核安全法规体系介绍

核平安(píngān)法规体系第一页，共一百二十三页。核平安(píngān)法规体系

〔核平安(píngān)监管与质量保证〕躲避潜在风险，确保核能事业的顺利开展核平安法规与核平安监管核级机械部件、设备与常规机械产品在设计、制造活动及其质量控制(kòngzhì)与监视管理方面的根本差异核设施的系统、部件/设备的平安分级及其与相应工业标准之间的关系核设施质量保证的根本要求实例〔案例分析〕小结第二页，共一百二十三页。第三页，共一百二十三页。第四页，共一百二十三页。躲避(duǒbì)潜在风险，确保核能事业的顺利开展核平安的根本概念什么是核平安所谓“核平安〞是指：完成正确的运行工况、事故预防或缓解事故后果从而实现保护厂区人员、公众和环境免遭过量辐射危害。平安目标〔详见HAF102核动力厂设计平安规定〕总的核平安目标：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。总的核平安目标由辐射防护目标和技术平安目标所支持(zhīchí)，这两个目标互相补充、相辅相成，技术措施与管理性和程序性措施一起保证对电离辐射危害的防御。辐射防护目标：保证在所有运行状态下核动力厂内的辐射照射或由于该核动力厂任何方案排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低，保证减轻任何事故的放射性后果。技术平安目标：采取一切合理可行的措施防止核动力厂事故，并在一旦发生事故时减轻其后果；对于在设计该核动力厂时考虑过的所有可能事故，包括概率很低的事故，要以高可信度保证任何放射性后果尽可能小且低于规定限值；并保证有严重放射性后果的事故发生的概率极低。第五页，共一百二十三页。躲避潜在(qiánzài)风险，确保核能事业的顺利开展平安总要求为了保证核平安对核电厂总的平安要求是：(1)必须为在某些运行工况和事故工况期间和之后的平安停堆和维持平安停堆状态提供必要的手段；(2)必须为在某些运行工况和事故工况期间和之后，为停堆后从堆芯排出余热提供必要的手段；(3)必须为减少可能的放射性物质释放、为保证运行工况期间和之后的任何释放不超过规定限值、事故工况期间和之后的任何释放不超过可承受的限值提供必要的手段。纵深防御与多层屏障〔详见HAF102核动力厂设计平安规定〕纵深防御概念贯彻于平安有关的全部活动，包括与组织、人员行为或设计有关的方面，以保证这些活动均置于重叠措施的防御之下，即使有一种故障发生，它将由适当的措施探测、补偿或纠正。在整个设计和运行中贯彻纵深防御，以便对由厂内设备故障或人员活动及厂外事件等引起(yǐnqǐ)的各种瞬变、预计运行事件及事故提供多层次的保护。第六页，共一百二十三页。躲避潜在风险，确保(quèbǎo)核能事业的顺利开展纵深防御与多层屏障纵深防御概念应用于核动力厂的设计，提供一系列多层次的防御〔固有特性、设备及规程〕，用以防止事故并在未能防止事故时保证提供适当的保护。第一层次防御的目的是防止偏离正常运行及防止系统失效。第二层次防御的目的是检测和纠正偏离正常运行状态，以防止预计运行事件升级为事故工况。设置第三层次防御是基于以下假定：尽管极少可能，某些预计运行事件或假设始发事件的升级仍有可能未被前一层次防御所制止，而演变成一种(yīzhǒnɡ)较严重的事件。第四层次防御的目的是针对设计基准可能已被超过的严重事故的，并保证放射性释放保持在尽实际可能的低。第五层次防御，即最后层次防御的目的是减轻可能由事故工况引起潜在的放射性物质释放造成的放射性后果。多层屏障第一道屏障∶燃料元件包壳〔锆合金〕第二道屏障∶反响堆压力容器第三道屏障∶平安壳第七页，共一百二十三页。躲避潜在风险，确保(quèbǎo)核能事业的顺利开展第一道屏障(píngzhàng)燃料元件包壳〔锆合金〕第八页，共一百二十三页。第二道屏障(píngzhàng)反响堆压力容器第九页，共一百二十三页。第三道屏障(píngzhàng)平安壳第十页，共一百二十三页。躲避潜在风险，确保(quèbǎo)核能事业的顺利开展保证核平安的根本要素〔2〕：核能发电经过近40年的实践，特别是通过对美国三哩岛事故和前苏联切尔诺贝利事故的反思，在总结实践经验、教训和大量研究成果的根底上，IAEA国际核平安咨询组于1988年发表了?核电平安的根本原如此INSAG-3?，并于1999发表了修订版?INSAG-12?。该文件对保证核平安的根本要素作出了全面、准确(zhǔnquè)的论述。该文件?INSAG-12?很好地归纳出了核电厂平安目标和平安原如此，这是世界核工业界和平安监管部门的共识和经验的总结。提出了最主要的三个平安目标和相应的十二个根本平安原如此〔三个与平安管理有关，三个与纵深防御有关，还有六个是技术原如此〕，这十二个根本平安原如此为众多的具体平安原如此提了一个总的框架〔躲避潜在核风险的全套措施〕，详见表第十一页，共一百二十三页。躲避潜在风险(fēngxiǎn)，确保核能事业的顺利开展目标核安全的总目标辐射防护目标技术安全目标基本管理原则安全文化运营单位的责任审管控制和验证纵深防御原则纵深防御事故予防事故缓解技术总原则行之有效的工程实践质量保证人因安全评价和验证辐射防护运行经验和安全研究具体原则选址设计加工建造调试运行事故处置应急准备INSAG-3/12的核电厂平安(píngān)目标和平安(píngān)原如此〔2〕第十二页，共一百二十三页。躲避潜在(qiánzài)风险，确保核能事业的顺利开展总结三哩岛核事故和切尔诺贝利核事故原因，不难看出均与“人〞的因素有重大关系。这包括核电厂管理体系中各层次的决策者，直到参与电厂平安和质量活动的全体人员，这包括运行操作人员、设备和工艺系统的维修、试验人员等。他们的敬业精神、责任心如何，能否坚持按照规章、制度和确定的程序进展操作？、在追求经济效益与确保核平安发生矛盾时，是否存在幸运心理，能否始终坚持平安第一(dìyī)的原如此？，这一群体的平安素养如何将直接影响到核电厂的运行平安。对此，IAEA国际核平安咨询组在进展了大量的研究工作后提出了“平安文化〔SafetyCulture〕〞这一概念，并于1991年以INSAG-4文件的方式公布。在这一重要的文件中对人的素养这一看似抽象的概念以“平安文化〞给出了确切的定义，并讨论了确认它的方法。“平安文化是组织和个人具有的特性和态度的总和，它确立一种最优的考虑，即核电厂的平安问题以其重要性而保证得到重视〞，从另一个角度也可理解为：核能行业全体从业人员的价值观念和行为准如此的总和。具有良好的“平安文化〞是对核能行业全体从业人员素质的最根本要求。第十三页，共一百二十三页。躲避潜在风险，确保(quèbǎo)核能事业的顺利开展除此之外，影响到核电厂平安的重要原如此或称之为分析核电厂平安的重要“表征〞还包括〔3〕：〔H.J.C.KOUTS“SafetyPrincipleofNuclearPowerPlant〞.〕1在核电厂的设计、建造、运行直到退役全过程中，各项活动必须严格遵循确定的程序和操作规程。程序和操作规程是施加于影响核电厂的平安性和可靠性的所有活动的根本要求，严格遵循是对全体人员最根本的纪律要求。2人的知识和能力。这一点从设计和建造时就十分重要。电厂的平安性所依赖的每一个人应该了解必要的科学知识，这些知识为其正确履行职责奠定了根底。必须通过不断的、有方案的培训、考核，确保相应的人员具备必须的知识和能力。3有效的权力与责任清晰的管理(guǎnlǐ)系统。在一个正确的直线制管理(guǎnlǐ)系统中，每个人，包括管理(guǎnlǐ)者在履行他的职责时，只向他的单一上级报告。工作人员在一个具体活动中不必服从来自管理(guǎnlǐ)链中除他的直接上级一个人以外的其他人的指示。当然，在权力、责任链划分时要十分注意接口关系，保证有关活动的权力分配给承担这项活动的同一管理(guǎnlǐ)者。第十四页，共一百二十三页。躲避(duǒbì)潜在风险，确保核能事业的顺利开展4严格遵照正确的、综合性的平安分析的结果来进展相关的设计、建造、运行和维修活动。例如：电厂平安分析的结果与平安操作的参数(cānshù)范围之间的关系。这个范围在相应的运行技术规格书中予以界定，操作范围中极限参数(cānshù)确实定必须通过分析和验证。这些分析和验证文件也被称为联接文件，基于概率论方法的平安分析也应作为联接文件的分析方法，以确保操作极限确定时所涉及的重要相关事项己被充分考虑。5在核电厂全寿期的运行实践中，所有的设备、部件，特别是平安相关系统的设备和部件的质量必须与设备的制造质量，或者换句话说与设备、部件的技术规格书的要求始终保持一致。这种一致性依赖于电厂对设备、部件的有效管理，包括老化管理。对相应的设备、部件和系统进展有方案，有明确质量、性能验收指标的维护、保养、检修、试验和更换。这对保证核电厂运行后期的平安尤为重要实践证明，上述分析核电厂平安共性的重要“表征〞始终出现在支持核电厂活动的根底中，也是证明核电厂真正贯彻确保高度平安原如此的极好“指示器〞。第十五页，共一百二十三页。躲避潜在(qiánzài)风险，确保核能事业的顺利开展小结(xiǎojié)∶核能是具有潜在核风险的“高风险〞行业躲避潜在风险，是确保核能事业的顺利开展的前提必须全面筹划，认真贯彻行之有效的，躲避潜在核风险的全套措施—对于领导者尤为重要具有良好的“平安文化〞是对核能行业全体从业人员素质的最根本要求，全员良好的“平安文化〞是质量保证体系的有效运作的根底。质量保证体系的有效运作是各项措施得以认真贯彻的有效工具第十六页，共一百二十三页。核平安法规(fǎguī)与核平安监管核平安法规(fǎguī)I结构导则工业规范标准原子能法条例规定（人大）

