核电站监造应遵循的法规.doc

核电站监造应遵循的法规、导则和标准国内( 1 ) 核安全法规HAF 001-1986中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例HAF 001/01/01 中华人民共和国民用核设施安全监督管理例实施细则之一附件一 核电厂操纵人员执照颁发和管理程序HAF 001/02-1995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HAF001/02/01-1995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HAF 002-1993核电厂核事故应急管理条例HAF 002/01-1998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HAF 401-1997放射性废物安全监督管理规定HAF 501-1987中华人民共和国核材料管制条例HAF 501/01-1990中华人民共和国核材料管制条例实施细则HAF 601-1992民用核承压设备安全监督管理规定HAF 601/01-1993民用核承压设备安全监督管理规定实施细则HAF 602-1995民用核承压设备无损检验人员培训、考核和取证管理办法HAF 603-1995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( 2 ) 核电厂核安全法规HAF 101-1991核电厂厂址选择安全规定HAF 102-2004核动力厂设计安全规定HAF 103-2004核动力厂运行安全规定HAF 103/01-1994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HAF 003-1991核电厂质量保证安全规定（3）核电厂核安全导则HAD 101/01-1994核电厂厂址选择中的地震问题HAD 101/02-1987核电厂厂址选择的大气弥散问题HAD 101/03-1987核电厂厂址选择及评价的人口分布问题HAD 101/04-1989核电厂厂址选择的外部人为事件HAD 101/05-1991核电厂厂址选择中的放射性物质水力弥散问题HAD 101/06-1991核电厂厂址选择与水文地质的关系HAD 101/07-1989核电厂厂址查勘HAD 101/08-1989滨河核电厂厂址设计基准洪水的确定HAD 101/09-1990滨海核电厂厂址设计基准洪水的确定HAD 101/10-1991核电厂厂址选择的极端气象事件HAD 101/11-1991核电厂设计基准热带气旋HAD 101/12-1990核电厂的地基安全问题HAD 102/01-1989核电厂设计总的安全原则HAD 102/02-1996核电厂的抗震设计与鉴定HAD 102/03-1986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HAD 102/04-1986核电厂内部飞射物及其二次效应的防护HAD 102/05-1989与核电厂设计有关的外部人为事件HAD 102/06-1990核电厂反应堆安全壳系统的设计HAD 102/07-1989核电厂堆芯的安全设计HAD 102/08-1989核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统HAD 102/09-1987核电厂最终热阱及其直接有关的输热系统HAD 102/10-1988核电厂保护系统及有关设施HAD 102/11-1996核电厂防火HAD 102/12-1990核电厂辐射防护设计HAD 102/13-1996核电厂应急动力系统HAD 102/14-1988核电厂安全有关仪表和控制系统HAD 102/15-1990核电厂燃料装卸和贮存系统HAD 103/01-1987核动力厂运行限值和条件及运行规程HAD 103/02-1987核电厂调试程序HAD 103/03-1989核电厂堆芯和燃料管理HAD 103/04-1990核电厂运行期间的辐射防护HAD 103/05-1996核电厂人员的配备、招聘、培训和授权HAD 103/06-1990核电厂安全运行管理HAD 103/07-1988核电厂在役检查HAD 103/08-1993核电厂维修HAD 103/09-1993核电厂安全重要物项的监督HAD 401/01-1990核电厂放射性排出流和废物管理HAD 401/02-1997核电厂放射性废物管理系统的设计HAD 003/01-1988核电厂质量保证大纲的制定HAD 003/02-1989核电厂质量保证组织HAD 003/03-1986核电厂物项和服务采购中的质量保证HAD 003/04-1986核电厂质量保证记录制度HAD 003/05-1988核电厂质量保证监查HAD 003/06-1986核电厂设计中的质量保证HAD 003/07-1987核电厂建造期间的质量保证HAD 003/08-1986核电厂物项制造中的质量保证HAD 003/09-1988核电厂调试和运行期间的质量保证HAD 003/10-1989核燃料组件采购、设计和制造中的质量保证HAD 002/01-1989核动力营运单位的应急准备HAD 002/02-1990地方政府对核电厂的应急准备HAD 002/03-1991核事故辐射应急时对公众防护的干预原则和水平HAD 002/04-1991核事故辐射应急时对公众防护的导出干预水平HAF.J 0042核电厂安全分析报告的标准格式和内容 第十八章 人因工程和控制室（4） 