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
核电厂换料、修改和事故停堆管理 279 2.2.1.1营运单位必须根据《规定》的要求制定换料大纲 （详见安全导则HAD103/03《核电厂堆芯和燃料管理》），必须在机 组首次换料前六个月报国家核安全局审查、批准.

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
280 核动力厂系列 家核安全局提交修改的换料报告.

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；

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
148 通用系列 实施整个核电厂的质量保证总大纲.

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.

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；
核电厂设计安全规定 203 (3)源自核电厂本身运行的因素.

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
204 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
核电厂设计安全规定 205 预计运行事件的升级仍有可能未被前一层次防御所制止，因此必 须提供附加的设备和规程以控制由此引起的事故工况的后果.

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

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
GB 13695-92 注：1）100t（U）指100：金属铀.

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
GB 13695-92 表6核动力堆（含供热堆）放射性流出物归一化排放量管理限值 Bq/GW (e)a-2 流出物类别 放射性核素 归一化排放量限值 情性气体 1.0×10 气 *H 1. 5×10 放射性碘 1.5×10 除碘化其他气溶胶 4.5×10 态 ‘H 3. 5×10* 除H外其他核素 4. 5×10 注：1）表中管理限值只适用于压水堆.

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
GB 13695-92 附录A 执行本标准的几点说明 （参考件） A1鉴于目前还有部分核设施的流出物排放量确实达不到本标准规定的管理限值要求，允许这一部分 核设施对本标准有一过渡的实施期限，时间为五年，凡流出物排放量达不到本标准要求的核设施，应写 出书面申请，说明达不到本标准要求的原因和拟采取的保证在五年后流出物排放量达到本标准规定的 限值要求的措施，报主管部门和监督部门批准.

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.

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
核电厂运行安全规定 247 重.

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
248 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
250 核动力厂系列 运行状态，必要时包括停堆.

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

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：
民用核承压设备安全监督管理规定 421 （一）参与起草和制定有关核承压设备活动的安全法规，组织 制定核承压设备的技术标准； (二）审查、评定本系统的核承压设备活动单位的能力和资格， 协同国家核安全局核准，并对从事核承压设备活动的所属单位进 行核安全监督检查； (三）督促和检查本系统从事核承压设备活动的单位和人员严 格遵守有关的核安全法规和技术标准； （四）负责组织对本系统的从事核承压设备活动的各类人员的 技术培训、考核和发证工作，其中焊接和无损检验操作人员的培 训、考核和取证应符合国家核安全局的规定； （五）组织本系统的核承压设备的技术审查与鉴定.

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
422 民用核承压设备监督管理系列 主管部门和国家核安全局同时提出申请，经主管部门审查、评定并 由国家核安全局会同机械电子工业部或能源部核准后，由国家核 安全局颁发相应的资格许可证.

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
民用核承压设备安全监督管理规定 423 到有效实施； （三）监督核承压设备的设计是否符合国家核安全法规、相应 的技术标准和经审评认可的民用核设施安全分析报告中的有关承 诺； （四）监督核承压设备的材料是否符合设计要求； （五）监督核承压设备的制造、安装、试验、维修是否满足相应 的技术要求； (六）监督核承压设备的在役检查是否符合经审评认可的在役 检查大纲； (七）监督核承压设备的退役是否符合规定； （八）其他必要的监督内容.

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.

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
494 民用核承压设备监督管理系列 培训考试委员会根据规定和焊工将担任的焊接工作来确定.

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
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 495 附件1描述的焊接方法之一进行焊接、定位焊或返修焊的自动焊 焊工），必须考相应焊接方法的平焊板状试件.

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
496 民用核承压设备监督管理系列 焊；附件1中表2第Ⅱ一区类材料表面焊最后一层不允许修磨和 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

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：
民用核承压设备无损检验人员培训、考核和取证管理办法 481 （一）组织制定民用核承压设备无损检验人员技术资格鉴定方 面的管理规定，建立有关各种无损检验方法的考试题库，制定实践 技能考试实施细则，编制民用核承压设备无损检验人员技术资格 鉴定的培训和考试大纲，并报国家核安全局备案； （二）审查批准成立本部门的培训、考试中心，并报国家核安全 局备案； (三）检查培训、考试工作； （四）负责考试合格人员的资格核准及证书颁发，并报国家核 安全局备案； (五)负责取证人员的有关资料整理及存档工作(有关资料包 括取证人员的工作单位、年龄、学历、从事有关无损检验工作的时 间、参加培训的无损检验方法、证书类别、编号、取证日期、考试成 绩及试卷，延长有效期及更新鉴定的证明材料等）.

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：
民用核承压设备无损检验人员培训、考核和取证管理办法 483 (1)裸眼或经过矫正的视力要求达到1.0以上； (2)报考人员的辨色视力应达到能区分与无损检验方法有关 的颜色对比度； （三）申请报考核承压设备无损检验技术资格证书的人员必须 取得相应方法和级别的《通用技术资格证书》.

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.

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；
392 核材料管制系列 （三）实施全国核材料管制，负责建立全国核材料帐务系统和 检查许可证持有者的核材料帐务衡算管理及实物保护和保密工 作.

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
中华人民共和国核材料管制条例实施细则 393 第四章核材料许可证的申请、审查和颁发 第八条为保证核材料合法利用和安全，根据《条例》第三条 规定，国家对核材料实行许可证管理制度.

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
394 核材料管制系列 理工作后，向“办公室”提交许可证终止申请报告（格式见附件五）， 由“办公室”审查核实注销许可证，并报国家核安全局或国防科工 委备案.

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
中华人民共和国核材料管制条例实施细则 395 位应遵守下列规定： （一）不需要办理核材料许可证，但必须办理核材料登记手续， 在调人或再转让核材料时，填写“核材料交接报告”报“办公室”； （二）核材料的持有者对所持有的核材料负全面安全责任，应 采取管理措施，保证核材料的安全，防止核材料被盗、破坏与丢失； （三）遵守国家有关放射性物质的防护、安全处置与安全运输 有关规定； （四）每年年末向“办公室"提出本年度有关核材料库存情况的 报告，说明核材料的去向及剩余量，并接受监督、检查、指导.

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.

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
民用核燃料循环设施安全规定 355 领导责任，其主要职责是： (1)对所属核燃料循环设施的安全工作实施领导和管理；保证 给予所属核燃料循环设施的营运单位必要的支持，并对其进行督 促检查.

(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
356 核燃料循环设施系列 确保在正常运行状态下核燃料循环设施内及由核燃料循环设 施释放出的放射性物质所引起的辐射照射保持在合理可行尽量低 的水平，并低于国家规定限值；确保事故引起的辐射照射的程度得 到缓解.

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
民用核燃料循环设施安全规定 357 飞机坠毁等人为事件.

(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

293 HAF201 研究堆设计安全规定 （1995年6月6日国家核安全局批准发布） 本规定自1995年10月1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 1.1.1本规定的目的是提供研究堆设计及其评价的安全基 础，并提出与研究堆设计有关的安全监督管理、选址及质量保证等 方面的要求.

1.1.2本规定只强调研究堆设计必须满足的安全要求，对 于如何满足这些要求则不作具体规定.

1.2.范围 1.2.1本规定适用于研究堆的设计，也适用于在现有研究 堆上的重要新实验及对现有研究堆的改造.

