核电站法规体系介绍,李小燕,内容,1、我国核安全法律法规标准体系结构 2、相关法律、法规简介 3、我国核电行业标准现状 4、国际原子能机构核安全体系介绍 5、美国原子能法律法规标准体系介绍 6、 AP1000适用的法规标准体系介绍 7、世界其他核电大国的核电标准体系,我国核安全法律法规体系,民用核安全设备监督管理条例,纵向,法律（专门法律1部） 行政法规（5个）（其中《民用核安全设备监督管理条例》2007年7月4日国务院第183次常务会议通过，自2008年1月1日起施行 ） 部门规章（30多个） 导则（70个） 技术文件,横向,通用系列 核设施系列 放射性废物管理系列 核材料管制系列 民用核安全设备监督管理系列 放射性物质运输管理系列 核技术应用系列,相关法律、法规简介,放射性污染防治法 民用核设施安全监督管理条例 核材料管理条例 放射性同位素与射线装置放射防护条例 核电厂核事故应急管理条例 民用核安全设备监督管理条例 质量保证安全规定 (HAF003) 核电厂厂址选择安全规定(HAF101) 核电厂设计安全规定(HAF102) 核电厂运行安全规定(HAF103) 民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定 (HAF601),中华人民共和国放射性污染防治法,第一章总则 第二章放射性污染防治的监督管理 第三章核设施的放射性污染防治 第四章核技术利用的放射性污染防治 第五章铀（钍）矿和伴生放射性矿开发利用的放射性污染防治 第六章放射性废物管理 第七章法律责任 第八章附则,放射性污染防治法内容,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。
国家对从事放射性污染防治的专业人员实行资格管理制度；对从事放射性污染监测工作的机构实行资质管理制度 核设施选址，应当进行科学论证，并按照国家有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并报 核设施营运单位在进行核设施建造、装料、运行、退役等活动前，必须按照国务院有关核设施安全监督管理的规定，申请领取核设施建造、运行许可证和办理装料、退役等审批手续 与核设施相配套的放射性污染防治设施，应当与主体工程同时设计、同时施工、同时投入使用民用核设施安全监督管理条例,国家核安全局对全国核设施安全实施统一监督，独立行使核安全监督权，其主要职责是： （一） 组织起草、制定有关核设施安全的规章和审查有关核安全的技术标准； （二） 组织审查、评定核设施的安全性能及核设施营运单位保障安全的能力，负责颁发或者吊销核设施安全许可证件； （三） 负责实施核安全监督； （四） 负责核安全事故的调查、处理； （五） 协同有关部门指导和监督核设施应急计划的制订和实施； （六） 组织有关部门开展对核设施的安全与管理的科学研究、 宣传教育及国际业务联系； （七） 会同有关部门调解和载决核安全的纠纷。
国家核安全局在核设施集中的地区可以设立派出机构，实施安全监督 国家核安全局可以组织核安全专家委员会该委员会协助制订核安全法规和核安全技术发展规划，参与核安全的审评、监督等工作安全许可制度,国家实行核设施安全许可制度，由国家核安全局负责制定和批准颁发核设施安全许可证，许可证件包括： （一） 核设施建造许可证； （二） 核设施运行许可证； （三） 核设施操纵员执照； （四） 其他需要批准的文件 核设施营运单位，在核设施建造前，必须向国家核安全局提交《核设施建造申请书》、 《初步安全分析报告》 以及其他有关资料，经审核批准获得《核设施建造许可证》后，方可动工建造 核设施的建造必须遵守《核设施建造许可证》所规定的条件 核设施营运单位在核设施运行前， 必须向国家核安全局提交 《核设施运行申请书》、 《最终安全分析报告》 以及其他有关资料， 经审核批准获得允许装料（或投料）、调试的批准文件后，方可开始装载核燃料（或投料）进行启动调试工作；在获得《核设施运行许可证》后，方可正式运行 核设施的运行必须遵守《核设施运行许可证》所规定的条件中华人民共和国核材料管理条例,管制的核材料是： （一）铀－２３５，含铀－－２３５的材料和制品； （二）铀－２３３，含铀－－２３３的材料和制品； （三）钚－２３９，含钚－－２３９的材料和制品 （四）氚，含氚的材料和制品； （五）锂－６，含锂－－６的材料和制品； （六）其他需要管制的核材料。
