核电厂厂址选择安全规定(HAF101-1991).pdf
175 HAF101 核电厂 厂址 选择安全规定 (1991 年7月27日国家核安全局令第1号发布1991年修改） 本规定自1991年7月27日起实施 本规定由国家核安全局负责解释 1引言 本规定提出了陆上固定式热中子反应堆核电厂在厂址选择中 在核安全方面应遵循的准则和程序.
本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，以及对安全有重要影响的外部自然事件 和人为事件.
本规定的目的是给出适用于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）的准则和程序，以提出关于 下述各项内容的基本要求： (1)规定许可证申请者必须提供的推荐厂址的资料范围； (2)评价推荐厂址，以保证能充分考虑到与厂址有关的自然现 象及特征； (3)分析厂址区域的人口特点和在核电厂整个预计寿期内执 行应急计划的能力； (4）确定与厂址有关的设计基准； (5)规定许可证申请者在厂址评价中的任务；
本规定3.1条所列总准则用于： （1）选择若干推荐厂址，并评价它们是否适合于核电厂的建造 和运行； (2）确定与厂址有关的安全要求； （3）针对某个特定核电厂的厂址，评价其可接受性.
本规定3.2至3.5条为用于下述三方面问题的具体准 则： (1)厂址所在区域对核电厂的影响； (2）核电厂对厂址所在区域的影响； (3)人口因素的影响.
第4章和第5章为用于满足上述准则要求的安全评价程序.
核电厂厂址选择过程，通常包括对一个大的地区的调查和研 究.
以选择一个或若干个候选厂址（厂址查勘），继而详细评价 那些候选厂址.
本规定主要考虑厂址的详细评价.
本规定的宗旨是评价那些与厂址有关的而且必须考虑的因 素，以保证核电厂在整个寿期内与厂址的综合影响不致构成不能 接受的风险.
本规定的内容并未考虑核电厂的非放射性环境影 响评价，关于这方面的内容应遵循其他的有关规定.
本规定的内 容只包括那些与辐射安全有关的厂址选择及评价方面的问题.
建造在合适的厂址上的核电厂的安全性，可以通过高质量的 设计、建造、调试、运行及退役得到保证.
①详见安全导则HAD101/07.
②本规定所说的“风险”是指某一导致放射性物质释放的特定事件的概率与该事 件辐射后果的乘积.
全面的风险分析，应包括按顺序地从分析始发事件开始，考 虑它们各自的发展过程，附以概率数字，直至最后得出这些事件对个人和公众所产生 的后果考虑.
到目前在概率和后果评价的定量分析方法方面的研究仍处于发展阶段， 因此，本规定所采用的风险评价方法只是部分利用这一分析法及规定概率方面的要 求，以补充现行传统的确定论分析法和工程判断法.
核电厂厂址选择安全规定 177 一个厂址的可接受性是与拟建核电厂的设计密切相关的.
从 安全观点来看，如果与厂址有关的问题在技术上有办法解决，从而 保证核电厂在建造和运行期间对该地区居民的风险降低到可接受 的程度，则这个厂址就符合要求.
本规定主要考虑与核电厂的厂址选择有关的低概率严重事 件，这些事件也必须在特定核电厂的设计中加以考虑.
对那些后 果虽然较轻，但发生概率较高，会显著增加总的风险的事件，也应 当在核电厂设计中加以考虑.
在核电厂厂址选择工作中，除应执行本规定外，还应符合核设 施安全监督管理、环境保护、辐射防护和其他方面有关规定.
核电厂厂址选择工作是核电厂建造可行性研究中的一项重要 工作，必须按照基本建设程序进行.
附录I所列的安全导则是对本规定的说明和补充.
2许可证申请者和国家核安全部门的任务 2.1许可证申请者的任务 许可证申请者必须负责向国家核安全部门提出厂址评价报 告，充分地说明在该厂址上能够建造拟建的核电厂，并能在整个预 计寿期内安全运行.
这个评价必须根据本规定的准则和要求、国 家核安全部门规定的补充准则及其他有关规定进行.
2.2国家核安全部门的任务 国家核安全部门有责任独立、全面地进行厂址的评审工作，以 便确定拟建的核电厂可否在该厂址上建造和安全运行.
178 核动力厂系列 3厂址选择准则 从核安全的观点考虑，核电厂厂址选择的主要目的，是保护公 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加以考虑.
在评价一个厂址是 否适于建造核电厂时，必须考虑以下几方面的因素： (1)在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、分布及其他特征.
3.1总准则 3.1.1必须调查和评价可能影响核电厂安全的厂址特征.
必须调查运行状态和事故状态下可能受辐射后果影响的区域的环 境特征.
对这些特征在核电厂的整个寿期内予以观察和监 控.
3.1.2必须根据影响核电厂安全的自然事件和外部人为事 件及各种现象的发生频率和严重程度，对推荐的核电厂厂址的安 全性进行审查.
因素和人为因素在其预计寿期内可预见的演变，并在核电厂整个 寿期内也必须监控这些因素，特别是人口增长率和人口分布特征.
如有必要，必须采取适当措施，以保证总的风险保持在可接受的低 水平.
3.1.4必须对推荐的厂址和核电厂进行综合考虑以确定其 设计基准外部事件.
必须选择与重大的辐射风险有关的外部
由外部事件引起的辐射 风险不应超过由内部事故所引起的辐射风险.
3.1.5必须确定用于核电厂设计的有关外部事件的设计基 准.
对于一个外部事件（或事件的组合）来说，核电厂设计基准参 数值的选择，应保证在发生设计基准事件时或之后能使与该事件 （或事件组合）相关的安全重要构筑物、系统和部件保持其完整性， 并且仍不丧失其功能.
3.1.6对厂址全面评价后，如果证明所推荐的措施不能对设 计基准外部事件所带来的破坏提供充分的保护，则必须认为在该 厂址上不适合于建造所推荐的核电厂.
3.1.7在确定有关外部事件的设计基准时，应考虑它们与周 围条件（例如水文、水文地质和气象条件）的组合.
同时还应考虑 反应堆的运行状态.
3.1.8必须评价与厂址有关的设计基准，并将其写人供国家 核安全部门审查的申请文件中.
这些设计基准必须得到国家核安 全部门同意后，才能开始核电厂的有关部分的建造.
如果对那些 与厂址有关的设计基准仍有争议，而又不能在实际上提供足够的 保护措施，因而认定该厂址是不合适的，则必须在这些有争议的问 题得到解决以后，才能动工建造核电厂.
3.1.9调查和研究的结果必须形成详尽的文件，以供国家核 安全部门的独立审查.
3.1.10在分析所选厂址是否合适时，必须考虑新燃料、乏 燃料及放射性废物的贮存和运输等问题.
3.1.11应考虑放射性排出流与非放射性排出流之间的相 互作用的可能性.
例如热或化学物质与放射性物质在液态排出流 中的相互作用.
3.1.12对每个推荐的厂址，还必须考虑包括厂址所在区域 的人口分布、饮食习惯、土地和水的利用情况以及该区域其他放射 性释放物所产生的辐射影响等有关因素，以评价核电厂在运行状
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放射性物质运输规程(GB11806-2004).pdf
ICS13.300 F 73 GB 中华人民共和国国家标准 GB 11806-2004 代替GB11806 -1989 放射性物质 安全运输规程 Regulations for the safe transport of radioactive material (IAEA Safety Standards Series No.TS-R-1 Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material 1996 Edition (AsAmended 2003) IDT) 2004-11-02发布 2005-08-01实施 中华人民共和国国家质量监督检验检疫总局 中国国家标准化管理委员会 发布
其技术内容与所采用的国际标准完全 一致，只做了少量的编辑修改，具体修改内容为： -去掉了原国际标准的前言： 去掉了原国际标准的第一章“引言“部分，代之以本标准的第一章“范围”； 一-去掉了原国际标准中“对托运货物运输要求的一览表”： 将原国际标准中引用的一些其他国际标准替换为相应的我国标准： 一在条文编号和编写格式上根据我国国家标准的响写规定进行了调整， 本标准代替GB11806-1989（款射性物质安全运输规定）.
本次修订本与GB11806-1989相比主 要改变如下： 一对“放射性物质”的定义、分类和限值进行了修改，增加了“低弥散放射性物质”的定义和相应的 实验要求，怀-238不再被当作是易裂变材料： 对一些A值与A：值进行了修改： 一对放射性物质货包的分类和相关限值与要求进行了修改，新引人了C型货包及其相关要求， 对2型工业货包（IP-2）、3整工业货包（IP-3）和六氟化铂货包增加了要求，统一了各类货包的 表面污染要求； 增加了对易裂变材料的核临界安全指数控制.
本标准的附录A为资料性附录.
本标准由全国核能标准化技术委员会提出.
本标准由全国核能标准化技术委员会归口.
本标准起草单位：国家环保总局核安全中心和核工业第二研究设计院.
本标准主要起草人：孙喜云、许明霞、王维善、吴浩.
本标准所代替的标准历次版本发布情况为： -GB 11806-1989
本标准适用于放射性物质（包括伴随使用的放射性物质）的陆地、水上和空中任何方式的运输.
本标准不适用于： a）已成为运输手段的一个组成部分的放射性物质； b）在单位内进行不涉及公用道路或铁路运输面搬运的放射性物质： c）为诊新或治疗而植人或注人人体或活的动物体内的放射性物质： d）已获得主管部门的批准并已销售给最终用户的消费品中的放射性物质： e）含天然存在的放射性核素的天然物质和矿石，处于天然状态或者仅为非提取放射性核素的目 的面进行了处理，也不准备经处理后使用这些放射性核素，且这类物质的活度浓度不超过 5.1~5.2规定值的10倍： f）任一表面存在的放射性物质均不超过3.14规定限值的非放射性固体物体.
当运输的放射性物质具有附加风险及与其他危险品一起装运时，还应遵守危险品运输的有关 规定.
2规范性引用文件 下列文件中的条款通过本标准的引用面成为本标准的条款，凡是注日期的引用文件，其随后 的修改单（不包括勘误的内容）或修订版均不适用于本标准然面，励根据本标准达成协议的各方研究 是否可使用这些文件的最新版本.
凡是不注日期的引用文件，其最新版本适用于本标准.
GB4075密封放射源一般要求和分级（GB4075-2003，ISO2919：1999，MOD） GB15849密封放射源的淮满检验方法（GB15849-1995.eqv1SO9978：1992） GB/T5338系列1集装箱技术要求和试验方法第1部分：通用集装箱（GB/T5338--2002， idt ISO 1496-1:1990) GB18871电离辐射防护与辐射源安全基本标准 ISO7195运输六氟化铀（UF6）的包装 ST/SG/AC.10/1/Rev.9联合国关于危险物品运输的建议书 3术语和定义 下列术语和定义适用于本标准， 3. 1 A和A; A是指表1中所列的或第5章中所导出的特殊形式放射性物质的放射性活度值，是为确定本标准 的各项要求面规定的放射性活度限值.
A是指表1中所列的或第5章中所导出的特殊形式放射性物质以外的放射性物质的放射性活度 值，是为确定本标准各项要求面规定的放射性活度限值.
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放射性废物安全监督管理规定(HAF401-1997).pdf
371 HAF401 放射性废物 安全监督管理 规定 （1997 年11月5日国家核安全局批准发布） 本规定自1997年11月5日起实施 本规定由国家核安全局负责解释 1引言 1.1目的 本规定闸明放射性废物管理的目标和原则，以及放射性废物 的安全监督管理职责.
1.2范围 本规定适用于放射性废物从产生到处置全过程的安全管理.
主要针对核燃料循环所产生的固态、液态和气载放射性废物.
对 于放射性同位素生产和应用过程所产生的放射性废物的安全管 理，可参照执行.
放射性废物管理的目标和原则 2.1管理目标 放射性废物管理的目标是保护现在和将来人类的健康与环 境，不给后代造成过度的负担.
2.2管理原则
3放射性废物安全监督管理职责 3.1国家核安全部门的职责 （1)制定有关核设施（包括放射性废物处置库，下同）放射性废 物管理法规、导则和技术文件； (2)按照本规定的要求，评价营运单位提交的安全分析报告、 有关文件和运行计划等；
3.2核设施营运单位的职责 3.2.1营运单位必须遵守国家法律、法规和管理制度.
3.2.2放射性废物管理活动的安全责任由营运单位承担，营 运单位必须： (1)及时完成放射性废物处置前工作； (2)进行安全和环境影响评价； (3)确保对工作人员、公众和环境足够的防护； (4)确保放射性废物安全管理的各步骤有合适的工作人员、设 备、设施、培训和操作程序； (5)建立和执行放射性废物产生及其预处理、处理、整备、贮存 和处置的质保大纲； (6)建立和保持有关放射性废物的产生、预处理、处理、整备、 贮存和处置，包括放射性废物存量信息的记录； (7）根据有关部门的要求，提供监视和控制； (8）收集、分析和运用营运经验，确保安全持续改善； (9）开展适当的研究开发工作，支持运行的需要.
3.2.3营运单位必须通过对核设施合适的设计、运行、维修 与退役，使放射性废物的产生处于实际可行的最低限度.
必须适 当考虑放射性废物产生和管理各步骤间的相互依赖关系.
保证放 射性废物的处理和整备工作符合计划的贮存方式，使之在规定的 贮存期限可回取废物进行最终处置.
3.2.4营运单位有责任在适当时间范围内，根据法律和法规 的规定，并得到国家核安全部门批准，确定其所属的放射性废物的 去向.
营运单位可按批准的方式自行处理、整备和贮存放射性废 物或者将放射性废物转给另一营运单位进行处理、整备和贮存；排
4放射性废物安全管理的重要环节 4.1放射性废物的产生与管理 4.1.1放射性废物产生与管理的步骤间存在相互依赖 关系，因此，为放射性废物管理活动制定计划时，应考虑： (1)放射性废物量（活度和体积）应保持在实际可行的最低限 度； (2)放射性废物管理各步骤的安全要求.
4.1.2制定放射性废物管理计划时，应顾及安全问题和 需要.
决定放射性废物管理中某个具体步骤时，不应孤立考虑，否 则可能妨碍方案选择或影响废物管理的其它步骤.
4.1.3制定放射性废物管理计划时，应与有关各方交流和对 话.