中华人民共和国环境保护相关法律法规法律中华人民共和国环境保护法1989.12中华人民共和国水污染防治法1996.5中华人民共和国海洋环境保护法1999.12中华人民共和国放射性污染防治法2003.06中华人民共和国大气污染防治法2000.04中华人民共和国环境影响评价法2002.10法规Regulations of Environmental Protection for Basic Construction of Nuclear Power Plant (Sep. 1984) GB6249-86核电厂环境辐射防护规定Regulations for the Nationwide Environment Monitoring Management (July 1983) GB11217-89核设施流出物监测的一般规定GB12379-90环境核辐射监测规定 Regulations on the Administration of Construction Project Environmental Protection (Nov. 1998) 管理导则和标准GB11216-89核设施流出物和环境放射性监测质量保证计划的一般要求GB11806-04放射性物质安全运输规定GB12711-91低、中水平放射性固体废物包装安全标准GB9133-95放射性废物的分类GB3097-1997海水水质标准GB3838-2002地表水环境质量标准GB5749-85生活饮用水卫生标准 GB3095-1996环境空气质量标准 GB/T7023-86放射性废物固化体长期浸出试验GB9134-88轻水堆核电厂放射性固体废物处理系统技术规定 GB9135-88轻水堆核电厂放射性废液处理系统技术规定 GB9136-88轻水堆核电厂放射性废气处理系统技术规定 GB14587-93轻水堆核电厂放射性废水排放系统技术规定GB14569. 1-93低、中水平放射性废物固化体性能要求水泥固化体GB8978-1996污水综合排放标准GB18871-2002电离辐射防护与辐射源安全基本标准1.2.2 应遵循的国外法规、标准和规范核岛主要采用美国核管会（NRC）、国家核安全管理委员会（NNSA）以及国际原子能委员会颁布的法规和导则，主要有RG、10 CFR、ANS、ANSI、ASME、ASTM、NUREG、IAEA、ISA以及IEE、IEEE等通用标准。具体标准规范清单如下表所示：a) 10 CFR10 CFR PT20-2003辐射防护标准10 CFR PT50-2003生产和公用设施国内许可证的颁发10 CFR PT50-2003附录A 核电站总的设计准则10 CFR PT50-2003附录G 抗断裂韧性要求10 CFR PT50-2003附录H 反应堆容器材料的监督大纲要求10 CFR PT50-2003附录I 为使轻水堆排出流中放射性物质满足合理可行尽量低的原则，对设计目标和极限运行条件所作的数值规定10 CFR PT50-2003附录J 水冷动力堆内层反应堆安全壳的泄漏试验10 CFR PT50-2003附录K 应急堆芯冷却系统的评价模型10 CFR PT100-2003反应堆选址准则10 CFR PT100-2003附录A 核电厂关于地震和地质方面的厂址选择准则b) NRC RGRG 1.1-1970应急堆芯冷却和安全壳排热系统泵的净正吸入压头RG 1.4-1974评价压水堆失水事故潜在辐射后果的假定RG 1.6-1971核电厂冗余系统之间的独立性RG 1.7-1978失水事故后安全壳内可燃气体浓度的控制RG 1.8-2000核电厂人员的资格鉴定和培训RG 1.9-1993核电厂1E级应急柴油机组选择、设计、鉴定和试验RG 1.11-1971贯穿内层安全壳的仪表管线RG 1.12-1997核电厂地震监测仪表RG 1.13-1975乏燃料贮存设施的设计基准RG 1.14-1975反应堆冷却剂泵飞轮的完整性RG 1.20-1976运行前和初始启动试验期间的堆内构件综合振动评估计划RG 1.21-1974测量、估算和报告轻水核电站固体废物中的放射性核液体与气体排出物所含放射性物质释放的放射性RG 1.22-1972保护系统执行功能的定期试验RG 1.23-1972现场气象大纲RG 1.24-1972评价压水堆放射性气体贮存箱失效潜在放射性后果的假定RG 1.25-1972评价沸水堆和压水堆燃料装卸和贮存设施发生操作事故潜在放射性后果的假定RG 1.26-1976核电厂包容水-蒸汽和放射性废物的部件的质量分组及标准RG 1.27-1976核电厂最终热阱RG 1.28-1985设计与建造的质量保证大纲要求RG 1.29-1978抗震设计分级RG 1.30-1972仪表和电气设备的安装、检查和试验的质保要求RG 1.31-1978不锈钢焊缝金属中铁素体含量的控制RG 1.32-2004核电厂安全有关电力系统准则RG 1.34-1972电渣焊性能的控制RG 1.36-1973奥氏体不锈钢的非金属保温材料RG 1.37-1973水冷核电厂流体系统及有关部件的清洗质量保证要求RG 1.38-1977水冷核电厂物项的包装、运输、接收、贮存和装卸的质量保证要求RG 1.39-1977水冷核电厂的辅助工作要求RG 1.40-1973水冷核电厂安全壳内连续运行的电动机的鉴定试验RG 1.41-1973验证符合组合合适性的厂内冗余电源系统的预运行前试验RG 1.43-1973低合金钢部件不锈钢堆焊层的控制RG 1.44-1973敏化不锈钢使用的控制RG 1.45-1973反应堆冷却剂压力边界泄漏探测系统RG 1.47-1973核电厂安全系统的旁通和不能运行状态的显示RG 1.49-1973核电厂的功率水平RG 