核安全法规

核安全法规 核安全法规基本概念 中国核安全政策 各国的核安全法规体系 中国核安全管理体系 中国的核安全法规体系 典型核电法规和导则介绍

1 核安全法规基本概念 核安全立法的目的 核安全法规的基本原则 参考文件： Handbook on Nuclear Law, IAEA, July, 2003

核安全法规的基本目的 OBJECTIVE OF NUCLEAR LAW To provide a legal framework for conducting activities related to nuclear energy and ionizing radiation in a manner which adequately protects individuals, property and the environment. （IAEA） 为与核能和电离辐射相关的活动提供合法的范围，使其能充分保障个人、财产和环境的安全。 IAEA提醒各国政府重要的是负责的政府必须认真地同时评价他们目前的核能活动以及他们未来的核能发展规划，从而合理地制定出最终可接受的法律。

核安全法规的基本原则 （1） 安全原则 （2） 社会安全原则 （3） 责任原则 （4） 许可原则 （5） 继续控制原则 （6） 赔偿原则 （1）      安全原则 （2）      社会安全原则 （3）      责任原则 （4）      许可原则 （5）      继续控制原则 （6）      赔偿原则 （7）      可持续发展原则 （8）     透明原则 (9) 国际合作原则

安全原则，safety principle 安全是核能利用和电离辐射应用的基本要求 安全子原则 Prevention principle 预防原则 protection principle 保护原则 precautionary principle 警戒原则 风险和利益的合理平衡 可能造成严重放射性后果的行为 有明确而严苛的技术安全方法 有苛刻的法律制度 很小或者不会造成放射性的行为 基本的技术安全方法 有限的法律控制

社会安全原则 security principle 核的非和平使用 许多现在的先进技术来源于一些国家的军事应用技术 某些核材料和核技术一旦应用于非和平的用途中，会给人的健康和安全带来风险，也会对社会安全带来风险 遗失或者丢弃放射性源，使人们在未知威胁的情况下造成健康上的伤害 如果放射源被恐怖份子或者犯罪集团获得，就有可能制造能够散布放射性物质的仪器，用于犯罪活动 某些放射性物质的散失，会被某些非国家或者国家组织用于制造核武器 需要一些特殊的法律手段 保护和限制那些可能造成社会安全问题的核材料的类型和数量 保证可以防止那些原本用于合法目的的材料和技术被事故地或故意地散失

许可原则, Permission principle 大多数国家的法律系统，对于没有被法律限制的行为，就承担行为的个人而言，是自由的，不受官方干涉的。 当某种行为可能会对人们或环境造成明显伤害时，法律必须要求在承担者进行该行为之前得到预先的许可。 核安全法规通常要求，在进行包括与裂变材料和放射性同位素相关的活动前，需要事先得到许可。 许多词可以用于这些许可。例如“授权”、“执照”、“许可”、“证书”或者“批准”。 必须知道哪些行为和组织是可以获得这种许可的，哪些是不可以的。

责任原则, Responsibility principle 核能相关组织 研发组织 核材料处理商 核仪器或者电离辐射源制造商 医学界 建筑工程公司 建设公司 核设施运行公司 财政单位 规章监管单位 核电运行者或执照拥有者 “谁是保障安全的基本责任者？”

继续控制原则 Continuous control principle 在某种行为的授权已经被批准后，安全管理当局仍有继续监视和控制的权力 保证被授权单位在安全合法地执行行为的内容，并且同被授权的内容一致 国家的核安全法律必须提供核监督员自由进入所有使用和储存核材料地方的权力

赔偿原则 Compensation principle 由于各种技术因素，核能的使用可能导致主要对人、财产和环境造成伤害的风险。 当预防措施不能完全消除这种伤害的威胁时，核安全法律必须能要求国家采取手段对核事故提供适当的赔偿。

依从原则 Compliance pribciple 核能的放射性包容若破坏则具有穿透国界的特殊风险。 许多核能协议是在国家间和全球的基础上建立的双边和多边国际法律。 一旦接受了国际法，国内法律必须服从国际法。 国际惯例要求，在某个国家的领土内的行为必须保证不对其它国家造成破坏，也即，必须有控制的办法。 对许多国家而言，必须制定额外的法律来满足国际法的要求。

可持续发展原则，Sustainable development principle 大量的环境法律规定，这一代人类的各种行为必须不会对未来的人类造成不合适的负担。经济和社会的发展只有在世界环境得到保护的前提下才能“可持续”。 这个原则对于核能利用有特殊的意义，因为某些裂变材料和电离辐射源能够在很长的时间内造成对健康、安全和环境的影响。但是这些放射性材料的长寿命特性使得目前人类很难确定用何种手段来保证在非常遥远和不可预期的未来保证人类的安全。 可行的办法是当前的人类必须采用任何可能的手段来保证长期的安全，同时还必须留给未来人类还可以进行进一步研究的空间。

独立原则，Independence principle 核安全法律必须强调建立国家的核安全管理当局，它的决定不受核能发展和促进部门的支配。 管理当局除了承担涉及核技术的重大风险责任外，必须具有独立性和对安全问题的专家判断权。

透明原则，Compliance principle 核能的早期发展在第二次世界大战期间，主要用于军事目的。在随后的很长一段时期内，涉及核材料和核技术的情报是非常敏感的，并认为是对政府的忠诚。 随着核能和平利用的发展，公众对技术的了解和需要公众、医学界、立法机构、和其它相关的单位提供涉及利用核能技术造成的风险和利益的充分情报。 透明原则要求所有涉及核能使用和管理的单位必须能够提高可靠的信息，特别是涉及到对健康、安全和环境具有影响的事故和异常情况时。

国际合作原则，Compliance principle 要求核技术用户和核管理当局同其他国家和相关的国际组织维持一个紧密的联系。 核能的国际性基于以下几个因素。 首先，在安全与环境领域，核穿越国界的能力要求政府协调政策和发展合作计划，以减少对本国国民、地球上的人类，以就是这个星球造成损害的风险。此外，在一个国家中对核安全的改进经验对其他国家也会影响其他国家的相应改进。对于核安全的改进传播得越快越好，越广越好。 其次，核材料的使用包含了安全上的风险，这是无国界的。只有通过建立在高层次上的国际的合作才能对付恐怖组织的威胁、核材料的非法交易威胁以及核武器的扩散。 其三，已经颁发了大量的国际法规定了国家在核安全领域的义务，不仅国家政府必须忠诚地服从，而且也可防止立法者在确定国家法律时能够不偏离国际法。 其四，随着核工业国际合作的增加，核材料和设备在国家间经常要移动，对此有效的控制取决于国家和民间企业间的相类似的和联合的方法。 基于所有这些原因，国家核能立法应该提供合适的措施，鼓励国家企业和民间企业参加相关核领域的国际活动。

2 中国核安全政策 总政策 核安全管理政策 核安全技术政策

总政策 安全第一，质量第一

核安全管理政策 完整的核安全法规和导则作为核安全管理的法律依据。 独立于核能发展部门的国家核安全局作为核安全审管机构。 对核安全负全面和最终责任的核电厂营运单位作为核安全责任单位。 严格的许可证制度作为核安全管理的基本制度。 科学的、独立的核安全审评和监督检查作为核安全管理手段。 核安全文化作为所有从事核活动的人员及机构的行动指南。

核安全技术政策 纵深防御战略原则是最主要的和核心的核安全技术原则。 国家核安全局完全赞同国际核安全咨询组提出的核安全基本原则，它与我国的法规和实践是一致的。 特别强调防止严重事故。 概率安全分析方法应该在核电厂设计中得到应用。 采用计算机的控制和保护系统。 重视经验反馈工作。

3 各国的核安全法规体系 中国核安全法规体系 美国核能法规 德国核安全法规体系 日本核安全法规体系 IAEA的最新安全标准 中国核安全法规体系的水平

中国核安全法规体系 原子能法 行政法规（行业标准） 部门规章 安全导则 技术文件 Atomic Energy Law Administrative Laws Division Rules Technical Documents Safety Guidelines 原子能法 行政法规（行业标准） 部门规章 安全导则 技术文件

IAEA的安全标准 IAEA制定了新的核电厂安全标准和安全导则

IAEA设计安全标准 新版本（2001年颁布） 5个层次 必须考虑严重事故 PSA技术在设计中的应用 旧版本 3个层次 应当、尽可能考虑严重事故 原为3个层次

中国核安全法规体系的水平 参考IAEA所发布的一系列标准，建立一套比较完整的法规，在核安全标准上同国际接轨。 我国也必须修订法规，以保持同国际接轨 2002年国家核安全局颁布了“新建核电站设计中几个重要安全问题的技术政策” 2004升版核电厂<核电厂设计安全规定>和<核电厂运行安全规定>2个法规 目前以发布技术政策的形式表达原则立场，今后逐步体现到法规中