4.2安全分析和环境影响评价 4.2.1营运单位应根据法规和标准，对新的废物管理设施与 实践以及现有设施或实践的重大改变进行评价.
编写安全分析报 告和环境影响评价报告，分别提交给国家核安全部门和环境保护 部门.
4.2.2在报告中应当分析和论证正常运行时的辐射安全和 非辐射安全，也要评价事件和事故的可能影响.
必要时，这种评价 应根据2.2条规定的原则论证长期安全性.
4.2.3对于正常运行工况的评价，应当分析和论证放射性废 物管理过程的各个步骤对工作人员、公众和环境的辐射安全和非 辐射安全.
这些评价应该以设施设计和工艺过程为基础.
4.2.4对放射性废物管理设施可能给人类生存、环境（土壤、 水、空气和非人类生物群）和自然资源造成的非放射学影响做出评
4.2.5应评价内部和外部事件（这种事件可能导致事故）可 能的后果，及其对工作人员、公众和环境的影响.
这种评价应该利 用适当的模式和可得到的实验数据.
4.2.6评价处置设施的长期性能，应当考虑可能被容纳的放 射性废物的放射性核素含量、物理和化学特性，以及处置系统所提 供的屏障的有效性.
天然屏障的有效性应通过现场调查来确定.
这种评价只能利用预先确定的模型来进行，这些模型应是建立在 实验数据的基础上.
4.3安全文化 4.3.1安全文化要求从事放射性废物管理的个人和组织对 安全具有献身精神和责任感.
负责放射性废物管理活动的领导和 组织应建立和执行利于促进安全文化的制度和程序.
4.3.2提高安全意识的责任，主要由各组织的高层管理人员 承担.
从事放射性废物管理的组织都应制订和执行有关安全 的规章和审查程序，以确保建立和使用正确的方法，形成和保持安 全意识.
应该制订和执行强调安全重要性和个人行为要求的员工 培训大纲.
4.4质量保证 4.4.1质量保证应采取适当的措施为保护人类健康和环境 提供必要的信任.
4.4.2营运单位应给质量保证职能部门提供充分的独立性.
应明确规定有关人员和组织的责任和权限.
质量保证适用于 的放射性废物管理活动，尤其是对安全有重要意义的环节.
质量 保证大纲特别应当确保废物货包满足废物接收的要求.
4.4.3质量保证大纲应得到国家核安全部门的认可.
在执 行中应受到相应的监督和检查.
4.5研究和开发 4.5.1应根据放射性废物管理计划的规模和需要进行研究
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电离辐射防护与辐射源安全基本标准(GB18871-2002).pdf
F73 中华人民共和国国家标准 GB18871 -2002 电离辐射 防护与辐射源 安全基本标准 Basic standards for protection against ionizing radiation andfor thesafetyofradiationsources 2002-10-08发布 2003-04-01实施 中华人民共和国 国家质量监督检验检疫总局 发布
本标准是根据六个国际组织（即：联合国粮农组织、国际原子能机构、国际劳工组织、经济合作与发 展组织核能机构、泛美卫生组织和世界卫生组织）批准并联合发布的（国际电离辐射防护和辐射源安全 基本安全标准）（国际原子能机构安全丛书115号，1996年版）对我国现行辐射防护基本标准进行修订 的，其技术内容与上述国际组织标准等效.
依据上述国际组织标准对我国现行辐射防护基本标准进行修订时，还充分考虑了我国十余年来实 施现行辐射防护基本标准的经验和我国当前的实际情况，保留了现行标准中实践证明适合我国国情又 与国际组织标准相一致的那些技术内容.
本标准自发布之日起，同时代替GB4792-1984和GB8703-1988.
本标准的附录A、附录B、附录C、附录D、附录E、附录F和附录J是标准的附录，附录G和附录H 是提示的附录.
本标准由（以部门名称笔画为序）中华人民共和国卫生部、国家环境保护总局和原中国核工业总公 司联合提出.
本标准起草单位：联合编制组，编制组秘书单位为核工业标准化研究所.
本标准主要起草人：潘自强（以下以姓氏笔画为序） 叶常青、张延生、吴德强、郑钧正、金家齐、夏益华、祥凤官.
中华人民共和国国家标准 电离辐射防护与辐射源安全基本标准 GB 18871-2002 代替GB4792-1984 Basie standards for protection against ionizing radiation and for the safety of radiation sources 1范围 本标准规定了对电离辐射防护和辐射源安全（以下简称“防护与安全”）的基本要求.
本标准适用于实践和干预中人员所受电离辐射照射的防护和实践中源的安全， 本标准不适用于非电离辐射（如微波、紫外线、可见光及红外辐射等）对人员可能造成的危害的防 护.
2定义 本标准所采用的术语和定义见附录丁（标准的附录）.
3一般要求 3.1适用 3.1.1实践 适用本标准的实践包括： a）源的生产和辐射或放射性物质在医学、工业、农业或教学与科研中的应用，包括与涉及或可能涉 及辐射或放射性物质照射的应用有关的各种活动； b）核能的产生，包括核燃料循环中涉及或可能涉及辐射或放射性物质照射的各种活动； c）审管部门规定需加以控制的涉及夫然源照射的实践； d）审管部门规定的其他实践.
3.1.2源 3.1.2.1适用本标准对实践的要求的源包括： a）放射性物质和载有放射性物质或产生辐射的器件，包括含放射性物质消费品、密封源、非密封源 和辐射发生器； b）拥有放射性物质的装置、设施及产生辐射的设备，包括辐照装置、放射性矿石的开采或选治设 施、放射性物质加工设施、核设施和放射性废物管理设施： c）审管部门规定的其他源.
3.1.2.2应将本标准的要求应用于装置或设施中的每一个辐射源：必要时，应按审管部门的规定，将本 标准的要求应用于被视为单一源的整个装置或设施.
3.1.3照射 3.1.3.1适用本标准对实践的要求的照射，是由有关实践或实践中源引起的职业照射、医疗照射或公 众照射，包括正常照射和潜在照射.
中华人民共和国国家质量监督检验检疫总局2002-10-08批准 2003-04-01实施 1
3.1.4干预 3.1.4.1适用本标准的干预情况是： a）要求采取防护行动的应急照射情况，包括： 1）已执行应急计划或应急程序的事故情况与紧急情况： 2）审管部门或干预组织确认有正当理由进行干预的其他任何应急照射情况； b）要求采取补救行动的持续照射情况，包括： 1）天然源照射，如建筑物和工作场所内氨的照射； 2）以往事件所造成的放射性残存物的照射，以及未受通知与批准制度（见4.2.1及4.2.2）控制 的以往的实践和源的利用所造成的放射性残存物的照射； 3）审管部门或干预组织确认有正当理由进行干预的其他任何持续照射情况.
3.2排除 任何本质上不能通过实施本标准的要求对照射的大小或可能性进行控制的照射情况，如人体内的K、 到达地球表面的宇宙射线所引起的照射，均不适用本标准，即应被排除在本标准的适用范围之外.
3.3实施的责任方与责任 3.3.1责任方 3.3.1.1对本标准的实施承担主要责任的责任方（以下简称“主要责任方”）应是： a）注册者或许可证持有者： b）用人单位.
3.3.1.2其他有关各方应对本标准的实施承担各自相应的责任，其他有关各方可以包括： a）供方； b）工作人员； c）辐射防护负责人； d)执业医师： e）医技人员； f）合格专家： g）由主要责任方委以特定责任的任何其他方.
3.3.2责任 3.3.2.1各责任方应承担本标准有关章、条所规定的一般责任和特定责任.
3.3.2.2主要责任方应承担的一般责任是： a）确立符合本标准有关要求的防护与安全目标； b）制定并实施成文的防护与安全大纲，该大纲应与其所负责实践和干预的危险的性质和程度相适 应，并足以保证符合本标准的有关要求，在该大纲中，应： 1）确定实现防护与安全目标所需要的措施和资源，并保证正确地实施这些措施和提供这些资 2
3.4实施的监督管理 有关要求的贯彻负主要责任.
3.4.2主要责任方应接受审管部门正式授权的人员对其获准实践的防护与安全的监督，包括对其防护 与安全记录的检查， 3.4.3发生违反本标准有关要求的情况时，主要责任方应： a）调查此违反行为及其原因与后果： b）采取相应的行动加以纠正并防止类似的违反事件再次发生； c）向审管部门报告违反标准的原因和已经采取或准备采取的纠正行动或防护行动； d）按照本标准的要求采取其他必要的行动 3.4.4主要责任方应及时报告违反本标准的事件，如果因违反标准已经演变成或即将演变成应急照射 情况，应立即报告.
3.4.5发生违反标准的事件后，如果主要责任方不能在规定的时间内按照国家有关法规采取纠正或改 进行动，则审管部门应修改、中止或撤销原先已额发的注册证、许可证或其他批准文件.
4对实践的主要要求 4.1基本原则 4.1.1任何实践的引入、实施、中断或停止，以及实践中任何源的开采、选治、处理、设计、制造、建造、装 配、采购、进口、出口、销售、出卖、出借、租赁、接受、设置、定位、调试、持有、使用、操作、维护、修理、转移、 退役、解体、运输、贮存或处置，均应按照本标准的有关要求进行，除非有关实践或源产生的照射是被排 除的或有关实践或源是被本标准的要求所豁免的.
4.1.2对于适用本标准的任何实践、实践中的任何源或4.1.1所规定的任何活动，本标准各项有关要 求的实施应与该实践或源的特性及其所数照射的大小和可能性相适应，并应符合审管部门规定的有关 要求.
4.1.3放射性物质的运输应遵循国家有关放射性物质安全运输法规与标准的要求， 4.2管理要求 4.2.1通知 4.2.1.1拟进行某项实践或本标准4.1.1中所规定的任何活动的任何法人，均应向审管部门提交通知 书，说明其目的与计划；对于含放射性物质消费品，只要求说明有关制造、装配、进口和销售等方面的计 划.
4.2.1.2如果实践或活动满足下列各项条件，并经审管部门确认，则可只履行通知程序，否则，还应按 4.2.2的要求履行相应的批准程序： a）所引起的正常照射不大可能超过审管部门规定的有关限值的某一很小份额； b）所伴随的潜在照射的可能性与大小可以忽略； c）所伴随的任何其他可能的危害后果也可以忽略.
4.2.2批准：注册或许可 4.2.2.1对任何密封源、非密封源或辐射发生器负责的任何法人均应向审管部门提出申请，以获得批 准，除非其所负责的源是被豁免的，这类批准是采用注册的方式还是许可的方式，应由审管部门根据源 3
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放射性物品分类和名录(环保部2010 第31号公告).pdf
附件： 放射性物品分类和名录 （试行） 环境保护部（国家核安全局） 公安部 交通运输部 铁道部 卫生部 海关总署 中国民用航空局 国家国防科工局
一、放射性物品分类原则 按照国务院《放射性物品运输安全管理条例》中第三条的规定， 根据放射性物品的特性及其对人体健康和环境的潜在危害程度，将 放射性物品分为一类、二类和三类.
一类放射性物品，是指I类放射源、高水平放射性废物、乏燃 料等释放到环境后对人体健康和环境产生重大辐射影响的放射性物 品.
二类放射性物品，是指Ⅱ类和Ⅲ类放射源、中等水平放射性废 物等释放到环境后对人体健康和环境产生一般辐射影响的放射性物 品.
三类放射性物品，是指IV类和V类放射源、低水平放射性废物、 放射性物品.
放射性物品分类不改变国标GB11806中关于放射性物品货包的 分类及相应的设计要求.
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二、放射性物品分类和名录 放射性物品分类和名录包括放射性物品、放射性物品举例、容 器类型、货包（包件）类型、名称和说明以及联合国编号.
具体分 类和名录见表一.
表一、放射性物品分类和名录 分类 放射性物品 放射性物品举例 容器类型 货包（包件） 类型 名称和说明 联合国编号 B(U) 放射性物品B（U）型货包，非易裂变的或例外 B（U）货包 易裂变的 2916 B(U)F 放射性物品B（U）型货包，易裂变的 3328 如反应堆乏燃 B(M) 放射性物品B（M）型货包，非易裂变的或例外 放射性活度大于A或A 易裂变的 2917 值的放射性物品 料、高水平放射 B（M）货包 性废物 B(M)F 放射性物品B（M)型货包，易裂变的 3329 c 放射性物品C型货包，非易裂变的或例外易 裂变的 3323 C型货包 CF 放射性物品C型货包，易裂变的 3330 一类 H(U) 放射性物质六氟化铀，非易裂变的或例外易 等于或大于0.Ikg的六 H(M) 裂变的 2978 氯化轴 六氟化轴货包 H(U)F H(M)F 放射性物质六氟化铀，易裂变的 2977 T 特殊安排下运输的放射性物品，非易裂变的 需特殊安排运输的放射 或例外易裂变的 2919 性物品 特殊安排运输 X 特殊安排下运输的放射性物品，易裂变的 3331 放射性物品A型货包，易裂变的，非特殊形 放射性活度不大于A或A 式的 3327 反应堆新燃料 AF A型货包 值的易裂变放射性物品 放射性物品A型货包，特殊形式的，易裂变的 3333 6
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电磁辐射防护规定 (GB 8702-1988).pdf
中华人民共和国国家标准 UDC 614.898.5 电磁辐射 防护规定 GB8702 -88 Regulations forelectromagnetic radiation protection 1总则 1.1为防止电磁辐射污染、保护环境、保障公众健康、健进伴有电磁辐射的正当实践的发展，制定 本规定.
1.2本规定适用于中华人民共和国境内产生电磁辐射污染的一切单位或个人、-切设随或设备.
但 规定的防护限值不适用于为病人安排的医疗或诊断照射.
1.3本规定中防护限值的适用频率范围为100kHz~300GHz.
防护限值与频平的关系： 1.4本规定中的防护限值是可以接受的防护水平的上限，并包括各种可能的电强辐射污染的心建运： 1.5一切产生电避辐射污染的单位或个人，应本着“可合理达到尽量低”的原影，努力减少其电瓷 辐射污染水平.
1.6一切产生电磁辐射污染的单位或部门，均可以制定各自的管理限值（标准），各单位或部门的管 理限值（标准）应严于本规定的限值.
