注册核安全工程师-专业实务
一、核安全监管概述
- 了解核安全监督管理的范围和组织机构，其他一些核与辐射安全监管工作。
- 熟悉核安全许可制度与核安全监督管理体系。
1.1 核安全监督管理的范围和组织机构
1.1984年，国家核安全局成立。
2.2003年6月28日，通过《放射性污染防治法》，该法从保护环境出发，重点关注环境安全，主要规范核技术应用、放射性废物和伴生放射性矿涉及的放射性污染防治，也对核设施安全提出了基本要求。
3.2017年9月1日，通过《核安全法》，该法是有关核领域安全问题的专门法，重点以核设施、核材料安全为主要规范内容，同时也对放射性废物和乏燃料的安全作出规定，规范了放射性废物处置的要求。
4.国家建立了安全许可、监督检查执法、事故应急与调查处理、环境影响评价、辐射环境监测、人员资质管理等核安全监管制度。
5.国家核安全局下设核设施安全监管司、核电安全监管司、辐射源安全监管司三个业务司。
6.国家核安全局主要业务职责：
（1）组织拟定核与辐射安全政策、规划、法规等。
（2）负责核设施的行政许可、监督检查以及事件与事故的调查处理。
（3）负责核活动的行政许可、监督检查以及事件与事故的调查处理。
（4）负责核安全设备设计、制造、安装和无检验活动的行政许可和监督检查。
（5）组织辐射环境监测。
（6）组织核与辐射事故应急准备和响应,参与核与辐射恐怖事件的防范和处置。
（7）负责核材料管制核安全监管。
（8）负责核与辐射安全从业人员资质管理和相关培训。
（9）负责放射性污染治理的监督。
（10）负责电磁辐射装置设施的行政许可和监督检查。
7.环境保护部地区核与辐射安全监督站主要职责为:
（1）负责核设施核与辐射安全的日常监督；
（2）负责核设施辐射环境管理的日常监督；
（3）负责由环境保护部直接监管的核技术利用项目辐射安全和辐射环境管理的日常监督；
（4）负责由环境保护部直接监管的核设施和核技术利用单位核与辐射事故(含核与辐射恐怖袭击事件)应急准备工作的日常监督,以及事故现场应急响应的监督；
（5）负责由环境保护部直接监管的核设施和核技术利用项目辐射监测工作的监督及必要的现场监督性监测、取样与分析；
（6）负责对地方环境保护部门辐射安全和辐射环境管理工作的督查；
（7）负责核设施现场民用核安全设备安装活动的日常监督和民用核设施进口核安全设备检查、试验的现场监督；
（8）负责民用核设施内放射性物品运输活动的监督；
（9）承办环境保护部交办的其他事项。
8.地方辐射环境保护部门
（1）辐射环境管理实行国家和省（区、市）两级管理；
（2）国家核安全局监督管理部门对全国辐射环境保护工作实施统一监督管理；省级人民政府对本辖区内的辐射环境保护工作实施统一监督管理。
（3）地方辐射环境保护部门受地方政府领导，接受国家核安全局的业务指导。
9.受委托的技术支持单位应当对其技术评价结论的真实性、准确性负责。
10.核安全与环境专家委员会：是国家核安全局非常设的审议咨询机构，其职能是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，为国家核与辐射安全重大决策提供科学依据。
11.核与辐射安全法规标准审查委员会：是国家核安全局非常设的审议咨询机构，对核与辐射安全政策、规划、法规和标准、以及法规标准体系进行技术审查，提出核与辐射安全法规标准建设的建议。下设4个专业组：①核安全；②辐射安全；③核安全设备；④电磁辐射。
1.2 核设施许可证制度
1.国家核安全局是法定国务院核安全监督管理主体；核安全许可制度，是独立执行国家核安全监督执法的基石。
2.核设施营运单位进行核设施选址、建造、运行、退役等活动，应当向国务院核安全监管部门申请许可。核设施操纵人员以及核安全设备焊接人员、无损检验人员等特种工艺人员应当按照国家规定取得相应资格证书。
3.核设施选址应当向国家核安全监督管理部门提交核设施选址安全分析报告，经审查同意后取得核设施场址选择审查意见书。
4.核设施建造、运行、退役审批手续：
核设施建造许可证: 1）建造申请书;2）初步安全分析报告;3）环境影响评价文件;4）质量保证文件;5）法律行政法规规定的其他材料
核设施运行许可证: 1）运行申请书;2）最终安全分析报告;3）应急预案;4）质量保证文件;5）法律行政法规规定的其他材料
核设施退役许可证: 1）退役申请书;2）安全分析报告;3）环境影响评价文件;4）质量保证文件;5）法律行政法规规定的其他材料
5.核设施延续运行审批：应当于运行许可证有效期届满前5年提出延续申请，经审批批准后，方可继续运行。
6.核设施的进出口管理：国家核安全监管部门对进口核设施进行审查批准，对进口核安全设备进行安全检验。
7.在进行监督检查时，监督组或监督人员有权采取以下措施：【看阅聊改】
（1）进入现场进行监测、检查或者核查；（2）调阅相关文件、资料和记录；
（3）向有关人员调查、了解情况；（4）发现问题的，现场要求整改。
8.地区监督站在监督检查工作中的职责：
（1）负责编制站年度监督检查计划，并报环境保护部备案；
（2）负责起草站核电厂监督检查大纲，由环境保护部组织审查、发布；
（3）负责编制和发布站监督检查程序；
（4）负责向核电厂派驻现场监督员，实施日常监督检查；
（5）负责组织对核电厂的例行和非例行检查活动。
9.生产、销售、使用放射性同位素和射线装置的单位按规定程序申请领取辐射安全许可证。
10.放射源生产单位、使用I类放射源和I类放射源装置的单位由国务院环境保护主管部门统一监管；其他核技术利用单位由省级环境保护行政主管部门监管，对放射源生产、销售、使用、送贮等活动实行全过程的动态监管。
1.3 其他一些核与辐射安全监管工作
1.我国的核设施分阶段环境影响评价制度，分为选址、建造、运行和退役等几个主要阶段。
2.与核设施相配套的放射性污染防治设施，应当与主体工程同时设计、同时施工、同时投入使用。放射性污染设施应当与主体工程同时验收，验收合格的，主体工程方可投入生产或者使用。
3.环境影响评价主要围绕：源项、途径、剂量、效应四个方面。
4.国家对从事放射性污染防治专业人员实行资格管理制度；对从事放射性污染监测工作的机构实行资质管理制度。
5.2002年发布的《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》（人发〔2002〕106号）明确了注册核安全工程师制度。
二、核设施质量保证要求
• 了解我国核设施质量保证导则简介、核设施质量保证体系的建立、质量保证文件的编制、质量保证大纲的管理和实施。
• 熟悉与质量保证有关的专业术语、质量管理和核电厂质量保证的形成与发展、我国核安全质量保证法规的基本结构；熟悉对质量保证的核安全审评、对质量保证实施的核安全检查。
2.1 质量管理和核电厂质量保证的形成与发展
2.1959年，美国军方颁布了世界上第一个质量保证标准《质量大纲要求》（MIL-Q-9858A），要求军品的承制企业在实现合同的所有领域和过程中充分保证质量，随后又制定了《质量保证术语和定义》（MIL-STD-1098）等标准，首次采用了“质量保证”这个词。
3.1969年美国原子能委员会(AEC)根据ASME《锅炉压力容器规范》(68版)条款内容及核电需要,在联邦法规10CFR50中编入了附录B《核电厂和燃料后处理厂质量保证准则》,1970年正式生效,它是世界上第一部民用核设施国家级质量保证法规文件。此后,国际原子能机构(IAEA)在其基础上,结合其他成员国质量保证活动的经验,于1978年颁布了《核电厂安全的质量保证》(50-C-QA),推荐各成员国使用。
4.国家核安全局以国际原子能机构78版的《核电厂安全的质量保证》（50-C-QA）为蓝本，于1986年7月7日颁布了《核电厂质量保证规定》（HAF0400），1991年根据IAEA的修改版规范进行了升版，1998年将HAF0400编号修订为HAF003,沿用至今。
5.HAF003与ISO9001的主要区别可概括如下:
(1)适用范围不同：HAF003适用于核设施、核活动；ISO9001适用于非核的设施、企业、组织。
(2)属性不属：HAF003的属性是法规,必须遵守；ISO9001是非核的标准不是强制执行的；
(3)目的不同:核质保旨在通过对质量的管理来确保核安全；ISO9001目的是市场、效益、信誉；
(4)概念、定义不同：例如，质量管理体系的概念不同（HAF003中质量管理体系就是质量保证大纲,或质量体系,质量保证包括质量控制；而ISO9001定义的质量管理体系包括质量保证、质量控制两者是相对独立的）；核质保强调验证人员的独立性,而ISO901无此要求等。
2.2 我国核质保法规的基本结构和基本要求
1.我国的核质保法规为《核电厂质量保证安全规定》（HAF003，91版）、导则为HAD003系列。其中HAF003为部门规章，是必须遵守的；HAD003系列导则对HAF003中的相关规定进行了说明和补充，是实施HAF003的方法和程序的指导性文件。
2.《核电厂质量保证安全规定》（HAF003）共13章，包括引言（第1章）和12个质保活动的原则要求。
3.《核电厂质量保证安全规定》（HAF003）的13章分别是：1.引言；2.质量保证大纲；3.组织；4.文件控制；5.设计控制；6.采购控制；7.物项控制；8.工艺过程控制；9.检查和试验控制；10.对不符合项的控制；11.纠正措施；12.记录；13.监查。
4.《核电厂质量保证安全规定》（HAF003）各章节主要内容：
- （1）引言：由概述、范围和责任三节组成。《规定》对核电厂选址、设计、建造、调试、运行和退役期间质量保证大纲的制定和实施提出了原则和目标，适用于参与影响核电厂质量的活动的人员和组织。核电厂营运单位对整个寿期内的核电厂质量保证大纲的制定和实施负全面责任。
- （2）质量保证大纲：由概述；程序、细则及图纸；管理部门审查三节组成。凡是影响核电厂质量的活动必须按使用的书面程序、细则或图纸完成，质量保证大纲的程序必须形成文件，并便于使用。
- （3）组织：由责任、权限和联络；单位间的工作接口；人员配备与培训三节组成。符合性验证只能由不对该项工作直接负责的人员进行。
- （4）文件控制：由文件的编制、审核和批准；文件的发布和分发；文件变更的控制三节组成。必须对文件的编制、审核、批准和发放进行控制，明确负责编制、审核、批准这些文件的人员或组织。文件的变更必须按书面程序进行审核和批准，变更的文件必须由审批原文件的责任者或其他专门指定的组织或个人审批，并迅速将修订情况及其实际情况及时通知有关人员和组织，防止使用过时的或不合适的文件。
- （5）设计控制：由概述、设计接口控制、设计验证、设计变更四节组成。①设计验证必须由未参加原设计的人员或小组进行；②必须由设计单位确定验证方法，必须按规定的范围用文件给出设计验证结果；③当用一个试验大纲代替其他验证或校验方法来验证具体设计特性是否适当时，必须包括适当的原型试验件的鉴定试验，这个试验必须在待验证的具体设计特性的最苛刻设计工况下进行，当不能在最苛刻设计工况下进行试验时,如果能把结果外推到试验最苛刻工况，且试验结果能验证具体设计特性时,则允许在其他工况下做试验。④设计变更必须采用与原设计相同的设计控制措施。除非专门指定，设计变更文件必须由审核和批准原设计文件的同一小组或单位审核和批准。
- （6）采购控制：该章由概述、对供方的评价和选择、对所购物项和服务的控制三节组成。①必须制定措施以确保有关的管理要求和技术性要求都体现在采购文件中。②采购活动主要包括：编制采购计划和采购文件；对供方评价和选择；签订采购合同；对供方履行合同情况的验证；物项或服务的验收。③必须将评价的供方按照采购文件的要求提供物项或服务的能力作为选择供方的基本依据。④证明所购物项和服务（包括用于核电厂运行、换料和维修的备件和更换件）符合采购文件要求的文字证据必须在安装或使用前送达核电厂现场。
- （7）物项控制：由材料、零件和部件的标识；装卸、贮存和运输；维护三节组成。①标识的目的是为了防止使用不正确或有缺陷的物项。②必须尽最大可能地使用实体标识，如不可能或不满足要求时，采用实体分隔、程序控制或其他方法保持标识。
- （8）工艺过程控制：必须按照规定的要求，对加工、制造、土建施工、安装和维修中所使用的影响质量的工艺过程予以控制。
- （9）检查和试验控制：本章包括检查大纲；试验大纲；测量和试验设备的鉴定；检查、试验和运行状态的显示四节组成。①对安全重要的检查必须由未参加被检查活动的人员进行。如果检查和工艺监视缺一不可，则必须同时进行。②未经指定的单位批准，不得进行停工待检点以后的工作；如果进行规定的停工待检点以后的工作，则必须在开始工作之前以文件形式批准。③当发现偏差超出规定限值时，必须对之前执行的测量和试验的有效性进行评价，并对试验验收的物项重新进行评定。
- （10）对不符合项的控制：本章由概述；对不符合项的审查和处理两节组成。①控制不满足要求的物项是为了防止误用和误装；在实际可行时，必须用标记、标签或实体分隔等方法来标识不符合要求的物项。
- （11）纠正措施：质量保证大纲必须规定采取适当的措施，以保证鉴别和纠正有损于质量的情况。对于严重有损于质量的情况，大纲必须对查明起因和采取纠正措施作出规定，以防止其再次发生。
- （12）记录：本章由记录的产生；记录的收集、贮存和保管两节组成。①质量保证记录是为物项的质量以及影响质量的各种活动提供证据的成文资料，在法规中简称记录。②必须在质量保证大纲实施中产生足够使用的记录，记录中必须有质量的客观证据，所有记录都必须字迹清晰、完成，并与所记述的物项或服务相对应。③必须对记录、有关试验材料和样品的保存时间做出规定，必须根据书面程序处置记录。
- （13）检查：本章由概述和监查的计划安排两节组成。①必须根据需要执行有计划的、有文件规定的内部及外部监查制度,以验证是否符合质大纲的各个方面，并确定质量保证大纲实施的有效性。监查必须根据书面程序和核查单进行。②参加监查的人员必须是对所监查的活动不负任何直接责任的。
2.3 我国核电厂质量保证系列导则简介
1.《核电厂质量保证安全规定》（HAF003）对质量保证工作中各方面提出的基本要求，是强制执行的法规；在它下面有10个推荐性导则，是指导性文件。
2.《核电厂质量保证大纲的制定》（HAD003/01），该导则对如何制定核电厂质量保证大纲提出了要求、建议和范例,也对制定大纲和行动的计划并使之形成文件提供了指导。
