中华人民共和国

第四次《核安全公约》国家报告二00七年四月北京目录1.
引言.
11.
1中国和平利用核能的概况11.
2中国核电发展政策和目标21.
3中国核安全政策41.
4中国履约情况概述51.
5本报告的主题72.
现有的核电厂.
82.
1核电厂清单82.
2现有核电厂的基本情况82.
3主要性能指标及趋势92.
4中国核电厂的整体安全状况103.
立法和监督管理.
123.
1立法与监督框架123.
1.
1核安全法律、法规和导则框架综述.
123.
1.
2已发布的核安全法律、法规和导则.
143.
1.
3新发布的核安全法律、法规和导则.
163.
2监管机构163.
2.
1核安全监督管理体制.
163.
2.
2核安全监管机构和卫生部的职责.
173.
2.
3核安全监管机构的组织结构.
183.
2.
4核安全监督.
203.
3许可证持有者责任203.
3.
1核电厂许可证件的种类.
213.
3.
2核电厂许可证件的颁发.
213.
3.
3许可证件持有者的责任.
233.
4核行业主管部门243.
4.
1中国国家原子能机构的职责.
243.
4.
2中国国家原子能机构的组织结构.
244.
总体安全考虑.
254.
1安全优先254.
1.
1"安全第一"的方针与核安全目标.
254.
1.
2许可证持有者对安全的承诺.
264.
1.
3核安全文化建设.
264.
1.
4核安全监管机构的控制.
294.
1.
5核行业主管部门的管理.
304.
1.
6与安全有关的良好实践.
30i4.
2财政资源和人力资源324.
2.
1财政资源.
324.
2.
2人力资源.
334.
3人因374.
3.
1防止和纠正人因差错的措施.
374.
3.
2在运行管理方面的措施.
384.
3.
3监管机构和营运单位的作用.
394.
4质量保证414.
4.
1质量保证政策.
414.
4.
2质量保证的基本要求.
434.
4.
3核电厂质量保证大纲的制定、实施、评价与改进.
454.
4.
4监管机构的控制活动.
484.
5安全评价与验证494.
5.
1核电厂在不同阶段的安全许可证的审批.
494.
5.
2核电厂的主要安全评价和验证方法.
514.
5.
3监管机构的控制活动.
584.
6辐射防护604.
6.
1辐射防护的基本要求.
604.
6.
2ALARA原则在核电厂的具体运用.
634.
6.
3人员的照射控制.
664.
6.
4环境的放射性监测.
674.
6.
5监管机构的控制活动.
694.
7应急准备714.
7.
1应急准备的基本要求.
714.
7.
2应急准备措施.
724.
7.
3应急培训及演习.
784.
7.
4应急准备工作的进展.
804.
7.
5核事故应急的国际安排.
824.
8核安全方面的国际合作825.
核电厂的安全.
855.
1选址855.
1.
1核电厂选址法规和要求.
855.
1.
2选址许可证件的审批过程.
855.
1.
3核电厂选址的准则.
865.
1.
4核电厂厂址选择安全规定的执行.
895.
1.
5与选址因素有关的持续监测活动.
915.
2设计与建造925.
2.
1核电厂设计与建造法规和要求.
925.
2.
2设计、建造资格和建造许可证的审批过程.
995.
2.
3纵深防御概念及其应用.
100ii5.
2.
4事故预防和事故缓解的措施.
1055.
2.
5采用成熟的和合格的工艺技术.
1095.
2.
6运行人员操作的优化设计.
1105.
2.
7国家环境保护总局(国家核安全局)的监管活动.
1115.
3运行.
1135.
3.
1核电厂运行的基本要求.
1135.
3.
2核电厂运行许可证的审批过程.
1175.
3.
3保证运行安全的主要措施.
1196.
在安全改进方面已规划的活动及进展.
1376.
1核安全相关法律、法规的立法、修订与完善1376.
2加强核安全监督管理能力1376.
3完善核事故应急体系,提高核应急响应能力1396.
4概率安全评价(PSA)在运行核电厂的应用1396.
5人力资源1396.
6中国核电厂的技术改进和老化管理1406.
6.
1核电厂的技术改进.
1406.
6.
2核电厂的老化管理.
141一:中国核电厂清单(截止2006年12月31日)142二:运行核电机组的性能指标(2004年至2006年)143三:中国有关核安全方面的法律、法规和导则.
147附录一:核电厂的职业照射情况(2004年至2006年)159附录二:核电厂放射性流出物的排放量占国家标准规定的排放年限值的百分比(%)160附录三:核电厂运行事件统计(2004至2006年)162附录四:核电厂操纵人员执照情况统计(截至2006年底)164iii中华人民共和国《核安全公约》国家报告1.
引言中国政府一贯高度重视核安全,签署并批准了《核安全公约》,履行公约义务,承担对本国核电厂的安全责任,并为达到和维护国际公认的高水平核安全作了不懈努力.
1.
1中国和平利用核能的概况核电是安全、清洁、经济的能源,中国政府历来重视和支持核能和核技术的和平利用.
中国自开始建设第一个自主设计建造的秦山核电厂以来,核电的发展已有20多年的历史.
经过秦山核电厂和广东大亚湾核电厂的建设和运行,特别是随着国家第九个五年计划(1995-2000年)期间开工的四个核电项目的建设(秦山第二核电厂、秦山第三核电厂、广东岭澳核电厂已投入商业运行,江苏田湾核电厂处于调试阶段),中国在核电自主设计、自主制造、自主建设和自主运行各方面,积累了相当的经验,产生了很好的社会效益和经济效益,并为后续核电发展奠定了基础.
2005年和2006年,国家先后核准四个工程项目,其中广东岭澳核电厂3、4号机组和秦山第二核电厂3、4号机组已正式开工.
截止2006年12月,中国已有在建核电机组4台、调试机组2台、商业运行机组9台,总装机容量达到12538兆瓦.
其中已投入商业运行的9台核电机组装机容量达到6958兆瓦,约占全国发电总装机容量的1.
1%.
2006年,商业运行核电厂的总发电量为534.
4亿千瓦时,占全国总发电量的1.
89%.
1中华人民共和国《核安全公约》国家报告核电机组的陆续投产和安全稳定运行,缓解了核电厂所在地区电力紧张局面,减轻了当地的环保压力,促进了地方经济的发展.
随着中国核电的发展,核安全监督管理、核电的研究开发、工程设计和设备制造技术和能力有了大幅度提高;在核电厂选址、建造、调试、运行等方面也积累了一整套经验,这些宝贵技术和管理经验为中国今后自主建设大型核电厂奠定了良好的基础.
中国核电的发展积极推动了人们生存环境的改善和优化.
2006年由核电厂提供的总发电量折算成煤耗,相当于燃烧约1581万吨标准煤所产生的电量;从而减少了燃煤导致的"温室效应"和酸雨的气体排放量.
中国大陆首批核电厂投入商业运行十多年来,放射性流出物排放量远低于国家限值,没有对周围环境带来不良影响.
1.
2中国核电发展政策和目标为满足能源需求的迅速增长,保持经济的可持续发展,中国政府确定了"积极发展核电"的方针.
2006年国务院通过的《核电中长期发展规划(2005-2020年)》明确指出核电运行装机容量将由目前的700万千瓦提高到2020年的4000万千瓦,约占全国总装机容量的4%.
为实施核电发展规划,要抓好以下几方面工作:一是推进体制改革和机制创新.
建立健全现代企业制度,积极推动现有国内技术力量和设备制造企业重组,逐步建立与社会主义市场经济相适应的核电发展体制、核电建设与运营体系.
二是完善核电安全保障体系,加快法律法规建设.
依法强化核电安全监督工作,积极开展2中华人民共和国《核安全公约》国家报告核安全研究,加强核应急系统建设.
三是搞好运行与技术服务体系建设,加快核电人才培养,全面提高核电厂安全、稳定运行水平.
四是加快推进核电设备制造自主化,重点突破关键设备的设计和制造技术,努力提高成套设备生产能力.
五是合理开发国内资源,积极利用国外资源,建立稳定的核电燃料供给保障体系.
六是加大政策支持和引导力度,促进核电事业健康发展.
截止到2006年12月底,我国已充分利用先进、成熟的二代改进核电技术,开工建设了广东岭澳核电厂3、4号机组和秦山第二核电厂3、4号机组,还将陆续开工建设辽宁红沿河等一批新的核电项目;通过国际招标引进先进核电技术,建设几个核电厂示范工程.
中国的核电建设将在"以我为主,中外合作,引进技术,积极推进国产化"的方针的指导下,不断朝着标准化的方向发展.
通过核电厂的批量建设,全面提升我国核电设计、建造自主化能力,提高核电工程施工、安装能力和技术水平;建立核电设计、制造和建设的标准体系,推进核电产业化进程.
随着国民经济的快速发展,对安全、成熟、经济和先进的大容量核电机组需求的凸现,核电将在推进中国能源多元化、提高能源的安全性、保护环境等方面扮演重要的角色.
通过积极开发具有自主知识产权的先进技术,进一步提高核电机组的安全性和经济性,使核电在中国能源供应中发挥更大的作用.
3中华人民共和国《核安全公约》国家报告1.
3中国核安全政策为使核能在造福人类的同时能有效地保证核安全,从而有效地保护公众和环境的安全,中国政府在1984年成立了国家核安全局,负责对民用核设施的核安全进行独立监督管理,建立了核安全监督体系.
1986年,中国政府颁布了《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》,规定对核电厂的选址、设计、建造、运行和退役必须贯彻安全第一的方针;必须有足够的措施保证质量,保证安全运行,预防核事故,限制可能产生的有害影响;必须保障工作人员、公众和环境不致遭到超过国家规定限值的辐射照射和污染,并将辐射照射和污染减至合理可行尽量低的水平.
2003年10月中国政府颁布实施《中华人民共和国放射性污染防治法》,将中国放射性污染防治工作全面纳入了法制化管理.
同时,还陆续颁布了其他一些核安全法规,明确政府部门和核电厂营运单位的核安全职责;坚持与国际核安全标准接轨,及时修改和完善核电厂安全法规标准体系.
中国政府一贯高度重视核安全的监督管理工作,不断加强监督管理的力度,增加核安全监管的人力资源和财政资源的投入,核安全监督管理能力将会有新的提高,在确保核安全方面将发挥更大的作用.
中国政府十分重视并积极参与了核安全领域的国际合作;按照核安全透明、公正的原则与国际原子能机构(IAEA)等国际组织或国家开展了广泛的核安全合作交流.
4中华人民共和国《核安全公约》国家报告1.
4中国履约情况概述为严格履行《核安全公约》中的承诺和公约中对缔约方的义务要求,中国政府成立了《核安全公约》中国履约小组,负责组织与协调中国履行公约的工作,保证公约对缔约方的要求和历次的《核安全公约》国家报告审议大会上的决议,在中国得到贯彻落实.
中国已分别于1998年10月、2001年10月和2004年10月向《核安全公约》缔约方审议大会提交了第一次、第二次和第三次的中华人民共和国《核安全公约》国家报告.
同时,对各缔约国向中国提出的书面问题,均认真作出答复.
2005年4月在维也纳召开的《核安全公约》缔约方第三次审议大会对中国国家报告审议的意见是:充分肯定中国政府向大会提交的国家报告和中方对154个问题的事前书面答复,各缔约方代表在大会现场就中国核安全监督管理方面的具体实践进行了深入讨论,各缔约方认为中国在核安全方面的良好实践是:—中国的核安全法规和导则的制定或修订,参照国际原子能机构的安全标准,并结合本国核安全管理实践;—重视国际间在核安全领域的同行交流(例如:IAEA的IRRT和OSART);—在核电厂所在地区分别设置核安全监督站,加强对核电厂的核安全监管;—核电厂的职业照射剂量远低于国家限值;5中华人民共和国《核安全公约》国家报告—重视早期投运核电厂的安全改进,并预留资金保证安全改进项目的有效实施.
同时,各缔约方同意中国在下述方面取得了进展:—参照国际原子能机构的安全标准,结合中国核安全监管实践,不断完善中国核安全法规体系;—核安全监管部门的功能进一步增强;—通过IAEA的IRRT跟踪活动进一步确认核安全监管的独立性;—核安全监管的财力和人力资源基本满足目前的需求,已制定了不断增加的人力配备计划;—运行经验反馈系统的不断完善;—概率安全评价技术(PSA)的应用;—对早期核电厂已完成定期安全审查(PSR);—核电厂事故应急计划的不断完善;—执行IAEA的OSART或其他同行评估.
各缔约方表示将在2008年《核安全公约》缔约方第四次审议大会中继续对中国的下述问题予以关注:—原子能法仍在起草中;—核安全法规有待进一步完善;—中国核安全监管工作面对目前的多种堆型或多国技术的挑战;—需要各方面的技术人才去面对多种堆型或多国技术的挑战;—新的核电发展规划,需要更多的人才补充;—核安全监管部门需要更多的技术支持;6中华人民共和国《核安全公约》国家报告7—核电厂的技术更新和核电厂的老化管理;—概率安全评价技术(PSA)在核电厂的运行和技术更新中的应用.
中国政府重视对《核安全公约》中义务的承诺,在审议大会上向各缔约方学习先进的核安全监管经验,找出需进一步改进之处;针对各缔约方所关注的问题,积极采取有效措施予以解决,使中国所有的核电厂均能实现并维持高水平的核安全,并在本次国家报告中着重对上述问题进行了表述.
1.
5本报告的主题本报告根据《核安全公约》及《核安全公约国家报告细则》的要求编写,全面系统地叙述了2006年底以前中国履行《核安全公约》义务的情况.
同时,本报告反映了第三次《核安全公约》缔约方审议大会以来,中国在核安全领域里的重要活动,以及中国在核安全监督和管理方面的进展情况.
本报告中国台湾省核电厂的数据暂缺.
中华人民共和国《核安全公约》国家报告82.
现有的核电厂每一缔约方应采取适当步骤,以确保本公约对该缔约方生效时已有的核设施的安全状况能尽快得到审查.
就本公约而言,必要时缔约方应确保作为紧急事项采取一切合理可行的改进措施,以提高核设施的安全性.
如果此种提高无法实现,则应尽可能快地执行使这一核设施停止运行的计划.
确定停止运行的日期时得考虑整个能源状况和可能的替代方案以及社会、环境和经济影响.
2.
1核电厂清单截止到2006年底,中国已有商业运行核电机组9台,调试机组2台,在建核电机组4台.
现有核电厂清单见一(中国台湾省的核电厂数据暂缺).
2.
2现有核电厂的基本情况中国现有的核电厂除秦山第三核电厂选用了CANDU-6型重水堆外,其余核电厂均选用了压水堆.
这些核电厂在设计之初便选用了具有成功经验和良好业绩的电厂作为参考电厂,并在其基础上进行了若干必要的改进,进一步提高了电厂的内在安全特性.
秦山核电厂和广东大亚湾核电厂投入商业运行的时间,均已达10余年之久.
两座核电厂在这10多年的商业运行时间里积累了丰富的经验,运行保持安全、稳定,创造了良好的社会效益和经济效益.
秦山第二核电厂是中国自主设计、自主建造、自主管理和自主中华人民共和国《核安全公约》国家报告9运营的商用核电厂,现装备的两台650MW(e)压水堆发电机组.
其设计参照了广东大亚湾核电厂,并进行了一些改进.
目前进行的秦山第二核电厂3、4号机组建设工程是在充分吸收1、2号机组有关设计、建造、调试和运行经验基础上进行改进的.
广东岭澳核电厂现装备两台990MW(e)压水堆发电机组,部分设计已自主化,部分设备的制造亦国产化.
在参照广东大亚湾核电厂设计的基础上,广东岭澳核电厂在核岛进行了30余项主要改进,其中与工程安全相关的改进有13项.
目前进行的广东岭澳核电厂3、4号机组建设工程以其1、2号机组为参考,装备两台1080MW(e)压水堆发电机组.
秦山第三核电厂是由加拿大引进的,装备两台700MW(e)CANDU-6型重水堆发电机组.
在成熟的CANDU-6型设计的基础上,进行了某些设计改进.
江苏田湾核电厂是从俄罗斯引进的,装备两台1060MW(e)的WWER-1000型压水堆发电机组,其设计考虑了WWER-1000堆型的核电机组在建造和运行中获得的经验.
2.
3主要性能指标及趋势中国所有的商业运行核电厂均已建立并正在逐步完善各自的性能指标体系,定期向国家环境保护总局(国家核安全局)、行业主管部门及世界核电营运者协会(WANO)等国际组织报送相关数据.
附件二列出了2004年至2006年中国运行核电厂的WANO性能指标,这中华人民共和国《核安全公约》国家报告10些数据表明这三年间WANO性能指标总体趋势良好,一些指标进入WANO所有机组先进值行列.
2.
4中国核电厂的整体安全状况为实施对核电厂的选址、建造、调试、运行和退役五个主要阶段的核安全监督管理,国家环境保护总局(国家核安全局)颁发相应的安全许可证件,规定相应的许可活动及其必须遵守的条件.
为了确定核电厂安全许可证件申请者所提交文件资料的内容是否符合国家核安全法规的要求,是否有足够的安全措施保障厂区人员、公众和环境免遭过量辐射危害,国家环境保护总局(国家核安全局)在颁发许可证之前组织相应的审评和监督工作.
为了确保运行核电厂不断保持和提高安全水平,核安全法规要求核电厂营运单位必须定期审查核电厂的运行情况,提交规定的文件和资料供国家环境保护总局(国家核安全局)审查.
截止到2006年12月底,完成了秦山核电厂和广东大亚湾核电厂的十年定期安全审查(PSR),审查表明两座核电厂能够继续安全稳定运行.
两核电厂针对审查中发现的薄弱环节正在采取积极的纠正行动.
经过试验和监测表明,中国运行中的核电机组的安全屏障是完整的,元件包壳的完整性满足技术规范要求,反应堆冷却剂系统和安全壳的泄漏率远低于技术规范的限值.
中国运行中的核电厂的职业照射剂量水平均远低于国家限值;对放射性流出物的排放,进行了有效控制和监测,核电厂的年排放中华人民共和国《核安全公约》国家报告11量远低于国家限值;无超标排放事件发生,核电厂的商业运行没有对周围环境带来不良影响.
中国核电机组在选址、设计、建造和调试等过程中,与核安全有关的各项活动均处于受控状态.
国家环境保护总局(国家核安全局)对其均按中国相关的核安全法规进行了有效的监督和审评,从而保证了在建核电机组的建造质量和核安全.
核行业主管部门积极推动运行评估工作,2004年至2006年间,核电厂运行评估委员会对秦山核电厂进行了首次培训领域专项评估,与WANO巴黎中心联合对广东大亚湾核电厂和岭澳核电厂进行了同行评估.
在过去的三年里,中国核电厂还接受了1次IAEA-OSART评审和3次WANO同行评估.
这些运行评估的结果表明,被评估核电厂在运行、维修、培训、技术支持、辐射防护、工业安全和应急等方面管理有序,整体安全状况良好.
同时通过运行评估,也促进了中国核电厂整体安全水平的进一步改善.
中国所有商业运行的核电厂均处于设计寿命的前期阶段,经过了多年的运行实践、在役检查、试验与分析,及国家环境保护总局(国家核安全局)的多次安全评审和中国政府其它部门的审查以及国际评估,表明中国核电厂继续运行的安全是有保障的.
中华人民共和国《核安全公约》国家报告123.
立法和监督管理3.
1立法与监督框架1.
每一缔约方应建立并维持一个管理核设施安全的立法和监管框架.
2.
该立法和监管框架应包括:(ⅰ)可适用的本国安全要求和安全法规的制订;(ⅱ)对核设施实行许可证制度和禁止无许可证的核设施运行的制度;(ⅲ)对核设施进行监管性检查和评价以查明是否遵守可适用的法规和许可证条款的制度;(ⅳ)对可适用的法规和许可证条款的强制执行,包括中止、修改和吊销许可证.
3.
1.
1核安全法律、法规和导则框架综述中国自1982年起,广泛收集、仔细研究了核电发达国家的核安全法律、法规,并参照IAEA的核安全导则及规定,逐步确立了中国的核安全法规体系.
中国已有多个核电机组投入运行,积累了相应的核电安全运行的实际经验.
根据这些经验,并结合国际核能界的最新要求,中国一直在不断地完善核安全法律、法规.
中国的核安全法律、法规和导则体系由法律、行政法规、部门规章、指导性文件和参考性文件组成.
其中,法律由全国人民代表大会和全国人民代表大会常务委员会制定并发布,具有高于行政法中华人民共和国《核安全公约》国家报告13规和部门规章的效力;行政法规由国务院根据宪法和法律制定并公布,具有法律约束力;部门规章由国务院有关部门根据法律和国务院行政法规在本部门权限范围内制定并发布,具有法律约束力.
(1)法律现有的适用于核安全领域的国家法律有《中华人民共和国宪法》、《中华人民共和国环境保护法》、《中华人民共和国放射性污染防治法》.
(2)国务院行政法规现有的适用于核安全领域的行政法规有《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》、《中华人民共和国核材料管制条例》和《核电厂核事故应急管理条例》.
它们是规定核安全管理范围、管理机构及其职权、监督管理原则及程序等重大问题的法规.
(3)部门规章实施细则:是根据核安全管理条例,规定具体实施办法的规章.
核安全规定:是规定核安全目标和基本安全要求的规章.
(4)指导性文件核安全导则:是说明或补充核安全规定以及推荐有关方法和程序的指导性文件.
(5)参考性文件核安全法规技术文件:是核电厂技术领域中的参考性文件.
核安全法律、法规和导则体系层次见图1.
中华人民共和国《核安全公约》国家报告14图1中国核安全法律、法规和导则体系层次图3.
1.
2已发布的核安全法律、法规和导则中国政府一贯高度重视核安全,从1986年10月国务院批准颁布《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》至今,中国已发布了一系列的法律、法规和导则,其范围覆盖了核电厂,核电厂以外的其它反应堆,核燃料生产、加工、贮存及后处理设施,放射性废物的处理和处置设施等方面,使各类民用核设施的选址、设计、建造、运行和退役做到了有法可依.
1989年中国全国人民代表大会常务委员会通过了《中华人民共和国环境保护法》(简称:环保法),该法是保护和改善生活环境、防治污染、保障人体健康,促进社会发展的专门法律.
2003年中国中华人民共和国《核安全公约》国家报告15全国人民代表大会常务委员会通过了《中华人民共和国放射性污染防治法》,该法用于防止在核能开发、核技术应用、铀(钍)矿及伴生矿物资源开发利用中由于废气排放、废液排放、固体废物以及贯穿辐射所造成的环境污染,从而达到保护环境和保护公众健康的目的.
1986年至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》和《中华人民共和国核材料管制条例》.
两个条例系统地规定了核电厂和核材料监督管理的目的和范围,确立了核安全许可证制度,明确了核材料管制的办法,规定了监管机构和核行业主管部门的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.
自1986年起,国家环境保护总局(国家核安全局)及相关部门陆续发布了一系列的核安全规定、实施细则,按所覆盖的技术领域划分为不同的系列,内容涉及核电厂的选址、设计、运行和质量保证等方面.
中国国家原子能机构、卫生部等相关部门也陆续发布了一些部门规章.
此外,各部门还制定了相应的核安全导则,并根据实施情况对已发布的法规和导则进行了增补和修订,形成了比较系统的核安全法规体系.
中国现行的核安全法律、法规和导则目录见三.
中华人民共和国《核安全公约》国家报告163.
1.
3新发布的核安全法律、法规和导则自2004年第三次《核安全公约》国家审议会以来,中国新发布了一系列的核安全法规和导则,开展了如下工作:2004年4月,国家环境保护总局(国家核安全局)发布了新修订的《核动力厂设计安全规定》和《核动力厂运行安全规定》.
配套的核安全导则《核动力厂基于计算机的安全重要系统软件》、《核动力厂安全评价与验证》、《核动力厂运行限值和条件及规程》、《核动力厂营运单位的组织和安全运行管理》、《核动力厂运行防火安全》和《核动力厂定期安全审查》已相继发布.
此外,各部门还陆续发布了《核设施周界入侵报警系统》、《核电厂运行经验交流管理办法(试行)》、《核电厂消防安全监督管理规定》等.
中国还在继续进行核安全法规的修订和完善工作.
3.
2监管机构1.
每一缔约方应建立或指定一个监管机构,委托其实施第7条中所述的立法和监督管理框架,并给予履行其规定责任所需的适当的权力、职能和财政与人力资源.
2.
每一缔约方应采取适当步骤确保将监管机构的职能与参与促进或利用核能的任何其他机构或组织的职能有效地分开.
3.
2.
1核安全监督管理体制中华人民共和国《核安全公约》国家报告17国家环境保护总局(国家核安全局)是国家的核安全监管机构,对全国核电厂核安全实施统一监督,独立行使核安全监督权.
国家环境保护总局(国家核安全局)监督管理的主要措施之一是执行许可证制度,同时对核电厂、核材料和核活动实施监督.
国家环境保护总局(国家核安全局)对全国核电厂环境保护实施监督管理.
核行业主管部门负责核电厂的安全管理,接受国家环境保护总局(国家核安全局)的核安全监督.
中国核安全法规规定,核安全许可证持有者(或申请者)对核电厂、核材料和核活动的安全承担全面责任.
国家环境保护总局(国家核安全局)通过许可证的审批、监督、执法、奖励和处罚,对许可证持有者进行的核安全活动实施监督检查,确保许可证持有者承担安全责任和依法进行核活动.
3.
2.
2核安全监管机构和卫生部的职责国家环境保护总局(国家核安全局)和卫生部对核电厂的核安全、环境保护、职业工作人员和公众的剂量、卫生和健康状况等方面实施监督管理.
3.
2.
2.
