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核质量保证知识培训教材核电基础知识质量部二OO五年一月目录第一章 核电概说.1第一节 世界核电发展概况.1第二节 我国核电的起步和发展1第三节 核能2第四节 核反应堆的堆型.2第五节 核电厂的工作原理3第六节 核电是经济的能源，可持续发展的能源4第二章 一回路系统及其主要设备.5第七节 一回路概述 5.第八节 反应堆本体 5第九节 反应堆冷却剂系统（一回路系统） 7第十节 安全壳.8第三章 核安全概述. 9第十一节 核电厂的安全问题.9第十二节 多道屏障及纵深防御原则10第四章 安全等级、规范等级、质量等级和抗震类别11第十三节 设备的安全等级 11第十四节 规范等级与质量等级 12第十五节 抗震类别的确定 12第五章 核安全法规体系介绍.13第十六节 我国核安全立法情况 13第六章 关于核安全文化的概念 14第一章 核电概说第一节 世界核电发展概况世界上第一座核电站于1954年在前苏联建成。自上世纪50年代以来，前苏联、美国、比利时、法国、英国、日本、加拿大等发达国家建造了大量核电站。特别是上世纪70年代，核能发电经历了快速的发展。到目前为止，核能发电已占全球总发电量的17%左右。至2001年12月全球核发电机组数为490台，其中运行机组441台。部分国家如法国、比利时等，其核电比例已占其发电份额70%以上。作为一种成熟的能源，核电曾在两次世界能源危机后，为解决能源供应，保障能源安全方面发挥了重要的作用。自上世纪80年代起，因美国三哩岛和苏联切尔诺贝利核电站事故，以及全球能源需求的趋缓，使核电发展放慢了速度。第二节 我国核电的起步和发展 秦山一期1300MW机组于1985年开始筹建，1991年建成投产； 大亚湾核电站2900MW压水堆机组1994年建成，投入商业运行； 我国援巴的PC-I核电站300MW机组2000年在巴基斯坦建成投产；目前，我国已运行和在建的核电站机组有秦山的一期1台，二期2台，三期2台；大亚湾2台，岭澳2台；连云港田湾2台。正在积极筹建的有广东阳江，浙江三门，山东海洋等核电站。图1.我国的大亚湾核电站到目前为止，我国已运行的装机容量仅占总发电装机容量的2%。到2005年11台机组全部投入运行后，核电总装机容量为870万KW，在电力生产的结构中的比例也仅占2.6%左右。到2020年我国要新上百万千瓦级核电机组20台。预计到那时我国核电比重将达到全国总装机容量的4%左右。图2.我国的岭澳核电站第三节 核能1核裂变：上世纪初，科学家发现铀-235原子核在吸收一个中子后能分裂，同时放出2-3个中子和大量能量。放出的能量比化学反应中释放的能量大得多，这就是核裂变。原子弹就是利用原子核裂变放出的能量起杀伤破坏作用的。而原子反应堆也是利用这一原理来获取能量的。所不同的是，它是可以控制的。铀是自然界中原子序数最大的元素。天然铀由几种同位素构成：除了0.71%的铀-235、微量的铀-234外，其余百分之九十几是不具放射性的铀-238。铀-235原子核完全裂变所释放的能量是同重量煤完全燃烧放出的能量的二百七十万倍（2700000倍）。也就是说，1克铀-235完全裂变所释放的能量相当于2吨半优质煤完全燃烧时所释放的能量。2核聚变：两个较轻的原子核聚合成一个较重的原子核，同时放出巨大的能量，这种反应叫轻核聚变反应。核聚变反应必须在极高的温度和压力才能进行，如在太阳、恒星、氢弹爆炸中进行的那样。氢弹是利用氘、氚原子核的聚变反应，瞬间释放巨大能量来起杀伤破坏作用的。世界上，包括我国在内，正在研究受控热核聚变反应装置，使其释放能量的过程可控。1克氘化锂完全反应所产生的能量为铀-235裂变能量的三倍多。第四节 核反应堆的堆型常用的核反应堆有轻水堆（又分为压水堆和沸水堆两种）、重水堆、高温气冷堆和快中子反应堆几种。1压水堆：为压力水核反应堆的简称(水是把堆芯的热传递出来的介质，是载热剂也是冷却剂)。英文名称为：Pressurized Water Reactor因此又简称为PWR。