1.2.2功率达几十兆瓦的研究堆、快中子研究堆或小的实 验性原型动力堆等可能还需另外的安全措施，因此在某些方面应 遵守动力堆的有关安全规定.

1.2.3某些研究堆（包括临界装置）实际上并不需要满足本
294 研究堆系列 规定的全部安全要求?.

对这些情况，若能提供有说服力的证据 证明其设计是合理的，则某一特定的设计可不满足第五章规定的 某些要求.

1.2.4本规定中研究堆一词包括反应堆堆芯，实验装置，以 及反应堆厂址内的与反应堆或实验装置有关的一切其它设施.

2安全目标 2.1安全目标 2.1.1研究堆的安全总目标是建立并维持一套有效的防御 措施，以保护工作人员、公众和环境免受过量的放射性危害.

2.1.2根据总目标，其相应的具体辐射防护目标是：确保研 究堆的运行和使用满足辐射防护的要求；确保在各种运行状态下， 厂区工作人员及公众的辐射照射低于国家规定的限值，并保持在 合理可行尽量低的水平；确保事故引起的辐射照射得到缓解.

2.1.3与事故相关的技术安全目标是：确保广泛地预防事 故，确保设施设计中考虑到的事件序列（包括那些概率低的）， 其辐射后果要小，通过采用预防及缓解措施，确保有严重后果的事 故发生的可能性极小.

2.1.4为了实现这些目标，对最终确保研究堆安全运行的 各个方面均提出了安全要求及建议，包括设计中及运行中需采取 的措施.

对设计及运行均必须实施充分的安全监督管理.

①实例之一为临界装置的堆芯冷却.

因无功率输出，所以不需专用的堆芯冷却 系统.

研究堆设计安全规定 295 3选址要求 3.1选址要求 3.1.1研究堆厂址选择的依据与许多因素有关，特别与研 究堆的设计及预定用途有关.

对某些低功率研究堆，选址的限制 因素可能较少，而对功率高并用于大量实验工作的研究堆，则要提 出比较严格的选址及设计要求.

3.1.2研究堆选址的主要目的是保护公众及环境免受放射 性物质的事故释放所引起的辐射影响.

正常的放射性释放也必须 加以考虑.

在评价研究堆厂址的适宜性时，必须考虑下列因素： (1)在某特定厂址所在区域发生的外部事件的影响（这些事件 可为自然事件或人为事件）； (2)可能影响所释放的放射性物质向人体迁移的厂址特征及 其环境特征； (3)与实施应急措施的可能性和评价个人和群体风险有关的 人口密度和分布以及其它的外围地带的特征.

3.1.3必须调查和评价可能影响研究堆安全的厂址特征， 特别是自然事件和外部人为事件.

3.1.4必须调查运行状态和事故工况下，可能受辐射后果 影响的区域的环境特征.

对这些特征，在研究堆的整个寿期 内必须予以观测和监控.

3.1.5必须评价厂址所在区域内影响安全的自然因素和人 为因素在设计寿期内可预见的演变.

在研究堆整个寿期内，也必 须监控这些因素，特别是人口增长率和人口分布.

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上.

3.1.6必须以发生概率为不可忽视的外部事件的严重性来 确定研究堆的设计基准，以使总风险减少到可接受的水平.

如果
296 研究堆系列 研究堆及其安全设施均不能对付这些事件，而对公众的辐射 照射会产生不可接受的风险，则必须认为此厂址是不适宜的.

在 分析所选厂址的适宜性时，必须考虑新燃料、乏燃料及放射性废物 的贮存和运输问题.

3.1.7应对厂区进行开工前的必要的辐射监测，以确定辐 射本底水平，用以评价将来反应堆对厂区的影响.

这对将来决定 退役申请的可接受性是很重要的.

3.1.8对每个推荐的厂址，必须对该区域的人口分布、饮食 习惯、土地和水的利用情况以及该区域其它放射性释放物所产生 的辐射影响等有关因素给予应有的考虑，以评价在运行状态和在 事故工况（包括可能导致需采取应急措施的工况）下，对厂址所在 区域的居民可能产生的辐射影响.

3.1.9对可能影响安全和确定厂址设计基准参数的一切活 动，都必须执行质量保证大纲?.

4设计总要求 4.1概述 4.1.1为达到第二章所定的安全目标，反应堆的设计应满 足安全设计要求.

各类研究堆的设计必须符合本章中的设计总要 求.

反应堆设计还须满足第五章中的具体设计要求.

4.1.2这些要求应在设计的各个阶段贯彻执行，同时考虑 相应的安全分析结果的.

4.1.3反应堆设计者不仅必须考虑反应堆本身，还必须考 虑可能影响其安全的相关设施.

设计者还必须考虑反应堆寿期内 阶段的设计要求.

①参见HAF003及有关文件.

研究堆设计安全规定 297 4.1.4安全设计的成功需要反应堆设计者和营运单位之间 紧密的联系.

4.2纵深防御 4.2.1设计中必须贯彻纵深防御的原则，从而提供多层次 的保护，防止放射性物质释放.

（1）采用保守的设计裕量，执行质量保证大纲.

(2）设置多道实体屏障，防止放射性物质释放.

这些屏障通常 包括燃料基体、燃料包壳、主传热系统、堆池、反应堆厂房等.

在纵 深防御概念中，重要的因素是保护这些屏障使其不受破坏.

（3）提供多种手段，确保下列基本安全功能： 一在运行状态或事故工况下，均能停堆并使之保持在 安全停堆状态； 足以排除停堆后（包括事故工况停堆后）堆芯余热； 一包容放射性物质，尽量减少向环境的释放.

（4）利用设备及管理性程序，以实现下列要求： 一防止偏离正常运行状态； 防止可能导致事故工况的预计运行事件； 控制及缓解事故工况及事故后果.

(5）制定应急计划，一旦大量放射性物质释人环境，即可缓解 对公众产生的影响.

4.2.2对4.2.1节（3）中所述的三项基本要求--停堆、冷 却和包容一可选用下列各项措施的适当组合来得到满足： 一设计中包括固有安全特性； 提供适当的安全系统及专设安全设施； 一反应堆整个寿期内均贯彻管理性程序.

固有安全特性的例子有：借助堆芯材料及堆芯几何形状的选 ①为实施应急计划，可能要求设计者采取应有的设计措施（参见4.16），然而，对 潜在辐射风险低的研究堆，厂外应急计划可能是不必要的.

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） 第一章总则 第一条为了在民用核设施的建造和营运中保证安全，保障 工作人员和群众的健康，保护环境，促进核能事业的顺利发展，制 定本条例.

第二条本条例适用于下列民用核设施的安全监督管理： （一）核动力厂（核电厂、核热电厂、核供汽供热厂等）； （二）核动力厂以外的其他反应堆（研究堆、实验堆、临界装置 等）； (三）核燃料生产、加工、贮存及后处理设施； （四）放射性废物的处理和处置设施； （五）其他需要严格监督管理的核设施.

第三条民用核设施的选址、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、群众 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 照射和污染减至可以合理达到的尽量低的水平.

通用系列 第二章监督管理职责 第四条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裁决核安全的纠纷.

第五条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.

第六条核设施主管部门负责所属核设施的安全管理，接受 国家核安全局的核安全监督，其主要职责是： （一）负责所属核设施的安全管理，保证给予所属核设施的营 运单位必要的支持，并对其进行督促检查； （二）参与有关核安全法规的起草和制订，组织制订有关核安 全的技术标准，并向国家核安全局备案； (三)组织所属核设施的场内应急计划的制订和实施，参与场
中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例 5 外应急计划的制订和实施； （四）负责对所属核设施中各类人员的技术培训和考核； （五）组织核能发展方面的核安全科学研究工作.