1国家环境保护总局(国家核安全局)的职责(1)组织起草、制定有关核电厂安全的规章和审查有关核安全的技术标准;(2)组织审查、评定核电厂的安全性能及核电厂营运单位保障安全的能力,负责颁发或吊销核安全许可证件;中华人民共和国《核安全公约》国家报告18(3)负责实施核安全监督;(4)负责核安全事故的调查和处理;(5)协同有关部门指导和监督核电厂应急计划的制订和实施;(6)组织有关部门开展对核电厂安全与管理的科学研究、宣传教育及国际业务联系;(7)负责民用核材料的安全监督;(8)负责民用核承压设备的监督管理;(9)会同有关部门调解和裁决涉及核安全的纠纷;(10)负责核电厂环境管理法规、标准的制定和监督实施;(11)负责核电厂环境影响报告书的审批;(12)负责放射性环境监测;(13)负责放射性废物的监督管理;(14)负责注册核安全工程师制度的组织实施;(15)参与应急响应.
3.
2.
2.
2卫生部的职责:(1)负责与核电厂工作人员和公众健康有关的卫生法规和标准的制定;(2)负责放射工作人员和公众的受照剂量监督;(3)负责核污染对人体健康评价的审批;(4)负责放射损伤的防治.
3.
2.
3核安全监管机构的组织结构国家环境保护总局(国家核安全局)总部设在北京,并在上海、中华人民共和国《核安全公约》国家报告深圳、成都、北京、兰州和大连设立六个地区监督站,负责相应区域的日常核与辐射安全监督.
为更好地履行监管职能,国家环境保护总局(国家核安全局)设立了核与辐射安全中心,作为其技术支持和保障中心.
国家环境保护总局(国家核安全局)还建立了核安全与环境专家委员会,在制定核安全法规、核安全技术开发,核安全审评监督方面提供技术咨询.
国家环境保护总局(国家核安全局)组织机构见图2.
核与辐射安全中心上海核与辐射安全监督站北方核与辐射安全监督站广东核与辐射安全监督站四川核与辐射安全监督站东北核与辐射安全监督站国家环境保护总局(国家核安全局)办公厅环境监察局环境影响评价管理司核安全管理司(辐射安全管理司)自然生态保护司污染控制司国际合作司行政体制与人事司科技标准司政策法规司规划与财务司西北核与辐射安全监督站核安全与环境专家委员会图2国家环境保护总局(国家核安全局)组织机构图19中华人民共和国《核安全公约》国家报告203.
2.
4核安全监督国家环境保护总局(国家核安全局)及其派出机构向核电厂选址、建造和运行现场派驻监督组(员),履行以下职责:(1)审查所提交的资料是否符合实际;(2)监督是否按照已批准的设计进行建造;(3)监督是否按照已批准的质量保证大纲进行管理;(4)监督核电厂的建造和运行是否符合核安全法规和许可证所规定的条件;(5)考察营运单位是否具备安全运行及执行应急计划的能力;(6)其它需要监督的任务.
核安全监督员在执行任务时,有权进入核电厂的设备制造、建造和运行现场,调查情况、收集有关核安全资料.
国家环境保护总局(国家核安全局)在必要时有权采取强制性措施,包括责令核电厂停止运行.
3.
3许可证持有者责任每一缔约方应确保核设施安全的首要责任由有关许可证的持有者承担,并应采取适当步骤确保此种许可证的每一持有者履行其责任.
中国实行核电厂安全许可制度.
核安全许可证件是国家监管机构批准申请人从事与核安全有关专项活动(如核电厂选址、建造、调试、运行、退役等)的法律文中华人民共和国《核安全公约》国家报告件.
3.
3.
1核电厂许可证件的种类(1)核电厂建造许可证;(2)核电厂运行许可证;(3)核电厂操纵人员执照;(4)核电厂厂址选择审查意见书、核电厂首次装料批准书及核电厂退役批准书等在内的其它需要批准的文件;(5)核电厂各个阶段的环境影响报告书审批文件.
3.
3.
2核电厂许可证件的颁发许可证件的申请和审批过程见图3.
国务院有关部门及地方政府提出意见国家环境保护总局(国家核安全局)国家环境保护总局(国家核安全局)组织核安全技术审评技术审评结果国家环境保护总局(国家核安全局)颁发许可证国家环境保护总局(国家核安全局)核安全监督国家有关部门批准的文件国家环境保护总局(国家核安全局)核安全专家委员会咨询申请人提交申请书和安全分析报告等文件图3许可证件申请和审批过程21中华人民共和国《核安全公约》国家报告22申请人必须提交申请书、安全分析报告及其它法规规定的有关文件,经国家环境保护总局(国家核安全局)审评批准后,方可进行相应的核活动.
国家环境保护总局(国家核安全局)在审批过程中,应该向国务院有关部门以及核电厂所在省、自治区、直辖市政府征询意见.
国家环境保护总局(国家核安全局)在取得技术审评结果,并征询国务院有关部门和地方政府的意见,经核安全专家委员会咨询审议后,独立做出是否颁发许可证的决定,同时规定必要的许可证条件.
第三次《核安全公约》缔约方审议大会以来,国家环境保护总局(国家核安全局)对核电厂新颁发了下列许可证件及文件:(1)2004年10月15日,颁发广东岭澳核电厂3、4号机组厂址选择审查意见书;(2)2004年10月28日,颁发秦山第二核电厂3、4号机组厂址选择审查意见书;(3)2005年1月11日,颁发浙江三门核电厂1、2号机组厂址选择审查意见书;(4)2005年5月20日,颁发辽宁红沿河核电厂1、2号机组厂址选择审查意见书;(5)2005年5月20日,颁发山东海阳核电厂1、2号机组厂址选择审查意见书;(6)2005年10月17日,颁发江苏田湾核电厂1号机组首次装中华人民共和国《核安全公约》国家报告23料批准书;(7)2005年10月18日,颁发广东阳江核电厂1、2号机组厂址选择审查意见书;(8)2005年12月9日,颁发广东岭澳核电厂3、4号机组建造许可证;(9)2006年1月24日,颁发秦山第二核电厂3、4号机组建造许可证;(10)2006年11月8日,发放福建宁德核电厂1、2号机组厂址选择审查意见书.
此外,国家环境保护总局(国家核安全局)还批复了上述核电厂相应阶段的环境影响报告书.
3.
3.
3许可证件持有者的责任核电厂营运单位,直接负责所营运的核电厂的安全,其主要责任是:(1)遵守国家有关法律、行政法规和技术标准,保证核电厂的安全;(2)接受国家环境保护总局(国家核安全局)、卫生部等部门的安全监督,及时、如实地报告安全情况,并提供有关资料;(3)对所营运的核电厂的安全、核材料的安全、工作人员和公众以及环境的安全承担全面责任.
中华人民共和国《核安全公约》国家报告243.
4核行业主管部门中国国家原子能机构是中国核行业的主管部门,负责和平利用原子能事业的发展、有关法规的制定、核材料管制,代表中国政府参加IAEA及其活动.
3.
4.
1中国国家原子能机构的职责(1)研究和拟定中国和平利用原子能事业的政策和法规;(2)负责研究制定中国和平利用原子能事业的发展规划、计划和行业标准;(3)负责中国和平利用核能重大科研项目的组织论证、立项审批,负责监督,协调重大核能科研项目的执行;(4)实施核材料管制,实施核出口审查和管理;(5)负责核领域政府间及国际组织间交流与合作,代表中国政府参加国际原子能机构及其活动;(6)牵头组织国家核事故协调委员会,负责研究制定国家核事故应急计划并组织实施;(7)负责核电厂实体保卫和消防工作的管理.
3.
4.
2中国国家原子能机构的组织结构中国国家原子能机构内设行政司、系统工程司、国际合作司、综合计划司和科技质量司,以及国家核事故应急办公室、核材料管制办公室、同位素管理办公室和核电办公室.
中华人民共和国《核安全公约》国家报告254.
总体安全考虑4.
1安全优先每一缔约方应采取适当步骤确保从事与核设施直接有关活动的一切组织为核安全制定应有的优先政策.
4.
1.
1"安全第一"的方针与核安全目标"安全第一"是中国核电厂的核安全方针.
中国核电厂的选址、设计、建造、运行和退役等活动中都必须把安全放在最优先的地位.
所有参与这些活动的单位和个人都应认真贯彻"安全第一"的方针.
当安全问题与其它问题(如经济问题、进度问题等)相矛盾时,都要服从核安全的需要.
总的核安全目标:在核电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.
总的核安全目标由辐射防护目标和技术安全目标所支持,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.
(1)辐射防护目标:保证在所有运行状态下核电厂内的辐射照射或由于该核电厂任何计划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.
(2)技术安全目标:采取一切合理可行的措施防止核电厂事故,并且一旦发生事故时减轻其后果;对于在设计该核电厂时考虑过的中华人民共和国《核安全公约》国家报告26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.
4.
1.
2许可证持有者对安全的承诺"安全第一"的方针和核安全目标是对所有承担核电厂工作单位的原则要求,营运单位必须对核电厂的核安全作出承诺.
其它单位如设计、施工、供货商等都要对各自承担的安全责任作出承诺.
这些承诺都要写在质量保证大纲的政策声明中,并要接受营运单位的检查和核安全监管机构的监督.
每个单位要把作出的承诺落实到各自的目标管理之中.
对安全的承诺:所有与核电厂安全有关的重要活动都要达到安全规定的标准,并将核安全置于最高的优先位置,这一地位不会受到生产进度和经济效益的制约和影响;核电厂必须建立和维持核电厂有效的纵深防御,保护核电厂员工、公众和环境免受放射性的危害;建立安全评价体系,来监督和评价各项工作,不断发现和纠正工作中的失误和缺陷,追求高质量的工作目标,达到安全业绩的持续改进.
4.
1.
3核安全文化建设为实现良好的安全业绩,提高安全文化水平,中国核电厂在核安全文化建设方面进行了如下持续改进工作:(1)建立健全安全生产规章制度:制定核安全政策、工业安全政策和辐射防护政策,设立安全目标,并对其进行分级管理和控制;中华人民共和国《核安全公约》国家报告27建立健全安全生产责任制,不断修改完善相关管理大纲、管理程序和工作程序;督促、检查各项安全生产工作,及时消除安全事故隐患.
(2)设立安全业绩指标:各核电厂设置了一套安全业绩目标和指标,用于定量评价核电厂安全文化水平和整体安全状况.
通过各种性能指标的趋势分析来寻找核电厂安全管理的弱点,进而采取有效的纠正措施加以改进.
这些指标包含了来自于核电厂的管理经验以及其它核电厂安全管理的成功实践,以及WANO所制定的核电厂性能指标.
(3)高层管理者重视对核安全文化建设的支持和参与,将个人行为的示范作用和领导榜样,看作是提高核安全文化水平的核心.
重视对安全工作的资源投入,努力营造非指责的安全文化,鼓励员工自觉、及时、完整、准确地报告所发生或发现的失误.
(4)各核电厂成立了安全委员会组织,作为独立的安全评审机构,审议涉及核安全及质量的重要事项,评定核电厂运行安全的有效性,根据核安全法规、国内外核安全的经验反馈和结合核电厂的实际情况向总经理提出改进核电厂运行安全的建议.
(5)倡导建立学习型企业,重视营造浓厚的学习气氛,乐意寻求国内外核电同行间的学习交流机会,使核电厂的安全管理变得更主动.
通过对安全文化的系统、持续地培训,使员工能够达到并保持与其业绩水平和安全文化目标相匹配的要求;通过对事件的深入调查、分析、处理、跟踪和评价,让员工在教训中不断学习、进步中华人民共和国《核安全公约》国家报告28和成长;通过开展自我评估活动,激励员工更积极地参与电厂的安全管理,自我检查、自我改进、自我提高;通过接受来自国内外同行专家的评估,进一步促进电厂与国内外同行开展深入的沟通、交流与合作,向更高的安全业绩看齐.
(6)注重员工对安全的贡献:通过"探索的工作态度+严谨的工作方法+互相交流的工作习惯"的宣传与实践,形成有利于安全的环境和鼓励有利于安全的工作态度.
坚持以人为本的管理理念,使员工养成了工作严格细致、一丝不苟、追求实效、扎实认真的好作风,使人性化管理与程序化、规范化的约束相结合,把核安全文化的意识渗透到员工的工作、学习和生活的方方面面,使之植根于每个员工的思想和行动中.
(7)建立经验反馈体系:鼓励员工积极自觉地报告所发生或发现的问题,及时调查事件发生过程,认真分析事件原因,制定有效的纠正措施.
通过运行经验反馈,有效地改善电厂的管理,提高设备的可靠性.
(8)重视承包商的积极参与:在安全文化方面,承包商要遵守核电厂有关安全生产的各项规定,并受到与核电厂员工同样的重视和培训.
核电厂和承包商之间建立了良好的协作关系,保证承包商所从事的工作质量得到不断推进.
(9)加强与公众的信息交流:各核电厂定期向公众和新闻媒体通报核电厂安全生产情况和环保业绩,有计划地接待记者和公众到核电厂参观.
这不但有助于公众对核电的理解与支持,维持核电公中华人民共和国《核安全公约》国家报告29开透明的形象,也有助于在核电厂内部改进员工的安全态度,使他们自觉感受到自身的安全责任,不断提高工作质量.
(10)核电厂与核安全监管部门建立良好的互动关系,国家环境保护总局(国家核安全局)通过核安全审评和安全监督,对核电厂的安全管理、核电厂对安全的重视程度、对事件处理的透明度和执行核安全法规的情况等进行综合评价,推动核安全文化建设,协助核电厂发现改进余地.
4.
1.
4核安全监管机构的控制中国已实施了核电厂的安全许可证制度,由国家环境保护总局(国家核安全局)负责制定和批准颁发核电厂安全许可证.
颁发安全许可证件时要对许可证申请者的条件进行独立的严格审查,并在以后的监督活动中不断进行核查.
这种监管活动除对核电厂营运单位外,必要时可深入到设计、施工、供货商等有关单位.
国家环境保护总局(国家核安全局)的核安全监督是独立的和强制性的,在必要时有权采取强制性措施,要求许可证持有者采取安全措施或停止危及安全的任何活动,并可依其情节轻重,对持照者给予警告、限期改进、停工或者停业整顿、吊销核安全许可证件的处罚.
环保部门在核电厂周围设立独立于电厂的监测系统,对流出物和环境中放射性水平实行监督性监测.
卫生部对核电厂放射性工作人员的健康实施监督管理.
中华人民共和国《核安全公约》国家报告304.
1.
5核行业主管部门的管理中国国家原子能机构主要的管理活动包括:(1)组织制定核电发展和核电技术开发规划、计划,发布核电技术开发指南,组织有关单位开展包括核安全相关技术在内的研究开发工作,并提供经费支持;(2)对核电厂组织不定期的检查活动,检查活动主要包括工程建设的组织管理、项目进度、投资和质量控制、生产准备、核材料管制、应急准备、实体保卫和消防等;(3)推进核电行业运行评估体系的建设,通过逐步在各核电厂开展综合评估和专项评估,以加强行业管理,促进核电厂间的相互交流,提高核电厂的安全性和可靠性;(4)逐步完善核电行业运行经验交流体系,制定了核电厂运行经验交流的管理办法和实施规则,编制发布《中国核电运行年报》、《运行核电厂生产季度简报》、《中国核电厂关键业绩指标报告》、《运行经验反馈报告》等各类定期报告,搭建信息交流的平台,促进核电厂间的信息交流;(5)加强核电厂操纵人员的培训与考核管理,根据运行经验反馈和新建机组的具体特点,发布实施了新版的《核电厂操纵人员的执照考核》标准,定期组织核电厂之间的交流,不断探索改进核电厂操纵人员的培训和考核的方法与途径.
4.
1.
6与安全有关的良好实践为了进一步提高核安全水平,从核安全监管部门、核行业主管中华人民共和国《核安全公约》国家报告31部门到核电厂均在核安全监督管理和核电厂的运行管理方面,坚持跟踪国际先进经验或良好实践,努力使中国的核安全水平与国际水平一致.
(1)核安全法规的制定和修订,均广泛参考并跟踪了IAEA的安全标准和其他有关国际标准,并结合了中国的核安全管理实践;(2)积极推行对核安全关键岗位专业技术人员的注册核安全工程师执业资格制度,对注册核安全工程师实行继续教育制度;(3)加强核安全监管队伍建设,增设了西北、东北核与辐射安全监督站.
通过增加人员编制,提高经费,在严格实施各项行政许可的基础上,加强日常审评和监督工作,强化重点核设施监管;(4)加强核承压设备的监管,在核安全监管部门设置了核设备处.
建立民用核承压设备资格许可证持证单位报告制度,完成对全国24家核承压设备资格持证单位的专项普查;(5)持续推进安全文化建设,通过开展人因评估和诊断,识别核电厂在人因方面的弱项.
通过改善人的行为、规范管理巡视和控制人因失效风险,不断落实安全文化的基本理念和要求,将安全文化的改进工作日常化,具体化;(6)编制核电厂培训领域专项评估标准,对国内核电厂实施首次培训领域专项评估.
与WANO巴黎中心联合对广东大亚湾核电厂和广东岭澳核电厂进行了综合评估.
在综合评估与专项评估有机结合的基础上,通过资源互补和优势互补,不断增强核电厂的运行安全中华人民共和国《核安全公约》国家报告32水平;(7)注重国际、国内同行间的经验交流和信息共享,核安全监管部门、核行业主管部门和各核电厂从不同层面推进运行管理和经验反馈工作;(8)开展概率安全评价和定期安全审评,分析核电厂运行安全重要领域的安全状况,针对发现的问题,采取相应的纠正措施.
4.
2财政资源和人力资源1.
每一缔约方应采取适当步骤,以确保有充足的财政资源可用于支持每座核设施在其整个寿期内的安全.
2.
每一缔约方应采取适当步骤,以确保备有数量足够、受过相应教育、培训和再培训的合格人员,在每个核设施整个寿期内在该设施中或为该设施从事一切有关安全的活动.
4.
2.
1财政资源中国政府每年投入一定数量的经费,用于核电技术的开发和核安全技术的研究.
为适应中国核电发展的需要,中国政府已增加核安全监督管理的经费投入和能力建设,保证核安全监督管理职能的实施.
核安全审评收费制度已于2001年开始实施,作为国家环境保护总局(国家核安全局)财政资源的补充.
中国核电厂每年用于安全运行和安全改进的费用,由核电厂营运单位自行解决.
核电厂投入运行后,每年从发电收入中提取一定中华人民共和国《核安全公约》国家报告33比例的资金,留作核电厂本身的安全改进、放射性废物管理和最终的退役费用.
核电厂的年度计划及财政预算中优先安排用于安全改进的项目及费用.
《中华人民共和国放射性污染防治法》明确规定:—核电厂营运单位应制定核电厂退役计划.
退役费用和放射性废物处置费用应当预提,列入投资概算或生产成本;—国务院环境保护行政主管部门负责对核电厂实施监督性监测.
监督性监测的建设、运行和维护费用由财政预算安排.
对核事故应急准备资金,《核电厂核事故应急管理条例》明确规定:场内核事故应急准备资金由核电厂承担,列入核电厂工程项目投资概算和运行成本.
场外核事故应急准备资金由核电厂和地方人民政府共同承担.
4.
2.
2人力资源随着中国核电的快速发展,人力资源的需求也呈现快速增长的趋势.
为此,中国政府和核电厂营运单位正在制定积极的人才教育和培养规划,以满足中国核电对人力资源持续增长的需求.
中国政府在制定核电发展规划时,同时制定人员的培养计划.
目前,中国发展核电的人力资源可从以下几方面得到解决:(1)中国的核工业培育了一批合格的核工程技术人员和管理人员,他们有着丰富的设计、建造和运行管理经验,是核电行业技术队伍的骨干力量;(2)中国已投入运行的核电厂,不断向建设中的核电厂及核安中华人民共和国《核安全公约》国家报告34全监管部门输送各类专业技术人员和管理人员;(3)推广执业资格证书制度,积极推行核安全关键岗位注册核安全工程师制度,对核特有职业,通过制定国家标准,加强职业技能鉴定,实行国家职业资格证书制度;(4)加强人才招聘与引进制度,在高等院校进一步扩招的基础上,增加相应专业的招生数量,选拔优秀人才进入核相关专业学习,组织招聘中、高等院校毕业生,在全国范围内选拔高级领导人才,在常规电厂和其他相关行业招聘专业技术人员,不断引进核电所需人才;(5)拓宽人才培养途径,通过在高等院校成立核能学院,与科研院所联合培养人才,加强国际交流,选派人员到国外核电发达国家学习等方式,加大人才培养力度;(6)聘用国外核电专家.
4.
2.
2.
1核电厂人员的培训和考核核电厂运行人员的招聘、培训、再培训和授权按照核安全导则《核电厂人员的配备、招聘、培训和授权》进行.
核电厂根据相关法规、导则和标准的要求,结合具体的岗位划分和任务分析,确定各岗位的资格要求,制定并实施各类人员的培训/再培训大纲和程序.
核电厂的工作人员只有经过适当的培训、考核合格,并取得上岗工作资格或授权后,才能进行相关的工作.
核电厂对人员资格和授权实行有效期管理,超过有效期时,要根据特定岗位的要求,办理延期或换证手续.
并通过再培训和再授权,确保人员能持续满足所在岗位的需要.
中华人民共和国《核安全公约》国家报告35各核电厂设有专门的培训机构负责培训的策划、实施、评价和改进,并配置了设施完善的培训中心,包括全范围培训模拟机,用于核电厂操纵人员的培训、再培训和考核以及管理人员的培训.
鉴于核电厂操纵人员对于核电厂安全的特殊重要性,对核电厂操纵人员的培训、考核和资格管理更加严格,在5.
3.
3.
10节中详细描述.
中国核电厂对中外承包商人员的培训、授权和资格管理,按核电厂的同等要求进行,并通过承包商管理政策加以严格控制和监督.
随着中国核电的进一步发展,核电厂积极推行系统化培训方法,从现场工作实际需要出发,开展培训需求分析,围绕核电厂的安全生产,组织和实施各类培训和技术支持活动,持续提高核电厂人员的知识水平和工作技能.
通过规范教材的编制工作,优化培训资源,采用多种方式加强培训教员的管理和培养,开展培训领域内外部的评价和反馈工作,不断完善现有的培训体系.
4.
2.
2.
2核安全监督人员的资格、培训和考核为保证核安全监督的质量,《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则》中规定:核安全监督员应具备的主要条件是:(1)具有大学以上文化水平或同等学历;(2)具有五年以上工程实践或三年以上核安全管理的经验,并能依法履行核安全监督工作及独立做出正确的判断和写出合格的报告;(3)熟知国家核安全法规,模范地遵守国家的法律和规定;中华人民共和国《核安全公约》国家报告36(4)作风正派,办事公正,工作认真,态度谦虚.
国家环境保护总局(国家核安全局)根据工作需要,挑选具有上述条件的人员进行培训考核,考试包括笔试和口试,考试合格者由国家环境保护总局(国家核安全局)发给《核安全监督员证》.
4.
2.
2.
3注册核安全工程师制度为了提高核安全专业技术人员的素质,规范核安全关键岗位的管理,确保核与辐射环境安全,维护国家和公众利益,根据《中华人民共和国放射性污染防治法》的相关规定,中国政府在2002年11月制定颁布了《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》,对在核能和核技术应用及为核安全提供技术服务的单位中从事核安全关键岗位工作的专业技术人员实行执业资格制度.
2004年,制定颁布了《注册核安全工程师执业资格注册管理暂行办法》,2005年,制定颁布了《注册核安全工程师继续教育暂行规定》.
经过相应的系统培训和对申请参加考试人员的资格认定后,每年由国家统一组织考试,考试科目包括:核安全相关法律法规、核安全综合知识、核安全专业实务和核安全案例分析.
考试合格后取得《中华人民共和国注册核安全工程师执业资格证书》并经注册登记后执业,注册核安全工程师注册有效期为2年.
注册核安全工程师实行继续教育制度.
注册核安全工程师的执业范围是:核安全审评、核安全监督、核电厂操纵与运行、核质量保证、辐射防护、辐射环境监测、国家环境保护总局(国家核安全局)规定的其他与核安全密切相关的工中华人民共和国《核安全公约》国家报告37作领域.
自2004年实施第一批注册核安全工程师执业资格考核认定以来,截止到2006年底,已完成三次全国注册核安全工程师执业资格考试.
4.
3人因每一缔约方应采取适当步骤,以确保在核设施的整个寿期内都要考虑到人的工作能力和局限性.
4.
3.
1防止和纠正人因差错的措施中国重视人因方面的研究,寻求减少人为失误的有效方法,以维持并改善核电厂的安全水平.
(1)要求核电厂的整个设计过程应充分考虑人的因素.
对核电厂厂区人员的工作场所,按人—机工效学的原则进行设计.
在核电厂控制室设计中,考虑了运行人员的工作负担、人因差错的可能性、运行人员的反应时间和使运行人员的体力和脑力劳动减至最低限度,使得在正常运行或事故工况下便于执行相应的安全操作规程.
国家环境保护总局(国家核安全局)为适应中国当前核电发展的需要,使新建核电厂的安全水平与国际水平基本接轨,2002年8月制订并发布了《新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策》,其中对人因和人机接口提出了明确的要求;2004年4月修订并发布实施的《核动力厂设计安全规定》中强调优化运行人员操作设中华人民共和国《核安全公约》国家报告38计的具体要求.
(2)核电厂操纵人员的培训和操纵人员的执照考试均使用全范围模拟机进行培训和考核.
模拟机培训必须把运行状态和事故工况的培训结合起来,并注意将运行经验反馈的相关情况及时用于操纵人员的培训和考核中.
(3)中国正在逐步完善由核电厂营运单位、企业集团、核行业主管部门、国家环境保护总局(国家核安全局)和技术支持单位组成的核电运行经验反馈体系.
从IAEA和WANO等组织获得的与人因有关的经验和教训,结合中国实际进行分析研究,为减少人因失误、提高运行管理水平和核安全监督管理水平服务.
4.
3.
