆核电厂有一定的局限性,必须对现行运行事件判定准则进行适当的修订和补充。根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》(HAF001)和《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》(HAF001/02/01)的有关规定,结合重水堆核电厂的运行经验以及我局的监管实践,我局制定了《核电厂营运单位报告制度》中的《重水堆核电厂运行事件判定准则》(试行),现予发布执行。

  6.3 在开始装料前,反应堆运行负责人必须为那些安全运行重要的构筑物、系统和部件编制一个定期检查和试验计划,这项计划由国家核安全部门批准,作为安全报告或安全技术条件或其他文件的一部分。

  HAF1004 研究堆安全退役

  (2)排出堆芯余热;

  (1)低通量研究反应堆;

  (1)厂址及其环境的描述;

  (1)明显危害安全的没有分析过的工况;

  (4)设计、采购、建造、调试和运行方面的质量保证大纲的描述;

  4.7 分析结果最终可用事件的可能性及其后果的大小来描述,表达的方式为:

  这类事件包括:

  9 记录和报告

  10.8 制订全面维修计划时,应考虑备有适当数量的对安全重要的物项的零部件备品。

  在核电厂试验和运行期间,发生下列各类事件时,营运单位应该向国家核安全局和所在地区监督站报告。

  7.9 反应堆运行计划和使用反应堆的实验计划必须提前编制并由反应堆运行负责人批准。

  6.8 国家核安全部门应在适当时候,审查管理记录、运行记录和营运单位有关安全的检查和试验记录。

  4.1.9.1 一次事件中重水损失超过100Kg;

  (7)调试大纲和调试阶段审查报告(见11.1条);

  12.1 对安全具有重大意义的修改和实验应呈报给国家核安全部门审查和批准。这些修改和实验包括:

  (5)放射性物质在限制区或非限制区内丢失,并可能危害公众的健康;

生效日期:1900-1-1

  (5)控制沾污面扩大的措施;

  这里包括由同一原因引起的多个独立的安全重要系统、序列或通道同时失效的并发故障或断发故障的事件。出现这类事件的原因可能是由于相应系统或部件所处的环境相同,使得对诸如火灾、洪水、高温或放射性物质释放这类影响不能隔离;或者是由于在这些系统或部件之间原来就存在相互影响的因素;或者是由于这些系统或部件的设计、制造、安装、运行或维修过程中类似的失误。这类共因事件对核电厂的安全具有更大的危险性,因而要给予特别注意。

  (3)取走全部放射性物质,对留下的构件彻底去污,直到允许不加限制地使用。

  (4)材料试验反应堆。

  (3)在试验监督中,一个单一故障或人的误操作导致多台设备中断运行;

  6.2 对设备进行的定期试验和检查项目及其频度要求,可能对系统设计有重大影响,所以这些要求应在早期制订,应在设计中考虑。

  2.1 反应堆营运单位对反应堆的安全运行承担全面责任。

  4.1.7.3 在非限制区,饮用水中所含放射性核素,除氚和溶解的惰性气体外,在一小时内平均浓度超过国家规定的导出食入(DIC)限值的两倍;

  5.2 安全限值是为保证安全运行、防止过量的个人受照和过量放射性释放,而对重要的过程变量或参数规定的限值。这些安全限值一般应根据情况确定为最大和(或)最小值。在所有运行工况下,这些变量或参数应保持在这个范围内。

  (8)调试试验结果(见11.4条);

  (2)测量信号管路内出现汽泡,使仪表误显示,从而可能引起严重后果;

  本规定自发布之日起实施。

  (1)反应堆和实验设备的启动、运行和停止;

  “可能导致明显危害安全的没有分析过的工况,超出核电厂设计基准的工况或在核电厂规程或应急规程中没有考虑的工况的事件”主要是指一些对核电机组安全运行有全局性影响的事件,而不仅是个别运行参数的偏离或个别零件出故障。这类事件的事例有:

  (5)人员、设备和构筑物的去污;

  2.6 反应堆营运单位必须根据国家核安全部门的要求,递交或提供下列文件和资料:

各有关单位:

  17.3 营运单位对收集、加工、处理放射性废物和操作乏燃料,应制定规程。

  (4)需考虑的危害性质与以往考虑的不同或危害发生的可能性增大。

  4.1 报告准则

  在反应堆运行寿期内预计出现偏离正常运行的所有运行过程,由于设计时已采取了适当措施,这类事件不会使安全重要物项明显损坏,也不会导致事故工况。

  11 调试

  主题词:环保 核电厂 核安全 运行事件 通知

  (2)当前运行状态(如设备停役);

  反应堆在规定的运行限值和条件范围内的运行,包括停堆状态、功率运行、停堆过程、启动、维修、试验和换料等。

  附件:

  14.5 应在合适的时间间隔和实际可行的范围内进行演习,对计划应该经常复审,必要时需作修改。

  (2)高通量研究反应堆;

  4.1.1 违反核电厂技术规格书的事件

  (2)运行限值和条件(见5.1条);

  2.4 为保证反应堆的安全运行,国家核安全部门、主管部门和反应堆营运单位必须相互了解和相互尊重。

  专设安全系统和反应堆保护系统在需要时应能及时地正确投入运行。应该尽可能避免这些设施或系统误启动。尤其是安全注入系统和紧急停堆系统,因为它们突然投入运行后,将使燃料包壳和一回路设备出现剧烈的温度和压力瞬变过程,使其机械性能受到严重损伤,从而对核电机组的安全运行产生潜在的不利影响。因此,出现这类触发事件时应该报告。如果在一个事件过程中,为了缓解事件的后果,自动或手动触发反应堆保护系统或专设安全设施将不单独作为一个事件提交报告。

  (2)当放射源失去控制时,随后的照射只能由补救措施加以限制;这种条件为异常或事故照射条件。

  13.1 人员受照可以在两种不同条件下发生:

  (1)堆芯传热管道内出现过量的汽泡,妨碍从燃料元件内导出热量,特别是在自然循环条件下,导致传热效率急剧下降,并可能引起元件或堆熔化;

  11.1 为了验证是否达到设计指标,营运单位必须会同设计、制造单位事先编制一个调试大纲及调试规程,调试大纲必须由国家核安全部门审查批准。调试规程由营运单位批准,报国家核安全部门备案。

  在反应堆运行负责人领导下从事反应堆运行的全体人员。 反应堆运行管理机构

  4.1.5 任何可能妨碍构筑物或系统实现下列安全功能的事件

  临界装置

  (4)核实反应堆营运单位是否正确遵循运行限值和条件,是否履行所有与安全有关的其它职责,必要时从安全出发采取强制性行动,包括命令反应堆停堆和修改。

  监督试验是指核电机组运行期间所进行的定期试验,它是为了验证安全有关的构筑物、系统或部件是否能继续执行其功能或者是在执行其功能的备用状态。如果两次监督试验或监测之间的间隔时间超过核电厂技术规格书允许的限值,应该报告。核电机组在运行时出现了核电厂技术规格书中禁止的运行工况,例如,在某种停堆工况下,应该维持两台停堆冷却泵处在运行状态,由于某种原因只有一台泵在运行,从而导致堆芯和主回路温度偏高。

  本规定由国家核安全局负责解释。

  厂区、厂址

  (1)在一次事件中,工作人员个人所受到的有效剂量当量超过了50mSv;

  质量保证

  15.2 应在专门保密的文件中描述反应堆安全保卫系统。

  二○○八年十一月十一日

  12.1 对安全具有重大意义的修改和实验应呈报给国家核安全部门审查和批准。这些修改和实验包括:

  以上多数操作,可采用检查卡方式。

  (8)意外临界。

  (4)反应堆冷却剂容量或压力变化;

  (2)二回路冷却系统排热减少(热阱丧失);

  4.1.7 放射性释放失去控制的事件

  使自动保护装置开始动作的过程变量或参数值。

  故意破坏

  这类事件的事例有:

  具有确定的边界,受反应堆营运单位有效控制的反应堆所在地区。

  11.1 为了验证是否达到设计指标,营运单位必须会同设计、制造单位事先编制一个调试大纲及调试规程,调试大纲必须由国家核安全部门审查批准。调试规程由营运单位批准,报国家核安全部门备案。

  (3)控制放射性物质释放;

  17.6 放射性废物和乏燃料的运输必须遵守国家有关规定。

  HAF1002 研究堆安全运行管理

生效日期:1900-1-1

  6.8 国家核安全部门应在适当时候,审查管理记录、运行记录和营运单位有关安全的检查和试验记录。

  (6)对受危害人员提供救援措施,包括在反应堆区域或附近提供医疗设备和配备医务人员;