强制性（国务院）HAF强制性（NNSA）HAF强制性（NNSA）HAD非强制性《中华人民共和国放射性污染防止法》第十七页，共一百二十三页。核平安法规(fǎguī)与核平安监管核平安(píngān)法规II法规体系简介核平安(píngān)法规汇编1998年版八个系列24个法规第十八页，共一百二十三页。核平安法规(fǎguī)与核平安监管系列：通用(tōngyòng)10个核动力厂4个研究堆2个核燃料循环设施1个放射性废物管理1个核材料管制2个民用核承压设备监视管理4个放射性物质运输管理〔制订中〕第十九页，共一百二十三页。核平安(píngān)法规与核平安(píngān)监管通用系列∶包括了2个条例、3个实施细如此、4个实施细如此附件(fùjiàn)和1个规定：

HAF001?中华人民共和国民用核设施安监视(jiānshì)管理条例?〔1986年国务院发布〕HAF001/01?核电厂平安许可证件的请和颁发?〔实施细如此之一，1993年国家核平安局发布〕

HAF001/01/01?核电厂操纵人员执照颁发和管理程序〕〔实施细如此之一件一，1993年国家核平安局发布〕HAF001/02?核设施的平安监视?〔实施细如此之二，1995年国家核平安局发布〕HAF001/02/01?核电厂营运单位报告制度?〔实施细如此之二附件一，国家核平安局1995年发布〕HAF001/02/02?研究堆营运单位报告制度?〔实施细如此之二附件二，国家核平安局1995年发布〕HAF001/02/03?核燃料循环设施报告制度?〔实施细如此之二附件三，国家核安全局1995年发布〕第二十页，共一百二十三页。核平安(píngān)法规与核平安(píngān)监管通用系列∶包括(bāokuò)了2个条例、3个实施细如此、4个实施细如此附件和1个规定：HAF002?核电厂核事故应急(yìngjí)管理条例?〔1993年国务院发布〕HAF002/01?核电厂营运单位的应急准备和应急响应?〔实施细如此之一，1998年国家核平安局发布〕HAF003?核电厂质量保证平安规定?〔1991年国家核平安局发布〕第二十一页，共一百二十三页。核平安法规(fǎguī)与核平安监管核动力厂系列∶包括3个规定和一个(yīɡè)附件HAF101?核电厂厂址选择平安规定(guīdìng)?〔1991年国家核平安局发布〕HAF102?核动力厂设计平安规定?〔2004年国家核平安局发布〕HAF103?核动力厂运行平安规定?〔2004年国家核平安局发布〕HAF103/01?核电厂换料、修改和事故停堆管理?第二十二页，共一百二十三页。核平安法规(fǎguī)与核平安监管研究堆系列∶包括(bāokuò)2个规定HAF201?研究堆设计平安规定?〔1995年国家(guójiā)核平安局发布〕HAF202?研究堆运行平安规定?〔1995年国家核平安局发布〕第二十三页，共一百二十三页。核平安法规(fǎguī)与核平安监管核燃料循环设施系列∶包括了1个规定(guīdìng)放射性废物管理系列∶包括了1个规定HAF301?民用(mínyòng)核燃料循环设施平安规定?〔1993年国家核平安局发布〕HAF401?放射性废物平安监视管理规定?〔1997年国家核平安局发布〕第二十四页，共一百二十三页。核平安法规(fǎguī)与核平安监管核材料管制系列(xìliè)∶包括了1个条例和1个实施细如此HAF501?中华人民共和国核材料管制(guǎnzhì)条例?〔1987年国家核平安局发布〕HAF501/01?中华人民共和国核材料管制条例实施细如此?〔1990年国家核平安局、能源部、国防科学技术工业委员会发布〕第二十五页，共一百二十三页。核平安法规(fǎguī)与核平安监管民用核承压设备监视(jiānshì)管理系列∶包括了3个规定和1个实施细如此HAF601?民用核承压设备平安监视管理规定?〔1992年国家核平安局、机械电子(diànzǐ)工业部、能源部发布〕?民用核平安设备监视管理条例?〔2007年7月21日国务院发布〕〔2021年1月1日生效〕HAF601/01?民用核承压设备平安监视管理规定实施细如此?〔1993年国家核平安局、机械电子工业部、能源部发布〕HAF602?民用核承压设备无损检验人员培训、考核和取证管理方法?〔1995年国家核平安局发布〕HAF603?民用核承压设备焊工及焊接操作工培训、考核和取证管理方法?〔1995年国家核平安局发布〕第二十六页，共一百二十三页。核平安法规(fǎguī)与核平安监管核平安导如此核平安导如此的系列和核平安法规及部门规章的系列是相互对应的，也分为8个系列。由于核平安法规和部门规章通常给出的仅仅是原如此性要求，因而有必要制订核平安导如此，对法规和部门规章的有关条款进展说明和补充，并推荐可以满足法规和部门规章要求的措施、条件和程序。但正如前面所述，核平安导如此是指导性的文件，在实践中可采取具有同等平安水平的替代方案。但由于论证同等平安水平的困难，在各国的实践中通常把平安导如此也视为强制性的。附带说明的是，平安导如此也远远不能解决所有的技术问题，还需要大量的标准和标准做支持。中国标准和标准体系的一个(yīɡè)特点是，按照标准法规定，国家标准〔除推荐性标准〕是强制性的。第二十七页，共一百二十三页。核平安(píngān)法规与核平安(píngān)监管通用系列的平安(píngān)导如此包括：HAD002/01?核动力厂营运单位的应急准备?〔1989年国家核平安局发布〕HAD002/02?地方政府对核动力厂的应急准备?〔1990年国家核平安局、国家环境保护局、卫生部发布〕HAD002/03?核事故辐射应急时对公众防护的干预原如此和水平?〔1991年国家核平安局、国家环境保护局发布〕HAD002/04?核事故辐射应急时对公众防护的导出干预水平?〔1991年国家核平安局、国家环境保护局发布〕HAD002/05?核事故医学应急准备和响应?〔1992年卫生部、国家核平安局发布〕HAD002/06?研究堆应急方案和准备?〔1991年国家核平安局发布〕HAD002/07?民用核燃料循环设施营运单位的应急方案?〔1993年国家核平安局发布〕第二十八页，共一百二十三页。核平安(píngān)法规与核平安(píngān)监管通用(tōngyòng)系列的平安导如此包括：HAD003/01?核电厂质量保证大纲的制定?〔1988年国家核平安局发布〕HAD003/02?核电厂质量保证组织?〔1989年国家核平安局发布〕HAD003/03?核电厂物项和效劳采购中的质量保证?〔1986年国家核平安局发布〕HAD003/04?核电厂质量保证记录制度?〔1986年国家核平安局发布〕HAD003/05?核电厂质量保证监查?〔1988年国家核平安局发布〕HAD003/06?核电厂设计中的质量保证?〔1986年国家核平安局发布〕HAD003/07?核电厂建造期间的质量保证?〔1987年国家核平安局发布〕第二十九页，共一百二十三页。核平安法规(fǎguī)与核平安监管通用系列的平安导如此包括：HAD003/08?核电厂物项制造(zhìzào)中的质量保证?〔1986年国家核平安局发布〕HAD003/09?核电厂调试和运行期间的质量保证?〔1988年国家核平安局发布〕HAD003/10?核燃料组件采购、设计和制造中的质量保证?〔1987年国家核平安局发布〕第三十页，共一百二十三页。核平安(píngān)法规与核平安(píngān)监管核动力厂系列的平安导如此包括：厂址选择HAD101/01?核电厂厂址选择中的地震问题?〔1994年国家核平安局修订〕HAD101/02?核电厂厂址选择的大气弥散问题?〔1987年国家核平安局发布(fābù)〕HAD101/03?核电厂厂址选择及评价的人口分布问题?〔1987年国家核平安局发布〕HAD101/04?核电厂厂址选择的外部人为事件?〔1989年国家核平安局发布〕HAD101/05?