我国现有的核电站除了秦山三期有两套重水堆外，全部为压水堆。关于压水堆，下面还要详细介绍。2沸水堆（BWR）：与压水堆相比，在沸水堆中，取消了蒸汽发生器。蒸汽直接由反应堆压力容器生产。即在反应堆压力容器中，水是沸腾的，因此叫沸水堆。在日本建有许多沸水堆和先进型沸水堆。3重水堆（HWR）：与压水堆和沸水堆这两种轻水堆不同，重水堆中使用的冷却剂是重水。且其燃料棒和控制棒是水平配置的。其特点是可以不停堆更换核燃料。我国秦山三期引用加拿大技术建成2台重水堆。4高温气冷堆（HTGR）：用气体（例如氦）作为反应堆冷却剂。其压力容器是预应力混凝土的。5快中子增殖反应堆：简称快堆。我国第一座实验用快堆的机械部分正在我公司制造安装中。在快堆中由快中子引起链式反应释放出热能。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新的裂变材料，而且所产多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。目前，世界上已商业运行的核电站堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等，都是非增殖堆型。主要是利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有1%2%。但在快堆中，铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用。考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60%70%。在快堆中，一回路的冷却剂不是水而是金属钠。第五节 核电厂的工作原理核电厂的每套机组都是由反应堆、蒸汽发生器、汽轮机、以电机扩有关设备、管路等组成。以压水堆为例，其原理如图3所示。图3. 900MW压水堆核电厂系统原理图载热剂（即冷却剂）流过反应堆活性区时吸收核裂变产生的热能，然后沿管路进入蒸汽发生器的U形管内，再把热量传递给U形管外的水，使其变为饱和蒸汽。被冷却后的载热剂再由主泵送回反应堆，完成反应堆载热剂的密闭循环。此环路称为第一回路（简称一回路）。汽轮机工作介质在蒸汽发生器中被加热成饱和蒸汽后进入汽轮机膨胀作功，将蒸汽机的热能转变为汽轮机高速旋转的机械能，带动发电机发电。作完功后的乏汽被排入冷凝器，由循环水进行冷却，使乏汽凝结成水。然后再由给水泵将凝结水打回蒸汽发生器，完成汽轮机工作介质的密闭循环。此环路称为第二回路（简称二回路）。由此可见，一、二回路的称呼是根据能量转换的先后次序定的。这两个回路必须相互配合工作，谁也不能单独进行。一、二回路的自然分界线是蒸汽发生器中的U形管传热面。但习惯上将蒸汽发生器作为一个完整的设备划归一回路。故一回路又称蒸汽发生系统或蒸汽供应系统。汽轮机和发电机是直接刚性连接的，通常把它们看成一个整机机组，称为汽轮发电机组。故二回路又称为电力生产系统。二回路部分与常规电厂基本相同，故又称常规岛。但党规岛的概念比二回路广得多。它不仅包括能量转换流程中的汽-水循环回路，还包括为其服务的辅助系统及设备。一回路部分的主要设备是核反应堆，故又称核岛。同样，核岛的概念比一回路也广得多。它不仅包括能量转换流程中载热剂的循环回路，还包括一切为反应堆服务的辅助系统及设备。综上所述，压水堆核电厂将核能转变为电能是分四步，在四个主要设备中实现的：1 反应堆：将核能转变为热能（高温高压水）；2 蒸汽发生器：将一回路高温高压水中的热量传递给二回路的水，使其变为饱和蒸汽。在此只进行热量交换，不进行能量的转变；3 汽轮机：将饱和蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能；4 发电机：将汽轮机传来的机械能转变为电能。第六节 核电是经济的能源，可持续发展的能源1从核电厂与常规火电厂的比较看，可以知道核电是经济的能源：表1。