  (1)运行参数超过安全限值;

  与安全有重要关系的系统,用于在任何情况下保证反应堆安全停堆、从堆芯排出热量、和(或)限制预计运行事件和事故工况的后果。

  使自动保护装置开始动作的过程变量或参数值。

  (2)监督试验或监测周期超过规定的期限;

  一个具有足够可裂变材料和其他材料,为实验目的在低功率水平维持键式反应的装置。

发布日期:1988-8-1

  4.1.6 导致多个独立的具有下列功能的系统、序列或通道同时失效的共因事件

  (3)应该指明这些极限情况的事故过程及其可能的后果;

  假设的始发事件

  (1)停堆和保持安全停堆状态;

  (3)对影响到安全重要物项的修改和实验;

  3.2 安全分析报告要包括以下内容:

  4.1.7.4 放射性物质贮存及放射性废物的排放管理违反了国家标准或有关部门的相应规定。

  2.6 反应堆营运单位必须根据国家核安全部门的要求,递交或提供下列文件和资料:

  7.3 营运单位必须具体规定运行人员的资格要求。反应堆操纵人员实行执照制度。办理执照程序是由营运单位提出申请,主管部门负责考核、国家核安全部门核准并颁发执照。

  附件:重水堆核电厂运行事件判定准则(试行)

发布日期:1988-8-1

  (1)反应堆工作人员对照射的防护;

  (3)控制放射性物质释放;

  在某些情况下,可以解体反应堆以便装运到另一个地方后使用。

  (1)放射源与公众间屏障的损坏程度;

  (3)导致人员伤亡或需要送医院治疗的核起因事件;

  (4)核实反应堆营运单位是否正确遵循运行限值和条件,是否履行所有与安全有关的其它职责,必要时从安全出发采取强制性行动,包括命令反应堆停堆和修改。

  4 事件和事故分析

  核电厂机组运行时,必须满足核电厂技术规格书规定的运行限制条件。如果偏离核电厂技术规格书规定的运行限制条件,或者某个安全重要系统或设备不能使用或运行参数达不到规定值,并在规定的时间内不能恢复正常而导致停堆,应该向国家核安全局报告。例如,机组运行时,一台汽动辅助给水泵不能使用,按核电厂技术规格书的规定,必须在24小时内将其恢复正常;或者一台柴油机带动的辅助给水泵不能运行,按核电厂技术规格书的规定,必须在72小时内将其恢复正常。如果在上述规定的时间内尚未恢复正常而导致停堆,这样的停堆事件就应该报告。停堆包括热备用、热停堆、中间停堆和冷停堆。

  10.6 设备维修后,必须进行检查,必要时要作试验,以证明其合乎要求。

  10.4 只有经反应堆运行负责人授权的人员,才允许从事对安全重要的物项的移动、更换、修理或服务项目,协调工作的责任可以授予当值的反应堆值班长。

  4.1.9 其他事件

  8.3 操作和使用反应堆的所有人员必须为熟悉和掌握这些规程接受适当和充分的训练并理解遵守这些规程的必要性。

  13.2 对于正常照射条件,辐射防护的主要目标是避免任何不必要的照射,保证不可避免的照射符合合理可行尽量低的原则。不得超过个人的剂量限值,为此目的,在所有运行工况下,厂区人员和公众的照射剂量,必须符合国家规定的要求。

  “核电厂安全屏障或重要设备的性能受到严重损害的事件”是指这些设备出现故障或不能执行其功能或它们的机械或化学性能受到严重损伤,降低其对3类或4类工况的承受能力。这类事件的事例有:(1)堆芯或贮存水池内燃料包壳破损率超过允许范围;(2)一回路的放射性超过规定限值;(3)压力壳或一回路的其他重要设备(蒸汽发生器、主泵、稳压器、安全阀和卸压阀)出故障和主管道破损;(4)主冷却剂系统的焊缝或材料有重大缺陷;(5)在试验或运行期间,卸压阀或安全阀丧失操作能力或可用的数量不足;(6)安全壳泄漏超过规定限值。

  (3)有关偏离运行限值和条件的报告(见5.7条);

  13.8 必须有适当数量经过训练的人员,来管理辐射防护,并监测个人受照剂量、放射性排出流和废物。这些人员必须独立于反应堆运行组。在某些情况下,反应堆运行人员也可承担日常的辐射防护责任。但必须事先经过适当的培训。

  (2)排出堆芯余热;

  (5)一个子系统或部件放射性释放;

  7.5 为了反应堆安全和有效运行,反应堆运行负责人必须有计划地安排运行人员培训并给予评价。培训内容必须包括全部运行工况和事故工况下执行规程的训练。

  (2)超出核电厂设计基准的工况;

  (4)影响反应堆安全的构筑物、系统和部件的检查和试验;

  10 维修

  4.1.1.1 核电厂技术规格书要求的停堆事件

  HAF1001 研究堆和临界装置安全分析报告的典型内容

  一个具有足够可裂变材料和其他材料,为实验目的在低功率水平维持键式反应的装置。

  (4)在例行检查时发现高能管道的支撑构件的螺丝松动。

  (10)放射性废物的处理和放射性释放的控制和监测。

  (1)反应堆日常运行数据;

  这里不包括在同一个系统中冗余或备用设备能够完成所要求功能而个别部件出故障。

  11.4 在整个调试期间营运单位应该和国家核安全部门保持紧密联系,特别是对安全有直接影响的试验结果,必须及时呈报国家核安全部门。

  7 管理

  4.1.2 导致核电厂安全屏障或重要设备的性能受到严重损害或出现下列工况的事件

  (3)维修、试验、检查和修改;

  (7)环境监测;

  在核电厂出现这类异常事件时,例如火灾,可能需要值班人员撤离或不能进入安全有关系统或设备的场所,从而妨碍安全运行,这类事件应该报告。这类事件的事例还包括化学物质、有毒气体和放射性物质释放以及使用爆炸物等。

  5.4 安全运行限制条件,是对反应堆每种运行工况从行政上制定的必须遵守的对设备和运行的强制规定。运行限值和条件必须起到下列作用:

  设计并安装的安全装置,其作用是保证一个或几个安全限值不致被超过。

  4.1.8 对核电厂安全有现实威胁或明显妨碍值班人员安全运行的内部事件

  5.7 一旦安全限值被突破时,必须停堆,使反应堆保持在安全状态。再次启动反应堆之前,必须由营运单位进行审查,并及时报告国家核安全部门。

  6.1 反应堆运行负责人必须安排定期试验和检查,以保证遵守安全技术条件和保持反应堆安全性能。

  重水堆核电厂运行事件判定准则(试行)

  (9)质量保证记录。

  4.3 对所考虑的每个事故序列,应该指出在事故工况下,安全系统及未失效的工艺系统需要起作用的范围。

  4.1.4 导致专设安全设施和反应堆保护系统自动或手动触发的事件(预先安排的这类试验,以及反应堆处于保证停堆状况时因干扰信号引起停堆系统触发的事件除外)

  (4)必须证明反应堆运行的安全裕度或风险度是可以接受的。

  (2)建堆的目的,反应堆设计、运行和实验所遵循的基本安全原则,(包括所用的法规、标准和规范),设计基准内部和外部始发事件,以及为保护厂区人员和公众安全为目的的安全系统性能的描述;

  (6)放射性器材被盗或遭破坏等重大事故;

  (2)可以按照类型将事故分组,使每组中只需对极限情况进行定量分析;

  9.3 运行记录必须包括以下各项:

执行日期:2008-11-11

  4.2 在安全分析中,必须考虑假设始发事件及其后果,并且:

  (1)反应堆冷却系统排热的减少;

  核电厂附近发生这类事件时,将直接威胁核电厂的安全,并使核电厂值班人员难以继续维持反应堆的安全运行或按规定程序停堆或保持安全停堆状态。这类事件的事例有:雪崩、地震、洪水、雾、湖水或河水高水位或低水位、高温、高潮位、滑坡、雷电、地面沉降或塌陷、龙卷风、海啸及潮涌、地面隆起、火山爆发、飞机撞击、化学物质释放、森林火灾、工业或军事设施事故、蓄水或挡水工程事故、地面交通工具爆炸或撞击、有毒气体释放和使用爆炸物等。但是,这类事件对核电厂安全的威胁是否具有现实性,需要分析判断,然后再决定是否应该报告。