核材料许可证,持有核材料数量达到下列限额的单位必须申请核材料许可证； （一）累计的调入量或生产量大于或等于０．０１有效公斤的铀、含铀材料和制品（以铀的有效公斤量计）； （二）任何量的钚－－２３９、含钚－－２３９的材料和制品； （三）累计的调入量或生产量大于或等于３．７Ｘ１０的１３次方贝可（１０００永）的氚、含氚材料和制品（以氚量计）； （四）累计的调入量或生产量大于或等于１公斤的浓缩锂、含浓缩锂材料和制品（以锂－６量计） 累计调人或生产核材料数量小于上列限额者，可免予办理许可证，但必须向核工业部办理核材料登记手续 核材料许可证持有单位必须建立专职机构或指定专人负责保管核材料，严格交接手续，建立帐目与报告制度，保证帐物相符 许可证持有单位必须建立核材料衡算制度和分析测量系统，应用批准的分析测量方法和标准，达到规定的衡算误差要求，保持核材料收支平衡放射性同位素与射线装置放射防护条例,第一章 总则 第二章 许可登记 第三章 放射防护管理 第四章 放射事故管理 第五章 放射防护监督 第六章 处罚 第七章 附则,核电厂核事故应急管理条例,第一章 总则 第二章 应急机构及其职责 第三章 应急准备 第四章 应急对策和应急防护措施 第五章 应急状态的终止和恢复措施 第六章 资金和物资保障 第七章 奖励与处罚 第八章 附则,民用核安全设备监督管理条例,第一章 总 则 第二章 标 准 第三章 许 可 第四章 设计、制造、安装和无损检验 第五章 进出口 第六章 监督检查 第七章 法律责任 第八章 附 则,核电厂质量保证安全规定,主要章节包括： 质量保证大纲：大纲适用范围、大纲的定期评价和修订、程序细则和图纸、管理部门审查等； 组织：责任权限和联络、工作接口、人员配备与培训； 文件控制：文件的编审批、文件的发布和分发、文件变更的控制等； 设计控制：设计接口控制、设计验证、设计变更等； 采购控制：对供方的评价和选择、对所购物项和服务的控制等； 物项控制：材料零件和部件的标识、装卸贮存和运输、维护等； 工艺过程控制：保证工艺由合格的人员、按照认可的程序和使用合格的设备，按现有的标准来完成。
检查和试验控制：检查大纲、试验大纲、测量和试验设备的标定、检查试验和运行状态的显示等； 对不符合项的控制：对不符合项的审查和处理等； 纠正措施：规定采取适当的措施，以保证鉴别和纠正有损于质量的情况 记录：质量保证记录的编写、质量保证记录的收集贮存和保管等； 监查：监查计划等相关导则,HAD 003/01 核电厂质量保证大纲的制定 HAD 003/02 核电厂质量保证组织 HAD 003/03 核电厂物项和服务采购中的质量保证 HAD 003/04 核电厂质量保证记录制度 HAD 003/05 核电厂质量保证大纲的制定 HAD 003/06 核电厂设计中的质量保证 HAD 003/07 核电厂建造期间的质量保证 HAD 003/08 核电厂物项制造中的质量保证 HAD 003/09 核电厂调试和运行期间的质量保证 HAD 003/10 核燃料组件采购、设计和制造中的质量保证,核电厂厂址选择安全规定,提出了陆上固定式热中子反应堆核电厂厂址选择中在核安全方面应遵循的准则和程序 该安全规定的范围包括 与运行状态及事故状态(包括那些会导致需要采取应急措施的事故状态)有关的厂址的和厂址与核电厂相互影响的各种因素; 对安全有重要影响的所有外部自然事件和人为事件。
