核与辐射安全监督管理及核安全文化(中心)

1、核与辐射安全管理以及安全文化张 志 刚环保部核与辐射安全中心目 录一、辐射及其危害（电离辐射、电磁辐射)二、核安全、辐射防护及其原则三、核工业体系基本情况四、核与辐射安全监督管理体系五、核与辐射安全监督管理基本制度六、核安全许可证件管理七、安全文化建立1、辐射及其危害1.1、电离辐射1.2、电磁辐射1.1 电离辐射电离辐射是一种有足够能量作用于物质可以使其发生电离现象的辐射，如-射线、-射线、-射线、宇宙射线、中子射线、X射线等(X射线是由原子核外层电子跃迁引起的辐射)。当辐射来源于一些不稳定的原子 (指的是放射性核素或放射性同位素)，原子核释放出次级和高能光量子(射线)， 这个过程称为放射性

2、衰变。例如，自然界中存在的天然核素镭，氡，铀，钍。此外，存在于人类活动(例如在核反应堆中的原子裂变)的实践，同样也产生电离辐射。 1.1.1、电离辐射的危害 电离辐射能引起组织、细胞化学平衡的改变，或引起体内细胞中遗传物质DNA的损伤，这些变化会引起癌变、影响遗传物质甚至可能传到下一代，导致新生一代畸形，先天白血病等。 1.1.1、电离辐射的危害 电离辐射对于人体组织、细胞的影响，在小剂量下，它并不能造成伤害，细胞并不死亡，但是会变成非正常细胞。有些为暂时影响，可恢复的；有些为永久的影响，不可恢复。那些非正常细胞可能发展为癌变细胞，最终导致癌症发病率大大增加。1.1.1、电离辐射的危害 受照损

3、伤范围依赖于照射源的大小，受照时间以及受照组织。受低或中等照射的伤害并不能在几个月甚至是一年中显示出来。例如，因照射引起的白血病，受照与发病的潜伏期为二年，肿瘤潜伏期为五年。照射后产生的病变与发病的几率依赖于受照类型(慢性照射，急性照射)。 大剂量的照射将引起大范围的细胞死亡，导致人体在几小时或几天内死亡(山西、山东。)。 (高本地地区)1.1.1、电离辐射的危害（1）、确定性效应 deterministic effect有剂量阈值的一类电离辐射生物效应，其严重程度取决于受照剂量的大小。在ICRP第60号出版物（1991年）发表之前，此类效应称为非随机性效应。 1.1.1、电离辐射的危害（2）

4、、随机性效应 stochastic effect其发生几率（而非其严重程度）与受照剂量大小有关的一类辐射生物效应。此类效应发生的几率正比于剂量，低剂量范围内不存在剂量的阀值。1.1.2、环境中产生电离辐射设施（1） 核电站（2） 研究堆（3） 核燃料循环设施（4） 核技术利用（5） 铀（钍）矿和放射性伴生矿（6） 放射性废物处理和处置设施1.2、电磁辐射 1.2.1、“电磁辐射”概念变化的电场会引起一个变化的磁场，同时，变化的磁场亦会引起一个变化的电场。不断变化的电场和磁场，就会形成一个向空间传播的电磁波。电磁辐射一般指频率在100kHz以上的电磁波。是变化的电场和变化的磁场相互作用而产生的一

5、种能量流的辐射。但国标电磁兼容术语GBT4365中也注释：“可将电磁感应引申包括在电磁辐射中”。所以，环境保护中电磁辐射概念包括：辐射和感应,即可以函盖高压电力输送（电力系统。）。1.2、电磁辐射 1.2.2 “电磁环境”定义: “存在于所有场所的电磁现象的总和” （电磁兼容术语GBT4365）。在国外的科技文献中，也常用到“电磁环境”来描述自然环境中电磁场的存在状况。电磁环境污染：电磁波是一种资源；但电磁波作为能量流，当电磁能量或强度超过国家规定的电磁环境质量标准，并影响他人身体健康或干扰他人正常生活、正常工作时，称为电磁环境污染(基站)。1.2.3、电磁环境污染的危害 （1）、对人体及生物

6、的热效应危害（2）、对人体及生物的非热效应危害（3）、对电器设施的影响（1）、对人体及生物的热效应 人体内所含的蛋白质和水分子等都是不均匀电介质，在变化的电磁场中，随电场的变化而不断振动，分子之间相互摩擦产生热量。一般情况下，人体对这种热量有调节和扩散功能。但如果热量产生的速度太快，超过人体正常的调节能力时，这种热量就会在人体中积累，从而使蛋白质温度升高。我们日常使用的微波炉就是利用电磁辐射热效应原理工作的。（1）、对人体及生物的热效应 国际非电离辐射防护委员会（ICNIRP）报告表明：“在10MHz到300GHz范围内，个体暴露在能量比吸收率SAR为4W/kg的电磁场中30分钟，体内蛋白质温