  运行工况

  (2)个人剂量监测仪器和设备;

  (3)出现了技术规格书中不允许出现的运行工况等。

  为保证反应堆安全运行,经国家核安全部门批准,用以确定参数限值、设备功能和性能及人员水平等方面的整套规定。

  (1)在取走全部燃料组件和易取走的放射性部件及废物后,采用原封不动的保护性的储存。

  4.1.3 对核电厂安全有现实威胁或明显妨碍核电厂值班人员完成安全运行的自然事件和其他外部事件

  (5)对预计安排在反应堆内进行的,对安全具有重要影响的任何形式的实验的安全问题的检查;

  放射性释放限值

  反应堆处于保证停堆状态时因干扰信号引起停堆系统触发的事件包括:在启动仪表系统所在区域使用电气设备,如吸尘器、电焊机、切割机、对讲机,反应堆厂房内设备启动等引起的电磁信号导致停堆系统触发的事件。

  (2)根据批准的设计建造反应堆;

  6.2 对设备进行的定期试验和检查项目及其频度要求,可能对系统设计有重大影响,所以这些要求应在早期制订,应在设计中考虑。

  (3)在核电厂运行规程或应急规程中没有考虑过的工况。

  3.3 反应堆营运单位必须分阶段向国家核安全部门递交下列报告:

  (7)假设始发事件及其后果的安全分析,包括足够的资料和计算,以便有条件进行独立评价;

  (2)在非限制区内,公众成员在一个日历年内受到的有效剂量当量超过5 mSv;

  (11)质量保证大纲(见16.2条);

  14.2 营运单位,必要时应与国家有关部门和地方当局或其他机构合作,以保证全部现场服务和外部援助有效协调。

  其他外部事件主要指来自核电厂外部的某些人为事件,例如,经过核实的可能影响核电厂安全的敌意举动或有这种企图的行为。

  2.8 反应堆营运单位必须为编制、保管和分发本规定要求所作的记录和报告作出安排。

  安全限值

  4.1.9.4 上述各类所不包括的,由国家核安全局或营运单位根据事件的性质及其后果确定为对安全有影响的重大事件以及公众普遍关注的事件。

  3.2 安全分析报告要包括以下内容:

  (5)人员的职责、资格、体格检查和培训;

文  号:国核安发〔2008〕94号

  (4)材料试验反应堆。

  (2)燃料的装卸、移动及其他堆芯和反射层部件的操作,包括实验设备的入堆、出堆:

发文单位:国家核安全局

  5 运行限值和条件

  3.4 当反应堆的修改影响到原安全分析报告的适用性时,应对报告中受影响的部分重新评价并递交更新的安全分析报告。

  (4)缓解事故后果。

发文单位:国家核安全局

  运行限制条件

  4.1.9.3 装换料错误事件。这类事件包括在装换料过程中将燃料棒束装入错误的燃料通道,或装入燃料通道的燃料棒束富集度不正确,或燃料通道换料方式错误;

  反应堆运行组

  (8)应急处理;

  (4)缓解事故后果。

  13 辐射防护

  保护装置

  (7)意外放射性释放;

  保持所有设备处于良好工作状态的活动。包括预防性的和修改(或修理)性的两方面。

  (4)试验报告,内容包括试验数据汇总及其分析,试验结果分析评价,所发现的隐患和纠正行动。

  4.1.9.2 主热传输系统与应急堆芯冷却系统之间的隔离阀失效或误操作,导致堆芯冷却剂流量被旁通的事件;

  (1)反应堆和实验设备的启动、运行和停止;

  (1)安全分析报告(见3.1条);

  4.1.1.2 违反技术规格书的运行事件。

  (3)提供防护掩体,撤退程序和个人装备;

  (16)人员受照射的报告(见13.7条);

  妨碍这些构筑物或系统实现其安全功能的原因可能是一个或多个人的失误、设备故障、设计、分析、制造和安装不正确或程序(如监测、维修、鉴定、质保、等程序)错误。

  6.7 当定期试验或检查时发现与安全系统整定值或限制条件不符合时,必须立即纠正。某些设备故障或不符合项,并不降低反应堆安全水平,或者在采取行政措施后可以确保安全,则反应堆可在一个有限期间内继续运行。否则,反应堆必须停堆或保持停堆状态,直到故障或异常情况被纠正为止。

  (3)提供防护掩体,撤退程序和个人装备;

  这里包括任何可能妨碍安全系统正确执行安全功能的事件,而不管这些事件是在什么时候发生或发现的,或当时是否需要该系统完成相应的功能,也不管其他系统是否可以完成同样的安全功能。“可能妨碍安全系统正确执行安全功能的事件”是指在启用有隐患的安全系统之前发现并排除了故障或采取了纠正措施,从而没有造成实际后果。这类事件的事例包括下列系统所发生的故障:反应堆保护系统或紧急停堆系统、专设安全设施、专设安全设施触发系统、事故监测系统、反应堆冷却剂系统、卸压阀或安全阀、设备冷却水系统、应急供水系统(重要负荷公用系统)、最终热阱系统、交流和直流应急供电系统等。在同一个系统中冗余的或备用设备能完成所要求的安全功能时,个别部件出故障不在此例。例如,两台泵各开到额定容量的50%完成某一功能,如果其中一台因故停运,则另一台可以开到额定容量的100%完成同样的功能。

  安全限值

  (4)设计、采购、建造、调试和运行方面的质量保证大纲的描述;

发布日期:2008-11-11

  实验装置

  15.4 营运单位必须查清任何重大盗窃或企图盗窃放射性物质(包括易裂变材料)以及破坏或企图破坏反应堆的行为,通过保密渠道报告主管部门。

  (1)停堆和保持安全停堆状态;

  (3)用以减轻构筑物、系统或部件误动作或故障后果的设施。

  指符合正常运行和预计运行事件定义的那些工况(参看“正常运行”和“预计运行事件”)。

  4.1.7.2 在非限制区,空气中气载放射性物质在一小时内平均浓度超过国家标准规定的导出空气浓度(DAC)限值的两倍;

  1.1 研究堆和临界装置(以下称反应堆)的安全运行需要合乎要求的设计、建造、管理和监督。本规定主要涉及的是管理和监督方面的问题,本规定适用于反应堆全寿期,包括修改和更新。

  (2)取走全部燃料组件和易取走的放射性部件和废物后,把放射性构件和大部件妥善地埋藏处置;

  (1)厂址及其环境的描述;

  10.3 对在役设备进行维修,设备的停运或复运均须注意保持反应堆的安全水平并遵守安全规定。

  在反应堆运行负责人领导下从事反应堆运行的全体人员。 反应堆运行管理机构

  对过程变量的各种限值,反应堆在这些限值范围内运行已证明是安全的。

  (2)取走全部燃料组件和易取走的放射性部件和废物后,把放射性构件和大部件妥善地埋藏处置;

  (1)试验目的和预计结果;

  (2)建堆的目的,反应堆设计、运行和实验所遵循的基本安全原则,(包括所用的法规、标准和规范),设计基准内部和外部始发事件,以及为保护厂区人员和公众安全为目的的安全系统性能的描述;

  6.6 国家核安全部门对定期试验和检查结果应作审查,以核实是否符合安全技术条件,应与以前检查和试验结果作出比较,以查明潜在的故障并及时修复,检查和试验结果应妥善保存,以便国家核安全部门审查。

  预计运行事件

  (17)退役计划(见18.2条);

  (3)影响反应堆安全的主设备或系统的日常维修;

  6 定期试验和检查

  反应堆在规定的运行限值和条件范围内的运行,包括停堆状态、功率运行、停堆过程、启动、维修、试验和换料等。

  5 运行限值和条件

  HAF1002 研究堆安全运行管理

  2.5 国家核安全部门在反应堆运行监督方面的主要职责为:

  3.1 安全分析报告必须包括足够资料,以便国家核安全部门能独立作出反应堆的安全评价。提交资料的格式、范围和细目要符合国家核安全部门的要求,安全报告内容见安全导则HAF1001,《研究堆和临界装置安全分析报告的典型内容》。

  保护所有人员免于受过量放射危害。

  8 规程

  (4)放射源、裂变材料和其他特种材料的数量和转移情况;

  3 运行安全分析报告

  13.5 对于异常或事故工况,应采取应急计划中所规定的措施,尽可能地减少放射后果。这些措施可包括使用防护服、呼吸保护器和稳定碘剂,以及医疗和去污等。应按国家有关规定,制定这些措施的应用准则。