核安全政策声明 －－新建核电站设计中几个重要安全问题的技术政策 2002年5月国家核安全局颁布 5个纵深防御的概念 设计中必须考虑严重事故的预防和缓解措施 设计中强调PSA技术的使用 强调加强设计管理，特别是设计验证 强调数字化控制保护系统的应用和良好的人机接口 重要安全问题： 安全目标 纵深防御 严重事故 概论安全分析方法的应用 设计管理 近验证的工程实践 人机接口 采用计算机的控制和保护系统

安全目标: Safety Goal 技术安全目标 总目标 辐射防护目标 概论安全目标(检验标准) ALARA 采取一切合理可行的措施预防核电厂的事故，并在一旦发生事故时减轻其后果； 保证在核电厂设计中所考虑的所有可能的事故，包括概率很低的事故的放射性后果很小并在规定限值之内； 保证放射性后果严重的事故发生的可能性极低。 概论安全目标(检验标准) 每堆年发生严重堆芯损伤事件的频率低于10-5 每堆年需要场外早期响应的大量放射性释放事件的频率低于10-6 总目标 通过在核电厂建立并保持对付市委还的有效防御，保护厂区人员、公众和环境。 辐射防护目标 保证厂区人员和公众在核电厂各种运行状态下所受到的辐射照射和核电厂放射性物质的计划排放所导致的辐射照射低于规定限值并保持合理可行尽量低； 保证减轻所有事故的放射性后果。 总目标是由二个具体安全目标所支持 ALARA 指导性指标

纵深防御 应用于核电厂的全部活动 纵深防御层次 缓解：应付已超出设计基准的严重事故，并保证放射性后果保持在合理可行尽量低的水平 预防：防止偏离正常运行工况与防止发生系统故障 按照适当的质量水平和工程实践 争取并保守的设计、建造和运行核电厂 监测：及时监测到和纠正偏离运行工况。以防止预计运行事件升级为事故工况 设置专用的系统 制定运行规程 保护：制止预期运行事故和始发事件升级发展成严重事故，控制其后果。 固有安全特性 故障安全设计 附加的设备和规程 缓解：应付已超出设计基准的严重事故，并保证放射性后果保持在合理可行尽量低的水平 保证包容功能 通过附加的措施和规程防止事故发展， 通过减轻所选定的严重事故后果，加上事故处置规程可以完成该目标 应急：减轻事故工况下可能的放射性物质释放后果。 适当装备的应急控制中心 场区内和场区外应急响应计划

纵深防御 纵深防御层次 目的 保障核电厂的基本安全功能 预防：防止偏离正常运行工况与防止发生系统故障 反应性控制 保护：及时监测到和纠正偏离运行工况。以防止预计运行事件升级为事故工况 目的 保障核电厂的基本安全功能 反应性控制 余热排出 放射性包容

达到安全目标需进行的工作 目的 进行完整的安全分析 评价辐射剂量及可能产生的后果 所有正常运行工况 预计运行事件下的核电厂状态 确定工程设计对假设始发事件和事故的抵御能力 验证安全系统和安全相关系统的有效性 制定应急响应的各项要求 进行完整的安全分析 所有正常运行工况 预计运行事件下的核电厂状态 设计基准事故 可能导致严重事故的事故序列 用于评价辐射剂量及可能产生的后果，确定工程设计对假设始发事件和事故的抵御能力，验证安全系统和安全相关系统的有效性，制定应急响应的各项要求

我国核安全监管技术的发展 “七五” （1980’s）国家科技攻关项目：核安全技术 “八五”、 “九五” 核安全法规体系的研究和制定 核电站安全分析与审评技术 核事故应急对策技术 核电站安全监督技术 “八五”、 “九五” 核电厂严重事故 运行经验反馈

3.4 中国核安全监督管理体系 中国核设施核安全管理层次 核安全监管机构 核安全管理的主要方式

中国核设施核安全管理层次 根据“中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例”（HAF001）的规定，中国大陆核设施的的核安全管理分为三个层次 国家核安全局 核设施主管部门 核设施营运单位

国家核安全局 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，主要职责是 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。 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。 负责实施核安全监督。 负责核安全事故的调查、处理。 协同有关部门指导和监督核设施应急计划的制定和实施。 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。 会同有关部门调解和裁决核安全的纠纷。

核设施主管部门 （核行业主管部门 ） 核行业主管部门负责核电厂的安全管理，接受国家核安全局的核安全监督。 核设施主管部门是核设施营运单位的上级行政管理部门，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，主要职责为： 负责所属核设施的安全管理，保证给予所属核设施营运单位必要的支持，并对其进行督促检查。 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。 组织所属核设施的场内应急计划的制订和实施，参与场外应急计划的制订和实施。 负责对所属核设施中各类人员的技术培训和考核。 组织核能发展方面的核安全科学研究工作。

中国国家原子能机构 中国国家原子能机构是中国核行业的主管部门 负责中国和平利用原子能事业的发展、有关法规的制定、核材料管制 代表中国政府参加国际原子能机构及其活动

中国国家原子能机构的职责 研究和拟定中国和平利用原子能事业的政策和法规，负责重大项目的建设、管理和监督 负责研究制定中国和平利用原子能事业的发展规划、计划和行业标准 负责中国和平利用核能重大科研项目的组织论证、立项审批，负责监督、协调重大核能科研项目的执行 实施核材料管制，实施核出口审查和管理 负责核领域政府间及国际组织间的交流与合作，代表中国政府参加国际原子能机构及其活动，承办核进出口许可审查及政府保证 牵头组织国家核事故协调委员会，负责研究制定国家核事故应急计划并组织实施 负责核材料管制的实体保卫和核电厂消防工作的管理。

中国国家原子能机构的组织机构 中国国家原子能机构内设 行政司 系统工程司 国际合作司 综合计划司 科技质量司 国家核事故应急办公室 材料管制办公室 同位素管理办公室 核电办公室

核设施营运单位 核设施营运单位是核设施的所有者，直接负责所营运核设施的安全，其主要职责 遵守国家的有关法律、行政法规和技术标准，保证核设施的安全。 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。 对所营运的核设施的安全、核材料的安全、工作人员和公众以及环境的安全承担全面责任，并为履行该责任提供足够的资源

核安全监管机构 国家核安全局、国家环境保护总局、卫生部对核电厂的核安全、环境保护、职业工作人员和公众的剂量、卫生和健康状况实施监督管理。 国家核安全局代表国家对全国核电厂行使核安全监督职能，行政上隶属于国家环境保护总局。 国家环境保护总局对全国环境保护工作实施统一监督管理。各省市均设有环境保护部门。 卫生部对全国卫生工作实施统一的监督管理，各省市均设有卫生监督部门。

国家环境保护总局 国家环境保护总局对全国环境保护工作实施统一监督管理。主要职责是 负责核电厂环境管理法规、标准的制定和监督实施 负责核电厂环境影响报告书的审批 负责放射性环境监测 负责放射性废物的监督管理 参与应急响应

卫生部对全国卫生工作实施统一的监督管理。主要职责是 负责与核设施工作人员和公众健康有关的卫生法规和标准的制定 负责放射工作人员和公众的受照剂量监督 负责核污染对人体健康评价的审批 负责放射损伤的防治

核安全管理的主要方式 建造核电站必要的与安全相关的审查过程 核安全管理的主要方式 许可证制度 许可证申请和审批程序 核安全审评 核安全监督

建造核电站必要的与安全相关的审查过程 国家 专门法律 管理机构 管理机构 设计、营运部门 审查 许可 一整套质量保证和安全标准 质量保证大纲 制定 审查 许可 一整套质量保证和安全标准 质量保证大纲 环境报告 初步安全分析报告 施工执照 安全法规 安全导则 最终安全分析报告 运行执照 装料和运行

在得到国家核安全局颁发的核设施建造许可证后 许可证制度-核设施建造许可证 核设施的所有者在核设施建造前十二个月 向国家核安全局提供有关许可证申请文件 申请核设施建造许可证 在得到国家核安全局颁发的核设施建造许可证后 浇灌第一罐混凝土 开始建造工作

许可证制度-核设施运行许可证 核设施的所有者在核设施从满功率运行之日起，经十二个月的试运行后 在得到国家核安全局颁发的核设施运行许可证后， 必须及时向国家核安全局提供有关许可证申请文件 申请核设施运行许可证 在得到国家核安全局颁发的核设施运行许可证后， 按照许可证规定的条件进行运行工作

许可证制度-核设施操纵员执照 核设施的主要操作人员，必须取得国家核安全局颁发的核设施操纵员执照 操纵员执照有 高级操纵员执照 操纵员执照考试必须在国家核安全局严格监督下进行

许可证制度-其它需要批准的文件 其它需要批准的文件 环境影响报告书 核设施某些重要操作或活动必须在得到国家核安全局的许可后方可执行 国家核安全局颁发相应活动的批准文件主要有： 核电厂厂址选择审查意见书 核电厂首次装料批准书 核电厂首次临界批准书 核电厂退役批准书 环境影响报告书 国家环境保护总局负责审批核电厂各个阶段的环境影响报告书 环境影响报告书审批文件是颁发许可证的必要条件之一。