2电磁辐射防护限值 2.1比本限值 2.1.1职业照射：在每天8h1.作期间内，任意连续6min按全身平均的比吸收率（SAR）应小 J0.1W/kge 2.1.2公众照射：在一天24h内，任意连续6min按全身平均的比吸收率（SAR）应小于0.02W/kg.
2.2导出限值 2.2.1职！
业照射：在每天8h1作期间内，电磁辐射场的场量参数在任意连续6min内的平均信应满 足表1要求.
长1职业照射导出限值 电场强度 维场强度 功卡南度 MHz v.m A/m W/m² 0.1 - 3 87 0.25 （20）1 3~30 150√T 0.40;T （60 00~ （28）2 （0.075） 30# ~ 1500 （0.3√) （0.0015） 15 150ti0 ~ 3(rm9) (61 *' （0 16) 国家环境保护局1988 -03-11批准 1988-0601实
2.2.2公众照射：在一天24h内，环境电磁辐射场的场量参数在任意连续6min内的平均值应满足表 2要求.
表2公众照射导出限值 频 半范图 电场强度 磁场强度 功平密度 MHz vm A/m W/m² 0.1~ 3 40 0.1 （40）) 6/√T 0.17/√T （12 000~00 （12）2 " （0.032） 0.4 3000~15000 （0.22T） （0.001）2 7500 15000~30000 (27）2) （0.073）) 2 注：1）系平面波等效结，供对照影号.
2）供对照参考，不作为限价：表中f是短平，单位为MHz表中数据作了取整处理.
2.2.3对于一个辐射体发射几种频率或存在多个辐射体时，其电磁辐射场的场量参数在任意连续 6min内的平均值之和，应满足式（1）： A.1 EE Bi.1.L 3-300000 100
3.2.1新建或购置豁免水平以上的电磁辐射体的单位或个人，必须事先向环境保护部门提交“环境 影响报告书（表）”.
3.2.2新建或新购置的电磁辐射体运行后，必须实地测量电磁辐射场的空间分布.
必要时以实测为基 础划出防护带，井设立警戒符号.
3.3.1上业、科学和医学中应用的电磁辐射设备，出厂时必须具有满足“无线电扰限值”的证明书.
运时应定期检查这些设备的漏能水乎，不得在高端能水平下使用，并避免对居民日常生活的干扰.
3.3.2长波通讯、中波广播、短波通讯及广播的发射天线，离开人口稠密区的距离，必须满足本规 定安全限值的要求.
3.4电磁辐射水平超过2.2.1规定限值的工作场所必须配备必要的职业防护设备.
3.5对伴有电磁辐射的设备进行操作和管理的人员，应施行电磁辐射防护训练.
训练内容应包括： a.电磁辐射的性质及其危害性： b.常用防护措施、用具以及使用方法： c.个人防护用具及使用方法； d.电磁辐射防护规定.
4电磁辐射监测 4.1对超过豁免水平的电磁辐射体，其拥有者必须对辐射体所在的工作场所以及周围环境的电磁辐 射水平进行监测，并将监测结果向所在地区的环境保护部门报告： .现有的耀射体在本规定生效后半年内提交监实出 8.新建、改建、扩建后的辐射体，投入使用后的半年内提交监测报告.
4.2工作场所监测： 4.2.1当电磁辐射体的上作频率低于300MHz时，应对工作场所的电场强度和磁场强度分别测量.
当电磁辐射体的工作频率大于300MHz时，可以只测电场强度.
4.2.2测量仪器应尽量选用全向性探头的场强仪或能仪.
使用非全向性探头时，测量期间必须不 断调节探头方向，直至测到最大场强值.
仪器频率响应不均匀度和精确度应小于±3dB.
4.2.3测量仪器探头应尽量置于没有工作人员存在时工作人员的实际操作位置.
4.3环境监测： 4.3.1环境中的电磁辐射大多可视为平面被，因此只需测电场强度.
但在不能当成平面被的场所， 需对电场强度和磁场强度分别测量.
4.3.2测量仪器可以用干扰场强仪，频谱仪，微波接受机等.
测量误差应小于±3dB，频率误差应 小于被测频带中心频率的1/50 4.3.3针对某一辐射体的特定环境测量，应依据所测辐射体的天线类型，在距该天线2000m以内最大 辐射方向上选点测量或根据辐射方向图，分方位选点测量.
4.3.4对于一般的电磁辐射环境监测布点，通常可依主要交通十线为基准，以一定的间距划分网格 进行测量.
4.3.5测点应选在开阔地段，要避开电力线、高压线、电话线、树木以及建筑物等的影响.
4.4监测结果评价： 4.4.1当工作场所的电磁辐射水平超过限值时，必须对电磁辐射体的工作状态和防护措施进行检查、 存明原因，并应采取有效治理措施.
4.4.2某电磁辐射体使环境电磁辐射水平超过本规定的限值时，必须尽快采取措施降低辐射水平，同 3
体的贡献，即应满足式（2）： QM. N mQ m N L S- 式中：QM.N-第M个辐射体N频段辐射的辐射水平； QMNL-对应于N频段的电磁辐射所规定的照射限值.
5监测的质量保证 5.1电磁辐射监测事先必须制定监测方案及实施计划.
5.1.1监测点位置的选取应考使监测结果具有代表性.
不同的监测目的，应采取不国的监测方案.
5.1.2监测所用仪器必须与所测对象在频率、量程、响应时间等方面相符合，以便保证获得真实的测 量结果.
误差.
5.1.4监测时必须获得足够的数据量，以便保证测量结果的统计学精度.
5.2监测仪器和装置（包括天线或探头）必须进行定期校准.
5.3监测中异常数据的取舍以及监测结果的数据处理应按统计学原则办理.
5.4电磁辐射监测应建立完整的文件资料.
仪器和天线的校准证明书，监测方案，监测布点图，测量 原始数据，统计处理程序等必须全部保存，以备复查.
5.5任何存档或上报的监测结果必须经过复审，复审者应是不直接参与此项工作但又熟悉本内容的 专业人员.
6名词解释 6.1电磁辐射（electromagneticradiation）：能量以电磁波的形式通过空间传播的现象.
6.2比吸收率（specificabsorptionrateSAR）：指生物体每单位质量所吸收的电磁辐射功率， 即吸收剂量率.
6.3功率密度（powerdensity）：在空间某点上电磁波的量值用单位面积上的功率表示，单位 W/m².
或在空间某点上坡印廷矢量的值.
6.4等效辐射功率（equivalentradiationpower）： 6.4.1在1000MHz以下，等效辐射功率等于机器标称功率与对半波天线而言的天线增益的乘积.
6.4.2在1000MHz以上，等效辐射功率等于机器标称功率与全向天线增益的乘积.
6.5热效应（thermaleffect）：指吸收电磁辐射能后，组织或系统产生的直接与热作用有关的变 化.
6.6非热效应（non-thermaleffect）：吸收电磁辐射能后，组织或系统产牛的与直接热作用没有 关系的变化.
GB8702-88 15000 0 10* 10k f(MH) 图1防护限值与频率的关系
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人工智能研学馆基地建设方案.pdf
长鹿旅游休博园 人工智能 研学馆 基地 长110米，宽90米，占地15亩 主题坊1 主题坊2 主题坊3 主题坊4 体验馆 游戏竞赛区 通道 研学馆 入 公共活动区 口 (面向游客) (面向学生) 主题坊5 主题坊6 主题坊7 主题坊8
单个场馆占地约60-80平米，用玻璃 隔断对整体空间进行区域划分.
区 域划分遵循开放性原则，保证空间 的完整性，同时根据房间自身特点 划分使用空间.
主要功能区块包括：科技展示区，体验区，上课区，器材管理室，作品与文化墙.
6大科技主题馆总面积约为400平方
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斗潭菜市场规划方案文本.pdf
斗潭 菜市场 策划及设计项目 DOU TAN CAI SHI CHANG CE HUA JI SHE JI XIANG MU 街州斗潭莱市场 品牌店 浙江新创限划建代设计有服公司 2020.06规划 肆、优化设计 伍丶科技赋能 陆、元素提取 柒、平面设计 捌、效果展示 玖、租金测算 拾、工程预算 拾壹、最终设计成果承诺
衡州地区 中等专业学校 州三院 共东 9 桃大桥 州市建府 o 武州市中心医 0 大御国平岛 天 双立文桶 药认中 浙江省
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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).pdf
135 HAF002 /01 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 (1998 年5月12日国家核安全局批准发布） 第一章总 则 第一条根据《核电厂核事故应急管理条例》的有关规定，制 定本实施细则.
第二条本实施细则适用于核电厂营运单位的应急准备和应 急响应活动，以及国家核安全部门对这些活动的审评和监督.
第三条对核电厂营运单位的应急准备和应急响应进行审 评、监督的依据是： （一）国家核安全法规.
（二）国家的与原子能、辐射防护、环境保护、公安、卫生和交通 等有关的法律与法规.
(三)国家核安全部门审查认可或批准的文件以及发布的其他 指令.
第四条国家核安全部门的监督并不减轻核电厂营运单位对 核电厂应急准备、应急响应所承担的责任.
第二章应急计划及相关文件的制定与审评 第五条在核电厂不同阶段对核电厂营运单位及有关单位应 急准备和应急响应的要求：
(二)设计阶段 在核电厂设计阶段，应对核电厂事故状态（包括严重事故）及 其后果作出分析，对厂内的应急设施、应急设备和应急撤离路线作 出安排.
在初步安全分析报告（PSAR)有关运行管理的章节中，应提出 应急计划的初步方案，其内容包括应急计划的目的、依据的法规和 适用范围，营运单位所设置的应急组织及其职责的框架，应急计划 区范围的初步测算及其环境（人口、道路、交通等）概况，主要应急 设施与设备的基本功能和位置，撤离路线.
相关资料可引用PSAR 的其他章节的有关内容.
（三）建造阶段 若新建核电厂厂址的邻近已有正在运行的核电厂，则新建核 电厂营运单位应针对正在运行的核电厂潜在事故编制相应的应急 准备程序并进行适宜的应急准备.
如正在运行的核电厂发生意外 事故影响场外时，新建核电厂营运单位应有效实施应急响应，以保 证工作人员的安全.
（四）装料前阶段 营运单位的场内应急计划经其主管部门审查后应作为独立文 件，与最终安全分析报告一并上报国家核安全部门审批，并按本实 施细则第六条第（二）款第6项的规定，进行装料前的应急演习.
在运行开始前核电厂营运单位必须作好全部应急准备.
新建的核电厂只有在其场内和场外核事故应急计划被审查批 准后，方可装料.
（五）运行阶段 在整个核电厂运行阶段，应急准备应做到常备不懈；应急状态
应定期进行核事故应急演习和对应急计划进行复审和修 订.
在核电厂出现应急状态时，应有效实施应急响应，及时向国家 核安全部门报告事故情况并与场外应急机构协调配合，以保证工 作人员、公众和环境的安全.
（六）退役阶段 在核电厂退役报告中应有应急计划的内容，说明在退役期间 辐射危害，规定营运单位负责控制这些危害的组织和应急设施.
在退役期间一旦发生事故，应有效实施应急响应，以保证工作人 员、公众和环境的安全.
第六条应急计划及其实施程序的制定 （一）核电厂营运单位应制定场内应急计划和相应的实施程 序.
应急计划应根据核电厂可能发生的事故（包括设计基准事故 和严重事故）及其对厂内、外的辐射影响以及核电厂厂址周围的自 然条件和社会经济特征等制定.
划实施程序.
实施程序清单应列人应急计划中.
（二）应急计划应包括下列主要内容： 1.应急组织及其职责 应概述核电厂营运单位的运行组织和应急组织及其职责；应 急组织负责制定应急计划和进行应急准备，统一指挥在应急状态 下的应急响应，并负责与国家核安全部门及场外应急机构联系.
2.应急状态、干预水平和应急行动水平 应描述各应急状态的基本特征和不同应急状态下拟采取的应 急响应行动，提出各种应急防护措施下使用的干预水平.
应根据 核电厂的设计特征和厂址特征提出应急行动水平.
在申请首次装
3.应急设施和设备 列出应设置的主要应急设施，描述这些应急设施的位置、基本 功能、可居留性和为应急响应所配置的设备等.
主要的应急设施 包括控制室、辅助控制点、应急指挥中心、应急技术支援中心、监测 及评价设施和应急通信系统等.
应急指挥中心和应急技术支援中 心应能获得核电厂的重要安全参数、厂内及其邻近地区的辐射状 况，具有向国家核安全部门进行通信联络、实时在线传输核电厂重 要安全参数的能力，以及与核电厂所在省（自治区、直辖市）场外应 急机构进行通信联络的能力.
4.应急响应行动和防护措施 应规定各应急状态下的通知（通知场内应急部门及人员，国家 核安全部门，场外应急机构）与报告、启动应急组织、开展评价工 作、采取纠正及补救行动和采取防护行动的决策及其实施的方法 和程序.
5.应急终止和恢复 应规定应急终止的条件、批准和发布程序，并概述应急终止后 采取的行动、主要恢复措施和实施恢复活动的组织.
6.应急能力的维持 为维持营运单位的应急响应能力，需规定进行应急培训、应急 演习和对应急准备的监查、检查等活动的内容.
应概述应急培训大纲，明确规定培训的对象、要求、类型、教 材、设备、频度、教员和记录等内容.
在首次装料前应对应急 人员（包括应急指挥人员）进行一次和在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.
应急演习包括厂内应急组织的单项演习（练习）、综合演习和 与厂外应急机构的联合演习，练习可以是演习的一个组成部分.
综合演习至少每2年一次；联合演习按有关规定进行；练习至少每
应制定演习 计划，计划中包括专门为演习或练习设计的合理的事故情景.
综 合演习计划及其事故情景设计应事先提交国家核安全部门.
7.场内、外应急计划的协调 场内应急计划应和场外应急计划相互补充和协调；应对可能 的事故估计放射性物质释放的数量，并提供相应的实施公众防护 措施的内容和方法.
（三）应急计划的格式和内容应按有关的规定进行编制.
第七条营运单位的应急组织应根据应急演习和练习的结 果、核电厂实际发生的事件或事故的经验、核安全法规要求的变 更、设施和设备的变动以及技术的进步等，对应急计划和实施程序 进行定期、不定期复审和修订.