  17 放射性排出流、废物和乏燃料

  (1)在设计建造阶段,提交初步安全分析报告;

  6.9 国家核安全部门有权要求营运单位进行专门检查并由国家核安全监督员或专家组到现场见证。

  4.1 必须作出反应堆事件和事故分析,以评价反应堆对一系列假设始发事件(如设备误动作或故障、运行人员误操作或外部事件)的响应。这些事件既可导致预计运行事件,也可导致事故工况。必要时,评价也应该包括考虑实验设备本身的安全及其对反应堆的影响。事件和事故分析必须证明运行的安全裕度或风险度是可接受的。事件和事故分析是确定反应堆安全技术条件的依据。

  (7)环境监测;

  调试

  (6)影响反应堆安全或反应性的运行、维修以及辐照和实验的批准;

  6.4 对各个构筑物、系统、部件定期试验和检查的频度应使它们的可靠性达到一个足够的程度,确定试验和检查的频度时应考虑:它们对安全的相对重要性,它们的功能失效的可能性和在安全分析中确定的要求。随着经验的积累,试验频度可以调整。

  (2)装料前提交最终安全分析报告;

  (10)放射性废物的处理和放射性释放的控制和监测。

  13.7 必须测定和记录可能受职业照射的全部人员所受的照射剂量。剂量记录必须保存。并按规定报告有关主管部门和(或)国家核安全部门。必须遵守主管部门对个人定期体检的要求。

  16.1 营运单位负责制定和执行总的质量保证大纲,以保证与质量有关的活动满意地进行,对不符合质量保证大纲要求的事项实施必要的纠正措施,并提供必要的文件,以表明质量已经达到要求,为此,必须明确组织和个人的责任。

  这些专用规程必须包括以下内容:

  实验装置

  10.8 制订全面维修计划时,应考虑备有适当数量的对安全重要的物项的零部件备品。

文  号:[88]国核安法字076号

  8.1 反应堆运行总则包括行政上和组织上的要求,必须经国家核安全部门审查和批准后,由营运单位发布。有关反应堆安全运行和使用的一些专用规程应作为运行总则的补充,并在初始装料前发布。这些规程由反应堆运行组与设计单位、制造单位和营运单位的其他人员合作制订,并由营运单位批准,报国家核安全部门备案。

  (6)自然或人为事件(如电源故障、运行人员误操作)。

  7.2 反应堆运行负责人必须明文规定运行人员的职责和资格及它们的隶属关系和联系渠道,对涉及运行或使用反应堆的其他人员(如辅助人员、实验人员),也应明文规定他们的职责、隶属关系和联系渠道。控制室内应备有现任责任人员名单。

  与安全有重要关系的系统,用于在任何情况下保证反应堆安全停堆、从堆芯排出热量、和(或)限制预计运行事件和事故工况的后果。

  对每种反应堆运行工况应遵守的通过行政措施建立的对设备和运行的强制性规定。

  (2)核准并颁发操纵人员执照;

  以上多数操作,可采用检查卡方式。

  反应堆运行组

  14.1 营运单位必须根据反应堆事故可能造成的风险程度,制订相应的应急计划,并在首次装料前报国家核安全部门审批。

  (3)申请颁发运行许可证前,递交修订的最终安全分析报告。

  (13)排出流排放限值以及监测和控制排放的方法和规程(见17.4、17.5条);

  研究堆

  (5)人员的职责、资格、体格检查和培训;

  5.7 一旦安全限值被突破时,必须停堆,使反应堆保持在安全状态。再次启动反应堆之前,必须由营运单位进行审查,并及时报告国家核安全部门。

  (5)定期试验和检查结果(见6.6条);

  (9)属于安全范畴内的修改方案及其审核意见(见12.1条);

  (3)反应堆系统的描述,包括目的、接口、仪表、检查维护和所有运行工况以及事故工况下的性能;

  附录二 研究堆和临界装置运行安全导则目录

  (7)假设始发事件及其后果的安全分析,包括足够的资料和计算,以便有条件进行独立评价;

  9 记录和报告

  (1)试验目的和预计结果;

  (1)其误动作或故障可能使厂区人员或周围公众受到过量照射的构筑物、系统和部件;

  10.3 对在役设备进行维修,设备的停运或复运均须注意保持反应堆的安全水平并遵守安全规定。

  15.3 营运单位应对全部放射源和易裂变材料进行定期监查。

  7 管理

  18.1 在设计、建造和运行反应堆和实验装置时,就应考虑退役。退役阶段从停堆后的准备阶段开始,到最终处置完毕为止,有关退役的选择包括:

  9.2 营运单位在开始正常运行前要备有有关的调试记录,包括启动试验报告。

  11.2 调试试验应按正确的程序进行,除非前一步骤已满意地完成,否则,不得进行下一步试验。

  营运单位应明确要求,反应堆管理人员必须通过资格审查后方可执行其任务,并赋予反应堆运行负责人足够的权力。

  7.7 对于反应堆各种运行工况必须规定人员配备的最低要求。既要规定人数,还要规定他们需要承担的责任。在整个运行期间,必须明确任定直接操纵反应堆的人员。

  安全系统

  17 放射性排出流、废物和乏燃料

  附录一 名词解释

  附录一 名词解释

  事故工况

  (3)反应性引入和功率分布异常;

  8.5 对现行规程中未包括的操作,在该操作开始前应该制订一个专用规程并经反应堆运行负责人批准。

  10.2 对维修工作,必须明确规定维修工作制度、工作程序及各级责任。

  16.1 营运单位负责制定和执行总的质量保证大纲,以保证与质量有关的活动满意地进行,对不符合质量保证大纲要求的事项实施必要的纠正措施,并提供必要的文件,以表明质量已经达到要求,为此,必须明确组织和个人的责任。

  (8)按规定报告地方或上级部门。

  (17)退役计划(见18.2条);

  在反应堆运行寿期内预计出现偏离正常运行的所有运行过程,由于设计时已采取了适当措施,这类事件不会使安全重要物项明显损坏,也不会导致事故工况。

  由反应堆营运单位为运行反应堆所建立并承担直接安全责任的机构。

  17.7 营运单位必须保存从反应堆现场运走的放射性废物和乏燃料的数量和型式的记录。

  (8)放射性废物储存、收集、处理、转移、放射性释放和环境监测;

  运行

  (3)调试期间,经考验证明反应堆已经满足设计要求;

  7.9 反应堆运行计划和使用反应堆的实验计划必须提前编制并由反应堆运行负责人批准。

  4.5 由于故障可能包括了由较易发生(或中等颁率)但没有放射性后果的始发事件到概率极低但有较严重后果的事件的序列。因此有必要从事件序列中筛选出必须作详细分析的那些事件。

  主管部门(反应堆主管部门)

  8.4 运行和使用反应堆的全部规程必须符合批准的运行限值和条件。

  17.2 设计和运行反应堆及其实验设备应考虑尽可能减少产生和便于处理各种放射性废物。

  附录二 研究堆和临界装置运行安全导则目录

  8.5 对现行规程中未包括的操作,在该操作开始前应该制订一个专用规程并经反应堆运行负责人批准。

  (15)与审查预计运行事件和事故工况有关的定期运行总结报告和记录(见9.6条);

  2 监督管理职责

  5.6 反应堆安全系统的设计通常在其设备发生故障时不导致反应堆安全水平的降低。但若发现可能导致安全水平降低的故障,则运行组必须采取措施(如降低堆功率、更换损坏仪器),以确保不危及反应堆安全。

  5.1 对反应堆安全具有重要意义的整套限值和条件包括安全限值、安全系统整定值和安全运行的限制条件,必须递交给国家核安全部门审查批准。

  15.3 营运单位应对全部放射源和易裂变材料进行定期监查。

  1.2 本规定确定了反应堆安全运行所必须满足的最低要求。其目的是保证在反应堆运行过程中,不使厂区人员和公众受到过量的放射危害。

  反应堆运行中,极少出现的对运行工况的严重偏离,它可导致放射性物质大量释放或个人超剂量。

  (5)运行期间,要准备好运行所需备用设备,要提供必要的服务。

  对反应堆营运单位负有领导责任的国务院或省、自治区、直辖市人民政府的有关行政机关。

  5.6 反应堆安全系统的设计通常在其设备发生故障时不导致反应堆安全水平的降低。但若发现可能导致安全水平降低的故障,则运行组必须采取措施(如降低堆功率、更换损坏仪器),以确保不危及反应堆安全。