7、度升高将超过10C.”。“在对细胞和动物的研究中，当体内蛋白质温度上升1-20C时，已有大量的生理影响表现出来：血-脑屏障渗透率的增加、神经和肌肉神经功能的改变、细胞膜功能的改变、后代的变化（精液制造的减少和畸变）、眼睛障碍（晶体混浊和角膜异常）.” （2）对人体及生物的非热效应 非热效应:是指电磁场对人体产生的、除了由于热量积累而引起的生理效应以外的其他生理病症。例如：人体长期处在强磁场中，则会影响神经系统正常功能，导致做恶梦，产生幻觉，甚至神经紊乱等。（2）对人体及生物的非热效应科学研究对热效应已有定量的结论。对非热效应，还没有定量的值，只有定性结论（科研）。不同的人，对电磁辐射抵抗能力不

8、同，孕妇、老人、儿童、病人称为脆弱人群；同一个人，不同器官，抵抗能力也不同：眼晴、大脑、心脏、生殖系统称为脆弱器官。（3）、对电器设施的影响环境中电磁本底水平的增高，会对其他用电设施或信号系统产生影响和干扰。主要是电磁干扰，有时也产生放电现象。 (623电台、直流接地极)1.2.4、环境中产生电场、磁场、电磁场的设施（1）、广播电视发射系统：电视发射塔、广播传播台站等（2）、无线通信发射系统：手机基站、雷达等（3）、高压送变电系统：如高压线、变电站、换流站等（4）、电气化铁道：如磁悬浮列车等（5）、工业、科学、医疗用电磁能设施：如高频冶炼炉等2、核安全、辐射防护及其原则2.1、核安全采取“纵深

9、防御原则”2.2、辐射防护（ICRP）三原则2.3、电磁辐射采用“谨慎预防原则”2.1、核安全采取“纵深防御原则核电站的设计，建造和运行，采用纵深防御的原则，从设备上和措施上提供多层次的重迭保护，确保反应堆的功率能得到有效的控制，燃料组件能得到充分冷却，放射性物质能有效地包容起来不发生泄漏。2.1.1 为阻止放射性物质释放，从放射性包容有四道屏障 第一道屏障：燃料基体。压水堆核电站采用烧结二氧化铀陶瓷燃料，放射性物质很难从陶瓷燃料中逸出；第二道屏障：燃料包壳。核燃料被密封在包壳即锆合金管中；2.1.1 为阻止放射性物质释放，从放射性包容有四道屏障第三道屏障：一回路系统边界。堆芯被密封在一回路系

10、统边界内。 一回路系统的所有设备及其连接管道都是用耐高温、高压的特种钢材或合金材料制成；第四道屏障：安全壳。整个一回路系统被密封在能承受一定内压的钢或预应力混凝土制成的安全壳内。 2.1.2 从措施上讲，设置了五层保护 第一层保护：精心设计，精心施工。确保核电站的设备精良。建立周密的程序、质量保证、严格的制度和必要的监督，加强对核电站工作人员的教育和培养，安全文化的综合作用使得人人关心安全，人人注意安全，防止发生故障。第二层保护：运行控制。加强运行管理和监督，及时正确处理不正常情况，排除故障。包括对不正常运行或系统故障的任何指示的响应。这一层保护是为了确保前三道屏障的持续完好性；2.1.2 从

11、措施上讲，设置了五层保护 第三层保护：专设安全设施和保护系统。必要时启用由设计提供的安全系统和保护系统，防止设备故障和人员失误演变成重大事故，并把放射性物质截留在安全壳内。 第四层保护：核电站安全系统。在出现异常时防止演变成事故，或在事故发生时防止事故扩大并减轻事故后果。迅速采取必要措施，启用核电站安全系统。包括为防止安全壳失效而采取的各种措施，保护安全壳厂房。2.1.2 从措施上讲，设置了五层保护第五层保护：场外应急响应。万一发生极不可能发生的事故，并且有放射性外泄，启用厂内、外应急响应计划。目的在于减轻放射性物质向外部环境释放所造成的影响，减轻事故对居民的影响。（省） 有了以上互相依赖、相

12、互支持的各道防线，核电站是非常安全的。2.2、辐射防护（ICRP）三原则国际辐射防护委员会（ICRP）提出的辐射防护三原则：（1）、实践的正当性 justification of a practice（2）、辐射防护的最优化 optimization of radiation protection（3）、个人剂量限值 personal dose limit2.2.1、实践的正当性辐射的实践，除非对受照个人或社会带来的利益足以弥补其可能引起的辐射危害（包括健康与非健康危害），该实践才是正当的。对于不具有正当性的实践及该实践中的源，不应予以批准，不得采取此种实践。（某电视台：）2.2.2、辐射防护