第七条核设施营运单位直接负责所营运的核设施的安全， 其主要职责是： （一）遵守国家有关法律、行政法规和技术标准，保证核设施的 安全； (二）接受国家核安全局的核安全监督，及时、如实地报告安全 情况，并提供有关资料； （三）对所营运的核设施的安全、核材料的安全、工作人员和群 众以及环境的安全承担全面责任.

第三章安全许可制度 第八条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件，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.

第九条核设施营运单位，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.

第十条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
6 通用系列 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.

第十一条国家核安全局在审批核设施建造申请书及运行申 请书的过程中，应当向国务院有关部门以及核设施所在省、自治 区、直辖市人民政府征询意见，国务院有关部门、地方人民政府应 当在三个月内给予答复.

第十二条具备下列条件的，方可批准发给《核设施建造许可 证》和《核设施运行许可证》： （一）所申请的项目已按照有关规定经主管部门及国家计划部 门或省、自治区、直辖市人民政府的计划部门批准； （二）所选定的厂址已经国务院或省、自治区、直辖市人民政府 的城乡建设环境保护部门、计划部门和国家核安全局批准； （三）所申请的核设施符合国家有关的法律及核安全法规的规 定； （四）申请者具有安全营运所申请的核设施的能力，并保证承 担全面的安全责任.

第十三条核设施操纵员执照分《操纵员执照》和《高级操纵 员执照》两种.

持《操纵员执照》的人员方可担任操纵核设施控制系统的工 作.

持《高级操纵员执照》的人员方可担任操纵或者指导他人操纵 核设施控制系统的工作.

第十四条具备下列条件的，方可批准发给《操纵员执照》： （一）身体健康，无职业禁忌症； （二）具有中专以上文化程度或同等学力，核动力厂操纵人员 应具有大专以上文化程度或同等学力； （三）经过运行操作培训，并经考核合格.

具备下列条件的，方可批准发给《高级操纵员执照》： （一）身体健康，无职业禁忌症；
中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例 （二）具有大专以上文化程度或同等学历； （三）经运行操作培训，并经考核合格； (四）担任操纵员二年以上，成绩优秀者.

第十五条核设施的迁移、转让或退役必须向国家核安全局 提出申请，经审查批准后方可进行.

第四章核安全监督 第十六条国家核安全局及其派出机构可向核设施制造、建 造和运行现场派驻监督组（员）执行下列核安全监督任务： （一）审查所提交的安全资料是否符合实际； （二）监督是否按照已批准的设计进行建造； (三）监督是否按照已批准的质量保证大纲进行管理； (四）监督核设施的建造和运行是否符合有关核安全法规和 《核设施建造许可证》《核设施运行许可证》所规定的条件； （五）考察营运人员是否具备安全运行及执行应急计划的能 力； (六）其他需要监督的任务.

核安全监督员由国家核安全局任命并发给《核安全监督员 证》.

第十七条核安全监督员在执行任务时，凭其证件有权进人 核设施制造、建造和运行现场，调查情况，收集有关核安全资料.

第十八条国家核安全局在必要时有权采取强制性措施，命 令核设施营运单位采取安全措施或停止危及安全的活动.

第十九条核设施营运单位有权拒绝有害于安全的任何要 求，但对国家核安全局的强制性措施必须执行.

323 HAF202 研究堆运行安全规定 (1995年6月6日国家核安全局批准发布1995年修改） 本规定自1995年10月1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 1.1.1研究堆的安全运行是以其选址、设计、建造、调试、运 行和管理均符合核安全要求为前提.

本规定的内容主要涉及研究 堆的管理、调试、运行及退役等方面的安全问题，也包括有关的监 督管理要求及质量保证要求.

1.1.2本规定的重点放在研究堆运行必须满足的安全要求 上，而不论及如何去满足这些要求.

1.1.3本规定给出了关于研究堆安全运行的基本要求和建 议，强调的是监督和管理问题.

本规定还就与运行有关的组织机 构方面的问题提供一些指导和资料.

1.1.4反应堆运行管理机构和运行人员还必须注重安全文 化.

本规定要求：反应堆运行管理机构应充分注意运行安全；划清 职责范围、建立明确的联系渠道和授权；制订运行人员严格遵守的 运行规程；实施审评和监查以及人员的培训和再培训.

1.1.5上述要求的目的是要保证研究堆运行过程中不使公 众和工作人员受到过量的辐射危害.

324 研究堆系列 1.2范围 1.2.1本规定的要求和建议必须在切实可行的范围内应用 于一切研究堆的运行，同时考虑该研究堆的特定设计和运行情况.

1.2.2本规定中“研究堆”一词包括反应堆堆芯，实验装置， 以及反应堆厂址内的与反应堆或实验装置有关的一切其它设施.

2安全运行的责任 2.1主管部门 2.1.1研究堆的主管部门对研究堆的安全运行负有领导责 任.

2.2营运单位 2.2.1营运单位必须对研究堆的安全负全面责任，确保： (1)设计能使反应堆安全运行，并且反应堆是按照已批准的设 计建造的； (2)编写安全分析报告，并及时更新； (3)调试过程证明设计要求已得到满足，反应堆可按设计运 行； (4)制订并实施辐射防护大纲； (5)建立并实施应急计划； (6)研究堆由合格的和有经验的人员按照安全要求进行运行 和维护； (7)适当培训对安全运行负有责任的人员，制定、实施和及时 更新培训和再培训大纲，以及定期审查该大纲以检验其有效性； （8）运行期间必要的设施和服务处于可用状态； (9)将有关事故的资料，包括对这些事故的评价和拟采取的纠 正措施报送给国家核安全部门； (10)在单位内部注重安全文化，以确保工作态度和运行条件
研究堆运行安全规定 325 有利于安全运行（参见1.1.4节）； （11）制订和实施合适的质量保证大纲； （12）给予反应堆运行管理机构足够的权力和支持，以便有效 地执行其职务； （13）研究堆按规程（见5.3节）运行和维修； （14）运行经验，包括其他类似设施的运行经验，得到仔细的研 究，以便发现任何对安全有害的先兆或趋势，从而可在出现严重事 件之前采取纠正措施，并防止事件重复发生.

2.2.2必须在营运单位内部建立一个安全咨询机构（如“安 全委员会”以便在反应堆运行安全和有关实验安全方面向营运单 位提供咨询.

该咨询机构的成员应是与研究堆设计和运行有关的 不同领域内的专家.

该咨询机构的职能、权限、组成和受权调查的 范围必须以书面形式加以陈述，并且必须提交给国家核安全部门.

2.3反应堆运行管理机构 2.3.1反应堆运行管理机构必须以书面形式明确陈述运行 人员的职务、责任、必要的经验和培训要求，以及他们之间的联系 渠道.

这些资料也可包括在运行总则中.

对参与反应堆运行或使 用反应堆的其他人员（如技术辅助人员和实验员）也必须以书面形 式明确陈述他们的职务、责任和联系渠道.

2.3.2反应堆运行管理机构必须保证反应堆运行人员得到 使反应堆安全有效地运行所必须的培训和再培训，并保证这种培 训和再培训得到适当的评价.