许可证申请和审批程序 申请人必须提交申请书、安全分析报告及其它法规规定的有关文件，经国家核安全局评审批准后，方可进行相应的核活动 国家核安全局在审批过程中，应该向国务院有关部门以及核电厂所在省、自治区、直辖市政府征询意见 国家核安全局在取得技术审评结果，并征询国务院有关部门和地方政府的意见，经核安全专家委员会咨询审议后，独立作出是否颁发许可证的决定，同时规定必要的许可证条件

许可证申请和审批过程 国家核安全局 颁发许可证 国务院有关部门及 地方政府提出意见 申请人提交申请书和 安全分析报告等文件 组织核安全技术审评 技术审批结果 颁发许可证 核安全监督 核安全专家委员会咨询 国家环境保护总局等 国务院有关部门批准文件

核安全审评 核安全审评是国家核安全局核安全技术监管的重要工作 国家核安全局通过对核设施的设计、建造、调试、运行状况，核设施的管理，核设施发生的事件、不符和项的技术审查，以决定核设施的安全状况和管理是否满足核安全法规的要求 核安全审评结论是国家核安全局颁发各类许可证和批准核设施进行相关活动的主要依据 核安全审评工作主要由国家核安全局负责组织，核安全中心根据核安全局的要求进行技术审查 必要时，请国际、国内专家和组织提供咨询意见

核安全审评 重要的核安全审评 审评的依据 核设施初步安全分析报告的审评 核设施最终安全分析报告的审评 核设施设计修改的审评 核设施特许申请的审评 核设施事件的审评 审评的依据 中国的核安全法规 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它法律与法规 核安全局认可的国家技术标准（如GB系列）和国际通用的技术规范（如SRP、ASME、RCC规范等）

核安全监督检查的目的 通过检查核设施的核安全状况，及时发现核设施在执行核安全管理要求方面存在的问题和核设施存在的核安全隐患 督促核设施营运单位及时纠正那些不满足核安全法规和国家核安全局审查批准的技术文件要求的问题 必要时采取强制措施（如停止运行），确保核设施的安全

核安全监督 监督检查的范围 监督形式 审查所提交的安全文件或资料是否符合实际 监督是否按照已经审查批准的设计建造 监督是否按照已批准的质保大纲进行管理 监督核设施的建造和运行是否符合有关核安全法规、技术规范标准和国家核安全局批准的各种文件的要求 考察营运单位是否具有安全运行及执行应急计划的能力 监督形式 日常监督 例行/非例行检查

日常监督 日常监督是核安全监督检查的主要形式，在核安全检查中占有重要地位 日常监督检查是地区监督站派遣监督（员）组常驻核电厂现场，对核设施进行现场检查 目的是及时掌握核设施的安全状况和发现安全问题 监督员每个工作日在核电厂现场进行 跟踪监督，对影响安全的重要活动、物项和记录进行检查 发现核设施存在的安全问题 根据核安全法规要求进行处理

例行/非例行检查 例行/非例行核安全检查是核安全局或地区监督站组织检查组，按照国家核安全局预先制定的检查计划，按照一定的程序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 目的是对核设施的某些领域进行深入地检查，发现问题和解决问题 检查组一般由局人员、地区监督站人员以及邀请的专家组成 检查前要编制检查程序，按照程序检查，提出核安全管理要求 每次检查持续3—6天 是一种正式的检查

5 中国的核安全法规体系 中国核安全法规体系层次图 核电法规和导则体系 核安全法规系列 中国核安全法规范围

中国核安全法规体系层次图 国家 法律 宪法 环保法 国务院 行政法规 核安全管理条例 部门规章 核安全规定，实施细则 指导性文件 核安全导则 核安全法规技术文件 指导性文件 核安全导则 参考性文件 核安全规定，实施细则 核安全管理条例 宪法 环保法 部门规章 国务院 行政法规 国家 法律

核电法规和导则体系 国内法规 国家法律 民用核设施安全监督管理条例 行政法规 核材料管制条例 核电厂核事故应急管理条例 部门规章 安全导则

国家法律 国家法律是国家的最高法律 由中国的最高立法机构--全国人民代表大会常委会制定和颁布 是强制性执行的法律文件 与核相关的国家法律有 原子能法（待批） 中华人民共和国环境保护法 放射性污染防治法（待批）

原子能法（待批） 用于规定中国的核能发展和核安全监管等方面关系 是強制性執行的法律文件，是调整和促进原子能事业发展的法律文件 它既规定了原子能事业发展的方针政策，又规定了核安全监督管理的要求，是在原子能领域具有最高法律效力的文件 目前，該法律文件正在制定中

中华人民共和国环境保护法 是保护和改善生活环境、防治污染、保障人体健康，促进社会发展的法律 由人大常委会发布

放射性污染防治法（待批） 是防止在核能开发、核技术应用及伴生矿物资源开发利用中由于以下原因造成的环境污染 废气排放 废液排放 固体废物 贯穿辐射 从而达到保护环境和保护公众健康的目的

国务院行政法规 行政法规一般由国务院发布，是强制执行的法律文件。 目前与核安全相关的行政法规主要是各种核安全管理条例，是规定管理范围、管理机构及其职权、监督管理原则及程序等重大问题的规章 它们是国务院发布的行政法规，具有法律约束力 相关国务院行政法规

相关国务院行政法规 《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》 （HAF001） 《中华人民共和国核材料管制条例》 （HAF501） 《核电厂核事故应急报告制度》 《核电厂运行报告制度》  《核电工程建设报告制度》 《中华人民共和国核出口管制条例》 《国务院关于严格执行我国核出口政策有关问题的通知》  《中华人民共和国核两用品及相关技术出口管制条例》 《放射性药品管理办法》   《辐射损伤医学处理规范》 《核事故辐射影响越境应急管理规定》 《核进出口及对外核合作保障监督管理规定》 《核出口管制清单》

部门规章 部门规章是由国家核安全局制订和发布的，属于中华人民共和国核安全法规的一部分，具有与行政法规同等效力、并要强制执行的法律文件 其内容不能与行政法规的内容相冲突 包括两种规章 条例的实施细则 国家核安全局制订的管理规定 目前共有 8个条例的实施细则 11个核安全管理规定 部门规章的形式 相关部门规章

部门规章的形式 实施细则 核安全规定 由国家环境保护总局、卫生部等部门制定的与核安全有关的标准和规范 是根据核安全管理条例，规定具体实施办法的规章，由国家有关部门发布的部门规章，具有法律约束力 核安全规定 是规定核安全目标和基本安全要求的规章，由国务院批准，国家有关部门发布并具有法律约束力的文件，属部门规章 由国家环境保护总局、卫生部等部门制定的与核安全有关的标准和规范

相关部门规章(1) 《核电厂厂址选择安全规定》 （HAF101） 《核电厂设计安全规定》 （HAF102）  中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之一―― 《核电厂安全许可证件的申请和颁发》 （HAF001/01） 附件1：核电厂操纵人员执照的颁发和管理程序（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二―― 《核设施的安全监督》 （HAF001/02） 附件一 《核电厂营运单位报告制度》（HAF001/02/01） 附件二 《研究堆营运单位报告制度》 附件三 《核燃料循环设施营运单位报告制度》 

相关部门规章(2) 《核电厂核事故应急管理条例实施细则之一》 《中华人民共和国核材料管制条例实施细则》（HAF501/01） 《研究堆设计安全规定》  《研究堆运行安全规定》 《民用核燃料循环设施安全规定》（HAF301）

安全导则（指导性文件） 与核安全相关的指导性文件主要指安全导则 是说明或补充核安全规定以及推荐有关方法和程序的指导性文件，是更低一层次的规定 每一个规定提出的核安全要求可以从相应的导则中找到这些核安全要求的具体描述和实现的方法 它从某种意义上具有法规相同的效力，但是 导则所提供的技术要求可以用不同于导则的方法来达到 但必须提供足够的证据以证明不同于导则的方法可以达到与导则所提供的方法相同的安全性 目前，安全导则共有59个 例：对部门规章《核电厂设计安全规定》进行说明补充核电厂设计安全导则目录

核安全法规系列（一） 按照法规的适用性，核相关行政规章、部门规章和导则分成7个系列 通用系列（编号为HAF 0xx/yy/zz），包括了国务院发布的核安全监督管理条例、应急响应等方面的行政法规及其实施细则，和核电厂质量保证安全规定及其导则等法律文件。 核动力厂系列 （编号为HAF 1xx/yy/zz），包括了国家核安全局制定的适用于核动力厂选址、设计、运行和退役等方面管理的门规章。 研究堆系列（编号为HAF 2xx/yy/zz），包括了国家核安全局制定的适用于研究堆选址、设计、运行和退役等方面管理的部门规章。 核燃料循环设施系列（编号为HAF 3xx/yy/zz），包括了国家核安全局制定的适用于核燃料循环设施选址、设计、运行和退役等方面管理的部门规章。