  放射性释放限值

  装在堆内或反应堆周围。利用反应堆的中子通量和电离辐射束进行研究、试验、同位素生产以及其他工作的单个或整套装置。

  (1)对已批准的运行限值的改变;

  (4)使用反应堆装置的应急设备和电源;

  17.2 设计和运行反应堆及其实验设备应考虑尽可能减少产生和便于处理各种放射性废物。

  (5)人员、设备和构筑物的去污;

  12 修改和实验

  (8)放射性废物储存、收集、处理、转移、放射性释放和环境监测;

  假设的始发事件

  (6)放射性物质释放的探测和记录。

  (8)反应堆及其实验设备的运行安全技术条件,包括安全限值和安全系统整定值、安全运行的限制条件、设备监测要求、组织和管理上的要求。这些安全技术条件可作为安全分析报告的一部分,或编成单独的文件(见导则HAF1001《研究堆和临界装置安全分析报告的典型内容》)。

  10.1 对反应堆设备必须在一个书面维修计划。反应堆的维修标准和检修频度必须保证所有对安全重要的设备的可靠性和有效性。

  17.7 营运单位必须保存从反应堆现场运走的放射性废物和乏燃料的数量和型式的记录。

  (2)根据批准的设计建造反应堆;

  7.3 营运单位必须具体规定运行人员的资格要求。反应堆操纵人员实行执照制度。办理执照程序是由营运单位提出申请,主管部门负责考核、国家核安全部门核准并颁发执照。

  (2)厂区人员和公众预计辐射剂量。

  运行限值和条件

  运行限值和条件

  2.7 反应堆营运单位必须根据运行限值和条件制定运行规程。

  9.5 对各种资料应规定合理的保存期,并符合有关规定。

  10.4 只有经反应堆运行负责人授权的人员,才允许从事对安全重要的物项的移动、更换、修理或服务项目,协调工作的责任可以授予当值的反应堆值班长。

  (13)排出流排放限值以及监测和控制排放的方法和规程(见17.4、17.5条);

  为使现场人员和公众的受照剂量符合主管部门或国家核安全部门规定的剂量要求而规定的放射性排出物的限值。

  (7)辐射照射和医疗检查;

  13.3 营运单位必须考虑反应堆及厂址的特征,拟定放射性释放限值,并报国家核安全部门批准。这些限值应包括在安全技术条件内。营运单位还应建立参考水平,以帮助反应堆运行管理机构采取防护措施,使人员照射剂量符合合理可行尽量低的原则。

  4.6 对于假设始发事件的分析,必须证明在任何情况下,固有的或专设的安全设施将使每个事件的后果保持在国家核安全部门所规定的可接受值之内。

  7.4 当值反应堆运行人员,出于安全的目的,有权使用紧急停堆按钮(或相当的设备)。

  (10)反应堆应急计划(见14.1条);

  (1)在取走全部燃料组件和易取走的放射性部件及废物后,采用原封不动的保护性的储存。

  (3)应该指明这些极限情况的事故过程及其可能的后果;

  (5)运行期间,要准备好运行所需备用设备,要提供必要的服务。

  4.2 在安全分析中,必须考虑假设始发事件及其后果,并且:

  1.3 根据“民用核设施安全监督管理条例”的规定,国家对反应堆实行许可证管理制度。本规定提出了申请反应堆安全许可证件的程序及应递交的文件。

  17.6 放射性废物和乏燃料的运输必须遵守国家有关规定。

  14.4 作为不同水平的响应计划应明确规定相应的应急措施。包括:

  反应堆

  18.3 在反应堆运行寿期内,营运单位要始终想到退役方面的事情。当检修或修改反应堆时应保存反应堆更改后的图纸。处理沾污或辐照过的构件、系统和部件的经验应记录,以便于制订反应堆的退役计划。

  (2)当放射源失去控制时,随后的照射只能由补救措施加以限制;这种条件为异常或事故照射条件。

  (18)其他有关资料。

  8.2 这些规程必须按预先规定的内部程序定期进行修改,必要时还须提前修改。

  7.7 对于反应堆各种运行工况必须规定人员配备的最低要求。既要规定人数,还要规定他们需要承担的责任。在整个运行期间,必须明确任定直接操纵反应堆的人员。

  HAF1003 临界装置运行实验管理

  8.6 在发生危及安全的事件时,运行人员应采取适当的行动,使反应堆和实验回到安全状态。事后应对这个事件进行评价,必要时应根据评价的结论修改规程或编制新的规程。

  (4)必须证明反应堆运行的安全裕度或风险度是可以接受的。

  (4)放射源、裂变材料和其他特种材料的数量和转移情况;

  本规定中下列名词术语的含义为:

  9.4 运行日志、检查卡和其他资料的记录都必须有日期和签字。

  运行工况

  5.5 安全限值、安全系统整定值和运行限制条件,必须根据反应堆事故和事件分析(特别是事故分析)选定,而且必须与反应堆的现状相一致,在任何时候使用的定值必须符合当时的反应堆运行工况。

  安全重要物项

  运行限制条件

  17.4 营运单位必须对放射性排出流的排放进行监测和记录,以保证符合辐射防护标准。

  (1)必须保证已经考虑足够宽的事故谱;

  (3)维修、试验、检查和修改;

  4.7 分析结果最终可用事件的可能性及其后果的大小来描述,表达的方式为:

  (3)调试期间,经考验证明反应堆已经满足设计要求;

  (6)放射性物质释放的探测和记录。

  (3)反应堆系统的描述,包括目的、接口、仪表、检查维护和所有运行工况以及事故工况下的性能;

文号:[88]国核安法字076号

  4.5 由于故障可能包括了由较易发生(或中等颁率)但没有放射性后果的始发事件到概率极低但有较严重后果的事件的序列。因此有必要从事件序列中筛选出必须作详细分析的那些事件。

  (1)安全分析报告(见3.1条);

  (6)影响反应堆安全或反应性的运行、维修以及辐照和实验的批准;

  2.3 反应堆的运行安全必须接受国家核安全部门的监督。

  本规定由国家核安全局负责解释。

  2.1 反应堆营运单位对反应堆的安全运行承担全面责任。

  15.1 营运单位必须提出适当的安全保卫措施,防止未经允许从反应堆中取出放射性物质(包括裂变物质)或故意破坏反应堆,以免造成对运行人员和公众的放射性危害。

  10.5 应该建立维修工作的审批程序(包括工作前后的检查程序)使全部维修工作在反应堆值长允许下进行,以保证反应堆安全和从事维修工作人员的安全。

  13.4 假若超过个人剂量或放射性释放的限值,必须根据有关规定报告国家核安全部门和(或)主管部门。

  4 事件和事故分析

  (1)审批颁发反应堆运行许可证;

  上述分阶段的安全分析报告随同许可证申请,经审查批准后方可开始建造。装载核燃料正式运行。

  17.1 为了保证反应堆及其实验设备的正常运行与工作,营运单位必须保证有足够合适的装置或设施处理、储存和处置或由现场运走放射性排出流、废物和乏燃料。

  安全

  12 修改和实验

  运行

  8.1 反应堆运行总则包括行政上和组织上的要求,必须经国家核安全部门审查和批准后,由营运单位发布。有关反应堆安全运行和使用的一些专用规程应作为运行总则的补充,并在初始装料前发布。这些规程由反应堆运行组与设计单位、制造单位和营运单位的其他人员合作制订,并由营运单位批准,报国家核安全部门备案。

  15.1 营运单位必须提出适当的安全保卫措施,防止未经允许从反应堆中取出放射性物质(包括裂变物质)或故意破坏反应堆,以免造成对运行人员和公众的放射性危害。

  2.9 反应堆营运单位必须挑选合格人员并给予必要的培训,使他们能在反应堆各种正常工况和事故工况下按照运行规程正确地履行职责。

  保护装置

  (5)对预计安排在反应堆内进行的,对安全具有重要影响的任何形式的实验的安全问题的检查;

  (7)辐射照射和医疗检查;

  (2)运行限值和条件(见5.1条);

  这类反应堆主要包括:

  对反应堆营运单位负有领导责任的国务院或省、自治区、直辖市人民政府的有关行政机关。

  (12)废物管理大纲和有关文件(见17.1条);

  6.3 在开始装料前,反应堆运行负责人必须为那些安全运行重要的构筑物、系统和部件编制一个定期检查和试验计划,这项计划由国家核安全部门批准,作为安全报告或安全技术条件或其他文件的一部分。