国产200MW火电汽轮机与核电厂900MW汽轮机的新蒸汽参数的比较新蒸汽压力（bar,绝对）新蒸汽温度（）再热温度（）火电200MW127.5535535核电900MW66.3283265由于蒸汽参数低，核电厂装置的热效率比火电厂低。但由于燃料费用核电比火电低得多，所以核电成本还是普遍地低于火电。表2。燃料运输的比较燃料消耗量燃料运输量备注火电100万KW每年烧煤350万吨每天一艘万吨轮核电100万KW第一次装料UO2 82.20吨每年27.4吨每年换料1/3由表2可见,核电厂在燃料运输方面要优越得多.另外,核电厂还省去了大量的燃料储存场地和灰渣堆放场地。所以说核电是经济的能源。表3.环境污染方面的比较排放总剂量率Sv/kWh二氧化碳二氧化硫一氧化硫火电3.5210-11 （镭、钍等）有有有核电1210-11无无无由表3可见，火电厂排放的总剂量率约为正常运行情况下核电厂的3倍。另外，火电厂还大量排放二氧化碳、一氧化碳和一氧化硫。这些都是污染大气环境的主要物质。这对核电厂来说却是不存在的，所以说，核电是更为清洁的能源。核电厂反应堆存在大量的放射性物质，在政党运行情况下这些放射性物质被很好地隔离、屏蔽住。所以其放射性总剂量很低。但是，如果这些隔离、屏蔽条件被破坏，这些放射性物质就会大量释放放到环境中去，使用权电厂工作人员和周围居民受到超剂量放射性辐照。关于这一点，我们在核安全一章中还要讲述。2核电将是可持续发展的能源：当今人类正在努力进行核聚变的科学研究，现在距实现可控核聚变还有一段时间。但是由于有了快中子增殖堆，我们可以几十倍地提高铀资源的利用率，足以支撑人类社会到达可控核聚变的时代。核聚变燃料主要是氘和锂。而海水中氘的含量为0.034克/升。地球上总水量约为138亿亿立方米，其中氘的储量约为40万亿吨。地球上锂的储量有2000多亿吨。锂可用来制造氚。这些氘和氚足够人类在核聚变时代使用。按目前世界能源消费水平，地球上可供核聚变的氘和氚能供人类使用上千亿年。因此有些能源专家认为，只要解决了核聚变技术，人类就从根本上解决了能源问题。第二章 一回路系统及其主要设备第七节 一回路概述一回路主系统设有2-3个环路,每个环路有一台主泵、一台蒸汽发生器,由主管道与反应堆相连接。其中有一个环路上设有一台稳压器，稳压器通过安全阀与卸压箱相连。一些辅助系统与主系统相连，其中包括：停堆冷却系统、化学和容积控制系统、安全注入系统等。其全部设备安装在反应堆厂房和辅助厂房内，习惯上把它们称为核岛。在反应堆堆芯，核燃料裂变产生能量，以热能表现出来。主泵使冷却剂（载热剂）在主系统中循环，冷却剂通过堆芯时，温度升高，把热量带出来。载热剂流经蒸汽发生器的U形管时将U形管外的水加热，也就是将热量由一回路传递给了二回路，使二回路的水汽化，成为饱和蒸汽从蒸汽发生器输出。稳压器控制主系统的压力，并设有安全阀起压力保护作用。如图1所示，一回路系统包括：反应堆、蒸汽发生器、主泵、稳压器及其连接的管道。第八节 反应堆本体如图4所示为一台600MW的核反应堆压力壳。反应堆本体由反应堆压力容器（压力壳）、堆内下部构件、堆内上部构件及反应堆堆芯四部分组成。1反应堆压力容器（见图4）：由顶盖、顶盖法兰、接管段、堆芯段、过渡段、下封头及进出口接管分别组焊而成。母材为ASTM A508-3 低碳锰钼镍合金钢，内壁要堆焊不锈层；在下封头上装有多根镍铬合金的中子通量管；在顶盖（上封头）上装有一个排气管，多根控制棒驱动机管座和几个堆内温度测量热电偶接管。顶盖法兰上有几十个螺栓孔。在顶盖与筒体之间用两道O形密封环密封，并有监测引漏系统。我公司能够成套地生产反应堆压力容器。目前，我公司在手合同和在制的压力壳已有3台。在我国发展核电事业的进程中，我公司必然会作出愈来愈大的贡献。2堆内下部构件包括：堆芯吊篮和堆芯支承板、下栅格板、热屏蔽、堆芯围板、流量分配板等。与我公司关系不大，不赘述。3堆内上部构件：由堆芯上栅格板、控制棒导向管、支承柱等组成。4堆芯：由一百多个燃料组件组成。5 控制棒驱动机构：压水堆的控制棒驱动机构布置在压力壳顶盖的上部，其钢密封承压壳焊接在堆压力壳顶盖的管座上。