3.《核电厂质量保证组织》(HAD003/02)，该导则为从事对核电厂的质量有影响的工作的单位,在建立组织、配备人员和编写文件方面提出了要求、建议和说明性的例子,也对如何管理各单位间的接口和建立指导、联络和协调工作的渠道提供了指导。
4.《核电厂物项和服务采购中的质量保证》(HAD003/03)，该导则对各种采购活动的组织、实施和管理提出了要求和建议。①“采购”的定义是:由买方或买方指定的代表为得到物项或服务所进行的各种活动,它从提出规定要求开始,到买方验收该物项或服务为止。②物项或服务的验收：包括源地验证、合格证明文件、收货检查、安装后试验以及服务的验收。
5.《核电厂质量保证记录制度》(HAD003/04)，该导则对有关核电厂设计、制造、建造、调试和运行等方面的记录的标识收集、编索、归档、贮存、保管和处理提出了要求和建议，但本导则不包括记录编写的细节。①“记录”的定义是:为物项的质量以及影响质量的各种活动提据的成文资料。载有记录的媒体可以是纸质的、电子的(磁或光学的)或其他特殊处理的等媒体(例如射线照片、相片底片、缩微胶片等)。
6.《核电厂质量保证监查》(HAD003/05)，该导则为在核电厂的设计、制造、建造、调试和运行期间如何组织和执行内部和外部监查提出了要求和建议。①“监查”的定义是:通过对客观证据的调查、检验和评价,为确定所制定的程序、细则、技术规格书、规范、标准、行政管理计划或运作大纲以及其他适用文件是否齐全适用,是否得到切实遵守,实施效果如何并要记载成文的活动。
7.《核电厂设计中的质量保证》(HAD003/06)，该导则对核电厂物项的设计的质量保证提出了要求和建议。①“设计”的定义是:制定核电厂及其组成部分的方案和详细图纸，进行支持性计算并制定技术规格书的过程及其成果。②当这些要求和建议涉及制造物项的设计活动时要由参与该活动的设计单位、工程公司或制造厂来实施；涉及现场的工程活动时,要由现施工单位来实施；涉及电厂交付使用后，有关修改或备件选择、零件更换的设计活动时，由电厂运行人员或其他单位来实施。③设计验证，包括设计审查、其他计算方法和鉴定试验。
8.《核电厂建造期间的质量保证》(HAD00307)，该导则对制定和执行核电厂现场建造活动的质量保证大纲提出了要求和建议。
9.《核电厂物项制造中的质量保证》(HAD003/08)，该导则为承担对核电厂安全有影响的物项的制造单位制定和实施质量保证大纲提出了要求和建议。制造厂与质量保证有关的工作包括：设计、采购、加工、装卸、运输、贮存、清洗、试验、改进、维修和维护等。
10.《核电厂调试和运行期间的质量保证》(HAD003/09)，该导则对核电厂调试、运行和退役阶段中，用于安全重要工作的质量保证大纲的制定和实施提出了要求和建议，适用于核电厂的调试、检査、试验、运行、换料、维修、修改、和退役等工作，也适用于与安全有关的工作,如辐射防护、环境监测、放射性废物管理急和安全保卫等。
11.《核燃料组件采购、设计和制造中质量保证》(HAD003/10)，该导则对有关核电厂燃料组件在采购、设计、制造、检查、试验、包装、运输、贮存和收货检查中质量保证大纲独有特点提出了要求和建议。
12.HAD003系列的10个导则可以按照核电厂寿期阶段以及质量保证活动进行分类：（1）HAD003/06《核电厂设计中的质量保证》、HAD003/07《建造期间的质量保证》以及HAD003/09《调试和运行期间质量保证》归为核电厂寿期阶段类；（2）HAD003/01～05、HAD003/08以及HAD003/11可归为质量保证活动类。另外，HAD003/06《核电厂设计中的质量保证》也可以归为质量保证活动类。
13.法规规定的质保要求，是通过质量保证体系文件来具体实现的。在编制质量保证大纲时，编制者应按照自身的工作范围，明确适用的、需开展的质保活动，按照HAD003系列导则的要求和建议，编写符合自身工作范围、与自己的任务相适应的程序文件。
2.4 质量保证体系文件
1.质量保证的文件体系通常划分为三个层次的文件：质量保证大纲概述（质量保证政策声明）、管理性程序、详细的工作用文件。
2.质量保证大纲概述/描述是质量保证大纲的文字性描述，有些国家称之为“质保手册”；拟申请或持有核安全相关资格许可证的单位，应编制满足核质保法规规范要求的质量保证大纲概述，并提交国务院核安全监管部门审查。
3.质量保证大纲概述应包括最高管理者的质量保证政策声明，质量保证大纲概述必须由该文件中指定的、单位的最高管理者批准，以确认资料的准确性和该单位承担义务的有效性。
4.对核电厂质量有影响的工作必须遵循适当的书面程序。这些程序是管理性的，它们必须对质量保证大纲概述中所提出的指导方针和计划的工作作进一步的阐述，并列有如何完成这些工作的细节。细节的详细程度视完成该工作人员的经验和训练水平而定。
5.详细的工作用文件是由专业部门或人员制定的范围很广的文件组成的，用来规定个人或职能小组执行任务的具体细节。在运行的核电厂中，工作用文件包括工作细则和技术细则。
6.工作用文件可以包括设计标准、图纸、制造工艺卡、检查核对清单等。
7.工作细则用来描述具体工作过程，并向从事工作的人员转达行政和技术的信息，工作细则包括技术细则和图纸。
2.5 质量保证大纲的制定和实施
2.5.1 概述
1.质量保证大纲也称作质量体系或质保体系，为保证质量而规定的和要完成的全部工作综合在一起构成质量保证大纲，这些工作包括两种基本类型：管理性的和技术性的。
2.质量保证大纲的制定时间与完成某阶段有关活动的进度相一致。
3.一个单位质量保证大纲的成功与否取决于管理者的支持和行动,所以关键是单位管理者要用签发质量保证政策声明来表达他们对质量和安全的承诺、对履行质量保证大纲作为实现业绩方法的承诺。
4.在质量保证大纲的制定和实施过程中,应做到凡事有章可循、凡事有据可查、凡事有人负责、凡事有人监督。
5.在规定质量保证大纲要求的过程中,应把物项和服务按其特性划分成不同的等级并对其规定相应的质量保证工作。物项和服务的分级应以物项的失灵或服务中的差错对安全所造成的影响为依据。
6.应制定一套分级的质量保证要求,规定对每一级物项和服务应进行的大纲活动,选择用于每一级的大纲活动应考虑：(1)程序、细则的详细程度和格式；(2)验证方法：对物项和服务的验收所进行的验证可包括:供方的合格证书；收货检查加工、组装和安装(或它们的任何组合)期间或之后的就地检查或试验等；（3）验证深广度；(4)监查要求；(5)质量保证记录。
2.5.2 组织
7.为了管理、指导和执行质量保证大纲，每一个参与对核电厂质量有影响的工作的单位，都必须建立一个由文件明确规定了职责、权限等级及内外联络渠道的组织机构。
8.必须根据对工作任务的分析、确定所需的大纲活动的基础上，设置必要的机构，即因事设岗，做到凡事有人负责,职责不重叠、不遗漏。
9.质量保证职能部门必须拥有足够的权力和组织独立性，它必须向授予其所要求的权利和组织独立性的管理者报告工作。最低限度，质量保证职能部门的级别应处于直接向最高管理者报告工作的位置。
10.在有多个组织共同工作的情况下，必须明确所有接口并制定协调措施，使管理和验证的实践能有效确保达到质量要求。
11.所有负责对质量有影响的工作人员（包括质保职能人员）必须根据其特定任务所要求的学历、经验和业务熟练程度等方面进行资格考核。为确保在工作中有足够数量的合格人员可供使用，必须制定人员配备计划。
12.必须对从事对质量有影响的工作人员进行质量教育。必须以学历、经验和培训为基础，并根据在职能力的证据来决定人员的资格。必要时，必须定期重新评价资格，以确保保持业务熟练程度。
2.5.3 文件控制
13.文件对各种影响质量的活动规定了要求、措施和行动步骤，是质量保证大纲有效实施的依据。
14.文件的定义：对质量保证有关活动、要求、程序或结果进行描述、定义、说明、报告或证实的图表或文字材料。按资料载体的不同，文件可分为纸质文件、电子文件等。
15.文件包括程序、细则、技术规格书、计算书、图纸等。
16.文件的变更必须经审核和批准原文件的同一组织（或由专门指定的有资格的组织或个人）审核和批准，审核和批准的组织和个人有权审查作为批准依据的有关背景材料，并对原文件的要求和意图有足够的了解。
2.5.4 设计中的质量保证
17.设计的定义：是从确定设计输入开始，直到发布设计输出文件为止的技术和管理成果。
18.设计输入的定义：是指设计所依据的准则、参数、基准或其他要求。
19.对设计的目的、方法、假设、设计输入、参考资料和计量单位，必须有足够的分析，以便于该技术领域内的合格人员进行审查，并验证其结果是否恰当。设计分析和计算中如使用计算机软件，则必须在使用在按已批准的方式对这些计算机软件进行验证和确认。
20.设计验证是审查、确认或证实设计的过程。设计验证的目的是确保设计满足所有的设计要求，包括输入要求，设计过程的计划和实施以及接口的管理。
21.设计验证（包括校核）必须由能胜任的、未参与原设计的人员或小组来完成，但他们可以来自同一单位。
22.设计验证方法包括三种：设计审查、其他计算方法、鉴定试验。责任设计单位至少应确定和使用三种验证方法中的一种方法。①设计审查：是对设计文件和设计活动所进行的关键性审查，以确保输出文件是正确的、令人满意的。②其他计算方法：对于某几种计算方法或分析结果的验证，可通过将它们与其他计算或分析方法所得结果进行对比而实现。当使用其他计算方法验证原计算的正确性时，必须对所使用的假设、设计输入数据、计算机程序或该计算方法的适用性进行审查。③鉴定试验：对于某些设计或某些设计特征的验证，可通过适当的样机鉴定试验完成。鉴定试验必须在受验证的特定设计特性的最恶劣设计工况下进行，当不能在最恶劣设计工况下进行试验时,如果能把结果外推到试验最恶劣工况，并足以证实该设计特性的适用性,则该试验可在其他工况下完成。
23.设计输出的定义：是指为构筑物、系统和部件的采购、制造、安装和运行以及其他设计规定必要的技术要求的文件，例如图纸和技术规格书等。
24.对设计单位的监查深度与被监查单位所承担的设计责任相一致。
2.5.5 物项和服务采购中的质量保证
25.对采购的各项活动必须按其对安全的重要程度进行相应管理。
26.对供方的评价：选择合格的供方必须以评定供方按照采购文件的要求提供物项和（或）服务的能力为基础。供方所能达到的质量在很大程度上取决于其管理者对质量的态度、其人员的能力及其制造设施和装备的实际条件。
27.买方对供方工作的评价：买方必须监督和评价供方对采购文件的履行情况。买方通知点，包括控制点和见证点。
28.买方的验证活动：验证方式包括源地验证、收货检查、对服务的验证等。负责履行验证活动的人员，必须按照执行特定任务所需要的学历、经验和业务熟练程度进行资格评定。
29.物项或服务的验收方法：包括源地验证、收货检查、查看供方的合格证、在核设施现场安装后的试验或这些方法的组合。
（1）通过源地验证验收
待验收物项或服务有下列情况应考虑采取源地验证:①对安全极其重要；②交货后难以验证其质量特性；③设计、制造或试验复杂。
验收采取源地验证的方式时,必须以收货检查来保障易损物项在发往收货点的运输中不受损伤。
（2）通过收货检查验收
当物项具备下列属性时,仅采用收货检查进行验收就可达到满意结果:①其设计、制造和试验均比较简单且是标准化的；②最终产品的质量特性,可在交货后采取标准或自动化检查和(或)试验的方式进行验证；③收货检査中并不要求进行可能有损于物项完整性、功能或清洁度的操作。
采购文件要求供方的文件资料以适当方式随同物项或在收货检查前提供时，进行收货检查必须与供方文件的审查相配合。
（3）按供方合格证验收
在买方不参与直接检査的某些采购活动中,买方可以仅根据供方阐明己满足规定要求合格证验收物项或服务。当物项或服务较简单,仅涉及标准材料、工艺和试验时,使这种方法验收是符合要求的。
（4）通过核电厂安装后的试验验收
在至少执行了上述的方法之一,且属于下列情况时,通过安装后的试验来验收是求的：①安装和使用前,难以验证该物项的质量特性；②为验证此物项的质量特性需进行全系统的校验或与其他物项一并进行试验；③物项执行其预定功能的能力只有在使用中方能证实。
在采购文件中必须规定安装后的试验要求和验收文件。
（5）服务的验收
2.5.6 物项制造的质量保证
1.必须对从事物项制造的人员，负责进行检查、验证的人员，以及监查的人员进行资格评定。对重要工艺领域内（如焊接、热处理、无损探伤）工作的人员必须进行有关产品特性、专用设备、质量保证大纲的要求和程序的培训。
2.对所制造部件和产品的质量有影响的活动必须编写程序和工作细则；对控制制造工艺有辅助作用的专用设备，诸如工具、模具、夹具或专用检查量规，在使用前必须经过鉴定。
3.物项处于加工、处理和组装时必须进行标识,并从收货之时起贯彻在整个制造过程中。为此可对物项作出标记或使用可追查到物项的记录。随贮存时间增长会迅速劣化的材料和物项，必须作出标记，注明其可使用寿期。
4.整个制造过程中,必须按照书面程序和工作细则循序进行检查和试验。程序和工作细则必须根据情况确定：从事检查和试验的单位,检查和试验的先决条件,需要检查或试验的特性,所用的仪器或量规,检查或试验顺序,所要求的特殊环境条件以及验收和报废准则。
5.测量和试验设备的控制：必须制定和实施用于测量和试验设备的选择、检定和使用的程序。这些程序包括检定要求和重新检定的频度。检定必须与规定的标准度限值和准确度限值相符。
6.“检查”的定义:确定物项和活动是否符合规定要求的检验、观察或测量活动。其中“检验”是检查的方法之一,包括对材料、部件、供应品或服务进行调查,在只靠这种调查就能判断的范围内确定它们是否符合规定的要求。
7.“试验”的定义:为确定或验证物项的性能是否符合规定要求,使之置于一组物理、化学、环境或运行条件考验之下的活动。
8.制造厂必须在不符合项程序中对不符合项的即时记录、技术审查和最终处理作出规定，程序还应该包括对不符合项的标识（实体隔离、挂上标签等），以防误用。
9.对于严重有损于质量的情况，质量保证大纲必须规定查明其起因并采取防止其再次发生的纠正措施。
2.5.7 建造期间的质量保证
10.核电厂的建造包括核电厂的部件制造和组装、土建施工、部件和设备的安装及有关的试验在内的过程。
11.计划制订：必须制订现场建造(包括验证工作)计划并形成文件。制定计划必须考虑到构筑物、系统和部件的现场制造、安装、检查和试验的要求。