1.50-1973低合金钢焊接预热温度的控制RG 1.52-2001轻水堆核电厂事故后专设安全设施空气净化系统空气过滤和吸附装置的设计、试验与维护准则RG 1.53-2003单一故障准则在核电厂保护系统中的应用RG 1.54-2000核电厂的I、II和III级防护涂层RG 1.57-1973反应堆内层金属安全壳系统部件的设计限值和载荷组合RG 1.59-1977核电厂设计基准洪水RG 1.60-1973核电厂抗震设计的设计响应谱RG 1.61-1973核电厂抗震设计阻尼值RG 1.62-1973保护动作的手动启动RG 1.63-1987核电厂安全壳构筑物内的电气贯穿件RG 1.65-1973反应堆压力容器主螺栓的材料及检验RG 1.68-1978水冷堆核电厂初始试验大纲RG 1.68.2-1978验证水冷堆核电厂遥控停堆能力的初始起动试验大纲RG 1.68.3-1982仪控空气系统的预运行试验RG 1.69-1973核电厂混凝土辐射屏蔽RG 1.70-1978核电厂安全分析报告标准格式和内容 (轻水堆版本)RG 1.73-1974核电厂安全壳内电动阀运行的鉴定试验RG 1.75-2005电气系统的实体独立性RG 1.76-1974核电厂设计基准龙卷风RG 1.77-1974评价压水堆控制棒弹棒事故的假定RG 1.78-2001评价核电厂在假想的有害化学物质释放时控制室可居留性所用的假定RG 1.79-1975压水堆应急冷却系统预运行试验RG 1.82-2003失水事故后长期再循环冷却的水源RG 1.83-1975压水堆蒸汽发生器传热管的在役检查RG 1.84-2005ASME第III篇第I册设计和制造规范使用案例RG 1.89-1984对核电厂安全重要的某些电气设备的环境鉴定RG 1.90-1977灌浆钢筋束预应力混凝土安全壳构筑物的在役检查RG 1.91-1978核电厂附近道路发生假想爆炸事件的评价RG 1.92-1976地震响应分析中组合模型响应和空间分量RG 1.93-1974电源可利用性RG 1.94-1976核电厂建造阶段混凝土结构和钢结构的安装、检查和试验的质量保证要求RG 1.97-1983用于轻水堆核电厂事故期间和事故后评价电厂和环境状态的检测装置RG 1.99-1988反应堆压力容器材料的辐照脆变RG 1.100-1988核电厂电气和机械设备抗震鉴定RG 1.102-1976核电厂防洪RG 1.105-1999安全相关系统仪表的整定值RG 1.106-1977电动阀电机的过热保护RG 1.107-1977安全壳结构预应力钢筋束水泥灌浆的鉴定RG 1.109-1977按照10CFR 50附录I计算反应堆废液常规释放对人体所致年剂量RG 1.110-1976轻水冷却核动力堆放射性废物系统的成本收益分析（征求意见）RG 1.111-1977轻水堆常规排放的废气在大气中迁移和弥散的估算方法RG 1.112-1977轻水冷动力堆气体和液体排出物中放射性物质释放量的计算RG 1.113-1977为实施附录I的对反应堆事故排放和常规释放排出物的水系扩散的估算RG 1.115-1977低轨弹道汽轮机飞射物的防护RG 1.116-1977机械设备和系统的安装、检查和试验的质量保证要求RG 1.117-1978龙卷风设计分级RG 1.118-1995电力系统和保护系统的定期试验RG 1.121-1976压水堆蒸汽发生器传热管因堵管而降级的基准RG 1.122-1978支撑设备或部件的楼板抗震设计所制定的楼板设计响应谱RG 1.124-1978I级线型的设备支撑使用限值和载荷组合RG 1.125-1978核电厂水力构筑物和系统的设计和运行的物理模型RG 1.126-1978燃料密实化分析的一种可采用的模型及其统计方法RG 1.128-1978核电厂大型铅蓄电池的安装设计和安装RG 1.129-1978核电厂大型铅蓄电池的维修、试验和更换RG 1.130-1978I级板壳型的设备支撑使用限值和载荷组合RG 1.131-1977轻水冷核电厂电缆、现场接头和连接的鉴定试验（征求意见）RG 1.132-2003核电厂基础的现场审查RG 1.133-1981轻水冷反应堆主系统的松动部件监测大纲RG 1.135-1977核电厂正常水位和排水（征求意见）RG 1.136-1981混凝土安全壳的取材、建造和试验RG 1.137-1979备用柴油发电机的燃油系统RG 1.138-2003核电厂工程分析和设计中土壤和岩石的实验室研究RG 1.139-1978余热排出导则（征求意见）RG 1.140-2001轻水堆核电厂正常空气净化系统空气过滤和吸附装置的设计、试验及维护准则RG 1.141-1978流体系统的安全壳隔离措施（征求意见）RG 1.142-2001与核电厂安全有关的混凝土构筑物（反应堆容器和安全壳除外）RG 1.143-2001轻水堆核电厂放射性废物管理系统、构筑物和设备的设计指南RG 1.145-1982评价核电厂潜在事故后果的大气弥散模型RG 1.147-2005在役检查规范的案例适用性ASME第XI篇第1册RG 1.148-1981核电厂安全重要系统能动阀门组件的功能要求RG 1.150-1983役前和在役检查期间对反应堆压力容器焊缝的超声波试验RG 1.151-1983仪表的走线RG 1.152-1996核电厂安全系统数字计算机软件的准则RG 1.153-1996安全系统的电源、仪表和控制部分的准则RG 1.154-1987压水堆承压热冲击安全分析报告的格式和内容RG 1.155-1988全厂断电RG 1.156-1987与核电厂相接装置的环境鉴定RG 1.157-1989应急堆芯冷却系统性能的最佳估算RG 