必须针对运行状态和事故工况下要 遵守的规程进行充分的培训.

2.3.3尽管有独立的保健物理人员（见13.6节），运行人员 （如技术辅助人员和实验员）仍必须在保健物理方面得到适当的培 训.

2.3.4在研究堆的各种运行状态下，必须规定保证安全运行 所需的各学科人员配备的最低要求.

这要以工作人员的数目和需 要赋予的职责这两者来表示.

任何时候都必须明确直接负责监督
326 研究堆系列 管理反应堆运行的人员.

还必须规定处理事故工况所需的人员的 提供.

2.3.5反应堆运行管理机构必须定期审查研究堆的运行（包 括实验在内），并对所发现的一切问题采取适当的纠正行动.

营运 单位应审查反应堆及实验装置的调试、运行、维修、监督和修改中 出现的重大安全问题.

2.3.6研究堆的运行和所做实验的详细计划必须事先制订， 并得到反应堆运行管理机构的认可.

2.4运行人员 2.4.1所需要的运行人员的人数和工种取决于反应堆的功 率水平、工作循环及用途.

运行人员中应包括一名反应堆负责人、 若干名值长（根据需要确定）、若干名操纵员（根据需要确定）、维修 人员和辐射防护人员.

2.4.2反应堆操纵人员必须持有国家核安全部门颁发的反 应堆操纵人员执照.

2.4.3任何一名反应堆操纵人员都必须拥有充分的职权使 用紧急停堆按钮（或等效装置），以便出于安全目的而使反应堆停 堆.

3运行安全分析 3.1营运单位须按要求编制安全分析报告.

3.2安全分析报告中用于证明设计合理性的资料还必须用 于确定运行限值和条件.

运行规程和应急计划的编制也必须根据 安全分析报告的资料，必要时还必须根据其它分析的结果.

3.3安全分析报告必须包括足够的资料，以便使国家核安全 部门能对反应堆做出独立评价.

安全分析报告应作为申请反应堆 运行执照的主要资料.

研究堆运行安全规定 327 3.4安全分析报告还为工作人员、用户等提供基本资料，以 使他们了解该设施.

所以，它必须包括关于设施及其厂址、堆型及 其用途的资料；反应堆构筑物和包容体的详细资料以及堆芯及其 功率的资料.

详细图纸、部件清单、材料清单等也可供给工作人员 和用户查阅.

3.5营运单位必须定期对更新安全分析报告的必要性进行 审评.

4运行限值和条件 4.1必须建立一套对反应堆安全重要的可被国家核安全部 门接受的运行限值和条件，包括安全限值、安全系统整定值、安全 运行的限制条件和监督要求.

在反应堆整个寿期内，运行人员必 须遵守这些限值和条件.

安全运行的运行限值和条件可以包括行 政管理和组织方面的内容.

4.2安全限值一般必须以某些参数或变量的最大值和（或） 最小值来表示，而在各种运行状态下，这些变量或参数必须保持小 于或大于此限值.

4.3安全系统整定值（紧急停堆整定值）必须包括适当的安 全裕度，特别应考虑系统的瞬态行为、设备响应时间和测量装置的 误差.

如果某一安全限值不能直接测量（如燃料温度），那么必须 规定其它相关变量的安全系统整定值，以防止违反该限值.

4.4安全运行限制条件是从管理上确定的对设备和运行的 限制.

这种限制在反应堆的各种运行状态下都必须遵守.

确定这 种限制条件是为了在正常运行值和所确立的安全系统整定值之间 提供可接受的安全裕度.

它们包括运行参数限值、最少可运行的 设备和最少的人员配备的要求，以及规定需由运行人员采取的行 动.

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76 HAF001/02/02 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附件二 研究堆营运单位报告制度 (1995年6月14日国家核安全局批准发布） 根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细 则之二一一核设施的安全监督》第二十三条的规定，制定本报告制 度.

本报告制度是《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》的附件.

具有与其同等的法律效力，由国家核安 全局负责解释.

本报告制度中“研究堆”是指主要用于产生和利用中子注量率 和电离辐射作研究和其他目的用的核反应堆，包括临界装置.

1定期报告 1.1建造阶段季度报告 1.1.1报告方式和时间 在研究堆的建造阶段，从领到建造许可证件之日起到首次装 料止，营运单位必须以公函形式在每个季度的第一个月最后一天 以前，向所在地区监督站递交前一季度的建造情况总结报告，同时 抄送国家核安全局.

如果该月最后一天是节假日，则顺延到节假日后第一个工作 日递交或投递.

研究堆营运单位报告制度 77 1.1.2报告内容 (1)建造情况总结和计划完成情况； (2)该季度内所发生的事件综述； (3）存在的问题和下一步打算； （4）需要说明的其它问题和参考资料清单.

1.1.3季度报告封面格式见表1.

1.2运行阶段月报告 1.2.1报告方式和时间 在研究堆的运行阶段，即从首次装料开始到退役止，营运单位 必须以公函形式在每月10日以前向所在地区监督站递交上个月 运行情况的总结报告，同时抄送国家核安全局.

如果10日是节假日，则顺延到节假日后第一个工作日递交.

1.2.2报告内容 (1)核设施利用情况（开堆次数，每次持续时间，积分功率和最 大功率)； （2）异常、故障和事故情况，包括紧急停堆和应报告事件的综 述及其统计分析； （3）核设施维修、试验、实验和系统、设备或规程的修改及其可 能对安全产生的影响和与安全分析报告的一致性及其分析； （4）人员培训及主要岗位运行人员的变化情况； (5）试验和检查的结果.

1.2.3月报告封面格式见表2.

1.3年度报告 1.3.1报告方式和时间 营运单位必须以公函形式在每年4月1日以前向所在地区监 督站递交前一年的年度总结报告，同时抄送国家核安全局.

若4月1日是节假日，则顺延到节假日后第一个工作日递交.

1.3.2报告内容 1.3.2.1建造阶段年度报告的内容
78 通用系列 （1)建造情况总结和计划完成情况； (2)该年内所发生的事件综述； （3）存在的问题和下一步打算； （4）需要说明的其它问题和参考资料清单.

1.3.2.2运行阶段年度报告的内容 (1)核设施利用情况（开堆次数、每次持续时间和最大运行功 率，全年的功率水平随时间的变化曲线）； (2）异常、故障和事故情况，包括紧急停堆和应报告事件的综 述和统计分析、概要分析所采取的纠正措施和核设施的安全性能 及经验教训； (3)设施维修、试验、实验、系统、设备或规程的修改及其可能 对安全产生的影响和与安全分析报告的一致性及其分析； （4)固体、液体和气体放射性废物的处理量和排放量； （5）运行、维修、设计、放射性废物管理、保健物理、环境监测、 安全检查等各类人员全年受的放射性剂量情况和集体剂量； （6）人员培训及主要岗位运行人员的变化情况； (7)试验和检查的结果； （8）厂址周围环境监测结果； （9）燃料元件的消耗、库存和损坏情况.

1.3.3年度报告封面格式见表3.

2重要活动通告 在研究堆进行下列活动时，营运单位必须提前7天以有效方 式通告到所在地区监督站或国家核安全局： 2.1营运单位组织的与核安全有关的调查、审查或检查活 动； 2.2营运单位进行的与核安全有关的质保检查；
研究堆营运单位报告制度 79 2.3国家核安全局确定的有关物项的制造、安装、调试、维 修、检查工作中控制点和进度的变更； 2.4涉及核安全的重要会议、论证、试验和纠正措施； 2.5国家核安全局或营运单位认为需要通告的其它重要活 动.