第九节 反应堆冷却剂系统（一回路系统） 如图1所示，一回路系统有2-3个回路（900MW的3个；600MW的2个）。每个回路上设置一台冷却剂泵（又称主泵）、一台蒸汽发生器，其中一个环路上设有一台稳压器以及与其相关的卸压箱。反应堆冷却剂系统的功能如下：冷却剂泵使冷却剂在环路中循环，将堆芯的热量带出，当通过蒸汽发生器时将热量传给二次侧给水。在堆内冷却剂又是慢化剂，使中子得到慢化。冷却剂中溶有硼酸用来控制反应性的变化。稳压器用来控制冷却剂压力，防止堆芯产生偏离泡核沸腾。稳压器上的安全阀起超压保护作用。在发生燃料元件包壳破损时，反应堆冷却剂系统作为压力边界是防止放射性泄漏的第二道屏障。1反应堆冷却剂泵：结构从略。我公司曾为PC-I工程提供过合格的泵体锻件。另外，主泵泵体也有采用铸件的。2稳压器：是对一回路压力进行控制和超压保护和重要设备。它担负着以下作用：在正常时，保持一回路压力恒定；在负荷变化时，限制一回路压力的变化，防止冷却剂在堆内沸腾；当出现某种事故引起一回路压力急剧升高时，稳压器附设的安全阀能提供超压保护；吸收一回路系统的水容积的迅速变化。稳压器的结构如图5所示。稳压器用于调节因负荷变化引起的正波动和负波动。在正常运行时，稳压器内下部是水，上部是水蒸汽，水处于饱和状态。在正波动时（压力高时），由喷淋系统通过喷雾管喷淋来冷凝容器内的蒸汽，达到降压的目的。在负波动时（压力低时），由水的闪蒸和电加热器加热水产生蒸汽，达到升压的目的。在PC-I工程中我公司为上锅提供了该公司承制的稳压器壳体筒节和封头锻件。现在我公司又正在为哈锅生产该公司承制的PC-II工程的稳压器壳体筒节和封头锻件。3蒸汽发生器：a.蒸汽发生器的作用有二： 作为热交换设备，将一回路冷嘲热讽却剂中的热量传给二回路水，使之产生蒸汽。 用为连接设备，在一、二回路之间下隔离作用，使二回路不受一回路的放射性污染。因此，蒸汽发生器的管板和U形管作用反应堆冷却剂 压力边界的组成部分，属于压水堆的第二道安全检查屏障。b.蒸汽发生器的构造:蒸汽发生器由上、下两部分组成。下筒体部分是蒸发段，使给水汽化。上筒体部分是汽水分离段，将所产生的汽水混合物进行机械分离和干燥。下筒体部分主要包括：下封头、筒体、管板以及由数以千计的倒U形管组成的管束和支撑板等内构件。筒体由四个筒节和一个锥形筒节组成,筒体上开有检查孔和手孔。上筒体部分主要包括：上封头、上部筒节、以及环形给水管、旋风分离器、波纹板分离器等内构件c.蒸汽发生器内的流程（见图6）一回路热管段的水进入蒸汽发生器下部，在倒U形管组成 的管束中流动，再从蒸汽发生器下部出来流向一回路冷管段。二回路给水从蒸汽发生器中部进入，由管束围板四周向下，从底部经倒U形管管外向上流动，吸收U形管内一回路水的热量变成蒸汽，经干燥器干燥后流向汽机做功。我公司曾为上锅生产过PC-I工程蒸汽发生器用的上封头、上部筒节、锥形筒节、下部筒节和下封头锻件；我公司现在正在为哈锅生产PC-II工程用的上述锻件。第十节 安全壳1 安全壳的功能安全壳是压水堆核电站隔离放射性物质三道屏障 的最后一道屏障，其功能包括：a. 在反应堆正常运行期间，对冷却剂系统的放射性辐射提供生物屏蔽，并限制污染的气体泄漏。b. 在一回路或二回路发生泄漏事故时，承受内压，并限制放射性产物的泄漏。c. 对外部事件（飞射物）进行防护，保护反应堆。2 安全壳的结构安全壳由底部用钢筋混凝土底板封闭，顶部用准球形的预应力混凝土穹顶封闭的立式预应力混凝土筒体构成。其内侧覆有一层6mm的碳钢板衬里，防止泄漏。900MW反应堆安全壳筒体预应力混凝土壁厚0.9米,衬里的内径37米.高为56.68米,安全壳内有效空间大约为50000立方米。安全壳的构造见图7。安全壳的实物图片见图1.和图2.3安全壳的定期试验： 为了证实安全壳具有的安全功能。对安全壳必须进行定期试验，试验分三类：A类为整体试验，B类和C类为局部密封性试验。第三章 核安全概述第十一节 核电厂的安全问题1核电厂安全性的含义 由于利用的能源不同，在安全上，核电厂除了具有与常规火电厂相同的问题如设备损坏、机械伤人、触电、烫伤等之外，还具有其特有的核安全防止放射性危害的问题。