12.负责制订这些活动计划的单位必须检验构筑物、系统和部件设计的技术条件、采购文件和图纸,以及建造工作计划和进度。对制定计划期间暴露出来的问题必须通报营运单位或其指定的人员。
13.必须按适用于该项活动的书面程序、工作指令、说明书及图纸来规定和完成本节所规定的活动。
14.必须制定用于场地管理的清洁度要求，这些清洁度要求应考虑对环境条件和对工作人员出入的管理。
15.测量和试验设备的管理：必须编写用于规定所有测量和试验设备的选择、标识、使用、检定要求和检定频度的程序。当发现某一测量和试验的设备不符合检定时，必须对其鉴别并做出标记或隔离，以防止继续使用，直到交付重新检定为止。
2.5.8 调试期间的质量保证
16.调试文件必须对调试要求、意图、试验目标、限制准则、试验条件和程序、特殊设备、人力要求、特殊预防措施和验收准则作出明确规定。
17.调试试验程序和细则,在使用前应按要求由合格人员来审査其适用性，审查人员中必须有设计单位的代表。
18.设备管理：除非通过无损于核电厂安全的功能试验,能证明所涉及的所有设备、阀门和开关都处于其正确的调准状态,否则必须根据安全重要程度,由另一合格人员对设备是否恢复到具正常调准状态进行独立验证。
19.调试期间必须使用根据供方建议、使用条件和类似设备的经验而编制的维修大纲。
20.必须采取措施确保调试期间所使用的测量和试验设备都具有合适的类型、量程、准确度和精度。必须根据设备类型、稳定性和可靠性特性，要求的准确度和其他因素，规定检定的方法和间隔时间。
21.对调试记录和调试结果进行审查，以验证试验的完整性，这种审查必须有设计单位的代表参加。
22.必须使用适当的管理方法，如标签或标识牌，以标明物项的调试状态。
2.5.9 运行期间的质量保证
23.核电厂及其部件和系统，必须按其设计意图和规定的运行限值和条件安全运行。
24.每个程序和细则在首次使用前都必须经营运单位适当级别的管理者审查和批准,并根据情况,还经设计单位适当级别的管理者审查和批准。必须对以后的审查频度作出规定。审频度取决于所涉及工作的类型和复杂性,核电厂已运行的时间和所取得的经验。
25.出现下列一情况后,必须对适用的程序和细则进行审查：
（1）核电厂的异常事件；（2）其他核电厂的异常事件；
（3）对系统任何修改；（4）在实施程序或细则中遇到困难。
26.对运行质量保证大纲有效实施的验证,必须由不直接负责运行工作的人员来进行。在由非质量保证职能部门的人员行使验证职能的情况下,质量保证职能部门必须进行审查,并进行监查,以保证验证工作已被正确地完成。
27.应采取措施,以保证运行期间所使用的测量和试验设备都具有合适的类型、量程、准度和精度,并处于满足规定要求的状态。
28.必须通过对影响核电厂运行的重大因素的分析来评定核电厂运行有效性。应根据不符合项报告的结果、例行检查和验证的结果以及从在役检查和监查所发现的问题,进行趋势分析。为了及时地了解核电厂总的情况,验证每天的运行工作是在安全进行且符合有关的行政管理的要求,核电厂运行管理者应保证:核电厂监管人员的正常职责中包括对运行工作进行及时和持续的监控。
29.对授予独立审查责任的人员须在数量和技术培训两个方面作出规定。
30.监查频度必须与被监查事项的安全重要性相适应。应在两年内完成对各安全功能所重要方面的监查。应以较大频度对下列各项进行监查:
（1）为纠正对核安全有影响的缺陷以及在核电厂设备、构筑物、系统或运行方法上出的缺陷而采取的措施的结果(至少每6个月一次)；
（2）核电厂运行是否符合运行限值和条件以及审批条件中所列的规定(至少每12月一次)；
（3）核电厂工作人员的工作、培训和资格(至少每12月一次)。
2.5.10 质量保证记录
31.记录分类必须建立两类记录:永久性记录和非永久性记录。
32.永久性记录是对下列一项或几项具有重要价值的记录：
（1）证明安全运行能力；
（2）使物项的维修、返工、修理、更换或修改得以进行；
（3）确定物项发生事故或动作失常的原因；
（4）为在役检查提供所需要的基准数据
（5）便于退役。
33.记录的类型包括：设计记录、采购记录、制造记录、安装-土建施工记录、运行阶段活动记录等。
34.记录的检查包括：定期抽样检查（以前的记录是否完成等）；定期检查贮存设施（温湿度等）；定期收养检查（是否变质）；定期检查记录的变更和修正（变更记录是否已列入）。
2.5.11 质量保证大纲履行情况的评定
35.对质量保证大纲履行情况的评定,评定活动分为两大类：管理者自我评定、独立评定。
36.管理者们应作出安排,确保所有从事评定活动的人员,包括他们自己,具有相当的资格培训和经验。从事评定活动的人员应接受质量保证原理和评定方法方面的培训。评定人员应通过如下途径保持其熟练程度和技术知识水平：
（1）定期参与评定；（2）学习规范、标准、程序、实践和其他有关的文件；
（3）参与培训班和研讨会；（4）在该领域倾注相当的时间。
37.评定活动可包括审查、核对、检查、试验、监督和监查。评定应集中于观察正在进行中的活动。
38.独立评定，包括内部监查、外部监查、监督、同行专家评价和技术审查,应集中在安全方面和已发现问题的领域。
39.监查人员必须根据其学历、经验和专业能力进行资格考核。监查单位必须对监查人的资格条件做出规定。人员资格(考核)必须考虑下列方面:（1）被监查领域的专门知识和经验；
（2）监查技术的知识和经验；（3）对适用规范、程序和生产过程的了解。
40.当处于下列一种或几种情况时,必须安排监查：
（1）有必要对质量保证大纲的有效性进行系统的和部分的评价时
（2）在签订合同或定购单前,有必要确定承包者的质量保证大纲的能力时；
（3）签订合同之后,质量保证大纲已执行了足够长的一段时间,并认为有必要确定承包单位是否正在按要求执行质量保证大纲、适用规范、标准和其他合同文件所规定的职责；
（4）对质量保证大纲的职能范围做了重大变更(重大的机构改组或程序的重大变更)时；
（5）怀疑因质量保证大纲的要求或执行方面的缺陷已危及了物项或服务的质量时；
（6）有必要验证所要求的纠正措施的执行情况时。
（7）必须对质量保证大纲的每一组成部分进行定期的内部监查。
41.监查的频度必须与大纲中所规定的工作的重要性相一致。必须根据承担工作的范围、重要性和复杂性,按商定的时间间隔进行外部监查。
42.质保监督比监查更灵活、正规性稍差，可以在相对较短的时间内经有限的准备就可以进行，通常应事先通知。最适宜质保监督的场合：
（1）希望在时间、方法、人员和报告上有灵活性时；
（2）为作出以前评定的有关结论而需要补充信息时；
（3）有必要对临时出现的机会作出响应时。
三、核设施厂址安全评价
- 了解核设施厂址的环境特征及其评价方法，包括与确定厂址适宜性和设计基准相关的外部自然事件（地质、地震、水文、气象等）与外部人为事件（飞机坠毁、爆炸等）影响的评价；
- 与辐射环境影响和实施应急计划可行性相关的厂址环境特征的评价，如大气和水体的弥散与人口分布特征等；与放射性废物处置相关的场址评价要求。
3.0 引言
1.国家核安全局于1991年发布的《核电厂厂址选址安全规定》（HAF101）提出了陆上固定式反应堆核动力厂在厂址选择中在核安全方面应遵循的准则和程序。
2.根据《中华人民共和国核安全法》第一章第二条的规定，核设施是指：
（1）核电厂、核热电厂、核供气供热厂等核动力厂及装置；
（2）核动力厂以外的研究堆、实验堆、临界装置等其他反应堆；
（3）核燃料生产、加工、贮存和后处理设施等核燃料循环设施；
（4）放射性废物的处理、贮存、处置设施。
3.1 核电厂厂址安全评价综述
3.按核电厂的立地方式，世界各国核电厂厂址大致分为三种类型，这三种类型均属于陆上固定式核电厂厂址：
（1）在一定深度的海上建造固定的漂浮式核电厂；（2）地下式核电厂；
（3）地上式核电厂：世界上大型商用核电厂绝大多数建在地上，地上的核电厂分为滨海核电厂、滨河核电厂和滨湖核电厂等。
4.根据《中华人民共和国核安全法》规定：国家对核设施的选址、建设进行统筹规划，科学论证，合理布局。
5.核电厂厂址选择按初步可行性研究和可行性研究两阶段进行。
6.核电厂厂址选择是指为核电厂选择适合厂址的过程，包括针对有关设计基准和评定。
7.《中华人民共和国核安全法》第二章第二十三条规定:核设施营运单位应当对地质、地震、气象、水文、环境和人口分布等因素进行科学评估,在满足核安全技术评价要求的前提下,向国务院核安全监督管理部门提交核设施选址安全分析报告，经审查符合核安全要求后,取得核设施场址选择审查意见书。
8.核电厂厂址安全评价从核安全观点考虑，核电厂厂址评价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危害，同时对于核设施正常运行状态下的放射性物质释放也应加以考虑。
9.在核电厂址适宜性评价中,必须考虑以下几方面的因素：
（1）在特定厂址所在区域内所发生外部事件(包括外部自然事件和外部人为事件)对核电厂的影响；（安全影响评价）
（2）可能影响释放出的放射性物质向人体和环境转移的厂址特征及其环境特征；（环境影响评价）
（3）与实施应急措施的能力及个人和群体风险评价有关的外围地带的人口密度、人口分布及其他特征。（应急计划）
如果上述三个方面的厂址评价表明，厂址通过设计措施、防护措施或管理程序仍不能补偿这些厂址缺欠，则该厂址被认为是不适宜的。上述三个层次的评价目标，体现了纵深防御的核安全理念。
10.核电厂选址过程通常从大区域调查开始,选择出几个候选厂址,然后鉴别出优先候选厂址作为推荐厂址(厂址选择),进而对推荐厂址进行详细评价：
（1）核电厂厂址选择所包括的内容很广,核电厂厂址选择的工作主要体现在可行性研究阶段；
（2）在可行性研究阶段的厂址安全评价仅是核电厂址选择的部分内容,但往往在筛选厂址中对厂址的可接受性起决定性作用；
（3）核电厂厂址安全评价贯穿于核电厂厂址选择、建造、运行和退役整个过程之中。
11.核电厂厂址安全评价的阶段划分为4个阶段：
（1）厂址选择阶段：该阶段是对一个大的区域勘察后，剔除不适合的厂址，筛选和比较保留厂址，最后选出一个或多个优选候选厂址，评价内容包括在核电厂可行性研究报告中。
（2）厂址评定阶段：该阶段进一步划分为：
①验证：在这一阶段主要根据预先明确的厂址排除准则来验证核电厂厂址的适宜性；
②确认：在这一阶段为分析和详细设计确定所需要的厂址特性。
（3）运行前阶段：获得的厂址数据用于最终安全设计中所用的假设模型的最终评价。
（4）运行阶段：在核电厂整个运行期间,应按设计的厂址监测项目,定期并规范地对项目进行监测，定期进行厂址安全评价。
12.核电厂厂址安全评价中必须考虑如下主要问题：
（1）核电厂厂址必须满足《核电厂厂址选择安全规定》中所规定的基本准则、与外部自然事件和外部人为事件有关的危险性评价准则、确定核设施对区域潜在影响的准则和考虑人口与应急计划的准则；
（2）所评价的外部事件包括外部自然事件和外部人为事件。外部自然事件包括地震和地表断裂、气象、洪水、土工及其他重要事件；外部人为事件包括飞机坠落、化学品爆炸及其他重要事件；
（3）必须考虑和评价核电厂对区域的潜在影响及相关的厂址特征,包括放射性物质的大气弥散、放射性物质的地表水弥散、放射性物质的地下水弥散、人口分布、厂址所在地区内土地和水体的利用、环境的放射性本底；
（4）危险性监测：必须在核电厂寿期内,对可能危害设施的外部自然事件和外部人为事件,以及与核设施有关的人口统计、气象和水文条件进行监测。该监测必须在建造开始前着手实施并一直持续到退役；
（5）质量保证：为保证工作所要求的质量,必须制定适用的质量保证大纲,以控制核设施厂址评价各不同阶段中所进行的厂址调查、评价以及工程活动实施的有效性。
13.日本福岛核事故后，国家核安全局组织编写了《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求》，其中涉及厂址方面的要求有：核电厂防洪能力改进、应急控制中心的可居留性、辐射环境监测及应急改进、外部灾害的应对等。
3.2 核电厂厂址地质危险性评价
1.地质、地震是影响核电厂安全的最重要外部事件之一。
2.评价的目的：为某一特定厂址的核电厂如何确定地震动危险性，如何评价可能影响该厂址可接受性的潜在地表断层活动提供建议。
3.评价的基本要求：
(1)对每个核电厂厂址,都必须进行与地震和地质构造活动相关的地震动与断层活动危险性调查；
(2)调查区域范围的大小、收集资料的类型以及调查的内容与详细程度,应根据地震构造环境的特征和复杂程度确定；
(3)地震动危险性的下限值应根据不同区域地震活动的背景水平确定,无论评价的地震危险性水平如何低,当采用某一加速度值标定SL=2级地震反应谱时,所采用的水平峰值地面加速度不得低于0.15g(原规定为0.1g,后在核电厂抗震规范中定为0.15g)；
(4)在进行地震危险性评价过程的各阶段都应尽可能地减少不确定性；
(5)在地震震源的识别和描述以及地震动危险性估计的诸多方面,应充分利用所有的资料、假定和模型,给出基于认知和不确定性分析的综合评价。
4.地质、地震调查时按4种级别进行：区域范围、近区域范围、厂址附近范围和厂址地区范围。
5.不同级别调查范围及主要调查要求：
（1）区域范围调查
区域范围半径≥150km，目的是了解区域地震地质背景。区域资料以收集现有成果为主（出版物和非公开出版的资料），并将这些资料反映在比例尺不小于1:100万的图上。
（2）近区域范围调查
近区域范围调查半径为25km，调查方法除了出版物和非公开出版的资料外，还包括遥感、地质、地球物理、大地测量及地震研究成果等。这些资料反映在比例尺不小于1:10万的图上。
（3）厂址附近范围调查
厂址附近范围调查半径为5km，目的了解地表断裂在内的潜在永久性地面形变的相关特征。需开展钻孔、槽探、物探等调查手段，地质填图的测距小于250m，实测穿越构造体和厂址的地址剖面，上述资料应表示在1:2.5万的图上。
（4）厂址地区范围调查
调查半径不小于500m，为详细了解潜在永久性地面形变和提供地基材料的土工特征，需采用多种勘探手段查清地层展布、岩性特征并开展大量原位试验和实验室试验；成图比例尺应不小于1:1000。
6.区域地震构造模型是将基础资料与地震危险性计算模型连接在一起的环节,它是在区域基础资料综合分析的基础上建立的。
7.任何地震构造模型都包括两种类型的震源:发震构造和弥散地震。
（1）发震构造
是指显示出具有地震活动性、或者是证明历史上具有地表破裂或古地震迹象的构造。发震构造被认为在所关心的时期内可能发生宏观地震。结合我国地震研究成果及工程地震安全性评价中积累的调查经验，发震构造主要为与地震活动关系密切的活动断裂构造。