3建造阶段事件报告 3.1报告准则 在研究堆建造期间，从领到建造许可证件之日起到首次装料 止，发现下列事件时，营运单位必须向国家核安全局和所在地区监 督站报告.

3.1.1违反认可的质保大纲的要求.

3.1.2最终设计明显违反安全分析报告中的承诺或建造许 可证条件.

3.1.3构筑物、系统或部件的建造缺陷明显偏离安全分析报 执行其预期的安全功能.

3.1.4现场施工明显偏离安全分析报告或建造许可证条件 中相应规定或影响相应的构筑物、系统或部件执行其预期的安全 功能的重大偏差.

3.1.5导致工期延误的工作失误、自然事件或其他外部事 件.

3.2事件通告 3.2.1口头通告 3.2.1.1营运单位必须在事件发现后24小时内口头通告国 家核安全局和所在地区监督站.

3.2.1.2口头通告可以采用电传、传真、电话或面述等方
80 通用系列 式.

地区监督站应做口头通告记录.

3.2.1.3口头通告的内容包括营运单位名称，核设施名称， 事件发生时间和情况以及报告人.

3.2.2书面通告 3.2.2.1营运单位必须在事件发现后三天内向国家核安全 局和所在地区监督站递交书面通告.

节假日期间顺延到节假日后 第一个工作日递交.

3.2.2.2书面通告按表4填写.

在“报告准则”栏中，如果相 应事件不是根据所列的准则报告的，应在“备注”栏中给予具体说 明.

“摘要（简要说明事件概况）”栏中，应该用简洁明了的语言描 述整个事件的概况.

3.2.2.3事件通告编号 事件通告编号由营运单位代码、核设施代码、年和序号组成.

“营运单位代码”是根据相应的营运单位名称的汉语拼音缩写 成的两位字母.

“核设施代码”可以用数字、字母或字母数字组合，最多不超过 四位.

“年”是指事件发生的日历年，这里取最后两位数字.

“序号”是指每个设施在每个日历年内所发生事件的序号.

3.3事件报告 3.3.1报告方式和时间 营运单位必须以公函形式在事件发现后30天内向国家核安 全局和所在地区监督站递交事件报告.

3.3.1.1如果第30天是节假日，则顺延到节假日后第一个 工作日递交或投递.

3.3.1.2如果到了递交事件报告的日期，对事件的处理还 没有结论或没有处理完毕，必须在原事件报告递交以后提交“补充 报告”，直到相应的事件有了最后处理结论为止.

3.3.2事件报告内容

105 HAF001/02/03 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附件三 核燃料循环设施的报告制度 （1995年6月14日国家核安全局批准发布） 根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细 则之二一核设施的安全监督》第二十二条的规定，制定本报告制 度.

本报告制度是《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》的附件，具有与其同等的法律效力，由国家核安 全局负责解释.

1定期报告 1.1建造阶段季度报告 1.1.1报告的方式和时间 在核燃料循环设施的建造阶段，即从领到建造许可证之日起 至冷调试结束止，营运单位必须以公函形式在每一季度的第一个 月内向所在地区监督站递交前一季度的建造情况总结报告，同时 抄送国家核安全局.

如果该月最后一天是节假日，则顺延到节假日后第一个工作 日递交.

1.1.2报告内容 (1)建造活动的进展情况；
106 通用系列 (2)质保大纲的执行情况； (3）该季度内所发生的事件综述及分析； (4)安全重要构筑物、系统和部件(或设备）的修改或变更； (5)安全重要系统和设备在安装、调试中所存在的安全问题及 纠正措施； （6）下一步的计划安排； (7)国家核安全局或营运单位认为需要报告的其他事项.

1.1.3季度报告封面格式见表1.

1.2运行阶段月报告 1.2.1报告方式和时间 在核燃料循环设施的运行阶段，即从热调试之日起，营运单位 必须以公函形式在每一个月的10日前向所在地区监督站递交上 个月运行情况的总结报告.

同时抄送国家核安全局.

如果10日是节假日，则顺延到节假日后第一个工作日递交.

1.2.2报告内容 (1)本月的生产情况、安全重要构筑物、系统和部件（或设备） 的运行性能及对其进行监督、检查、试验和维修的情况； (2)安全重要构筑物、系统和部件（或设备）的修改或变更以及 对运行规程的修改； (3)核临界安全的控制（包括临界物理参数监控仪表运行情 况、监测结果及与运行限值的比较）； (4)放射性废物的贮存、处理及处置情况及存在的安全问题及 采取的预防措施； (5)运行中发生的事件综述与分析，构筑物、系统和部件（或设 备）存在的或潜在的安全问题及其所采取的措施； (6)核材料变动情况； (7)国家核安全局或营运单位认为需要报告的其他事项.

1.2.3月报告封面格式见表2.

1.3年度报告
核燃料循环设施的报告制度 107 1.3.1报告方式和时间 营运单位必须以公函形式在下一年度的4月1日前向所在地 区监督站递交前一年的年度总结报告.

同时抄送国家核安全局.

如果4月1日是节假日，则顺延到节假日后的第一个工作日 递交或投递.

1.3.2报告内容 1.3.2.1建造阶段年报内容包括： (1)年度计划的完成情况； (2)一年内发生的事件综述、原因分析及其经验教训； (3)构筑物、系统和部件（或设备）存在的安全有关问题及其纠 正措施； （4）下一年度的计划安排； (5)国家核安全局或营运单位认为需要报告的其他事项.

1.3.2.2运行阶段年报内容包括： (1)安全重要构筑物、设备和系统的运行性能及其自检情况； (2)工作人员受到的辐射照射剂量分布和集体剂量； (3）排放至环境的放射性核素的组份、浓度和总量； (4)核材料衡算管理和实物保护情况； (5)放射性废物的贮存、处理和处置情况及存在的安全问题及 采取的预防措施； (6)核临界安全的控制（包括临界物理参数监控仪表运行情 况、监测结果及与运行限值的比较）； (7)一年内发生的事件综述、原因分析及其经验教训； (8)构筑物、系统和设备存在的或潜在的安全问题及解决办 法； (9)国家核安全局或营运单位认为需要报告的其他重要事项.

1.3.3年度报告封面格式见表3.

108 通用系列 2重要活动通告 在核燃料循环设施进行下列活动时，营运单位必需提前7天 以有效方式通告到所在地区监督站或国家核安全局.

2.1营运单位组织的与核安全有关的调查、审查或检查活 动； 2.2营运单位进行的与核安全有关的质保检查； 2.3国家核安全局确定的有关物项的制造、安装、调试、运 行、维修和检查工作中的控制点和进度的变更； 2.4涉及核安全的重要会议、论证、试验和纠正措施； 2.5收发核燃料的时间、类型和数量，核材料盘存计划； 2.6实物保护中技术防范设施的变更，检修活动； 2.7国家核安全局或营运单位认为需要通告的其他重要活 动.

3建造阶段事件报告 3.1报告准则 在核燃料循环设施建造阶段，发现下列事件时，营运单位必须 向国家核安全局和所在地区监督站报告.