2在运行管理方面的措施(1)明确组织机构和岗位职责,通过不断加强岗位责任人制度、监护制度,建立并执行突发事件的响应和决策机制,理顺各种接口关系和工作过程,减少协调管理和决策过程中的人因失误.
(2)不断健全各类管理制度,通过建立日常巡视和专项巡视制度,引入专项操作单,制定明星自检、工前会、工后会、自唱票制等方法,改善核电厂的管理.
(3)加强工作许可制度.
核电厂的运行、维修、定期试验,与安全相关的工作要求持证上岗,凭票操作,按程序操作.
(4)加强人因事件根本原因分析制度.
针对典型的人因事件或重复发生的人因事件,进行专门的深入分析,努力寻找管理政策、组织机构等方面的不足,力求采取更有效的预防措施;定期检查防人因失中华人民共和国《核安全公约》国家报告39效措施的执行情况,并对人因控制措施执行情况进行自我评估.
(5)加强内部和外部两方面的经验反馈制度.
在不断使运行经验反馈工作程序化、组织化、规范化、制度化、经验反馈及事件教育日常化的基础上,分析、比较、寻找内部在人因方面的管理缺陷和潜在的薄弱环节,吸取和采纳国际同行的先进经验和失败教训,使类似的人因失误得到预防,避免重复发生.
(6)制定并使用减少人因失误的工具卡,提醒预防人因差错;普及运行人员行为规范,从改善人的行为习惯方面控制人因失误,确保机组安全、稳定、经济地运行.
4.
3.
3监管机构和营运单位的作用中国核安全监管机构制定人因方面的相关法规,并通过核安全监督,核查与核电厂安全有关的人员是否合格,许可证持有者是否及时、如实地报告和纠正人因方面的缺陷和异常情况,使有关人因方面的要求在核电厂有效实施.
核电厂营运单位挑选合格的人员并给予必要的培训和指导,使他们能在各种运行状态和事故工况下正确地履行职责.
在核电厂的运行、检修和定期试验等任务实施之前进行风险分析和评估活动;对重要的、风险大的工作,技术负责人必须到现场;对重要的操作和试验,安排有一定资格和经验丰富的人员负责;平时加强对工作现场的安全质量监督,提出人因失误的预防对策和处理原则.
近年来,中国核电厂在改善人员行为,减少人因失误、提高人员绩效等方面作了大量的工作:中华人民共和国《核安全公约》国家报告40(1)重视人因方面的研究,从个人、设备、制度和组织管理等多方面进行深入探究,努力寻求减少人因失误的方法和途径;(2)加强人因培训,帮助员工透彻理解人因失误的类型、诱因和表现,培养减少人因失误的良好习惯;(3)对失误和可能失误状况运用三种策略:—预防:识别可能失误工况,评估潜在风险及后果,养成良好的工作习惯,运用减少失误的工具;—探测:监测可能导致失误的工况及行为并及时修正,报告并调查事件、事故;—纠正:纠正细小的人因失误和不足之处,避免事件产生.
(4)倡导正确使用减少人因失误的工具,如明星自检法、质疑的工作态度、严格遵守程序要求、良好的沟通、互教互助、不确定或不安全时停下来进行分析等,形成良好的预防人因失误的企业文化;(5)建立健全各项规章制度,完善组织机构,规范人员行为,加强对运行状态和人员行为的监测和控制;(6)设立控制人因事件的量化指标,并对指标进行跟踪、分析和评价,及时发现人员、设备和组织管理上的薄弱环节,并及时加以改进;(7)加强人员的培训、授权和资格管理,并对人员的资格和实际工作表现进行监督、检查和定期评价,通过保证人员的素质来降低人员失误;(8)强调运行经验的使用,认真调查研究与人因相关的安全重中华人民共和国《核安全公约》国家报告41要事件,把失误看作是学习提高的机会,系统地收集、筛选、分析、学习和使用外部运行经验,降低人因失误;(9)对人因状况和人因安全要素进行定期审查,发现问题及时纠正,确保核电厂人因状况和人员绩效得到持续的改进和提高.
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4质量保证每一缔约方应采取适当步骤,以确保制定和执行质量保证计划,以便使人相信一切核安全重要活动的具体要求在核设施的整个寿期内都得到满足.
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1质量保证政策中国核电厂始终坚持"安全第一"的方针,按照《核电厂质量保证安全规定》的要求,制定并实施核电厂各阶段的质量保证大纲,对核电厂各项质量相关工作的管理作出规定,并为完成所有对质量有影响的活动提供适当的控制条件.
核电厂最高管理者对质量保证大纲的有效实施承担全面责任.
所有从事与核电厂安全、质量有关工作的人员都要遵守质保大纲的各项要求,同时也有责任和义务报告所发现的质量问题.
设立独立的质量保证部门负责质保大纲的制定和管理,并通过检查、监督和监查来验证大纲实施的有效性.
质量保证部门有权在处理质量问题时,不受进度和经费的约束,直至质量问题得到有效的处理和解决.
中国核电厂的质量保证政策具体体现在以下方面:中华人民共和国《核安全公约》国家报告42(1)明确质量保证责任对核电厂安全负全面责任的是核电厂的营运单位,营运单位必须遵照质量保证安全法规的要求负责制定和实施整个核电厂的质量保证总大纲.
营运单位可以委托其他单位制定和实施大纲的全部或其中一部分,但必须对总大纲的有效性负责,同时又不减轻承包者的义务和法律责任.
对各分大纲的有效实施负责的是该单位的管理部门.
对每项具体工作的质量负主要责任的是该工作的承担者,而不是那些验证质量的人员.
(2)履行质量保证要求质量保证大纲应包括为使物项和服务达到相应质量所必需的活动,验证所要求质量已达到所必需的活动,以及为产生上述活动的客观证据所必需的活动.
大纲的各项质量保证要求以书面形式加以描述,并在实际工作中严格遵循.
通过合同强制参与核电项目的各单位采用系统的方式规划、管理、实施、验证所承担的工作,并用文件形式记载各项活动,使各项工作有人负责、有章可循、有据可查.
(3)进行符合性验证验证与既定的质量要求的符合性是质量保证活动的一个重要环节.
负责验证和检查工作的人员应是与完成该项工作无关的人员;独立审查和监督的人员,也应与负责完成工作的组织机构无关,以确保物项或活动在选址、设计、制造、建造、调试和运行阶段都得到充分控制和验证.
中华人民共和国《核安全公约》国家报告43(4)采取分级管理方式虽然质量保证的整套原则对所有影响质量的活动都适用,但是根据物项和活动对安全的重要性,可以给物项和活动指定相应的控制和验证方法或等级,以合理投入质量保证成本,确保安全重要物项和活动的质量得到更多的关注和控制.
(5)评价大纲的有效性建立质量保证监查制度,通过审查、检验和调查质量保证大纲的制定和实施情况,验证质量保证大纲的充分性和有效性.
所有参与实施大纲的管理部门,通过定期实施管理部门审查,对其负责的那部分质量保证大纲的状况、适用性和有效性进行定期评价,并在必要时,对质量保证大纲进行及时的修订.
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2质量保证的基本要求《核电厂质量保证安全规定》明确规定了各项质量保证基本要求,主要包括:—制定并有效实施核电厂质量保证总大纲和每种工作的质量保证分大纲;制定书面的程序、细则及图纸,并对其进行定期的审查和修订;定期进行管理部门审查,确定质量保证大纲的状况和适用性,并在必要时,采取纠正措施;—建立有明文规定的组织结构,明确规定职责、权限等级及内外联系渠道,控制并协调单位间的工作接口;控制人员的选拔、配备、培训和资格考核,确保工作人员达到并保持足够的业务熟练程度;中华人民共和国《核安全公约》国家报告44—对工作执行和验证所需要的文件,要控制其编制、审核、批准、分发和变更,防止使用过时或不合适的文件;—对设计过程、设计接口、设计变更进行控制,对设计进行验证,确保将规定的设计要求正确体现在技术规格书、图纸、程序或细则中;—控制采购文件的编制,对供方进行评价和选择,对所购物项和服务进行控制,以保证符合采购文件的要求;—对材料、零件和部件进行标识和控制,控制物项的装卸、贮存和运输,对安全重要物项进行适当的维护,以确保其质量不受到损害;—对核电厂设计、制造、建造、试验、调试和运行中所使用的影响质量的工艺过程进行控制,保证这些工艺由合格人员、按认可的程序、使用合格的设备来完成;—制定并有效实施检查和试验大纲,验证物项和活动满足规定要求,证明构筑物、系统和部件将能满意地工作.
控制测量和试验设备的选择、标定和使用,对检查、试验和运行状态进行标识和控制;—控制不符合项的标识、审查和处理,规定审查处理的责任和权限,对经修理和返工的物项重新进行检查;—鉴别和纠正有损于质量的情况.
对严重有损于质量的情况,要查明起因和采取纠正措施,以防止其再次出现;—建立并执行质量保证记录制度,控制记录的编号、收集、索中华人民共和国《核安全公约》国家报告45引、归档、贮存、保管和处置,确保记录清楚、完整、正确,能提供物项和/或活动质量的足够证据;—建立并执行内、外部监查制度,验证质量保证大纲的实施及其有效性.
对监查中发现的缺陷必须采取纠正措施,并通过后续行动加以跟踪和验证.
此外,有十个质量保证安全导则对上述基本要求提出了一系列补充要求和实施建议.
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3核电厂质量保证大纲的制定、实施、评价与改进中国各核电厂对质量保证体系建设都给予了高度重视,每年都投入大量的人力和物力以保证体系有效运作和各项安全目标的实现.
设置专门的质量保证部门,并赋予足够的权力,对危及安全、质量的活动进行有力制止和控制,直至问题得到有效解决.
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3.
1质量保证大纲的制定中国核电厂在整个寿期内,从选址、设计、建造、调试、运行和退役的所有阶段都按照核安全法规的要求制定了质量保证大纲.
营运单位制定的核电厂各阶段的质量保证大纲必须提交国家环境保护总局(国家核安全局)审核认可.
同样,核电厂承包商也按法规的要求,制定和实施与其承担工作相适应的质量保证分大纲.
承包单位的质量保证分大纲要提交营运单位审核和认可.
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3.
2质量保证大纲的实施、评价和改进中国核电厂将质量保证作为有效管理的重要工具.
通过对要完成的任务作透彻的分析,确定所要求的技能,选择和培训合适的人中华人民共和国《核安全公约》国家报告46员,使用适当的设备和程序,创造开展工作的良好环境,明确承担任务者的个人责任,验证活动是否正确进行,并产生证明已达到质量要求的文件证据来有效地实施质量保证大纲.
质量保证大纲对每个工作人员都有约束力:—管理者:为实现组织目标,对各项工作进行精心策划,合理分配资源,并提供指导及其他所有必要的支持;—执行者:由合格的人员,使用合格的设备、材料和工具,依据经批准的程序和方法,在合适的环境下实现质量,并形成书面记录;—评价者:评价管理过程和执行情况的有效性,并把评价中获得的信息用于工作的持续改进.
中国核电厂均设有最高管理者直接领导并独立于其它部门的质量保证机构,负责质量保证大纲的制定、管理、监督、评价和改进.
质量保证部门通过执行有计划的内、外部质量保证监督、监查、审查和评价,发现质量保证体系中存在的缺陷,并及时加以改进.
同时,对不符合项和纠正措施进行严格管理,收集、分析各种质量信息及其趋势,并定期向高层管理部门报告.
必要时,迅速采取相应的纠正行动.
2004年至2006年间,核电厂质量保证工作主要通过执行以下活动来履行自己的监督、评价职能:(1)依据核安全法规的要求,新建核电厂及时地制定和建立适用的质量保证大纲和以及相应的质量保证文件体系,通过建立健全中华人民共和国《核安全公约》国家报告47组织机构和职能,保证核电厂质量目标的实施;(2)运行核电厂有效地实施质量保证大纲,通过对重要安全生产活动的准备及实施情况进行独立评审、监督与评价,对重要变更确定专人进行全程跟踪,编制质量计划,设置控制点,有序开展质量监督,加强计量管理和承包商管理等措施,验证各项活动的控制要求已正确地履行,并取得各项活动已达到质量标准的客观证据,不断地完善质量保证大纲及其实施的有效性;(3)通过对核设备设计、制造和安装单位的资格审查,以及对其活动是否满足质量保证大纲要求的监督,加强对核设备设计、制造和安装单位的质量管理和过程控制.
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3管理部门审查所有参与实施质量保证大纲的单位的管理部门每年要对质保大纲的有效性进行审查.
审查和评价的依据是本年度所进行的质保监查和监督的结果以及核电厂其它有关部门所提供的信息(如质量问题、纠正措施状况、质量趋势、事故和故障、以及人员资格和培训情况等).
在评价质保大纲执行的有效性时,针对质保大纲的每一要素来进行,并着重评价以下几个方面:(1)以前已经存在,但在过去一年里已经获得解决的比较重大的质量缺陷;(2)已经完成的或正在进行的,预期能对改进质量起较大影响的重要纠正措施;中华人民共和国《核安全公约》国家报告48(3)尚未获得解决的重大质量缺陷;(4)根据大纲的适用性,总体评价大纲执行的有效性;(5)根据所发现的质量缺陷,分析造成这些缺陷的原因,并提出针对性的纠正措施建议.
当发现大纲有问题时,必须采取纠正措施,并及时以书面形式通知有关单位和部门.
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4监管机构的控制活动国家环境保护总局(国家核安全局)对核电厂质量保证活动的控制主要体现在:(1)根据质量保证核安全法规及相关安全导则的要求,审核和认可核电厂质量保证大纲及其它安全重要文件,包括对这些文件的重大修改;(2)对核电厂质量保证大纲的实施情况进行核安全监督,对重大安全、质量活动,在相关的质量计划上选取控制点,并到现场进行监督、见证;对重大安全、质量活动的结果组织技术审核及验证;(3)对重大不符合项组织技术审查,并对其处理过程进行有效监督.
国家环境保护总局(国家核安全局)及地区监督站对各核电厂的重大安全质量活动进行了一系列的监督检查,严格依据核安全法规及相关政策文件的要求,认真履行核安全监督职能,其具体监管活动在本报告相应章节中均有描述.
中华人民共和国《核安全公约》国家报告494.
5安全评价与验证每一缔约方应采取适当步骤以确保:(ⅰ)在核设施建造和调试之前及在其整个寿期内进行全面而系统的安全评价.
此类评价应形成文件并妥善归档,随后根据运行经验和新的重要安全资料不断更新,并在监管机构的主管下进行审查;(ⅱ)利用分析、监视、试验和检查进行核实,以确保核设施的实际状况和运行始终符合其设计、可适用的本国安全要求以及运行限值和条件.
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1核电厂在不同阶段的安全许可证的审批为实施对核电厂的选址、建造、调试、运行和退役五个主要阶段的核安全监督管理,国家环境保护总局(国家核安全局)审批并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.
核电厂的厂址选择:申请者向国家环境保护总局(国家核安全局)提交核设施厂址审查申请材料,包括《核电厂环境影响报告书(选址阶段)》、《厂址安全分析报告》等文件.
国家环境保护总局(国家核安全局)重点审查所选厂址的适宜性、与厂址环境相关的设计基准以及实施应急计划的可行性.
经审查合格后,由国家环境保护总局(国家核安全局)发放《核电厂厂址选择审查意见书》和该阶段的环境影响报告批准书.
核电厂的建造:申请者向国家环境保护总局(国家核安全局)中华人民共和国《核安全公约》国家报告50提交《核电厂建造申请书》,并同时提交《核电厂初步安全分析报告》(PSAR)、设计和建造阶段的《核电厂质量保证大纲》、《核电厂环境影响报告批准书》和该项目的国家核准文件等文件.
国家环境保护总局(国家核安全局)审评核电厂的设计原则,以便就核电厂建成后是否能安全运行得出结论,审查合格后颁发《核电厂建造许可证》.
核电厂的调试:调试阶段的首次装料,申请者向国家环境保护总局(国家核安全局)提交核电厂首次装料申请材料,包括《核电厂最终安全分析报告》(FSAR)、《核电厂环境影响报告批准书》和《核电厂调试大纲》、《核电厂营运单位应急计划》、《核电厂质量保证大纲(调试阶段)》等文件.
国家环境保护总局(国家核安全局)审查并确定核电厂是否按认可的设计建成,是否符合核安全法规的要求,是否已达到要求的质量并有完整合格的质量保证记录,审查合格后颁发《核电厂首次装料批准书》.
核电厂的运行:申请者向国家环境保护总局(国家核安全局)提交《核电厂运行许可证申请书》,并同时提交修订后的《核电厂最终安全分析报告》、《核电厂装料后调试报告和试运行报告》、《核电厂环境影响报告批准书》、《核电厂质量保证大纲(运行阶段)》等文件.
国家环境保护总局(国家核安全局)审查和确定试运行的结果是否与设计一致,审定修订过的运行限值和条件,审查合格后颁发《核电厂运行许可证》.
中华人民共和国《核安全公约》国家报告51核电厂的退役:申请者向国家环境保护总局(国家核安全局)提交《核电厂开始退役申请书》,并同时提交《核电厂退役报告》、《核电厂退役环境影响报告》、《核电厂质量保证大纲(退役阶段)》等文件.
国家环境保护总局(国家核安全局)审查并确定核电厂的退役步骤和退役各阶段的状态是否符合安全要求,审查合格后颁发《核电厂退役批准书》.
中国政府对核电厂安全许可证的申请、审批和颁发,始终坚持"安全第一"的基本方针.
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2核电厂的主要安全评价和验证方法定期安全审查(PSR)、概率安全评价(PSA)、老化管理、核电厂的自我评估及外部评估是对运行核电厂进行安全评价的主要方法,定期试验与在役检查是安全验证的主要手段.
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2.
1定期安全审查中国核安全法规要求:在核电厂整个运行寿期内,考虑到运行经验和从所有相关来源得到的新的重要安全信息,营运单位必须根据管理要求采用定期安全审查的方式重新对核电厂进行系统的安全评价.
审查策略和需评价的安全要素必须由国家环境保护总局(国家核安全局)批准或同意.
定期安全审查用以评价核电厂老化、修改、运行经验、技术更新和厂址方面的积累效应.
这种审查包括对按照现行安全标准和实践对核电厂设计和运行进行评价比较,目的在于确保核动力厂在整中华人民共和国《核安全公约》国家报告52个使用寿期内具有高的安全水平.
通过定期安全审查对运行核电厂进行综合性评价以确定:该核电厂满足现行安全标准和实践的程度;保持许可证发放依据仍然有效的程度;在下一次定期安全审查之前或寿期末保持该核电厂安全的各项安排的充分性;以及为解决已确定的安全问题所要实施的安全改进.
必须用定期安全审查的方式来确定现有的安全分析报告仍保持有效的程度.
定期安全审查必须考虑核电厂的实际情况、运行经验、预期的寿期末状况、目前的分析方法、适用的规定、标准及科技水平,其范围覆盖运行核电厂的所有安全方面,还应包括应急计划、事故管理和辐射防护.
作为对确定论的补充,必须考虑使用概率安全评价作为定期安全审查的输入.
根据定期安全审查的结果,核电厂实施必要的纠正行动和合理可行的修改.
第一次定期安全审查在核电厂开始运行十年后进行,以后每十年进行一次.
秦山核电厂在运行十年后,于2001年正式启动定期安全审查,2003年9月向国家环境保护总局(国家核安全局)提交了首次定期安全审查报告.
2005年,国家环境保护总局(国家核安全局)完成了对秦山核电厂首次定期安全审查报告的审评.
通过审查表明,秦山核电厂符合最终安全分析报告的要求,能够继续保持安全运行.
根据审查意见,秦山核电厂制定了相应的整改计划,并根据整改计划,实施纠正行动.
到2006年年底,部分纠正行动已经完成.
广东大亚湾核电厂的十年安全审查于2005年初基本完成.
通过中华人民共和国《核安全公约》国家报告53审查表明,经过十年的运行,广东大亚湾核电厂符合最终安全分析报告的要求,能够继续保持安全运行.
根据审查意见,广东大亚湾核电厂制定了相应的整改计划,并根据整改计划,实施纠正行动.
到2006年年底,部分纠正行动已经完成.
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2概率安全评价国家环境保护总局(国家核安全局)在2002年8月发布的《新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策》中,强调指出概率安全分析方法是确定论方法的辅助和补充,应该在核电厂设计中得到应用.
2004年4月国家环境保护总局(国家核安全局)发布了新版《核动力厂设计安全规定》.
新规定要求"必须对核电厂设计进行安全分析,在分析中必须采用确定论和概率论分析方法".
通过系统性的分析,以验证设计符合总的安全目标,找出核电厂存在的薄弱环节,将评价结果结合国内外的运行经验反馈提出相应的改进建议,提高核电厂的安全运行水平.
秦山核电厂于2001年启动概率安全评价研究,2004年完成了《秦山核电厂概率安全评价主报告》,并提交国家核安全局审评.
通过审评,秦山核电厂修改了相应的报告和模型,并逐步将PSA研究中得出的成果应用于核电厂的生产管理中.
广东大亚湾核电厂和广东岭澳核电厂在完成一级概率安全评价的基础上,不断对PSA模型和数据进行改进与完善.
2004年以来,相继完成了一级概率安全评价的升版工作和简化的二级概率安全评中华人民共和国《核安全公约》国家报告54价工作,对广东大亚湾核电厂的设备可靠性数据进行了采集、分析和应用,开发应用在线风险评价和管理系统,并逐步推进PSA技术在核电厂中的应用,如对安全重要事件、工程改造和日常生产活动进行风险评价和管理,对工程改造进行风险分析等.
此外,秦山第三核电厂和江苏田湾核电厂均已完成了一级概率安全分析,秦山第二核电厂正在开展概率安全评价工作.
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2.
3老化管理2004年4月,国家环境保护总局(国家核安全局)在批准发布的《核动力厂设计安全规定》中要求:核电厂设计中必须为所有安全重要构筑物、系统和部件提供适当的裕度,以便考虑到有关的老化和磨损机理以及与服役期有关的可能的性能劣化,从而保证这些构筑物、系统或部件在其整个设计寿期内能够执行所必需的安全功能的能力.
必须考虑到在所有正常运行工况、试验、维修、维修停役、以及在假设始发事件中和其后的核动力厂状态下的老化和磨损效应.
必须采取监测、试验、取样和检查措施,以便评价设计阶段预计的老化机理和鉴别在使用中可能发生的预计不到的情况或性能劣化.
在核电厂投入运行后,要求制定老化管理大纲,采取监测、试验、取样和检查措施,评价核电厂设计时预计的老化机理和鉴别在使用中可能发生的预计不到的情况或性能劣化.
在已实施的核电厂定期安全审查中,对老化管理进行专题安全中华人民共和国《核安全公约》国家报告55审查,确认核电厂对老化进行了有效的管理,使所要求的安全功能得到了保持,并实现有效的老化劣化控制.
秦山核电厂和广东大亚湾核电厂在定期安全审查的过程中,均对安全重要设备进行了相应的老化机理分析及老化管理审查,针对老化管理审查中发现的弱项,提出了相应的对策.
目前,秦山核电厂和广东大亚湾核电厂正在开展老化分析和研究,制定并实施老化管理大纲.
通过筛选确定老化管理项目,建立相应的老化管理数据库,制定老化管理的方针和程序等管理措施,研究探测和缓解老化的方法,监测、分析、评估、跟踪构筑物、系统和部件的实际状态,确保核电厂在整个服役期内具有较高的安全水平.
秦山第二核电厂、秦山第三核电厂和广东岭澳核电厂也正在逐步开展和推进电厂设备的老化管理工作.
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4定期试验根据核安全法规的要求,核电厂在吸收国外核电厂的经验及核设备制造厂家提供的设备监督要求的基础上,编制了核电厂监督大纲,其内容包括:核电厂参数和系统状态的监测、化学及放射化学取样监督、仪表的校验和标定、核安全相关系统的试验和检查.
定期试验是核电厂监督大纲实施的主要手段,用以确认安全相关的系统和设备是否能按设计要求连续履行其功能.
要求定期试验规程在核电厂调试阶段就开始实施,并进行验证,在投入商业运行后全面实施运作.
中华人民共和国《核安全公约》国家报告56核电厂通过实施定期试验,对安全相关设备的功能进行了验证,及时发现设备的缺陷并予以修复.
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5在役检查核电厂遵照核安全法规、导则和有关技术标准的要求,制定了核电厂的在役检查大纲,对缺陷可能的发展和部件的可靠性进行评价,经国家环境保护总局(国家核安全局)审批后实施.
同时,根据国内外的经验反馈情况,除规范规定的检查项目以外,还增加了一些在役检查项目.
在这三年期间,中国核电厂共进行了停堆大修期间的21次在役检查.
对检查过程中发现的设备或部件缺陷,均输入在役检查数据库,与先前的结果进行比对,预测趋势,并在必要时增加检查的范围和频度,对部件进行缺陷修复或更换.
在役检查均由合格的检查人员,使用合格的检查设备,执行批准的检查程序进行,并在检查过程中执行严格的质量保证和质量控制监督,以确保检查结果有效.
通过历次在役检查,发现和纠正核电厂存在的一些薄弱环节,保证了三道安全屏障的完整性和核电厂的安全运行.
在役检查的结果同时接受国家环境保护总局(国家核安全局)的审查.
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2.
6核电厂的内部评估和外部评估为确保核电厂安全、可靠运行,中国核电厂不断学习国外核电厂的先进管理经验,并结合中国核电发展实践,建立了较完善的核电厂内部评估和外部评估体系,如图4所示.
中华人民共和国《核安全公约》国家报告57高层管理部门自我评价内部独立评价y内部监查y监督y技术审查工作负责人自我评价对主要承包商和分包商的外部监督、监查和审查IAEA的运行安全评估WANO的同行评估外部独立评价基层管理者自我评价国内同行运行评估外部独立评价图4核电厂的评估体系核电厂的内部评估体系包括核电厂内部独立评价和各管理层次的自我评价.