核安全法规系列（二） 放射性废物管理系列（编号为HAF 4xx/yy/zz），包括了国家核安全局制定的适用于放射性废物处置、保存、运输等方面管理的部门规章。 核材料管制系列（编号为HAF 5xx/yy/zz），包括了国务院发布的核材料管理、运输及许可证制度等方面的行政法规及其实施细则等。 民用核承压设备监督管理系列（编号为HAF 6xx/yy/ zz）。中国对于核承压设备的设计、制造、安装实施许可证制度，只有取得许可证后方能从事相应的核承压设备设计、制造、安装等工作。这个系列包括了国家核安全局制定的适用于核承压设备设计、制造、安装等方面管理的部门规章。

中国核安全法规范围 核动力厂（核电厂、核热电厂、核供热供汽厂等） 其它反应堆（研究堆、实验堆、临界装置等） 核燃料生产、加工、贮存及后处理设施 放射性环境的管理 个人剂量的监测、卫生和健康状况管理 放射性废物的处理和处置设施 核事故应急 核材料的持有、使用、生产、储存、运输和处置 核承压设备（设计、制造、安装和使用）

3.6 典型核电法规和导则介绍 国务院行政法规 部门规章

国务院行政法规 行政法规 民用核设施安全监督管理条例（HAF001） 核材料管制条例（HAF501）

（HAF001） 行政法规 民用核设施安全监督管理条例 在民用核设施的建造和营运中保证安全，保障 目的 人员的健康，保护环境，促进核能事业的顺利发展 目的 核动力厂 核动力厂以外的其他反应堆 适用范围 核燃料生产、加工、贮存及后处理设施 放射性废物的处理和处置设施 其他需要严格监督管理的核设施 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 监督管理职责 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 基本内容 核设施营运单位直接负责所营运的核设施的安全

基本内容 《民用核设施安全监督管理条例》，1986,国务院发布 1 总则 2 监督管理职责 3 许可证制度 4 核安全监督 5 奖励和处罚 6 附 则

第三章 许可证制度 《民用核设施安全监督管理条例》，1986,国务院发布 第三章 许可证制度 国家实行核设施安全许可制度，由国家核安全局负责制定和批准颁发核设施安全许可证件，许可证件包括 核设施建造许可证 核设施运行许可证 核设施操纵员执照 其他需要批准的文件 核设施营运单位在申请《核设施建造许可证》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》 核设施营运单位在申请《核设施运行申请书》前，必须向国家核安全局提交 《核设运行造申请书》 《最终安全分析报告》 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。 具备下列条件的，方可批准发给《操纵员执照》 身体健康，无职业禁忌症 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 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》 身体健康，无职业禁忌症 具有大专以上文化程度或同等学力 经运行操作培训，并经考核合格 担任操纵员二年以上，成绩优秀者。 核设施的迁移 转让 退役

第四章 核安全监督 《民用核设施安全监督管理条例》，1986,国务院发布 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 审查所提交的安全资料是否符合实际 监督是否按照已批准的设计进行建造 监督是否按照已批准的质量保证大纲进行管理 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 考察营运人员是否具备安全运行及执行应急计划的能力 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》。 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 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

第五章 奖励和处罚 《民用核设施安全监督管理条例》，1986,国务院发布 对保证核设施安全有显著成绩和贡献的单位和个人，国家核安全局或核设施主管部门应给予适当的奖励。 凡违反本条例的规定，有下列行为之一的，国家核安全局可依其情节轻重，给予警告、限期改进、停工或者停业整顿、吊销核安全许可证件的处罚 未经批准或违章从事核设施建造、运行、迁移、转让和退役的 谎报有关资料或事实，或无故拒绝监督的 无执照操纵或违章操纵的 拒绝执行强制性命令的

（HAF501） 行政法规 核材料管制条例 保证核材料的安全与合法利用，防止被盗、破坏、丢失、非法 目的 转让及使用，保护国家和人民群众的安全，促进核能事业发展 目的 铀-235、铀-233、钚-239、氚、锂-6 含铀-235、铀-233、钚-239、氚、锂-6的材料和制品 适用材料 其他需要管制的核材料 保证符合国家利益及法律的规定 管制要求 保证国家和人民群众的安全 保证国家对核材料的控制，必要时国家可以征收核材料 国家核安全局负责民用核材料的安全监督 监督管理职责 核工业部负责管理全国的核材料 国防科学技术工业委员会负责涉及国防的 核材料的安全监督和核准核材料许可证

（HAF002） 行政法规 核电厂核事故应急管理条例 加强核电厂核事故应急管理工作，控制和减少核事故危害 目的 可能或者已经引起放射性物质释放、 造成重大辐射后果的核电厂核事故 适用范围 国务院指定的部门负责全国的核事故应急管理工作 核电厂所在地人民政府指定的部门负责 本行政区域内的核事故应急管理工作 监督管理职责 核电厂的核事故应急机构 核电厂的上级主管部门领导核电厂的核事故应急工作 中国人民解放军在核事故应急响应中实施有效的支援 基本内容

基本内容 《核电厂核事故应急管理条例》，1993,国务院发布 第一章 总 则 第二章 应急机构及其职责 第三章 应急准备 第四章 应急对策和应急防护措施 第五章 应急状态的终止和恢复措施 第六章 资金和物资保障 第七章 奖励与处罚 第八章 附 则

第二章 应急机构及其职责 《核电厂核事故应急管理条例》，1993,国务院发布 全国的核事故应急管理工作由国务院指定的部门负责，主要职责 拟定国家核事故应急工作政策 统一协调国务院有关部门、军队和地方人民政府的核事故应急工作 组织制定和实施国家核事故应急计划，审查批准场外核事故应急计划 适时批准进入和终止场外应急状态 提出实施核事故应急响应行动的建议 审查批准核事故公报、国际通报，提出请求国际援助的方案 核电厂所在地人民政府指定的部门负责本行政区域内的核事故应急管理工作，主要职责 执行国家核事故应急工作的法规和政策 组织制定场外核事故应急计划，做好核事故应急准备工作 统一指挥场外核事故应急响应行动 组织支援核事故应急响应行动 及时向相邻的省、自治区、直辖市通报核事故情况 核电厂的核事故应急机构的主要职责 执行国家核事故应急工作的法规和政策 制定场内核事故应急计划，做好核事故应急准备工作 确定核事故应急状态等级，统一指挥本单位的核事故应急响应行动 及时向上级主管部门、国务院核安全部门和省级人民政府指定的部门报告事故情况，提出进入场外应急状态和采取应急防护措施的建议 协助和配合省级人民政府指定的部门做好核事故应急管理工作 核电厂的上级主管部门领导核电厂的核事故应急工作 国务院核安全部门、环境保护部门和卫生部门等有关部门在各自的职责范围内做好相应的核事故应急工作。 中国人民解放军作为核事故应急工作的重要力量，应当在核事故应急响应中实施有效的支援

部门规章 核电厂厂址选择安全规定 核电厂设计安全规定 核电厂运行安全规定 核电厂质量保证安全规定 民用核设施安全监督管理条例实施细则 核材料管制条例实施细则 核电厂放射性废物管理安全规定 民用核承压设备安全监督管理规定 研究堆设计安全规定 研究堆运行安全规定 民用核燃料循环设施安全规定

部门规章 核电厂厂址选择安全规定

部门规章 核电厂设计安全规定 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 目的 适用于核电厂设计、制造、建造、运行和监督管理 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 方法和要求 ：与核电厂厂址及其环境有关联的因素； 由人员行动引起的因素； 源自核电厂本身运行的因素 （不考虑极不可能发生的事件、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、绝无可能影响核电厂安全的工业事故， 以及核电厂对环境的非放射性影响 ） 内容范围 详细内容 2~12章

1.1 目的 《核电厂设计安全规定 》 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。

《核电厂设计安全规定 》 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 与核电厂厂址及其环境有关联的因素 由人员行动引起的因素 源自核电厂本身运行的因素 本规定不考虑下列事件 极不可能发生的事件（对严重事故的考虑见3.5条） 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 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。

具体内容介绍 《核电厂设计安全规定 》 2 安全原理 名词解释 3 设计总准则 附 件 A : 假设始发事件 4 反应堆堆芯 2 安全原理 3 设计总准则 4 反应堆堆芯 5 反应堆冷却剂系统 6 信息和控制 7 保护系统 8 应急动力供应 9 安全壳系统 10 辐射防护 11 燃料装卸和贮存系统 12 设计的确认 名词解释 附 件 A : 假设始发事件 附 录 I : 核电厂设计安全导则目录

名词解释 《核电厂设计安全规定 》 运行状态:正常运行或预计运行事件两类状态的统称 正常运行:核电厂在规定运行限值和条件范围内的运行，包括停堆状态、功率运行、停堆过程、启动、维护、试验和换料 预计运行事件:在核电厂运行寿期内预计可能出现一次或数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，这类事件不致于引起安全重要物项的严重损坏，也不致导致事故工况 事故（事故状态）:事故工况和严重事故两类状态的统称 事故工况:以偏离运行状态的形式出现的事故，事故工况下放射性物质的释放可由恰当设计的设施限制在可接受限值以内，严重事故不在其列 设计基准事故:核电厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况 严重事故:严重性超过事故工况的核电厂状态，包括造成堆芯严重损坏的状态