核电厂厂址选择中的放射性物质水力弥散问题?〔1991年国家核平安局发布〕HAD101/06?核电厂厂址选择与水文地质的关系?〔1991年国家核平安局发布〕HAD101/07?核电厂厂址查勘?〔1989年国家核平安局发布〕HAD101/08?滨河核电厂厂址设计基准洪水确实定?〔1989年国家核平安局发布〕HAD101/09?滨海核电厂厂址设计基准洪水确实定?〔1990年国家核平安局发布〕HAD101/10?核电厂厂址选择的极端气象事件?〔1991年国家核平安局发布〕HAD101/11?核电厂设计基准热带气旋?〔1991年国家核平安局发布〕HAD101/12?核电厂的地基平安问题?〔1990年国家核平安局发布〕第三十一页，共一百二十三页。核平安法规(fǎguī)与核平安监管核电厂设计HAD102/01?核电厂设计总的平安原如此?〔1989年国家核平安局发布〕HAD102/02?核电厂的抗震设计和鉴定?〔1996年国家核平安局修订〕HAD102/03?用于沸水堆、压水堆和压力管式反响堆的平安功能和部件分级?〔1986年国家核平安局发布〕HAD102/04?核电厂内部飞射物及其二次效应的防护〔1986年国家核平安局发布〕HAD102/05?与核电厂设计有关的外部人为事件?〔1989年国家核平安局发布〕HAD102/06?核电厂反响堆平安壳系统的设计?〔1990年国家核平安局发布〕HAD102/07?核电厂堆芯的平安设计?〔1989年国家核平安局发布〕HAD102/08?核电厂反响堆冷却剂系统及其有关系统?〔1989年国家核平安局修订〕HAD102/09?核电厂最终热阱及其直接有关的输热系统?〔1987年国家核平安局发布〕HAD102/10?核电厂保护系统及有关设施?〔1988年国家核平安局发布〕HAD102/11?核电厂防火?〔1996年国家核平安局修订〕HAD102/12?核电厂辐射防护设计?〔1990年国家核平安局发布〕HAD102/13?核电厂应急动力系统?〔1996年国家核平安局修订〕HAD102/14?核电厂平安有关仪表和控制系统?〔1988年国家核平安局修订〕HAD102/15?核电厂燃料(ránliào)装卸和贮存系统?〔1990年国家核平安局发布〕HAD102/16?核动力厂基于计算机的平安重要系统软件?〔2004年国家核平安局发布〕第三十二页，共一百二十三页。核平安(píngān)法规与核平安(píngān)监管核电厂运行HAD103/01?核动力厂运行限值和条件及运行规程?〔2004年国家核平安局修订〕HAD103/02?核电厂调试程序?〔1987年国家核平安局发布〕HAD103/03?核电厂堆芯和燃料管理?〔1989年国家核平安局发布〕HAD103/04?核电厂运行期间的辐射防护?〔1990年国家核平安局发布〕HAD103/05?核电厂人员的配备、招聘、培训和授权?〔1996年国家核平安局修订〕HAD103/06?核电厂平安运行管理?〔1990年国家核平安局发布〕HAD103/07?核电厂在役检查(jiǎnchá)?〔1988年国家核平安局发布〕HAD103/08?核电厂维修?〔1993年国家核平安局修订〕HAD103/09?核电厂平安重要物项的监视?〔1993年国家核平安局修订〕HAD103/10?核动力厂运行防火平安?〔2004年国家核平安局修订〕第三十三页，共一百二十三页。核平安法规(fǎguī)与核平安监管研究堆系列的平安导如此包括：HAD201/01?研究堆平安分析报告的格式和内容?〔1996年国家核平安局发布〕HAD202/01?研究堆运行管理?〔1989年国家核平安局发布〕HAD202/02?临界装置运行及实验管理?〔1989年国家核平安局发布〕HAD202/03?研究堆的应用和修改?〔1996年国家核平安局发布〕HAD202/04?研究堆和临界装置退役?〔1992年国家核平安局发布〕核燃料循环设施系列的平安导如此包括：HAD301/01?铀燃料加工(jiāgōng)设施平安分析报告的格式和内容?〔1991年国家核平安局发布〕HAD301/02?乏燃料贮存设施的设计?〔1998年国家核平安局发布〕HAD301/03?乏燃料贮存设施的运行?〔1998年国家核平安局发布〕HAD301/04?乏燃料贮存设施的平安评价?〔1998年国家核平安局发布〕第三十四页，共一百二十三页。核平安(píngān)法规与核平安(píngān)监管放射性废物管理系列(xìliè)的平安导如此包括：HAD401/01?核电厂放射性排出流和废物管理?〔1990年国家核平安局发布〕HAD401/02?核电厂放射性废物管理系统的设计?〔1997年国家核平安局修订〕HAD401/03?放射性废物燃烧设施的设计与运行?〔1997年国家核平安局发布〕HAD401/04?放射性废物的分类?〔1998年国家核平安局发布〕HAD401/05?放射性废物近地表处置场选址?〔1998年国家核平安局修订〕HAD401/06?放射性废物地质处置库选址?〔1998年国家核平安局发布〕第三十五页，共一百二十三页。核平安(píngān)法规与核平安(píngān)监管核材料管制系列的平安导如此包括：HAD501/01?低浓铀转换及元件制造厂核材料衡算?〔1997年国家核平安局发布〕HAD501/02?核电厂实物保护导如此?〔1998年国家核平安局修订〕民用(mínyòng)核承压设备监视管理系列的平安导如此包括：〔暂无〕放射性物质运输管理系列的平安导如此包括：〔暂无〕第三十六页，共一百二十三页。核平安(píngān)法规与核平安(píngān)监管核平安(píngān)法规IIIHAF001要点∶HAF001中华人民共和国民用核设施监视管理条例第一章总如此第二章监视管理职责第三章平安许可制度第四章核平安监视第五章奖励和处分第六章附如此共26条第三十七页，共一百二十三页。核平安(píngān)法规与核平安(píngān)监管IIIHAF001要点∶第一章总如此保证、保障、保护(bǎohù)//促进适用范围5个阶段第二章监视管理职责国家核平安局统一//独立派出机构-监视站主管部门营运单位 全面核平安责任核平安责任核监管责任第三十八页，共一百二十三页。核平安(píngān)法规与核平安(píngān)监管IIIHAF001要点∶第三章平安许可制度--核设施建造许可证--核设施运行许可证--核设施操纵员执照--其它需要批准的文件(wénjiàn)核材料许可证HAF501核电厂厂址选择审查意见书HAF001/01核电厂首次装料批准书HAF001/01核电厂开始退役批准书HAF001/01核电厂最终退役批准书HAF001/01核承压设备资格许可证HAF601〔国产设备〕设计、制造、安装三种第三十九页，共一百二十三页。核平安(píngān)法规与核平安(píngān)监管IIIHAF001要点∶第四章核平安监视第五章奖励和处分--局或主管部门奖励单位(dānwèi)或个人--处分核电厂有研究堆有上锅厂二次〔HAF601)第四十页，共一百二十三页。核平安(píngān)法规与核平安(píngān)监管我国的核平安监视管理Ⅰ核平安监管机构-国家核平安局我国是联合国的常任理事国，也是国际原子能机构的成员国。核平安是没有“国界〞的，我国政府面对国际社会和国内公众认真履行(lǚxíng)保证核平安的义务和职责，一贯对核平安极为重视。对于原子能的和平利用提出并坚决贯彻“平安第一〞的方针。国家核平安局成立于1984年，在确定其工作方针和管理摸式时得益当时的国际和国内环境。〔改革、开放政策；美国三哩岛核电厂的堆芯熔化事故后，总结经验教训〕第四十一页，共一百二十三页。核平安法规(fǎguī)与核平安监管国家核平安局成立之初便做出了几项重大的，并经实践证明是十清楚智、正确的决策。