13、的最优化ALARA原则：进行辐射实践时，在考虑了经济和社会因素之后，应保证将辐射保持在可合理达到的尽量低水平原则 (as low as reasonably achievable principle) 用辐射防护最优化方法，对已判定为正当并准予进行的实践，有关个人受照剂量的大小、受照射人数以及潜在照射的危险等，应全都保持在可以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（治疗性医疗照射除外）。 2.2.3、个人剂量限值 对所有相关实践联合产生的照射，选定个人受照剂量限制值。规定个人剂量限值旨在防止发生确定性效应，并将随机性效应限

14、制在可以接受的水平。个人剂量限值不适用于医疗照射。辐射防护三要素：时间、距离、屏蔽。 2.3、电磁辐射采用“谨慎预防原则”“审慎预防原则” (The precautionary principle) : 是对一个不确定性的反应或科学尚未明确其对健康或环境的危害或风险时，尽管缺乏科学确定性损害的因果关系，但对它所采取的行动，要避免可能产生严重的或不可逆转的潜在危害或后果。（标准） 3、核工业体系基本情况水冶浓缩元件制造发电后处理废物处置转换纯化中、低放废物高放废物矿山3.1、 核电站 截止2005年底，全世界商业运行的核电机组共计443台，约3.5亿千瓦，占世界发电装机总容量的17%。各国核电比

15、重为：法国78%，美国20%，德国29%，英国29%，日本34%，韩国40%，核电比重超过25%的国家共有17个。各种反应堆堆型比例为：压水堆约占56%，沸水堆约占21%，重水堆约占7%，其它堆型约占16%。与国际核电发展相比，我国核电起步较晚，核电占全国发电总装机容量比例也不大，但近些年发展较快，并有核电站出口。 3.1、 核电站存在的问题存在的问题：我国核电从起步就存在着多国引进、多种堆型、多类标准和多种技术共存的局面，从而导致工艺不同、系统不同、运行和管理模式不同。近几年又是快速发展、急速推进，技术引进和安全审评都是在消化过程中进行，难以保证核电建造和安全审评工作的质量。核安全监管面临十

16、分复杂的局面，难度很大，这是其他核电国家少有的情况。中国自己设计和建造的第一座核电厂-秦山核电厂广东大亚湾核电厂 Daya Bay NPP3.2、 民用研究堆 目前我国有18座民用研究堆在役运行，分布于北京、四川、山东、广东等地。1座研究堆即中国实验快堆在建，并计划在北京、四川、山东等地再新建5座研究堆。我国在役研究堆普遍存在安全设计标准低、设备老化、管理落后等问题，针对这种情况，国家核安全局组织开展研究堆定期安全审查活动，营运单位按照计划和要求完成整改后，研究堆的安全性能有一定的提高。 研究堆定期安全审查的原则：尊重历史、实事求是、安全第一、挖掘潜力。（493） 3.2.1 研究堆存在的问题

17、研究堆存在的问题（1）堆型复杂：按设施分类：重水堆、游泳池堆、高功率堆、脉冲堆、供热堆、微堆、临界装置等按循环冷却方式：水冷、气冷、钠冷等按堆型分类：壳式、游泳池式、罐池式等燃料元件分类：高浓铀、低浓铀（3%、10%、20%、90.3%等）;而且燃料结构各不相同。功率跨度：临界125MW3.2.1 研究堆存在的问题（2）老龄堆的安全基础较差在上世纪60年代建造的反应堆，由于没有严格的法规和标准要求，在设备抗震、安全分级等方面考虑较少，而且设备质量和技术水平都受到时代的限制。所以，老龄堆的安全基础较差。 （3）老龄堆物项老化严重（4）运行事件较多3.2.2 核反应堆核安全监督重点对象反应堆冷却剂

18、系统反应堆停堆系统保护系统应急堆芯冷却系统包容系统3.3、 民用核燃料循环设施目前我国有6座民用核燃料循环设施在役运行，分布于北京、甘肃、四川等地。近年来核燃料循环设施运行安全，放射性物质运输活动得到有效控制，未对工作人员、公众和环境造成不可接受的核与辐射危害。1座在建核燃料循环设施位于甘肃。3.3.1、民用核燃料循环设施存在的问题 同研究堆一样，现有的核燃料循环设施也存在安全设计标准低、设备老化、管理落后等问题。 燃料组件3.3.2 核燃料循环设施监督的重点临界安全辐射防护防火防爆核设施整体状况特点：老： （老化管理：军工）大： （级别高、通天）难： （历史遗留问题、821后处理、 国际上无