附件A ：假设始发事件的类型 《核电厂设计安全规定 》 正式定义 经鉴明可能导致 预计运行事件 或事故工况 及其后续故障效应 的事件。 电厂的外部事件的事例及其设计基准的确定见安全导则HAF0100及其有关导则。 特定厂址的各种可信自然事件和外部人为事件应在选址时确定，但在设计的早期阶段中必须对外部事件清单的完整性重新作出评定。 如能断定自然事件或外部事件引起某一安全重要系统、部件和构筑物故障的可能性通过设计和建造中所采取的措施可降低到可接受的程度，则由此引起的故障毋需列入电厂的设计基准。      事件的选择 设计和分析之间的迭代 工程判断 设计和运行经验 排除某一特定的事件序列需要有力的论据 某些假设始发事件可基于己有电厂的经验、国家核安全部门的特殊要求或潜在后果的严重程度等种种因素，通过确定论法确定。 另一些假设始发事件，由于设计特征、核电厂所在厂址或运行经验等因素可通过概率值定量表示的，则可基于概率法作出的规定。      正式定义 经鉴明可能导致 预计运行事件 或事故工况 及其后续故障效应 的事件。 内部事件 设备故障 人员差错 其他内部事件 外部事件     事件组合 能直接或间接影响核电厂安全的各个设备的故障可视为始发事件。 列入清单的事件必须足以代表核电厂系统和部件的全部可信故障。     故障的广义含义包括如下两类： 系统或部件丧失执行功能的能力 功能的执行情况与所期望者不符。例如， 管道故障的表现形式有泄漏、破裂和流道堵塞。 能动部件，例如阀门的故障形式有：在需要时不开启或不关闭，在不应动作时开启或关闭，开不足或关不住，开启或关闭的时间或速度不当。 仪表或传感器之类的装置的故障有如下形式：误差大于允许范围、无输出、不变的最大输出、输出不稳定或上述形式的组合。      错误的或不良的维护 控制限值的错误整定 操纵员的其他错误行动。 从设备故障、人员差错、人为事件或自然事件之类的单一事件到各种事件的复杂组合均属于假设始发事件范畴内的事例。 假设始发事件的后果可能不大（如某一多重部件的失效），也可能很严重（如反应堆冷却剂系统主管道的破裂）。设计的主要安全目标在于追求电厂所具有的特性能够保证：大部分假设始发事件的后果较小甚或无足轻重；其余的假设始发事件，如有导致事故工况的可能，其后果仍然是可接受的。  对各类假设始发事件必须作出全面考虑，以保证潜在后果严重的和概率大的全部可信事件均在预计到的范围之内，且核电厂设计足以适应这些事件。假设始发事件的选择并无严格的准则可资遵循。更确切地说，此种选择过程无非是一种综合运用设计和分析之间的迭代、工程判断以及设计和运行经验的过程-排除某一特定的事件序列需要有力的论据。如多重失效可能导致严重事故，则多重失效的可能性亦应考虑在内。概率极低的事件序列则可不予 考虑。 用于改进安全重要物项的性能要求和电厂总的安全评价的假设始发事件的数量必须加以限制。为使这项任务切实可行，详细分析可限于若干代表性的事件序列①.具有代表性的事件序列包括所有同类事件，并为安全重要系统、构筑物和部件的设计的数字限值提供依据。     某些假设始发事件可基于己有电厂的经验、国家核安全部门的特殊要求或潜在后果的严重程度等种种因素，通过确定论法确定。另一些假设始发事件，由于设计特征、核电厂所在厂址或运行经验等因素可通过概率值定量表示的，则可基于概率法作出的规定。     典型假设始发事件一览表，见安全导则HAF021l附录。 ①安全规定和导则中所用的“事件序列”一词是指某一假设始发事件和随后的运行人员行动或安全重要物项的动作的组合。 事件组合 随机发生的个别事件的组合能可倍地导致预计运行事件或事故工况时，必须视作设计基准。某些事件可能是另一些事件的后果，如地震后的洪水。这类后续故障效应必须视作原假设始发事件的一部分。     在决定事件组合时，考虑以下三个时期是有益的：     （1）事件发生前的长时期；     （2）从事件发生到它的短期效应起作用的近期；     （3）事件后的恢复期。     如在电厂设计中已为识别第一个时期内发生的事件采取了正确措施，且纠正行动可在短期内完成，则可以设想，在第一个时期内发生的事件可在发生另一次事件前得到纠正。在这种情况下毋需考虑此种事件的组合。     上述第二个时期（通常持续几小时）内，根据各个别事件的预计发生概率推断可以认为随机发生的组合是不可信的。     事件后的恢复期（几天或更长）内，是否需要考虑附加的事件，视恢复期的长短和事件预计的概率而定。恢复期内必须计及的事件组合中附加事件的严重程度，按低于电厂全寿期内所考虑的同类事故来考虑可能是合乎现实的。以失水事故后恢复期内需考虑的地震随机组合为例，其严重程序可按低于电厂设计基准地震计。      内部原因引起的 火灾 爆炸 淹没

附 录 I 核电厂设计安全导则目录 《核电厂设计安全规定 》 编号 名 称 HAF0201 用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级 HAF0202 核电厂防火 HAF0203 核电厂保护系统及有关设施 HAF0204 核电厂内部飞射物及其二次效应的防护 HAF0205 与核电厂设计有关的外部人为事件 HAF0206 核电厂最终热阱及其直接有关的输热系统 HAF0207 核电厂应急 动力系统 HAF0208 核电厂安全有关仪表和控制系统 HAF0209 核电厂辐射防护设计 HAF0210 核电厂燃料装卸和贮存系统 HAF0211 核电厂设计总的安全原则 HAF0212 核电厂反应堆安全壳系统的设计 HAF0213 核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统 HAF0214 核电广堆芯的安全设计

《核电厂设计安全规定 》 2 安全原理 2.1 安全目标 2.2 纵深防御

2.1 安全目标 《核电厂设计安全规定 》-- 2 安全原理， 辐射防护目标 2003年政策声明定义 总目标（最终安全目标） 技术安全目标 保证厂区人员和公众在核电厂各种运行状态下所受到的辐射照射和核电厂放射性物质的计划排放所导致的辐射照射低于规定限值并保持合理可行尽量低； 保证减轻所有事故的放射性后果。 2003年政策声明定义 总目标（最终安全目标） 通过在核电厂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。 2003年政策声明定义 技术安全目标 采取一切合理可行的措施预防核电厂的事故，并在一旦发生事故时减轻其后果； 保证在核电厂设计中所考虑的所有可能的事故，包括概率很低的事故的放射性后果很小并在规定限值之内； 保证放射性后果严重的事故发生的可能性极低。 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在考虑到的所有事故序列（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 第一种应用：多层次的设备和规程 第二种应用：多道实体屏障 《核电厂设计安全规定 》-- 2 安全原理， 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。 设计中的纵深防御的应用： 第一种应用：多层次的设备和规程 第二种应用：多道实体屏障 多层次的保护 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。核电厂还需设置多道实体屏障，防止放射性物质外逸。

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 《核电厂设计安全规定 》-- 2 安全原理， 第一种应用：多层次的设备和规程 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。 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。 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 （1）第一层次防御的目的是防止偏离正常运行（预防） （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。 （保护） （3）第三层次防御是基于以下假定：尽管极少可能，某些预计运行事件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。 （缓解） （4）第四层次：制定应急计划，以便万一发生严重事故，能对周围居民实行屏蔽、疏散等，使损害降到最低。（应急） 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广施工的控制，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。 纵深防御在设计中的具体体现---

第二种应用：多道实体屏障 燃料本身 燃料包壳 反应堆冷却剂系统压力边界 安全壳 设计必须保证每一屏障的有效性，并为之提供保护。 《核电厂设计安全规定 》-- 2 安全原理， 第二种应用：多道实体屏障 燃料本身 燃料包壳 反应堆冷却剂系统压力边界 安全壳 设计必须保证每一屏障的有效性，并为之提供保护。 纵深防御在设计中的具体体现---

3 设计总准则 《核电厂设计安全规定 》， 3.10 余热向最终热阱的输送 3.1 辐射防护 3.11 防火和防爆 3.2 安全功能 3.3 电厂安全特性      3.4 设计基准 3.5 严重事故 3.6 核电厂质量 3.7 在役试验、维护、检查和监测的措施     3.8 系统和部件的可靠性设计 3.9 运行人员操作优化的设计 3.10 余热向最终热阱的输送 3.11 防火和防爆 3.12 设备故障的影响 3.13 多堆共用的构筑物、系统和部件 3.14 含有可裂变或放射性物质的系统     3.15 撤离路线和通讯手段 3.16 核电厂出入口控制 3.17 退役     

3.2 安全功能 《核电厂设计安全规定 》-- 3 设计总准则， 总的设计要求 安全对策的目的 使核电厂保持在正常运行状态中  必须提供安全停堆手段，并使之保持在安全停堆状态。 必须提供排除余热的手段 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。      安全对策的目的 使核电厂保持在正常运行状态中 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 在事故工况后便于处理。     