1.158-1989核电厂安全相关铅蓄电池的鉴定RG 1.159-2003保证核反应堆退役资金的可利用性RG 1.160-1997核电厂维护的有效性监测RG 1.161-1995用小于50 Ft-Lb的夏比上平台能量对反应堆压力容器的评估RG 1.162-1996反应堆压力容器热退火报告的格式和内容RG 1.163-1995基于性能的安全壳泄漏试验大纲RG 1.165-1997震源的鉴定和特性描述以及安全停堆地震地动的确定RG 1.166-1997震前计划和震后核电厂操纵员快速响应RG 1.167-1997由于地震事件而停堆的核电厂的再启动RG 1.168-1997用于核电厂安全系统的数字计算机软件的验证、确认、评审和核查RG 1.169-1997用于核电厂安全系统的数字计算机软件的配置管理计划RG 1.170-1997用于核电厂安全系统的数字计算机软件的软件试验文件RG 1.171-1997用于核电厂安全系统的数字计算机软件的软件单元试验RG 1.172-1997用于核电厂安全系统的数字计算机软件的软件需求规格书RG 1.173-1997延长核电厂安全系统的数字计算机软件寿期的方法RG 1.174-2002一种用概率风险评价对特定电厂许可证基准进行变更的决策方法RG 1.175-1998一种对特定电厂风险预测的决策方法：在役试验RG 1.176-1998一种对特定电厂风险预测的决策方法：分级质保RG 1.177-1998一种对特定电厂风险预测的决策方法：技术规格书RG 1.178-2003一种对特定电厂风险预测的决策方法：管道在役检查RG 1.180-2003评估安全有关仪控系统的电磁和射频干扰的导则RG 1.181-1999根据10 CFR 50.71(e)更新的最终安全分析报告的内容RG 1.182-2000核电厂维护工作前的风险评估和管理RG 1.183-2000为评估核反应堆设计基准事故的替代放射性源项RG 1.184-2000核电厂退役RG 1.185-2000停堆后退役行动报告的标准格式和内容RG 1.186-2000确定10 CFR 50.2中设计基准的导则和举例RG 1.187-2000应用10 CFR 50.59（调整、试验和实验）的导则RG 1.189-2001运行中核电厂的防火RG 1.190-2001确定压力容器中子注量率的计算和剂量测定方法RG 1.191-2001核电厂退役和永久停堆期间的防火大纲RG 1.192-2003运行和维护规范的案例适用性 ASME OM规范RG 1.193-2003ASME规范 不得使用的案例RG 1.194-2003核电厂控制室放射性可居留性评价所需的大气相对浓度RG 1.195-2003评估轻水堆设计基准事故的放射性后果的方法和假设RG 1.196-2003轻水堆控制室的可居留性RG 1.197-2003核反应堆控制室外壳完整性的示范RG 1.198-2003评价核电厂厂址地震土壤液化的程序和准则RG 1.199-2003混凝土锚固件和结构支撑RG 1.200-2004一种确定风险预测行动中概率风险评价结果的技术充分性的方法RG 4.1-1975核电厂环境放射性监测大纲RG 4.2-1976核电厂环境报告的编制RG 4.2S1-2000RG 4.2的补充1用于更新核电厂运行许可证的补充环境报告的编制RG 4.7-1998核电厂厂址合适性的通用准则RG 4.15-1979辐射监测大纲的质量保证(正常运行)排出物和环境RG 8.2-1973辐射监查管理实施导则RG 8.4-1973直读式和间接读数袖珍剂量表RG 8.7-1992职业性辐照数据记录和报告须知RG 8.8-1978保证核电厂职业照射在合理可行尽量低的相关资料RG 8.9-1993生物检查大纲中可接受的概念、模型、方程式和假定RG 8.10-1977把职业照射保持在合理可行尽量低的运行原则RG 8.13-1999有关产前期辐射照射须知RG 8.15-1999可采用的呼吸保护大纲RG 8.19-1979轻水堆核电厂设计阶段职业辐照剂量评价人-雷姆估算RG 8.20-1979I-125和I-131在生物检查中的应用RG 8.25-1992工作场所的空气取样RG 8.26-1980裂变和活化产物在生物检查中的应用RG 8.27-1981轻水冷核电厂工作人员辐射防护的培训RG 8.28-1981音响报警剂量表RG 8.29-1996有关职业照射风险导则c) 其它1.AABC, National Standards for Testing Balancing Heating, Ventilating and Air Conditioning Systems2.ACI 318-99, “Building Code Requirements for Reinforced Concrete,” 1999.3.ACI 349-01, “Code Requirements for Nuclear Safety Related Concrete Structures,” 2001.4.AISC N690, “Specification for the Design, Fabrication, and Erection of Steel Safety-Related Structures for Nuclear Facilities,” 1994.5.AISC S335, “Specification for Structural Steel Buildings, Allowable Stress Design and Plastic Design,” 1989.6.AISI, “Specification for the Design of