19、成熟技术）3.4、 核技术利用我国的核技术已广泛应用于工业、农业、医疗、科研、教学等诸多领域。目前，全国使用放射源单位有12000多家，放射源总数为142000多枚，待收贮的闲置、废弃放射源22000余枚，X线机、加速器、中子发生器射线装置30余万台。（这几个数字可能有变化。）放射源按照其活度和危害性分为五类，射线装置按照其强度分为三类。一类放射源和一类射线装置由国家环保部门监管，二类以下的放射源和射线装置由省级环保部门监管。核技术利用 Nuclear Technology Application3.4.1、 核技术利用存在问题新设施标准不统一：严格要求老设施安全措施少：尽快退役：云南农科院

20、提高安全联锁条件历史遗留问题多：对放射源掩埋处理的处置、昆明动物所、原子能院等经过近几年法规建设、政策宣传和安全监管，核技术利用领域安全水平有了较大提高。但放射源丢失、被盗事件仍有发生，卡源、着火事件造成了不良的社会影响。法规、标准建设仍需要进一步加强 历史遗留问题的处理原则：严格、认真、细致、严谨针对发现的问题发文要求： 在全院范围内进行放射性污染普查。质 疑1、逻辑的合理性2、数据的合理性历史遗留问题的偶然出现及其处理3.4.2 辐照装置监督检查重点 安全联锁：人员误入、固有安全性（卡源、放火） 辐射防护：最优化原则 超剂量照射：人员受照安全连锁检查1、钥匙联锁2、剂量联锁3、升（降）源联

21、锁 （过渡环节检查：宜宾辐照）4、光电联锁5、误入联锁卡源线路检查： 1、固有安全性： 不凸出、不陷入 2、关键点重点检查： 滑轮与毛刺通道控制问题1、先天不足问题（卡源事故救援）2、应用不当问题井水处理系统检查1、文件检查2、净化系统检查3、放射性监测数据检查升降系统检查1、确认标示的科学性2、确认标示的有效性3.4.3 放射源倒源现场监督检查控制点设置（一）准备阶段（二）倒源阶段（三）后期阶段3.4.3 放射源倒源控制点设置准备阶段 （一）准备阶段 1、场所设施 防火设备及措施齐全 通风系统有效2、盘存（帐物相符） 源的核素、活度、来源、时间清楚* （根据附件1、2、3确定）3、文件检查

22、有运输放射源的环境影响评价批文 有倒源方案包括倒源过程监测方案）* 有倒源辐射事故应急预案*3.4.3 放射源倒源控制点设置准备阶段 4、监测 倒源前贮源井水监测合格（附件4：监测报告）* 辐照室及相关环境监测合格（附件5：监测报告） 倒源前，待装源铅罐、车辆表面剂量率未超标（附件6：监测报告）*5、防护 相应的监测仪器仪表齐备、 有个人剂量计、 有便携式个人剂量监测报警仪3.4.3 放射源倒源控制点设置准备阶段6、包装运输 包装容器满足国家有关标准或要求 运输工具满足国家有关标准或要求7、见证设备 有水下摄像机*、有照相机及标号准备*、 有水下工作灯*8、倒源工具 有合适的长柄工具、 起吊装

23、置吊装重量满足要求3.4.3 放射源倒源控制点设置倒源阶段（二）倒源阶段1、分区 对装置区域划分为控制区、监督区* 倒源过程，有明显分区警示标志和标识线2、安防 操作人员参加辐射防护培训并考试合格 人员进入时携带剂量报警仪* 人员进入时携带个人剂量计* 倒源过程实行双人双表监测* 有专人看管放射源、倒源罐及车辆*3.4.3 放射源倒源控制点设置倒源阶段3、留档 每枚放射源录像并留档*、 每枚放射源编号拍照并留档* 4、节点控制*每枚放射源在移入容器之前，用剂量率仪监测其放射性以辩真伪（附件7:表(1)）倒源实施方与装置单位签字确认装入容器的放射源帐物相符（附件7:表(2)）放射源装入容器密封后

24、，对容器进行了监测以确保容器未被污染（附件7:表(3)）装源容器出水后屏蔽监测合格（附件7:表(4)）3.4.3 放射源倒源控制点设置倒源阶段4、节点控制*(续) 放射源移出水井后，用仪表对水井尤其是副井等物项进行监测以确认无放射源遗漏（附件7:表(5)） 倒源结束后，对铅罐打挂标牌并拍照记录、留档 车辆驶出工作区域前，监测车辆及容器未被污染（附件7:表(6)） 对工作区域进行放射性监测（附件7：表(7)）3.4.3 放射源倒源控制点设置后期阶段（三）后期阶段 1、水井 倒源后，贮源井水合格（附件8：监测报告） 放射源转移后，井底底泥剂量率未超标（附件9：监测报告） 合格贮源井水按有关规定排放