独立评价由授权的部门或组织进行,通过监查、监督、技术审查等方式,对核电厂及其承包商的各项工作进行检查、验证,其结果作为自我评价活动的重要输入.
各级管理部门的自我评价贯穿于日常工作之中,目的在于确定他们在建立、促进和实现核安全目标方面的有效性,识别管理过程的薄弱环节和阻挠实现核安全目标的障碍,并加以纠正.
高层管理者自我评价的重点是满足组织的战略目标,包括安全目标;基层管理部门侧重在对工作的监督和审查,包括对物项、服务和过程的监督,设计文件的审查和确认,程序和记录的审查,独立评价的观察中华人民共和国《核安全公约》国家报告58和定期巡视设施.
三年来,核电厂运行评估委员会不断完善国内核行业评估体系,积极开展国内同行评估活动,加强国际交流.
2004年,为深化评估工作,核电厂运行评估委员会启动了核电厂培训领域专项评估项目,旨在评价核电厂培训体系的现状,促进核电厂培训体系的不断改进和完善,促进系统化培训方法在核电厂中的有效应用.
2005年12月,完成专项评估所用评估标准等基础文件的编制工作和相关人员的培训工作,2006年11月,对秦山核电厂成功实施了首次培训领域专项评估.
2005年,核电厂运行评估委员会与WANO巴黎中心联合对广东大亚湾核电厂和广东岭澳核电厂进行了同行评估.
执行此次评估活动的评估队兼具了国际和国内同行专家的经验,减少了文化和语言上的沟通障碍,使国内、国际两种同行评估的优势互补,评估结果得到了被评估核电厂的高度认同.
此外,中国核电厂还接受了IAEA-OSART评审和WANO同行评估.
评估结果表明被评估核电厂整体安全状况良好.
同时,评估活动也帮助被评估核电厂识别了差距,明确了改进目标和要达到的标准.
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5.
3监管机构的控制活动国家环境保护总局(国家核安全局)对核电厂选址、建造、调试、运行和退役各个阶段的重要环节进行严格控制.
如对核电厂一回路水压试验、安全壳气密试验等重要活动派现场监督员实施监督中华人民共和国《核安全公约》国家报告59或见证;组织对核电厂首次装料前的综合检查;在《首次装料批准书》的许可证条件中规定在首次装料、首次临界以及升功率等不同阶段设立控制点;在核电厂换料大修后再临界前设立控制点等等.
国家环境保护总局(国家核安全局)始终把对运行核电厂的日常监督管理作为首要工作.
针对近几年陆续投运的新核电机组,加大日常监督和停堆换料监督的力度,积极开展运行事件分析及运行经验反馈工作.
依据《核电厂建造阶段的核安全监督检查大纲》,国家环境保护总局(国家核安全局)进一步完善了核电厂建造期间的核安全监督管理模式.
近三年来,国家环境保护总局(国家核安全局)实施了对秦山核电厂和广东大亚湾核电厂定期安全审查工作的跟踪监督和审评,完成了对秦山核电厂和广东大亚湾核电厂的概率安全评价报告的审评,开展了对江苏田湾核电厂1号机组首次装料批准书申请等在内的重点项目的核安全审评和监督工作,完成了一批新建核电厂的厂址选择安全分析报告和环境影响评价报告的审评工作,并颁发了相应的许可证件,详见3.
3.
2节.
同时,针对江苏田湾核电厂在建造、调试阶段发生的蒸汽发生器和主泵等核安全重要设备的质量缺陷,组织国内外专家进行审评并提出相应的整改要求.
2004年至2006年,我国在役核电厂的运行安全和在建核电厂的建造质量均得到了有效控制.
中华人民共和国《核安全公约》国家报告604.
6辐射防护每一缔约方应采取适当步骤,以确保由核设施引起的对工作人员和公众的辐射照射量在各种运行状态下保持在合理可行尽量低的水平,并确保任何个人受到的辐照剂量不超过本国规定的剂量限值.
4.
6.
1辐射防护的基本要求中国政府通过颁布一系列的法律、法规和国家标准来保证辐射防护目标的实施与实现.
(1)2003年6月28日人大常委会颁布了《中华人民共和国放射性污染防治法》,对核电厂的放射性污染防治作出了规定:—核电厂营运单位,负责本单位放射性污染的防治,接受环境保护行政主管部门和其他有关部门的监督管理,并依法对其造成的放射性污染承担责任;—核电厂营运单位应当对核电厂周围环境中所含的放射性核素的种类、浓度以及核电厂流出物中的放射性核素总量实施监测,并定期向国务院环境保护行政主管部门和所在地省、自治区、直辖市人民政府环境保护行政主管部门报告监测结果;—核电厂营运单位应尽量减少放射性废物的产生量.
向环境排放放射性废气、废液,必须符合国家放射性污染防治标准,并定期向环境保护行政主管部门报告排放计量结果.
(2)2003年4月1日颁布了国家标准GB18871-2002《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》,取代已有的国家标准GB8703-88《辐中华人民共和国《核安全公约》国家报告61射防护规定》和GB4792-84《放射卫生防护基本标准》.
该标准要求对放射性物质向环境的排放要加以控制,确定拟排放物质可能引起公众照射的所有重要照射途径,要求对人及环境的影响进行评价,这一标准已经与国际标准接轨,考虑并采纳了国际放射防护委员会(ICRP)的新建议.
《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》对个人剂量限值的有关规定如下:—职业照射由监管部门决定的连续5年的年平均有效剂量(但不可作任何追溯性平均),20mSv;任何一年中的有效剂量限值为50mSv;眼晶体的年当量剂量限值为150mSv;四肢(手和足)或皮肤的年当量剂量限值为500mSv;特殊情况下,年均为20mSv的剂量可延期至10个连续年;并且,在此期间内,任何工作人员所接受的年平均有效剂量不应超过20mSv,任何单一年份不应超过50mSv;此外,当任何一个工作人员自此延长平均期开始以来所接受的剂量累计达到100mSv时,应对此种情况进行审查;剂量限制的临时变更,任何一年内不得超过50mSv,且临时变更的期限不得超过5年.
—公众照射年有效剂量限值为1mSv;特殊情况下,如果5个连续年的年平均剂量不超过1mSv,则中华人民共和国《核安全公约》国家报告62某一单一年份的有效剂量限值可提高到5mSv;眼晶体的年当量剂量限值为15mSv;皮肤的年当量剂量限值为50mSv.
(3)国家核安全监管部门在核电厂的选址、设计、运行等一系列的法规中,提出了核电厂各阶段应遵守的辐射防护方面的各项原则性要求:—核电厂厂址选择时,应能确保保护公众和环境免受放射性事故释放所引起的过量辐射影响,同时对于核电厂正常的放射性物质释放也应该加以考虑;—核电厂的设计要充分考虑辐射防护的要求,如优化电厂布置、设置屏蔽、尽量减少辐射区内的人员活动次数和停留时间,将放射性物质处理成适当的形态;—采取措施,降低厂内或释放到环境的放射性物质的数量和浓度;—充分考虑人员停留区域内辐射水平随时间的可能积累,尽量减少放射性废物的产生等;—运行核电厂要对辐射防护的要求和电厂实际情况进行评价分析,制定和实施辐射防护大纲,确保通过监督、检查和监查来对各大纲的正确实施及目标的实现进行核实,必要时必须采取纠正措施;—辐射防护职能部门制定和实施放射性废物管理大纲和环境监测大纲,评价放射性释放对环境的放射性影响.
(4)2002年8月国家环境保护总局(国家核安全局)发布了《新中华人民共和国《核安全公约》国家报告63建核电厂设计中的几个重要安全问题的技术政策》,要求在核电厂的设计中,应该完成核安全分析,以评估核电厂工作人员和公众所接受的辐射剂量及可能的环境后果;要求核电厂采取控制辐射照射和减少事故可能性的各项措施.
核电厂的安全设计必须遵循导致高辐照剂量或放射性物质释放的事件的概率极低以及有较高概率的事件没有或有较小的辐射后果的原则.
(5)国家标准GB6249-86《核电厂环境辐射防护规定》对核电厂向环境释放的放射性物质对公众任何个人(成人)造成的有效剂量当量及气载和液体放射性流出物的年排放限值作出了明确规定:—每座核电厂向环境释放的放射性物质,对公众中任何个人(成人)造成的有效剂量当量,每年应小于0.
25mSv;—每座压水堆型核电厂气载和液体放射性排出流,除满足上一条中的规定外,还应低于表一所列的控制值.
表一:压水堆核电厂正常运行工况下的年排放限值(单位:Bq)气载放射性流出物液体放射性流出物惰性气体碘粒子(半衰期≥8天)氚其余核素2.
5*10157.
5*10102.
0*10111.
5*10147.
5*10114.
6.
2ALARA原则在核电厂的具体运用4.
6.
2.
1ALARA原则在核电厂设计中的具体运用(1)总的设计考虑—含有放射性物质的构筑物、系统和部件采用适当的布置方式,中华人民共和国《核安全公约》国家报告64并设置屏蔽;—设计中注意把辐射区内人员活动的次数和停留时间减至最少;—把放射性物质处理成适当形态,以便于运输、贮存和处置;—采取措施,降低所产生的散布于厂内或释放到环境的放射性物质的数量和浓度.
(2)设备的设计考虑—所选用的设备、部件和材料可靠耐用,减少或消除维修的需要;—所选用设备及部件的涂层材料容易冲洗和去污;—设备、部件采用模块化设计,易于拆卸和更换,或可移到低辐射区域进行修理;—当辐射水平可能高和当没有可行的方法降低辐射水平时,为减少立即维修的需要,设备和部件是冗余的;—可远距离进行设备和部件的操作、修理、维护、监测及检查等.
(3)设备布置的设计考虑—提高设备的可达性;—为放射性设备提供屏蔽层;—提供适当和足够的通风;—污染控制,污染区和非污染区明显隔离,对污染区去污;—对放射性物质的处理工艺及探测;—在低辐射区布置设备、仪器和取样点等.
4.
6.
2.
2ALARA原则在核电厂运行中的具体应用运行核电厂采取所有可能的和合理的辐射防护措施来保证辐射中华人民共和国《核安全公约》国家报告65防护目标的实现:(1)制定辐射防护大纲和程序.
核电厂的辐射防护部门独立于运行和维修等部门,拥有一批经过培训合格的辐射防护人员,根据法规、标准和其他国家核电厂的运行经验制定和实施辐射防护大纲,并根据以往的经验和实践不断修改完善辐射防护大纲和相关程序,保证有计划地进行和规范涉及辐射照射的所有活动,并对这些活动进行独立监督.
(2)设定辐射防护管理目标值.
核电厂制定了辐射防护年度目标管理值,包括集体剂量、最大个人剂量、体内污染、体表污染、违反辐射防护规定的事件等指标,对核电厂辐射区内的污染和活动进行严格控制管理,使得实际值都控制在目标管理值之内,并对剂量数据进行评定,作为将来可以借鉴的经验.
(3)强调对所有人员(包括承包商人员)的培训和再培训.
对辐射防护人员进行专业知识、防护技能、最优化案例培训,以提高辐射防护人员的综合素质和现场ALARA决策能力.
同时由辐射防护培训工程师对所有从事放射性工作的人员进行辐射防护培训,让他们了解放射性危害和必要的防护措施.
(4)编写详细的辐射防护计划.
核电厂高放射性部件或者其附近工作均进行预先计划,规定操作方法,并制订使职业性辐照符合ALARA指南.
对高辐射工作进行充分的工作训练和制订防护计划,以实施重点控制,降低辐射照射量.
(5)针对具体工作任务,辐射防护部门研究电厂的辐射信息,中华人民共和国《核安全公约》国家报告66调查现场的工作情况,估计辐射和污染的危害性,并确定防护措施和替代方法.
在进行有可能引起高辐照的操作之前,操作人员要得到在工作区域操作的简要解释、模拟训练和辐射防护技术领域的指南.
(6)加强辐射活动中的各项管理措施和技术措施,如加强、完善辐射区出入口控制管理;加强仪器、仪表的定期检查和维护,确保辐射防护仪器、仪表处于最佳备用状态;在主系统降温降压过程中,进行主系统的氧化运行等.
由于核电厂人员的辐射照射主要集中在核电厂换料大修期间,因此核电厂对大修期间的辐射防护活动都给予了充分的重视.
上述的各项措施在大修期间都得到有效运用和强化,如对重大项目实施专人跟踪;加强现场污染控制,制订并落实ALARA计划;加强辐射防护边界管理、物项转移控制、污染控制、现场屏蔽、区域隔离和模拟演练等.
核电厂通过严格执行这些措施,确保了大修期间辐射控制区边界的完整,使得放射性物质在转移过程中得到有效控制,降低了作业人员的受照剂量.
4.
6.
3人员的照射控制4.
6.
3.
1职业照射对职业照射的监测结果表明,中国已运行的核电厂工作人员年度平均剂量当量远低于国家标准规定的限值,具体测量结果详见附录一.
4.
6.
3.
2公众照射中国核电厂所在省的环境监测站对核电厂的周围环境实施了监测.
监测结果表明:运行期间放射性流出物的排放量,对周围公众中华人民共和国《核安全公约》国家报告67造成的最大个人剂量当量远低于国家标准规定的限值.
4.
6.
4环境的放射性监测核电厂根据环境影响报告(EIR)中定义的关键核素、关键照射(及转移)途径和关键人群组,制订了环境监测大纲,对环境的放射性进行监测,确保遵守国家有关法律和法规的要求,保证放射性废物的排放在排放限值以内,保护公众免受核电厂运行造成的辐射影响.
核电厂应用环境放射性监测数据对以下方面进行评价和分析:—评价控制放射性物质释放到环境的有效性;—评价核电厂流出物所造成的公众照射;—评价环境放射性变化的长期趋势;—评价放射性物质在环境中的迁移和扩散;—校核制定批准限值时所采用的环境模型的真实性.
(1)运行前的本底调查核电厂运行前完成两年的放射性本底和海洋生态的调查,获得关键核素、关键照射(及转移)途径和关键人群组的资料.
调查的环境介质包括:空气、地表水、地下水、陆生生物与水生生物、食物、土壤等.
环境的γ辐射水平的调查范围为50Km,其余项目的调查范围为20Km.
分析测量内容包括:环境的辐射水平及与核电厂有关的放射性核素.
中国核电厂运行前对环境本底进行了测量和记录,确保环境监测的范围和频度具有代表性,满足相关法规的要求.
(2)常规环境辐射监测中华人民共和国《核安全公约》国家报告68核电厂充分利用运行前调查所获得的资料,在满足环境评价需要的情况下,尽量做到环境监测的最优化.
环境监测的重点是对关键人群组危害最大的那些项目.
核电厂按照国家环境保护法规和环境辐射监测标准,根据环境监测大纲,对周围环境进行了有效的监测与评价.
通过对周围环境中的生物、空气、土壤及海洋等介质测量分析,结果表明:三年中,中国运行核电厂没有对环境带来不良影响.
(3)放射性流出物的监测核电厂投入运行后,对所有气载和液体放射性流出物进行监测.
测量内容包括排放总量、排放浓度及要分析的主要核素.
监测结果表明,各核电厂运行期间的放射性流出物排放量,均未超过国家标准的限值.
中国核电厂2004年至2006年,放射性流出物的排放量占国家标准规定的排放年限值的百分比,见附录二.
(4)气象监测为了监测空气弥散状况,核电厂制订了气象监测大纲;对地面上空不同高度的风向、风速和空气温度、雨量和气压等进行连续监测,所选择的监测地点具有代表性.
另外,核电厂与所在省的气象部门建立了通讯联系,以获得所需的气象数据.
(5)事故环境应急监测核电厂在试运行前制订了环境应急监测计划,在环境应急监测计划中规定了一些导出的干预水平,以便于评价监测结果和及早决中华人民共和国《核安全公约》国家报告69定是否需要采取相应的行动.
核电厂配备了辐射监测仪、辐射巡测仪、污染监测仪、空气取样器和环境介质取样器等,并定期进行检查和校准,必要时试验所有应急设备,以保证可用.
(6)正常和事故情况下的公众剂量和环境影响评价核电厂采用厂区边界γ辐射累积剂量的监测数据,以及对大气飘尘、陆上生物、土壤、水质等环境介质的取样分析所取得的数据,评价核电厂在正常运行和事故情况下对公众造成的剂量当量和对环境造成的影响.
4.
6.
5监管机构的控制活动—制定放射性废物管理方面的法规和导则;—制定辐射防护和放射性流出物排放限值方面的法规、导则和标准;—通过对放射性废物管理设施的设计、建造、运行,以及对人员资格和记录的审查,评价核电厂是否符合相关法规和标准;—对不符合法规和标准要求的事项,要求采取补救和纠正措施;—审批核电厂营运单位提交的环境影响报告;—审查和批准核电厂气载和液体放射性流出物年排放管理目标值;—审查核电厂营运单位提交的环境监测报告,并组织核电厂所在省的环境监测站进行环境的放射性监测;核电厂所在省的环境保护部门设立辐射环境监测机构,独立地测量放射性流出物的排放.
辐射环境监测站对已获得的测量数据与核电厂的测量数据进行比对,并将结果与国外核电厂进行比较,该中华人民共和国《核安全公约》国家报告70监测站向国家环境保护总局(国家核安全局)和所在省的环保局提交监测报告,并评价放射性流出物对环境及公众的影响.
由国家环境保护总局(国家核安全局)和核电厂所在省的环境保护局负责审查核电厂营运单位和地方辐射环境监测机构分别提交的监测报告,保证测量结果的准确性和真实性.
此外,2004年至2006年期间,监管机构在辐射防护的控制方面还开展了以下一些重要活动:—密切跟踪国际有关法规、标准发展动态,结合中国核与辐射安全监管实际情况,不断完善核与辐射安全法规体系,组织开展了《中华人民共和国放射性污染防治法》配套法规的编制工作;—建成国家环境保护总局(国家核安全局)辐射环境监测技术中心、国家环境保护总局(国家核安全局)核与辐射事故应急技术中心和全国33个省市辐射环境监测站,初步建立全国辐射环境监测网络,不断加强对核电厂周围环境及流出物的监督性监测;—增设西北、东北核与辐射安全监督站,加强区域核与辐射防护工作的监督和管理;—完成了一批新建核电厂的环境影响评价报告的审评工作.
中华人民共和国《核安全公约》国家报告714.
7应急准备1.
每一缔约方应采取适当步骤,以确保核设施备有厂内和厂外应急计划,并定期进行演习,并且此类计划应涵盖一旦发生紧急情况将要进行的活动.
对于任何新的核设施,此类计划应在该核设施以监管机构同意的高于某个低功率水平开始运行前编制好并做过演习.
2.
每一缔约方应采取适当步骤,以确保可能受到辐射紧急情况影响的本国居民以及邻近该设施的国家的主管部门得到制订应急计划和作出应急响应所需的适当信息.
3.
在本国领土上没有核设施但很可能受到邻近核设施一旦发生的辐射紧急情况影响的缔约方,应采取适当步骤以编制和演习其领土上的、涵盖一旦发生此类紧急情况将要进行的活动的应急计划.
4.
7.
1应急准备的基本要求《核电厂核事故应急管理条例》明确规定: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.
中国已建立了比较完整的核应急法规体系和核事故的三级核应急组织体系,在核电厂一旦发生严重事故时,能迅速采取必要和有效的应急响应行动.
应急准备包括建立应急组织、制订应急计划、编制应急实施程序、建设必要的应急响应设施、进行定期的应急培训和演习等.
核安全法规对核电厂的应急准备制定了具体的要求.
中国政府已发布的核应急法规或标准,内容涉及核事故应急报告制度、医学处理、严重事故的应急管理、放射性物质运输的应急管理、核事故越境影响管理等方面,促进了核事故应急工作的规范化管理.
中华人民共和国《核安全公约》国家报告4.
7.
2应急准备措施4.
7.
2.
1应急准备体系根据《核电厂核事故应急管理条例》的规定,中国的核应急实行三级应急组织体系,即国家核应急组织、核电厂所在省(自治区、直辖市)核应急组织和核电厂营运单位的核应急组织,如图5所示.
国家核应急协调委员会成员单位中国人民解放军支援力量国家核应急协调委员会国家核应急组国家核应急办公室联络员组专家咨询组72省(自治区、直辖市)核应急委员会专家咨询组省(自治区、直辖市)核应急办公室应急专业组省(自治区直辖市)核应急组织核电厂核应急组核电厂应急指挥部核电厂应急办公室(处、科)应急专业组图5国家核应急组织体系图中华人民共和国《核安全公约》国家报告73在三级核应急组织体系中,各自的主要职责是:(1)国家核应急协调委员会组织、协调全国的核应急管理工作.
—贯彻国家核事故应急工作方针,拟定国家核事故应急工作政策;—组织协调国务院有关部门、核行业主管部门、地方政府、核电厂和其他核设施及军队的核事故应急工作;—审查国家核事故应急工作规划和年度工作计划;—组织制定和实施国家核事故应急计划,审查批准场外应急计划;—应急响应时适时批准进入和终止场外应急状态;—统一决策、组织、指挥应急支援响应行动,随时向国务院请示报告;—适时向国务院提出需实施特殊紧急行动的建议;—负责履行核事故应急相关国际公约、双边或多边合作协议,审查批准核事故公报、国际通报,提出请求国际援助的方案;—承办国务院交办的其他有关事宜.
必要时,由国务院领导、组织、协调全国的核事故急管理工作.
(2)国家核事故应急办公室是全国核事故应急工作的管理机构,其建制在中国国家原子能机构.
主要职责是:—贯彻国务院和国家核事故应急协调委员会的核事故应急工作方针和政策;—负责国家核事故应急协调委员会的日常工作;中华人民共和国《核安全公约》国家报告74—贯彻执行国家核事故应急计划,了解、协调、督促国家核事故应急协调委员会成员单位的应急准备工作;通报、指导和协调有关地方政府、核电厂的应急准备工作;—作为国家对外核事故应急联络点,负责接收、处理、传递、通报、报告核与辐射应急方面的信息;承办履行相关国际公约、双边或多边合作协议的具体事宜及申请国际援助的有关事宜;—编制国家核事故应急工作规划和年度工作计划,制定科技研究计划和应急技术支持体系方案;—组织审查场外应急计划、场外综合演习计划和场内、外联合演习计划,提出审查意见书;—组织联络员和专家咨询组活动;—组织有关核事故应急培训和演习;—应急响应时,负责收集情况,提出报告和建议,及时传达和执行国务院领导和国家核事故应急协调委员会的各项决策和指令,并检查和报告执行情况;—承办应急状态终止后国家核事故应急协调委员会决定的有关事宜.
(3)国家环境保护总局(国家核安全局)对核电厂的核事故应急工作独立行使核安全监督,审批核电厂的场内核事故应急计划,并监督核电厂核事故应急计划的制订和实施.
(4)国家环境保护部门、卫生部门、军队等有关部门在各自的职责范围内做好相应的核事故应急工作.
中华人民共和国《核安全公约》国家报告75(5)核电厂所在地的省人民政府核事故应急委员会,负责本行政区域内的核事故应急管理工作.
主要职责是:—执行国家核事故应急工作的法规和政策;—组织制定场外核事故应急计划,做好核事故应急准备工作;—统一指挥场外核事故应急响应行动;—组织支援核事故应急响应行动;—及时向相邻的省、自治区、直辖市通报核事故情况;—必要时,由省政府领导、组织、协调本行政区域内的核事故应急管理工作.
(6)核电厂的核事故应急机构的主要职责是:—执行国家核事故应急工作的法规和政策;—制定场内核事故应急计划,做好核事故应急准备工作;—确定核事故应急状态等级,统一指挥本单位的核事故应急响应行动;—及时向上级主管部门、国家环境保护总局(国家核安全局)和省级人民政府指定的部门报告事故情况,提出进入场外应急状态和采取应急防护措施的建议;—协助和配合省人民政府指定的部门做好核事故应急管理工作.
目前浙江、广东、江苏三省的人民政府均成立了由副省长任主任、省有关部门和军队参加的核事故应急委员会;同时在浙江海盐县、广东深圳市、江苏连云港市分别成立了核事故应急前沿机构,中华人民共和国《核安全公约》国家报告76隶属地方政府.
2005年,四川、甘肃两省也分别成立了省核应急委员会.
4.
7.
2.
2应急状态的分级和报告中国对核电厂应急状态分为以下四种等级:(1)应急待命:出现可能危及核电厂安全的某些特定工况或外部事件.
核电厂有关人员进入待命状态,场外某些应急组织可能得到通知.
(2)厂房应急:辐射后果仅限于核电厂部分区域,按核电厂应急计划,厂内人员行动,场外有关应急组织得到通知.
(3)场区应急:辐射后果限于场区内.
场内人员行动,场外应急组织得到通知,某些场外应急组织也可能行动.
(4)场外应急:辐射后果已超越场区边界.
场内场外人员行动,需实施场内和场外核事故应急计划.
当核电厂进入应急待命状态时,核电厂核事故应急机构及时向核电厂的上级主管部门和国家环境保护总局(国家核安全局)报告情况,并视情况决定向核电厂所在省的核事故应急委员会报告.
当出现可能或者已经有放射性物质释放的情况时,根据情况,及时决定进入厂房应急或者场区应急状态,并迅速向核电厂的上级主管部门、国家环境保护总局(国家核安全局)和省核事故应急委员会报告情况.
在放射性物质可能或者已经扩散到核电厂场区以外时,迅速向省核事故应急委员会提出进入场外应急状态并采取应急防护措施的中华人民共和国《核安全公约》国家报告77建议.
省核事故应急委员会接到核电厂核事故应急机构的事故情况报告后,迅速采取相应的核事故应急对策和应急防护措施,并及时向国家核事故应急办公室报告情况.
需要决定进入场外应急状态时,经国家核事故应急协调委员会批准;在特殊情况下,省核事故应急委员会可以先行决定进入场外应急状态,并立即向国家核事故应急协调委员会报告.
当进入场外应急状态时,国家核事故应急办公室、国家环境保护总局(国家核安全局)等有关部门,及时派出人员赶赴现场,指导核事故应急响应行动.