其一是：以坚决贯彻中央制定的“平安第一〞的方针，在确保核平安的前题下促进我国的核能开展作为中国国家核平安局的工作方针；其二是：积极吸取核能兴旺国家的核平安管理经验，坚持一步(yībù)与国际接轨的原如此，采用了国际通用的核平安监视管理摸式；其三是：采取“拿来主义〞的方针，结合国情尽快建立我国的核平安法规、技术准如此体系，并采用国际成熟的核工业标准；其四是对民用核设施的选址、设计、建造〔包括设备和部件的制造〕、运行直至退役各阶段，所有与质量、平安相关活动的质量管理不再采用我国常规工业，包括军工体系的传统质量管理体系。在核设施的质量管理方面，必须与国际接轨，建立符合核平安法规的质量保证体系，使上述有关活动的实施处于质量保证体系的有效控制之下。第四十二页，共一百二十三页。核平安法规(fǎguī)与核平安监管由于上述的正确决策，中国国家核平安局从1984年成立至今，20余年来，在对我国民用核设施的核平安监管活动的实施中，逐渐积累经验，监管能力不断(bùduàn)地提高和完善，使得我国民用核设施处于有效的监管之下。核平安根本要素和原如此均己被我国采用。要素和原如此的应用可归纳为：1.建立了较完善的核平安与辐射环境监视管理法规体系，也明确了当前参照使用的有关核平安审评和监视的技术准如此文件和参照使用的有关工业标准；2.国家设立了专门的政府机构-国家核平安局，对各类核设施独立地行使核平安与辐射环境监视管理。同时建立了独立于核工业体系和核设施营运单位的专职核平安与辐射环境审评、监视技术机构-国家环境保护总局核平安中心，专门为国家核平安局提供实施监视管理的技术支持和技术保障；第四十三页，共一百二十三页。核平安(píngān)法规与核平安(píngān)监管3.明确(míngquè)核设施营运单位对该设施的核平安与辐射环境平安负有最终责任；4.由国家核平安局对各类核设施，根据其特点，从设施的选址、设计、建造、运行直到退役分阶段实施许可证管理；5.由国家核平安局组织核平安中心和有关技术机构对各类核设施各阶段的活动，依照法规和标准的要求实施强制性的核平安与辐射环境平安的技术审评和监视。其审评、监视的结果作为国家核平安局对核设施营运单位颁发相应许可证的依据；6.国家核平安局及其技术支持机构大力开展多边与双边的国际合作，积极开展国际交流和人员培训。充分注意收集和跟踪国内外有关核平安与辐射环境平安的经验反响和最新研究成果，大力开展旨在提高监管能力的科学研究，并将研究成果加以应用。第四十四页，共一百二十三页。核平安法规(fǎguī)与核平安监管我国的核平安监视管理Ⅱ核电厂的监管特点〔4〕一.法规体系较完整二.许可证管理较严格，监管体系比较完善1.核电厂〔五个阶段〕选址--可研报告中选址局部“核电厂厂址选择意见书〞建造(jiànzào)--PSAR+QA等“核电厂建造(jiànzào)许可证〞装料--FSAR+QA等“核电厂首次装料批准书〞运行--RFSAR+QA等“核电厂运行许可证〞退役--退役报告+QA“核电厂开始退役批准书〞“核电厂最终退役批准书〞2.操纵人员--操纵员及高级操纵员--主管部门培训、考试--NNSA监、审、发照3.核承压设备--设计、制造、安装三类--资格许可、而非产品认证(无钢印)--目前仅对境内的核承压设备活动实行许可证管理--法规修订〔部门规章国务院条例、监管范围扩大、准入条件更严格〕第四十五页，共一百二十三页。颁发核电厂业运行许可证*核电厂商业运行核安全专家委员会咨询核电厂建造许可证申请核电厂首次装料申请PSAR审评FSAR审评核电厂建造颁发核电厂建造许可证核安全专家委员会咨询核安全监督核安全专家委员会咨询核电厂首次装料批准书核电厂项目正式立项核电厂项目可行性研究阶段的厂址和环境评价RFSAR审评核电厂运行许可证的定期审查RSAR(每10年进行1次)核电厂调试核电厂运行许可证申请(核电厂首次满功率开始试运行一年后)核安全监督第四十六页，共一百二十三页。核平安(píngān)法规与核平安(píngān)监管核平安监管Ⅲ核电厂的技术(jìshù)特点〔4〕一.选址除常规外的严格要求1.不适宜的厂址〔颠覆性〕--能动断层范围内〔能动的定义〕广--不稳定地基且无法以工程措施解决者如：SL-2条件下沙土液化、地基塌陷、滑坡等2.地震抗震分类〔国际上有三种〕IAEA/中国美国（老）美国（新）I类SL2&SL1I类SL2&SL1相互作用者I类SL2(完整性&功能)II类SL-1(无名类)II类SL2相互作用者(完整性)非抗震类一般工民建非抗震类一般工民建非抗震类一般工民建第四十七页，共一百二十三页。核平安法规(fǎguī)与核平安监管核平安监管Ⅲ核电厂的技术特点一.选址除常规外的严格要求--全国地震区划和工民建抗震标准不适用于抗震I、II类SSC--抗震I、II类SSC要求：动力法抗震分析详细的地震调查，以确定输入(shūrù)-历史地震的考虑〔平静期例：唐山〕-概率法/确定论法-自由场峰值加速度〔基岩地表〕;SL2\SL1-反响谱〔标准谱场地谱〕、拟合场地的地震响应的“时间历程曲线〔TH〕〞第四十八页，共一百二十三页。核平安法规(fǎguī)与核平安监管核平安监管II核电厂的技术特点一.选址(xuǎnzhǐ)除常规外的严格要求3.水文--千年一遇最高水位防洪--千年一遇最低水位保证反响堆冷却用水--与其他气象组合〔天文潮、风暴潮、海啸等〕4.极端气象--热带气旋、龙卷风--极端降水、雪、湿度--其他〔极端温度、沙暴等〕5.大气弥散--厂区气象塔，至少2年数据--为环境评价第四十九页，共一百二十三页。核平安(píngān)法规与核平安(píngān)监管核平安(píngān)监管II核电厂的技术特点一.选址除常规外的严格要求6.外部人为事件--按性质分类：8类~气压~冲击~烟尘~燃爆~腐蚀、毒、放射性~地面运动~水淹或缺水~塌陷--按位置分类：2类~固定式燃、爆、毒〔化工、炼油…〕的工厂、仓库、管线等~移动式陆海空运输工具如-飞机坠毁〔标准化飞机;2种不同考虑法:中、美/欧〕-导弹演习场〔原辽核〕-空军投弹靶场〔秦山地区〕第五十页，共一百二十三页。核平安法规(fǎguī)与核平安监管核平安监管II核电厂的技术特点一.选址除常规外的严格要求6.外部人为事件--不考虑战争--人为破坏反恐、保安--考虑方法确定(quèdìng)论法概率法〔放射性严重后果10E-7/堆·年〕设防第五十一页，共一百二十三页。核平安(píngān)法规与核平安(píngān)管理核平安管理II核电厂的技术特点二.设计1.总设计要求--停堆并保持停堆状态--排出余热--减少放射性释放并低于限值2.保持平安的几项技术原如此--多重性〔单一故障准如此〕--多样性〔不同的原理、物理变量、制造厂等〕--独立性〔实体或功能隔离〕--故障平安〔如PWR的控制棒〕--辅助设施的平安〔供平安系统用的水、电、气等被视为该系统的一局部(júbù)，故被定为平安级〕--减少共因故障以上多样性、故障平安、减少共因故障。第五十二页，共一百二十三页。核平安(píngān)法规与核平安(píngān)管理核平安管理(guǎnlǐ)II核电厂的技术特点二.设计1总设计要求2保持平安的几项技术原如此3事故分析核电厂特有DBA必须用平安级SC来缓解BDBA〔严重事故〕可用非平安级SC来缓解4SSC平安分级三.建造、调试、运行〔略〕第五十三页，共一百二十三页。核级机械部件、设备与常规机械产品在设计、制造活动及其质量控制与监视(jiānshì)管理方面的根本差异为什么要对核级机械部件与设备提出有别于常规机械部件与设备的特殊要求和平利用核能存在着潜在的核风险。因此，确保核平安是和平利用核能的前提。核动力厂是由从多复杂的系统、部件和设备所组成的，采用(cǎiyòng)高质量和高可靠性的部件和设备是保证核动力厂总的平安要求得以实现的根底。为此，根据国际核能工业的成功实践和我国核平安法规的规定，对核动力厂的核级机械部件与设备在设计、制造等方面提出了一系列有别于常规工业产品的特殊要求。