25、2、其它物项 放射源转移后，辐照室内剂量率未超标（附件10：监测报告） 为防止遗留废源，对套管、水桶等物项进行监测3.5、铀（钍）矿和放射性伴生矿目前我国有退役铀矿X座，在采铀矿X座，主要集中在江西、广东、湖南、新疆、甘肃、辽宁等地。同时，放射性伴生矿数量非常大。为贯彻中华人民共和国放射性污染防治法，全面调查铀矿冶企业的污染现状，规范铀矿冶企业的生产行为，强化对铀矿冶企业污染防治工作的监督管理，进一步改善环境质量，保障群众健康，2005年在全国建有铀矿冶设施的14个主要省份开展了“铀矿冶放射性污染防治专项行动”。通过申报登记和详细排查，全面掌握了我国铀矿冶行业的基本情况。对环境影响评价审批手续

26、不全，“三废”处理设施不完善，监测手段不齐备以及辐射防护措施不落实的单位，提出了限期整改意见，有效地促进了铀矿冶设施放射性污染防治工作的开展。 3.5.1、铀（钍）矿和放射性伴生矿存在的问题 随着社会经济发展，居民生活圈距离铀矿冶产生的废物越来越接近，一些居民的生活环境和饮用水源已受到一定程度的放射性污染，危害人民健康。历史遗留问题仍然没有完全解决，尤其是在少数民族地区的污染问题，对社会稳定也带来一定的影响。 （759矿）3.6、放射性废物处理和处置设施 目前我国已在甘肃、广东建成2座中低放废物区域处置场。有2座中低放废物区域处置场和1座高放废物处置场正在开展前期研究。2005年11月，国家发

27、展改革委批准了全国放射性废物库设施建设项目可行性研究报告。现在，31座城市放射性废物暂存库新、改、扩建工程，大部分已完成验收。 3.6.1、放射性废物处理和处置设施存在的问题 放射性废物处理和处置是核工业体系最后、也是最难的一个环节。经费不足、技术难度大、风险高。上世纪几十个军工核设施陆续退役，遗留高放废液XX立方米、中低放废液约XX万立方米、固体放射性废物近XX万立方米，这些废物贮存条件大部分不满足现有的安全要求。加快立法进度、推进处置场的建设、理顺管理体制，将是目前需重点考虑的工作。 4、核与辐射安全监督管理体系4.1、 历史沿革：1998年、2003年4.2、 监管范围 ：核安全、电离辐

28、射、电磁辐射4.3、 监管职责：法规、标准、许可证、环评、三同时验收、监测、应急、现场监督、人员资质4.4、 组织体系：中央和地方两级。 5 、核与辐射安全监督管理基本制度5.1、安全许可证制度5.2、环境影响评价制度5.3、“三同时”竣工验收制度5.4、辐射环境监测制度 5.5、注册核安全工程师制度5.6、核安全监督制度5.7、核事故应急制度5.8、核电厂(研究堆)质量保证制度5.9、营运单位报告制度 5.1、安全许可证制度（1）核设施：- 核设施厂址选择审查意见书；- 核设施建造许可证；- 核设施首次装料批准书；- 核设施运行许可证；- 核设施退役批准书；- 核设施操纵人员执照。5.1、安

29、全许可证制度（2）核技术利用：- 生产、销售、使用放射性同位素与射线装置的单位，应当依照规定取得资格许可证 ；- 转出、转入放射性同位素的单位应当向其所在地省、自治区、直辖市人民政府环境保护主管部门登记备案； - 进、出口放射性同位素须取得国家环保总局的审查同意。 5.1、安全许可证制度（3）其他：- 核承压设备设计、制造、安装活动资格许可证；- 核材料许可证。营运单位提交申请书和安全分析报告等文件国家核安全局国务院有关部门和地方政府提出意见国家核安全局核安全技术审评国家核安全局技术审评结果国家核安全局颁发许可证国家核安全局核安全监督国家核安全局核安全专家委员会咨询国家有关部门批准的文件安全许

30、可证件的申请和颁发程序5.2、环境影响评价制度新建、改建、扩建项目应进行环境影响评价。对环境影响评价实行分类管理：（1）可能造成重大环境影响的，应当编制环境影响报告书，对产生的环境影响进行全面评价； （2）可能造成轻度环境影响的，应当编制环境影响报告表，对产生的环境影响进行分析或者专项评价； （3）对环境影响很小、不需要进行环境影响评价的，应当填报环境影响登记表。核设施在选址、建造、运行、退役分阶段进行环境影响评价。5.3、“三同时”竣工验收制度 与核设施相配套的放射性污染防治设施，应当与主体工程同时设计、同时施工、同时投入使用。 放射性污染防治设施应当与核设施主体工程同时验收，验收合格的，主