4.
7.
2.
3核电厂的场内和场外应急计划针对核电厂可能发生的核事故,核电厂营运单位编制场内应急计划、地方政府编制场外应急计划、国家核事故应急协调委员会编制国家核应急计划.
这三级应急计划在内容上是相互衔接和协调一致的,各级应急计划均有实施程序作为应急计划的补充和细化.
此外,国家核事故应急协调委员会的主要成员单位、各后援单位及军队均制订各自的应急方案.
各级应急计划和应急方案按规定进行编制、审批和定期修改.
各级应急计划的内容包括应急响应组织及其职责、应急准备和响应的详细方案、设施和设备、有关方面的配合和支援及其他技术内容.
根据积极兼容原则,充分利用现有条件,建立和保持必要的应急技术支持中心或后援单位,如应急决策支持、辐射监测、医疗救治、气象服务、核电厂应急运行技术支持等技术支持中心,形成中华人民共和国《核安全公约》国家报告78国家核应急技术支持体系,保障国家的核事故应急响应能力.
核电厂营运单位的应急计划,由国家环境保护总局(国家核安全局)审批;核电厂所在地的省政府的核事故应急计划,由国家核事故应急协调委员会审批;国家核事故应急计划,由国务院审批.
依据2005年发布的《国家核应急预案》,有关部门、相关省、核电厂营运单位编制和完善了各自的核应急预案及其执行程序.
4.
7.
2.
4公众对应急准备的了解国家核事故应急办公室建立了信息通报网络,加强与有关部委、地方政府、核电厂和公众的信息沟通.
地方政府负责对核电厂附近公众进行核安全和辐射防护基本知识的普及教育,以及紧急情况下的报警、隐蔽、撤离、服用抗辐射预防药物等应急防护知识的宣传和指导.
核电厂营运单位通过地方的广播电视、发放宣传资料、请当地公众来核电厂参观、参与或观看应急演习等方式,做到使公众消除核恐慌,又使公众在万一发生核事故时能有效投入核应急响应活动中.
核电厂及核电厂所在省的环保部门,每年通过适当的新闻媒体向公众发布核电厂年度环境监测结果.
各级核应急组织通过开展形式多样的核能公众信息沟通活动,奠定了较为广泛的核应急社会基础,促进了核电厂与临近社区、环境的和谐相处.
4.
7.
3应急培训及演习为了提高从事核应急工作人员的专业水平,国家和地方各级应中华人民共和国《核安全公约》国家报告79急组织通过培训班、技术训练和应急知识考核等方式进行培训,加强核应急工作人力资源的培训和训练,为核应急准备和响应提供充足的人力资源.
中国核电厂在首次装料前,对所有应急人员(包括应急指挥人员)进行系统培训和考核;在核电厂运行寿期内,每年至少进行一次与他们预计要完成的应急任务相适应的培训和考核.
核电厂的应急培训包括应急基础培训、应急专项培训和应急在岗培训,分别针对核电厂一般工作人员(包括承包商)、参加应急响应组织的人员和应急响应组织中那些对技术和技能要求较高的岗位.
培训内容涉及与核电厂应急准备和响应的诸多方面.
为验证近几年新建成核电厂的核应急准备的有效性,均按核安全法规的要求,在核电厂首次装料之前举行核事故应急演习.
对已投入运行的核电厂,定期举行不同类型的应急演习,以检验、改善和强化应急准备和应急响应能力.
中国自第三次《核安全公约》缔约方审议大会以来,主要进行了以下应急演习:(1)2004年3月20日,江苏田湾核电厂举行了首次装料前场内综合应急演习;(2)2004年4月20日,广东大亚湾电厂举行了场内综合应急演习;(3)2004年9月16日,广东岭澳核电厂与法国电力公司(EDF)联合举行了场内综合应急演习;中华人民共和国《核安全公约》国家报告80(4)2004年12月17日,浙江省核电厂场外事故应急委员会和秦山核电基地举行了首次群堆联动场内外联合应急演习;(5)2005年5月11至12日,中国首次参加由国际原子能机构组织的国际核应急演习(CONVEX3-2005);(6)2005年5月26日,广东大亚湾核电厂和广东岭澳核电厂举行了场内综合应急演习;(7)2005年9月13日,广东大亚湾核电厂和广东岭澳核电厂联合法国EDF进行了场内综合应急演习;(8)2006年6月13日,广东大亚湾核电基地进行了场内综合应急演习;(9)2006年9月15日,秦山第三核电厂举行场内综合应急演习;(10)2006年10月26日,广东大亚湾核电基地进行了场内综合应急演习;(11)2006年10月28日,秦山第二核电厂进行场内综合应急演习;(12)2006年11月2日,江苏田湾核电厂举行了场内综合应急演习;(13)2006年11月22日,秦山核电厂举行场内综合应急演习.
此外,按照核应急法规的要求,中国核电厂在2004年至2006年间还进行了多次单项演习.
4.
7.
4应急准备工作的进展(1)完善应急预案,加强法制建设中华人民共和国《核安全公约》国家报告81中国政府高度重视包括核应急在内的各项应急工作.
2005年5月,中国政府颁布施行修订的《国家核应急预案》,明确了各部门的分工和接口关系.
国家核应急协调委员会成员单位结合各自职责编制了相应的应急预案,国务院新闻办公室健全了包括核应急在内的突发事件新闻发布工作机制,中国气象局修订了《国家核应急气象保障预案》,信息产业部制订了包括核应急在内的《国家通信保障应急预案》.
江苏、浙江和广东省人民政府及其辖区的核电基地也修订或编制了核应急预案和执行程序.
此外,中国政府正在开展核应急相关法规的修订工作.
(2)依靠科技进步,提升应急能力核应急科研工作在事故源项分析、辐射监测、航空辐射监测、气象保障预报、事故后果评价、应急决策支持、社会心理救援研究以及辐射损伤救治等若干技术领域取得了一批科研成果,进一步优化了中国核应急技术支持体系.
(3)推进平台建设,增强指挥能力随着国家核应急响应中心的建成并投入使用,公安、卫生、环境保护、气象、交通、信息和部队等有关部门以及核电厂营运单位及其所在省在内的一批核应急指挥与响应设施也已相继投入运行.
以国家核应急指挥平台为中心,各级指挥中心正在搭建或完善软件平台,核应急信息的互通互联正在分步实施中.
依托科研院所、医院和部队,采取在现有的基础上适当加强的方式,设立了若干技术支持中心或专业救援队伍.
中华人民共和国《核安全公约》国家报告824.
7.
5核事故应急的国际安排中国是《及早通报核事故公约》和《核事故或辐射紧急情况援助公约》的缔约国,中国政府按照公约要求履行义务.
中国国家原子能机构在2002年4月发布了《核事故辐射影响越境应急管理规定》,该规定强调了在核事故辐射影响越境情况下,中国将履行有关国际公约的义务,并执行条例的有关应急响应行动.
中国发生影响境外的核事故时,由国家核事故应急办公室汇总有关事故信息,按照《及早通报核事故公约》的要求,直接或者通过IAEA向那些受影响或者可能受影响的国家或者地区进行事故通报和事故信息传递.
同时利用多边和双边国际合作渠道,积极推进人员和信息交流,学习、借鉴各国的经验,提高中国的核应急管理水平.
中国已与法国、美国、加拿大、俄罗斯、乌克兰、日本、韩国等国家开展了核应急的双边合作以及技术交流活动.
2005年5月,中国首次参加了国际原子能机构组织的有8个国际政府间组织及50多个国家参加的国际核应急演习.
2006年11月,又参加了国际原子能机构组织的2006年年度核应急演习.
4.
8核安全方面的国际合作中国政府十分重视核安全领域的国际合作,中国已签署、批准或核准了《核材料实物保护公约》、《及早通报核事故公约》、《核事故或辐射紧急情况援助公约》、《核安全公约》和《乏燃料管理安全中华人民共和国《核安全公约》国家报告83和放射性废物管理安全联合公约》等国际公约,并认真履行公约的义务.
中国政府和核电厂营运单位均始终重视与国际核电同行的积极交流,例如多次邀请IAEA对中国核电厂进行运行安全评估、多次邀请WANO进行同行评估;与国外若干相同堆型和技术的核电厂建立了姐妹电厂协议,定期交流和互访,取长补短,不断提高核安全管理水平.
近三年,为促进核安全监管水平的提高和确保核电厂的运行安全,中国政府与各国政府间广泛开展了双边和多边的国际合作,并取得了积极成果:—2004年9月,中国政府首次邀请国际原子能机构专家对环境保护总局(国家核安全局)进行辐射安全基础框架同行评议(RaSIA);—2004年11月23日至12月3日,国际原子能机构对环境保护总局(国家核安全局)进行了核安全监管方面的同行评议(IRRT)后续活动,对2000年评议活动中提出的改进情况进行评价;—2006年4月29日,全国人大常委会审议通过中国加入《乏燃料管理安全和放射性废物管理安全联合公约》,同年5月,中国政府代表团参加了公约第二次缔约方大会;—中国政府继续与国际原子能机构保持富有成效的核安全合作,全面参与国际原子能机构的活动,积极开展在核安全法规标准、核燃料循环、放射性废物管理等方面的合作.
2004年10月,与国际原子能机构合作,成功举办了核设施安全相关专题国际大会;中华人民共和国《核安全公约》国家报告—中国政府进一步加强与美国、法国、俄罗斯、加拿大、日本、韩国和巴基斯坦等多个国家的双边和多边核安全合作,通过高层互访,信息交流和人员培训等方式开展多层次、多类型的合作.
中国政府认为积极开展核安全方面的国际合作是保证核安全的重要组成部分,通过双边或多边的核安全国际合作,对合作各方保证核安全都十分有益.
84中华人民共和国《核安全公约》国家报告5.
核电厂的安全5.
1选址每一缔约方应采取适当步骤,以确保制定和执行相应的程序,以便:()评价在该核设施的预定寿期内可能影响其安全的与厂址有关的一切有关因素;()评价拟议中的核设施对个人、社会和环境的安全可能造成的影响;()必要时重新评价()和()分款中提及的一切有关因素,以确保该核设施在安全方面仍然是可以接受的;()在邻近拟议中的核设施的缔约方可能受到此设施影响的情况下与其磋商,并应其要求向这些缔约方提供必要的信息,以便它们能就该核设施很可能对其自己领土的安全影响进行评价和作出自己的估计.

5.
1.
1核电厂选址法规和要求国家环境保护总局(国家核安全局)参考了IAEA和其它有关国家的核安全标准,制订了核电厂厂址选择有关的核安全法规和导则,主要有:《核电厂安全许可证件的申请和颁发》、《核电厂厂址选择安全规定》、《核电厂厂址选择中的地震问题》、《核电厂厂址选择的大气弥散问题》、《核电厂厂址选择及评价的人口分布问题》、《核电厂厂址选择的外部人为事件》、《核电厂厂址选择的放射性物资水力弥散问题》等,见三.
5.
1.
2选址许可证件的审批过程根据《中华人民共和国放射性污染防治法》的规定,核设施选85中华人民共和国《核安全公约》国家报告址应当进行科学论证,并按照国家相关规定办理审批手续.
在办理核设施选址审批手续前,应当编制环境影响报告书,报国家环境保护总局(国家核安全局)审查批准.
5.
1.
3核电厂选址的准则中国核电厂选址遵守《核电厂厂址选择安全规定》的要求,主要考虑以下几个方面的因素:(1)某个特定厂址所在区域,可能发生的外部自然事件或人为事件对核电厂的影响;(2)可能影响所释放的放射性物质向人体转移的厂址特征及其环境特征;(3)与实施应急措施的可能性及评价个人和群体风险所需要的有关外围地带的人口密度、分布及其它特征.
5.
1.
3.
1确定外部自然事件设计基准的准则(1)对推荐厂址,充分调查研究与设计基准自然事件有关的可能影响核电厂安全的所有厂址特征;(2)列举推荐厂址所在区域内可能存在或可能发生的各种自然现象,并根据它们对核电厂安全运行产生影响的可能性进行分类,采用这个分类来明确哪些是必须确定设计基准的重要自然现象;(3)收集厂址所在区域内发生过的上述重要自然现象及严重程度的历史资料,并认真分析其可靠性、准确性和完整性;(4)采用恰当方法为重要自然现象确定设计基准的自然事件,必须证明这些方法与厂址所在区域内的特征及目前的技术水平相适86中华人民共和国《核安全公约》国家报告应;(5)采用某一方法确定设计基准自然事件而应研究的区域范围,该区域范围必须大到足以包括对确定设计基准自然事件及其特性有影响的所有特征及地区;(6)将重要自然现象表示为推求核电厂有关自然事件设计基准的输入项;(7)在确定设计基准事件时,采用该厂址的特定资料;对无法获得的资料,则采用与该厂址所在区域相类似的其它区域的适用的数据资料.
5.
1.
3.
2确定外部人为事件设计基准的准则(1)对于推荐的厂址,充分调查研究可能影响安全的与设计基准外部人为事件有关的所有厂址特征;(2)查明核电厂厂址所在区域内,在某些情况下存在的可能危及核电厂安全的设施和人为活动,并根据其影响安全的严重程度予以分类.
采用这个分类来明确那些用于设计基准的重要人为事件.
考虑利用土地方面的重大变化,例如现有设施和人为活动的发展或有高度危险性的设施的建造等;(3)收集有关上述重要人为事件的发生频率和严重程度的资料,并分析其可靠性、准确性和完整性;(4)采用恰当的方法确定设计基准人为事件.
该方法与厂址所在区域的特征及目前的技术水平相适应;(5)将每一重要人为事件表示为导出核电厂有关人为事件设计87中华人民共和国《核安全公约》国家报告基准的输入项.
5.
1.
3.
3确定核电厂对区域潜在影响的准则(1)评价核电厂在运行状态和可能导致需要采取应急措施的事故状态下对厂址所在区域的辐射影响时,在考虑核电厂及其安全设施的设计后,恰如其份地估计预计的或潜在的放射性物质的释放.
评价厂址时,通常把这些放射性释放物作为辐射源项看待;(2)评定从核电厂释放的放射性物质可能达到并影响人的直接的或间接的途径,在进行这种评定时,考虑区域和厂址的异常特征,并特别注意生物圈在放射性核素积累和运输中的作用;(3)考查核电厂设计和厂址之间的关系,以保证将由源项所确定的放射性物质释放给公众和环境带来的辐射风险降低到可接受的程度;(4)核电厂设计必须能补偿其所在区域所造成的任何不能接受的影响,否则认为该厂址是不合适的.
5.
1.
3.
4考虑人口因素和应急计划的准则(1)对推荐厂址所在区域进行调查研究,以评价目前和可预见的将来该区域的人口特征和分布情况.
这种调查研究必须包括对该区域目前和将来的土地和水的利用的评价,并且考虑可能影响放射性释放物对个人和群体的潜在后果的任何特有特征.
(2)在人口特征和分布方面,厂址与核电厂的组合满足:—核电厂在运行状态下对居民的辐射照射保持在合理可行尽量88中华人民共和国《核安全公约》国家报告低的水平,在任何情况下都符合国家规定;—在事故状态(包括那些可能导致需要采取应急措施的事故状态)下对居民造成的辐射风险低到可接受的水平,并符合国家的规定.
对厂址进行全面评价后,如果证明无法采用适当的措施以满足上述要求时,则认为该厂址不适合于建造所推荐的核电厂.
(3)考虑到公众的潜在辐射后果和执行应急计划的能力,以及可能妨碍执行应急计划的任何外部事件的影响,在推荐厂址的周围建立外围地带.
在核电厂开始建造前,确定在核电厂运行前在核电厂外围地带不存在妨碍制定应急计划的根本问题.
为了恰当地执行这个要求:—采用合适的特定厂址参数对事故状态(包括严重事故)的放射性物质释放合理地作出评价;—评价应急计划的可行性.
5.
1.
4核电厂厂址选择安全规定的执行在选址阶段,中国核电厂许可证申请者按照《核电厂厂址选择安全规定》的要求,对拟建的核电厂在预定寿期内可能影响其安全的一切与厂址有关因素以及该核电厂对个人、社会和环境安全可能造成的影响进行了评价.
5.
1.
4.
1影响核电厂安全的自然因素中国核电厂在选址过程中,对影响核电厂安全的自然因素进行了详细调查和评价,并根据调查结果和有关安全要求,确定了工程89中华人民共和国《核安全公约》国家报告设计基准.
这些影响核电厂安全的自然因素包括:—由于降水和其他原因引起的洪水;—因地震引起的波浪;—因挡水构筑物受破坏而引起的洪水及波浪;—地表断裂;—斜坡不稳定性;—地表塌陷、沉降或隆起;—地震;—基土液化;—龙卷风;—热带气旋(台风);—其他重要的自然现象和极端条件.
5.
1.
4.
2影响核电厂安全的人为因素中国核电厂对飞机坠毁、化学品爆炸、影响堆芯长期排热的厂址参数和其它重要人为事件等可能影响核电厂的因素进行了调查,经分析都是小概率事件,这些因素对核电厂安全影响很小,通过设计控制完全可使其对核电厂的安全影响达到可接受的范围.
在选定核电厂厂址时,国家有关部门根据核电厂所要求的防护等级充分考虑对可能引起外部人为事件的活动及其在区域内的今后发展进行控制.
5.
1.
4.
3核电厂对周围环境和居民核安全的影响中国核电厂在选址时,充分考虑到可能的放射性释放对周围环90中华人民共和国《核安全公约》国家报告境和居民造成的风险,对可能造成风险的途径进行研究和控制.
核电厂主要对放射性物质在大气中、地表水和地下水的弥散、人口分布、土地和水的利用等因素进行了广泛的调查,并定期进行观察,利用模型进行研究和分析,有效地控制了可能的放射性释放对周围环境和居民造成的辐射风险.
5.
1.
5与选址因素有关的持续监测活动根据《中华人民共和国环境保护法》、《中华人民共和国放射性污染防治法》等法律及核电厂选址、设计、运行安全规定等法规的要求,中国建立了放射性污染监测制度.
国家环境保护总局(国家核安全局)负责对核电厂实施监督性持续监测,对放射性污染实施监测管理.
同时要求核电厂营运单位,对核电厂周围环境中所含的放射性核素的种类、浓度及核电厂流出物中的放射性核素总量实施监测.
根据核电厂选址有关的核安全导则要求,核电厂营运单位在整个寿期内对影响核电厂安全的选址因素,如气象、水文、地质等进行监测和评价,以确保核电厂的安全.
91中华人民共和国《核安全公约》国家报告5.
2设计与建造每一缔约方应采取适当步骤以确保:()核设施的设计和建造能提供防止放射性物质释放的若干可靠的保护层次和保护方法(纵深防御),以防止事故发生和一旦事故发生时能减轻其放射后果;()设计和建造核设施时采用的工艺技术是经过实践证明可靠的,或经过试验、分析证明合格的;()核设施的设计考虑到运行可靠、稳定和容易管理,并特别注意人的因素和人机接口.
5.
2.
1核电厂设计与建造法规和要求5.
2.
1.
1核电厂设计法规和要求国家环境保护总局(国家核安全局)参照IAEA相应的核安全标准和其它有关的国家标准,制定了《核动力厂设计安全规定》和有关核电厂设计的一系列导则,详见三.
在审查进口核电厂的设计时,国家环境保护总局(国家核安全局)要求《核电厂建造许可证》的申请单位必须说明所执行的标准和规范符合中国核安全法规和导则的要求.
如果中国无此类标准和规范,采用的标准和规范须经中国国家环境保护总局(国家核安全局)认可.
核电厂的安全有赖于三个基本安全功能(反应性控制、余热排出和放射性包容)的保障,纵深防御概念有助于保持三个基本安全功能,有助于使放射性物质不会危及公众和环境.
92中华人民共和国《核安全公约》国家报告国家环境保护总局(国家核安全局)修订了《核动力厂设计安全规定》并于2004年4月对外发布实施.
新法规对核电厂设计的安全目标、安全管理要求、技术要求和设计要求作出了明确规定.
《核动力厂设计安全规定》所确立的核安全目标如下:在核电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.
总的核安全目标由辐射防护目标和技术安全目标所支持,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.
《核动力厂设计安全规定》所确立的安全管理要求如下:(1)管理职责营运单位对安全负全面责任.
所有从事安全重要活动的单位,都有责任保证将安全事务放在最优先的位置.
(2)设计管理必须保证安全重要构筑物、系统和部件具有必要的可靠性,能确保核电厂安全功能得到执行,使核电厂在其整个设计寿命期间能够安全运行,能防止事故的发生,保护厂区人员、公众和环境.
(3)经验证的工程实践只要可能,安全重要构筑物、系统和部件就必须按照经批准的最新的或当前适用的规范和标准进行设计;其设计必须是此前在相当使用条件下验证过的;并且这些物项的选择必须与安全所要求的核电厂可靠性目标相一致.
当引入未经验证的设计或设施,或存在着偏离已有的工程实践93中华人民共和国《核安全公约》国家报告时,必须借助适当的支持性研究计划,或通过其他相关的应用中获得的运行经验的检验,来证明其安全性是合适的.
(4)运行经验和安全研究必须充分考虑从运行的核电厂中取得的相关运行经验和相关研究的成果.
(5)安全评价必须对设计进行全面的安全评价,以证实交付制造、建造和竣工的设计满足设计开始时提出的安全要求.
(6)安全评价的独立验证在提交国家核安全监管部门以前,营运单位必须保证由未参与相关设计的个人或团体对安全评价进行独立验证.
(7)质量保证必须制定和实施描述核电厂设计的管理、执行和评价的总体安排的质量保证大纲.
这个大纲必须由每个构筑物、系统和部件的更详细计划来支持,以便始终保证设计质量.
《核动力厂设计安全规定》所确立的主要技术要求如下:(1)纵深防御纵深防御概念贯彻于安全有关的全部活动,包括与组织、人员行为和设计有关的方面,以提供一系列多层次的防护措施,如固有安全特性、设备和规程等,用以防止事故,或在未能防止事故时提供适当的保护.
详见5.
2.
3节中的纵深防御要求.
(2)安全功能94中华人民共和国《核安全公约》国家报告设计中必须考虑在各种运行状态下、在发生设计基准事故期间和之后,以及尽可能考虑在发生所选定的超设计基准事故的事故工况下,都必须执行下列基本安全功能:—控制反应性;—排出堆芯热量;—包容放射性物质和控制运行排放,以及限制事故释放.
(3)事故预防和核电厂安全特性核电厂设计必须使其对假设始发事件的敏感性减到最小.
核电厂对任何假设始发事件的预期响应,必须是下列可合理达到的情况(以重要性为序):—依靠核电厂的固有特性,使假设始发事件不会产生与安全有关的重大影响,或只使核电厂产生趋向于安全状态的变化;—发生假设始发事件后,核电厂借助非能动安全设施或在此状态下连续运行的安全系统的作用,以控制该事件,使核电厂趋于安全;—发生假设始发事件后,借助为了响应该事件而必需投入运行的那些安全系统的作用使核电厂趋于安全;—发生假设始发事件后,借助专门规程使核电厂趋于安全.
(4)辐射防护设计必须以防止或减轻(在无法防止时)由设计基准事故和选定的严重事故引起的辐射照射作为目标.
必须采取措施保证公众和厂区人员可能受到的辐射剂量不超过可接受限值并且合理可行尽量95中华人民共和国《核安全公约》国家报告低.
必须将有可能导致高辐射剂量或放射性释放的核电厂状态发生的概率限制在很低的水平,并必须保证发生概率高的核电厂状态仅产生微小的潜在放射性后果.
《核动力厂设计安全规定》所确立的主要设计要求如下:(1)安全分级必须确定属于安全重要物项的所有构筑物、系统和部件,包括仪表和控制软件,然后根据其安全功能和安全重要性分级.
它们的设计、建造和维修必须使其质量和可靠性与这种分级相适应.
(2)总的设计基准设计基准必须规定核电厂的必备能力,以适应在规定的辐射防护要求范围内所确定的运行状态和设计基准事故.
设计基准必须包括正常运行技术规格、假设始发事件造成的核电厂状态、安全分级、重要假设,以及在某些情况下特定的分析方法;除设计基准外,设计中还必须考虑核电厂在特定的超设计基准事故包括选定的严重事故中的行为.
(3)构筑物、系统和部件的可靠性设计必须考虑防止共因故障,应用单一故障准则,采取故障安全设计等方法以保证安全重要构筑物、系统和部件等安全重要物项能以足够的可靠性承受所有确定的假使始发事件.
(4)在役试验、维护、修理、检查和监测的措施为保持安全重要构筑物、系统和部件执行功能的能力,其设计必须满足能在核电厂整个寿期内进行标定、试验、维护、修理或更96中华人民共和国《核安全公约》国家报告换、检查和检测,以证明满足可靠性目标.
(5)设备鉴定必须采用设备鉴定的程序来确认安全重要物项能够在其整个设计运行寿期内满足处于需要起作用时的环境条件(如振动、温度、压力、喷射流冲击、电磁干扰、辐照、湿度或这些因素的任何可能组合)下执行其安全功能的要求.
(6)老化设计中必须为所有安全重要构筑物、系统和部件提供适当的裕度,以便考虑到有关的老化和磨损机理以及与服役期有关的可能的性能劣化,从而保证这些构筑物、系统或部件在其整个设计寿期内能够执行所必需的安全功能的能力.
(7)优化运行人员操作的设计厂区人员的工作场所和工作环境必须按照人机工程学原则设计.
必须在设计过程初期就系统地考虑人为因素和人机接口,并贯彻于设计全过程.
人机的界面设计必须对操纵员是"友好的",并必须以限制人为差错的影响为目标.
人机接口必须设计成不但能够为操纵员提供全面而易处理的信息,而且与作出决定和采取行动所需的时间相适应.
(8)安全分析必须对核电厂设计进行安全分析,在分析中必须采用确定论和概率论分析方法.