第五十四页，共一百二十三页。核级机械部件、设备与常规机械产品(chǎnpǐn)在设计、制造活动及其质量控制与监视管理方面的根本差异根本差异〔5〕1确定设计基准的原如此不同核级机械部件与设备的设计基准不仅要考虑在核动力厂运行状态(正常运行和预期运行事件)的条件下能可靠的执行其规定的功能，而且还必须考虑在事故工况下，即在设计基准事故的条件下仍能可靠地执行其规定的平安功能，以缓解事故，保证核动力厂总的平安要求的实现。2在核级机械部件与设备的设计、制造、安装等活动中必须采用成熟的经过验证的技术。这包括：设计方法、材料、制造工艺(包括安装工艺)、检验方法、功能试验和设备鉴定等。判断上述要求是否能够满足的重要依据是审查上述活动是否遵循(zūnxún)国家有关的核平安法规和核平安当局认可的技术标准和标准。第五十五页，共一百二十三页。核级机械部件、设备与常规机械产品在设计、制造活动及其质量控制(kòngzhì)与监视管理方面的根本差异3所有应用于设计和设计验证的计算分析软件和验证设施〔各种试验台架、装置〕均需通过国家核平安局的认可；4必须遵守从事核承压设备活动的准入制度从事核级机械部件与设备设计、制造、安装活动的单位必须依据核平安法规?民用核承压设备平安监视管理规定HAF601?、?民用核承压设备平安监视管理规定实施细如此HAF601/1?、?民用核承压设备无损检验人员培训、考核和取证(qǔzhènɡ)管理方法HAF602?和?民用核承压设备焊工及焊接操作工培训、考核和取证(qǔzhènɡ)管理方法HAF603?的相关要求取得相应的资格，获得国家核平安局颁发的资格许可证方可从事相应的设计、制造、安装活动。第五十六页，共一百二十三页。核级机械部件、设备与常规机械产品在设计、制造活动及其质量控制与监视(jiānshì)管理方面的根本差异5所有从事核级部件与设备设计、制造、安装活动的单位都必须建立符合核平安法规(核电厂质量保证平安规定HAF-003)要求的质量保证体系，这是取得相应资格许可证的必要条件之一，在从事设计、制造、安装活动过程中，所有与质量相关的活动都必须置于质量保证体系有效的控制之下。6核级部件与设备，特别是首次用于核电站的设备必须通过设备鉴定方可使用(shǐyòng)。设备鉴定的目的是验证其在电厂服役的各种工况下，特别在事故工况下，该设备的可运行性和功能能力能否满足预定的要求。第五十七页，共一百二十三页。核级机械部件、设备与常规机械产品在设计、制造活动及其质量控制与监视管理(guǎnlǐ)方面的根本差异7所有的核级部件与设备的相关活动，包括设计、制造、安装、试验、运行、在役检查、维修、更换、退投等都必须在国家核平安局的独立监视下实施，处于严格的受控状态。上述这些差异都明确核级机械部件与设备在设计、制造、安装的质量控制等方面比常规机械设备要严格的多，实践证明高质量的设备是保证核电厂平安运行的前提条件之一。压水堆核电厂，核蒸汽供给(gōngjǐ)系统示意图见如下图第五十八页，共一百二十三页。核级机械部件、设备与常规机械产品(chǎnpǐn)在设计、制造活动及其质量控制与监视管理方面的根本差异先进(xiānjìn)压水堆核电厂AP1000示意图第五十九页，共一百二十三页。核级机械部件、设备与常规机械产品在设计、制造(zhìzào)活动及其质量控制与监视管理方面的根本差异先进(xiānjìn)压水堆核电厂EPR示意图