营运单位应至少每二年一次对应 急计划进行修订，经修订后的应急计划必须报国家核安全部门备 案.
应急人员替代表内记录的各项内容如有变动应及时更新和报 告.
第八条国家核安全部门对营运单位申请核安全许可证件时 提交的文件中关于应急准备、应急计划的有关内容进行的审评： （一）对可行性研究报告中厂址部分的评价 确定该厂址对实施应急计划和应急措施的可行性，审查厂址 周围的人口密度和分布（特别是可能影响采取应急措施的特殊人 群组情况）及其在核电厂预计寿期内的变化，特殊的地理特征，周 围经济、工业、农业、生态和环境特征.
审评结论作为《核电厂厂址 选择审查意见书》的内容之一.
（二）对应急计划初步方案的审评 审查初步安全分析报告中有关应急计划的初步方案的资料是 否足够，是否满足本实施细则中第五条第（二）款的要求.
评价应 急设施的设计和设备配置的合理性，应急计划初步方案的适宜性， 应急计划区范围和撤离路线的设计是否满足要求.
（三）对应急计划的审评
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核动力厂环境辐射防护规定(GB6249-2011).pdf
中华人民共和国国家标准 GB 6249-2011 代替GB6249 -86 核动力 厂环境辐射防护 规定 Regulations for environmentalradiation protection of nuclear power plant 本电子版为发布稿.
请以中国环境科学出版社出版的正式标准文本为准.
2011-2-18发布 2011-09-01实施 环 境 保 护 部 发布 国家质量监督检验检疫总局
本标准规定了陆上固定式核动力厂厂址选择、设计、建造、运行、退役、扩建和修改等的环 境辐射防护要求.
本标准是对《核电厂环境辐射防护规定》（GB6249-86）的修订.
本标准首次发布于1986年，原标准起草单位为清华大学和中国原子能研究院.
本次为第一 次修订，修订的主要内容如下： 一-将原标准中设计基准事故的分类修订为稀有事故和极限事故两类，同时给出了界定稀有 事故和极限事故的频率： 一将原标准中厂址审批阶段的事故释放源项最大可信事故修改为选址假想事故，并给出其 相应的剂量接受准则： 一本标准按堆型、按功率实施放射性流出物年排放总量的控制：对轻水堆，明确规定了液 态放射性流出物中碳14的年排放总量控制，并增加了轻水堆和重水堆气载放射性流出物中碳14 和氟的控制值： 本标准分别规定了滨海厂址和内陆厂址在槽式排放出口处浓度控制值.
自本标准实施之日起，《核电厂环境辐射防护规定》（GB6249-86）废止.
本标准由环境保护部科技标准司、核安全管理司组织制订.
本标准主要起草单位：苏州热工研究院有限公司、环境保护部核与辐射安全中心.
本标准环境保护部2011年1月25日批准.
本标准自2011年9月1日起实施.
本标准由环境保护部解释.
I1
本标准适用于采用轻水堆或重水堆发电的陆上固定式核设施，其他堆型的核动力厂可参照执 行.
2规范性引用文件 本标准内容引用了下列文件中的条款.
凡是不注日期的引用文件，其有效版本适用于本标准.
GB18871-2002 电离辐射防护与辐射源安全基本标准 3术语和定义 下列术语和定义适用于本标准.
3.1非居住区exclusion area 指反应堆周围一定范围内的区域，该区域内严禁有常住居民，由核动力厂的营运单位对这一 区域行使有效的控制，包括任何个人和财产从该区域撤离：公路、铁路、水路可以穿过该区域， 但不得干扰核动力厂的正常运行：在事故情况下，可以做出适当和有效的安排，管制交通，以保 证工作人员和居民的安全.
在非居住区内，与核动力厂运行无关的活动，只要不产生影响核动力 厂正常运行和危及居民健康与安全是允许的.
3.2规划限制区planning restricted area 指由省级人民政府确认的与非居住区直接相邻的区域.
规划限制区内必须限制人口的机械增 长，对该区域内的新建和扩建的项目应加以引导或限制，以考虑事故应急状态下采取适当防护措 施的可能性.
3.3多堆广址multi-reactor site 指一个厂址有两个以上反应堆且各反应堆之间的距离小于5km的核动力厂厂址.
3.4剂量约束dose constraint 对源可能造成的个人剂量预先确定的一种限制，它是源相关的，被用作对所考虑的源进行防
剂量约束所指的照射是任何关键人群组在受控源的预期运行过程中、经所 有照射途径所接受的年剂量之和.
对每个源的剂量约束应保证关键人群组所受的来自受控源 的剂量之和保持在剂量限值以内.
3.5环境敏感区environmental sensitive area 指具有需特殊保护地区、生态敏感及脆羽区以及社会关注区特征的区域.
3.6放射性流出物radioactive efluents 通常情况下，核动力厂以气体、气溶胶、粉尘和液体等形态排入环境并在环境中得到稀释和 弥散的放射性物质.
3.7运行状态operational states 正常运行和预计运行事件两类状态的统称.
正常运行是指核动力厂在规定的运行限值和条件 范围内的运行.
预计运行事件是指在核动力厂运行寿期内预计至少发生一次的偏离正常运行的各 种运行过程：由于设计中已采取相应措施，此类事件不至于引起安全重要物项的严重损坏，也不 至于导致事故工况.
3.8事故工况accident conditions 比预计运行事件更严重的工况，包括设计基准事故和产重事故.
3.9设计基准事故design basis accidents 核动力厂按确定的设计准则进行设计，并在设计中采取了针对性措施的那些事故工况，且确 保燃料的损坏和放射性物质的释放不超过事故控制值.
设计基准事故包括稀有事故和极限事故两类.
3.10稀有事故infrequent accidents 量燃料元件损坏，但单一的稀有事故不会导致反应堆冷却剂系统或安全壳屏障丧失功能.
3.11极限事故limiting accidents 在核动力厂运行寿期内发生频率极低的事故（预计为10～10/堆年），这类事故的后果包含 了大量放射性物质释放的可能性，但单一的极限事故不会造成应对事故所需的系统（包括应急堆 芯冷却系统和安全壳）丧失功能.
3.12选址假想事故postulated siting accident 该事故仅适用于审批厂址阶段，作为确定厂址非居住区、规划限制区边界的依据.
对于水冷 2
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核电厂换料、修改和事故停堆管理(HAF103-01-1994).pdf
277 HAF103 /01 核电厂 运行安全规定附件一 核电厂换料 、修改和事故停堆 管理 (1994年3月2日国家核安全局批准发布） 本文件是HAF103《核电厂运行安全规定》的附件，具有与其同 等的法律效力.
本文件自发布之日起实施，由国家核安全局负责解释.
1引言 1.1概述 1.1.1HAF103《核电厂运行安全规定》（以下简称《规定》）对 核电厂换料、修改和事故停堆提出了原则要求，本附件是对《规定》 中有关条款的补充.
1.1.2营运单位必须制订换料的行政管理程序并根据质量 保证的要求确保装、卸料的正确和物项的安全.
同时，应加强换料 期间的辐射防护管理，采取必要的预防措施，确保工作人员的辐照 剂量不超过规定限值并做到合理可行尽量低.
1.1.3通常，修改应尽量安排在核电厂换料停堆期间进行.
营运单位必须在换料停堆的工作计划中周密、仔细地考虑核电厂 的修改.
根据需要，不得不在非计划的停堆期间安排修改时，营运 单位必须和国家核安全局保持密切联系，使修改及其审批能顺利 进行.
278 核动力厂系列 1.1.4核电厂在运行期间由于系统或设备的故障、设计上 的潜在缺陷、人员失误以及管理上的原因都可能导致核电厂事故 停堆.
营运单位必须制订专门的管理程序，确定事故停堆的根本 原因并在采取了必要的措施后方可按相应程序授权再次启动运 行.
1.2范围 1.2.1本附件适用于压水型热中子反应堆核电厂运行期间 的换料、修改和事故停堆.
1.2.2本附件包括核电厂换料方面的管理要求：换料报告 和有关文件的编制；换料活动以及换料后的启动.
1.2.3本附件包括核电厂修改方面的管理要求：修改申请、 审查、批准以及修改后的试验、检查和评价.
1.2.4本附件包括核电厂事故停堆后的管理要求：事件报 告、核电厂事故停堆处理计划的编制和实施以及核电厂事故停堆 后再启动的申请和审查.
2换料 2.1概述 核电厂在换料停堆期间除按计划进行换料外，还应对核电厂 安全重要构筑物、系统、部件进行有计划的在役检查、定期试验、维 修等活动.
为防止核电厂换料停堆过程中发生重大安全问题，保 证换料后核电厂的启动和运行安全，营运单位应对核电厂换料实 施有效的管理并形成文件，以确保换料停堆期间的活动按照核电 厂技术规格书与批准的计划、程序和管理规程进行，并在该项活动 结束时，保证核电厂处于可接受的状态.
2.2换料文件的提交 2.2.1换料大纲
2.2.1.2营运单位应对堆芯状况进行监测，并按需要对换 料大纲进行复查和修改；如有修改，营运单位必须在换料停堆前两 个月向国家核安全局报修改的换料大纲.
2.2.2换料报告 营运单位应在换料停堆前两个月向国家核安全局提交换料报 告.
该报告应说明换料机组号、第几次换料序号、换料原因、计划 的停堆和重新启动的日期、换料期间要完成的主要工作和专项活 动.
： 换料报告至少应包括： (1)换料的行政管理与组织； (2)换料计划（详见安全导则HAD103/03《核电厂堆芯和燃料 管理》)； (3）工作清单，说明换料各阶段需要完成的工作，清单至少应 包括下列工作： 一安全重要系统和部件的在役检查，例如压力壳和蒸汽发生 器的无损检查等（详见安全导则HAD103/07《核电厂在役检查》）； 一安全重要构筑物、系统和部件的定期试验； 一安全重要系统和部件的维修、修改及性能再确认试验（参见 本附件第3章）； 一与换料操作相关的构筑物、系统和部件、装卸料机和工艺运 输设备以及堆芯监测仪表的检查、校核和试验； 一燃料装卸和燃料的检查； 一一回路压力边界的水压试验； 一换料后、机组启动前的物理试验； 一机组启动、并网和提升功率试验.
换料报告如有修改，营运单位必须在换料停堆前两星期向国
2.2.3换料安全分析报告 营运单位必须在换料停堆前两个月向国家核安全局提交换料 安全分析报告，该报告至少应包括如下内容： （1）堆芯条件的预计 完成换料后堆芯条件的预计（详见安全导则HAD103/03《核电 厂堆芯和燃料管理》2.2.4节），并提供堆芯预计的结果（包括堆芯 参数的计算值）.
(2)堆芯的安全分析 通过对堆芯预计结果与核电厂技术规格书要求的分析比较， 论证在整个新的燃料循环周期内满足核电厂适用的运行条件 和限值要求，在正常和事故工况下反应堆有预定的停堆裕度.
换料安全分析报告如有修改，营运单位必须在临界前15天向 国家核安全局提交修改的换料安全分析报告.
对于涉及到堆芯结构变化、使用的裂变材料改变或延长燃料 循环周期要求降功率运行的，应按本附件第三章“修改”的要求办 理.
2.3换料管理 2.3.1换料的行政管理和组织 (1)营运单位应制定核电厂换料的行政管理程序，该程序应明 确营运单位内各部门在换料期间的责任和接口关系，并规定各部 门需要的文件、资料的审查、审批和传递分发的要求.
(2)核电厂换料时应由专设的组织具体管理换料期间的各项 工作，保证换料计划的实施.
营运单位应为该组织配备足够数量 的合格人员，指派负责人，给负责人必要的权力和支持，并明确其 职责.
(3)对于从事换料操作的人员应进行技术培训和资格考核.
（4)换料的关键工作和重要专项活动的验证应由得到授权的 不直接从事该项活动的人员担任.
核电厂换料、修改和事故停堆管理 281 （5)当营运单位从其他单位取得某些技术服务时，应在营运单 位内为管理、控制和监督这些服务明确职责.
从事服务的工 作人员应在行政管理、质量保证要求、辐射防护和适用的应急程序 等方面得到充分的培训.
(6)应作好换料期间堆芯和燃料管理记录（详见安全导则 HAD103/03《核电厂堆芯和燃料管理》和HAF501/01《中华人民共 和国核材料管制条例实施细则》）.
2.3.2换料活动 2.3.2.1换料前检查 营运单位应检查换料质量管理方面的组织安排和换料先决条 件，确认至少满足下列各项要求： （1)已建立换料的专设组织； (2）换料的指挥调度程序已确立； (3）换料工作区人员出入管理制度已建立； （4)换料操作区清洁度满足要求，清洁区管理制度已建立； (5)放射性工作管理制度已建立，卫生出人口已正常使用，临 时卫生设施已设置； （6）工作人员个人剂量管理制度已建立； （7）已按应急计划作好应急准备； (8）燃料操作、工艺运输系统的操作规程已建立，操作人员已 经培训和考核； (9)换料有关的各项定值已确立； (10)意外临界预防措施； (11）要求的系统已处在规定状态； （12）为确立核电厂换料条件进行的各项检查已完成并达到要 求.
这些检查包括： 一乏燃料池冷却系统和堆芯燃料冷却系统的检查； 一安全壳及贯穿件的状态； 一乏燃料池和安全壳通风系统检查；
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核电厂质量保证安全规定(HAF003-1991).pdf
146 HAF003 核电厂 质量保证 安全规定 (1991 年7月27日国家核安全局令第1号发布1991年修改） 本规定自1991年7月27日起实施 本规定由国家核安全局负责解释 1引言 1.1概述 1.1.1本规定对陆上固定式热中子反应堆核电厂的质量保 证提出了必须满足的基本要求.
1.1.2本规定提出的质量保证原则，除适用于核电厂外，也 适用于其他核设施.
1.1.3为了保证核电厂的安全，必须制定和有效地实施核 电厂质量保证总大纲和每一种工作（例如厂址选择、设计、制造、建 造、调试、运行和退役）的质量保证分大纲.
本规定对制定和实施 这些大纲提出了原则和目标.
各种质量保证大纲所遵循的原则是 相同的.