  (4)环境的辐射监测;

  (9)安全保卫;

  直接针对反应堆及附属装置,并可能使公众受照射而危及其健康和安全的任何蓄意行为。

  2.2 反应堆主管部门对反应堆的安全运行负领导责任。

  (2)二回路冷却系统排热减少(热阱丧失);

  这类反应堆主要包括:

  13.5 对于异常或事故工况,应采取应急计划中所规定的措施,尽可能地减少放射后果。这些措施可包括使用防护服、呼吸保护器和稳定碘剂,以及医疗和去污等。应按国家有关规定,制定这些措施的应用准则。

  14.1 营运单位必须根据反应堆事故可能造成的风险程度,制订相应的应急计划,并在首次装料前报国家核安全部门审批。

  5.1 对反应堆安全具有重要意义的整套限值和条件包括安全限值、安全系统整定值和安全运行的限制条件,必须递交给国家核安全部门审查批准。

  这些专用规程必须包括以下内容:

  (3)脉冲反应堆;

  5.5 安全限值、安全系统整定值和运行限制条件,必须根据反应堆事故和事件分析(特别是事故分析)选定,而且必须与反应堆的现状相一致,在任何时候使用的定值必须符合当时的反应堆运行工况。

  本规定中下列名词术语的含义为:

  (6)有关运行中出现的故障和与安全有关的事件;

  调试

  8.6 在发生危及安全的事件时,运行人员应采取适当的行动,使反应堆和实验回到安全状态。事后应对这个事件进行评价,必要时应根据评价的结论修改规程或编制新的规程。

  5.8 当安全运行限制条件不能满足时,运行人员必须采取适当的行动,以确保安全,反应堆运行管理者应研究其原因和后果并采取适当的措施并报告国家核安全部门以防止再次发生类似事件。

  7.6 除有专门的保健物理人员以外,应对运行人员进行广泛的保健物理训练。

  (1)在设计建造阶段,提交初步安全分析报告;

  (4)定期试验和检查计划(见6.3条);

  (2)高通量研究反应堆;

  7.2 反应堆运行负责人必须明文规定运行人员的职责和资格及它们的隶属关系和联系渠道,对涉及运行或使用反应堆的其他人员(如辅助人员、实验人员),也应明文规定他们的职责、隶属关系和联系渠道。控制室内应备有现任责任人员名单。

  16.2 国家核安全部门应审批营运单位所制定的总的质量保证大纲,并执行监查,以便核实是否按大纲执行。

  (4)影响反应堆安全的构筑物、系统和部件的检查和试验;

  (7)操纵员对预计运行事件以及事故工况(属实际可能)的响应;

  8.4 运行和使用反应堆的全部规程必须符合批准的运行限值和条件。

  (8)应急处理;

  9.4 运行日志、检查卡和其他资料的记录都必须有日期和签字。

  指符合正常运行和预计运行事件定义的那些工况(参看“正常运行”和“预计运行事件”)。

  (2)可以按照类型将事故分组,使每组中只需对极限情况进行定量分析;

  包括下列各项:

  (2)当前运行状态(如设备停役);

  (7)放射性废物的收集、转移、贮存和处理。

  直接针对反应堆及附属装置,并可能使公众受照射而危及其健康和安全的任何蓄意行为。

  4.4 每个假设始发事件可以归于下列工艺故障分类的一种或几种。

  14.4 作为不同水平的响应计划应明确规定相应的应急措施。包括:

  包括已批准的定期试验和检查大纲中规定的那些项目;

  1.4 本规定附录二所列的导则是对本规定的说明和补充。

  (1)放射源与公众间屏障的损坏程度;

  安全技术条件

  (9)属于安全范畴内的修改方案及其审核意见(见12.1条);

  安全

  主管部门(反应堆主管部门)

  11.3 必须编写试验范围和顺序的文件,内容包括:

  9.5 对各种资料应规定合理的保存期,并符合有关规定。

  (1)反应堆的设计能保证安全运行;

  (3)审查批准反应堆运行限值和条件;

  2.7 反应堆营运单位必须根据运行限值和条件制定运行规程。

  (1)反应堆的设计能保证安全运行;

  该计划还应指定识别紧急情况的仪器,以确定紧急情况的范围。

  HAF1004 研究堆安全退役

  营运单位应明确要求,反应堆管理人员必须通过资格审查后方可执行其任务,并赋予反应堆运行负责人足够的权力。

  6 定期试验和检查

  为了使已建反应堆及与之相联的实验装置能安全地工作而进行的所有活动,包括维修、换料、在役检查及有关的其他活动。

  (6)运行规程(见8.1条);

  3 运行安全分析报告

  反应堆最终退出运行的过程。

  (3)脉冲反应堆;

  (6)有关运行中出现的故障和与安全有关的事件;

  (3)取走全部放射性物质,对留下的构件彻底去污,直到允许不加限制地使用。

  使安装好的反应堆部件和系统运转并验证其性能是否符合设计要求和是否满足有关准则的过程,包括无核反应和带核反应的试验。

生效日期:1900-1-1

  为了使已建反应堆及与之相联的实验装置能安全地工作而进行的所有活动,包括维修、换料、在役检查及有关的其他活动。

  (1)低通量研究反应堆;

  研究堆

  HAF1001 研究堆和临界装置安全分析报告的典型内容

  15.4 营运单位必须查清任何重大盗窃或企图盗窃放射性物质(包括易裂变材料)以及破坏或企图破坏反应堆的行为,通过保密渠道报告主管部门。

  (9)质量保证记录。

  厂区、厂址

  8.3 操作和使用反应堆的所有人员必须为熟悉和掌握这些规程接受适当和充分的训练并理解遵守这些规程的必要性。

  (2)如果发生这种事故工况,则要减轻其后果。这些限制条件是:运行人员配备的最低要求以及适用的安全文件中所假定的设备功能或性能的最低要求。

  (5)一个子系统或部件放射性释放;

  安全技术条件

  上述分阶段的安全分析报告随同许可证申请,经审查批准后方可开始建造。装载核燃料正式运行。

  (4)定期试验和检查计划(见6.3条);

  16.2 国家核安全部门应审批营运单位所制定的总的质量保证大纲,并执行监查,以便核实是否按大纲执行。

  13.1 人员受照可以在两种不同条件下发生:

  (6)相类似反应堆系统的运行经验的回顾;

  设计并安装的安全装置,其作用是保证一个或几个安全限值不致被超过。

  为保证反应堆安全运行,经国家核安全部门批准,用以确定参数限值、设备功能和性能及人员水平等方面的整套规定。

  18 退役

  (1)当放射源处于控制之下时,可采用控制措施(如屏蔽)限制照射量,这种条件称为正常照射条件;

  10 维修

  18.3 在反应堆运行寿期内,营运单位要始终想到退役方面的事情。当检修或修改反应堆时应保存反应堆更改后的图纸。处理沾污或辐照过的构件、系统和部件的经验应记录,以便于制订反应堆的退役计划。

  14.2 营运单位,必要时应与国家有关部门和地方当局或其他机构合作,以保证全部现场服务和外部援助有效协调。

  包括已批准的定期试验和检查大纲中规定的那些项目;

  该计划还应指定识别紧急情况的仪器,以确定紧急情况的范围。

  12.2 其他与安全有关的修改和实验的建议至少应由不参与建议的一个非当事反应堆管理机构的人员作审查并在执行前经反应堆运行负责人批准。这些活动应该做出记录,以备国家核安全部门查阅。

执行日期:1988-8-1

  10.7 只有在维修工作负责人和当值的反应堆值长认可并验收检查和试验结果后,才能恢复正常运行。

  7.8 营运单位或反应堆运行管理机构应有能力对建议的运行方式、修改或实验的安全进行独立审查。

  质量保证

  10.1 对反应堆设备必须在一个书面维修计划。反应堆的维修标准和检修频度必须保证所有对安全重要的设备的可靠性和有效性。

  (11)质量保证大纲(见16.2条);

  17.4 营运单位必须对放射性排出流的排放进行监测和记录,以保证符合辐射防护标准。

  13 辐射防护

  8.2 这些规程必须按预先规定的内部程序定期进行修改,必要时还须提前修改。

  安全系统

  2.2 反应堆主管部门对反应堆的安全运行负领导责任。

  反应堆运行中,极少出现的对运行工况的严重偏离,它可导致放射性物质大量释放或个人超剂量。

  4.3 对所考虑的每个事故序列,应该指出在事故工况下,安全系统及未失效的工艺系统需要起作用的范围。

  (12)废物管理大纲和有关文件(见17.1条);