3.1.1违反认可的质量保证大纲的要求； 3.1.2最终设计明显违反被认可的安全分析报告中的承诺 或建造许可证条件； 3.1.3不符合法规、标准、技术条件或其他设计要求的建造 活动或物项； 3.1.4建造中可能导致构筑物、系统和部件（或设备）不能
核燃料循环设施的报告制度 109 满足预期使用要求和安全功能的重大偏差、缺陷、故障或损坏，或 者需要重新评价验证的活动； 3.1.5国家核安全局或营运单位认为需要报告的其他重要 事件.

3.2事件通告 3.2.1通告方式和时间 营运单位必须在事件发生后三天内向国家核安全局和所在地 区监督站发出书面通告.

节假日期间顺延到节假日后第一个工作日发出.

3.2.2通告内容 事件通告的内容按表4填写.

3.3事件报告 3.3.1报告方式和时间 营运单位必须以公函形式在事件发生后30天内向国家核安 全局和所在地区监督站递交事件报告.

如果第30天是节假日，则顺延到节假日后第一个工作日递 交.

3.3.2报告内容 事件报告的格式和内容按表5填写.

下面给出表中各项的填 写说明.

(1)核设施名称； (2）报告编号由核设施代码、年和序号组成，其中“年”是指事 件发生的日历年，这里取最后两位数字，“序号”是指核设施发生的 事件的序号； (3)填写事件通告编号的目的是为了建立某一事件的事件报 告与事件通告的对应关系； （4）事件名称应能反映事件的主要特征及出现异常的设备或 系统； （5）事件发生时间和结束时间：有些事件，如设计和施工中的

44 HAF001/02/01 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附件一 核电厂营运单位报告制度 (1995年6月14日国家核安全局批准发布） 根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细 则之二一核设施的安全监督》第二十三条的规定，制定本报告制 度.

本报告制度是《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》的附件，具有与其同等的法律效力，由国家核安 全局负责解释.

1定期报告 1.1建造阶段季度报告 1.1.1报告方式和时间 在核电厂的建造阶段，从核岛基础混凝土开始浇注之日起，到 首次装料开始之日止，营运单位必须以公函形式在每个季度的第 一个月最后一天以前，向所在地区监督站递交前一季度的建造情 况总结报告，同时抄送国家核安全局.

如果最后一天是节假日，则顺延到节假日后第一个工作日递 交.

1.1.2报告内容 （1）建造情况总结和下季度计划安排；
核电厂营运单位报告制度 45 （2）本季度所发生事件的综述； (3)存在的问题和纠正措施； （4）需要说明的其他问题和参考资料清单.

1.1.3季度报告封面格式见表1.

1.2运行阶段月报告 1.2.1报告方式和时间 从反应堆首次装料开始，营运单位必须以公函形式在每月10 日以前向所在地区监督站递交上个月运行情况的总结报告，同时 抄送国家核安全局.

如果10日是节假日，则顺延到节假日后第一个工作日递交.

1.2.2报告内容 1.2.2.1核电机组运行数据 (1)核电厂名称和核电机组编号 (2)报告的月份 （3）反应堆临界运行时间（小时） 在报告的月份内，反应堆临界运行的总小时数.

（4）反应堆产生的总热能（兆瓦小时） 它等于反应堆堆芯产生的总热量，以兆瓦小时表示.

（5）发出的总电能（兆瓦小时） 在报告的月份内，在汽轮发电机组的输出端测得的电力输出 量总和，用兆瓦小时表示.

(6）核电机组容量因子一相对于设计的额定电功率 核电机组的净输出电能除以设计的额定电功率与报告月份内 的总小时数之积所得的商，用百分数表示，精确到千分之一.

1.2.2.2核电机组月运行图 （1）核电厂名称和核电机组编号； (2)报告的月份； （3）功率变化曲线（包括热功率和电功率的每日变化）； （4）功率曲线的每个拐点（功率转换点）说明：
46 通用系列 a.停机或降功率的日期和持续时间； b.停机或降功率类型（计划内或外）； c.停机或降功率原因； d.停机或降功率方法； e.纠正措施； f.要说明的其他问题.

1.2.2.3安全相关设备状况 (1)安全相关设备不可用情况； (2）安全重要设备的维修； (3)定期试验或校验； （4)要说明的其他问题和参考资料清单.

1.2.2.4重要修改活动 当月所进行的与安全有关的重要修改活动概述.

1.2.2.5安全屏障的完整性 （1）燃料元件包壳的完整性（包括破损事故、测试情况和纠正 措施综述)； (2)反应堆冷却剂回路的完整性（包括破损事故、测试情况和 纠正措施综述）； (3)安全壳的完整性（包括破损事故、测试情况和纠正措施综 述).

1.2.2.6放射性废物排放情况 （1)液体和气体放射性废物的排放方式、总活度和所排放的各 种核素数量； (2)固体放射性废物处理及处置情况.

1.2.2.7辐射防护 （1）工作人员的辐射防护情况； (2）工作人员的剂量情况； （3）辐射防护相关的重要活动和其他事项； （4）辐射防护系统的运行和管理情况、存在问题及改进措施.

核电厂营运单位报告制度 47 1.2.2.8运行事件与经验 当月所发生的运行事件情况，进行的经验活动情况，包括 对事件及其纠正措施的跟踪活动、对重大事件的分析评价会议，以 及对重要设备或系统故障进行的综合治理措施等.

1.2.2.9需要报告的其他事项或活动.

1.2.3月报告封面格式见表2.

1.3年度报告 1.3.1报告的方式和时间 营运单位必须在每年4月1日以前以公函形式向所在地区监 督站递交前一年的核电厂年度总结报告，同时抄送国家核安全局.

多台核电机组的核电厂，可以将若干台机组的有关信息综合成一 份年度报告.

如果4月1日是节假日，则顺延到节假日后第一个工作日递 交.

1.3.2报告内容 1.3.2.1建造阶段的年度报告的内容 （1）建造情况总结和计划完成情况； (2）该年内所发生的事件综述； (3)存在的问题和纠正措施综述； （4）需要说明的其他问题和参考资料清单.

1.3.2.2运行阶段的年度报告的内容 (1)核电机组运行情况综合概述，包括：a.核电机组安全性 能，如系统、部件、运行人员概况和存在的问题，运行事件的趋势， 技术规格书和各种规程的贯彻实施情况；b.核电机组的运行情 况，如核电机组的可利用率、一回路水的放射性水平、人员防护、废 物排放管理、厂内外环境和最终热阱等概况；c.核电机组的维修 情况，包括日常维修、出现故障以后所进行的维修或零部件更换， 停堆换料期间所进行的设备维护或更改以及对核电机组的可维修 性分析；d.运行管理情况综述，包括重要岗位上的人事调整和机
48 通用系列 构变动、人员培训、质量保证等；e.运行瞬态统计分析.

(2）非计划停堆和降功率情况综述，内容包括：a.直接导致非 计划停堆或降功率运行和所涉及的主要部件；b.与非计划停堆或 降功率运行有关的应报告的运行事件简要概述以及相应的运行事 件的事件报告编号；c.采取的纠正措施；d.非计划停堆和降功率 运行所造成的经济损失；e.在非计划停堆和降功率运行期间所进 行的与安全有关的故障检修工作；f.与非计划停堆有关的放射性 泄漏和人员接受的辐照剂量超过年允许值10%的具体说明.

(3)运行事件综合概述与经验，包括年度内所发生的运行 事件的发生时间，后果、原因、纠正措施等一览表及对它们的综合 分析，以及相应经验活动总结.