1.1.4必须指出：在完成某一特定工作中（例如在厂址选 择、设计、制造、建造、调试、运行和退役中），对要达到的质量负主 要责任的是该工作的承担者，而不是那些验证质量的人员.
1.1.5质量保证大纲应包括为使物项或服务达到相应的质 量所必需的活动，验证所要求的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.
核电厂质量保证安全规定 147 1.1.6质量保证是“有效管理”的一个实质性的方面.
通过 有效管理促进达到质量要求的途径是：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员，使用适当的设 备和程序，创造良好的开展工作的环境，明确承担任务者的个人责 任等.
概括来说，质量保证大纲必须对影响质量的活动提出 要求及措施，包括验证需要验证的每一种活动是否已正确地进行， 是否采取了必要的纠正措施.
质量保证大纲还必须规定产生可证 明已达到质量要求的文件证据.
1.1.7各部门执行本规定的具体方法（对于整个核电厂和 各种工作）可以有所不同，但在任何情况下，都必须遵循本规定所 确定的原则，制定详细的执行程序.
还必须指出：质量保证大纲必 须周密制定，便于实施，并保证技术性的和管理性的工作两者充分 地结合.
1.2范围 本规定对核电厂的厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和 退役期间的质量保证大纲的制定和实施提出了原则和目标.
这些 原则和目标适用于对安全重要物项和服务的质量具有影响的各种 工作，例如设计、采购、加工、制造、装卸、运输、贮存、清洗、土建施 工、安装、试验、调试、运行、检查、维护、修理、换料、改进和退役.
这些原则和目标适用于对核电厂负有责任的人员、核电厂设 计人员、设备供应厂商、工程公司、建造人员、运行人员以及参与影 响质量活动的其他组织.
附录I所列的安全导则是对本规定的说明和补充.
1.3责任 1.3.1为了履行保证公众健康和安全的责任，营运单位必 须遵照《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》和本规定 的要求制定相应适用的核电厂质量保证总大纲，并报国家核安全 部门审核.
1.3.2对核电厂负有全面责任的营运单位必须负责制定和
核电厂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的一部分，但必须仍对总大 纲的有效性负责，同时又不减轻承包者的义务或法律责任.
2质量保证大纲 2.1概述 2.1.1必须根据本规定提出的要求，制定质量保证总大纲， 这是核电厂工程不可分割的一部分.
总大纲必须对核电厂有关工 作（例如厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役）的控制作 出规定.
每一种工作的控制也必须符合本规定的要求.
2.1.2整个核电厂和某项工作领域的管理人员，必须按照 工程进度有效地执行质量保证大纲（包括交货期长的物项的材料 采购）.
核电厂运行管理部门必须保证在运行期间质量保证大纲 的有效执行.
2.1.3大纲必须确定负责计划和执行质量保证活动的 组织结构，必须明确规定各有关组织和人员的责任和权力.
2.1.4大纲的制定必须考虑要进行的各种活动的技术方 面.
大纲必须包括有关规定，以保证认可的工程规范、标准、技术 规格书和实践经验经过核实并得到遵守.
除了管理性方面的控制 之外，质量保证要求还应包括阐述需达到的技术目标的条款.
2.1.5必须确定质量保证大纲所适用的物项、服务和工艺.
对这些物项、服务和工艺必须规定相应的控制和验证的方法或水 平.
根据已确定的物项对安全的重要性，大纲必须相应地制 定出控制和验证影响该物项质量活动的规定.
2.1.6大纲必须为完成影响质量的活动规定合适的控 制条件，这些规定要包括为达到要求的质量所需要的适当的环境 条件、设备和技能等.
核电厂质量保证安全规定 149 2.1.7大纲还必须规定对从事影响质量活动的人员的 培训.
2.1.8必须定期地对大纲进行评价和修订.
2.1.9大纲必须规定文件的语种.
必须采取措施保证 行使质量保证职能的人员对书写文件的语言具有足够的知识.
文 件的翻译本必须由合格的人员进行审查，必须验证是否与原文件 相一致.
2.2程序、细则及图纸 2.2.1大纲必须规定，凡影响核电厂质量的活动（包括 核电厂运行期间的活动）都必须按适用于该活动的书面程序、细则 或图纸来完成.
为确定各种重要的活动是否已满意地完成，程序、 细则和图纸必须包括适当的定性和（或）定量的验收准则.
2.2.2从事各项活动的单位，必须制定有计划地、系统地实 施核电厂工程各个阶段的质量保证大纲的程序并形成文件.
编写 的程序必须便于使用，包括所需的专业技能，内容清楚、准确.
必 须根据需要定期对程序进行审查和修订，以便保证影响质量 的活动都得到考虑而无遗漏.
2.3管理部门审查 大纲必须规定，参与实施大纲的单位的管理部门要对其 负责的那部分质量保证大纲的状况和适用性定期进行审查.
当发 现大纲有问题时，必须采取纠正措施.
3组织 3.1责任、权限和联络 ①在安全导则HAD003/03、HAD003/06-003/10中，列有执行本规定这一部分可 供采用的方法.
150 通用系列 3.1.1为了管理、指导和实施质量保证大纲，必须建立一个 有明文规定的组织结构?并明确规定其职责、权限等级及内外联 络渠道.
在考虑组织结构和职能分工时，必须明确实施质量保证 大纲的人员既包括活动的从事者也包括验证人员，而不是单一方 面的责任范围.
组织结构和职能分工必须做到： (1）由被指定负责该工作的人员来实现其质量目标，可以包括 由完成该工作的人员所进行的检验、校核和检查； (2)当有必要验证是否满足规定的要求时，这种验证只能由不 对该工作直接负责的人员进行.
3.1.2必须对负责实施和验证质量保证的人员与部门的权 限及职能作出书面规定.
上述人员和部门行使下列质量保证职 能： (1）保证制定和有效地实施相应适用的质量保证大纲； (2）验证各种活动是否正确地按规定进行.
这些人员和部门必须拥有足够的权力和组织独立性，以便鉴 别质量问题，建议、推荐或提供解决办法.
必要时，对不符合、有缺 陷或不满足规定要求的物项采取行动，以制止进行下一步工序、交 货、安装或使用，直到作出适当的安排.
3.1.3负责质量保证职能的人员和部门必须向级别足够高 的管理部门上报，以保证上述必需的权力和足够的组织独立性，包 括不受经费和进度约束的权力.
由于人员数目、进行活动的类型 和场所等有所不同，因此，只要行使质量保证职能的人员和部门已 经拥有所需要的权力和组织独立性，执行质量保证大纲的组织结 构可以采取不同的形式.
但是，不管组织结构如何，在进行影响质 量的活动的任何场所负责有效地实施质量保证大纲任何部分的一 个或几个人，都必须能直接向为有效地实施质量保证大纲所必需 的级别足够高的管理部门报告工作.
①进一步说明见安全导则HAD003/02.
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核动力厂设计安全规定(HAF102-2004).pdf
202 HAF102 核电厂设计安全 规定 （1991年7月27日国家核安全局令第1号发布1991年修改） 本规定自1991年7月27日起实施 本规定由国家核安全局负责解释 1引言 1.1目的 本规定提出了陆上固定式热中子反应堆核电厂的核安全原 则，确定了保证核安全所必需的基本要求.
这些要求的适用范围 包括安全重要的构筑物、系统和部件以及有关规程和程序.
规定 中只强调设计中必须满足的要求，对于如何满足这些要求则不作 具体规定.
附录I所列安全导则是对本规定的说明和补充.
本规定适用于核电厂设计、制造、建造、运行和监督管理.
1.2范围 本规定阐述了构筑物、系统和部件为满足安全运行以及防止 （或减轻）可能危及安全的事件后果所应遵守的设计方法和设计要 求.
可能危及安全的事件统称为假设始发事件.
假设始发事件用 于确定核电厂物项的设计基准.
它们包含多种可能单独地或相互 组合后影响安全的因素.
这些因素有如下几种类型： (1)与核电厂厂址及其环境有关联的因素； (2）由人员行动引起的因素；
本规定不考虑下列事件： (1)极不可能发生的事件（对严重事故的考虑见3.5条）； (2)能导致核电厂厂址区域的全面破坏而又不能加以防范的 人为事件和自然事件； (3)绝无可能影响核电厂安全的工业事故.
本规定不考虑核电厂对环境的非放射性影响.
第5章和第9 章的某些要求只适用于水冷堆.
2安全原理 2.1安全目标 核能与任何一种对于人类和环境具有一定风险的工业活动一 样，均须尽力降低风险.
核能的风险与电离辐射（以下简称辐射） 有关.
因此核安全的最终安全目标为： 建立并保持对辐射危害的有效防御，保护厂区人员、公众和环 境.
具体而言，辐射防护的目标为： 保证厂区人员和公众在运行状态下所受到的辐射照射低于规 定限值并保持合理可行尽量低；保证减轻事故引起的照射.
与事故状态有关的目标为： 保证从总体上防止事故的发生；保证在出现核电厂设计中考 虑到的事故序列（即使是概率很低的序列）时，其放射性后果 不大；通过预防和缓解措施保证发生严重后果的事故的可能性极 低.
2.2纵深防御 纵深防御概念是安全原理的重要组成部分.
此概念必须贯彻 于安全有关的全部活动，包括与组织、设计或人员行为有关的方核动力 厂系列 面，以保证这些活动均置于重叠措施的防御之下，即使有一种防御 失效，亦将得到补偿或纠正.
设计过程中必须贯彻纵深防御概念，从而提供多层次的保护.
这方面的实例为： (1)设置多种手段以保证每个基本安全功能（反应性控制、余 热排出和放射性包容）的执行； (2）除固有安全特性外，采用可靠的保护装置； (3)通过安全系统的自动触发和运行人员的行动，加强对核电 厂的控制； (4)提供设备和规程以支援事故预防措施、控制事故发展过程 和限制事故后果.
作为一条基本要求，任何时候各防御层次都必须按照不同运 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 在的条件下，继续运行就没有足够的基础.
纵深防御概念在设计过程中的第一种应用如下：提供多层次 的设备和规程，用以防止事故，或在未能防止事故时保证适当的保 护.
(1)第一层次防御的目的是防止偏离正常运行.
这一层次要 求按照恰当的质量水平和工程实践正确并保守地设计、建造和运 行核电厂.
为达到此目的，对设计规范和材料的恰当选择以及部 件制造和核电厂施工的控制，均应十分注意.
对于核电厂的检查、 维护和试验规程，以及进行这些活动时良好的可达性、核电厂的运 行条件和运行经验的利用等项，亦应予以关注.
(2)第二层防御的目的是检测和纠正偏离正常运行的情况，以 防止预计运行事件升级为事故工况.
这是由于尽管注意预防，核 电厂在其寿期内仍然会发生假设始发事件.
这一层次要求设置专 用系统并制定运行规程以防止或尽量减小这些假设始发事件所造 成的损坏.
(3)设置第三层次防御是基于以下假定：尽管极少可能，某些
设 置这一层次防御的另一主要目的是使核电厂在事故工况后达到稳 定的、可接受的状态.
在第三层之后可借以进一步保护公众和厂区人员的措施为： 核电厂用于减轻超设计基准事故后果的特定的补充设施、应急计 划和准备.
纵深防御概念的第二种应用是核电厂设置多道实体屏障，防 止放射性物质外逸.
这些屏障通常包括燃料本身、燃料包壳、反应 堆冷却剂系统压力边界和安全壳.
设计必须保证每一屏障的有效 性，并为之提供保护.
3设计总准则 3.1辐射防护① 必须提供措施，以保证2.1条所提出的辐射防护目标的实现.
核电厂安全设计中辐射防护接受准则必须遵循以下原则：导 致高辐射剂量或放射性物质大量释放的核电厂状态的发生概率要 低，而发生概率较高的状态的辐射后果要小.
接受准则通常仅为与核电厂的正常运行、预计运行事件和事 故相对应的为数有限的几组准则.
接受准则必须由国家核安全部 门认可.
3.2安全功能② 把安全视作整个设计过程中的内在要素，对于达到充分安全 至为重要.
本规定中所提出的安全对策的目的是：使核电厂保持 ①有关设计中辐射防护的进一步指导见安全导则HAD102/12.
②有关安全功能及其应用的进一步指导见安全导则HAD102/03.
206 核动力厂系列 在正常运行状态中；保证发生假设始发事件后，电厂能立即作出正 确的近期响应以及在事故工况后便于处理.
为保证安全，必须满足下列总的设计要求： (1)必须提供安全停堆手段，使在运行状态中和事故工况期间 及事故工况后的反应堆安全停堆，并使之保持在安全停堆状态.
(2)必须提供排除余热的手段，使停堆后（包括事故工况停堆 后）从堆芯排出余热.
(3)必须提供减少放射性物质释放的可能性的手段，并保证任 何释放在运行状态期间低于规定限值，在事故工况期间低于可接 受限值.
对安全功能进行考虑是系统地满足上述设计总要求的一个处 理方法.
安全功能必须包括厂内各系统在运行状态中和事故工况 期间及事故工况后为保证电厂安全所必须执行的功能.
3.3电厂安全特性 纵深防御概念的基本思想也反映在电厂的下列特性中.
核电厂设计的一个总体要求是电厂对假设始发事件的敏感性 必须合理地低.
电厂对任何假设始发事件的预计响应可用下列 (1)一（3）中的一项特征表示.
核电厂的设计和运行应能促使任 何假设始发事件的后果按下述顺序排列，并在合理可行的条件下 尽可能接近于（1).
（1）依靠核电厂的固有特性，假设始发事件不产生与安全有关 的重大影响或核电厂只产生趋向安全状态的变化.
(2)在发生假设始发事件后，依靠在此状态中连续运行的系统 动作，以控制该假设始发事件，使核电厂趋于安全.
(3)在发生假设始发事件后，依靠对该事件作出响应而投人工 作的系统动作使电厂趋于安全.
3.4设计基准 设计基准必须规定核电厂在确定的辐射防护要求范围内适应 规定的运行状态范围和事故工况的必备能力.
设计基准包括正常
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核燃料循环放射性流出物归一化排放量管理限值(GB13695-92).pdf
中华人民共和国国家标准 核燃料循环放射性流出物 归一化 排放量管理限值 GB 13695-92 Authorized limits for normalized releases of radioactive effluents from nuclear fuel cycle 1主题内容与适用范围 本标准规定了在正常运行工况下核燃料循环各设施释放到环境的气载和液态放射性流出物的归一 化排放量的管理限值.