通过安全分析论证所设计的核电厂能够满足各类97中华人民共和国《核安全公约》国家报告核电厂状态下放射性释放的所有规定限值和潜在的辐射剂量的可接受限值,并论证纵深防御已起到作用.
(9)其他设计考虑在设计要求中还对多堆公用构筑物、系统和部件、核燃料和放射性废物的运输和包装、撤离路线和通信手段,以及核电厂出入口控制和核电厂退役等方面作出了要求.
此外,《核动力厂设计安全规定》还对反应堆堆芯、反应堆冷却剂系统、安全壳系统、仪表和控制、应急控制及应急动力供应、辐射防护等核电厂重要系统的设计要求作出了具体规定.
5.
2.
1.
2核电厂建造法规和要求核电厂建造的基本要求主要体现在核安全法规《核电厂质量保证安全规定》及其导则之中.
通用的质量保证要求在4.
4节中已描述.
针对建造活动的具体特点,核安全导则《核电厂建造期间的质量保证》要求如下:(1)总的要求,包括:—制定现场建造(包括验证工作)计划并形成文件;—按适用于该项活动的书面程序、工作指令、说明书及图纸来规定和完成所要求的活动;—实施场地管理,保持要建造或安装的物项所必需的质量;—控制材料及设备的接收、贮存和装卸,严防滥用、误用、损伤、变坏或失去标识;—制定并实施流体系统和有关部件的清洗要求及清洁度的管理98中华人民共和国《核安全公约》国家报告要求;—按照已批准的程序完成质量/安全相关的物项和表面的油漆或涂层活动;—对测量和试验设备进行管理,控制其选择、标识、标定和使用;—工作人员必须接受必要的培训,具备完成工作所必需的业务熟练程度等.
(2)物项的安装、检查和试验核电厂建造期间主要涉及三大类活动:土壤、地基、混凝土和结构钢的安装、检查和试验;机械设备和系统的安装、检查和试验;检测仪表和电气设备的安装、检查和试验.
对上述各类活动的重要环节均须进行严格的控制,包括:—建造、安装前的先决条件验证;—建造、安装过程的管理控制;—建造、安装活动完成后,对已完工构筑物和已安装设备、系统的检查和试验.
(3)检查和试验结果的分析和评价对检查和试验结果进行收集、整理、分析、评定,判断结构、设备和系统是否达到所要求的运行水平,进而确定相应的后续行动.
5.
2.
2设计、建造资格和建造许可证的审批过程(1)申请从事核工程建筑设计资格许可证的单位,必须向建设部提出申请,经审查合格后,由建设部发给申请者核工程建筑设计99中华人民共和国《核安全公约》国家报告资格许可证.
(2)申请从事核承压设备设计、制造和安装资格许可证的单位,必须向主管部门和国家环境保护总局(国家核安全局)同时提出申请,经主管部门审查、评定并由国家环境保护总局(国家核安全局)会同有关部门核准后,由国家环境保护总局(国家核安全局)颁发相应的资格许可证.
(3)《核电厂建造许可证》的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,向国家环境保护总局(国家核安全局)提交以下文件资料:—《核电厂建造申请书》;—《核电厂环境影响报告》;—《核电厂初步安全分析报告》;—《核电厂质量保证大纲》(设计和建造阶段).
国家环境保护总局(国家核安全局)组织有关专家进行审评,在确认上述文件资料的内容符合国家核安全法规的要求后,发给申请者《核电厂建造许可证》.
5.
2.
3纵深防御概念及其应用5.
2.
3.
1纵深防御概念纵深防御是实现核安全的一项基本原则.
纵深防御概念贯彻于安全有关的全部活动,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.
100中华人民共和国《核安全公约》国家报告中国核电厂在整个设计中贯彻了纵深防御概念,主要体现在以下方面:—提供多重的实体屏障,防止放射性物质不受控制地释放到环境;—保守地设计并高质量地建造和运行核电厂,确保将核电厂发生故障和异常运行的可能性减至最小;—利用固有特性和专设设施在发生假设始发事件期间及之后控制核电厂的行为,尽可能地使不受控制的瞬变过程减至最少甚至排除;—对核电厂提供附加控制,这些附加控制采用安全系统的自动触发,以尽量减少操纵员在假设始发事件早期阶段的干预;—提供设备和规程以控制事故发展过程和限制其后果;—提供多种手段来保证实现每项基本安全功能,即控制反应性、排出热量和包容放射性物质,从而保证各道屏障的有效性和减轻任何假设始发事件的后果.
为了贯彻纵深防御概念,中国核电厂在设计中尽实际可能地防止:—出现影响实体屏障完整性的情况;—屏障在需要它发挥作用时失效;—一道屏障因另一道屏障的失效而失效.
作为一条基本要求,任何时候各防御层次都按照不同运行方式的规定一一备齐.
在缺少一个防御层次而其他防御层次虽在的条件101中华人民共和国《核安全公约》国家报告下,继续运行就没有足够的基础.
5.
2.
3.
2纵深防御概念的第一种应用在中国核电厂设计过程中,纵深防御概念的第一种应用为: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.
(1)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.
为达到此目的,在中国核电厂的设计中,采取了以下措施:—按照恰当的质量水平和工程实践正确并保守地设计核电厂,留有恰当的安全裕量.
对于和质量安全有关的各个方面,诸如材料的选择,技术规格、建造和运行经验的利用,设备的合格鉴定,人因考虑,老化和磨损考虑,各种工况的安全分析,安全评价的独立验证,检查、维护和试验规程,以及部件制造和核电厂施工的控制,都予以极大关注.
不仅对于不同防御层次中的工艺和安全系统及其辅助设施有此要求,对于防止放射性物质外逸的各道实体屏障尤其如此.
—只要可行,设备按照适用的、经认可的标准和设计规范设计,其设计是此前在相当使用条件下验证过的.
设备的选择与安全所要求的电厂可靠性目标相一致.
对于所采用的标准和规范,都事先加以鉴别和评价过.
(2)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.
为达到此目的,中国核电厂在设计中,提供了专用系统(如化学与容积控制系统、给水控制系统和102中华人民共和国《核安全公约》国家报告反应性控制系统等),并制定了运行规程,以防止或尽量减小假设始发事件所造成的损坏,防止设备故障和人为失误演变成设计基准事故.
(3)设置第三层次防御基于以下假定: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防御层次所制止,更严重的事件可能发生及发展.
这些极少可能的事件是核电厂的设计基准所预期的,因此在中国核电厂的设计中提供了固有安全特性、故障安全设计、针对设计基准事故的专设安全设施和应急操作规程以控制它们的后果,并使核电厂在这些事件之后达到稳定的、可接受的状态.
(4)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,并保证放射性后果保持在合理可行尽量低的水平.
这一层次最重要的目标是保护包容功能.
通过附加的措施和规程防止事故的发展,通过减轻选定的严重事故的后果,以及事故处置规程实现这一目标.
(5)第五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.
中国建立了合适的应急控制中心,并制订了场内和场外应急响应计划.
5.
2.
3.
3纵深防御概念的第二种应用在中国核电厂的设计过程中,纵深防御概念的第二种应用是:为核电厂设置多道实体屏障,防止放射性物质外逸.
这些屏障包括燃料基体、燃料包壳、反应堆冷却剂系统压力边界和安全壳.
103中华人民共和国《核安全公约》国家报告(1)燃料元件燃料元件的设计考虑了冷却剂外压、化学效应、静载荷和动载荷等劣化因素.
堆内辐照试验证实燃料元件可承受预计的堆内辐照.
燃料元件在设计基准事故下能保持完整性.
反应堆冷却剂的总活性可进行连续测量,反应堆冷却剂中某些核素浓度可进行定期测量.
核电厂技术规格书和运行规程规定了反应堆冷却剂最大允许活性.
(2)反应堆冷却剂系统的压力边界反应堆冷却剂系统的每一部件所选用的设计压力和温度均超过所有正常及预期瞬态负荷工况下的最高冷却剂压力及温度,并保持其应力不超过允许的应力限值.
反应堆冷却剂压力边界的各部件依靠采用经验证的材料和各种设计规范,以及采用经验证的制造工艺、工厂的无损检查试验,和组装件的整体水压试验而获得足够的安全裕量.
除考虑了正常运行工况下系统的载荷,还考虑了管道破裂和地震等异常载荷工况.
反应堆压力容器的设计已考虑辐照脆化效应.
在核电厂整个寿期内,用监督样品监测压力容器的辐照脆化是否符合各种预期情况.
反应堆冷却剂系统设置有多重安全阀和卸压阀.
瞬态分析已包括在反应堆冷却剂系统的设计中,其结论为在正常运行工况下均不会超过设计工况.
保护和各整定值均是根据这些瞬态分析制定的.
系统的裕度已考虑热滞效应、冷却剂输送时间、压降、系统卸压阀特性以及仪表和控制响应特性.
104中华人民共和国《核安全公约》国家报告反应堆冷却剂系统的关键部位可进行检查、试验和监测.
通过控制一回路和二回路冷却剂的水化学条件,防止部件的腐蚀.
(3)安全壳安全壳设计成包容核蒸汽供应系统(NSSS),可保证在正常运行和失水事故情况下,安全壳每天的泄漏率小于事故压力下安全壳内气体质量的1‰至3‰.
安全壳设计成能在安全壳设计压力下进行定期的综合泄漏率试验.
安全壳结构,包括出入口及贯穿件等都设计成能承受假想的设计基准失水事故引起的压力和温度的尖峰效应.
安全壳喷淋系统具有足够的冷却能力防止结构过压.
在一次失水事故或主蒸汽管道破裂事故后,安全壳的压力在一天时间内返回到大气压附近.
安全壳的设计考虑了特殊而可信的外部事件(如飞射物等)所产生的动态效应.
安全壳的设计、建造和试验遵照经批准的规范的要求进行.
5.
2.
4事故预防和事故缓解的措施5.
2.
4.
1事故预防措施中国核电厂主要依靠采用保守的设计、提高系统和设备的可靠性和良好的运行实践来预防故障,依靠质量保证来检验是否达到设计意图,依靠监测来发现运行期间的性能退化或早期故障,依靠一105中华人民共和国《核安全公约》国家报告些措施来确保小的扰动或早期故障不致演变成更严重的状态.
所考虑的因素如下:—充分采用固有的安全特性;—在核电厂的设计和运行中,材料的选择和工艺参数留有足够的安全裕量;—采用经过工程验证的行之有效的工艺技术;—监测和控制核电厂运行的系统和部件尽可能设计成具有失效安全、多重性、多样性和必要时同类部件实体分隔,由此保证高度的可靠性;—对安全重要的设备和材料有严格、全面和均衡的质量保证措施;—与安全相关的部件作定期监测、检查和试验;—利用监测系统及时地探测那些可能影响核安全的不正常工况,这些系统能发出警报信号,并在许多情况下能自动触发纠正动作;—对核电厂进行概率风险评价,寻找设计中的薄弱环节;—利用运行经验反馈改进核电厂的设计和运行规程.
中国核电厂在设计阶段就考虑了运行中可能出现的人因差错.
为了减少人因差错,首先,核电厂瞬时采取的行动尽可能自动化,尽量给操纵员留下更多的诊断和决策时间,以减轻他们的心理压力.
其次,改进系统的人机接口设计,特别是控制室的设计,尽量减少错误判断的概率,缩短人员的响应时间.
运行人员作优化的设计见5.
2.
6.
106中华人民共和国《核安全公约》国家报告5.
2.
4.
2事故缓解措施核电厂事故缓解措施分为事故管理、专设安全设施和事故应急措施三类.
中国核电厂配备有事故处理规程.
事故处理规程将核电厂应急运行规程扩展到设计基准事故以外,预防和缓解发生概率更低的事件.
中国核电厂设置有安全壳,用以包容从堆芯释放的任何放射性物质,限制放射性物质向环境排放,保护公众和环境.
为了便于运行人员迅速查明超设计基准事故的原因,并有计划地采取适当的纠正行动和控制事故后果,中国核电厂设置了合适的设备、仪器仪表和诊断辅助手段,其中包括在控制室能获得读数的仪器仪表.
中国核电厂事故应急措施见4.
7.
5.
2.
4.
3严重事故对策(1)对新建核电厂的要求国家环境保护总局(国家核安全局)于2004年4月发布了修订后的《核动力厂设计安全规定》,明确要求对新建核电厂的设计,必须考虑严重事故的对策.
虽然现有核电厂已提供了高可靠的设计来对付设计基准事故以防止反应堆堆芯的严重损坏和抑制放射性物质的释放,但是某些极低概率的事件序列仍然有导致严重堆芯损坏的可能.
因此,要求新建核电厂必须在运行经验的基础上,结合安全分析和安全研究的结果,对严重事故在设计中做如下考虑:107中华人民共和国《核安全公约》国家报告—必须采用概率论、确定论和正确的工程判断相结合的方法,确定可能导致严重事故的重要事件序列;—必须对照有关准则审查这些事件序列,以确定必须在设计中考虑哪些严重事故;—对于能降低这些选定事件发生的概率或者当这些选定事件发生时能减轻其后果的可能的设计修改或规程修改,必须加以评价,如属合理可行则必须实施这种修改.
—必须考虑核电厂的整个设计能力,包括超过原来预定的功能和预计运行状态下可能使用某些系统(即安全系统和非安全系统),和使用附加的临时系统,使核电厂回到受控状态和/或减轻严重事故的后果.
条件是可以表明这些系统能够在预计的环境条件下起作用;—对于多机组核电厂,必须考虑使用其他机组可利用的手段和/或支持,条件是其他机组的安全运行不会受到损害.
—必须在涉及有代表性和起主导作用的严重事故情况下,制定事故管理规程.
(2)已运行核电厂采取的应对措施虽然上述要求是针对新建核电厂提出的,但是已运行的核电厂参考上述要求和国际的经验,结合各自电厂的实际情况,都开展了有关严重事故的研究,并计划开始逐步采取合理可行的预防和缓解措施:—积极调研国外机构和核电厂在严重事故研究方面的最新动态;—启动严重事故管理导则的研究与制定,达到在可能发生的严108中华人民共和国《核安全公约》国家报告重事故工况下,对压力壳裂变产物边界和安全壳进行保护,有针对性地缓解严重事故后果,减少对环境的放射性释放,最终使核电厂恢复到可控、稳定状态;—对缓解严重事故的系统和设施进行工程评价和改造,提高缓解严重事故的能力.
(3)积极开展严重事故对策研究近年来,中国核行业主管部门、核安全监管部门和核电厂营运单位,均高度重视严重事故对策的研究与开发,制订了严重事故对策研究与开发领域中的课题攻关规划,并给予了资金投入.
5.
2.
5采用成熟的和合格的工艺技术(1)国家环境保护总局(国家核安全局)要求核电厂营运单位在设计中采用成熟的和合格的工艺技术.
核电厂营运单位向国家环境保护总局(国家核安全局)提交的文件(如安全分析报告等)必须描述所采用的技术,并须得到验证和证实.
(2)中国核电厂设计所采用的规范和标准,在应用前已进行过鉴定和评价,以确认它们的适用性和恰当性,确保设备的质量符合要求的安全功能.
(3)精心地制定制造和建造方法.
正确地挑选和培训工作人员,并审查其资格.
构筑物、系统和部件的制造和建造由国内外有经验的承包商或供货商完成,营运单位审查其承包和供货能力、工程制造和建造经验,以及能说明他们资格的文件和记录.
(4)中国核电厂的设计与设计改进109中华人民共和国《核安全公约》国家报告秦山第二核电厂3、4号机组在充分吸收其1、2号机组有关设计、建造、调试和运行经验基础上进行了必要的改进,如采用新型的AFA3G型燃料组件、采用数字化仪控系统、增设超设计基准事故工况下消氢措施、增设防硼误稀释等12项设计改进.
广东岭澳核电厂的3、4号机组以其1、2号机组为参考,进行了多项技术改进,其中涉及安全方面的设计改进有13项,如采用先进AFA3G燃料组件、反应堆压力容器堆芯活性段采用整体锻件、稳压器卸压功能延伸等.
江苏田湾核电厂是从俄罗斯引进的WWER-1000型压水堆,其技术是成熟的.
根据俄罗斯18座WWER-1000型压水堆的运行经验,江苏田湾核电厂在设计上进行了改进,如采用双层安全壳和四列安全系统、考虑了严重事故和不能停堆的预期瞬态、增设了应急硼注入系统、燃料水池位于安全壳内部并可贮存10年的乏燃料等.
5.
2.
6运行人员操作的优化设计中国核电厂厂区人员的工作场所和环境按照人机工效学原则进行设计:(1)采取必要的措施,确保工作环境的照明、湿度和温度令人满意;(2)显示器和仪器有统一的布置,使操纵人员监测和控制电厂时所需的走动最小;(3)在主控制台上,信号及操作按钮按功能分区;用不同色彩区别不同的功能块;应用不同的符号表示阀类和泵类的控制;110中华人民共和国《核安全公约》国家报告(4)采用不同的音响或视像,使操纵人员能区别不同等级的报警;(5)仔细地选择报警信号源,并排列优先级,避免主控室显示与报警系统信号太多太杂;(6)自动系统的响应给操纵员提供足够多的时间检查和确认自动响应,并执行规定的程序,尽量减少操纵员在短期内进行干预的必要性,以减轻他们的心理负担;(7)控制和显示功能的标志很容易与正在受监测或控制的装置联系在一起;(8)控制装置及其功能显示,设计在便于操纵员操作和观看的地方.
5.
2.
7国家环境保护总局(国家核安全局)的监管活动(1)三年来,国家环境保护总局(国家核安全局)对核电厂建造许可证、核电厂首次装料批准书、核承压设备设计资格许可证、制造资格许可证以及安装资格许可证的主要监管活动如下:—组织完成了对田湾核电厂1号机组首次装料条件的审查,并于2005年10月颁发了首次装料批准书.
—组织完成了对广东岭澳核电厂3、4号机组建造许可证申请文件的核安全评审工作,并于2005年12月颁发了建造许可证.
—组织完成了对秦山第二核电厂3、4号机组建造许可证申请文件的核安全评审工作,并于2006年1月颁发了建造许可证.
—设立民用核承压设备资格许可证持证单位报告制度,组织完成对全国24家核承压设备资格持证单位的专项普查,对其中9家持证单位给予限期整改处罚,并根据整改情况,暂停2家持证单位的111中华人民共和国《核安全公约》国家报告资格许可证.
(2)国家环境保护总局(国家核安全局)在三年间,组织完成了对江苏田湾核电厂和秦山第二核电厂等核电厂在设计、建造期间的重大工程活动、重大不符合项的监督.
112中华人民共和国《核安全公约》国家报告5.
3运行每一缔约方应采取适当步骤以确保:(ⅰ)初始批准核设施的运行是基于能证明所建造的该设施符合设计要求和安全要求的相应的安全分析和调试计划;(ⅱ)对于由安全分析、试验和运行经验导出的运行限值和条件有明确的规定并在必要时加以修订,以便确定运行的安全界限;(ⅲ)核设施的运行、维护、检查和试验按照经批准的程序进行;(ⅳ)制订对预计的运行事件和事故的响应程序;(ⅴ)在核设施的整个寿期内,在安全有关的一切领域备有必要的工程和技术支援;(ⅵ)有关许可证的持有者及时向监管机构报告安全重要事件;(ⅶ)制定收集和分析运行经验的计划,以便根据获得的结果和得出的结论采取行动,并利用现有的机制与国际机构、其他运营单位和监管机构分享重要的经验;(ⅷ)就有关的过程而言,由核设施运行所导致的放射性废物的生成应在活度和数量两方面都保持在实际可行的最低水平;与运行直接有关并在核设施所在的同一厂址进行的乏燃料和废物的任何必要的处理和贮存,要顾及形态调整和处置.
5.
3.
1核电厂运行的基本要求为保证核电厂的运行安全,中国制定了《核动力厂运行安全规定》及11个运行导则(详见三).
经过多年的实践,中国制订的运行法规和导则是满足实际需要的.
113中华人民共和国《核安全公约》国家报告2004年,国家环境保护总局参照IAEA核安全标准修订了《核动力厂运行安全规定》,新法规确立的基本要求如下:(1)核电厂营运单位营运单位作为许可证持有者,必须对核电厂的安全运行负全面责任.
必须明文确定组织机构,并配备称职的管理人员和足够数量的合格工作人员.
为保证核电厂在所有运行状态下安全运行、减轻事故后果并对应急状态作出正确的响应,必须明确规定岗位职责、授权级别和内、外联络渠道.
此外,法规还对营运单位在运行经验反馈、应急准备、质量保证、实物保护和防火安全等方面提出了明确要求.
(2)人员的资格和培训营运单位必须规定执行能影响安全任务的人员的资格和经验要求,必须挑选合格的人员并给予必要的培训和指导,使他们能在核电厂各种运行状态和事故工况下按照运行规程或应急规程正确地履行职责.
(3)核电厂调试必须制定详细的调试大纲和质量保证大纲,并在大纲中对其各部分的实施和报告责任作出明确规定.
调试大纲必须经国家核安全监管部门批准.
必须经国家核安全监管部门批准首次装料后,营运单位才可以首次向堆芯装载核燃料,进行带核燃料的调试.
在完成对前阶段调试试验所得结果的评价和检查,并确认实现了全部目标和满足了全部核安全管理要求之后,营运单位才能进行下阶段的调试试验工作.
114中华人民共和国《核安全公约》国家报告(4)运行限值和条件核电厂营运单位必须制定包括技术和管理两个方面的运行限值和条件.
运行限值和条件必须反映最终设计,并在核电厂运行开始之前经国家核安全监管部门评价和批准.
运行限值和条件必须包括对各种运行状态(包括停堆在内)的要求.
运行限值和条件必须作为营运单位运行核电厂的一个重要依据.
对运行负有直接责任的运行人员必须熟练掌握运行限值和条件,并保证遵守.
(5)运行指令和运行规程核电厂营运单位必须制定全面的管理程序,管理程序包括制订、完善、验证、验收、修改和注销运行指令及运行规程(以下统称运行规程)的规则.
核电厂营运单位必须在运行开始之前,根据营运单位的政策和国家核安全监管部门的要求制定全面地适用于正常运行、预计运行事件和事故工况下的运行规程.
必须定期审查全部运行规程.
必须把任何修改通知运行人员和这些文件的其它持有者.
修改必须按照书面规定的程序,并且只有经授权的人员批准才能生效.
运行人员必须熟知运行规程及其修正版本的内容.
除程序中有明确规定外,运行人员在接到授权人员书面指令前不得改变核电厂的实际配置,包括临时性的改变在内.
在任何情况下这种改变不得偏离运行限值和条件.
115中华人民共和国《核安全公约》国家报告(6)堆芯管理和燃料装卸核电厂营运单位必须负责并组织有关堆芯管理和厂区燃料装卸的全部活动,以保证燃料在反应堆内的安全使用及其在厂区转移和贮存期间的安全.
必须编写燃料和堆芯部件的管理程序,包括未辐照和已辐照燃料的转移、厂区内的贮存和向外发运的准备工作.
未辐照和已辐照燃料的包装、运输和发送必须符合国家有关法规和适用的国际规则.
(7)维修、试验、监督和检查核电厂营运单位必须制定并实施安全重要构筑物、系统和部件的维修、试验、监督和检查的大纲.
维修、试验、监督和检查大纲必须考虑运行限值和条件以及其他适用的核安全管理要求,并且还必须根据运行经验进行重新评价.
(8)修改影响到颁发运行许可证依据的安全重要构筑物、系统和部件的修改,运行限值和条件的修改,以及原先由国家核安全监管部门批准的程序和其他文件的修改,必须在实施前报送国家环境保护总局(国家核安全局)批准.
(9)辐射防护核电厂营运单位必须制定和实施辐射防护大纲.
必须通过监督、检查和监查来对辐射防护大纲的正确实施及其目标的实现进行核实,必要时必须采取纠正措施.
(10)放射性废物管理116中华人民共和国《核安全公约》国家报告核电厂营运单位必须制定和实施放射性废物管理大纲.
必须制定流出物的排放限值,以及监测和控制这种排放的方法和规程,使排放符合规定.
必须对放射性排出流排放进行安全分析,证明所评定的对公众的放射影响和所受剂量保持在合理可行尽量低的水平.
(11)定期安全审查在核电厂整个运行寿期内,营运单位必须根据管理要求,采用定期安全审查的方式重新对核电厂进行系统的安全评价.
定期安全审查的范围必须覆盖运行核电厂的所有安全方面,还应包括应急计划、事故管理和辐射防护.
另外,新修订的《核动力厂运行安全规定》还对记录、报告以及核电厂退役等作了相应的规定.
5.
3.
2核电厂运行许可证的审批过程中国核电厂办理运行许可证的过程分为两个阶段:第一阶段,核电厂运行前,营运单位首先办理《核电厂首次装料批准书》;第二阶段,核电厂首次装料后,满功率试运行十二个月后申请办理《核电厂运行许可证》.
5.
3.
2.
1《核电厂首次装料批准书》的审批过程营运单位必须在核电厂首次向堆芯装入核燃料前向国家环境保护总局(国家核安全局)提交核电厂首次装料申请,并提交下列文件和资料:—《核电厂最终安全分析报告》(首次装料前12个月);—《核电厂环境影响报告》;117中华人民共和国《核安全公约》国家报告—《核电厂调试大纲》(首次装料前6个月);—核电厂操纵人员合格证明(首次装料前1个月);—《核电厂营运单位应急计划》(首次装料前6个月);—《核电厂建造进展报告》(首次装料前6个月);—《核电厂在役检查大纲》(首次装料前6个月);—役前检查结果(首次装料前1个月);—《核电厂装料前调试报告》(首次装料前1个月);—核电厂拥有核材料许可证的证明(首次装料前1个月);—核电厂运行规程清单(首次装料前1个月);—《核电厂维修大纲》(首次装料前6个月);—《核电厂质量保证大纲》(调试阶段).