  (9)安全保卫;

  (4)反应堆冷却剂容量或压力变化;

  13.8 必须有适当数量经过训练的人员,来管理辐射防护,并监测个人受照剂量、放射性排出流和废物。这些人员必须独立于反应堆运行组。在某些情况下,反应堆运行人员也可承担日常的辐射防护责任。但必须事先经过适当的培训。

  6.9 国家核安全部门有权要求营运单位进行专门检查并由国家核安全监督员或专家组到现场见证。

  (1)防止发生可能导致事故工况的状况;

  16 质量保证

  13.2 对于正常照射条件,辐射防护的主要目标是避免任何不必要的照射,保证不可避免的照射符合合理可行尽量低的原则。不得超过个人的剂量限值,为此目的,在所有运行工况下,厂区人员和公众的照射剂量,必须符合国家规定的要求。

  为使现场人员和公众的受照剂量符合主管部门或国家核安全部门规定的剂量要求而规定的放射性排出物的限值。

  为了对某一物项或某套装置在未来的使用中确能满意工作树立充分信心而进行的所有有计划有组织的活动。

  事故工况

  (4)试验报告,内容包括试验数据汇总及其分析,试验结果分析评价,所发现的隐患和纠正行动。

  导致预计运行事件或事故工况的事件。

  10.2 对维修工作,必须明确规定维修工作制度、工作程序及各级责任。

  2.3 反应堆的运行安全必须接受国家核安全部门的监督。

  主要用作基础研究或应用研究的反应堆。

  9.6 反应堆营运单位应该按照国家核安全部门的要求,定期提供有关安全事宜的总结报告。有关预计运行事件和事故工况的审查记录和报告及修改报告都必须存档,以供国家核安全部门查阅。

  (3)厂内辐射监测和检查;

  15 安全保卫

  6.5 所有定期检查和试验,应根据书面规程进行,以保证安全水平不致降低。

  10.6 设备维修后,必须进行检查,必要时要作试验,以证明其合乎要求。

  (4)使用反应堆装置的应急设备和电源;

  5.8 当安全运行限制条件不能满足时,运行人员必须采取适当的行动,以确保安全,反应堆运行管理者应研究其原因和后果并采取适当的措施并报告国家核安全部门以防止再次发生类似事件。

  12.2 其他与安全有关的修改和实验的建议至少应由不参与建议的一个非当事反应堆管理机构的人员作审查并在执行前经反应堆运行负责人批准。这些活动应该做出记录,以备国家核安全部门查阅。

执行日期:1988-8-1

  10.7 只有在维修工作负责人和当值的反应堆值长认可并验收检查和试验结果后,才能恢复正常运行。

  (7)操纵员对预计运行事件以及事故工况(属实际可能)的响应;

  (5)人员的辐射防护;

  (6)运行规程(见8.1条);

  14.3 应急计划应确定应急组织,根据需要由反应堆人员扩编到厂外人员,要明确各个岗位和组织的责任。

  5.2 安全限值是为保证安全运行、防止过量的个人受照和过量放射性释放,而对重要的过程变量或参数规定的限值。这些安全限值一般应根据情况确定为最大和(或)最小值。在所有运行工况下,这些变量或参数应保持在这个范围内。

  1 引言

  (1)弄清应急状态;

  9.1 为了反应堆安全运行,营运单位在初始装料前,应备有反应堆设计、建造和运行有关的全部重要资料。并在反应堆运行阶段及时更新这些资料,资料应包括厂址和环境数据、设计技术条件、设备详图和材料细目、图纸及运行和维修手册及其它质量保证文件。

  1 引言

  安全重要物项

  (3)审查批准反应堆运行限值和条件;

  6.1 反应堆运行负责人必须安排定期试验和检查,以保证遵守安全技术条件和保持反应堆安全性能。

  (18)其他有关资料。

  3.4 当反应堆的修改影响到原安全分析报告的适用性时,应对报告中受影响的部分重新评价并递交更新的安全分析报告。

  (1)防止发生可能导致事故工况的状况;

  2 监督管理职责

  13.7 必须测定和记录可能受职业照射的全部人员所受的照射剂量。剂量记录必须保存。并按规定报告有关主管部门和(或)国家核安全部门。必须遵守主管部门对个人定期体检的要求。

  (8)按规定报告地方或上级部门。

  (8)反应堆及其实验设备的运行安全技术条件,包括安全限值和安全系统整定值、安全运行的限制条件、设备监测要求、组织和管理上的要求。这些安全技术条件可作为安全分析报告的一部分,或编成单独的文件(见导则HAF1001《研究堆和临界装置安全分析报告的典型内容》)。

  15.2 应在专门保密的文件中描述反应堆安全保卫系统。

  安全系统整定值

  (14)人员配备、资格审查、培训和再培训大纲(见5.7、7.7条);

  (15)与审查预计运行事件和事故工况有关的定期运行总结报告和记录(见9.6条);

  退役

  (7)放射性废物的收集、转移、贮存和处理。

  17.5 营运单位对放射性排出流的排放必须按规定定期向国家核安全部门或主管部门报告。

  具有确定的边界,受反应堆营运单位有效控制的反应堆所在地区。

  (2)燃料的装卸、移动及其他堆芯和反射层部件的操作,包括实验设备的入堆、出堆:

  (3)厂内辐射监测和检查;

  (16)人员受照射的报告(见13.7条);

  退役

  故意破坏

  1.3 根据“民用核设施安全监督管理条例”的规定,国家对反应堆实行许可证管理制度。本规定提出了申请反应堆安全许可证件的程序及应递交的文件。

  18.2 营运单位在退役前必须向国家核安全部门提交退役申请及退役报告,经批准后方可退役。

  6.5 所有定期检查和试验,应根据书面规程进行,以保证安全水平不致降低。

  (4)需考虑的危害性质与以往考虑的不同或危害发生的可能性增大。

  18.2 营运单位在退役前必须向国家核安全部门提交退役申请及退役报告,经批准后方可退役。

  2.5 国家核安全部门在反应堆运行监督方面的主要职责为:

  本规定中所用的反应堆一词专指研究堆或临界装置。

  维修

  9.2 营运单位在开始正常运行前要备有有关的调试记录,包括启动试验报告。

  (6)相类似反应堆系统的运行经验的回顾;

  为了对某一物项或某套装置在未来的使用中确能满意工作树立充分信心而进行的所有有计划有组织的活动。

  1.4 本规定附录二所列的导则是对本规定的说明和补充。

  4.4 每个假设始发事件可以归于下列工艺故障分类的一种或几种。

  18.1 在设计、建造和运行反应堆和实验装置时,就应考虑退役。退役阶段从停堆后的准备阶段开始,到最终处置完毕为止,有关退役的选择包括:

  18 退役

  装在堆内或反应堆周围。利用反应堆的中子通量和电离辐射束进行研究、试验、同位素生产以及其他工作的单个或整套装置。

  (3)用以减轻构筑物、系统或部件误动作或故障后果的设施。

  (2)个人剂量监测仪器和设备;

  (1)必须保证已经考虑足够宽的事故谱;

  9.6 反应堆营运单位应该按照国家核安全部门的要求,定期提供有关安全事宜的总结报告。有关预计运行事件和事故工况的审查记录和报告及修改报告都必须存档,以供国家核安全部门查阅。

  预计运行事件

  导致预计运行事件或事故工况的事件。

  (3)试验规程;

  安全系统整定值

  (5)人员的辐射防护;

  本规定中所用的反应堆一词专指研究堆或临界装置。

  (2)装料前提交最终安全分析报告;

  (3)申请颁发运行许可证前,递交修订的最终安全分析报告。

  保持所有设备处于良好工作状态的活动。包括预防性的和修改(或修理)性的两方面。

  7.6 除有专门的保健物理人员以外,应对运行人员进行广泛的保健物理训练。

  10.5 应该建立维修工作的审批程序(包括工作前后的检查程序)使全部维修工作在反应堆值长允许下进行,以保证反应堆安全和从事维修工作人员的安全。

  6.6 国家核安全部门对定期试验和检查结果应作审查,以核实是否符合安全技术条件,应与以前检查和试验结果作出比较,以查明潜在的故障并及时修复,检查和试验结果应妥善保存,以便国家核安全部门审查。

  5.4 安全运行限制条件,是对反应堆每种运行工况从行政上制定的必须遵守的对设备和运行的强制规定。运行限值和条件必须起到下列作用:

  (8)调试试验结果(见11.4条);

  维修

  4.1 必须作出反应堆事件和事故分析,以评价反应堆对一系列假设始发事件(如设备误动作或故障、运行人员误操作或外部事件)的响应。这些事件既可导致预计运行事件,也可导致事故工况。必要时,评价也应该包括考虑实验设备本身的安全及其对反应堆的影响。事件和事故分析必须证明运行的安全裕度或风险度是可接受的。事件和事故分析是确定反应堆安全技术条件的依据。

  3.3 反应堆营运单位必须分阶段向国家核安全部门递交下列报告:

  17.1 为了保证反应堆及其实验设备的正常运行与工作,营运单位必须保证有足够合适的装置或设施处理、储存和处置或由现场运走放射性排出流、废物和乏燃料。

  对每种反应堆运行工况应遵守的通过行政措施建立的对设备和运行的强制性规定。

  11.3 必须编写试验范围和顺序的文件,内容包括:

  8 规程

  (1)反应堆冷却系统排热的减少;

发文单位:国家核安全局

  (3)试验规程;

  (3)对影响到安全重要物项的修改和实验;

  HAF1003 临界装置运行实验管理

  17.3 营运单位对收集、加工、处理放射性废物和操作乏燃料,应制定规程。

  (6)自然或人为事件(如电源故障、运行人员误操作)。

  (4)根据安全文件组织能胜任的人员运行和维护反应堆及其使用反应堆进行实验;

  (1)审批颁发反应堆运行许可证;

  正常运行

发文标题:研究堆和临界装置运行安全规定

  (3)有关偏离运行限值和条件的报告(见5.7条);

  (2)试验期间需要实施的安全措施;

  (2)对已批准的对安全运行限制条件的改变;

  15 安全保卫

  本规定自发布之日起实施。

  (1)反应堆工作人员对照射的防护;

  5.3 安全系统整定值(如停堆整定值)必须能使有关的自动保护设备动作,以防止突破任何安全限值,并须考虑系统瞬态行为设备响应时间和测量装置的误差。对于不能直接测量的变量的安全限值(如燃料温度),必须对与此安全限值有关的其它变量规定适当的安全系统的整定值,以防止突破该安全限值。

  (1)当放射源处于控制之下时,可采用控制措施(如屏蔽)限制照射量,这种条件称为正常照射条件;

  (5)定期试验和检查结果(见6.6条);

  9.3 运行记录必须包括以下各项:

  包括安全限值、安全系统整定值、安全运行限制条件、监督要求、行政和组织上的要求。

  (2)置反应堆于安全状态;

  (4)环境的辐射监测;

  (2)防止预计运行事件发展成事故工况的构筑物系统和部件;

  (2)置反应堆于安全状态;

  7.1 营运单位对反应堆安全承担全面责任。反应堆运行负责人对反应堆安全承担直接安全责任。营运单位必须负责确保:

  9.1 为了反应堆安全运行,营运单位在初始装料前,应备有反应堆设计、建造和运行有关的全部重要资料。并在反应堆运行阶段及时更新这些资料,资料应包括厂址和环境数据、设计技术条件、设备详图和材料细目、图纸及运行和维修手册及其它质量保证文件。

  5.3 安全系统整定值(如停堆整定值)必须能使有关的自动保护设备动作,以防止突破任何安全限值,并须考虑系统瞬态行为设备响应时间和测量装置的误差。对于不能直接测量的变量的安全限值(如燃料温度),必须对与此安全限值有关的其它变量规定适当的安全系统的整定值,以防止突破该安全限值。

  (3)影响反应堆安全的主设备或系统的日常维修;

  6.4 对各个构筑物、系统、部件定期试验和检查的频度应使它们的可靠性达到一个足够的程度,确定试验和检查的频度时应考虑:它们对安全的相对重要性,它们的功能失效的可能性和在安全分析中确定的要求。随着经验的积累,试验频度可以调整。

  13.6 营运单位必须保证为下述方面提供适当的措施:

  16 质量保证

  7.4 当值反应堆运行人员,出于安全的目的,有权使用紧急停堆按钮(或相当的设备)。

  7.5 为了反应堆安全和有效运行,反应堆运行负责人必须有计划地安排运行人员培训并给予评价。培训内容必须包括全部运行工况和事故工况下执行规程的训练。

  (2)试验期间需要实施的安全措施;

  (4)根据安全文件组织能胜任的人员运行和维护反应堆及其使用反应堆进行实验;

  2.8 反应堆营运单位必须为编制、保管和分发本规定要求所作的记录和报告作出安排。

  11.2 调试试验应按正确的程序进行,除非前一步骤已满意地完成,否则,不得进行下一步试验。

  1.1 研究堆和临界装置(以下称反应堆)的安全运行需要合乎要求的设计、建造、管理和监督。本规定主要涉及的是管理和监督方面的问题,本规定适用于反应堆全寿期,包括修改和更新。

  2.4 为保证反应堆的安全运行,国家核安全部门、主管部门和反应堆营运单位必须相互了解和相互尊重。

  17.5 营运单位对放射性排出流的排放必须按规定定期向国家核安全部门或主管部门报告。

  对过程变量的各种限值,反应堆在这些限值范围内运行已证明是安全的。

  3.1 安全分析报告必须包括足够资料,以便国家核安全部门能独立作出反应堆的安全评价。提交资料的格式、范围和细目要符合国家核安全部门的要求,安全报告内容见安全导则HAF1001,《研究堆和临界装置安全分析报告的典型内容》。

  (3)反应性引入和功率分布异常;

  (14)人员配备、资格审查、培训和再培训大纲(见5.7、7.7条);

  包括安全限值、安全系统整定值、安全运行限制条件、监督要求、行政和组织上的要求。

  使安装好的反应堆部件和系统运转并验证其性能是否符合设计要求和是否满足有关准则的过程,包括无核反应和带核反应的试验。

  11 调试

  (2)如果发生这种事故工况,则要减轻其后果。这些限制条件是:运行人员配备的最低要求以及适用的安全文件中所假定的设备功能或性能的最低要求。

  (1)其误动作或故障可能使厂区人员或周围公众受到过量照射的构筑物、系统和部件;

  在某些情况下,可以解体反应堆以便装运到另一个地方后使用。

  1.2 本规定确定了反应堆安全运行所必须满足的最低要求。其目的是保证在反应堆运行过程中,不使厂区人员和公众受到过量的放射危害。

  (7)调试大纲和调试阶段审查报告(见11.1条);

  (1)弄清应急状态;

  (1)对已批准的运行限值的改变;

  反应堆

  14.5 应在合适的时间间隔和实际可行的范围内进行演习,对计划应该经常复审,必要时需作修改。

  (2)厂区人员和公众预计辐射剂量。

  (2)防止预计运行事件发展成事故工况的构筑物系统和部件;

  (6)对受危害人员提供救援措施,包括在反应堆区域或附近提供医疗设备和配备医务人员;

  主要用作基础研究或应用研究的反应堆。

  13.6 营运单位必须保证为下述方面提供适当的措施:

  11.4 在整个调试期间营运单位应该和国家核安全部门保持紧密联系,特别是对安全有直接影响的试验结果,必须及时呈报国家核安全部门。

  (2)对已批准的对安全运行限制条件的改变;

  13.3 营运单位必须考虑反应堆及厂址的特征,拟定放射性释放限值,并报国家核安全部门批准。这些限值应包括在安全技术条件内。营运单位还应建立参考水平,以帮助反应堆运行管理机构采取防护措施,使人员照射剂量符合合理可行尽量低的原则。

  正常运行

  包括下列各项:

  2.9 反应堆营运单位必须挑选合格人员并给予必要的培训,使他们能在反应堆各种正常工况和事故工况下按照运行规程正确地履行职责。

  14 应急计划

  保护所有人员免于受过量放射危害。

  14.3 应急计划应确定应急组织,根据需要由反应堆人员扩编到厂外人员,要明确各个岗位和组织的责任。

  (1)反应堆日常运行数据;

  临界装置

  13.4 假若超过个人剂量或放射性释放的限值,必须根据有关规定报告国家核安全部门和(或)主管部门。

  7.8 营运单位或反应堆运行管理机构应有能力对建议的运行方式、修改或实验的安全进行独立审查。

  4.6 对于假设始发事件的分析,必须证明在任何情况下,固有的或专设的安全设施将使每个事件的后果保持在国家核安全部门所规定的可接受值之内。

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