（2）弥散地震
是指那些通过利用可使用的资料无法鉴定出确定构造标志的弥散地震活动（通常由中小地震构成）。实际应用中通常采用地震构造区来评价弥散地震活动。每个地震构造区被假定具有相同的地震潜势。
8.地震危险性分析是为核动力厂提供有关地震危险性级别与表征的方法。
9.地震危险性级别：对于每个核电厂,典型的做法是评价两个地震动危险性级别,即:SL-1、SL-2。
（1）SL-2这一级别的地震动在核电寿期内具有非常低的超越概率,并且是假定的最大地震动。不论地震危险性分析的结果SL-2怎样低,所采用的设计反应谱零周期的水平峰值加速度SL-2不应小于0.15g。与SL-2对应的超越平均概率的水平为1×10-4/年。sL-2与美国法规中的安全停堆地震(SSE)相当,与日本核安全法规中的设计用极限地震相当。
注：极限安全要求是指当发生地震动达到SL-2的地震时或地震后，与安全停堆及维持其安全停堆状态有关的所有构筑物、系统及部件要设计成能满足维持其功能。这些构筑物、系统及部件应能保证：（a）反应堆冷却剂压力边界的完整性；（b）在安全停堆条件下停堆，并具有维持安全停堆状态的能力；（c）防止可能造成放射性对环境的照射事故或减轻事故后果的能力。
（2）SL-1对应于严重性较低和可能性较大的地震荷载条件。在实际工作中取SL-2的1/2。SL-1水平的地震在核电厂寿期内可能发生,且发生必须停堆对构筑物、设备、系统和部件进行全面检查和维修,然后才能恢复运行。SL-1相当于美国法规中的运行基准地震(OBE),相当于日本的设计用最强地震。
10.确定地震动的方法：在确定SL-1和SL-2时,采用确定论方法和概率分析方法。取两者之中的大值作为设计基准地震动。
11.地震动的特征：地震动反应谱的特征、时程特征、水平运动和垂直运动特征等：地震动持续时间主要取决于断层破裂的长度和速度。对于加速度的持续时间可通过以下方法确认：
（1）从地震动开始至加速度下降到其峰值5%时的时间间隔；
（2）全部加速度均方值计分的95至5分位数的时间间隔；
（3）加速度超过0.05g时的时间间隔。
垂直向地震动取水平向地震动的2/3。
12.能动断层是指在地表或接近地表处有可能引起明显位移的断层。鉴于能动断层调查所关注的是断层在地表或近地表发生断错运动的可能性问题，所以这种调查主要集中在厂址附近范围及其厂址地区范围。
13.如果厂址5公里范围内有能动断层，这个是属于一票否决的厂址条件。
14.能动断层判别标准：
（1）调查表明在晚更新世Q3（约10万年）以来有过运动证据，以致可合理地推论在地表或接近地表处能够再次发生运动。
（2）已经证明一个断层与另一个已知能动断层有构造联系，以致于另一个能动断层的运动可能引起这一断层在地表或接近地表处能够发生运动。
（3）在某一震源深度条件下，与发震构造有关的最大潜在地震的震级足够大，以致可合理地推论在地表或接近地表处能够发生运动。
15.对能动断层调查时，要特别关注隐伏断层的存在，大型水库荷载、流体注入、流体抽取或其他现象导致活动的可能性。
3.3 核电厂厂址评价中的气象事件
3.3.1 气象危险性评价的基本要求
1.气象危险性评价的基本要求包括：
（1）必须对气象变量的极端值（极端气象现象）和罕见气象现象（极端气象事件）进行调查。
（2）调查区域的大小、收集资料的类型以及调查的范围与详细程度，应根据厂址所在区域气象和地理环境的特性和复杂性来确定。
（3）应对全球变暖带来的可能的气象灾害后果加以关注，并应描述其在核电厂寿期内的可能影响。
（4）在任何情况下，收集资料的范围和详细程度以及所进行的调査，对确定防范气象危险的设计基准应是充分的。
（5）在核电厂寿期内应连续进行数据收集，包括退役和安全封存期间。
（6）应在那些影响安全的各项调查及相关环节中制定质量保证大纲。
3.3.2 气象危险性分析所需资料与调查
2.进行气象危险性分析必须进行气象资料的收集与调查。
3.气象变量极端值数据库包括厂址外气象数据和厂址现场气象观测数据两部分。
（1）厂址外气象数据：在收集厂址外气象数据时应考虑的问题包括：
①所选择的厂址区域范围内的气象台站应最能代表厂址条件或者是属于相同气候区的邻近气象台站。
②一般地，数据分析的时间间隔为一年，开始日期最好避开一年之中相关气象变量循环周期的极大值或极小值。这样一个循环周期被称为“气象年”。在考虑极端最高温度时，气象年的起点最好在冬季；相反，考虑极端最低温度时，气象年应从夏季开始。
③每年应确定一个该年的极端事件并列入表中，进行极端值统计的计算。长期数据应最好覆盖至少30年的时间。
④应当注意不同台站可能采用不同的观测方法。例如，通常风速标准测量高度为地面上10m，但有的气象站不标准，需要对数据进行评价和修正。
⑤应对每个气象台站的情况以及台站的地理位置和地理环境进行描述。
（2）现场气象观测计划：
①厂址确定后，应建立气象塔并设置仪器实行垂直向的风速、温度观测等，为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散提供基础数据。
②利用一年以上的观测资料获得气象变量的极端值，以便用这一数据与邻近的场外记录数据做比较并验证场外数据的使用价值。
③在核电厂运行阶段一直进行气象观测，按长期记录数据来确认设计基准参数。
3.3.3 极端气象设计基准的确定
4.极端风：我国在核电厂的设计中是沿用美国的要求，取百年一遇的3s阵风作为设计基准。
5.极端降水：常规收集用于极端降水分析的数据一般包括24h最大降水深度。在设计构筑物屋顶时，要使用与适当的参照时间间隔的“预计极端降水”，一般使用的参照时间约为50年或更长；关于其他项目的设计，如排水系统，要对“低概率极端降水量”进行计算。根据降水量与安全的关系，选择与极端降水量相应的概率等级和相应的参照时间间隔。
6.极端积雪：对极端积雪评价的目的是为确定积雪对构筑物产生的荷载，该荷载取决于雪深和堆积密度。用水当量深度来表示雪深。设计基准积雪的确定：
（1）在雪可能成为核电厂结构设计中重要的荷载因子的区域，必须确定设计基准积雪。积雪是以其在基准时间间隔内被超越的概率为特征的，这些概率和基准时间间隔约为50年或更长。
（2）在制定设计基准积雪时，应考虑并入到积雪中的降雨的附加重量。例如把冬季48h的可能最大降水量加入到积雪中。
7.极端温度。
8.海平面，滨海核电厂附近海平面受以下因素影响：
（1）由于气候变化（或其他现象）引起的平均海平面的变化；（2）天文潮；
（3）来自远海的风暴潮和局部地区强风可能会使之增强；（4）风浪；
（5）人造构筑物，如碎浪堤和防波堤。
9.在滨海核电厂设计基准洪水位确定时，极端风暴潮和极端风浪高都必须考虑极端风。
3.3.4 罕见气象现象设计基准的确定
10.确定罕见气象现象（如龙卷风或水龙卷、热带气旋及其他事件）危险性的方法有：
（1）评估每种现象在区域内发生的可能性，如可能发生，则对区域气候进行评价，确定现象发生的强度和频率；
（2）确定与该现象不同强度相关的物理参数；
（3）建立适合于该区域极端气象现象分析的模型；
（4）应对设计基准现象指定的超越概率进行评价。
11.龙卷风分类应包括强度（F一标度）、路径长度和路径宽度。在跳跃式龙卷风情况下，采用总路径长度的1/4作为路径长度；对“碰到地面”的龙卷风，保守的假设其路径长度为1.6km。
12.龙卷风的设计基准参数：切向速度、最大旋转风速、最大风速半径和压降、飞射物。
13.规定将以下数据作为龙卷风飞射物：
（1）台1800kg的汽车；（2）一个125kg、D20cm的穿甲炮弹；（3）一个D2.5cm的实心钢球。
对于这些飞射物，可把设计基准龙卷风最大水平速度的35%作为碰撞速度。
14.热带气旋对核电厂的影响主要表现在热带气旋引起的极端风和极端降水的设计值。从设计角度看，最关心的是可能最大热带气旋（PMTC）。
15.闪电对核设施的安全影响：闪电瞬变出现的极端的高电压、高电流和高的电流升高速率，造成的破坏通常分为直接破坏和诱导（间接）破坏。
3.3.5 与最终热阱有关的设计基准气象问题
16.最终热阱的定义，总能接受核电厂所排出余热的各种介质。介质可以是大气或水体或它们的组合。
17.与最终热阱有关的气象参数：
（1）提供最终热阱及其有关的输热系统的设计所应考虑的气象条件。在选择这些条件时应当考虑每个具体最终热阱的控制参数和关键时限；
（2）关键环境参数及其数值，只是那些对热交换和水损失方面有决定意义的值；
（3）应考虑低温和冷冻对最终热阱有关的构筑物、系统及部件的影响。
3.4 滨海和滨河核电厂厂址的洪水灾害
3.4.1 洪水事件及洪水对核电厂的主要影响
1.滨海厂址（海、湖和半封闭水体）洪水灾害应考虑的洪水类型（当合适时）：
（1）可能最大风暴潮引起的洪水；（2）能最大海啸引起的洪水；（3）能最大假潮引起的洪水；
（4）风浪作用引起的洪水，它可以单独的考虑或者与上述洪水组合在一起考虑。
2.设计基准洪水的评价方法有两种：确定论方法，概率论方法。
3.4.2 滨海核电厂的设计基准洪水
3.滨海核电厂的洪水资料的收集分为两个步骤：初步调查、资料收集与厂址确认（详细资料）。
4.为了确定设计基准水位应研究下列现象：
（1）天文潮；（2）海平面异常；（3）由于河流流量所引起的水位变化；
（4）预期的世界气候的重要改变而引起的未来水位的可能变化。
5.滨海核电厂的组合洪水事件：
（1）严重事件（极端事件）：诸如风暴潮、假潮或海啸；
（2）与极端事件有关或无关的风浪；
（3）基准水位，包括潮汐、海平面异常现象以及潮汐河流和封闭水体的水位变化。
6.滨海核电厂厂址通常要考虑的洪水事件包括：可能最大风暴潮；可能最大假潮；可能最大海啸；严重风暴潮、严重假潮和严重海啸的组合。
7.海啸的发生包含三项基本条件：
（1）地震必须发生在深海（破坏性海啸的震源区水深一般在200m左右，灾难性海啸的震源区水深在千米以上）；
（2）地震要有足够的强度；
（3）海底的位移和错断须在竖向上有一定的规模。
8.我国渤海和黄海不满足海啸所要求的深水条件；东海和南海具备一定的条件。
9.当核电厂厂址位于封闭或半封闭水体岸边时，应考虑到潜在假潮的可能性。
10.我国在实际工作中选用的洪水基准水位组合为：
（1）可能最大海啸；风浪活动（几年重现期）；10%超概率高潮位；25年一遇的江、河洪水位；
（2）可能最大热带气旋产生的可能最大风暴潮；风浪活动（最大风浪活动）；10%超概率高潮位；河流的设计基准洪水（适用于热带气旋区内流域面积小于800km2）；
（3）百年一遇海啸；25年一遇的风暴潮或假潮；风浪活动（最大风浪活动）；10%超概率高潮位。
根据上述洪水事件组合，可计算出设计基准洪水位。
3.4.3 滨河核电厂设计基准洪水
11.滨河核电厂设计基准洪水可由下述原因之一或几个原因所引起：
（1）降雨、融雪；
（2）由地震、水文因素或运行失误导致的挡水构筑物破坏；
（3）滑坡、冰凌、漂木、碎石和火山活动等导致的河道堵塞般设计基准洪水位不低于任一有记录的或历史上的洪水。
12.滨河核电厂洪水资料的收集分为两个步骤：初步调查、资料收集与厂址确认（详细资料）。
13.滨河核电厂引起洪水的类型有：径流引起的洪水；天然或人工蓄水构筑物突然释放引起的洪水；地震引起的溃坝洪水；除水文和地震原因外引起的溃坝造成的洪水。
3.4.4 滨海、滨河核电厂的防洪和防护监测与预报
14.核电厂防洪设计的考虑，应包括：
（1）护厂区的构筑物（如大坝和防波堤）设计参数的评价；
（2）厂区高于计算洪水水位以上的可能影响的评价；
（3）抵御洪水侵蚀的最佳材料的选择；
（4）对核电厂最佳防洪布置的评价；
（5）防护构筑物和电厂部件的可能相互影响的研究。
15.防洪措施的类型：
（1）所有的安全重要物项都建在设计基准洪水的水位以上，并考虑风浪影响及冰和碎石可能的堆积作用。
（2）建造永久性的外部屏障，如防波堤、海堤和隔墙。屏障本身应作为安全重要物项来考虑。
16.滨海核电厂的监测和预警系统网络：
（1）基本大气参数的监测系统；（2）水位测量系统；（3）海啸预警系统。
17.滨河核电厂的监测和预警系统网络：
（1）洪水的预报和监测系统；
（2）可能与核电厂安全有关的挡水构筑物的监测和报警系统。
3.5 核电厂厂址评价中的地基和岩土工程问题
1.核电厂厂址位置的地基强度、变形、稳定性、土和结构的相互作用等直接关系到与安全相关的构筑物、系统和部件的安全。
3.5.1 核电厂的厂址勘察
2.在核电厂的厂址安全评价中，地基的评价所占的工作量最大，开展工作耗时长并且耗资大，在安全评价中的四个阶段表现最明确。
3.厂址勘察的目的是获得地质和土工方面的资料，这些资料可分类如下：
（1）地质资料（地层的和构造的）；（2）地下岩土材料的范围和特征的描述；（3）土和岩石的特性（性质）（4）地下水资料（地下水特征、水文单元的位置和特性，水的物理化学特性）。
4.核电厂的厂址安全评价包括四个阶段：厂址选择阶段、厂址评定阶段、运行前阶段、运行阶段。
（1）厂址选择阶段：在厂址选择阶段勘察的目的是确定厂址的适宜性。核电厂所要求的测绘范围为1km2，比例尺为1：1000。做好测绘工作是选择核岛位置和布置钻孔的前提。
厂址选择阶段评价的内容主要有：
①应确定和评价地质灾害，确定厂址不存在不可接受的地质条件；
②对厂址进行分类：分类中要把土的类型进一步划分为非黏性土和黏性土；
③地下水特征；
④地基条件：可根据所确定的土的类型、基岩的深度及沉积物性质初步选择可接受的地基类型。
（2）厂址评定阶段：进一步划分为验证阶段、确认阶段。
①验证阶段主要根据预先明确的厂址排除准则来验证核电厂厂址的适宜性。
②确认阶段为分析和详细设计确定所需要的厂址特征。
（3）运行前阶段。
（4）运行阶段：应测量结构的沉降及其他参数，如地下水位等数值，并与预期值比较以便修正安全评价。
5.厂址勘察的数据来源有：历史和近期资料、原位勘察、实验室试验。
3.5.2 厂址研究
6.厂址研究的内容包括：厂址分类、剖面参数、自由场地震反应与厂址特定反应谱、液化可能性。
7.厂址分类为了分析地震反应，对核电厂的地基采用以下厂址分类：
（1）1类厂址：Vs>1100m/s；（2）2类：1100m/s>Vs>300m/s；（3）3类：Vs<300m/s。
8.评定厂址液化可能性的方法有三种：经验法、常规分析法、综合分析法。我国常用的是前两种方法。