国家环境保护总局(国家核安全局)组织有关专家进行审评,确认上述文件资料的内容已符合国家核安全法规的要求,新建核电厂的场内和场外核事故应急计划已经审查批准,同时核电厂的核事故应急机构和省级人民政府指定的部门已经组织了场内、场外核事故应急演习,方发给申请者《核电厂首次装料批准书》.
5.
3.
2.
2《核电厂运行许可证》的审批过程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,核电厂营运单位及时向国家环境保护总局(国家核安全局)提交以下文件和资料:—《核电厂修订的最终安全分析报告》;—《核电厂环境影响报告批准书》;118中华人民共和国《核安全公约》国家报告—《核电厂装料后调试报告和试运行报告》;—《核电厂质量保证大纲》(运行阶段).
国家环境保护总局(国家核安全局)组织有关专家进行审评,在确认上述文件资料的内容满足国家核安全法规的要求后,向申请者颁发《核电厂运行许可证》.
5.
3.
3保证运行安全的主要措施5.
3.
3.
1安全分析和调试中国现有核电厂的试运行,是基于能证明所建造的核电厂符合设计要求和相应的安全分析和调试大纲的要求.
(1)安全分析的范围包括:—运行限值和条件满足核电厂正常运行要求的验证;—与核电厂设计和位置相对应的假设始发事件;—源自假想始发事件的事件序列分析与评价;—分析结果与放射性接受准则和设计限值的比较;—设计基准的制定和确认;—预计运行事件和事故工况可通过自动安全系统的响应.
在进行安全分析前验证了分析方法的通用性.
核电厂设计的安全分析根据电厂的重大变化和运行经验及时进行修正.
除了按上述过程制定设计基准外,还考虑了严重事故的概率及后果,以达到下述目的:—确认假设始发事件的后果的突然升级不致于立即引发设计基准事故;119中华人民共和国《核安全公约》国家报告—确定可降低严重事故概率或减轻严重事故后果的设施;—提供恰当的应急规程,必要时作概率安全评价.
(2)为了保证核电厂能安全、有效并以有章可循的方式进行调试,核电厂营运单位编制并实施了调试大纲和质量保证大纲.
调试大纲须得到国家环境保护总局(国家核安全局)的批准.
调试大纲列出所需要的所有试验和有关活动,以验证核电厂的设计和建造是合适的,并能使核电厂安全地运行.
同时,给运行人员提供机会来熟悉核电厂的运行.
营运单位的调试大纲划分为几个阶段.
其目的是指明在每个阶段内预期要完成的一组试验,并确定在继续下一阶段试验前必须完成试验结果审查的"控制点".
每个阶段包括为下阶段做准备的必要任务,特别是下阶段要用的那些系统的可用性要求.
在完成对前阶段调试试验所得结果的评价和审查,并确认已实现了全部目标和满足了全部核安全管理要求之后,营运单位才能进行下一阶段的调试试验工作.
全部调试试验按照批准的书面程序执行.
对于安全上重要的调试程序及其变更,须向国家环境保护总局(国家核安全局)提交报告.
为达到安全调试的目标,营运单位全面地管理、控制和协调整个调试工作.
为此制订了实用的工作计划,以便使人员、装备、方法和时间等得到最佳利用.
2004年至2006年,江苏田湾核电厂两台机组进行了调试.
国家环境保护总局(国家核安全局)依据下列文件,对核电厂实施有效120中华人民共和国《核安全公约》国家报告的安全监督:—《核电厂调试阶段核安全监督大纲》;—《核电厂调试专项检查项目表》;—《核电厂调试专项检查实施程序》;—《核电厂调试监督检查实施程序》.
国家环境保护总局(国家核安全局)对核电厂进行了有效的监督,在经过一系列的安全审查及现场检查后,批准了江苏田湾核电厂1号机组装料.
1号机组于2005年10月18日首次装料,2006年5月12日首次并网.
5.
3.
3.
2运行限值和条件的制定及定期修改核电厂营运单位都制定了包括技术和管理两个方面的运行限值和条件,并经国家环境保护总局(国家核安全局)批准.
运行限值和条件作为核电厂营运单位授权运行核电厂的一个重要依据.
运行限值和条件包括对各种运行状态(包括停堆在内)的要求,核电厂中对运行负有直接责任的运行人员熟知运行限值和条件并严格遵守.
运行限值和条件基于对特定核电厂及其环境的分析,符合最终设计中所作的规定,并根据调试期间的试验结果作必要的修正,以书面形式论证每一运行限值和条件所采用的理由和必要性.
在核电厂运行寿期内,运行限值和条件根据经验的积累和技术的发展定期进行复审.
核电厂营运单位负责制定修改运行限值和条件所遵循的工作程序,并按照该工作程序,对运行限值和条件进行修改.
预计运行事件的评价和报告作为确定是否需要修改运行限值和121中华人民共和国《核安全公约》国家报告条件的重要依据.
中国核电厂对运行限值和条件的任何修改,都要经过国家环境保护总局(国家核安全局)的审查和批准.
5.
3.
3.
3核电厂的运行、维护、检查和试验核电厂在运行之前,营运单位与设计单位、供货单位合作,制定出详细的书面运行规程.
运行规程的编写、审查和修改,符合所批准的运行限值和条件,并留有适当的安全裕量.
所制定的运行规程包括核电厂正常运行、预计运行事件和事故工况下应采取的行动.
运行规程便于运行人员按照正确的顺序进行操作,并且明文规定了运行人员被迫偏离书面情况下的责任和联络渠道.
定期审查全部的运行规程,并把任何修改通知运行人员和这些文件的其它持有者.
修改按照书面规定的程序进行.
在核电厂运行之前,营运单位为安全运行准备所必需的构筑物、系统和部件的定期维修、试验、检查和检验的大纲.
该大纲还根据运行经验进行重新评价.
维修、试验、检验和检查大纲满足运行限值和条件以及适用的核安全管理要求.
在对构筑物、系统和部件进行维修、试验、检验和检查之前,核电厂营运单位与核电厂和设备的供应单位合作,编制了书面规程和程序,明确规定了安全重要的核电厂构筑物、系统和部件维修、试验、检验和检查的标准和周期.
维修后,在恢复正常运行前由受权人员对构筑物、系统和部件进行检查,必要时进行相应的验证试验.
对于核电厂的在役检查而言,在核电厂设计阶段就采取了措施,并对系统、部件及其布置的设计进行了审查,使得检查人员能接近122中华人民共和国《核安全公约》国家报告受检部件和顺利进行所有要求的检验和试验,并使检查人员受到的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平.
核电厂营运单位在运行前编制了在役检查大纲,根据安全重要性和设备质量劣化的速率等因素,确定需要进行在役检查的系统、部件和检查频度.
此外,还要通过在役检查检验核承压部件的完整性.
核电厂营运单位评价所有检验结果,以确定是否符合合格标准,经过评定确认不能继续使用的部件均进行修理和更换.
从2004年到2006年,我国运行核电厂除了积极做好安全运行、维修和定期试验工作外,还在以下方面做出了努力:—积极探索以可靠性为中心的维修技术(RCM)和以技术特性为导向的仪控维修技术研究(TCM)分析,同时加强对直接引起停机、停堆的关键敏感设备的管理(CCM);—积极推进设备老化和寿期管理工作,制定老化和寿期管理规划,建立老化和寿期管理大纲,完善老化和寿期管理体系.
通过系统的老化分析后,加强重点设备的检查,提高机组的可靠性,优化维修范围和周期.
—对高风险作业进行筛选和重点监督,提高现场安全监督管理的有效性与实用性,减少或杜绝各类违章事件,防止人员伤害事故及设备事故的发生.
—针对大修工作,设定性能指标,实施目标管理.
设定的大修性能指标涉及核安全、辐射防护、工业安全与消防、质量控制、三废管理、计划管理、检修管理、运行操作和设备管理等重要方面.
123中华人民共和国《核安全公约》国家报告5.
3.
3.
4运行核电厂设计修改和设备改造的管理影响到颁布运行许可证依据的安全重要构筑物系统和部件的修改及运行限值和条件的修改,以及原先由国家环境保护总局(国家核安全局)批准的程序和其它文件的修改,在实施之前均报送国家环境保护总局(国家核安全局)批准.
在执行设计修改前,核电厂营运单位均编制了制定和审查修改方案的程序,修改方案的审查工作由修改方案制定者以外的人员负责.
修改付诸实施后,所有的图纸和其它文件均相应地作修改,以保证核电厂有关人员使用的图纸和文件是最新的版本.
处理各项修改工作时,均遵循有关设计、材料和劳务的采购、建造、试验以及文件、图纸和记录的管理等方面的质量保证要求.
为了加强工程及设备改造工作的计划性,采用确定优先级的方法对项目进行管理,以突出工作重点;加强工作过程的控制和管理,严格地进行各级审查和提高工作质量.
在总结过去的经验和借鉴成功经验的基础上,不断修改和完善工程改造工作程序,以增强该程序的适用性.
秦山核电厂自机组投运以来,一直重视系统和设备的技术改造工作.
2004年以来,相继开展了厂用电继保系统、应急柴油发电机电气系统和发电机励磁系统等改造项目.
两个重要技术改造项目"压力容器顶盖及相关部件系统更换"和"仪控综合改造(反应堆保护及其相关设备部分)"也已取得了实质进展,预期在2007年完成这两项更新改造工作.
124中华人民共和国《核安全公约》国家报告广东大亚湾核电厂按计划完成了十年大修,在十年大修中主要完成了:防止误稀释改进、防堆芯裸露改进和换料机改造等多项设计改进.
中国其他运行核电厂也根据运行经验反馈进行了必要的设计改进,通过持续不断的技术改进保证电厂的安全稳定运行.
5.
3.
3.
5事故规程核电厂对预计运行事件和事故都制定了相应的响应规程,并尽可能在全范围模拟机上和/或在现场对事故规程加以验证,并对操纵人员进行培训.
目前,核电厂事故响应规程主要包括两种方法,即事件导向法和状态导向法.
秦山核电厂参考国外同类核电厂的相关导则,采用事件导向法制定了秦山核电厂应急运行规程.
整套规程由事件定向的最佳恢复规程、判断关键安全功能状态的状态树和症状定向的功能恢复规程组成.
最佳恢复规程覆盖了设计基准事故和概率较高的多重故障,功能恢复规程则包含了最佳恢复规程未覆盖的工况.
最佳恢复规程指导操纵人员从设计基准事故和多重故障的异常工况下恢复,关键安全功能恢复规程与状态树联用,为操纵人员提供一套系统的手段来对付关键安全功能所受到的冲击,综合应用这两套规程,操纵人员就可以连续监视核电厂关键安全功能,进行核电厂的最佳恢复操作,并系统地响应最佳恢复规程未覆盖的工况.
广东大亚湾核电厂和广东岭澳核电厂的事故规程依据设计基准125中华人民共和国《核安全公约》国家报告事故的处置原则和专设安全设施的功能,按设计方法将事故规程分为两类:—单一事件确定论法规程是以预先研究事故发展过程为基础,以便将反应堆维持在安全状态或过渡到安全状态;这些规程包括异常运行工况处理规程(I)、设计基准事故处理规程(A)、和超设计基准事故处理规程(H).
—状态逼近法规程是基于设备和/或人因的累积失效是可能发生的,为了对付多种事件的组合带来的困难,选择反应堆物理状态逼近法编写规程;它包括严重事故处理规程(U)、异常工况下的连续监视规程(SPI)和极限工况下的连续监视规程(SPU).
秦山第二核电厂和秦山第三核电厂分别修订了自己的事故规程.
中国各核电厂根据电厂系统的更新改造、PSR和PSA研究结果、事故规程的使用经验、事故演变的研究并积极跟踪国际进展对事故规程进行评价和修改.
中国核电厂积极开展关于严重事故对策的研究,在PSA工作的基础上,结合有关安全研究和同类核电厂的实践,确定可能导致严重事故的主要事件序列,在合理可行基础上采取必要的预防和缓解措施,并开发严重事故管理指南.
5.
3.
3.
6工程和技术支援中国核电厂建立了专门的技术支持机构.
中国核工业经过几十年的发展,建立了较为完整的核工业体系,在核电厂运行安全有关的各个领域基本上具备了提供工程和技术支126中华人民共和国《核安全公约》国家报告援的能力,一些工程和研究机构成为中国核电厂的工程和技术后援单位.
另外,中国针对核电厂的安全运行建立了一些专门的单位.
后援单位在核电厂运行研究、安全分析、辐射防护、在役检查、电厂改造、特殊试验、维修和安全审查等方面提供工程和技术支持.
中国核电厂通过与国际同行的合作与交流,建立了广泛的合作关系,在需要时可获得国际同行的技术支持.
5.
3.
3.
7事件报告制度中国核电厂按《核电厂营运单位报告制度》等规定,在调试和运行期间,发生下列各类事件时,及时向国家环境保护总局(国家核安全局)、核行业主管部门及其它有关部门报告:(1)违反核电厂技术规格书的事件;(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:—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;—在核电厂运行规程或应急规程中没有考虑的工况.
(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;(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除外);(5)任何可能妨碍构筑物或系统实现三个基本安全功能和缓解事故后果的事件;127中华人民共和国《核安全公约》国家报告(6)导致多个独立的具有三个基本安全功能和缓解事故后果功能的系统、序列或通道同时失效的共因事件:—停堆和保持安全停堆状态;—排出堆芯余热;—控制放射性物质释放;—缓解事故后果.
(7)放射性释放失去控制的事件;(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;(9)上述八类所不包括的,由国家环境保护总局(国家核安全局)、核行业主管部门和营运单位根据事件的性质及其后果定为对安全有影响的重大事件以及公众普遍关注的事件.
事件报告的方式分为:—口头通告,必须在事件发生后24小时内发出.
—书面通告,在事件发生后三天内,按规定格式递交.
—事件报告,在事件发生后30天内,按报告规定格式递交.
—核电厂在应急状态下的事故报告,见本报告4.
7.
2.
2节.
除了上述需向核安全监管部门和行业主管部门报告的事件之外,中国核电厂还依照IAEA和WANO的事件报告准则和要求,向IAEA和WANO提交相应的事件报告.
中国核电厂2004年至2006年运行事件(包括调试阶段的运行事件)统计见附录三.
128中华人民共和国《核安全公约》国家报告5.
3.
3.
8运行经验反馈中国已制订了核电厂运行经验收集和分析计划,并建立了核电厂运行经验收集、分析和反馈系统.
中国将经验反馈的重点放在核电厂营运单位的经验反馈和利用上.
核电厂运行经验反馈的主要目标是:—在日常工作中采取实事求是的态度,保证任何事件都能被探测和及时报告;—通过对事件、趋势及成果的全面深入分析,归纳和总结内部和外部经验,推广应用"良好实践",改善运行状态及检修活动;—改进和完善运行、检修规程及运行技术规格书等文件;—必要时在组织分工、运行实践、培训和系统、设备、部件等方面进行改进.
中国核电厂主要通过下述方式来实现运行经验的交流与共享:(1)建立内、外部事件报告和状态报告制度通过24小时事件单、内部事件报告、运行事件报告、状态报告等制度,对电厂发现的各种运行安全不良状态信息进行收集、分类、筛选、分析,制定并采取纠正措施.
当事件符合外报事件准则时,则按相应的事件报告准则的要求,分别向国家环境保护总局(国家核安全局)、核行业主管部门等机构报告.
2004年至2006年,在各核电厂的支持下,核电厂经验交流委员会建立了核电行业内核电厂运行事件数据库,将所有运行核电厂的重要事件进行整理,形成核行业事件信息库,并通过内部网站进行129中华人民共和国《核安全公约》国家报告共享.
同时,还对2003年至2005年三年的运行事件和内部事件进行分析,找出值得各电厂关注的共性问题,并筛选出典型事件进行详细分析,形成《2003年至2005年中国核电厂运行经验反馈报告》,在行业内出版发行.
(2)开展厂际运行经验交流中国六座核电厂根据六厂间的协议每年定期举办运行经验交流活动.
此外,核电厂经常举办各类专题经验交流活动,并邀请相关科研院所参加,加强与设计单位的经验反馈,收到了良好的效果.
2004年至2006年,中国核电厂针对共同关注的问题,主要开展了下述厂际经验交流活动:—核电厂事件根本原因分析专题研讨;—核电厂工业安全专题经验专题研讨;—核电厂系统化培训方法专题研讨;—WANO新版性能指标标准专题研讨;—核电厂经验反馈培训专题研讨;—核电厂海水系统存在的问题专题研讨;—重要运行经验报告(SOER)/重大事件报告(SER)纠正行动专题研讨;—核电厂运行评估行业标准专题研讨等.
此外,中国一些电厂与国外同类型电厂通过结成姊妹电厂,在多领域进行深入的技术交流和信息共享.
(3)积极参加国际核行业活动130中华人民共和国《核安全公约》国家报告作为IAEA、WANO、坎杜业主联合会(COG)和法马通业主联合会(FROG)等国际组织的成员,积极参与各种形式的运行经验交流活动,包括:—国家或区域性技术合作项目的申请与实施;—各类国际培训班、研讨班;—WANO的同行评审、人员互访与专项技术交流;—IAEA的OSART和Pre-OSART、设计安全评审、人员互访与专项技术交流;—事件信息、业绩指标等信息的交流与共享.
此外,中国核电厂还组织或参加了IAEA亚洲核安全网络各专题小组的各项活动、IAEAPRIS/IRS等相关活动.
(4)广泛收集内、外部运行经验信息通过各种渠道收集、筛选、分析和使用内、外部运行经验信息,例如:—电厂发生的异常状态;—经验反馈工程师会议形成的纠正行动建议;—电厂良好实践;—专题报告和内部总结材料;—来自国家核安全当局和行业主管部门的文件和报告;—来自IAEA、WANO等国际机构的重要信息;—设备供应商提供的技术材料;—电力同行交流信息;131中华人民共和国《核安全公约》国家报告—其它会议信息、技术报告及最新技术反馈等.
(5)以多种方式在厂内传播运行经验信息为使各类运行经验信息得到及时有效的推广、宣传和使用,各电厂采取多种灵活多样的方式在厂内广泛传播运行经验信息:—电厂的局域网和电子邮件;—电厂的公告牌、各种信息通报和报告;—电厂的各种宣传册、定期刊物和各类出版物等.
(6)在日常工作中使用运行经验在日常工作中讨论相关的运行经验,并探讨从中学到的重要的经验教训,主要方式有:—运行值交接会;—工作计划和开工前情况简介;—管理层的例会制度;—大修计划的制定与实施等.
(7)在培训和考核中使用运行经验将运行经验用于对各类人员的初始培训、复训和考核,运用案例分析教学、专题讲座、模拟机练习、模拟体/试验室练习、岗位培训和考核等方式,将人员培训与运行经验的传播有效结合,提高培训质量和员工参与"事故预防"的能动性.
除上述运行经验交流活动以外,国家核安全当局和核行业主管部门也一直努力,通过各种方式增进核行业运行经验交流,在更大范围内开展运行经验和信息的交流与共享:132中华人民共和国《核安全公约》国家报告—帮助电厂在国际社会申请并获得急需的技术支持、交流与合作;—推进并开展国内运行安全同行评估;—组织各类学术会议开展经验交流;—通过刊物、网站宣传运行经验信息;—支持重大科研项目的研究、开发;—积极推进行业运行经验交流体系的建设;—积极推进在建核电厂经验交流体系的建设等.
5.
3.
3.
9放射性废物控制和贮存中国核电厂营运单位编制并实施了废物管理大纲,制定了关于废物处理、贮存和处置以及有效地限制流出物排放的各种措施.
该废物管理大纲在核电厂开始运行之前报送国家环境保护总局(国家核安全局)批准,并且将批准的排放限值包括在运行限值和条件之内.
核电厂营运单位通过规定详细的程序及按照设计意图和假设进行废物管理系统的运行,并通过实施适当的监督、培训和质量保证措施,对废物管理系统的运行和维护有关的全部活动进行有效的管理,减小与废物管理系统有关的异常事件发生的概率,并使放射性废物的产生量实际可行尽量少.
中国核电厂采取了一系列措施来有效控制和减少放射性废物的产生量:(1)废气的产生量采取以下措施控制:—反应堆的运行方式避免元件的破损,并按实际可能尽快卸出破损元件;133中华人民共和国《核安全公约》国家报告—减少反应堆冷却剂压力边界的泄漏;—反应堆冷却剂中的杂质保持实际可能的最低水平.
(2)废液的产生量采取如下措施控制:—避免元件破损,并按实际可能尽快卸出破损元件;—减少反应堆冷却剂系统和其他系统的泄漏;—周密计划和认真实施维修工作,特别强调预防措施以避免扩大污染;—采取措施避免设备和房间的污染,从而减少去污的次数;—选择最佳的去污程序;—通过适当选择废物处理方法,减少二次废物的产生量.
(3)固体废物的产生量采取如下措施控制:—周密计划和实施维修工作;—仔细控制放射性物质的运送;—高效操作废气和废液处理系统;—规定有效的控制污染的程序;—在废物产生的场所进行良好的隔离.
监测核电厂产生废物的工艺流程,以提供关于放射性废物的来源和特征的资料并证明符合操作规程.
监测包括物理和化学参数的测量、放射性核素的鉴别和活度测量.
为了确保与批准的限值相符,流出物的排放在所有排放点进行测量.
中国核电厂运行期间的放射性流出物释放量远低于国家标准规定的排放限值(见附录二).
134中华人民共和国《核安全公约》国家报告中国核电厂在正常运行期间和预计运行事件中产生的废物有足够的设施贮存.
在废物处理过程中,避免未处理废物的过量累积.
废物贮存量的记录和资料按照有关法规和质量保证的要求保存.
为了保证乏燃料的完整性和保持次临界,中国核电厂的营运单位按照书面程序、在经批准的设施内采用经批准的设备来操作、贮存乏燃料.
乏燃料的水下贮存和水质条件符合规定的化学和物理特性.
2003年6月中国政府颁布的《中华人民共和国放射性污染防治法》,从法律层面上进一步明确了放射性废物管理工作的各项要求,进一步推动了各项放射性废物管理目标的实现.
国家对放射性污染的防治,实行预防为主、防治结合、严格管理、安全第一的方针,建立放射性污染监测制度.
国务院环境保护行政主管部门对全国放射性污染防治工作依法实施统一监督管理.
核电厂营运单位按规定的排放方式向环境排放符合国家放射性污染防治标准的放射性废气、废液,应当向审批环境影响评价文件的部门申请放射性核素排放量,并定期报告排放计量结果.
对不得向环境排放的放射性废液进行处理或贮存.
中放固体废物在符合国家规定的区域实行近地表处置,高放固体废物实行集中的深地质层处置.
5.
3.
3.
10操纵人员的考核与执照管理《民用核设施安全监督管理条例》实施细则《核电厂安全许可证件的申请和颁发》规定:持中华人民共和国核电厂《操纵员执照》或《高级操纵员执照》方可操纵核电厂反应堆控制系统.
操纵人员135中华人民共和国《核安全公约》国家报告执照的有效期为两年,离开本职工作六个月以上者,原有执照自行失效.
此外,实施细则《核电厂操纵人员执照颁发和管理的程序》对操纵人员的执照颁发和管理提出了明确要求.
根据核安全法规要求,核行业主管部门发布《核电厂操纵人员执照考核管理办法》、《核电厂操纵人员执照考试规则》,组织专家制定并发布《核电厂操纵人员执照考核》标准,进一步规范核电厂操纵人员的考核和执照管理活动.
此外,中国卫生部于2004年12月发布了《核电厂操纵人员的健康标准和医学监督规定》,明确规定了操纵员的健康要求,以及对操纵员进行医学监督的具体要求.
核电厂操纵人员必须经过严格的培训,并通过由核行业主管部门的核电厂操纵人员资格审查委员会组织的执照考试和资格审查,再经国家环境保护总局(国家核安全局)核电厂操纵人员资格核准委员会的审查和核准后,获得国家环境保护总局(国家核安全局)颁发的《操纵员执照》或《高级操纵员执照》.
申请执照的考试包括笔试、模拟机考试和口试.
国家环境保护总局(国家核安全局)对考试的全程均进行跟踪和监督.
截至2006年底,中国核电厂操纵人员执照情况,见附录四.
136中华人民共和国《核安全公约》国家报告6.
在安全改进方面已规划的活动及进展自第三次《核安全公约》缔约方审议大会以来.
中国核电建设与运行取得了良好业绩,在核安全改进方面的各项工作有了新的进展.
本章就安全改进方面已规划的活动及进展情况作简要介绍.
6.
1核安全相关法律、法规的立法、修订与完善中国核安全法规体系至今已建立二十多年,在核电厂设计、建造、运行和监督管理诸方面均积累了相当的经验.
为使核安全法规符合本国的实际情况,并及时吸取国内外的先进经验,已将核安全法规的修订与完善工作列入了日常性计划.
2004年至2006年,发布修订的核安全法规有《核动力厂设计安全规定》和《核动力厂运行安全规定》;新发布的核安全导则有《核动力厂基于计算机的安全重要系统软件》、《核动力厂安全评价与验证》、《核动力厂运行防火安全》、《核动力厂定期安全审查》、《核动力厂营运单位的组织和安全运行管理》等,详见3.
1.
3节.
还有一些核安全法规和导则也计划或正在进行修订完善.
中国还将进一步加强核安全领域的专项立法工作,正在制定《民用核安全设备监督管理条例》和《核损害赔偿条例》.
《原子能法》的立法工作取得了一定进展.
6.
2加强核安全监督管理能力针对中国多种堆型、多国技术的监督现状,国家环境保护总局137中华人民共和国《核安全公约》国家报告(国家核安全局)采取了以下措施:(1)强化依法监督不断完善核安全法律、法规建设,国家环境保护总局(国家核安全局)及其技术支持单位在多年工作实践的基础上,参照国际实践及国际原子能机构的安全标准,建立了核安全监督管理机构内部质量保证体系,保证核安全监督管理活动的有效性.
(2)进一步提高监督管理能力为适应中国核电发展的需要,新增设了西北核与辐射安全监督站、东北核与辐射安全监督站.