准则,厂址选择的总准则 确定外部自然事件设计基准的准则 确定外部人为事件设计基准的准则 确定核电厂对区域潜在影响的准则 考虑人口因素和应急计划的准则基本要求,规定许可证申请者必须提供的推荐厂址的资料范围； 评价推荐厂址，以保证能充分考虑到与厂址有关的自然现象与特征； 分析厂址区域的人口特点和在核电厂整个预期寿期内执行应急计划的能力； 确定与厂址有关的设计基准； 规定许可证申请者在厂址评价中的任务； 说明国家核安全部门在厂址评价中的任务厂址适宜性评价,厂址适宜性评价取决于三方面因素： （1）厂址所在区域可能发生的外部事件（自然和人为事件） （2）可能影响所释放放射性物质向人体转移的厂址特征及其环境特征 （3）与实施应急措施相关的厂址与环境因素 如果上述三个方面的厂址评价表明，厂址通过设计措施、防护措施或管理程序仍不能补偿这些厂址缺欠，则该厂址被认为是不适宜的 上述三个层次的评价目标，体现了纵深防御的核安全理念相关导则,HAD101/01 核电厂厂址选择中的地震问题 HAD102/02 核电厂的抗震设计与鉴定 HAD101/02 核电厂厂址选择的大气弥散问题 HAD101/03 核电厂厂址选择及评价的人口分布问题 HAD101/04 核电厂厂址选择的外部人为事件 HAD101/05 核电厂厂址选择中的放射性物质水力弥散问题 HAD101/06 核电厂厂址选择与水文地质的关系 HAD101/07 核电厂厂址查勘 HAD101/08 滨河核电厂厂址设计基准洪水的确定 HAD101/09 滨海核电厂厂址设计基准洪水的确定 HAD101/10 核电厂厂址选择的极端气象现象 HAD101/11 核电厂设计基准热带气旋 HAD101/12 核电厂的地基安全问题,核电厂设计安全规定,《核电厂设计安全规定》（HAF102）共分为12个正文部分和两个附录。
正文部分包括引言、安全原理、设计总准则、反应堆堆芯、反应堆冷却剂系统、信息和控制、保护系统、应急动力供应、安全壳系统、辐射防护、燃料装卸和贮存系统及设计的确认等内容 附录A详细阐述了假使初始事件的定义，附录I列出了有关安全导则的目录适用范围,适用于发电、供热或海水淡化等采用水冷反应堆的陆上固定式热中子核动力厂 阐述实现核动力厂安全运行和防止或减轻可能危及安全的事件后果所必须满足的设计要求； 用确定论和概率论的方法对核动力厂进行全面的安全评价，以确定满足了这些安全要求安全目标,总的核安全目标：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 辐射防护目标 技术安全目标,,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技术安全目标,采取一切合理可行的措施防止核动力厂事故，并且一旦发生事故时减轻其后果；对于在设计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。
对安全目标的理解,不排除人员受到有限照射，也不排除放射性物质向环境的有限释放，但必须符合限值； 在符合限值的条件下，还必须贯彻合理可行尽量低的原则； 核动力厂不保证绝对的安全，而是控制风险核动力厂的风险水平,美国核管会在其安全目标的政策声明中提出： 由于核电厂运行导致其周围居民立即死亡的风险不超过所有可能导致其死亡的社会风险的千分之一； 由于核电厂运行导致其周围居民患癌症的风险不超过所有可能导致其患癌症的社会风险的千分之一； 研究表明，核电厂的大规模放射性释放频率低于10－6／堆年即可满足这两个风险指标纵深防御概念,防止偏离正常运行和防止系统失效； 检测和纠正偏离正常运行状态； 通过固有安全特性、故障安全设计、工程安全设施和规程控制设计基准事故的后果，并将核动力厂带到安全停堆状态； 利用一切可行的手段减轻超设计基准事故的后果，保证放射性释放尽实际可能的低； 由应急措施来减轻放射性释放所导致。