Cold Formed Steel Structural Members,” 1996 Edition and Supplement No. 1, July 30, 1999.7.AMCA 210, “Laboratory Method of Testing Fans for Rotating Purposes.”8.AMCA 211, “Certified Ratings Program Air Performance.”9.AMCA 300, “Reverberant Room Method for Sound Testing of Fans.”10.AMCA 301, “Methods for Calculating Fan Sound Ratings from Laboratory Test Data.”11.AMCA 500, “Test Method for Louvers, Dampers, and Shutters.”12.ANS 5.1, “Decay Energy Release Rates Following Shutdown of Uranium-Cooled Thermal Reactors,” October 1971, Revised October 1973.13.ANS 5.4, “American National Standard Method for Calculating the Fractional Release of Volatile Fission Products From Oxide Fuel,” 1982.14.ANS 56.2, “Containment Isolation Provisions for Fluid Systems,” 1984.15.ANS 57.1, “Design Requirements for Light Water Reactor Fuel Handling Systems,” 1992.16.ANS 57.2, “Design Requirements for Light Water Reactor Spent Fuel Storage Facilities at Nuclear Power Plants,” 1983.17.ANS NQA-1-1989 edition through NQA-1b-1991, Addenda 2.18.ANS NQA-2.or later19.ANSI 56.6, “Pressurized Water Reactor Containment Ventilation Systems.”20.ANSI 56.8, “Containment System Leakage Testing Requirements.”21.ANSI 58.6, “Criteria for Remote Shutdown for Light Water Reactors,” 1996.22.ANSI 59.2, “Safety Criteria for HVAC Systems Located Outside Primary Containment.”23.ANSI AMCA 300-85, “Reverberant Room Method of Testing Fans For 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The edition and addenda of the ASME Code applied in the design and manufacture of each component are the edition and addenda established by the requirements of the Design Certification. The use of editions and addenda issued subsequent to the Design Certification is permitted or required based on the provisions in the Design Certification. The baseline used for the evaluation done to support this safety analysis report and the Design Certification is the 1998 Edition, 2000 Addenda.71.ASME Code N510, “Testing of Nuclear Air Cleaning Systems,” 1989.72.ASME Code Section XI (1998 Edition) and mandatory appendices. (Design provisions, in accordance with Section XI, Article IWA-1500, are incorporated in the design processes for Class 1 components.)73.ASME NOG-1-1998, “Rules for Construction of Overhead and Gantry Cranes (Top Running Bridge, Multiple Girder),” ASME Code, Section IV, Pt. 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