3.5.3 地基研究
9.地基研究包括地基工程、土-结构的相互作用、稳定性、沉降与隆起、诱发振动效应。
10.在常规的承载力方法中，安全系数在静荷载作用下不应低于3.0，在包含SL-2地震输入（倾覆影响）的组合荷载作用下不应低于1.5。对在包含SL-2地震输入组合荷载作用下的常规滑动面分析，其安全系数应大于2.0。
3.5.4 土工结构设计
11.采用静力法计算边坡稳定性时，通常，采用地震系数将地震影响考虑为一个等效静态惯性力。安全系数应等于或大于1.5。
3.5.5 岩土参数的监测
12.岩土监测内容包括：
（1）开挖和回填阶段地下岩土材料的变形（在电厂寿期内应连续监测）；
（2）建筑物以下和邻近区域的地下水状况；
（3）挡土结构和土工结构在内的安全相关结构物的倾斜和位移以及相关参数；
（4）厂址和地下岩土材料的地震特性。
3.6 核电厂厂址评价的外部人为事件
3.6.1 外部人为事件的资料收集与调查
1.外部人为事件的潜在源可以分为固定源和移动源：
（1）固定源：这类源的初始位置是固定的，如化工厂、炼油厂、仓库以及同一厂址上的其他核设施；
（2）移动源：这类源初始位置是不固定的，如危险品或潜在爆炸物以任何方式运输。
2.对潜在源收集资料的范围通常在半径5～10km的范围内。收集区域内固定源和移动源的资料是为确定：①与运输系统有关的外部人为事件的可能源的位置；②事件发生的概率及其影响的严重性。
3.6.2 对外部人为事件的初步评价
3.采用保守的方法确定每一个特定类型源（固定源和移动源）的筛选距离值（SDV），对超过此距离的源不考虑对核电厂构成影响。我国在进行核电厂选址时采用这些值：
（1）机场：除最大的飞机场外，所有机场采用10km作为筛选距离值（SDV）。
（2）固定和移动爆炸源：SDV取5～10km。（3）着火：SDV取1～2km。
（4）飞机坠落。（5）危险气云源：SDV为8～10km。（6）毒性气体。
4.筛选概率水平：如果所考虑的始发事件发生的概率大于特定的筛选概率水平，则应对始发事件进行详的评价。特定的筛选概率水平（SPL）大多数国家取10-7/年。
3.6.3 对外部人为事件的详细评价
5.如果所考虑的始发事件发生的概率大于特定的筛选概率水平（10-7/年），则应对始发事件进行详细的评价，并确定有影响的设计基准概率值（DBPV）。
3.7 核电厂厂址评价中放射性物质流出物的弥散和人口分布问题
1.核电厂对其所在区域产生影响的厂址特征包括：放射性物质的大气弥散、放射性物质的地表水弥散、放射性物质的地下水弥散、人口分布、土地和水的利用、环境的放射性本底。
2.为做好核电厂流出物向环境的评价，需做好以下工作：
（1）提出厂址气象、水文和水文地质调查的内容；
（2）收集气象和水文数据（地表水和地下水）的方法；
（3）为论证实施应急计划的可行性而收集厂址周围人口分布数据的方法。
3.7.1 流出物在大气中的输运与扩散的评价
3.应保证收集的数据能充分代表厂址气象条件，应提供至少一整年有代表性的气象数据，并说明这些数据表征厂址长期气象特征的程度。气象数据至少每隔一小时收集一次，并且每小时平均记录时间不应小于10min。
3.7.2 流出物在水中的输运和扩散的评价
4.水体调查的目的：确认厂址的适宜性；选择和确认适合于厂址的弥散模型；建立放射性物质向水体排放的限值；评价释放的辐射后果；以及辅助论证应急计划的可行性。
5.核电厂应在开始建造前两年启动地下水监测大纲，应在核电厂的整个寿期内持续执行监测大纲。
6.可用于计算正常排放和事故释放进入地表水的弥散模型有三种：先进模型、箱型模型、解析模型。核电厂厂址评价中最常用的标准计算模型是箱型模型和解析模型。
7.放射性核素进入地下水系统的方式主要有以下三种方式：
（1）核电厂排放的放射性物质污染的地表水渗透到地下水中；
（2）贮存罐或人工水池中的放射性液体渗透到地下水中；
（3）核电厂直接释放，核电厂事故可能导致放射性物质渗透到地下水系统中。
8.水文地质特征评价应确定以下内容：
（1）人类抽取地下水作为生活用水的区域内，最近取水点的地下水中放射性物质的估算浓度；
（2）放射性物质从释放点到取水点的迁移路径和迁移时间；
（3）地表水流、壤中流和地下水给的输运能力；
（4）不同水平下，含水层受污染的敏感度；
（5）核电厂事故排放的放射性物质在地下水中浓度的时空分布。
9.为确定水文地质系统和主流路径，应收集厂址区域和厂址的资料，包括：
（1）气候资料；
（2）放射性核素的初始浓度；
（3）主要的水文地质单元及其水力参数，以及地下水的年代或平均交替时间；
（4）补给和排泄的关系；
（5）地表水文的数据。
3.7.3 厂址区域的土地利用和水的利用以及人后分布
10.研究区域的人口分布和特征的目的是：评价正常排放和事故释放的潜在放射性影响，以及辅助论证应急响应计划的可行性。
11.人口分布的调查分为外围地带人口调查、区域人口调查：
（1）外围地带人口调查：该地带又称规划限制区，规划限制区边界以反应堆为中心半径不得小于5km。
（2）区域人口调查：调查的范围为80km。
12.评价人口分布的方法使用较为普遍的是“厂址和扇形因子”法。
13.对厂址人口特征的限制：
（1）居住区边界以反应堆中心为半径不得小于500m；
（2）核电厂规划限制区内不宜有1万人以上的乡镇；
（3）厂址半径10km范围内不宜有10万人以上的城；
（4）核电厂距100万人口以上的城市应保持适当的直线距离。
3.7.4 关于应急计划的可行性
14.烟羽应急计划区：是针对烟羽照射途径（烟羽浸没外照射和地面沉积外照射）而建立的应急计划区。这种应急计划区又可分为内、外两区。在内区能在紧急情况下做到立即釆取隐蔽、服用稳定碘和紧急撤离等紧急防护行动。
15.烟羽应急计划区按反应堆热功率的大小、在以反应堆为中心半径7～10km范围内确定。内区在以反应堆为中心，半径3～5km的范围内确定。
16.在论证应急计划的可行性时，应考虑诸多与厂址有关的因素。其中最重要的因素有：
（1）区域内人口密度和人口分布；
（2）厂址距人口中心的距离；
（3）难以撤离或隐蔽的特殊人群组，例如医院或监狱中的人群、流动人群；
（4）特殊的地理特征，如岛屿、山地和河流等；
（5）当地交通和通讯网络特征；
（6）可能存在潜在危险活动的工业设施；
（7）易受可能释放的放射性核素影响的农业活动；
（8）可能同时发生的外部事件。
3.8 放射性废物处置场所选址
1.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、物理和化学性质，以及处置系统所提供的屏障的放射性。
2.五种放射性废物类型及其对应的处置方式：
（1）极短寿命放射性废物：贮存衰变后解控；（2）极低水平放射性废物：填埋处置；
（3）低水平放射性废物：近地表处置；（4）中水平放射性废物：中等深度处置；
（5）高水平放射性废物：深地质处置。
3.8.1 放射性废物近地表处置场选址
3.近地表处置场选址阶段分为四个阶段：
（1）规划选择阶段；（2）区域调查阶段；（3）场址特征评价阶段；（4）选址确定阶段。
4.选址时所考虑的厂址特征包括：地质、水文地质、地球化学、大地构造和地震活动、地表作用气象、人为事件、废物运输、土地利用、人口分布、环境保护。
5.水文地质一水文地质条件应遵循的准则是：
（1）下水埋深较大；
（2）地下水流速低、流程长；
（3）能限制放射性核素的迁移。
6.地质介质和地下水的地球化学应遵循的准则是：
（1）有利于限制放射性核素从处置场的释放；
（2）不应明显降低工程屏障的寿命。
7.环境保护需遵循的准则：在考虑了技术、经济、社会和环境诸因素的条件下，应使场址所处位置的环境在处置整个寿期内得到足够保护的地方，以便把可能的不利影响减轻到可以接受的程度。
3.8.2 放射性废物地质处置库选址
8.对高放废液和残渣的固化世界上开发了三种固化方法：玻璃固化、陶瓷固化和岩熔固化，投入使用的只有玻璃固化。
9.为防止处置库中的放射性物质向生物圈的迁移，需设置一系列的天然的和人工屏障，这些屏障是：
（1）废物包装（废物，固化材料，废物罐和可能的外包装）；
（2）工程屏障（处置库建筑物和废物周围的回填材料）；
（3）地质屏障（天然地质介质和巷道关闭系统）。
10.放射性废物地质处置库选址过程可划分为四个阶段：规划选址阶段、区域调查阶段、库址特性评价阶段和库址确定阶段。
11.选址过程所涉及的主要内容：地质环境、自然变化、地球化学、人类活动、建造和工程条件、废物运输、环境保护、土地利用、社会影响。
四、核动力厂的设计安全要求
- 了解核动力厂系统设计总体安全要求，核动力厂安全管理要求，核动力厂安全功能、安全分级和设计规范，核动力厂构筑物、系统和部件的可靠性设计，核动力厂辐射防护设计安全要求，核动力厂防火设计安全要求，核动力厂概率安全分析及其在安全管理中的应用。
- 熟悉核动力厂纵深防御原则，核动力厂设计基准事故安全分析，核动力厂严重事故的预防和缓解。
- 掌握核动力厂安全目标和设计基本安全要求。
4.1 核动力厂安全目标
4.1.1 基本安全目标
1.基本安全目标是在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御,以保护人与环境免受放射性危害。
2.美国核管会的政策声明提出两个定性安全目标是:
（1）应该对公众的个体成员提供对核动力厂运行后果的一定水平的防护,以至这些成员不承受对生命和健康明显的加风险。
（2）核动力厂运行对生命和健康所产生的社会风险与其他可行的竞争发电技术相比较应该是可比的或更低的,应该对社会风险没有明显的增加。
3.典型的定量安全目标是美国核管会在其政策声明“5IFR3008”中所确定的,即:
（1）对紧邻核动力厂的正常个体来说,由于反应堆事故所导致立即死亡的风险不应该超过美国社会成员所面对的其他事故所导致的立即死亡的风险总和的千分之一。
（2）对核动力厂邻近区域的人口来说,由于核动力厂运行所导致癌症死亡风险不应该超过其他原因所导致的癌症死亡风险总和的千分之一。
4.1.2 基本安全目标的实现
4.为了实现基本安全目标,必须采取下列措施：
（1）控制在运行状态下对人员的辐射照射和放射性物质向环境的释放；
（2）限制导致核动力厂反应堆堆芯、乏燃料、放射性废物或任何其他辐射源失控事件发生的可能性；
（3）如果上述事件发生,减轻这些事件产生的后果。
5.辐射防护设计必须保证在所有运行状态下核动力厂内的辐射照射或由于该核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射低于规定限值,且可合理达到的尽量低。
6.人员照射和放射性排放必须受到严格控制,并符合运行限值和辐射防护标准,且可合理达到的尽量低。
7.安全设计必须做到:
（1）防止由于反应堆堆芯或其他辐射源失控所引起有害后果的事故,并在一旦发生事故时减轻其后果;
（2）保证在设计中考虑的所有事故的放射性后果都低于相关限值,并保持在可合理达到的尽量低的水平;
（3）保证有严重放射性后果的事故发生的可能性极低,并尽最大可能减轻这种事故的放射性后果。
8.安全评价要考虑以下内容：
（1）核动力厂的正常运行；（2）预计运行事件时核动力厂的性能;（3）事故工况。
9.安全设计的基本目标是在技术上实现减轻放射性后果的场外防护行动是有限的甚至是可以取消的。
4.2 纵深防御原则
1.防止核动力厂发生事故和减轻事故后果的主要手段是应用纵深防御概念。
2.纵深防御概念的应用，主要是通过一系列连续和独立的防御层次的结合，防止事故对人员和环境造成危害。每层防御的独立有效性都是纵深防御的必要组成部分。
3.纵深防御的五个层次：
（1）第一层次：防止偏离正常运行及防止安全重要物项的故障。
（2）第二层次：检测和控制偏离正常运行状态，防止预计运行事件升级为事故工况，尽管注意预防，核动力厂寿期内仍然可能发生某些假设始发事件，在设计中设置特定的系统和设施，通过安全分析确认其有效性，并制定规程防止始发事件发生，让核动力厂回到安全状况。
（3）第三层次：尽管极不可能，某些预计运行事件或假设始发事件升级未被前一层次防御所制止，而演变成事故。必须通过固有安全特征或专设、安全系统和规程，防止堆芯损伤或需要采取场外干预措施的放射性释放，让核动力厂回到安全状况；
（4）第四层次：减轻第三层次失效导致的事故后果，通过控制事故进展和减少严重事故后果来实现。安全目标是仅需要在区域或和时间上采取有限的防护行动，且避免场外放射性污染或降至最低。
（5）第五层次：减轻可能由事故工况引起的潜在放射性释放造成的放射性后果，配备恰当的应急设施，制定用于场内、场外引起相应的应急计划和应急程序。
4.纵深防御的具体表现（应该做到）：
（1）设置多道屏障，阻止放射性物质向环境释放；（2）采取保守的设计和高质量建造；
（3）采用固有特性和工程手段控制，减少和排除哪些需要启动安全系统的故障和偏离正常运行；
（4）附加控制采用安全系统的自动触发，早期阶段对操纵员的要求减至最少；
（5）提供构筑物、系统和部件及规程，以控制故障和偏离，限值事故后果；
（6）必须提供多种手段保证每项基本安全功能；（7）防止陡边效应。
5.为了贯彻纵深防御概念,设计必须尽实际可能地防止：
（1）出现影响实体屏障完整性的情况；（2）一道或多道屏障失效；
（3）一道屏障因另一道屏障的失效而失效；（4）运行和维修差错产生有害后果的可能性。
五、核动力厂的运行
- 了解核动力厂的在役检查和定期试验。
- 熟悉运行限值和条件、核动力厂运行的安全管理。
5.1 运行限值和条件
5.1.1 概述
1.运行限制和条件：是经国务院核安全监管部门批准的参数限值、设备功能与性能及人员执行任务的水平等一整套规定。包括技术和管理两个方面的限制和条件。
2.运行限值和条件分为以下几类：
（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。
5.1.2 安全限值与安全系统整定值
3.安全限值：其作用是为了保护实体屏障的完整性。是防止核动力厂发生不可接受的放射性释放为依据的，通过对燃料和包壳温度、冷却剂压力、压力边界完整性和其他影响放射性物质从燃料中释放的运行特性施加限值来实现的。
4.安全系统整定值：是为了防止出现超过安全限值的状态，在发生预计运行事件或设计基准事故时启动有关自动保护装置而设定的触发点。
5.1.3 正常运行的限值和条件