本标准适用于输矿山、水冶厂、同位素分离厂、触元件厂、核动力堆（含供热堆）及后处理厂等 核设施.
2引用标准 GB6249核电厂环境辐射防护规定 GB8703辐射防护规定 3术语 3.1核燃料循环 矿的开采和水冶、核燃料元件制造、反应堆运行及乏燃料后处理及放射性废物处置的全过程.
3.2放射性流出物 由核设施以气载或液态形式向环境释放的含放射性物质的废气或废液.
3.3归一化排放量 折合成生产单位电能（或单位金属铀产量），由核设施向环境释放的放射性物质的数量.
4核燃料循环放射性流出物归一化排放量管理限值 4.1输矿山、水冶厂和输采冶联合企业的放射性流出物归一化排放量管理限值分别列入表1~表3.
表1轴矿山放射性流出物归一化排放量管理限值 Bq/100t (U)” 放射性核素 气载 态 总U 4.0×10° 7.0×10 Th 2.0×10° 5.0×10* *Ra 6.0×10* 5.5×10* "Rn 6.0×10 Po 2.5×10 Pb 4.0×10° 2.5×10* 1.0×10 国家技术监督局1992-09-29批准 1993-08-01实施
表2水冶厂放射性流出物归一化排放量管理限值 Bq/100（U） 放射性核素 气载 液 态 总U 3.5×10 8.0×10 "Th 5.0×10* 7.0×10 *Ra 5.0×10* 5.0×10* "R 7.0×10 Po 5.0×10* 3.0×10 Pb 5.0×10 5.0×10* 注：1）100t（U）指100：金属袖.
表3轴采冶联合企业放射性流出物归一化排放量管理限值 Bq/100t(U) 故射性核索 气载 态 BU 1.5×10 3.5×10* Th 6.5×10° 3.5×10° Ra 6.5×10° 7.5×10 1.0×10* Po 6.5×10° 2.5×10 pb 6.5×10′ 3. 5×10 注：1）100t（U）指1001金属.
4.2同位素分离厂（即浓缩厂）放射性流出物的归一化排放量管理限值列入表4.
表4铀同位素分离厂放射性流出物归一化排故量管理限值 Bq/GW(e)a 放射性核素 气 .载 液 态 总销 1.5×10° 5.0×10 注：1）1GW（e）a相当于130：分离功， 4.3铀元件厂放射性流出物归一化排放量管理限值列入表5. 表5轴元件厂放射性流出物归一化排放量管理限值 Bq/100t(U） 放射性核素 气 载 液 态 总 1-5×10 4.5×10° 注：1）100：（U）指1001金属铺.
4.4核动力堆（含供热堆）放射性流出物的归一化排放量管理限值列入表6.
2
2）当用于供热堆时，扫一化排放量管理限值的单位为B/GW（1a，表中各数据应分别除以3. 4.5后处理厂放射性流出物归一化排放量管理限值列入表7. 表7后处理厂放射性流出物归一化排放量管理限值 Bq/GW(e)a 放射性核素 气 液 'H 1. 5×10* 6. 0× 10* "Kr 1. 5×10* "Sr 8.0×10 3.0×10 5.0×10 4.0×10* *Pu 2.0×10 6.0×10° 3.0×10 5核燃料循环各设施放射性流出物释放的控制 5.1核燃料循环各设施的放射性流出物释放除必须满足第4章的要求外，还必须保证对公众中的个人 造成的年有效剂量当量不得超过GB8703的要求所批准的管理限值.
对于核电厂，还必须同时满足 GB6249对每座核电厂规定的排放量限值.
5.2核燃料循环各设施应根据本厂厂址的自然环境特点、周围人口分布及社会、经济状况，制定各自的 归一化排放量的管理限值，该限值一般不得宽于第4章的规定.
5.3核燃料循环各单元流出物的释放，在满足第5章规定的前提下，还应当遵照最优化的原则，把流出 物排放量降低到可合理达到的尽可能低的水平.
3
A2鉴于核动力堆（含供热堆）流出物排放量一般不和功率成线性关系，主管部门和监督部门在实施本 标准时可适当考虑这一因素，对电功率在30万千瓦以下的核动力堆（或热功率在90万千瓦以下的供热 堆）酌情执行略高于表6规定的归一化排放量管理限值.
附加说明： 本标准由中国核工业总公司提出.
本标准由中国辐射防护研究院负责起草.
本标准主要起草人陈竹舟、李传骤.
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核动力厂运行安全规定(HAF103-2004).pdf
246 HAF103 核电厂运行 安全规定 （1991年7月27日国家核安全局令第1号发布1991年修改） 本规定自1991年7月27日起实施 本规定由国家核安全局负责解释 1引言 1.1核电厂的安全运行是以核电厂的选址、设计、建造、调 试、运行和管理均符合核安全要求为前提的，本规定的内容只涉及 核电厂的管理、调试、运行和退役等方面的安全问题.
1.2本规定对陆上固定式热中子反应堆核电厂的运行提出 了必须满足的基本要求.
本规定的目的是要保证在核电厂运行过 程中不使公众和厂区人员受到过量的辐射危害.
1.3附录1所列安全导则是对本规定的说明和补充.
2核电厂营运单位、主管部门和国家核安全部门 2.1核电厂营运单位对核电厂的安全运行负有全面的责任.
2.2核电厂主管部门对核电厂的安全运行负有领导责任.
2.3核电厂的运行安全必须接受国家核安全部门的监督.
2.4为保证核电厂的安全运行，国家核安全部门、主管部门 和核电厂营运单位必须严格履行各自的职责并相互理解和相互尊
2.5核电厂营运单位必须按照有关规定向国家核安全部门 递交（或供其随时调用）下列文件和资料： （1）质量保证大纲（见第14章）； (2)运行限值和条件（见第3章）； (3)有关偏离运行限值和条件的报告（见3.12条）； (4)调试大纲和调试阶段审查报告（见4.2条）； （5）核电厂营运单位的组织机构说明（见第5章）； （6)调试试验结果（见4.3条）； （7)人员的培训、资格审查和再培训大纲（见第6章）； (8）运行规程（见第7章）； (9)定期维修、试验、检验和检查大纲（见8.1条）； （10）维修、试验、检验和检查记录（见8.8条）； （11）装料、换料计划和燃料性能记录（见第9章）； （12）修改程序（见10.4条）； （13）对修改方案的审查意见和决定及其记录（见10.4条）； (14)安全重要项目的修改方案及其实施情况（见10.2条）； （15）辐射防护大纲和人员受照射量记录（见第11章）； （16）废物管理大纲和有关文件（见12.3条）； (17)排出流排放限值，以及监测和控制排放的方法和规程（见 12.2条）； （18）核电厂营运单位的应急计划（见第13章）； （19）保卫措施说明（见第15章）； (20)与审查预计运行事件和事故工况有关的定期运行总结报 告和记录（见第16和17章）； (21）退役大纲（见第18章）； (22）核安全部门所要求的其他资料.
2.6国家核安全部门在运行监督方面的主要职责为： (1)按照核安全法规评价核电厂营运单位递交的各种文件和核动力 厂系列 资料，颁发批准文件； (2）执行核安全检查和审查核电厂的运行情况，以核实核电厂 营运单位是否遵守运行限值和条件以及其他核安全要求； (3)必要时，采取强制性措施，命令核电厂营运单位采取安全 措施或停止危及安全的活动，包括令其修改和停堆.
2.7为使国家核安全部门能有效地行使其职能，核电厂营运 单位必须提供必要的协助，如为其进入核电厂以及进行检查提供 方便，应其要求进行某些特殊的试验等.
核电厂营运单位有权拒绝有害于安全的任何要求，但对国家 核安全部门的强制性措施必须执行.
3运行限值和条件 3.1为保证核电厂运行符合设计要求，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.
3.2运行限值和条件必须作为核电厂营运单位受权运行核 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知 运行限值和条件，并保证遵守.
3.3运行限值和条件必须起到下列作用： (1）防止发生可能导致事故工况的状态； （2）如果发生这种事故工况，则可减轻其后果.
3.4运行限值和条件必须考虑到与核电厂运行有关的技术 问题，包括安全系统功能的执行.
安全运行既取决于设备也取决 应遵守的限制.
核电厂运行安全规定 249 3.5必须按照3.2~3.4条的原则制定运行限值和条件.
运 行限值和条件根据其性质可分为以下几类： (1)安全限值； (2）安全系统整定值； (3)正常运行的限值和条件； (4)监督要求.
3.6安全限值是对过程变量的限值，核电厂在此限值范围内 运行是安全的.
3.7安全系统整定值是各种自动保护装置的触发点，这些保 护装置用以触发防止超过安全限值和应付预计运行事件的保护动 作.
3.8正常运行限值和条件用于：保证安全运行；避免达到安 全系统整定值；并保证安全系统处于准备状态，当发生事故时能执 行其功能.
正常运行限值和条件包括运行参数的限值，可运行设 备和可用材料的最低需要量，合格人员的最低数量和运行人员应 采取的规定行动.
3.9为保证遵守运行限值和条件所必需的营运单位内部监 督要求包括安全系统的定期校核、试验、标定和检查.
核电厂营运 单位必须制定监督大纲，并正确地付诸实施.
对监督结果进行评 价应列为大纲要求.
3.103.5条所列的运行限值和条件必须基于对特定核电厂 及其环境的分析，并必须符合最终设计中所作的规定，还必须根据 调试期间的试验结果作必要的修正.
采用每一项运行限值和条件 必须有书面说明的依据.
3.11在核电厂运行寿期内，必须根据经验的积累和技术的 发展对运行限值和条件进行复审.
在国家核安全部门提出要求或 核电厂营运单位认为必要时还必须对运行限值和条件进行修改.
修改必须经过国家核安全部门的批准.
3.12在发生异常事件后，必须使核电厂恢复到安全的正常
在核电厂运行偏离一项或几项规定 的运行限值和条件时，必须立即采取适当的纠正措施，事后核电厂 营运单位必须对上述偏离和纠正措施进行审查和评价，并报国家 核安全部门.
4调试 4.1周密计划和认真完成调试对收集核电厂安全运行所需 基础资料是极为重要的.
因此，必须制定详细的试验大纲并在大 纲中对其各部分的实施和报告责任作出明确规定.
在整个调试大 纲实施期间，国家核安全部门与核电厂营运单位之间应保持密切 联系.
4.2调试大纲应列出： （1）试验目的，试验条件下预计的结果，验收准则以及它们与 所拟运行限值和条件（见第3章）的关系； （2）试验顺序； (3)试验过程中所需最低限度的技术上和管理上的措施及安 全预防措施； (4)厂区所需人员的数量和资格； (5)试验规程； (6)组织安排，包括各参与单位的作用和责任，以及安排运行 人员适当参加调试.
4.3必须将4.2条中所列的项目形成文件.
此外还必须编 写出一份包括重要试验结果的综合性试验报告，作为已圆满 完成调试的记录并为随后的运行提供基础资料.
4.4调试大纲必须满足核电厂营运单位的目标并获得国家 核安全部门的认可.
调试大纲的实施情况应分阶段进行审查.
在 完成对前阶段调试试验所得结果的评价和监查，并确认已实现了
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民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定(国家环境保护总局令 第43号)(HAF601-2007).pdf
419 HAF601 民用核承压设备安全监督管理规定 (1992年3月4日国家核安全局、机械电子工业部、能源部发布） 第一章总则 第一条：为了加强核承压设备的安全监督管理，保障核设施 的安全运行，预防事故，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，特制定本规定.
第二条本规定适用于核设施中下列核承压设备的核安全监 督： （一）核动力厂及其他核反应堆中执行核安全功能的承压设备 及其支承件，包括：反应堆压力容器、稳压器、热交换器、管道、泵、 阀门、贮罐以及堆内构件等； （二）包容反应堆系统的钢制安全壳或混凝土安全壳的钢衬 里； (三）核燃料生产、加工、贮存、后处理设施以及放射性废物处 理、处置设施中包容放射性物质的承压设备及其支承件； （四）其他需要严格监督管理的核承压设备.
本规定不适用于军用核设施中的核承压设备，也不适用于民 用核设施中不执行核安全功能的承压设备.
第三条从事核承压设备的设计、制造、安装、试验、检验、在 役检查、维修、退役、迁移及转让等活动（以下简称核承压设备活 动）的单位以及为制造核承压设备提供关键承压材料及零、部件的 生产厂都必须遵守本规定.
420 民用核承压设备监督管理系列 第四条核承压设备活动必须贯彻安全第一的方针和确保质 量，根据核承压设备的分类和核安全功能分级进行相应的监督管 理.
第二章监督管理职责 第五条核承压设备活动的安全监督管理可分为： （一）由国家核安全局独立行使的国家核安全监督； (二）主管部门对核承压设备活动的核安全检查管理； （三）核设施营运单位对核承压设备活动质量保证体系的控 制.
第六条国家核安全局负责对全国核承压设备活动实施国家 核安全监督，其主要职责是： （一）组织起草、制定有关核承压设备活动的核安全法规，参加 核准与核承压设备活动有关的国家技术标准； （二）核准从事核承压设备活动的单位的资格，颁发资格许可 证件； （三）监督对从事核承压设备焊接和无损检验操作人员的资格 考核和发证工作； （四）实施核安全监督活动； （五）负责发布资格许可证公告和监督公告； （六）对核承压设备活动过程中发生的与核安全相关的重大意 见分歧进行仲裁，或提出技术性建议，协助上一级仲裁机构进行仲 裁； (七）对进口核承压设备进行核安全监督.
： 第七条：从事核承压设备活动单位的主管部门负责其本系统 的核安全管理，承担领导责任并接受国家核安全局的核安全监督， 其主要职责是：
第八条民用核设施的营运单位对核承压设备的安全运行负 全面责任，接受国家核安全局的核安全监督，其主要职责是： （一）遵守本规定和与核承压设备活动有关的核安全法规和技 术标准； (二）确保核承压设备活动质量保证体系的有效性，特别应进 行有效的检查与控制.