第六十页，共一百二十三页。核级机械部件、设备与常规机械产品(chǎnpǐn)在设计、制造活动及其质量控制与监视管理方面的根本差异核级机械设备与部件设计的根本核平安要求〔5〕1在核设施〔包括核电厂〕服役的核级机械设备与部件在核设施的全寿期内能够承受运行状态〔包括∶正常运行和预计运行事件〕和事故状态的设计基准事故工况下，各种稳态和瞬态的荷载，并保持其设备与部件压力边界的结构完整性；2在核设施〔包括核电厂〕服役的核级机械部件与设备在核设施的全寿期内，在运行状态〔包括∶正常运行和预计运行事件〕和事故状态的设计基准事故工况下，各种稳态和瞬态的荷载条件下保持其可运行性和功能能力；3在核设施的全寿期内，能够对在核设施〔包括核电厂〕服役的核级机械部件与设备的可运行性和功能能力，以及压力边界的结构完整性进展(jìnzhǎn)可靠的验证性试验和检验。第六十一页，共一百二十三页。核设施的系统、部件/设备的平安分级(fēnjí)

其与相应工业标准之间的关系I核设施的系统、部件/设备的平安分级核级机械部件与设备必须根据其在核动力装置有关系统中所担负的核平安功能，确定其相应的核平安级别。这是核级机械设备在设计、制造、检验、试验、安装、在役检查等各个环节正确选用相应标准标准的前提。1相应的核平安法规与导如此的要求核动力厂有关构筑物，系统和部件的安分(ānfèn)功能和平安等级的划分必须遵循的核平安法规和提供指导的导如此是∶?核电厂设计平安规定HAF102?和?用于沸水堆,压水堆和压力管试反响堆的平安功能与部件分级的核平安导如此HAD102/03?第六十二页，共一百二十三页。核设施的系统(xìtǒng)、部件/设备的平安分级

其与相应工业标准之间的关系核平安导如此HAD102/03所推荐的反响堆的平安功能与部件分级方法的根本理念是∶①部件的质量和可靠性是核动力厂平安运行的重要根底之一；②核动力厂不同的系统、构筑物、部件对平安的影响是不同的；③由于核动力厂的系统、构筑物数量较多，相应的部件和设备更为庞杂，尽管其各自对平安的影响不同，但为了在工程上可操作，根据不同的系统、构筑物、部件对保证核电厂三项总的平安要求所起的作用，即“平安功能〞对其进展分类的归一化处理；④考虑(kǎolǜ)了平安要求、利益代价分析的最优化及工程的可操作性；⑤分级的方法论∶传统的方法是以确定论为主，概率论为辅。近年来，由于概率风险评价技术的开展和应用，其在核动力厂系统、构筑物、部件和设备分级中的作用日显突出〔特别对于新堆型，如∶AP1000〕。第六十三页，共一百二十三页。核设施的系统、部件/设备的平安分级

其与相应工业标准(biāozhǔn)之间的关系AP1000和EPR的核级系统(xìtǒng)、设备和某些非核级设备的特性和数量比较机械设备〔以泵和阀为例〕平安级电气设备平安级电缆缩减了85％，平安级电气设备根本限于直流设备。取消了1E级的应急柴油发电机组。AP1000和EPR的建造工作量的比较土建施工中核平安级构筑物混凝土浇灌量AP1000约为5万立方米，而EPR为20万立方米。平安经济设备类别设备名称AP1000EPR泵安全1级泵(台）4（RCP）+2(余热排出泵，但不用于缓解超设计基准事故)

4（RCP）安全2级泵(台)

023安全3级泵(台

)061阀门

核级(台)5997100安全4级非核级(台20003700第六十四页，共一百二十三页。核设施的系统、部件/设备的平安分级

其与相应工业标准(biāozhǔn)之间的关系2部件与设备的核平安分级为了对核动力厂的系统、部件与设备正确地进展平安分级，首先引入平安功能的概念，并依据各个平安功能对实现核动力厂总的平安要求的重要性进展排序，在平安功能排序的根底上进展分组定级，以确定执行某一平安功能的系统、部件与设备相应的平安级别。〔1〕平安功能的定义∶为平安而必须到达的特定目标〔Aspecificpurposethatmustbeaccomplishedforsafety〕，其含意是∶以实现核电厂总的平安要求为目的，而必需完成的特定功能。〔2〕平安功能表∶根据(gēnjù)?核电厂设计平安规定HAF102?共列出如下19项平安功能第六十五页，共一百二十三页。核设施的系统、部件/设备的平安(píngān)分级

其与相应工业标准之间的关系1防止发生不可承受的反响(fǎnxiǎng)性瞬变；2在所有停堆动作完成后，将反响堆保持在平安停堆状态；3在需要时停堆，以防止预计运行事件开展为设计基准事故和停堆以减轻设计基准事故的后果；4在事故工况〔不包括反响堆压力边界失效〕期间和之后，保持足够的反响堆冷却剂总量用以冷却堆芯；5在设计基准中所考虑的所有假设始发事件期间和之后，保持足够的反响堆冷却剂总量用以冷却堆芯；6在反响堆冷却剂压力边界失效之后，从堆芯排出热量①以限制燃料损坏；