（4）辐射防护与应急准备情况综述.

(5)照射过的核燃料元件的检验结果和核燃料元件的损坏情 况.

(6)人员培训情况.

（7)其他应报告的事项和活动综述.

1.3.3年度报告封面格式见表3.

2重要活动通告 在核电厂进行下列活动时，营运单位必须提前7天以有效方 式通告到所在地区监督站或国家核安全局.

2.1营运单位组织的与核安全有关的调查、审查或检查活 动； 2.2营运单位进行的与核安全有关的质保检查； 2.3国家核安全局确定的有关物项的制造、安装、调试、维 修、检查工作中控制点和进度的变更； 2.4涉及核安全的重要会议、论证、试验和纠正措施；

24 HAF001/01/01 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附件一 核电厂操纵人员执照颁发和管理程序 （1993年12月31日国家核安全局发布） 1.考核标准的制定和核准 1.1考核标准的制定 核电厂操纵人员执照申请者必须通过核电厂主管部门的取照 考核，核电厂主管部门应在取照考核前制定考核标准.

考核标准 中必须包括（但不限于）以下内容： (1)参加考核的人员必须具备的资格； (2)取照考评委员会的组成原则； (3)考题范围、深度和选题方法； (4)考核的评定标准.

1.2考核标准的核准 核电厂主管部门制定了考核标准后，必须提交国家核安全局 核准.

国家核安全局收到考核标准后，应组织审核，并在从收到考 核标准之日起30天内，将审核结果书面通知核电厂主管部门.

考核标准一经核准就必须遵照执行.

考核标准是国家核安全 局对取照考核监督检查的依据之一.

考核标准的修定版也必须报国家核安全局核准.

核电厂操织人员执照颁发和管理程序 25 2.取照考核的准备 2.1核电厂主管部门应尽早组建取照考评组织，确定考核方 式，编制考核程序，并在考核实施前提交国家核安全局备案.

2.2核电厂主管部门应在开考15天前将应试人员名单、考 核日程和考核地点书面通知到国家核安全局.

3.取照考核的监督检查 3.个国家核安全局的监督检查人员应在开考之日两天前到 达考核现场对参加考核的人员、考核的各项规章制度、考核的组织 准备和考场等进行检查.

3.2国家核安全局的监督检查人员应对考核过程和考核结 果评定过程进行现场监督检查，并写出监督检查报告.

3.3核电厂主管部门应向国家核安全局检查人员提供有关 考核的资料，包括考题和标准答案等.

4.取照人员的资格审核和执照颁发 4.1取照考核后，在计划持照上岗30天前，核电厂主管部门 应将通过考核的人员申请书一式三份提交到国家核安全局，申请 书格式见附表1一1.

申请书的填写内容必须完整、真实可靠、有 案可查，签名盖章必须完备.

除在三份申请书上各贴一张照片外， 还需另附照片一张供执照用(大一寸).

4.2国家核安全局收到申请书后，应对申请者的持照资格进 行审核.

在审核过程中，根据需要，国家核安全局可要求核电厂营 运单位和主管部门提交必要的支持性材料.

国家核安全局在收到申请书后15天内，应向核电厂营运单位
26 通用系列 和主管部门各返回一份签署了审核意见的申请书，并向被核准者 颁发执照.

4.3如果申请者的持照资格未被核准，应进行补充培训，并 在被否决之日起半年后可重新申请考试，其考核、核准和颁发程序 与首次取照相同.

5.执照管理 5.1执照有效期 执照的有效期为两年，欲延长其有效期者，必须办理换发新执 照的手续.

5.2执照的失效、暂停和吊销 执照持有者离开本职工作岗位超过6个月时，原有执照自行 失效.

如发现执照持有者有下列行为或事实之一，国家核安全局可 暂时收回或吊销其执照.

（1）申请书中所填内容与事实不符； (2)提交虚假的证明材料； (3）违反技术规格书和操作规程； （4）由于操作不当而导致事故； (5)在实际工作中其基础知识或操作能力不满足规定要求； (6）未满足规定的再培训要求； (7)严重的读职行为.

当执照持有者患了职业禁忌症时，营运单位应立即暂停其持 照工作，从疾病发现之日15天内书面报告国家核安全局，并提出 处理意见.

国家核安全局将根据具体情况暂时收回或吊销其执 照.

核电厂操纵人员执照颁发和管理程序 27 6.换发新执照和重新申请执照 6.1换发新执照 在操纵人员执照到期30天前，核电厂主管部门应将换发新执 照的申请书一式三份交到国家核安全局，申请书格式见附表1-2.

除在三份申请书上各贴一张照片外，还需另附照片一张供执照用 (大一寸).

申请书的填写内容必须真实可靠，签名盖章必须完备.

国家核安全局收到换发新执照的申请书后，应对申请者的持照资 格进行审核，并在15天内，向核电厂营运单位和主管部门各返回一份 签署了审核意见的换照申请书，同时向被核准者颁发新执照.

6.2重新申请执照 执照持有者的执照失效后，如需继续从事原岗位工作，必须重 新申请执照.

重新申请执照的考核、核准和颁发程序与首次取照 相同.

附表11 《中华人民共和国核电厂 操纵人员执照申请书》格式 核电厂名称： 照 营运单位： 片 主管部门： 核电厂所在地： 执照种类：
28 通用系列 申请者情况： 姓名 性别 出生年月 文化程度 所学专业 起迄年月 学校和专业 证明人 工作简历 起迄年月 工作单位及岗位 证明人 核电厂、火电厂、反应堆运行经历 起迄年月 工作单位 岗位 证明人

34 HAF001/02 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 （1995年6月14日国家核安全局发布1995年修改） 第一章总则 第一条根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条 例》（以下简称《条例》）第二十五条的规定，制定本实施细则.

第二条核安全监督的目的是通过检查核安全管理要求和许 可证件规定条件的履行情况，督促纠正不符合核安全管理要求和 许可证件规定条件的事项，必要时可采取强制性措施，以保障核设 施的安全.

第三条、本实施细则适用于对核设施在选址、设计、建造、调 试、运行和退役各阶段与核安全有关的全部物项和活动（以下简称 核设施物项与活动)的核安全监督.

第四条核安全监督的依据是： （一）国家核安全法规： (1)《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》及其实 施细则； (2)《中华人民共和国核材料管制条例》及其实施细则； (3）《核电厂核事故应急管理条例》； (4)《核电厂厂址选择安全规定》； (5《核电厂设计安全规定》；
核设施的安全监督 35 （6）《核电厂运行安全规定》； （7)《核电厂质量保证安全规定》； (8)《核电厂放射性废物管理安全规定》； (9)《民用核承压设备安全监督管理规定》及其实施细则； （10）研究堆设计安全规定》； (11）《研究堆运行安全规定》； (12）民用核燃料循环设施安全规定》； (13）国家核安全局发布的其他核安全法规.

（二）国家的与原子能、辐射防护、环境保护、公安、卫生和交通 等有关的其他法律与法规.

（三）核设施环境影响报告批准书.

（四）核设施许可证件规定条件.

（五）国家核安全局审查认可或批准的文件： (1）核设施安全分析报告及其安全评价报告； (2)核设施质量保证大纲； (3)核设施调试大纲； (4)核事故应急计划； (5）其他认可或批准的文件.

（六）国家核安全部门发布的其他有关指令和文件.

第五条国家核安全部门的监督并不减轻核设施营运单位及 有关单位对核设施所承担的核安全责任.