第三章资格许可制度 第九条核承压设备活动实行资格许可制度，资格许可证包 括： (一)核承压设备设计资格许可证； (二)核承压设备制造资格许可证； (三）核承压设备安装资格许可证.
从事核承压设备设计、制造和安装的单位必须取得资格许可 证后方可从事相应的核承压设备活动.
第十条申请从事核承压设备活动资格许可证的单位必须向
第十一条申请从事核承压设备活动资格许可证的单位必须 具备如下条件： （一）保证核承压设备活动质量所需的技术装备、技术能力、检 验手段、适用的试验条件和管理水平并有类似活动的经验和良好 的质量史； （二）符合国家核安全法规的质量保证大纲，并能得到有效实 施，保证所从事的核承压设备活动必须符合国家核安全法规和有 关核承压设备技术标准的要求，对所进行活动的质量负责，接受国 家核安全局的核安全监督检查.
： 第十二条核承压设备的在役检查、维修、退役、迁移及转让 必须符合国家有关核安全的规定.
第十三条核承压设备活动的各类资格许可证，由国家核安 全局统一管理.
第四章核承压设备活动核安全监督的实施 第十四条核承压设备活动核安全监督的依据是： （一）国家的核安全法规及核承压设备法规； （二）核安全有关的国家技术标准和经国家核安全局审评认可 的民用核设施安全分析报告中确认的有关技术标准； （三）相应的核承压设备活动资格许可证条件.
第十五条核承压设备活动核安全监督的内容包括： （一）监督核承压设备活动持证单位是否遵守相应的许可证条 件； （二）监督已认可的质量保证大纲是否在核承压设备活动中得
第十六条对核承压设备活动各阶段的有关重要过程根据需 要实施文件（包括记录）检查、现场见证、座谈和采访、验证性核算 和检验.
第十七条由国家核安全局安排相应机构（必要时可邀请专 家）实施本规定第十五条规定的监督内容.
第十八条从事核承压设备活动核安全监督的人员必须客观 地、公正地履行监督检验职能，遵守有关的保密规定；不得参予与 监督检验内容有关的核承压设备活动以及核承压设备的经营、销 售等商务性质的活动.
第十九条核承压设备活动资格许可证的持证单位在从事核 承压设备活动前必须按规定向国家核安全局上报相应的文件，以 保证监督工作有计划地实施.
第二十条对核承压设备活动实施的核安全监督不减轻也不 转移被监督单位对所从事的核承压设备活动应承担的责任.
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民用核安全设备焊工焊接操作工资格管理规定(国家环境保护总局令 第45号)(HAF603-2007).pdf
492 HAF603 民用核承压设备焊工 及焊接操作工 培训、考试和取证管理办法 （1995年6月6日国家核安全局批准发布） 第一章总则 第一条根据《民用核承压设备安全监督管理规定》 （HAF601）第六条第三款和第七条第四款的要求特制定本管理办 法.
第二条本管理办法规定了民用核承压设备的焊工及焊接操 作工（以下简称“焊工”的培训、考试和取证应遵循的基本要求.
第三条国家核安全部门对主管部门从事民用核承压设备焊 接活动的焊工培训、考试和取证工作进行监督管理.
第二章机构及其职责 第四条由主管部门指定的机构负责审查和批准核承压设备 焊工培训考试委员会和焊工培训考试计划与结果，并给考试合格 焊工发证同时向国家核安全局备案.
第五条焊工培训和考试由核承压设备焊工培训考试委员会 负责组织和实施.
从事核承压设备制造、安装和维修焊接活动的 企业和事业单位可向主管部门提出申请，经组织审查批准后，建立 核承压设备焊工培训考试委员会.
民用核承压设备焊工及焊接操作工培调、考试和取证管理办法 493 焊工培训考试委员会的职责： （一）制定焊工培训、考试计划和安排焊工培训工作； （二）制定培训大纲、考试细则和有关的管理制度（如考试题 库、试卷、试件和考场的管理制度等）； (三）审查焊工考试资格，确定考试内容、评定考试成绩和审查 持证焊工的复试及免试资格等； （四）颁发焊工钢印号，将考试结果报主管部门； （五）焊工培训考试委员会应将焊工培训和考试的计划（包括 日期和地点）提前10天通知主管部门和国家核安全局.
第六条核承压设备焊工培训考试委员会应具备的条件： 核承压设备焊工培训考试委员会的组成至少应包括：核承压 设备的焊接的技术负责人，焊接工程师或以上职称人员，质保工程 师，Ⅱ级以上资格的射线检验人员，焊工技能教师或能指导焊工操 作的焊接技师.
核承压设备焊工培训考试委员会应有焊工考试所需的场地、 焊接设备、焊条和焊剂烘干设备、试件和试样加工设备，无损检验 设备、理化检验和测量工具等.
第七条在承担核承压设备制造、安装和维修焊接活动的单 位中，凡具有初中以上文化程度或同等学力、身体健康、能独立担 任焊接工作的焊工，均可向焊工培训考试委员会提出培训和考试 的申请.
申请考试的焊工需经过焊工培训考试委员会批准方可参 加考试.
第三章培训考试的内容和方法 第八条焊工培训考试包括基本理论知识和操作技能两部 分.
基本理论知识的培训考试内容及操作技能的考试项目由焊工
第九条焊工基本理论知识培训和考试的范围如下： （一）核电基本知识，核承压设备的分类和安全分级以及主要 的技术要求； （二）核电质量保证基本知识； （三）焊接安全技术； （四）核承压设备常用母材型号、分类、化学成分（包括与辐照 脆化和活化有关的有害元素的控制）、机械性能（包括Cv冲击韧 性）、辐照脆化性能与流体介质的相容性及焊接工艺特点； （五）核级焊接材料（焊条、焊丝、焊剂和保护气体等）的牌号 （名称）规格、类型、使用和保管等方面的基本知识； （六）焊接设备、装置、用具和测量仪表的名称、种类、使用及维 护； （七）核承压设备制造、安装和维修中常用焊接方法的特点、焊 接工艺参数、焊接顺序、操作方法及其对焊接质量的影响； （八）焊接缺陷的产生原因、危害、防止措施、控制标准、检测方 法和返修的规定； （九）焊接应力和变形的产生原因和防止措施； （十）焊接接头的性能及其影响因素； （十一）焊接接头的型式、焊缝代号和图样识别； （十二）核承压设备中的焊接接头分类原则和对各类焊缝的要 求； （十三）核承压设备焊接活动中的特殊焊接技术和要求.
第十条核承压设备焊接操作技能的培训考试项目可由焊接 方法、母材类型、试件类别和焊接材料四部分组成，具体考试要求 见附件1.
附件3给出了部分特殊情况的举例.
对附件1中没有 规定的其它焊接方法，应制定特殊的考核方法.
第十一条参加板状试件或首次参加管板试件考试的手工电 弧焊、手工钨极氩弧焊或半自动熔化极气体保护焊的焊工（包括用
但在换证考试时， 按附件1规定可免考平焊板状试件者除外.
第十二条考试试件数量除管子对接，且管外径≤60mm 时，要求3件外，其余均为1件.
考试试件尺寸要求见附件1.
第十三条对焊接试件的具体要求如下： （一）供考试用的试件，其坡口必须光洁、平整，坡口表面上的 铁屑、氧化皮、油、锈和污垢等必须清理干净； （二）焊条和焊剂必须按规定的要求烘干，随用随取.
焊丝必 须除去油和锈； （三）试件的数量不得减少，也不允许多焊试件从中挑选； （四）考试试件的焊接应按培训考试委员会评定合格的焊接工 艺进行； （五）试件焊接前培训考试委员会的成员或委托的监考人员会 同焊工在试件上打上焊工考试代号和焊接方法代号的钢印；水平 固定的管状试件和管板试件应仿照时钟钟点位置打上焊接的钟点 记号，定位焊缝不得在6点处，焊工应严格按照钟点记号固定试件 位置； （六）手工焊的5~20mm厚板状试件不允许用焊接卡具或其 他办法将板状试件刚性固定，但是允许试件在定位焊时预留反变 形量，小于5mm厚的板状试件允许刚性固定； (七）从事手工焊接的试件必须从单面焊接，第一层焊缝 中应至少有一定接头； (八）自动焊或半自动焊允许加引弧板和引出板；单面焊双面 成形者1型坡口试件允许采用熔剂垫，但埋弧焊时不允许清焊根； V型、U型与UV型坡口试件允许清焊根； （九）试件开始焊接后，各部位的焊接位置不得改变； （十）附件1中表2第I类钢种试件，除管状和管状试件的第 一道焊缝在换焊条时允许修磨接头部位外，均不允许修磨和返修
第四章考试成绩评定和合格证的颁发与管理 第十四条焊工基本知识考试用百分制评分，60分为及格.
焊工操作技能考试通过检验试件评定.
各个考试项目的试件 分别进行检验.
一个考试项目的试件按附件2规定的检验项目各 项检验均合格时，该考试项目为合格.
但是，对于必须要考的平焊 板状试件，只有此项合格后，其他项目的合格才有效.
第十五条试件的检验项目、检查数量和试样数量见附件2 中表1.
第十六条基本知识和操作技能的考试结果应记人焊工考试 记录表（见附表1、2)，焊工培训考试委员会主任委员签字或盖章， 并报主管部门审批后存档.
第十七条基本知识考试合格，并且操作技能考试至少有一 个考试项目的试件检验合格（若考试项目包括平焊板状试件时，该 项必须合格）时，焊工考试才合格，否则为不合格.
第十八条焊工考试记录和焊工合格证内都可用代号表示操 作技能考试的项目.
代号的组合方法顺序为：焊接方法分类号、母 材分类号一一试件类别分类号、焊接材料分类号.
代号应用举例 如下：16Mn钢板，厚度（s）为5mm，采用碱性焊条，板状对接立向下 手工电弧焊，其代号为：HDⅡ-2（下）E-12.
第十九条焊工操作技能考试有某项或全部项目不合格者， 允许在一个月内补考一次.
每个补考项目的试件数量、检验项目 和检查数量按附件2表1的规定.
弯曲试验时，无论一个或两个 试样不合格，均不允许复验.
补考不合格者经一段时间培训可重新申请考试，但与前次考
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民用核安全设备无损检验人员资格管理规定(国家环境保护总局令 第44号)(HAF602-2007).pdf
480 HAF602 民用核承压设备无损检验人员 培训、考核和取证管理办法 （1995年6月6日国家核安全局批准发布） 第一章总则 第一条根据《民用核承压设备安全监督管理规定》（HAF601） 第六条第三款及第七条第四款的要求特制定本管理办法.
第二条本管理办法规定了民用核承压设备超声、射线、涡 流、磁粉、渗透、目视及泄漏等七种无损检验方法的无损检验人员 培训、考核及取证所应遵循的基本要求.
第三条国家核安全部门对主管部门从事民用核承压设备无 损检验人员的培训、考核及取证的工作进行监督管理.
第二章机构及其职责 第四条主管部门应成立民用核承压设备无损检验人员技术 资格鉴定委员会，其委员会成员组成至少应包括主管部门及所属 各相关部门的代表，绝大多数成员应为已取得Ⅲ级证书的无损检 验方面的专家，其中也应包括核安全与工程方面的专家.
鉴定委 员会的成员名单应报国家核安全局备案.
第五条民用核承压设备无损检验人员技术资格鉴定委员会 的主要职责是：
第六条培训、考试中心应具备下列条件： （一）必须具备足够的经过审核的无损检验、核工程与核安全 方面的人员； (二）必须具备相应的基础设施及无损检验设备、器材以满足 民用核承压设备无损检验人员的培训及考试需要.
第七条培训、考试中心的主要职责是： （一）负责报考人员的报考资格核准及录取工作； （二）负责无损检验人员的培训及考试工作； （三）负责将考试合格人员的有关档案材料，呈报给本主管部 门的技术资格鉴定委员会；同时，应留存未获得资格证书人员的档 案资料； （四）负责对本主管部门鉴定委员会认可的考试用试块或试件 统一标识，并把有关的认可材料存档；同时保证考试用试块或试件 与实验用试块或试件严格分开； （五）负责在培训前十天，以书面形式把培训和考试的日程安 排送达国家核安全局.
482 民用核承压设备监督管理系列 第三章等级划分、报考人员的 资格审核、培训及考试 第八条民用核承压设备无损检验人员的技术资格等级划分 为三级，即I、Ⅱ、Ⅲ级.
I级为初级，Ⅱ级为中级，Ⅲ级为高级.
技术资格鉴定按不同的等级方法分别进行.
第九条各级无损检验人员的技术能力和职责是： （一）I级无损检验人员应具有在Ⅱ级或Ⅲ级人员监督、指导 下，根据技术说明书进行无损检验的能力；应能调正和使用仪器设 备；进行检验操作；记录检验结果；根据标准对检验结果进行初步 评定； （二）Ⅱ级无损检验人员应能根据确定的工艺，编制技术说明 书；安装和校准仪器、设备；具体实施无损检验工作；根据法规、标 准和规范，解释和评审检验结果；撰写和签发检验结果的报告；熟 悉相应无损检验方法的适应范围和局限性；培训和指导I级无损 检验人员和尚未取证的无损检验人员； （三）Ⅲ级无损检验人员应对确定无损检验技术和工艺、贯彻 法规、标准、规范等负全部责任；全面监督和管理无损检验工作的 进行；根据法规、标准和规范，解释和评定检验结果；应能设计特殊 的无损检验方法、技术和工艺；在没有验收标准可供引用时，协助 有关部门制订验收标准；应具备材料、结构和生产工艺方面的实际 知识和一般地熟悉其它无损检验方法；并能培训相应无损检验方 法的工级和Ⅱ级人员.
第十条报考人员必须具备如下资格： （一）报考人员应具备表1及表2要求的学力及实践经历，经 审查合格者必须经过一定时间的培训方可报考.
（二）报考人员应提供医院出具的视力证明，其视力要求如下：
第十一条对报考民用核承压设备无损检验人员的培训和考 试，应严格按照其主管部门制定的培训及考试大纲执行.
第十二条培训及考试大纲除包括无损检验的专业知识外， 还应包括与核设施有关的内容.