①该平安功能系指热量排出系统的第一阶段。其余阶段包括在平安功能〔8〕中；第六十六页，共一百二十三页。核设施的系统、部件/设备的平安分级

其与相应工业(gōngyè)标准之间的关系7在反响堆冷却剂压力边界完整的情况下，在适当的运行状态和事故工况期间，从堆芯排出余热①；8将其他平安(píngān)系统的热量传递到最终热阱②；9作为一种支持性功能，为平安系统提供必要的公用设施〔如电、气、液压、润滑等〕；10保持堆芯内的燃料包壳可承受的完整性；11保持反响堆冷却剂压力边界的完整性；12限制放射性物质在事故工况期间和之后从反响堆平安壳内向外释放；13在设计基准事故和选定的严重事故期间和之后，限制由反响堆平安壳以外的辐射源释放的放射性物质对于公众和厂区人员的辐射照射；②这里指当其他平安系统必须执行其平安功能时所需要的支持功能。第六十七页，共一百二十三页。核设施的系统、部件/设备的平安分级

其与相应工业(gōngyè)标准之间的关系14在所有运行状态下将放射性废物和气载放射性物质的排放或释放限制在规定限值以内；15对核动力厂内的环境状况保持(bǎochí)控制，以便各平安系统能够正常运行，并为进展平安上重要操作的运行人员提供必要的可居留性；16在所有运行状态下，对在反响堆冷却剂系统以外，但仍在厂区以内运输或贮存中的已辐照燃料的放射性释放进展控制；17从贮存在反响堆冷却剂系统以外，但仍在厂区以内的已辐照燃料中排出衰变热；18使贮存在反响堆冷却剂系统以外，但仍在厂区以内的燃料保持足够的次临界度；19当某一构筑物、系统或部件的损坏会损害某一平安功能时，防止其发生损坏或限制其损坏所引起的后果。第六十八页，共一百二十三页。核设施的系统、部件/设备的平安分级(fēnjí)

其与相应工业标准之间的关系〔3〕平安功能的排序(páixù)与平安功能的划分用概率论的方法按其平安重要性排列平安功能的顺序，排序时需综合考虑∶该平安功能失效的后果〔例如平安功能“11〞的顺序排在“14〞的前面〕；要求执行该平安功能的概率〔例如平安功能“6〞的顺序排在“11〞的后面〕；该平安功能在需要时不能被执行的概率。三个因子的乘积必须低于可承受的水平，当乘积过大时可从系统设计和(或)管理上采取措施使之降低。第六十九页，共一百二十三页。核设施的系统(xìtǒng)、部件/设备的平安分级

其与相应工业标准之间的关系〔4〕平安功能的应用排序—压水堆核电厂平安功能排序示例(shìlì)为见图分组定级第七十页，共一百二十三页。核设施的系统、部件/设备的平安分级(fēnjí)

其与相应工业标准之间的关系3术语、定义∶①平安(píngān)停堆地震SafetyShutdownEarthquake〔SSE〕∶考虑核动力厂所在区域和厂区的地质和地震条件并考虑当地地表下物质的特殊的特性，根据可能发生的最大地震的评定所确定的那种地震。其相应的设计基准地震的地震动水平为SL-2，即对应于1×10-3至1×10-4〔平均值〕或每堆年1×10-4至1×10-5〔中值〕的超越概率水平。这种地震会引起地面的最大振动，当发生这种地震时核动力厂中的某些构筑物、系统和部件必须仍保持其功能能力。这些构筑物、系统和部件是为保证如下功能所必需的：反响堆冷却剂压力边界的完整性。具有停闭反响堆并将其维持在平安停堆状态下的能力。在事故所产生的厂外幅照水平到达可与相应导如此所规定的数值相比时，具有防止或减轻这类事故后果的能力。第七十一页，共一百二十三页。核设施的系统(xìtǒng)、部件/设备的平安分级

其与相应工业标准之间的关系②运行基准地震OperatingbasisEarthquake〔OBE〕∶原有的运行基准地震的定义是∶考虑核电厂所在区域和厂区的地质和地震条件并考虑当地地表下物质的特殊特性的根底上预期在电厂运行寿期内会影响电厂厂址的那种地震。其相应的设计基准地震的地震动(zhèndòng)水平为SL-1，即对应于1×10-2的超越概率水平。这种地震会引起地面振动，因此，当发生这种地震时，为了核电厂能继续运行而又不对居民的健康和平安造成过度风险所必需的那些设施均须保持其功能能力。在实际工程应用中取运行基准地震动(zhèndòng)水平SL-1为平安停堆地震动(zhèndòng)水平SL-2的1/2。〔实践证明，这一取值方法带有很强的主观性〕全世界的核动力厂经过近50年，约10000堆年的运行实践证明，原有的运行基准地震的定义及其在设计准如此中的应用过于保守，提出了更为现实的处理方法。第七十二页，共一百二十三页。核设施的系统、部件/设备(shèbèi)的平安分级

其与相应工业标准之间的关系过于(guòyú)保守的原因∶由于在核动力厂构筑物、系统及部件设计中，已充份考虑了对平安停堆地震的设防，而这种设防已包络了对运行基准地震的设防。至于作为“假想〞，在核动力厂运行全寿期中会发生的运行基准地震对构筑物、部件与设备的疲劳荷载实际奉献很小，可以不予考虑。在核级机械部件与设备的设计中，运行基准地震〔OBE〕效应的影响，主要在于对部件与设备的结构进展A、B级使用限值的应力评定时，对分类为一次应力的局部薄膜应力和弯曲应力中都要求计入的运行基准地震〔OBE〕引起的惯性荷载。由于地震的发生必竟是随机的低概率事件，把运行基准地震〔OBE〕引起的惯性荷载计入核动力厂正常和异常运行工况下的结构应力分析的规定是过于保守了。当核动力厂厂址地区发生运行基准地震〔OBE〕，核动力厂平安停堆后，可通过对相关部件与设备的检查来确定其是否仍然完好。采取这些措施同样可以保证核平安，而在部件与设备的设计输入中取消运行基准地震〔OBE〕引起的荷载，这对降低部件与设备的造价也有利。第七十三页，共一百二十三页。核设施的系统、部件/设备的平安分级(fēnjí)

其与相应工业标准之间的关系更为现实的处理方法〔6〕∶以美国联邦法规10CFR-50附录S∶?核动力厂地震工程准如此〔10CFR.AppendixStoPart50—EarthquakeEngineeringCriteriaforNuclearPowerPlants〕?为例说明。在附录S中对运行基准地震的定义是∶运行基准地震动是一种地面振动，对于这种地面振动，核动力厂的设施需要保持继续运行的功能，而不必将其与对公众的平安和健康(jiànkāng)带来的风险相关联。运行基准地震动仅与核动力厂的停堆和检查相关，除非申请者〔指核电厂业主〕特别规定将其作为设计输入在附录S中还规定了∶OBE地震动水平可取SSE的1/3或1/3到SSE地震动水平之间的数值；核动力厂必须设置相应的地震动监测装置；在核动力厂运行中如果发生OBE或地震动水平大于OBE的地震时，核电厂必须停堆；并在地震后对构筑物，系统,部件和设备进展检查，确定其是否仍然完好，以判断核动力厂可否继续运行等内容。在确保平安的前提下，投资与效益的平衡与最优化第七十四页，共一百二十三页。核设施的系统、部件/设备(shèbèi)的平安分级