第二章核安全监督职责 第六条核安全监督由国家核安全局及其地区监督站组织实 施.

第七条国家核安全局在核安全监督工作中负领导责任，其 具体职责为：
36 通用系列 （一）负责培训、考核核安全监督员，并授予核安全监督员证 （核安全监督员应具备的条件见附录A）； （二）组织编制全国核设施的年度检查计划，批准地区监督站 辖区内核设施的年度检查计划； （三）组织编制核设施监督项目表、监督检查大纲、检查程序等 监督文件； （四）负责组织由局实施的例行核安全检查和非例行核安全检 查； （五）负责组织对重大不符合项和核安全相关事件等进行评 价，并对核设施的安全状况进行综合评价； （六）监督操纵人员资格的考核工作； (七）负责建立核设施运行状态数据库、事件库，并进行经验反 馈的分析研究； （八）采取或授权采取执法行动.

第八条地区监督站作为国家核安全局的派出机构，负责派 驻区核设施的核安全监督.

其具体职责为： （一）编制和实施辖区内核设施的年度检查计划； (二）负责向核设施现场派遣并管理核安全检查组和核安全监 督员； (三）负责日常核安全检查，组织由站实施的或参加由局实施 的例行核安全检查和非例行核安全检查； （四）检查与督促营运单位执行报告制度； （五）参与检查操纵人员资格的考核工作； （六）评价或参与评价不符合项、核安全相关事件及核设施的 安全状况； （七）处理违反核安全管理要求和许可证件规定条件的事项， 对重大事项，及时向国家核安全局报告，并提出采取执法行动的建 议，在国家核安全局授权时采取执法行动.

第九条现场核安全监督员是核安全监督的执行人员，其具
核设施的安全监督 37 体职责为： （一）向核设施营运单位及有关单位和人员宣传国家核安全政 策和法规，并监督其执行法规和贯彻核安全文化的情况； （二）参加日常、例行和非例行核安全检查工作； （三）监督已批准的不符合项处理程序的实施，并向地区监督 站提出评价意见的建议； （四）检查与核实核设施营运单位及有关单位遵守核安全管理 要求和许可证件规定条件的情况，及时报地区监督站； （五）有权要求营运单位停止明显违反核安全管理要求和许可 证件规定条件的行为以及紧急危及核安全的活动，并必须立即报 地区监督站和国家核安全局追认核准.

第十条执行专项任务的核安全检查组、核安全监督员及受 国家核安全局或地区监督站委托的人员（以下简称受委托人员）应 在依法授权的范围内进行工作.

第十一条核安全监督员和受委托人员必须遵守营运单位及 有关单位的保卫、保密和辐射防护等方面的规定，并保证未经营运 单位和/或有关单位同意，不得将保密资料泄漏给任何第三方.

第三章核安全检查 第十二条核安全检查连续贯彻于核设施选址、设计、建造、 调试、运行和退役的全过程和重要活动.

第十三条核安全检查的目的是核实和监视营运单位及有关 单位的核设施物项和活动是否满足核安全管理要求和许可证件规 定的条件，督促营运单位及有关单位及时纠正缺陷和异常状态，以 确保核设施选址、设计、建造、调试、运行和退役符合批准的文件和 有关要求.

第十四条核安全检查的范围主要是许可证件规定条件中所
38 通用系列 规定的范围，以及在审批许可证过程中确定需要检查的范围.

第十五条核安全检查可以分为日常的、例行的和非例行（特 殊）的检查.

非例行的检查可以是事先通知或事先不通知的.

事 先通知的检查一般在检查前一个月通知营运单位和/或有关单位， 以便做好准备和安排.

第十六条核安全检查由核安全检查组、核安全监督员或受 委托人员进行.

核安全检查的主要方法为： （一）文件检查：对执行程序、试验程序、质量保证记录、试验结 果和数据、运行维修记录以及缺陷和异常事件记录等作检查； （二）现场观察：在现场直接观察核设施物项或活动是否按有 关规定和文件实施； （三）座谈和采访：召开营运单位及有关单位的领导、质保和质 检人员以及有关人员参加的座谈会，或向他们专门采访，以了解情 （四）测量或试验：必要时，可进行测量或试验，例如，尺寸测 量、照像、录像及在营运单位协同下进行取样、放射性检测和无损 探伤等.

但这种测量、取样或试验并不代替营运单位和/或有关单 位应做的测量和试验，也不减轻营运单位和/或有关单位的责任.

第十七条日常核安全检查是由现场核安全监督员所作的检 查.

现场核安全监督员应对影响核安全的重要活动、物项和记录 进行检查，并做好检查记录.

第十八条例行核安全检查是核安全检查组或核安全监督员 根据国家核安全局制定的检查大纲，对营运单位在核设施选址、设 计、建造、调试、运行、退役各阶段的安全重要活动所进行的有计划 的核安全检查.

例行核安全检查的程序如下： (一）准备工作：国家核安全局（或地区监督站）在检查开始前 一个月将检查的目的、要求和日期通知营运单位及有关单位.

营 运单位应在检查开始前十五天意见，并做好接受检查的准备.

（二）检查前会议：在检查开始时召开会议，宣布检查的具体目

Artificial intelligence (ai) 人工智能展厅方案设计 【产品发布】【科技新品】【智能科技】【科技发展】
01 人工智能发展与未来 02 设计理念分析 CONTENTS 03 展厅流线与功能分区 目录 04 展厅区域意向分析
01 人工智能发展与未来 DevelopmentandFutureofArtificial Intelligence
人工智能发展历史 1956 年达特茅斯会议 AI诞生 1980 1993年 年ON专家系统投 弗诺.芬奇技术奇 入使用，创造商业 价值 点理论 ABC融合期 诞生时期 寒冬期 寒冬期 黄金时代 稳健发展期 繁荣期 2012 1973 恩达无监督学习 1987 取得突 年特希尔报告 破，ImageNET 1950年 引发投资锐减 年P机器市场崩 大赛深度学习取得 图灵测试被提出 突破
人工智能涉及领域 机器学习 自然语言处理 机学习（muchnelaing）是一门多团交叉学科，涉 、学、.、等多门. 自然语言处理，是指用计算机对自然语言 院计算礼要达买起人类学与们为，以原最当团知成 的形、音、义等信息进行处理，即对字、 词、句、简章的输入、输出、识别、分析、 理解、生成等的操作和加工.

实现人机间 的信息交流，是人工智能，计算机科学和 语言学所共同关注的重要问题.

计算机视觉 语音识别 让（cmpvisn1是分，证化 电据目优人原生机有人美他须原其有也的制，分美， 语音识别是让机器识别和理解说话人语 音信号内容的新兴学科，目的是将语音 信号转变为文本字符或者命令的智能技 术，利用计算机理解讲话人的语义内容 使其听懂人类的语音，从而判断说话人 的意图，是有效的人机交流方式 知识工程 计算机图形学 在大数据时代，知识工程是从大数据中 自动或半自动获取知识，建立基于知识 计算机图形学是一门研究通过计算机将 的系统，以提供互联网智能知识服务.

数据转换成图形，并在专门显示设备上 大数据对智能服务的需求，已经从单纯 显示的原理方法和技术的学料.

它是建 的搜集获取信息，转变为自动化的知识 立在传统的图形学理论、应用数学及计 服务， 算机科学基础上的一门边缘学科.

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