表1 I、Ⅱ级人员实践经历要求 技 术 理工科大专 高中、中专 初中毕业或 鉴定的检验方法 级 以上毕业者 毕业者 有相当学力者 射线检验 (RT) 1 半 年 年 = 年 超声检验 (UT) 磁粉检验 (MT) 年 = 年 年 涡流检验 (ET) 1 三个月 半 年 年 渗透检验 (PT) 泄漏检验 (LT) 目视检验 (LA) 半 年 二 年 一年半 格证书.
否则，其实践经历应加倍.
表2 Ⅲ级人员实践经历要求 学 力 理工科大专以上毕业者 理工科中专及具有相当学力者 实践经历 二 年 四 年 报考Ⅲ级的人员必须具有相应方法的Ⅱ级人员有效技术资格证书， 上表中的实践经历时间为获得相应方法Ⅱ级资格证书后的时间.
上述经历 应至少有一半时间是从事民用核承压设备无损检验的.
民用核承压设备监督管理系列 （一）I、Ⅱ级无损检验人员的培训内容要求： (1)民用核设施系统的有关知识，包括：核能发电的主要原理 及主要系统和设备（例如核电厂压力容器、主泵、蒸汽发生器、稳压 器、主管道等）；核电厂的主要系统的作用（例如一回路主系统、化 学与容积控制系统、应急堆芯冷却系统、余热排出系统、安全注射 系统、安全壳喷淋系统、设备冷却水系统、辅助给水系统、公用水系 统等）；核能发电与化石燃料发电的主要区别（借此给出民用核设 施在选材方面的特殊性以及民用核设施这种特殊运行环境可能对 设备及部件造成的损伤情况）；前述主要设备的制造工艺及结构方 面的特点等； (2)核安全方面的有关知识，包括：国家核安全法规的体系及 其适用性和有关的核安全法规；民用核设施核安全方面的基本要 求及相应的原则（例如纵深防御原则，三道屏障的概念、作用及各 个系统和部件所执行的安全功能）；设备安全分级的概念； (3）民用核设施质量保证方面的有关知识，包括：民用核设施 质量保证的概念，尤其是设备制造及安装过程中的质量保证要求； 无损检验设备的标定、操作以及无损检验结果的记录和报告的签 发等的管理要求； (4)民用核承压设备用特殊的无损检验技术培训，应包括：民 用核承压设备的特定结构、特殊的在役运行环境对实施无损检验 活动的影响，以及自动化探伤工艺（例如压力容器及其安全端在役 检查专用设备、蒸汽发生器传热管的自动涡流探伤）在民用核设施 在役检查过程中的重要应用；在役检查过程中对超声波换能器的 特殊要求（例如材料辐照脆化及辐照对其电声性能的影响等）； (5）为了保证无损检验人员从事民用核承压设备无损检验活 动的质量，培训内容除了应包括专业的无损检验基础知识及操作 技能外，还应包括相应的民用核设施用无损检验的标准知识培训， 尤其是国际公认的一些核用无损检验标准知识培训； (6）在核辐射环境中工作时的辐射防护知识.
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民用核材料管制条例实施细则(HAF501-01-1990).pdf
391 HAF501 /01 中华人民共和国 核材料管制条例实施细则 （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） 第一章总则 第一条根据《中华人民共和国核材料管制条例》（以下简称 《条例》）第二十三条规定制定本实施细则.
第二条本实施细则适用于核材料许可证的申请、审查、核 准、颁发和核材料的帐务衡算管理及实物保护.
本实施细则所涉 及的核材料管制的范围，按《条例》第二条办理.
第二章核材料管制办公室职责 第三条能源部委托中国核工业总公司负责全国核材料的管 制，下设核材料管制办公室（以下简称“办公室”），具体负责核材料 管制工作.
第四条核材料管制办公室的具体职责是： （一)根据《条例》和本实施细则，拟定核材料管制的规章制度 和技术规范； （二）按照《条例》规定，接受核材料许可证的申请，负责办理发 放核材料许可证；
核材料帐务与衡算的具体格式另行规定； （四）向国家核安全局和国防科工委分别提交民用和军用核材 料的季度报告（包括转让、盘存、帐务）及年度衡算报告； （五）在发生核材料被盗、破坏、丢失、非法转让和非法使用事 件时，及时采取措施，并迅速将情况通报国家核安全局、国防科工 委、公安部及其它有关部门.
第三章核材料许可证持有单位的责任 第五条根据《条例》第十六条的规定，核材料许可证持有单 位法人代表对所持有的核材料负有全面安全责任.
第六条核材料许可证持有单位必须设立负责机构或指定专 人负责贯彻执行《条例》和本实施细则，其具体职责是： (一)制定本单位核材料衡算管理和实物保护的规章制度并负 责实施； (二）按“办公室"的规定，上报核材料的转让、定期盘存和帐务 衡算报告； (三）对核材料帐务衡算管理人员和实物保护人员进行业务培 训及考核.
第七条核材料许可证持有单位在核材料发生被盗、破坏、丢 失、非法转让和非法使用事件时，必须迅速采取措施，并立即报告
第九条申请核材料许可证的单位必须提前六个月提交核材 料许可证申请报告.
已经持有核材料的单位，应在本实施细则颁布后一年内办完 许可证手续.
第十条申请核材料许可证必须提交的文件： （一）核材料许可证申请报告（格式见附件一）； （二）核材料帐目与衡算管理实施计划（格式见附件二）； （三）核材料实物保护与保密实施计划（格式见附件三）； （四）其他必要的支持性文件.
上述文件送“办公室”前必须经其上级主管部门审核.
第十一条“办公室”接受许可证申请文件后，提出审查意见， 经国家核安全局或国防科工委核准后，办理许可证发放手续.
第十二条核材料许可证的有效期、更改和中止的规定： （一）核材料许可证的有效期在许可证中规定，逾期自行失效， 需要延长许可证有效期的，必须在期满之前九十天内提出申请； （二）许可证申请中所涉及的核材料品种、数量、用途范围以及 管制实施计划有变化时，许可证持有单位应按规定格式（见附件 意见，并报国家核安全局或国防科工委备案； 有单位重新办理许可证； （四）许可证持有单位要求终止许可证时，应在完成核材料清
第五章核材料帐务管理 第十三条全国核材料帐务系统的范围： （一）凡属《条例》第二条所列管理范围内的核材料都要列人本 帐务系统； （二）铀矿石及其初级产品（即核纯铀化合物之前的产品）、已 移交给军队的核制品、以及免于登记的核材料不属于本帐务系统.
第十四条国内核材料转移必须符合下列规定： （一）调出单位应核实接收单位许可证，填写“核材料交接报 告”报“办公室”； （二）一次或多次转让累计数量达到和超过《条例》第九条所列 限额者，接收单位也必须持有核材料许可证； 作出核材料衡算帐目的仲裁决定，必要时委托第三方作出技术鉴 定，其仲裁费用由败诉方支付.
第十五条核材料出人境必须符合下列规定： （一）事先填写《核材料出人境报告》报“办公室”； （二）核材料出境前，调出单位负责押运核材料至出境口岸货 场.
核材料人境后，接受单位负责从人境口岸货场接收核材料.
经办核材料出人境的单位负责办理海关验收手续，双方安全责任 以口岸货场为界线； （三）核材料出境口岸交接之后或人境口岸交接之前的运输安 全责任，按国际有关规定处理.
， 第十六条持有核材料数量小于《条例》第九条所列限额的单
第十七条对不致危害国家和人民群众安全的少量核材料制 品（或含有少量核材料的制品），按《条例》第九条规定可免于登记， 免于登记的核材料制品的品种和数量限额由“办公室”另行规定， “核材料交接报告”，报告其销售品种与数量.
第六章核材料衡算 第十八条根据《条例》第十一条规定，许可证持有单位必须 建立核材料衡算制度，在持有核材料期间，进行衡算工作.
第十九条属下列情况的核材料，经测量和人帐后，其衡算工 作即可终止： （一）已经在反应堆中消耗的； （二）已经按规定手续转让到另一单位的； （三）已经作为废气、废液排放，或者作为废物进行了处置，不 再回收的.
但临时存放仍可进行回收的物料除外.
第二十条许可证持有单位，根据各自的特点，把核设施划分 成材料平衡区，按核材料分类进行衡算，每个平衡区要有完整的帐 目，实行独立的材料衡算.
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民用核燃料循环设施安全规定(HAF301-1993).pdf
353 民用 核燃料 循环设施安全规定 (1993 年6月17日国家核安全局令第3号发布） 本规定自1993年6月17日起实施 本规定由国家核安全局负责解释 1引言 1.1目的 本规定的目的是根据《中华人民共和国民用核设施安全监督 管理条例》所规定的安全原则，对民用核燃料循环设施（以下简称 核燃料循环设施）的安全提出必须满足的基本要求.
1.2范围 本规定适用于民用核燃料的生产、加工、贮存和后处理设施， 不包括核燃料在反应堆内使用的安全要求.
本规定的内容涉及核燃料循环设施的选址、设计、建造、调试、 运行和退役.
本规定只规定核燃料循环设施的安全必须满足的基 本要求，对不同类型的核燃料循环设施应如何满足这些要求则不 作具体规定；同时，本规定也不对特定类型核燃料循环设施的安全 提出专门要求；根据实际需要将制定相应的安全导则，作为本规定 的说明和补充，对有关安全问题提出更具体的要求和较详细的指 导原则.
本规定不考虑核燃料循环设施的非辐射安全问题，除非由其 可能引起辐射危害.
354 核燃料循环设施系列 关于核材料管制方面的要求遵照核材料管制有关规定.
2安全职责 2.1营运单位的主要职责 营运单位必须对其核燃料循环设施的安全负全面责任，直至 其核燃料循环设施退役终了或其责任已合法地转移为止.
其主要 职责是： (1)按照国家有关核安全法规的要求向国家核安全部门申请 所规定的安全许可证件，提交批准和发放安全许可证件所需要的 安全分析报告和其他有关资料，并保证这些报告和资料符合要求.
(2)保证其核燃料循环设施的选址、设计、建造、调试、运行和 退役符合本规定和其他有关安全法规与标准的要求，遵循所规定 的许可证条件.
(3)建立保证其核燃料循环设施的安全符合有关要求的制度 和管理体制，责任明确.
(4)制定并定期复审和修改各种工况下用以保证其核燃料循 环设施安全的各种规程、大纲和计划.
(5)确保有数量足够、受到充分培训和能胜任其职责的合格工 作人员，并为工作人员完成任务提供相应的条件.
(6)建立并保存安全重要活动的记录，按要求定期向国家 核安全部门提交报告；发生偏离运行状态的事件或事故时，立即按 报告制度报告事件或事故的性质、范围和后果，以及所采取的补救 措施.
(7）接受国家核安全部门对其核燃料循环设施安全的监督检 查.
2.2主管部门的主要职责 核燃料循环设施的主管部门对所属核燃料循环设施的安全负
(2)参与有关核燃料循环设施安全法规的起草和制订，组织制 订有关核燃料循环设施安全的技术标准.
(3）组织所属核燃料循环设施的营运单位按照本规定和其他 有关核安全法规的要求制订和实施应急计划.
2.3国家核安全部门的主要职责 国家核安全部门对核燃料循环设施的安全实施监督，其主要 职责是： (1)制定有关核燃料循环设施的安全法规和导则，审查认可有 关安全标准.
(2)按照本规定和其他有关安全法规的要求，审评核燃料循环 设施营运单位提交的安全分析报告和其他有关资料，批准颁发相 应的安全许可证件.
(3)对核燃料循环设施的选址、设计、建造、调试、运行和退役 实施安全监督检查，核实核燃料循环设施的安全是否符合有关法 规、标准和所规定的许可证条件.
(4)对不符合法规、标准或许可证条件的事项，要求予以纠正 或补救；必要时，采取强制性措施.
3安全目标 3.1总目标 建立并保持有效的防御措施，保护工作人员、公众和环境免遭 辐射危害.
3.2辐射防护目标
3.3技术安全目标 采取一切合理可行的措施预防事故；对设计中考虑的事 故，要确保其辐射影响是可接受的，并确保那些会导致严重辐射后 果的事故发生的可能性极低.
4厂址选择 4.1厂址要求 核燃料循环设施的厂址、厂址所在区域及其周围环境必须满 足下列要求： (1)在核燃料循环设施寿期内不会发生严重影响核燃料循环 设施安全的外部自然事件和人为事件，或者能够采取合理可行的 措施将可能发生的事件的影响减至可以接受的程度.
(2)在核燃料循环设施正常运行状态下，厂址与核燃料循环设 施综合影响所造成的对公众的辐射照射能保持在合理可行尽量低 的水平，并符合国家的规定.
(3)事故状态下，能够（包括能够采取适当的应急措施）使公众 免遭不可接受的辐射照射.
4.2厂址评价 4.2.1必须考虑的因素 评价一个候选厂址是否符合4.1节提出的厂址要求时，必须 综合考虑以下诸方面的因素： (1)厂址所在区域可能发生的影响核燃料循环设施安全的外 部事件，如地震、洪水及极端气象事件等自然事件和火灾、爆炸及
(2)可能影响核燃料循环设施运行和事故状态下释放的放射 性物质向人体转移的厂址特征及其环境特征，如地形、气象、水文、 生态、土地和水资源的利用等.
(3)与评价个人和群体可能受到的辐射危害及必要时采取应 急措施有关的特征，如人口密度与分布、交通和通讯等.
4.2.2厂址评价文件 必须将厂址评价结果写成足够详细的文件，以供国家核安全 部门进行独立审评.
该文件的内容必须包括： (1)按4.2.1的要求，对厂址的各项特征所作的评价及其结 果.
(2)与厂址有关的设计基准外部事件及相应的设计基准.
（3）所采用的评价模型和分析方法.
（4）选定当前广址的理由.
5设计与建造 5.1总的要求 核燃料循环设施的设计与建造必须采用经过试验和工程经验 证明为有效的技术，综合考虑减轻事故后果的专设安全设施和限 制事故发生频率的安全系统的设置及可靠性要求，为本规定第3 章所提出的安全目标的实现提供合理的保证.
5.2对外部事件破坏效应的防御 核燃料循环设施的设计必须与其厂址特征及环境条件相适 应；其安全重要构筑物、系统和部件的设计基准和建造质量必须为 防御可能的外部自然事件和人为事件的破坏效应提供合理的保 障.
5.3辐射安全
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