3.3 电厂安全特性 《核电厂设计安全规定 》-- 3 设计总准则， 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）-（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）。      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。 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 在发生假设始发事件后，依靠对该事件作出响应而投入工作的系统动作使电厂趋于安全。     

《核电厂设计安全规定 》-- 3 设计总准则， 3.4 设计基准 正常运行 假设始发事件      设计规范 厂址特征     

给出：运行限值 正常运行 《核电厂设计安全规定 》-- 3 设计总准则， 设计过程中必须针对电厂安全正常运行的要求，制定一组运行要求和限制，包括：     （1）过程变量和其他重要参数的限制；     （2）安全系统整定值；     （3）电厂维护、试验和检查的要求，以保证构筑物、系统和部件的功能与设计规定相符。     这些要求和限制是制定运行限值和条件的依据。      3.4 设计基准---

假设始发事件 假设始发事件的选择系基于确定论法或概率论法，或两者的某种组合。 不同类型的假设始发事件及其可能的组合见附件A。 《核电厂设计安全规定 》-- 3 设计总准则， 假设始发事件 假设始发事件的选择系基于确定论法或概率论法，或两者的某种组合。 不同类型的假设始发事件及其可能的组合见附件A。 应指出，独立事件同时发生的可能性通常不予考虑。      3.4 设计基准---

设计规范 应有国家核安全部门认可的工程设计规范，作为系统和部件设计的接受准则。 《核电厂设计安全规定 》-- 3 设计总准则， 应有国家核安全部门认可的工程设计规范，作为系统和部件设计的接受准则。      3.4 设计基准---

厂址特征 必须考虑到核电厂与环境之间的各种相互作用，包括人口、气象、水文、地质和地震等因素。 《核电厂设计安全规定 》-- 3 设计总准则， 厂址特征 必须考虑到核电厂与环境之间的各种相互作用，包括人口、气象、水文、地质和地震等因素。 必须考虑到为获得电厂安全和保护公众可依托的厂外服务（如电力供应和消防设施）可能遇到的困难 3.4 设计基准---

3.5 严重事故 《核电厂设计安全规定 》-- 3 设计总准则， 设计中应考虑的事项有： 针对特定设计，确定能导致严重事故的重要事件序列 考虑电厂的已有能力，包括超越其预定功能和设计基准时利用某些系统的可能，以及利用某些暂设系统使电厂恢复到受控状态并减轻严重事故的后果 应对能降低这些事件出现的概率或能减轻这些事件后果的可能的设计修改作出评价。若通过适当努力能提高总的安全性，则应进行这种设计修改 在计及有代表性的和起主导作用的严重事故的条件下，制定事故处理规程。 设计基准对于防止反应堆堆芯的严重损坏以及抑制放射性物质的释放，必须提供高的可信度。 但是应该意识到某些低概率的事件序列有导致严重的堆芯损坏的可能。安全观点出发，还以在一定限度内计及严重事故为妥。 对于严重事故的考虑可基于现实的分析，而毋需严格地运用确定设计基准时所采取的保守的过程方法。

3.8 系统和部件的可靠性设计 《核电厂设计安全规定 》-- 3 设计总准则， 多重性 单一故障准则 多样性 独立性 故障安全设计 辅助设施 共因故障 设备停役

多重性原则 《核电厂设计安全规定 》-- 3 设计总准则， 系统和部件的可靠性设计纵深--- 多重性：通过设置数量高于最低需要的单元或系统（相同的或不同的）以达到任一单元或系统的失效不致于引起所需总体安全功能丧失的措施。 多重性原则: 一套设备出现故障或失效是可承受的，不致于导致功能的丧失。 例如，在某一特定功能可由任意两台泵完成之处，设置三台或四台泵。为满足多重性要求，可采用相同的或不同的部件。      系统和部件的可靠性设计纵深---

单一故障准则 《核电厂设计安全规定 》-- 3 设计总准则， 系统和部件的可靠性设计纵深--- 单一故障：导致某一部件不能执行其预定安全功能的一种随机故障。由单一随机事件引起的各种继发故障，均视作单一故障的组成部分。 单一故障准则：满足单一故障准则的设备组合，在其任何部位发生单一随机故障时，仍能保持所赋予的功能。源自单一故障的各种继发故障，均视作单一故障不可分割的组成部分。     对于构成核电厂设计的每个安全组，都必须运用单一故障准则。安全组是用以完成各项为抑制特定假设始发事件的后果使之不超过设计基准所规定限值所需要的动作的设备组合。      毋需遵守单一故障准则的情况：     （1）极为罕见的假设始发事件；     （2）假设始发事件极不可能的后果；     （3）某些设备因进行维护、修理或定期试验，在有限的时间内停止使用。 系统和部件的可靠性设计纵深---

多样性原则 《核电厂设计安全规定 》-- 3 设计总准则， 系统和部件的可靠性设计纵深--- 多样性     为执行某一确定功能设置多重部件或系统，这些部件或系统总起来说具有一个或几个不同属性 功能隔离     为防止线路或系统的功能受到相邻线路或系统的运行方式或故障的影响所采取的措施。 共因故障     由特定的单一事件或起因导致若干装置或部件功能失效的故障 系统和部件的可靠性设计纵深---

独立性原则 《核电厂设计安全规定 》-- 3 设计总准则， 系统和部件的可靠性设计纵深--- （1）保持多重系统部件之间的独立性； （2）保持系统中各部件与假设始发事件效应之间的独立性，例如，假设始发事件不得引起为减轻该事件后果而设置的安全系统或安全功能的失效或丧失； （3）保持不同安全等级的系统或部件之间适当的独立性； （4）保持安全重要物项与非安全重要物项之间的独立性。 独立性可在系统设计中通过功能隔离或实体分隔实现。 系统和部件的可靠性设计纵深---

《核电厂设计安全规定 》-- 3 设计总准则， 故障安全设计 在设计核电厂的安全重要系统和部件时，应尽可能贯彻故障安全原则，即系统或部件发生故障时，电厂应能在毋需任何触发动作的情况下进入安全状态。      系统和部件的可靠性设计纵深---

共因故障 《核电厂设计安全规定 》-- 3 设计总准则， 若干装置或部件的功能可能由于出现单一特定事件或原因而失效。 这种事件或原因可能是设计缺陷、制造缺陷、运行或维护差错、自然事件、人为事件、信号饱和、环境条件的变化或电厂内任何其他运行或故障所引起的意外的级联效应。 必须尽实际可能在设计中采取适当措施尽量减少这种效应。      系统和部件的可靠性设计纵深---

运行人员操作优化的设计 《核电厂设计安全规定 》-- 3 设计总准则， 为进行设备操作，操纵员需要各系统和设备有关参数的信息 从安全观点出发，厂区人员的工作场所和工作环境必须按人机工效学原则进行设计 控制室内必须以协调的方式向操纵员提供反映各种安全功能所必需的全部设备和系统现状的各种参数的清晰的显示 若将操纵员视为承担双重任务，即设备操作和系统管理（包括事故处理）的人员，则有助于确立信息显示和控制的设计原则。 为进行系统管理，操纵员需要借以作出下述判断的信息     在任何状态下，迅速评估电厂的概况，并确认预定的自动安全动作正在进行 决定应采取的恰当行动 为进行设备操作，操纵员需要各系统和设备有关参数的信息 设计必须利于操纵员在有限的时间内、预计的周围环境中和有心理压力（的状态）下能采取成功的行动。 应尽量减少操纵员在短期内进行干预的必要性。 设计时应考虑这种干预可予接受的前提是： 设计者能够证明操纵员有足够的时间作出决定并采取行动， 操纵员据以决定采取行动的必要信息系以简单和明确的方式呈现 在该事件发生后控制室内或辅助控制点内及其通道中的环境是可接受的。   

余热向最终热阱的输送 《核电厂设计安全规定 》-- 3 设计总准则， 必须设置传热系统，向最终热阱输送来自安全重要构筑物、系统和部件的余热。 这些系统在正常运行、预计运行事件和事故工况下都必须具有极高的可靠性。 用于输送热量的各系统，包括传递热量、提供动力以及向余热输送系统供应流体的设计都必须与它们的整个余热输送系统中所分担的功能相适应。 为实现系统的可靠性，必须恰当地选择经考验的部件，并采用多重性、多样性、实体分隔、相互连接以及隔离等。 在设计这些系统、选择最终热阱和传热流体贮存系统的多样性方案时，必须考虑到自然事件和人为事件的影响。

《核电厂设计安全规定 》， 4 反应堆堆芯 4.1 反应堆设计 4.2 燃料元件 4.3 反应堆堆芯控制 4.4 反应堆停堆

4.1 反应堆设计 《核电厂设计安全规定 》-- 4 反应堆堆芯 反应堆堆芯和有关冷却剂系统、控制和保护系统的设计必须留有适当的裕量。 组成反应堆堆芯的部件和反应堆压力容器内靠近堆芯的其他部件的设计和装配，必须符合下述要求： 在运行状态和事故工况中所预计到的静、动荷载的作用下，可保持必要的结构稳定性，以保证安全停堆和堆芯冷却