反应堆是核电站的心脏，反应堆内存在大量的放射性物质。这些物质被很好地隔离、屏蔽住，在正常条件下是很“安静”的，既不会跑出来，更不会危害人们的健康。然而一旦正常条件被破坏，就可能使燃料元件过热破损引起放射性释放。因此，我们既要利用裂变能来发电又要防止燃料元件过热破损引起放射性释放。这是核安全最关键的问题。核电厂的安全性大致可归为下述两点：1)在正常运行情况下，反应堆厂房外的放射性辐照以及电厂排放的液态和气态放射性废物对工作人员和周围居民的放射性辐照，应远远小于规定的最大允许剂量。 2）在事故情况下，不论是内部原因（如系统或设备的故障，运行人员的误操作等），还是外部原因（如飞机坠毁、地震、火灾等）引起的事故，反应堆的保护系统和安全系统应能迅速投入，确保堆芯安全，防止大量放射性物质泄漏到环境中去。人们通常把防止放射性释放有关的核电厂安全问题称为核安全。核安全的最终安全目标为：建立并保持对辐射危害的有效防御，保护厂区人员、公众和环境，使工作人员和公众不受过量辐照危害，环境不受污染。2历史的回顾：截止到1986年，美国核电厂共发生过十几次生大事故。包括电源母线失电，主给水管道双端断裂，蒸汽发生器传热管破裂等等。其中1979年3月28日三哩岛核电站2号机组由丧失给水引起一系列事件，最后造成堆芯熔化，大量放射性物质泄漏入安全壳，是为压水堆有史以来最严重的一次事故。但并未对人员造成健康危害。1988年4月26日前苏联（乌克兰）切尔诺贝利核电站4号机组发生了历史上最严重的核事故：堆芯烧毁，石墨砌体燃烧；由于化学爆炸，造成大量放射性物质外泄，32名工作人员（包括抢救人员）死亡。该电站的堆型是石墨水堆。当时核电站周围30公里范围内13。5万人撤离，使芬兰、瑞典、波兰的空气辐射水平比天然本底增高了4倍-10倍。但这只相当于限值的百分之几；离电站最近的大城市基辅，水源未被污染，居民生活正常。5级以上事故需要实施场外应急计划。这样的事故，世界上共发生过三次。除上述两次外，另一次是英国温茨凯尔事故。第十二节 多道屏障及纵深防御原则为了防止放射性意外释放，在实践中普遍采用了多道屏障和纵深防御的设计图9. 三道屏障原则。1多道屏障：在放射源与人之间、强放射性裂变产物与外界环境之间设置屏障，把放射源密封住，不使它泄漏或扩散到环境中去。在压水堆核电站中主要有三道屏障，它们是：第一道屏障燃料包壳。第二道屏障一回路系统承压边界。第三道屏障安全壳。压水堆核电站有了这三道屏障，大大地增强了安全性。在美国三哩岛这样严重的核事故中，放射性物质堆芯熔化，但仍被安全壳（第三道屏障）所密封，工作人员所受到的辐照只相当于出差坐一次飞机所受到的辐照。2纵深防御：如果说三道屏障都是被动设施，那么为了保证每道屏障在正常和事故工况下的有效性，在压水堆核电站的设计中还广泛地采用了“纵深防御”的原则。所谓纵深防御原则是指由三级相继深入依次增援的防御体系形成的防御原则。具体地说，它包括三个安全层次，它们是：第一级防御预防：必须精心设计，精心选材，并制订设计、制造、建造和运行必须遵守的安全准则与相应的质量保证措施。第二级防御监控：在设计中设置了必要的监控系统和保护系统。并在工艺设计极限范围内力图探测和发现任何可能存在或滋生的缺陷，一旦出现异常，可以手动或自动使设备恢复到正常状态。第三级防御限制事故后果。这级防御手段除了第二级包括的安全注入系统外，还包括安全壳喷淋系统、安全壳隔离系统和蒸汽发生器辅助给水系统等，这套设施对放射性物质的逸出设置了最后一道防御。总的来说，一、二级防御维持一、二道屏障的完整性；第三级防御维持第三道屏障安全壳的完整性。第四章 安全等级、规范等级、质量等级和抗震类别第十三节 设备的安全等级根据纵深防御原则所阐述的三个安全层次的概念和三道屏障完整性的安全准则，人们在核电厂的设计、制造、安装、调试和运行中，提出了对设备制造质量和执行安全功能的系统进行定级的想法。这种方法要求根据运行条件规定系统设备和部件应采用的设计准则，如抗震能力、环境条件下的质量评定等；根据部件设备和系统的安全重要性进行安全定级；规定采用的规范等级和质量等级。