至今已建立了六个核与辐射安全监督站作为核安全监管的派出机构,并增加了行政及事业人员编制.
国家环境保护总局核安全与环境专家委员会作为核安全和环境的专家决策咨询,国家环境保护总局核与辐射安全中心等技术支持单位为核安全监管提供相关技术支持,使中国核安全监督管理能力得到进一步加强.
(3)加强对核设备许可证持有单位的监管加强对许可证取证单位的资格审查,改进原有审查模式,建立主审单位审查制,增加专家委员会咨询审议环节等.
对核设备的制造和安装活动,加强监督检查.
同时,正在制定《民用核安全设备监督管理条例》,加强对民用核安全设备的设计、制造、安装、无损检验等活动监督管理.
138中华人民共和国《核安全公约》国家报告6.
3完善核事故应急体系,提高核应急响应能力2005年5月,中国政府颁布施行的《国家核应急预案》,对中国的核应急工作进行了统一部署,为进一步提高核电厂核事故应急管理水平创造了条件.
同时在原有核电厂所在地均已建立的浙江省、广东省和江苏省的省级核应急体系的基础上,四川省和甘肃省又相继成立了省级核应急体系.
2005年5月,中国政府首次参加由国际原子能机构组织的国际核应急演习.
通过参演,检验了中国核应急准备和响应能力.
中国政府结合核应急工作发展的需要,计划对《核电厂核事故应急管理条例》进行修订.
6.
4概率安全评价(PSA)在运行核电厂的应用国家环境保护总局(国家核安全局)积极推进概率安全评价(PSA)在运行核电厂中的开发应用.
2004年以来在核电厂运行状态的风险跟踪与评价、工程改造的风险分析、安全重要事件的风险分析等方面为核电厂安全运行管理提供有效的技术支持.
一些核电厂已将PSA技术应用于核电厂技术改进和安全设备的维修,为提高核电厂安全运行管理水平发挥了积极作用.
6.
5人力资源为适应中国核电发展的需要,中国政府加强核安全监督和核电建设方面人力资源的培养.
2005年3月,国家环境保护总局(国家139中华人民共和国《核安全公约》国家报告核安全局)与清华大学签订了辐射防护与环境保护工程硕士联合培养协议;国家环境保护总局(国家核安全局)持续进行核安全监督员培训并对合格人员授予相应资格.
同时,中国政府与国际原子能机构(IAEA)积极合作,培训中国核安全监督高级人员.
完善人才培养体系,通过与国内外研究机构和大学联合办学、制订联合培养人才计划、在有关大学中成立核能学院、举办各类人员培训班等多种形式,加强核电相关人员的技术培训和培养工作,为核电持续发展提供人才保障.
同时,加强核科技人员的知识更新,依据现有资源,建立一批继续教育基地,适应核电技术发展的需要.
6.
6中国核电厂的技术改进和老化管理6.
6.
1核电厂的技术改进2005年,秦山第二核电厂和广东岭澳核电厂共计4台新核电机组开工建设.
根据国内外核电厂运行经验反馈和新修订的《核动力厂设计安全规定》的要求,均实施了多项重要技术改进.
秦山第二核电厂3、4号机组是在已投入运行的1、2号机组的基础上,采用了主给水系统隔离改进、采用数字化仪控系统、联合泵房改进等12项重要技术改进.
广东岭澳核电厂的3、4号机组是在已投入运行的1、2号机组的基础上,新机组采用了数字化仪控、先进燃料组件等13项重要技术改进.
所有这些技术改进都将进一步提高核电厂的安全性能.
另外,在秦山第三核电厂的建设中,结合CANDU-6型核电厂的140中华人民共和国《核安全公约》国家报告141运行经验反馈,参照中国核电厂建设的成功经验,我们从国外引进该核电机组时,中国和加拿大双方共同努力促成21项技术改进在CANDU-6中的首次应用,进一步提高了核电厂的安全水平.
6.
6.
2核电厂的老化管理秦山核电厂和广东大亚湾核电厂投入商业运行至今均已达10余年之久,核电厂的老化管理在经历了十年定期安全审查的基础上,老化管理工作正在分阶段逐步深入.
核电厂制订了老化管理大纲,根据安全重要性、设备或构筑物的可更换性以及更换的经济性等因素,结合国际上老化管理的经验,从核电厂安全相关的重要设备或构筑物中确定老化管理重点项目,开展老化管理所需数据的收集、设备或构筑物的老化趋势分析.
中华人民共和国《核安全公约》国家报告一:中国核电厂清单(截止2006年12月31日)核电厂名称机组号所在地堆型额定功率MW(e)开工日期首次并网日期秦山核电厂CN-1浙江省海盐县压水堆3101985-03-211991-12-15广东大亚湾核电厂CN-2CN-3广东省深圳市广东省深圳市压水堆压水堆9849841987-08-071988-04-071993-08-311994-02-07秦山第二核电厂CN-4CN-5CN-14CN-15浙江省海盐县浙江省海盐县浙江省海盐县浙江省海盐县压水堆压水堆压水堆压水堆6506506506501996-06-021997-04-012006-04-282007-01-282002-02-062004-03-11广东岭澳核电厂CN-6CN-7CN-12CN-13广东省深圳市广东省深圳市广东省深圳市广东省深圳市压水堆压水堆压水堆压水堆990990108010801997-05-151997-11-282005-12-152006-06-152002-02-262002-09-14秦山第三核电厂CN-8CN-9浙江省海盐县浙江省海盐县重水堆重水堆7007001998-06-081998-09-252002-11-192003-06-12江苏田湾核电厂CN-10CN-11江苏省连云港市江苏省连云港市压水堆压水堆106010601999-10-202000-09-202006-05-12注:中国台湾省核电厂数据暂缺.
142中华人民共和国《核安全公约》国家报告二:运行核电机组的性能指标(2004年至2006年)表12004年运行核电机组的性能指标2004年广东大亚湾核电厂广东岭澳核电厂秦山第三核电厂序号年份核电厂机组项目(单位)秦山核电厂CN1CN2CN3秦山第二核电厂CN4CN6CN7CN8CN91机组能力因子(%)99.
8187.
7773.
9180.
1788.
5480.
4376.
1692.
852非计划能力损失因子(%)0.
100.
0016.
562.
681.
321.
721.
663.
0837000小时临界运行自动停堆数(次)0.
000.
001.
050.
970.
880.
000.
000.
004集体辐照剂量(man.
Sv)0.
060.
910.
910.
570.
500.
500.
400.
40高压安注系统0.
00020.
00000.
00010.
00000.
00090.
00030.
00030.
0006辅助给水系统0.
00030.
00020.
00020.
00000.
00100.
00000.
00440.
00005安全系统性能应急交流供电系统0.
00060.
00000.
00000.
00010.
00000.
00000.
00270.
00276燃料可靠性(Bq/g)9.
58E-023.
70E-027.
44E-023.
70E-023.
70E-023.
70E-028.
29E+008.
84E+007化学性能1.
051.
001.
001.
431.
001.
021.
221.
39143中华人民共和国《核安全公约》国家报告2004年广东大亚湾核电厂广东岭澳核电厂秦山第三核电厂序号年份核电厂机组项目(单位)秦山核电厂CN1CN2CN3秦山第二核电厂CN4CN6CN7CN8CN98工业安全事故率0.
100.
070.
070.
240.
000.
000.
080.
089强迫损失率(%)0.
100.
000.
283.
240.
981.
262.
133.
21144中华人民共和国《核安全公约》国家报告表22005年运行核电机组的性能指标2005年广东大亚湾核电厂秦山第二核电厂广东岭澳核电厂秦山第三核电厂序号年份核电厂机组项目(单位)秦山核电厂CN1CN2CN3CN4CN5CN6CN7CN8CN91机组能力因子(%)87.
0299.
9579.
7690.
5782.
8283.
1091.
2282.
3479.
612非计划能力损失因子(%)0.
460.
030.
020.
021.
341.
050.
821.
860.
7537000小时临界运行自动停堆数(次)1.
810.
000.
000.
000.
000.
930.
860.
000.
984集体辐照剂量(man.
Sv)0.
930.
650.
650.
370.
370.
540.
540.
590.
59高压安注系统0.
00000.
00000.
00000.
02070.
01000.
00000.
00000.
00000.
0000辅助给水系统0.
00050.
00020.
00020.
00000.
00000.
00020.
00030.
00000.
00005安全系统性能应急交流供电系统0.
00030.
00080.
00080.
00020.
00020.
00040.
00040.
00230.
00236燃料可靠性(Bq/g)6.
73E-027.
40E-022.
15E-013.
70E-023.
70E-022.
08E-013.
70E-027.
17E+005.
66E+007化学性能1.
011.
001.
001.
101.
171.
001.
021.
001.
028工业安全事故率0.
540.
140.
140.
000.
000.
000.
000.
070.
079强迫损失率(%)0.
530.
030.
020.
021.
591.
250.
892.
210.
93145146表32006年运行核电机组的性能指标2006年中华人民共和国《核安全公约》国家报告广东大亚湾核电厂秦山第二核电厂广东岭澳核电厂秦山第三核电厂序号年份核电厂机组项目(单位)秦山核电厂CN1CN2CN3CN4CN5CN6CN7CN8CN91机组能力因子(%)91.
8480.
3299.
8855.
2488.
7890.
0892.
4496.
3486.
732非计划能力损失因子(%)0.
290.
870.
0510.
110.
000.
180.
030.
070.
2237000小时临界运行自动停堆数(次)0.
000.
000.
001.
400.
000.
000.
850.
000.
004集体辐照剂量(man.
Sv)0.
540.
600.
600.
360.
360.
360.
360.
260.
26高压安注系统0.
00010.
00000.
00090.
00010.
00000.
00010.
00000.
00000.
0000辅助给水系统0.
00160.
00000.
00020.
00000.
00030.
00000.
00000.
00000.
00005安全系统性能应急交流供电系统0.
00020.
00100.
00100.
00020.
00020.
00060.
00060.
00180.
00186燃料可靠性(Bq/g)3.
70E-023.
70E-021.
49E-013.
70E-023.
70E-023.
70E-023.
70E-023.
70E-023.
70E-027化学性能1.
001.
001.
001.
051.
021.
001.
001.
081.
0048工业安全事故率0.
000.
070.
070.
000.
000.
000.
000.
000.
009强迫损失率(%)0.
051.
080.
0515.
470.
0010.
200.
030.
070.
25中华人民共和国《核安全公约》国家报告三:中国有关核安全方面的法律、法规和导则(截止到2006年12月31日)Ⅰ.
国家法律1.
中华人民共和国宪法(1982年12月4日中华人民共和国第五届全国人民代表大会第五次会议通过;2004年3月14日第十届全国人民代表大会第二次会议通过的《中华人民共和国宪法修正案》修正)2.
中华人民共和国环境保护法(1989年12月26日全国人民代表大会常务委员会发布)3.
中华人民共和国放射性污染防治法(2003年6月28日第十届全国人民代表大会常务委员会第三次会议通过)Ⅱ.
国务院行政法规1.
中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例(1986年10月29日国务院发布)2.
中华人民共和国核材料管制条例(1987年6月15日国务院发布)3.
核电厂核事故应急管理条例(1993年8月4日国务院发布)147中华人民共和国《核安全公约》国家报告Ⅲ.
部门规章1.
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一—核电厂安全许可证件的申请和颁发(HAF001/01)(1993年12月31日国家核安全局发布)2.
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一一—核电厂操纵人员执照的颁发和管理程序(HAF001/01/01)(1993年12月31日国家核安全局发布)3.
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)(1995年6月14日国家核安全局发布)4.
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二一—核电厂营运单位的报告制度(HAF001/02/01)(1995年6月14日国家核安全局批准发布)5.
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(HAF002/01)(1998年5月12日国家核安全局批准发布)6.
核电厂质量保证安全规定(HAF003)(1991年7月27日国家核安全局令第1号发布)7.
核电厂厂址选择安全规定(HAF101)(1991年7月27日国家核安全局令第1号发布)148中华人民共和国《核安全公约》国家报告8.
核动力厂设计安全规定(HAF102)(2004年4月18日国家核安全局批准发布)9.
核动力厂运行安全规定(HAF103)(2004年4月18日国家核安全局批准发布)10.
核电厂运行安全规定一—核电厂换料、修改和事故停堆管理(HAF103/01)(1994年3月2日国家核安全局批准发布)11.
民用核燃料循环设施安全规定(HAF301)(1993年6月17日国家核安全局第3号令发布)12.
放射性废物安全监督管理规定(HAF401)(1997年11月5日国家核安全局批准发布)13.
中华人民共和国核材料管制条例实施细则(HAF501/01)(1990年9月25日国家核安全局、能源部、国防科学技术工业委员会发布)14.
民用核承压设备安全监督管理规定(HAF601)(1992年3月4日国家核安全局、机械电子工业部、能源部批准发布)15.
民用核承压设备安全监督管理规定实施细则(HAF601/01)(1993年3月5日国家核安全局、机械电子工业部、能源部批准发布)16.
民用核承压设备无损检验人员培训、考核和取证管理办法(HAF602)149中华人民共和国《核安全公约》国家报告(1995年6月6日国家核安全局批准发布)17.
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(HAF603)(1995年6月6日国家核安全局批准发布)18.
核电厂环境放射卫生监测及公众健康调查规范(1985年卫生部发布)19.
放射工作人员健康管理规定(52号部长令卫生部1988年发布,1997年修订发布)20.
核设施放射卫生防护管理规定(25号部长令卫生部1992年发布)21.
核设施正常运行和事故期间公众剂量监测与评价规范(1992年卫生部发布)22.
核事故医学应急管理规定(38号部长令卫生部1994年发布)23.
核事故或辐射应急时公众防护的干预和导出干预水平)(1995年卫生部发布)24.
并网核电厂电力生产安全管理规定(1997年4月28日电力工业部发布)25.
核电厂操纵人员执照考核管理办法(试行)(1999年9月6日中国国家原子能机构发布)26.
核产品转运及过境运输审批管理办法(试行)(2000年1月27日中国国家原子能机构发布)150中华人民共和国《核安全公约》国家报告27.
电离辐射防护与辐射源安全基本标准(GB18871-2002)(质量监督检验检疫总局发布)28.
核电厂核事故应急报告制度(2001年12月11日中国国家原子能机构发布)29.
辐射损伤医学处理规范(2002年5月22日卫生部、中国国家原子能机构发布)30.
核事故辐射影响越境应急管理规定(中国国家原子能机构第11号令2002年中国国家原子能机构发布)31.
核电厂运行评估管理办法(试行)(2002年6月4日中国国家原子能机构发布)32.
核电厂核事故应急演习管理规定(2003年2月28日中国国家原子能机构发布)33.
核电厂运行经验交流管理办法(试行)(2005年4月4日中国国家原子能机构发布)34.
核电厂消防安全监督管理规定(2006年12月20日中国国家原子能机构发布)Ⅵ.
指导性文件(安全导则)通用系列1.
核动力厂营运单位的应急准备(HAD002/01)151中华人民共和国《核安全公约》国家报告(1989年8月12日国家核安全局批准发布)2.
地方政府对核动力厂的应急准备(HAD002/02)(1990年5月24日国家核安全局、国家环境保护局、卫生部批准发布)3.
核事故辐射应急时对公众防护的干预原则和水平(HAD002/03)(1991年4月19日国家核安全局、国家环境保护局批准发布)4.
核事故辐射应急时对公众防护的导出干预水平(HAD002/04)(1991年4月19日国家核安全局、国家环境保护局批准发布)5.
核事故医学应急准备和响应(HAD002/05)(1992年6月24日卫生部、国家核安全局批准发布)6.
核电厂质量保证大纲的制定(HAD003/01)(1988年10月6日国家核安全局批准发布)7.
核电厂质量保证组织(HAD003/02)(1989年4月13日国家核安全局批准发布)8.
核电厂物项和服务采购中的质量保证(HAD003/03)(1986年10月30日国家核安全局批准发布)9.
核电厂质量保证记录(HAD003/04)(1986年10月30日国家核安全局批准发布)10.
核电厂质量保证监查(HAD003/05)(1988年1月28日国家核安全局批准发布)11.
核电厂设计中的质量保证(HAD003/06)152中华人民共和国《核安全公约》国家报告(1986年10月30日国家核安全局批准发布)12.
核电厂建造期间的质量保证(HAD003/07)(1987年4月17日国家核安全局批准发布)13.
核电厂物项制造中的质量保证(HAD003/08)(1986年10月30日国家核安全局批准发布)14.
核电厂调试和运行期间的质量保证(HAD003/09)(1988年1月28日国家核安全局批准发布)15.
核燃料组件采购、设计和制造中的质量保证(HAD003/10)(1989年4月13日国家核安全局批准发布)16.
严重事故应急后期的防护措施和恢复工作决策(2000年9月28日中国国家原子能机构发布)17.
放射性物质运输事故应急准备与响应(2000年9月28日中国国家原子能机构发布)18.
核电厂环境影响报告书格式和内容(NEPARG-1)(国家环境保护局发布)核动力厂系列19.
核电厂厂址选择中的地震问题(HAD101/01)(1994年4月6日国家核安全局、国家地震局批准发布)20.
核电厂厂址选择的大气弥散问题(HAD101/02)(1987年11月20日国家核安全局批准发布)21.
核电厂厂址选择及评价的人口分布问题(HAD101/03)153中华人民共和国《核安全公约》国家报告(1987年11月20日国家核安全局批准发布)22.
核电厂厂址选择的外部人为事件(HAD101/04)(1989年11月28日国家核安全局批准发布)23.
核电厂厂址选择的放射性物质水力弥散问题(HAD101/05)(1991年4月26日国家核安全局批准发布)24.
核电厂厂址选择与水文地质的关系(HAD101/06)(1991年4月26日国家核安全局批准发布)25.
核电厂厂址查勘(HAD101/07)(1989年11月28日国家核安全局批准发布)26滨河核电厂厂址设计基准洪水的确定(HAD101/08)(1989年7月12日国家核安全局批准发布)27.
滨海核电厂厂址设计基准洪水的确定(HAD101/09)(1990年5月19日国家核安全局批准发布)28.
核电厂厂址选择的极端气象现象(HAD101/10)(1991年4月26日国家核安全局批准发布)29.
核电厂设计基准热带气旋(HAD101/11)(1991年4月26日国家核安全局批准发布)30.
核电厂的地基安全问题(HAD101/12)(1990年2月20日国家核安全局批准发布)31.
核电厂设计中总的安全原则(HAD102/01)(1989年7月12日国家核安全局批准发布)32.
核电厂的抗震设计与鉴定(HAD102/02)154中华人民共和国《核安全公约》国家报告(1996年5月13日国家核安全局批准发布)33.
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(HAD102/03)(1986年10月30日国家核安全局批准发布)34.
核电厂内部飞射物及其二次效应的防护(HAD102/04)(1986年10月30日国家核安全局批准发布)35.
与核电厂设计有关的外部人为事件(HAD102/05)(1989年11月28日国家核安全局批准发布)36.
核电厂反应堆安全壳系统的设计(HAD102/06)(1990年5月19日国家核安全局批准发布)37.
核电厂堆芯的安全设计(HAD102/07)(1989年7月12日国家核安全局批准发布)38.
核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统(HAD102/08)(1989年4月13日国家核安全局批准发布)39.
核电厂最终热阱及其直接有关输热系统(HAD102/09)(1987年4月17日国家核安全局批准发布)40.
核电厂保护系统及有关设施(HAD102/10)(1988年10月6日国家核安全局批准发布)41.
核电厂防火(HAD102/11)(1996年5月13日国家核安全局批准发布)42.
核电厂辐射防护设计(HAD102/12)(1990年5月19日国家核安全局批准发布)155中华人民共和国《核安全公约》国家报告43.
核电厂应急动力系统(HAD102/13)(1996年2月13日国家核安全局批准发布)44.
核电厂安全有关仪表和控制系统(HAD102/14)(1988年10月6日国家核安全局批准发布)45.
核电厂燃料装卸和贮存系统(HAD102/15)(1990年2月20日国家核安全局批准发布)46.
核动力厂基于计算机的安全重要系统软件(HAD102/16)(2004年12月8日国家核安全局批准发布)47.
核动力厂安全评价与验证(HAD102/17)(2006年6月5日国家核安全局批准发布)48.
核动力厂运行限值和条件及运行规程(HAD103/01)(2004年12月8日国家核安全局批准发布)49.
核电厂调试程序(HAD103/02)(1987年4月17日国家核安全局批准发布)50.
核电厂堆芯和燃料管理(HAD103/03)(1989年11月28日国家核安全局批准发布)51.
核电厂运行期间的辐射防护(HAD103/04)(1990年5月19日国家核安全局批准发布)52.
核电厂人员的配备、招聘、培训和授权(HAD103/05)(1996年2月13日国家核安全局批准发布)53.
核动力厂营运单位的组织和安全运行管理(HAD103/06)(2006年6月5日国家核安全局批准发布)156中华人民共和国《核安全公约》国家报告54.
核电厂在役检查(HAD103/07)(1988年10月6日国家核安全局批准发布)55.
核电厂维修(HAD103/08)(1993年6月1日国家核安全局批准发布)56.
核电厂安全重要物项的监督(HAD103/09)(1993年6月1日国家核安全局批准发布)57.
核动力厂运行防火安全(HAD103/10)(2004年12月8日国家核安全局批准发布)58.
核动力厂定期安全审查(HAD103/11)(2006年6月5日国家核安全局批准发布)59.
乏燃料贮存设施的设计(HAD301/02)(1998年7月10日国家核安全局批准发布)60.
乏燃料贮存设施的运行(HAD301/03)(1998年7月10日国家核安全局批准发布)61.
乏燃料贮存设施的安全评价(HAD301/04)(1998年7月10日国家核安全局批准发布)放射性废物管理系列62.
核电厂放射性排出流和废物管理(HAD401/01)(1990年5月19日国家核安全局批准发布)63.
核电厂放射性废物管理系统的设计(HAD401/02)(1997年1月16日国家核安全局批准发布)157中华人民共和国《核安全公约》国家报告64.
放射性废物焚烧设施的设计与运行(HAD401/03)(1997年2月15日国家核安全局批准发布)65.
放射性废物的分类(HAD401/04)(1998年7月6日国家核安全局批准发布)66.
放射性废物近地表处置场选址(HAD401/05)(1998年7月6日国家核安全局批准发布)67.
放射性废物地质处置库选址(HAD401/06)(1998年7月6日国家核安全局批准发布)核材料管制系列68.
核动力厂实物保护导则(HAD501/02)(1998年4月8日国家核安全局批准发布)69.
核设施周界入侵报警系统(HAD501/03)(2005年7月25日国家核安全局批准发布)158中华人民共和国《核安全公约》国家报告附录一:核电厂的职业照射情况(2004年至2006年)159项目(单位)核电厂名称年份年人均有效剂量(mSv)年度最大个人剂量(mSv)年度集体有效剂量(Man.
Sv)归一化集体有效剂量(Man.
mSv/Gwh)20040.
113.
530.
0640.
02420050.
6910.
30.
9320.
396秦山核电厂20060.
408.
050.
5380.
21720040.
67412.
141.
8170.
1320050.
4868.
1461.
3070.
085广东大亚湾核电厂20060.
4365.
9211.
2050.
07820040.
3535.
4430.
5900.
06820050.
3627.
2100.
7380.
073秦山第二核电厂20060.
3356.
3180.
7130.
08620040.
4178.
051.
0060.
06920050.
4338.
9101.
0880.
072广东岭澳核电厂20060.
2847.
1550.
7220.
04620040.
3698.
0150.
810.
07720050.
5949.
3501.
3680.
135秦山第三核电厂20060.
2725.
9900.
5190.
045注:广东大亚湾核电厂、广东岭澳核电厂、秦山第三核电厂的年度集体有效剂量是两台机组累计的数据.
中华人民共和国《核安全公约》国家报告附录二:核电厂放射性流出物的排放量占国家标准规定的排放年限值的百分比(%)(2004年至2006年)160气体流出物液体流出物类别项目核电厂名称年份惰性气体卤素气溶胶氚其余核素20043.
44E-04001.
63E+008.
05E-0320051.
80E-04004.
13E+005.
64E-02秦山核电厂20062.
70E-04002.
06E+002.
91E-0220045.
04E-011.
65E-015.
90E-043.
21E+011.
96E-0120059.
16E-021.
67E-022.
74E-034.
16E+011.
70E-01广东大亚湾核电厂(1号和2号机组)20069.
36E-022.
25E-022.
56E-033.
81E+011.
19E-0120049.
08E-075.
00E-022.
69E-037.
07E+003.
00E-0120054.
72E-067.
00E-031.
37E-031.
38E+012.
40E-01秦山第二核电厂(1号和2号机组)20064.
88E-081.
35E-031.
81E-031.
79E+014.
12E-0120044.
44E-018.
79E-026.
75E-042.
65E+014.
27E-0220057.
2E-029.
85E-033.
78E-032.
85E+013.
47E-02广东岭澳核电厂(1号和2号机组)20067.
60E-028.
00E-033.
20E-033.
34E+013.
88E-02秦山第三核电厂(1号和2号机组)20041.
30E+00小于探测下限小于探测下限*1.
60E-01中华人民共和国《核安全公约》国家报告161气体流出物液体流出物类别项目核电厂名称年份惰性气体卤素气溶胶氚其余核素20052.
35E+002.
02E-02小于探测下限*1.
93E-0120061.
08E-02小于探测下限8.
25E-04*2.
20E-01注:1.
放射性流出物的排放量与核电机组的功率大小有关.
2.
表中的气态和液态流出物的排放量在统计计算时,对于低于探测限值的情况,各核电厂采集数据的分析方法有所不同.
(如:秦山核电厂取0,而广东大亚湾核电厂和广东岭澳核电厂取探测限值数据作计算.
)3.
*由于目前国家标准(GB6249-86)没有对重水堆氚的排放规定限值,本栏不适用.