4.2 燃料元件 《核电厂设计安全规定 》-- 4 反应堆堆芯 ， 在正常运行中，必须保持于设计规定限值之内（包括裂变产物的容许泄漏值）； 预计运行事件中的各种瞬态影响不得造成元件显著的进一步劣化 裂变产物的泄漏量必须保持于现实可行的最低水平 燃料组件的设计应计及便于检查其结构和零件的要求 在事故工况中，燃料元件必须能保持原位，其变形不得发展到有碍于堆芯在事故后保持足够有效冷却的程度，并且不得超过燃料元件在事故工况下的规定限值 适应各种劣化过程后仍能满意地承受所预计的堆内辐照的要求 必须考虑下列劣化因素： 冷却剂外压、燃料内裂变产物所造成的附加内压 燃料和燃料组件中其他材料的辐照效应 功率变化所造成的压力和温度的变化 化学效应、静载荷、包括流体所引起的，振动和机械振动在内的动载荷 变形或化学效应所引起的传热性能的变化等     

4.4 反应堆停堆 《核电厂设计安全规定 》-- 4 反应堆堆芯 必须备有在运行状态和事故工况下安全停堆的手段。必须保证，即使在堆芯具有最大后备反应性的情况下，仍能保持停堆状态。停堆手段的有效性﹑动作速度和停堆深度必须足以保证反应堆不超出规定的限值。  停堆手段必须由两个不同的系统组成。  两个系统中，至少有一个系统能在单一故障情况下独立行使使反应堆从运行工况和事故工况迅速进入有足够深度的次临界的功能。  即使在堆芯具有最大后备反应性情况下，两个系统中至少有一个系统能独立使反应堆从正常运行工况进入次临界，并以足够的深度和高的可靠度保持次临界状态。  判断停堆手段是否足够时，必须高度重视发生在核电厂任何部位的、可能导致一部分停堆手段失去作用的故障。 停堆手段必须足以防止反应堆失控地转向临界。为满足这一要求，必须考虑到停堆期间能增加反应性的各种预定操作（诸如维护和换料操作时移动中子吸收体）及停堆手段中的单一故障。 必须通过检测和试验保证停堆手段处于所要求的状态。 如能在全部正常功率运行期间保持停堆能力，则部分停堆手段可用于反应性控制和通量整形。

5. 反应堆冷却剂系统 《核电厂设计安全规定 》， 5.1 反应堆冷却剂系统的设计 5.2 -回路压力边界的在役检查 5.3 反应堆冷却剂装载 5.4 反应堆冷却剂净化 5.5 堆芯余热的排出 5.6 应急堆芯冷却 5.7 应急堆芯冷却系统的检查和试验     

5.1 反应堆冷却剂系统的设计 《核电厂设计安全规定 》-- 5 反应堆冷却剂系统 保证冷却剂的压力边界在任何运行状态不超过设计条件。 卸压装置的动作，不得导致核电厂放射性物质的向外释放超过可接受的程度 包容反应堆冷却剂的部件，如反应堆压力容器或压力管、管道和接头、阀门、配件、循环泵和热交换器以及用于固定这些部件的器件，必须能在所有运行状态和事故工况下承受预计的静、动载荷 必须具有能保证任何微裂纹缓慢扩展（如微裂纹可检测性、先漏后破）的特性 必须避免属于反应堆冷却剂压力边界的部件可能呈现脆性的设计和工况 反应堆压力容器、压力管必须在材料选择、设计标准、可检查性和加工方面均具有最高质量 必须考虑到压力边界材料在所有条件下可能出现劣化（诸如由于侵蚀、蠕变、疲劳、化学环境、辐射环境和老化）以及在确定部件初始状态和劣化速率时的任何不确定因素，留有适当的裕量 必须尽量减少反应堆冷却剂压力边界范围内的部件，诸如泵的叶轮和阀门零件在各种运行状态和事故工况下发生故障的可能性以及此种故障对一回路系统内其他安全重要物项造成的损伤，并对使用中可能发生的劣化留有适当的裕量。

5.6 应急堆芯冷却 《核电厂设计安全规定 》-- 5 反应堆冷却剂系统 必须设置应急堆芯冷却系统 此系统必须具有下述冷却效能 包壳温度不超过事故工况的容许设计值 可能出现的化学反应限制在容许水平内 堆芯冷却手段的有效性 堆芯冷却保持足够长的时间 为了在单一故障下实现上述要求，该系统必须具备适当的多重性、多样性及诸如泄漏检测、适当的相互连接和隔离能力等的设计特征。     

5.7 应急堆芯冷却系统的检查和试验 《核电厂设计安全规定 》-- 5 反应堆冷却剂系统 以保持下述性能: 各部件的结构和密封的完整性 正常运行期内, 各能动部件可达到最佳可运行性和工作性能 按现实可能与设计基准条件相接近的可运行性，例如为系统投入运行所需全部操作顺序的执行，包括 保护系统中有关部分的操作 正常和应急动力源之间的切换 安全系统辅助设施的操作等

《核电厂设计安全规定 》 6 信息和控制 6.1 总的要求 6.2 控制室 6.3 辅助控制点 6.4 应急控制中心

6.2 控制室 《核电厂设计安全规定 》-- 6 信息和控制 在各种运行状态下安全地运行核电厂 出现事故工况和控制室设计中所采用的设计基准事件后，采取相应措施，以保持核电厂的安全状态或使之返回安全状态。 必须采取适当措施保护控制室内的人员，防止事故工况下形成的过量照射或有毒气体之类险情的危害，以保持其采取必要行动的能力。 控制室内仪表的布置和信息显示的方式必须便于运行人员正确掌握核电厂现状和性能的全貌。 必须设置光示装置，并在相宜之处设置音响装置，以效果良好的方式指示偏离正常和可能危及安全的运行工况和过程。     

《核电厂设计安全规定 》-- 6 信息和控制 6.3 辅助控制点 必须在一个独立于主控室的专用控制点（二者之间采取电气和实体分隔）配置足够的检测仪表和控制设备，借以在主控室丧失执行基本安全功能时，完成下述任务 使反应堆进入并保持于停堆状态， 排出余热 监测核电厂的主要变量。     

《核电厂设计安全规定 》 7 保护系统 7.1 保护系统的功能 7.2 保护系统的可靠性和可试验性 7.3 保护系统和控制系统的分隔

7.1 保护系统的功能 《核电厂设计安全规定 》-- 7 保护系统 自动触发有关的系统动作，必要时包括自动触发停堆系统动作，以保证在发生预计运行事件时不超出规定的设计限值 检测到事故工况并触发为减轻其后果所需的系统动作 抑制控制系统自身的不安全动作

7.2 保护系统的可靠性和可试验性 《核电厂设计安全规定 》-- 7 保护系统 必须具有与所执行功能相适应的高度可靠性和定期可试验性，保护系统所具有的多重性和独立性必须足以保证。 单一故障不致于导致保护功能的丧失； 保护系统的运行可靠性未经其他方法证明确属可接受时，其任一部件或通道的停役不得导致所需最低限度多重度的丧失。 必须保证各种工况对多通道的影响不致于导致保护系统功能的丧失，或者必须根据其他基准证明该保护系统是可以接受的。必须在实际可行的范围内采用各种设计技术，如可试验性（必要时包括自检能力）、故障安全性能、功能的多样性、部件设计或工作原理的多样性等以防止保护功能的丧失 除非能通过其他方法获取必要的可靠性，否则保护系统必须具有可在反应堆运行时进行定期功能试验的条件，包括各通道分别进行试验的可能性，以查明可能发生的故障和多重性丧失的缺陷。 设计中必须采取措施尽量减少由于运行人员的行动引起保护系统失效的可能性。 D

8 应急动力供应 《核电厂设计安全规定 》 应急动力的供应必须足以适应任何假设始发事件与外电源丧失相耦合的要求 应急动力的功率因假设始发事件的性质而异 确定各种安全功能所需应急动力的手段时，包括其数量、可用率、持续时间、容量和不间断性等，需要计及所执行的安全功能的性质。 可供选用的应急动力供应措施有许多种，如水轮机、汽轮机、燃气轮机、柴油机和蓄电池等。动力的供应可采取直接驱动设备或通过应急电力系统的方式 所选用应急动力源设备组合的可靠性和方式，必须与作为其供应对象的安全系统对安全的全部要求相一致，并在发生单一故障情况下满足功能要求 应急动力源必须具有进行功能能力试验的条件

9 安全壳系统 《核电厂设计安全规定 》 9.1 目的 9.2 安全壳结构的强度 9.3 安全壳的泄漏 9.4 安全壳压力试验 9.5 安全壳贯穿件 9.6 安全壳隔离 9.7 安全壳构筑物的气密闸门 9.8 安全壳内部结构 9.9 安全壳的排热 9.10 安全壳内气体的净化 9.11 覆盖层和涂层