31、体工程方可投入生产或者使用。生产、销售、使用放射性同位素和加速器、中子发生器以及含放射源的射线装置的单位，应当提交相应的环境影响评价文件。 其设计、施工、使用必须遵循“三同时”原则。5.4、辐射环境监测制度 环保部组织开展辐射环境质量监测；国家对核动力厂等重要核设施开展监督性监测, 对流出物要求槽式排放，对周围环境进行监测；核设施营运单位有义务向国家环保部和省级环保部门报告排放情况和监测结果；县级以上环保部门对核技术应用单位定期开展监督性监测。 5.5、注册核安全工程师制度 国家实行注册核安全工程师执业资格制度，纳入国家专业技术人员职业资格证书制度，统一规划管理。核与辐射安全关键岗位必须取得执

32、业资格。满足人事部、环境保护部规定的条件，参加人事部组织的考试，取得注册核安全工程师执业资格证书，并在环保部注册登记后，方可从事核安全相关专业技术工作。注册核安全工程师注册有效期为2年。5.6、核安全监督制度核安全监督目的是检查营运单位对核安全管理要求和许可证件规定条件的履行情况，督促纠正不符合核安全管理要求和许可证件规定条件的事项，必要时可采取强制性措施，以保障核设施的安全。核安全监督由国家核安全局及其派出机构地区监督站组织实施。5.6、核安全监督制度核安全检查连续贯彻于核设施选址、设计、建造、调试、运行和退役的全过程和所有重要活动。核安全检查可以分为日常的、例行的和非例行（专项）的检查。

33、5.6、核安全监督制度（1）文件检查：对执行程序、试验程序、质量保证记录、试验结果和数据、运行维修记录以及缺陷和异常事件记录等作检查；（2）现场观察：在现场直接观察核设施物项或活动是否按有关规定和文件实施；（3）座谈和采访：召开营运单位及有关单位的领导、质保和质检人员以及有关人员参加座谈会，或向他们专门采访，以了解情况；5.6、核安全监督制度（4）测量或试验：必要时，可进行测量或试验，例如，尺寸测量、照相、录像及在营运单位协同下进行取样、放射性检测和无损探伤等。但这种测量、取样或试验并不代替营运单位和/或有关单位应做的测量和试验，也不减轻营运单位和/或有关单位的责任。为保证核安全监督的质量，国

34、家核安全局根据工作需要对符合条件的人员进行培训考核，合格者由国家核安全局发给“核安全监督员证”。5.7、核事故应急制度核事故应急管理工作实行常备不懈，积极兼容，统一指挥，大力协同，保护公众，保护环境的方针。5.7、核事故应急制度（1）应急计划及相关文件的制定与审评核电厂营运单位应制定场内应急计划和响应的实施程序。应急计划应根据核电厂可能发生的事故（包括设计基准事故和严重事故）及其对厂内、外的辐射影响及核电厂厂址周围的自然条件和社会经济特征等制定。实施程序应列入应急计划中。营运单位申请核安全许可证件时，国家核安全部门对其提交文件中关于应急准备、应急计划的有关内容进行审评，主要包括：- 对可行性研

35、究报告中厂址部分的评价；- 对应急计划初步方案的审评；- 对应急计划的审评。 5.7、核事故应急制度（2）对应急准备和应急相应的监督在核电厂运行期间，国家核安全部门对核电厂营运单位的应急准备状况和执行应急响应的能力进行监督。检查内容主要有：- 应急组织- 应急状态分级和应急行动水平- 应急人员的应急响应能力- 应急设施和设备- 应急实施程序- 应急演习- 记录和报告制度- 其他监督项目5.7、核事故应急制度（3）记录和报告制度核电厂营运单位应做好运行状态下的应急准备工作的年度计划，并对有关活动进行详细记录和存档工作。根据国家核安全部门的要求，提交应急准备工作的年度计划报告和上年度的总结报告。

36、5.8、核电厂(研究堆)质量保证制度 为了保证核电厂（研究堆）的安全，必须制定和有效地实施质量保证总大纲和每一种工作的质量保证分大纲。包括：质量保证大纲、组织、文件控制、设计控制、采购控制、物项控制、工艺过程控制、检查和试验控制、对不符合项的控制、纠正措施、记录、监查等。在完成某一特定工作中，对要达到的质量负主要责任的是该工作的承担者，而不是验证质量的人员。5.9、营运单位报告制度营运单位必须执行核设施相关报告制度。报告制度包括：（1）定期报告；- 建造阶段季度报告- 运行阶段月报告- 年度报告（2）重要活动通告；（3）建造阶段事件报告；（4）运行阶段事件报告；（5）核事故应急报告。 6、核安