5.目的：保证正常安全运行，保证安全分析报告假定的有效性，并保证在核动力厂运行中不超过规定的安全限值。在正常限值与安全系统整定值之间需留有可接受的裕度，以避免安全系统出现不希望的频繁启动。
6.内容：包括运行参数的限值、可运行设备最低需要量、各层次运行人员的最低配备，在偏离规定的运行限值和条件的事件中运行人员应采取的规定动作及完成时间。
5.1.4 监督要求
7.为保证安全系统整定值以及正常运行限值和条件始终得到满足，应根据批准的监督大纲监测、检查、核对、标定和试验有关的系统和部件。
8.监督大纲涵盖运行限值和条件的各个方面，应根据可靠性分析（概率安全评价分析、经验研究）规定监督频度，在监督规程中明确验收准则。
5.1.5 标准技术规格书
9.机组运行模式：以美国西屋公司的标准技术规格书为例，将机组运行模式分为6个：①功率运行模式；②启动；③热备用；④热停堆；⑤冷停堆；⑥换料。
10.安全限值
（1）在机组功率运行和启动模式下，热功率、反应堆冷却剂系统最高的环路平均温度和稳压器压力的组合不得超过规定的安全限值。
（2）反应堆堆芯安全限值：稳态、正常运行瞬态和预计运行事件期间不得超过可接受的燃料设计限值。所以堆芯应满足双95%偏离泡核沸腾准则（95%置信度，95%概率不发生偏离DNB）和燃料棒中心温度低于融化温度（2804℃）。具体要求是：偏离泡核沸腾比（DNBR）≥1.17；燃料中心峰值温度低于2804℃，每10000mwd/tu燃耗下，此值下降32℃。
- ⚠如果违反堆芯安全限值，采取如下响应：①将机组置于运行模式3（热备用）；②在1h内进入热备用状态；③如违反安全限值只有得到监管单位批准后方可重启。
（3）反应堆冷却剂系统压力安全限值：反应堆冷却剂系统压力的安全限值用于保护反应堆冷却剂系统的完整性，防止超压。在机组功率运行、启动、热备用、热停堆、冷停堆模式下，反应堆冷却剂系统压力必须小于或等于18.86mpa。其设计压力是17.34mpa，正常运行和预计运行事件期间瞬态压力不得超过设计压力的10%，未装料前所有反应堆冷却剂系统部件要在125%设计压力下进行水压试验验证。
（4）按照美国机械工程师学会相关规范，反应堆冷却机系统压力容器允许最大瞬态压力为110%的设计压力，管道、阀门、接头允许最大瞬态压力为设计压力的120%，所以反应堆冷却剂系统允许的压力极限值是110%设计压力。 - ⚠如果违反反应堆冷却剂系统压力安全限值时，采取如下响应：①如果机组在功率运行和启动模式，在必须在1小时内将压力恢复到安全限值以下，并且进入热备用模式；②如果机组在热备用、热停堆、冷停堆模式，则必须在5分钟内恢复安全限值以下，因为反应堆压力容器在较低温度下材料延展性降低，危害更严重。③要求在不降低模式的前提下采取措施，不然会使温度下降导致的热应力附加到现存压力应力上，加重问题的严重性。④如违反安全限值只有得到监管单位批准后方可重启
11.安全系统整定值：当达到安全系统整定值时，保护系统和安全系统触发自动动作，以便保障机组不会到达安全限值。自动动作包括：反应堆紧急停堆和相关联锁；专设安全设施驱动和相关联锁等。
12.正常运行限制条件：核动力厂标准技术规格书对正常运行限制条件的内容、适用范围、采取的措施、完成时间和监督要求按照统一的格式编写。把正常运行限制条件应用分为9类（100个条件），监督要求应用分为4类。
5.2 核动力厂运行的安全管理
5.2.1 核动力厂运行安全监督
1.核动力厂安全监督包括：检查和处理、处罚、强制命令，简称对核动力厂运行安全的检查和执法；
2.监督方式：日常安全监督由国家核安全局地区监督站执行；专项安全监督由国家核安全局组织核安全检查组、核安全监督员和受委托的专家执行。
5.2.2 核动力厂营运单位
3.核动力厂营运单位是申请获准或已经获准经营和运行核动力厂并负责核动力厂安全的单位。
4.核动力厂营运单位作为许可证持有者，必须对核动力厂的安全运行负全面责任。营运单位可以把安全运行授权给运行管理者，但仍必须保持对安全负有首要责任。
5.营运单位必须强调核动力厂的运行安全，必须贯彻安全第一的原则。
6.营运单位建立组织机构时，必须考虑决策职能、运行职能、支持职能和审查职能。
7.营运单位必须制订核安全政策并由所在厂区人员贯彻执行。核安全政策必须把核动力厂安全放在首位，必要时可不考虑生产和计划进度的要求。
8.国务院核安全监督部门和核动力厂营运单位必须严格履行各自的职责，并建立起相互理解、相互尊重、坦诚、透明的工作关系。
9.营运单位必须系统地评价核动力厂的运行经验。必须调查研究安全重要的异常事件以确定其直接原因和根本原因。
5.2.3 人员的资格和培训
10.承担特定安全重要职能的人员（如核动力厂操纵人员），按规定必须持有国务院核安全监管部门颁发的证书。
11.其职能影响安全的所有人员在任用时必须进行体格检查，并在以后的工作中定期进行体格检查，以保证琪健康状况能胜任所承担的职责。
12.培训大纲必须规定对运行人员进行定期考核及定期再培训。核动力厂人员必须接受处理设计扩展工况的教育。
5.2.4 运行规程和运行指令
13.核动力厂的运行必须遵守国务院核安全监管部门批准的运行限值和条件，并通过制定和实施运行规程来实现。严格地遵守书面的运行规程必须是核动力厂安全政策的根本要素之一。
14.核动力厂维持在规定的运行限值内的规程可以是事件导向或征兆导向的。对设计扩招工况，指令将是征兆导向的，用于指示核动力厂状态和运行人员最佳恢复途径，无需事故诊断。
5.2.5 堆芯和燃料管理
15.未辐照和已辐照燃料的贮存方案必须按规定报送国务院核安全监管部门批准。
16.所有裂变材料的贮存、辐照和转移必须按要求保存详细的可核查账目，保存时间至少不短于管理规定的要求。
5.2.6 核动力厂调试
17.调试大纲的实施情况应分阶段进行审查，调试大纲必须便于国务院核安全监管部门选取和释放控制点，不得进行可能使核动力厂进入没有分析过的工况的试验。
18.核动力厂主要调试阶段：A阶段：预运行试验；B：装料，初始临界和低功率试验；C：功率试验。
19.核动力厂首次装料前，必须完成全部应急准备，必须进行应急演习以验证应急计划。
20.为了确认核动力厂已准备好堆芯初始装料，必须在装料前预先规定系统、设备、文件和人员的先决条件。
21.营运单位必须对放射性排放进行安全分析，证明所评定的对公众的放射性影响和所受剂量保持在合理可行尽量低的水平。国务院核安全监管部门批准的排放限值必须包括在运行限值和条件中。
5.2.7 运行事件报告制度
22.国家核安全局对核动力厂运行事件报告准则、事件通告、事件报告提出了明确的管理要求。
23.核动力厂运行事件通告：
（1）口头通告：必须在事件发生后24小时内口头通告国家核安全局和所在地区监督站。
（2）书面通告：必须在事件发生后3天内书面通告国家核安全局和所在地区监督站。
24.核动力厂事件报告：营运单位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提交事件报告。
5.2.8 安全重要构筑物、系统和部件的维修、试验、监督和检查
25.进行安全重要构筑物、系统和部件的维修、试验、监督和检查对核动力厂的安全运行至关重要，可以保证安全相关构筑物、系统和部件均按设计要求保持其可靠性和有效性。
26.维修活动包括预防性维修和纠正性维修两个方面。
27.必须确定核动力厂所有的安全重要构筑物、系统和部件的维修、试验、监督和检查的标准和频度。
28.必须根据以下因素确定单个构筑物、系统和部件的预防性和预测性维修、试验、监督和检查的频度：
（1）构筑物、系统和部件对安全的重要性；（2）固有的可靠性；
（3）所评定的运行时性能劣化的可能性和老化特性；（4）运行经验；（5）制造商的建议。
5.2.9 核动力厂修改
29.核动力厂的修改包括：
（1）构筑物、系统和部件的修改；（2）运行限值和条件的修改；
（3）指令和规程的修改；（4）上述各项的组合；（5）组织机构的变更。
30.影响到颁发运行许可证依据的安全重要构筑物、系统和部件的修改，运行限值和条件的修改，以及原先由国务院核安全监管部门批准的程序和文件的修改，必须在实施前报送国务院核安全监管部门批准。
5.2.10 辐射防护和放射性废物管理
31.营运单位必须制定和实施辐射防护大纲，以保证在所有的运行状态下由于核动力厂的电离辐射（简称辐射）或由于从核动力厂有计划地释放放射性物质所引起的辐射照射保持在规定的限值以下，并保持在合理可行尽量低的水平。
32.按适当的运行实践，必须将产生的放射性废物的活度和体积都保持在实际可行的最小量。必须严格地控制放射性废物的处理和中间贮存，使其符合放射性废物的最终安全处置的要求。
运行经验反馈
33.必须调查研究安全重要的异常事件以确定其直接原因和根本原因。应该采用人员行为分析的方法调查与人员行为有关的事件。
5.2.11 核动力厂定期安全审查
34.对核动力厂进行系统的安全重新评价必须采用定期安全审查的方式。营运单位负有进行定期安全审查的主要责任。审查策略和需要评价的安全要素必须由国务院核安全监管部门批准或同意。
35.定期安全审查必须考虑核动力厂的实际情况、运行经验、预期的寿期末状况、目前的分析方法、适用的规定、标准及科技水平。
36.为了补充确定轮评价，必须考虑使用概率安全分析（PSA）来作为定期安全审查的输入，以便了解核动力厂各个不同方面对安全的相对贡献。
5.2.12 核动力厂退役
37.在核动力厂关闭前，营运单位必须尽早对核动力厂的退役做出适当的安排（包括财政安排），并必须尽早由国务院核安全监管部门批准退役安排。
5.3 核动力厂的在役检查和定期试验
5.3.1 核动力厂的在役检查
1.在役检查的目的：检查核动力厂的系统和部件，找出可能的损伤，以判断它们对核动力厂继续安全运行是否可接受，或是否有必要采取补救措施。
2.在建造阶段设计、制造和安装产生的缺陷，以及设备材料中难以检查出的缺陷，在运行阶段，一定的条件下有可能会进一步扩展，导致设备失效。这样的条件至少包括：①运行水质不合格；②运行状态不稳定；③违反运行规程。
3.核一级容器在设计阶段，所用材料的许用应力强度只保守地取到材料抗拉强度的1/3，或屈服强度的2/3。通俗地讲，设计工况下，承压容器的涉及内压和其他设计机械载荷产生的一次总体薄膜应力，距离容器发生整体塑形变形至少还有30%以上的裕度，距离容器断裂失效至少还有60%以上的裕度。
4.核动力厂部件与设备的设计、制造和安装质量符合相应的设计、建造规范标准是核动力厂实施在役检查大纲的前提和基础。
5.对在役检查的设计考虑：设计审查“保证在役检查能顺利进行”的核心问题之一是实施在役检查的可达性。在役检查的可达性问题，除了涉及人员和检验设备的几何空间的可达性外，还涉及检验方法的可达性。
6.辐射防护是区别核动力厂在役检查不同于常规工业的无损检验的主要问题。
7.修理过的或更换过的部件，必须做役前检查。
8.运行开始前的役前检查，目的是为了建立设备或部件在初始状态下的数据，人们称役前检查为在役检查的“起始零点”。役前检查是在役检查的基础，是核设施运行安全的基础。役前检查时采用的无损检验技术、仪器类型必须与随后的在役检查相同。
9.役前检查的目的不是为了检查超过标准的缺陷，而是为后续的在役检查建立“初始零点”。
10.修理后或更换后的役前检查标准采用的是核设施运行前的役前检查标准，不是核设施运行后的在役检查标准。
11.水压试验是一种超压试验（超过工作压力或设计压力）和部件或系统的强度考核试验。
12.针对一级设备的水压试验，《压水堆核电厂在役检查规则RSEM》规定：第一次由业主完成的水压试验应在初始装料结束后30个月内完成，后续相邻的重复水压试验时间间隔不应超过10年。
13.《在役检查大纲》是该核动力厂执行役前检查和全寿期在役检查的依据。
14.在核动力厂全寿期在役检查中的“完整检查”通常安排在役前检查阶段进行，以确定“初始零点”，然后安排在反应堆首次装料的30个月以内再进行第二次。若无异常情况，随后的“完整检查”每间隔10年进行一次。
5.3.2 核动力厂的定期试验
15.核安全法规《核动力厂设计安全规定》（HAF102）规定：设计应保证安全重要物项能否进行标定、试验、维护、修理或更换、检查和监测，以在设计基准规定的所有条件下保证其执行功能的能力并保持功能的完整性。核动力厂的布置必须便于执行标定、试验、维护、修理或更换、检查和监测等活动。
16.定期试验大纲中应该对试验的范围、项目、方法、频度以及可以接受的准则加以规定。
17.定期试验的目的是保证系统和设备的可用性以及良好性能。定期试验的类型可以分为功能试验和整体试验。
18.定期试验周期的确定，需要考虑下列因素：
①物项的安全重要性和满足可靠性目标的需要；
②收集到的系统和设备的经验（试验台架、生产厂家的数据、运行经验）；
③已知的故障类型；
④系统或设备的固有可靠性；
⑤设备降级的速度或者在维护时可能产生的后果。
六、民用核安全设备质量监管
- 了解我国民用核安全设备监管的发展历程；我国对进口民用核安全设备监管的基本要求；我国对民用核安全设备活动过程中质量保证体系建立、关键物项分包、报告制度及标准的基本要求；我国民用核安全设备资格管理制度的基本要求；我国民用核安全设备特种工艺人员资格管理的基本要求。
- 熟悉我国民用核安全设备关于设备鉴定、重大质量问题及在役检查能力验证等方面的管理原则要求。
- 掌握我国民用核安全设备监管的主要制度手段；我国民用核安全设备资格管理证书的分类；我国民用核安全设备特种工艺人员资格管理的分类。
6.1民用核安全设备监管及相关法规文件
1.民用核安全设备是指在民用核设施中执行核安全功能的机械设备与电气设备，其质量和可靠性对核设施安全稳定运行十分重要，高质量和高可靠性的设备是保证民用核设施安全的一个重要的前提条件。
2.核安全设备监管的发展历程：
①1992-1993年国家核安全局会同机械电子工业部、能源部，发布《民用核承压设备安全监督管理规定》（HAF601）和《民用核承压设备安全监督管理规定实施细则》（HAF601/01）将核承压设备的质量监管正式纳入核安全监管范围。
②2007年7月11日国务院颁布了《民用核安全设备监督管理条例》（国务院第500号令）。
③2008年1月1日国家核安全局发布了4个核安全设备方面的部门规章《民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定》（HAF601）、《民用核安全设备无损检验人员资格管理规定》（HAF602）、《民用核安全设备焊工操作工资格管理规定》（HAF603）、《进口民用核安全设备监督管理规定》（HAF604）。