9.1目的 《核电厂设计安全规定 》-- 9 安全壳系统 未能证明可使用其他方法限制放射性物质的释放量时，必须设置安全壳系统 安全壳系统可由密闭的厂房或边界，压力抑制（抑压）子系统（适用于沸水堆）和净化系统组成。 安全壳系统可按设计要求采取不同的工程处理方案 安全壳系统的设计基准中必须考虑到已确定的各种假设始发事件 还应考虑用于减轻严重事故后果的设施及严重事故情况下用于保持安全壳完整性的措施

9.6 安全壳隔离 《核电厂设计安全规定 》-- 9 安全壳系统 贯穿安全壳且属于反应堆冷却剂压力边界的组成部分或直接与安全壳空间相连的管线在事故工况下必须能可靠地自动封闭。 为达到此目的，在这些管线上一般应串联设置两个合适的安全壳隔离阀。 两个隔离阀通常分别装设在安全壳的内侧和外侧。 每个阀必须能可靠地独立动作。 隔离阀必须尽实际可能靠近安全壳。 安全壳的隔离必须满足单一故障准则。 应用上述准则有损于贯穿安全壳系统的可靠性时，可采用其他的隔离方式 贯穿安全壳、但既非反应堆冷却剂压力边界的组成部分，又不直接与安全壳空间相通的管线，最低限度必须设置一个隔离阀。 隔离阀必须位于安全壳外侧 尽可能靠近安全壳。     

《核电厂设计安全规定 》 12 设计的确认 12.1 安全分析 12.2 设备的合格鉴定 12.3 质量保证

12.1 安全分析 《核电厂设计安全规定 》-- 12 设计的确认 通过迭代过程制定和确认安全重要物项的设计基准。核电厂安全分析的范围包括： （1）运行限值和条件满足核电厂正常运行要求的验证； （2）与电厂设计和核电厂位置相对应的假设始发事件特征的描述； （3）源自假设始发事件的事件序列的分析和评价； （4）分析结果与放射性接受准则和设计限值的比较； （5）设计基准的制定与确认； （6）预计运行事件和事故工况可通过自动安全系统的响应，并结合规定的运行人员的行动，进行处理的验证。     

部门规章 核电厂运行安全规定 对陆上固定式热中子反应堆核电厂的运行提出 必须满足的基本要求使其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 目的 内容范围 涉及核电厂的管理、调试、运行和退役等方面的安全问题 本规定由国家核安全局负责解释 监督管理职责 核电厂营运单位对核电厂的安全运行负有全面的责任 核电厂主管部门对核电厂的安全运行负有领导责任 详细内容 核电厂的运行安全必须接受国家核安全部门的监督

详细内容 《核电厂运行安全规定 》国家核安全局发布 1 引 言 2 核电厂营运单位、主管部门和国家核安全部门 3 运行限值和条件 4 调试 5 核电厂营运单位的组织机构 6 核电厂运行管理者和运行人员 7 运行规程 8 维修、试验、检验和检查 9 堆芯和燃料管理 10 修改 11 辐射防护 12 排出流和废物管理 13 应急准备 14 质量保证大纲 15 保卫 16 运行审查和经验反馈 17 记录和报告 18 退役

3 运行限值和条件 《核电厂运行安全规定 》国家核安全局发布 运行限值和条件根据其性质可分为以下几类 安全限值 安全系统整定值 正常运行的限值和条件 监督要求 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 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。 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 保证安全系统处于准备状态 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 运行人员应采取的规定行动。 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。 必要时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 在发生异常事件后，必须使核电厂恢复到安全的正常运行状态，必要时包括停堆。在核电厂运行偏离运行限值和条件时，必须立即采取适当的纠正措施，事后必须对偏离和纠正措施进行审查和评价，并报国家核安全部门

5 核电厂营运单位的组织机构 《核电厂运行安全规定 》国家核安全局发布 建立组织机构时，必须考虑到下列适用于各级组织的主要职能 管理职能：确定管理目标、安排财力、物力和人力资源的有关事宜、批准管理大纲，并根据实现管理目标过程中的信息反馈对上述各项作出修改 运行职能：包括在核电厂正常运行中和应急状态下作出决定和采取行动 支持性职能：为执行运行职能提供所需要的服务和设施 审查职能：包括对履行运行职能和支持性职能情况的关键性监控，其目的在于核对核电厂运行是否符合安全运行目标，发现偏离、缺陷和设备故障，并为及时采取纠正措施提供依据。 必须制定组织机构图 核电厂营运单位的组织机构必须能保证履行下列各项职责 在核电厂营运单位内部划清职责和职权 制定并实施有效的管理大纲 提供充分的运行人员培训 建立与地方政府、国家核安全部门以及其它有关部门的联络渠道，以处理好与安全有关的事宜 建立与设计、建造、制造和诸如国内和国际数据库等有关方面的联络渠道，以保证信息和经验的传递 向核电厂运行管理者提供服务和设施 提供公共关系联络渠道

7 运行规程（1） 《核电厂运行安全规定 》国家核安全局发布 核电厂营运单位必须在运行开始之前，制定出详细的书面运行规程。编写这些文件时一般需与设计单位、供货单位合作。然而，保证运行规程按照规定程序编写、审查和发布以及向国家核安全部门报送这些文件是核电厂营运单位的责任。 运行规程必须包括核电厂正常运行、预计运行事件和设计基准事故情况下应采取的行动，并尽可能列入有关严重事故的条文 在预计运行事件和设计基准事故情况下可使用系统定向的程序； 但严重事故情况下宜使用以事故征兆为基础的诊断和处理程序，并动用核电厂可供利用的全部能力。 规程应便于执行人员按正确的顺序进行操作。 必须明文规定运行人员被迫偏离书面程序情况下的责任和联络渠道 运行人员必须熟知运行规程及其修正版本的内容 必须定期审查全部运行规程。必须把任何修改通知运行人员和这些文件的其它持有者。修改必须按照书面规定的程序，并且只有经受权的人员批准才能生效 编写这些文件时一般需与设计单位、供货单位合作。然而，保证运行规程按照规定程序编写、审查和发布以及向国家核安全部门报送这些文件是核电厂营运单位的责任。

7 运行规程（2） 《核电厂运行安全规定 》国家核安全局发布 进行可事先计划的非常规操作和任何试验或实验必须符合规定程序 规定程序的编制、审核和发布必须遵循已有规定 操作、试验或实验过程中若意外地违背了运行限值和条件，则必须按规定程序中的标准指令使核电厂恢复到符合运行限值和条件的安全状态 进行试验或实验前，必须论证拟进行的试验或实验的必要性，并证明除此以外没有其它合理的办法能获得所需要的数据或结论 当发现需要程序但不具备程序的情况时，核电厂运行管理者必须组织编写相应的专门程序，并由受权的人员批准 核电厂一旦发生事故停堆，只有在查明根本原因并采取纠正措施之后，方可授权再启动 除程序中有明确规定外，运行人员在接到受权人员书面指令前不得改变核电厂的实际配置，包括临时性的改变在内（如取消联锁、安装跨接线等）。 在任何情况下这种改变不得偏离运行限值和条件。 改变的授权和实施情况必须记录在运行记录中，并在实际改变处和控制点作出标志。 这种改变应尽早消除 为了控制重要操作，必须明确规定使用书面指令 编写这些文件时一般需与设计单位、供货单位合作。然而，保证运行规程按照规定程序编写、审查和发布以及向国家核安全部门报送这些文件是核电厂营运单位的责任。

13 应急准备 《核电厂运行安全规定 》国家核安全局发布 核电厂营运单位应急计划必须包括下列各项 指挥厂区活动和保持对外联络人员的规定 宣布应急状态的条件，有权宣布应急状态的人员名单和适用的报警装置的说明 为进行最初和随后的辐射评价所作出的安排 为使人员所受的照射量减至最小以及保证伤员获得医疗采取的措施 为限制放射性物质 释放，在现场采取的行动 指挥和通讯渠道，包括设施和程序的说明 在指定的地点处于备用状态的应急设备的清单 参与实施本计划的人员和机构应采取的行动

部门规章 核电厂质量保证安全规定

部门规章 民用核设施安全监督管理条例实施细则 核电厂安全许可证件的申请和颁发 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 目的 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的核安全监督 内容范围 核安全监督由国家核安全局及其地区监督站组织实施 国家核安全局在核安全监督工作中负领导责任 地区监督站负责派驻区核设施的核安全监督 监督管理职责 执行专项任务人员应在依法授权的范围内进行工作 核安全监督员和受委托人员 不得将保密资料泄漏给任何第三方

部门规章 民用核设施安全监督管理条例实施细则

部门规章 核材料管制条例实施细则 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 目的 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的核安全监督 内容范围 能源部委托中国核工业总公司负责全国核材料的管制 拟订核材料管制的规章制度和技术规范 接受核材料许可证的申请，负责办理发放核材料许可证 监督管理职责 实施全国核材料管制 建立全国核材料帐务系统和检查,核材料帐务衡算管理 及实物保护和保密工作,

部门规章 核电厂放射性废物管理安全规定