人们把核电站的设备分成四个安全级别即：安全一级、安全二级、安全三级（以上为核安全级简称核级）和非核安全级（NNS）。这种分级方法全面适用于设计、选材、加工制造、组装、安装、建造、调试和运行。一个系统中的多台设备可能属于几个不同的安全级别。1安全一级：发生故障会造成反应堆失水事故或妨碍反应堆正常停堆和冷却的设备或系统属于安全一级。如一回路压力边界所有设备；2安全二级：除安全一级设备以外，在发生失水事故时，防止放射性泄漏所需要的设备属于安全二级。安全壳是安全二级设备之一；3安全三级：发生故障会导致放射性气体外逸，但不会有直接的放射性泄漏的设备属于安全三级。如贮存放射性气体的设备等；4非核安全级：发生故障可能影响电厂的正常运行，但不危及电厂的核安全的设备属于非核安全级。 第十四节 规范等级与质量等级在设计上规定的要求称为规范，与安全等级相对应，定义了规范等级；同样，与安全等级和规范等级相对应的质量保证措施划分为质量级（或质量组）。安全级、规范级的质量级之间是一一对应的。表1说明了美国的安全级、规范级和质量级之间的对应关系。表1. 美国安全级、规范级和质量级之间的对应关系安全级规范级质量级11A2MCB33C非核安全级非核规范和标准中的最高等级D表2说明了法国的安全级、规范级和质量级之间的对应关系表2. 法国的安全级、规范级和质量级之间的对应关系安全级规范级质量级1RCCM1级12RCCM2级1a或23RCCM3级2或3非核安全级工业规范法国的安全二级和安全三级的设备,质量级都有两个分级。具体按哪个分级要求取决于设备承受的运行条件，主要取决于压力和温度。具体可以查阅RCCM。 作为我们承制单位来说，用户在订单中均会明确指出所要求的级别。第十五节 抗震类别的确定1 安全停堆地震：当一座核电站所在地区发生一假想地震时，电站内有关安全的设备或结构仍能执行其安全功能并使反应堆安全地停下来，这一假想地震称为安全停堆地震。一座核电站的安全停堆地震由历史上可能最大的地震加上一个适当的安全裕度来确定。核电站中有关安全的设备和结构的安全设计即以此地震为依据。2 抗震I类：把能承受安全停堆地震所引起载荷的设备和厂房称为抗震一类（与之相对应的还有非抗震一类）。地震一类的设备和厂房包括：a. 在安全停堆地震引起的载荷下需要保持其完好性的部件和设备；b. 在发生地震的情况下，仍要求发挥其功能的设备。根据以上两条，属于安全1、2、3级的所有机械部件和设备以及1E级的电气部件和设备都是抗震I类。 其它部件和设备按其重要性来确定抗震能力。第五章 核安全法规体系介绍第十六节 我国核安全立法情况1984年国务院决定成立国家核安全局，并赋予其独立监督管理中国民用核设施安全的职责。1我国核安全立法的情况如下：1）1984年全国人大常务委员会通过了中华人民共和国环境保护法，正在进一步加强核安全领域的专项立法工作，包括制定原子能法（待批）和放射性污染防治法（待批）。2）1986-1987年国务院先后批准发布了中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例，确定了核安全许可证制度，明确了核材料管制办法，规定了监管机构和核行业主管部门和职责及营运单位的法律责任。1993年国务院发布了核电厂核事故应急管理条例，规定了核事故应急的方针、对策和措施。3）1986年国家核安全局发布了核电厂选址、设计、运行、质量保证等四个安全规定。1986年国有环境保护局发布了核电厂环境辐射防护规定。2.核安全法规的层次： 核安全法规的层次如图11所示。3.核安全法规中与我公司直接有关的有:HAF003 核电厂质量保证安全规定HAF601 民用核承压设备安全监督管理规定及其实施细则HAF601/01HAF602 民用核承压设备无损检测人员培训、考核和取证管理办法HAF603 民用核承压设备焊工及焊接操作工培训、考试和取证管理办法3 HAF601 民用核承压设备安全监督管理规定简介： 1）目的：为了加强核承压设备的安全监督管理，