3.《民用核安全设备监督管理条例》的意义：
①赋予国家核安全局全面实施核安全设备监管方面的职能；
②将监管范围从核承压设备扩充至核安全设备（机械、电气）；
③将监管对象从境内单位延伸到境外单位，实体单位延伸到个体人员。
4.监管手段主要通过以下制度来实现：
①国内民用核安全设备活动单位资格许可证管理制度；
②民用核安全设备活动的监督检查制度；
③境外民用核安全设备活动单位的注册登记制度；
④进口民用核安全设备的安全检验制度；
⑤特种工艺人员资格许可制度。
6.2民用核安全设备及其资格许可制度
1.民用核安全设备目录由国务院核安全监管部门商国务院有关部门制定并发布。
①2007年12月，国家核安全局发布第一批核安全设备目录；
②2010年6月，国家核安全局发文将主变压器纳入目录；
③2010年11月，国家核安全局发文对第一批目录进行细化、解释；
④2016年4月，国家核安全局发文更新监管目录，机械设备增加了设备模块，电气设备中电源设备进行了重新归类划分，并增加了成套开关设备和控制设备等。还补充了核燃料循环设施后处理厂专用核安全设备。（现行有效目录）
2.国内单位需要取得国家核安全局颁发的许可证，国外单位需要按照HAF604的相关规定进行注册登记。
3.申请许可证的单位应具有符合国家核安全监管要求的技术水平和质量管理能力，活动单位在取证后方可进行相关活动，这是确保核安全设备质量的前提和基础。
4.国内民用核安全设备单位许可证分4类：设计许可证、制造许可证、安装许可证、无损检验许可证。
5.2009年5月国家核安全局修订并发布了《民用核安全设备设计制造安装无损检验许可证申请审批程序》、《民用核安全设备设计制造安装无损检验许可证扩证申请审批程序》、《民用核安全设备设计制造安装无损检验许可证延续申请审批程序》。
6.国务院核安全监管部门依据上述法规对申请单位的“技术”和“管理能力”进行审查。审查内容包括：
①质保体系是否符合法规，质保体系的完整性、有效性、可操作性及以往质保体系运行情况；
②人力、装备、关键技术储备状况；
③模拟件试制情况。
7.审查原则：受理有前提，审批有程序。
8.单位、人员及技术能力要求：
①申请单位需有独立法人资格，尚不支持无独立法人资格单位或多法人单位取证；
②申请单位从事焊接、无损检验人员也需取得相应人员资格证书；
③申请单位要有健全的管理制度和完善的质量保证体系，符合法规的质量保证大纲；
9.单位资格许可的业绩要求：
（1）国核安发〔2010〕156号：
①核安全机械设备及1E级电缆设计、制造许可证申请单位须具有近5年内完整的核设施中非核级同种设备制造业绩，并提供合同、完工报告、验收报告等证明文件；
②安装许可申请单位须具有近5年核设施常规岛安装业绩，延续及扩证单位必须具有原持证范围安装业绩，并提供合同、完工报告、验收报告等证明文件；
③主变压器制造许可申请单位，须具有近5年内核动力厂主变供货业绩或正在执行的供货合同，并提供合同、完工报告、验收报告等证明文件。
（2）国核安发〔2011〕52号：
①样机制造和鉴定活动不能作为业绩；
②持证期间仅承接一次活动，许可证期满但活动未结束的，许可证到期日至活动结束日之间，不得承接新合同；活动结束后，视其活动情况确定是否延期；
③核专项及军工业绩可作为相近业绩；
④无业绩安装单位，不得延期，需重新申请；
⑤安装业绩不足，但分包了部分核岛安装活动或有完整的常规岛安装业绩的单位，可受理延期，但需对其分包活动进行监督检查并对相关人员进行考核。
（3）国核安发〔2011〕118号：
①“相关工作业绩”：设计、制造、安装和无损检验活动申请单位从事过与拟申请的活动类别、设备类别相同的活动；
②“相近工作业绩”：非核级同种设备或常规岛工业中相类似设备的活动业绩；
③初次申请机械设备取照单位只能申请核2、3级设备许可证；
④扩证单位应具备同种设备5年以上和近5年相近工作业绩，并提供合同、完工报告、验收报告等证明文件；另外核2、3级扩大至1级或增加设备品种的的需具有原活动范围的供货业绩和良好的质量史；
⑤延期申请：设计、制造、无损检验持证单位须有原持证范围的业绩，且质量史良好；安装单位须有原持证范围核安全设备安装业绩或常规岛安装业绩；具备完整的合同、完工报告、验收报告等证明文件的核设施备品制造活动可以作为相关业绩；
⑥许可证到期时正在执行的合同，由于其活动还未完成，质量不确定，不作为业绩；
⑦许可范围内持证单位不足三家的，业绩可视情况特殊处理。
10.模拟件要求：
（1）申请民用核安全设备制造、安装许可证的单位应制作有代表性的模拟件；
（2）针对所申请的设备类别：
①近5年内有良好的供货业绩或者正在执行供货合同的单位，在申请许可证时原则上可以不用进行模拟件试制，但应提供业绩及样机鉴定资料；
②已经经过省部级以上机构组织的样机鉴定，但近5年没有供货业绩的单位，原则上需进行模拟件试制，除非能证明其完成的样机鉴定过程和结果完全满足核安全法规、标准规范和技术文件要求；
③没有供货业绩且未通过省部级以上机构样机鉴定的必须制作模拟件。
（3）泵、阀门、风机等能动设备设计、制造申请单位必须完成模拟件设计鉴定试验和出厂性能试验；
（4）国内持证单位申请小范围参数调整的情况：
①原许可范围上限尺寸规格或接近上限尺寸规格的核级业绩（近5年），同时申请的调整范围有大量常规业绩，不做模拟件；
②申请1E级电缆设计、制造或扩证单位按IEEE383-2003中的有关要求选择模拟件；
③模拟件施工图纸及制作技术要求可以由有资质单位出具，或申请单位根据核动力厂系统要求自行制定。
11.关键工艺环节：对最终的质量形成较大影响的工艺环节称为关键工艺环节。根据《民用核安全设备监督管理条例》规定关键工艺环节不能分包，必须由持证单位独立完成。其他在许可证中明确界定的由持证单位独立完成的工艺环节也不得分包。
12.资格许可的其他要求：
①民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验持证单位名称、地址、法人代表等信息变更，应在变更工商登记之日起20日内向国务院核安全监管部门申请许可证变更。
②民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验变更许可证规定的活动种类或者范围的，需要重新申请许可。
③民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验许可资质的有效期为5年，需要延续的，在许可证到期前6个月提出延续申请。
6.3特种工艺人员资格管理
1.如果一个工艺过程形成的质量不能通过最终的检查来确认的工艺，通过称为特种工艺过程。
2.在核级产品的制造过程中，特种工艺一般指焊接、无损检验和热处理。在核安全设备生产过程中，界定了两种特种工艺过程来进行规范管理，即焊接和无损检验。从事这两种工作的人员需取得国家核安全局颁发的资格证书。
3.民用核安全设备无损检验人员的资格等级分为Ⅰ级（初级）、Ⅱ级（中级）和Ⅲ级（高级）。资格考核按照不同等级、方法分别进行。
4.Ⅰ级无损检测人员可以承担下列工作：
①调整和使用仪器设备；
②在Ⅱ级或者Ⅲ级人员监督指导下，根据操作规程进行无损检验活动，并记录检验结果；
③依据标准对检验结果进行初步评定，但不得出具无损检验结果报告。
5.Ⅱ级无损检测人员可以承担下列工作：
①根据确定的工艺，编制技术操作规程；
②安装和校准仪器设备，具体实施无损检验活动；
③依据法规、标准和规范评价检验结果；
④编写和签署无损检验结果报告；
⑤培训和指导相应方法的Ⅰ级无损检测人员。
6.Ⅲ级无损检测人员可以承担下列工作：
①确定无损检验技术和工艺，监督和管理无损检验活动；
②依据法规、标准和规范评价检验结果；
③编制特殊的无损检验工艺；
④没有验收准则可供引用时，协助有关部门制定验收准则；
⑤培训相应方法的Ⅰ级和Ⅱ级人员。
7.无损检验活动以Ⅱ级或Ⅲ级人员为主操作，结果报告只能由Ⅱ级或Ⅲ级人员编制和审核。
8.无损检验人员的资格证有效期为5年，持证人员不得在2个及以上单位执业。
9.焊工、焊接操作工考试是向国家核安全局认可的考试中心提出申请，分理论考试和操作技能考试；证书有效期为3年，持证人员应每半年上报一次连续操作记录，不得在2个及以上单位执业。
6.4 进口民用核安全设备监管要求
1.《民用核安全设备监督管理条例》建立的境外民用核安全设备活动单位的注册登记制度，首次把境外单位纳入核安全监管范围。
2.《民用核安全设备监督管理条例》建立的进口民用核安全设备活动单位的安全检验制度，首次明确对进口民用核安全设备实施安全检验。
3.《进口民用核安全设备监督管理规定》（HAF604）适用于为我国境内民用核设施进行民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动的境外单位的注册登记管理以及进口民用核安全设备的安全检验。
4.境外单位应当事先到国务院核安全监管部门申请注册登记。拟从事核安全设备设计、制造、安装活动，应根据活动种类（设计、制造、安装）、设备类别和核安全级别提出申请。拟从事无损检验的应当按照无损检验方法提出申请。
5.注册登记确认书的有效期为5年，需要延续的，需在有效期届满前6个月重新提出注册登记申请。经注册登记的境外单位，变更单位名称、所在国家（地区）、住所或者法定代表人的，应当自其在所在国家（地区）变更登记之日起30日内办理变更手续。（国内单位变更是20日内）
6.营运单位应当自对外贸易合同生效之日起20个工作日内，向核安全监管部门及其派出机构提交书面报告。营运单位在民用核安全设备设计、制造、安装、无损检验活动1个月前，核安全监管部门及其派出机构提交书面报告。
7.民用核设施营运单位应当对进口民用核安全设备进行监造、装运前检验、监装、质量验收等。
8.国务院核安全监管部门及其所属的检验机构依法对进口民用核安全设备进行安全检验，安全检验可以采取独立检验或验证方式。
9.进口核安全设备到达口岸前条，民用核设施营运单位应当向国务院核安全监管部门及其所属的检验机构报检，并获取口岸检查放行单。报检提交的材料包括：
①进口民用核安全设备报检申请表；②注册登记确认书复印件；
③装箱清单；④产品质量合格证书。上述材料应当为中文或英文。
6.5 民用核安全设备活动监管要求
1.民用核设施营运单位对民用核安全设备的使用和运行安全负全面责任。不管如何委托，所有核安全重要活动都应该在核设施质量保证体系的控制之下，核设施营运单位都要承担最终核安全责任。
2.民用核安全设备设计、制造、安装单位应在设计、制造、安装活动开始前30日前，将项目设计、制造、安装质量保证分大纲和程序清单报国务院核安全监管部门备案。无损检验单位应在检验活动开始15日前，将项目质量保证分大纲和程序清单报国务院核安全监管部门备案。
3.民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验单位，不得将国务院核安全监管部门确定的关键工艺环节分包给其他单位。
4.核岛工程总承包活动中，包括设计（含管理）、采购、施工（含管理）、调试等活动，必须在合同中约定建造期间双方各自所应承担的安全、质量责任和义务，总包方负直接责任。
5.总包方能独立完成核岛及核安全设备的设计管理、采购和施工管理，且不能分包；总承包活动不转移、不减轻营运单位的全面核安全责任。
6.核动力厂营运单位应在签署核岛总包合同前1个月，将确认的核岛工程总承包单位上报国务院核安全监管部门备案。委托有经验及资质的第三方进行监理；监理活动应公正、独立、自主。核安全监管部门可对监理部门进行必要的监督检查和业务指导。
7.民用核安全设备持证单位每年4月1日前向国务院核安全监管部门提交上一年度评估报告。核安全设备相关活动开始30日前（无损检验活动开始15日前）向国务院核安全监管部门备案。设计、制造、安装持证单位在每季度开始第7个工作日前提交上一季度的活动报告。
8.民用核安全设备制造阶段的不符合项分为三类：一般不符合项、较大不符合项、重大不符合项。
9.一般符合项：制造过程不符合工艺规程、程序、验收要求。但满足法规标准及采购技术文件要求的不符合项。
10.较大不符合项：指1E级核安全电气设备及其核级零部件，以及核2、3级机械设备制造过程不符合相关法规标准或采购技术文件要求的不符合项。持证单位在10个工作日内书面上报生态环境部华北核与辐射安全监督站（简称华北站），根据华北站要求提交相关材料，并通报项目责任单位。处理方案提交项目责任单位备案或审查，其返工和返修的处理结果需得到项目责任单位的书面认可。
11.重大不符合项：指核1级机械设备及其核级零部件制造过程不符合相关法规标准或采购技术文件要求的不符合项。持证单位在5个工作日内书面上报国家核安全局和华北站，根据国家核安全局和华北站要求提交相关材料，并通报项目责任单位。处理方案提交项目责任单位备案或审查，其返工和返修的处理结果需得到项目责任单位的书面认可。
12.《民用核安全设备监督管理条例》规定，核安全设备使用的标准应经国务院核安全监管部门认可。
6.6 民用核安全设备活动监管中的几个特殊问题
1.核安全设备鉴定包括设备的抗震鉴定和设备的环境鉴定，只有经过设备鉴定合格的设备，才能用于核设施。设备鉴定是常规设备过渡到核安全级设备的重要一环。
2.设备鉴定的过程是，首先对核设施设备按照安全重要性确定安全分级，凡是安全1、2、3级机械设备和1E级电气设备（另外还包括一些是非安全级但对安全重要或其损坏会危及安全级设备的设备）均应列入其中，然后对设备进行设备鉴定。
3.设备鉴定可以采用：分析、试验、经验反馈方法进行。
①对于环境鉴定一般采用试验方法进行。
②抗震鉴定原则：对于能动的安全级机械设备和1E级电气设备应采用试验方法（机械尺寸较大的可以使用分析，数学模型必须精确，并经过核安全审查）。设备的合格鉴定试验在原型样机上进行。
③不同核动力厂应有不同的鉴定要求，不存在通用的核安全设备合格鉴定。
4.重大质量问题包括重大不符合项和严重有损于质量的情况。
5.对于严重的有损于质量的情况，大纲必须对查明起因和采取纠正措施做出规定，以防止其再次出现。对于严重的有损于质量的情况，必须用文件阐明其鉴别、起因和所采取的纠正措施，并向有关各级的管理部门报告。
6.出现重大质量问题时，有必要组织质量保证体系的监督检查。仅从技术上不能根本解决问题，根本原因通常是没有切实有效实施质量保证要求。