其与相应工业标准之间的关系4部件与设备核平安分级的内容部件与设备的核平安分级包括四项内容∶即：平安级、抗震分类、、质量分组(标准等级)、质量保证级。①平安级∶分为平安1级、平安2级、平安3级和平安4级〔非平安级〕；②抗震分类∶分为抗震I类和抗震II类。抗震I类的部件需承受平安停堆地震的荷载，抗震II类的部件需承受运行基准地震的荷载〔对于抗震II类的部件，新的核平安法规不强制规定其在设计中必须将运行基准地震的荷载作为设计输入。是否作为设计输入，由核动力厂营运单位根据具体情况决定。〕；③质量分组也称为标准等级∶分为质量A组、质量B组、质量C组、质量D组〔常规(chángguī)产品质量保证要求，例如∶ISO-9001〕。④质量保证级：分为质量保证1级、质量保证2级、质量保证3级和质量保证4级。第七十五页，共一百二十三页。核设施的系统、部件/设备(shèbèi)的平安分级

其与相应工业标准之间的关系4部件与设备核平安分级的内容所有的核平安级部件与设备(核平安1、2、3级)均为抗震Ⅰ类，即要求部件与设备能够抵御“平安停堆地震〔SSE〕〞的荷载而保持其结构完整性、可运行性和功能能力。平安级、质量分组、质量保证级对于某一具体部件与设备而言原如此上是一致的，例如反响堆压力容器为核平安1级部件，该部件为抗震I类、平安1级、质量1级、质量保证1级。但在，某些情况下平安级、质量级或质量保证级可根据需要升级，例如蒸汽发生器二次侧为核平安2级部件，该部件为抗震I类、平安2级、质量2级〔质量B组〕、质量保证1级。平安4级为非核平安级、质量4级〔质量D组〕，执行常规产品相应的标准(biāozhǔn)和质量保证要求〔例如∶ISO-9001〕。质量保证分级对不同的质量保证级别其控制要素一样在实际执行中差异仅来源于物项与效劳的平安重要性和受控对象的质量信誉〔控制的频度与深度〕第七十六页，共一百二十三页。核设施的系统、部件/设备的平安分级

其与相应(xiāngyīng)工业标准之间的关系5系统平安分级(fēnjí)与部件平安分级(fēnjí)的关系组成该系统的部件与设备的平安级别与系统的平安级别相一致；平安级别不同的二个系统之间的接口部件按较高的级别确定；与平安级能动部件配套的电器设备与控制仪表划分为IE级；核电厂系统与部件平安分级示图见图。第七十七页，共一百二十三页。核设施的系统、部件/设备的平安分级

及其与相应(xiāngyīng)工业标准之间的关系II平安分级及其与相应工业标准之间的关系我国目前尚未形成完整的有关核动力装置机械部件与设备的设计标准和标准。核级机械设备的设计与制造通常遵循国家核平安局认可的国外成熟标准、标准进展，如∶美国机械工程师学会AMSE制定的?锅炉与压力容器标准?第II卷∶材料技术条件、第III卷∶核动力装置设备；第V卷∶无损检验；第IX卷∶焊接与钎焊评定；第XI卷∶核动力装置设备在役检查规程；或法国核岛设备设计和建造规如此协会AFCEN制订的?压水堆核岛机械设备设计和建造规如此RCC-M?和?压水堆核电厂在役检查规如此RSEM?。上述(shàngshù)核工业标准、标准的要求只保证机械部件与设备流体压力边界的结构完整性，而未考虑诸如腐蚀、磨损、环境影响等方面的要求。第七十八页，共一百二十三页。ASME、RCC-M、RSEM标准(biāozhǔn)适用的卷、册范围及内容

《AMSE锅炉与压力容器规范》

《压水堆核岛机械设备设计和建造规则RCC-M》

备注第II卷∶材料技术条件，A篇-钢铁材料、B篇-有色金属材料、C篇-焊条、焊丝及填充材料第II卷∶第四册M篇材料（上）∶碳钢、合金钢第四册M篇材料（下）∶不锈钢、特殊合金及其它材料第III卷∶核动力装置设备第I卷∶核动力装置设备NCA分卷∶第一册和第二册的总要求第一册A篇总论第一册NB分卷—1级设备第二册B篇—1级设备第一册NC分卷—2级设备第二册C篇—2级设备第一册ND分卷—3级设备第二册D篇—3级设备第一册NE分卷—MC级设备（金属安全壳部件）第二册E篇—小型设备第一册NF分卷—设备支承件第二册H篇—支承件第一册NG分卷—堆芯支承结构第二册G篇—反应堆堆内构件第一册NH分卷—高温1级设备第二册J篇—低压或常压贮罐第一册附录第一册Z篇技术性附录第二册混凝土反应堆容器与安全壳规范第三册乏燃料和高放材料与废料的贮存和运输包装用的安全容器系统第III卷附录第V卷∶无损检验第III卷∶MC篇检验方法第IX卷∶焊接与钎焊评定第IV卷∶S篇焊接第V卷∶F篇制造第XI卷∶核动力装置设备在役检查规程压水堆核电厂在役检查规则RSEM包括∶容器类设备、泵、阀门(fámén)和管道的设计、制造、检验和试验等要求第七十九页，共一百二十三页。按照美国核管会NRC质量分组系统分组的水冷核动力厂

部件的建造(jiànzào)标准和标准一览表质量A组质量B组质量C组质量D组压力容器AMSE锅炉与压力容器规范第III卷∶核动力装置设备第一册NB分卷—1级核电厂部件AMSE锅炉与压力容器规范第III卷∶核动力装置设备第一册NC分卷—2级核电厂部件AMSE锅炉与压力容器规范第III卷∶核动力装置设备第一册ND分卷—3级核电厂部件AMSE锅炉与压力容器规范第VIII卷∶压力容器第一册管道同上同上同上ANSIB31.1动力管道泵同上同上同上制造厂标准阀门同上同上同上ANSIB31.1动力管道和ANSIB16.34常压贮槽无同上同上API-650，AWWAD100或ANSIB69.10-15psig贮槽无同上同上API-620支承件除NF分卷外，同上除NF分卷外，同上除NF分卷外，同上制造厂标准金属安全壳部件无除NE分卷MC级外，同上无无堆芯支承结构无堆芯支承结构NF分卷无无部件

美国核管会NRC质量分组系统

第八十页，共一百二十三页。核设施的系统、部件/设备的平安分级(fēnjí)

及其与相应工业标准之间的关系小结在确保平安的前提下，应力求(lìqiú)核设施的投资与效益的平衡与最优化；投资与效益的平衡与最优化的关键之一在于，对核设施系统的平安功能进展详细的分析，尽量利用概率分析的方法进展合理的排序和分组。在确保平安的前提下，尽量降低其平安级别；在确定了系统和设备/部件的平安级别在设计、制造、运行维护等活动中严格遵守相应的工业标准，不要企图在遵守标准的相应要求上找“油水〞。第八十一页，共一百二十三页。核设施质量保证的根本(gēn