37、全许可证件管理6.1、 核电厂(研究堆)的安全监管6.1.1、 安全许可证件的申请和颁发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，为实施对核电厂（研究堆）厂址选择、建造、调试、运行和退役五个主要阶段的安全监督管理，国家颁发相应的安全许可证件，并规定相应的许可活动及其必须遵守的条件。各阶段须申请的安全许可证件厂址选择：核电厂(研究堆)厂址选择审查 意见书建 造：核电厂(研究堆)建造许可证调 试：核电厂(研究堆)首次装料批准书运 行：核电厂(研究堆)运行许可证退 役：核电厂(研究堆)开始退役批准书 核电厂(研究堆)最终退役批 准书6.1.1、 安全许可证件的申请和颁发在安全许可证件的有效

38、期内，国家核安全局可根据保证安全的需要，修改安全许可证条件。营运单位要求进行许可证条件以外的与核安全有关的变更或要求修改安全许可证条件时，必须报国家核安全局审批后方可实施。6.1.2、 核电厂安全许可证件的申请要求 申请者必须按照核安全法规要求，在核电厂建设的相应阶段，向国家核安全局提交相关文件供审查，未经批准，不允许开展相关工作。（a）厂址选择 申请者必须在核电厂厂址选定前六个月提交核电厂可行性研究报告中有关厂址安全内容的文件；（b）核电厂建造许可证 申请者必须在厂址选定后开始核岛基础混凝土浇注前十二个月提交核电厂建造申请书和相关文件；6.1.2、 核电厂安全许可证件的申请要求（c）核电厂首

39、次装料批准书 申请者必须在核电厂首次装入核燃料前十二个月提交核电厂首次装料申请书和相关文件；（d）核电厂运行许可证 申请者从核电厂首次达到满功率运行之日起，经十二个月的试运行后，必须及时提交核电厂运行许可证申请书和相关文件；6.1.2、 核电厂安全许可证件的申请要求（e）核电厂开始退役批准书、核电厂最终退役批准书 申请者必须在退役活动前两年提交核电厂开始退役申请书，最终退役前提交核电厂最终退役申请书和相关文件。6.1.3、研究堆安全许可证件申请要求（a）厂址选择申请者必须在研究堆厂址选定前向国家核安全局提交研究堆可行性研究报告中有关厂址安全内容的文件。具体提交时限为：I类研究堆提前三个月；II

40、、III类研究堆提前六个月。（b）研究堆建造许可证 申请者必须在反应堆厂房基础混凝土浇灌或主要设备安装前向国家核安全局提交研究堆建造许可证申请书，并同时提交相关文件。具体提交时限为：I类研究堆提前六个月；II、III类研究堆提前十二个月。6.1.3、研究堆安全许可证件申请要求（c）研究堆首次装料批准书 申请者必须在研究堆首次向堆芯装入核燃料前提交研究堆首次装料申请书 ，并同时提交相关文件。具体提交时限为：I类研究堆提前六个月；II、III类研究堆提前十二个月。 （d）研究堆运行许可证申请者必须在完成研究堆调试大纲之后十二月提交研究堆运行许可证申请书，并同时提交有关文件。6.1.3、研究堆安全许

41、可证件申请要求（e）研究堆开始退役批准书研究堆最终退役批准书必须在研究堆开始退役活动前六个月（I类研究堆）或十二个月（II、III类研究堆）提交研究堆开始退役申请书，并同时提交有关文件。在最终退役前，必须向国家核安全局提交研究堆最终退役申请书并同时提交相关文件。6.1.3、研究堆安全许可证件申请要求研究堆需要进行不同于研究堆运行许可证规定的实验或应用时，营运单位必须提前两个月向国家核安全局提交研究堆新增实验或应用申请书，并同时提交与该实验或应用有关的文件。研究堆运行许可证的有效期为十年。国家核安全局根据需要对营运单位有效执行研究堆运行许可证规定条件的状况实施年度评估。满十年后须提交研究堆运行许

42、可证换证申请及相关文件，经国家核安全局审查批准后，准许换证（有效期：十年）。6.1.3、研究堆安全许可证件申请要求超过设计寿期的研究堆如申请继续运行，必须对研究堆的各项性能重新进行安全评价并经国家核安全局审查批准，重新颁发研究堆运行许可证(超设计寿期)。国家核安全局根据堆的特点，批准该种许可证的有效期一般不得超过五年。6.1.3、研究堆安全许可证件申请要求研究堆建造或营运单位申请领取安全许可证，应具备下列条件：(a) 设有专门的核安全与辐射环境保护管理机构；(b)有不少于五名核反应堆工程、核物理和辐射防护等相关专业的技术人员，其中具有高级职称的不少于一名。6.2、 操纵人员执照的颁发核电厂(研

43、究堆)操纵人员执照的申请者由其主管部门或其委托的单位负责考核，由国家核安全局负责监督、核准并颁发相应执照。核电厂操纵人员执照有效期为两年，研究堆操纵人员执照有效期为三年。欲延长其有效期者，必须办理换发新执照的手续。离开本职工作六个月以上者，原有执照自行失效。操纵人员执照由国家核安全局统一印制。 6.2.1、核电厂操纵人员执照核电厂操纵人员分为核电厂操纵员执照和高级操纵员执照两种：持操纵员执照的人员方可担任操纵核电厂控制系的工作；持高级操纵员执照的人员方可担任操纵或者指导他人操纵核电厂控制系统的工作。6.2.1、核电厂操纵人员执照持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（或相当

44、的技术职务）。核电厂每个运行值班中必须有三名持照人员，其中至少应由一名持有高级操纵员执照。6.2.2、研究堆操纵人员执照研究堆操纵人员分为研究堆操纵员执照和高级操纵员执照两种：持操纵员执照的人员方可担任操纵研究堆控制系统的工作；持高级操纵员执照的人员方可担任操纵或者指导他人操纵研究堆控制系统的工作。6.2.2、研究堆操纵人员执照持操纵员执照 或高级操纵员执照的人员方可担任I类研究堆正、副值长和运行部主任（或相当的技术职务）；持高级操纵员执照的人员方可担任II、III类研究堆正、副值长和运行部主任（或相当的技术职务）。6.2.2、研究堆操纵人员执照I类研究堆每个运行值班中必须有一名持照人员；II

45、、III类研究堆每个运行值班中必须至少有两名持照人员，其中至少应由一名持有研究堆高级操纵员执照。7、核安全文化 7.1、安全文化素养 safety culture 组织机构和人员树立安全第一的观念所具有的种种特性和态度的总和，以确保由于防护与安全问题的重要性而得到充分的重视。 7.1、安全文化素养 回顾世界各国核与辐射方面发生的重大事故可以发现，事故很少由于单一的设备故障或人因差错所致，大部分事故的直接原因都是同时存在几个因素，诸如员工没有充分授权、知识更新和员工培训不够、安全意识淡薄、设备故障、操作失误等。穷根究底，事故的根本原因是管理层缺乏对安全应有的承诺和安全投入；反映到文化层面上，则是

46、企业安全文化的贫瘠甚至缺失。 7.2 “安全文化”来源首次出现在隶属于国际原子能机构（IAEA）的国际核安全咨询组（INSAG）于1986年发布的关于切尔诺贝利事故后评审会的总结报告(INSAG-1)，并在1991年的安全文化（INSAG-4）报告中正式将“安全文化”作为重要的安全管理思想和原则，强调只有全体员工致力于一个共同的目标才能获得最高水平的安全4。随后，安全文化在世界核电工业得到了系统化的发展。由于核工业安全问题的重要性，该行业仍然是当前安全文化研究和应用最活跃的领域，其取得的安全文化成果也逐渐向其他领域渗透。 （煤矿安全问题）7.3 安全文化的内涵安全文化主要由两个方面组成：一是由

47、组织政策和管理活动所确定的安全体系；二是个人在体系中的工作表现。强调：安全文化既是态度问题，又是体制问题；既和组织有关，又和个人有关，也关系到以恰当的理解和行动处理所有安全事项的要求。7.4 各级组织和个人在所有活动中，对安全的重视的主要体现（1）个人意识：个人对安全重要性的认识； （2）知识和能力：通过培训、教育及自学获得； （3）承诺：要求高级管理层用行动体现安全的高度优先地位，并且要求安全目标被个人所认同和接受； 7.4 各级组织和个人在所有活动中，对安全的重视的主要体现（4）激励：通过领导力、目标设置、奖惩机制，以及个人自发的态度提升积极性； （5）监督：包括监查和评估活动，以及对个人质疑态度的及时响应； （6）责任：通过正式的工作委派、清晰的职责描述和个人的正确理解加以落实。（质保体系）7.5 单位应有的安全文化素养 安全文化建设首先是一种组织行为，它不是个别人的超常努力就可以实现的。所以，安全文化要素中的首要因素，就是组织的行为。7.5 单位应有的安全文化素养电离辐射防护与辐射源安全基本标准（GB188712002）单位：“应培植和保持良好的安全文化素养，鼓励对防护与安全事宜采取深思、探究和虚心学习的态度并反对固步自封，保证：制定把防护与安全视为高于一切的方针和程序；及时查清和纠正