7.对于不符合项的审评一般只审查申请单位提交的不符合项的报告核处理方案，对于重大不符合项还要到产生不符合项的场所进行调查了解。对于严重有损于质量的情况报告，其内容也应基本相同。
8.核电厂在役检查无损能力验证是指通过对无损检验涉及的程序、设备、人员进行综合评价，减少无损检验过程中发生缺陷漏检或误判的可能性，提高无损检验结果的准确性和可靠性，降低核电厂运行安全风险。
9.当前国际上主要有两个能力验证考核体系：美国PDI体系；欧洲ENIQ体系。
10.我国2008年依托秦山二期扩建工程和岭澳二期等项目，正式启动能力验证工作，经历了相互验证及独立验证两个发展阶段。
11.我国能力验证参照欧洲ENIQ将验证流程分为：验证方案审查、检验程序和技术规格书等文件审查、盲测试块设计、设备功能测试、检验程序和设备明测、检验人员盲测等环节。参照法规RSEM规范将检验项目分为：特殊验证、综合验证、常规验证、不需验证和专家论证5类。
七、核燃料循环设施核安全监督管理
- 了解铀矿开采和加工的辐射安全监督管理、核燃料加工、处理设施的辐射防护、核燃料加工、处理设施的临界安全、非核燃料循环装置的其他安全和环境问题。
7.0 引言
1.核燃料循环设施核安全监督管理包括：铀矿勘探开采和加工的辐射安全监督管理；核燃料加工、处理设施的辐射防护、核临界安全和化学安全的安全监督管理。
2.核燃料循环设施根据放射性物质总量、形态和潜在事故风险或后果进行分类。按照合理、简化方法，分为四类：
（1）一类：具有潜在厂外显著辐射风险或后果，如后处理设施、高放废液集中处理、贮存设施；
（2）二类：具有潜在厂内显著辐射风险或后果，并具有高度临界危害，如乏燃料离堆贮存、混合氧化物（mox）元件制造；
（3）三类：具有潜在厂内显著辐射风险或后果，或具有临界危害，如铀浓缩、铀燃料元件制造、中低放废液集中处理、贮存设施；
（4）四类：仅具有厂房内辐射风险或后果，或具有常规工业风险，如天然铀存化/转化设施，重水堆元件制造等。
3.铀矿勘探开采和加工是辐照剂量最高、三废产量最大、环境影响较重的单独一类设施。
4.铀纯化（精制）和元件加工工序是整个循环中废物量最少、放射性水平较低、对工作人员及环境污染危害较低的环节。
7.1 铀矿勘探开采和加工的辐射安全监督管理
1.铀矿勘探、开采和加工，工作环境差、自动化水平较低，是核燃料循环系统中辐射危害大、剂量高和安全事故多的环节。
2.铀矿工集体受照剂量占整个核燃料循环总集体剂量的67.8%；铀矿环境公众剂量占整个循环公众环境剂量的91.5%；其中辐射贡献最大的是氡及氡子体，在矿工中占比96%，公众中占89.8%。
3.铀矿勘探开采和加工主要危害因素是：氡及氡子体，放射性铀矿尘和长寿命放射性气溶胶、γ外照射、表面放射性污染、共生和伴生元素危害、三废环境污染。
4.氡及氡子体：
（1）氡：Rn，原子序数86，质量222，无色无味无臭放射性惰性气体，易溶于水和有机溶剂，最后一代衰变字体为稳定的铅206Pb；
（2）氡子体危害远大于氡，90%氡可在其衰变前呼出体外，只有40%子体被呼出，60%滞留；
（3）氡被国际定性为A类致癌物质，是引发肺癌的第二大因素，在人类受照剂量中占56%。
5.铀矿勘探开采和加工人员剂量限值：
铀矿工作人员有效剂量约束值连续5年得平均有效剂量（不可追溯性平均）为15mSv/a，
特殊情况下，1年有效剂量约束可高于15mSv/a，但不得高于20mSv/a。
6.环境标准：铀矿开采和加工矿冶环境公众的受照有效剂量约束值为0.5mSv/a。
7.居民室内氡200-400Bp/m³，上限用于已建住宅氡持续照射的干预，下限制用于住宅氡持续照射的控制。
8.县级以上人名政府环保行政主管部门，对本行政区域内铀矿开发利用中放射性污染防治进行检查。
9.铀矿勘探开采和加工辐射监督管理要求和责任：
（1）需履行国家相关规定施行许可证制度；
（2）选址、建造、运行、退役等活动，必须严格遵循和执行相关的国家、行业相关技术规范和标准；
（3）配套的安全设施和辐射防护措施，“三废”处理设施，以及放射性污染防治和环保设施，必须与主体工程同时设计、同时施工、同时投入使用。
（4）应当对全部作业场所和岗位，对产生的放射性气态和液态“流出物”，以及单位周围的环境实施监测，并定期向环境保护行政主管部门报告检测结果。
（5）产生铀矿石、尾矿（渣）的单位，必须建造专用的铀矿石场和尾矿（渣）库，满足相关法规标准的要求，确保长期安全稳定。
（6）应当考虑有利于将来退役治理的有关问题。
（7）运输铀矿石、天然铀产品、放射性废物的，应严格执行相关放射性物质运行的规定和标准。
7.2铀矿勘探开采和加工的辐射防护
1.我国铀矿开采初期，主要采用通风稀释控制氡；20世纪70年代后由于法规标准严格，目前主要采用综合降氡法，主要有：
（1）通风将氡，根据氡及子体总析出量和浓度设计通风量；（2）密闭氡源，密闭废旧巷道和采空区；
（3）喷涂防氡保护层；（4）控制入风流污染；（5）排出矿坑水；
（6）正压通风；（7）分区通风；（8）清除堆积的铀矿石。
2.矿石氡射气系数（f）随矿矿石含水率在14%-17%之间出现峰值；氡析出是镭按指数规律衰变产生，氡也将按指数规律衰变。
3.常规铀矿井降氡方法：根据铀矿通风特点和要求，采用综合防护措施降低矿井氡及氡子体浓度。
4.铀矿勘探开采的综合防护：
（1）铀矿尘防护防护措施：凿岩设备装设水雾；爆破孔采用水封爆破；出渣、搬运过程喷雾洒水；巷道重要部位安设水幕；定期清扫巷道；工作人员佩戴高效过滤口罩。
（2）γ外照射防护措施：铀品位大于1%就要考虑γ辐射防护，20%品位矿石γ外照射剂量可达20mgy/h。主要措施是：穿戴好劳保用品，减少作业时间，无关人员远离高品位铀矿体。
（3）表面污染防护措施：工作人员上岗前必须在卫生闸门更换衣服；离岗前在卫生闸门淋浴去污（效果可达85%），表面监测合格后方可离开；工作服去污效率可达70%。
5.铀矿选冶厂生产过程前段主要危害是：铀矿尘、氡气、γ外照射；后段主要危害是：铀化合物、放射性表面污染和酸碱蒸汽。
6.铀矿选冶厂主要是做好负压通风、分区通风、密闭、除尘、去污等工作。
7.选冶加工防尘措施
（1）密闭矿尘发生源：局部密闭、整体密闭、大体积密闭；（2）密闭设备内部通风：负压、防止外溢；
（3）湿式作业：加水7%-12%较为适宜，马克尼喷嘴，圆锥形水雾；（4）加强排尘净化。
8.选冶厂的降氡主要采取通风排氡措施。
9.选冶车间全面换气原则和次数：各作业场所放射性物质最大日操作量及放射性场所级别选定为6-10次换气。
10.铀矿石加工过程中基本都是在密闭设备中进行，β防护可不必考虑；但在进行管道、容器检修是需注意β防护，佩戴防护眼镜，保护眼晶体。
11.铀选冶厂的γ辐射只有在铀品位大于1.0%时才应考虑γ射线外照射防护问题，防护措施是：加强机械化、自动化水平，减少人员的直接接触（距离、时间防护）。
12.铀选冶厂的β辐射主要存在于铀水冶加工的后半部工序，防护措施是：设备内部检修时，应佩戴防护眼镜，防止对眼晶体的损伤。
7.3 铀矿勘探开采和加工的环境保护
1.控制矿井氡浓度主要措施：一是采矿工艺选择；二是矿井通风防护。其中矿井通风防护是铀矿通风降氡的最主要手段。
2.洒水和洗壁是减少矿山粉尘的重要措施，加湿矿石的含水量达10%时，可以降低氡析出量的70%。
3.铀选冶厂废气的治理的总体要求是：
（1）合理选择场址；（2）厂房内工艺设备采取有效的密闭和通风净化措施；
（3）烟囱设计安全可靠的排放高度；（4）加强对密闭通风设备运行的安全检查；（5）加强对环境大气的监测。
4.铀选冶厂废气的治理的技术措施是：
（1）设备密闭；（2）通风净化；（3）滤材净化氡子体：滤材除氡可到60%以上。
（4）湿法作业：湿法作业是一种简单、方便、经济有效的防尘措施；
（5）吸收法：对常规水冶中硫酸雾，可用10%的NaOH或10%的氨溶液吸收，采用洗涤塔、泡沫塔和填料等设备；铀纯化产生的氮氧化物可用水吸附后再用一级尿素吸收。
5.矿井勘探开采和加工产生的液态废物包括：矿井水、水冶工艺废水、尾矿库废水、废石场和尾渣库的渗漏水。最主要的是矿井水、水冶工艺废水、尾矿库废水。
6.水体保护的主要方法有：
（1）清污分流减少废水量；
（2）矿井水复用及工艺废水循环使用；
（3）废水处理：具体技术包括，
①物理法（沉降、过滤、蒸发等）；
②化学或物理化学法（化学沉淀、离子交换、渗析等）；
③生物法（细菌、曝气池等）。
7.目前我国主要采用化学沉淀、离子交换、电渗析等方法进行废水处理，其中离子交换应用最普遍。
8.堆浸废水中含有大量的铀、镭、砷、镉等重金属有害物质，以及化学有害物质，这些废水流入地表、地下水体及农田，会造成环境污染。
9.堆浸废水的主要处理方法：
（1）石灰中和法，除铀等杂质；
（2）二氧化锰吸附法、高锰酸钾活化锯末法、重晶石吸附法、硫化钡沉淀法除镭；
（3）污渣循环法，通过沉淀除铀、镭、重金属、砷等。
10.减少废水对环境影响的主要措施有：提高循环利用效率，减少废水排放量。
11.地下水复原技术措施：
（1）地下水清除法：不断抽取污染的地下水；
（2）反渗透法：将污染的地下水抽出到地表经反渗透装置进行净化处理；
（3）自然净化法；
（4）还原沉淀法：将还原剂H2S注入含水层，能有效还原和沉淀重金属元素，是目前比较有效的处理方法，缺点是又将新的化学试剂注入了地下含水层。
12.铀矿勘探开采和加工产生的固体废物影响面广、危害最大的是铀废石和尾矿。
13.尾矿库事故具有较大的危害性，在世界100种重大灾害中被列为第18位。
7.4 铀矿冶设施退役（关闭）治理（处置）及长期监护
1.我国铀矿勘探开采和加工工业具有如下特点：
（1）影响范围广；（2）铀矿冶废物辐射潜在危害大时间长；
（3）放射性危害与非放射性危害同时并存；（4）铀废石矿、尾矿库关闭处置受自然和社会影响因素多。
2.退役治理基本原则和退役治理技术政策：
（1）以人为本，生态文明原则；（2）废物最小化原则；
（3）科学态度、实事求是原则；（4）百年大计，质量第一原则；（5）清洗去污，物尽其用原则。
3.铀矿冶设施退役（关闭）治理（处置）程序主要有：前期准备、施工管理、竣工验收、工程移交和长期监护。其中，竣工验收分为预验收和竣工验收。
4.退役（关闭）环境治理（处置）目标：保护广大公众健康和环境安排，严格控制由于铀废石场和尾矿库引起环境恶化给后代造成不适当负担。
5.铀矿冶设施退役环境治理的技术政策：全面规划、突出重点、因地制宜、安全可靠、经济合理
6.根据矿冶退役设施的性质和特点，采取的处置措施：封闭（堵）、覆土（回填）植被、清洗去污。
7.废石、尾矿表面覆盖隔离层的设计应考虑多重防护作用，典型铀矿滩面覆盖隔离层应包括防氡层、排水层、生物阻挡层、砂滤层、土壤生长层和侵蚀阻挡层，以确保防氡效果。
8.目前认为对尾矿渗出水处理效果较好的方法主要是：中和氧化沉淀曝气法（PH值控制在10左右，曝气时间20-30min）。
9.废石场、尾矿（渣）库稳定化的主要方法：
（1）物理稳定法：覆盖岩石、泥土或渣土，喷水；（2）化学稳定法：用化学物质与尾矿砂反应，形成抗风防水的硬壳；
（3）植被稳定法：植被或种植作物；（4）综合稳定法。
10.我国规定铀废石场、尾矿库治理后的工程达到长期安全稳定，222Rn析出率不超过0.74Bq/（m2·s），在工程验收移交后对工程安全有效性进行长期监护。
11.放射性污染废旧金属去污方法主要有：化学表面去污法、金属熔炼去污法。
7.5核燃料加工、处理设的施辐射防护
1.所有核燃料加工、处理设施在建造、运行、退役期间都要制定一个完善的辐射防护大纲。
2.辐射防护要遵循辐射防护实践的正当化、辐射防护的最优化、个人剂量限制三项基本原则；要保证工作人员受照剂量低于《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB18871-2002）。
3.辐射防护大纲应包括：辐射安全设计、辐射安全监测、辐射安全措施等主要内容。
4.辐射安全设计：
（1）设施分区布置，工作场所分为放射性工作场所和非放射性工作场所，放射性工作场所分为控制区、监督区。
（2）设施密封原则，厂房密闭，易泄露的房间要设置单独房间。
（3）气流组织，负压，保证风从低剂量区流向高剂量区，在容易产生放射性气溶胶的部位应设置局部排风系统。
（4）人流控制，设置卫生通过间，人员出入淋雨及手脚表面污染检测。
（5）辐射屏蔽和污染控制。
（6）防火防爆措施，配备足够防火防爆器材，严格执行防火规范。
（7）事故应急措施，运行前制定，并进行人员培训和考核。
5.铀浓缩厂主要工作物质是UF6，主要污染物是铀及氟化物。
6.UF6辐射危害主要是α辐射及铀衰变系的β和少量r，所以主要是防止吸入体内造成内照射危害。
7.按照GB18871规定将放射性工作场所分为：控制区（如供取料厂房、排风机房等）、监督区（如质谱分析间、剂量监测室、放射性厂房的生活间与走廊等）。
8.职业照射监测的主要内容是：空气监测；外照射监测；个人剂量监测。
9.环境安全与公众剂量估算包括：流出物监测；环境监测；公众剂量估计。
10.燃料元件加工厂曾多次发生UF6泄漏事件或事故，主要发生在UF6气化岗位。
11.后处理厂的处理对象是乏燃料，具有极强的β、γ和中子辐射。辐射防护设计的主要内容辐射安全、辐射屏蔽和辐射剂量监测。
12.降低工作人员职业辐射的防护措施：分区及出入控制；密封与通风；设备、材料选择；设备布置、检修与去污；远距离测量和控制；屏蔽；辐射剂量监测。
13.降低公众受照射剂量的防护措施：
（1）选择合适的厂址；（2）设计多重屏障；
（3）事故预防和应急；（4）妥善治理三废。
14.后处理厂需要屏蔽的主要是β辐射、γ辐射和中子辐射。
15.后处理厂放射性厂房按照四区划分：白区、绿区、橙区、红区。
7.6 核燃料加工、处理设施临界安全
1.中子链式反应及临界：一个中子使235U产生裂变，后者通常分裂成两个碎片，同时释放出能量，还伴随平均放出2.5个中子，裂变产生的中子又会与235U核发生反应，引起核裂变，如此继续下去，就形成中子链式反应。
2.第二代235U吸收的中子数与前一代被235U核吸收的中子数之比，叫做增殖因子。考虑了泄漏后的增殖因子，称为有效增殖因子（keff）。当keff=1，系统就能维持自持链式反应，达到临界。因此，临界条件就是keff=1。
3.影响临界安全的因素：
（1）易裂变核素和可转换核素份额；（2）易裂变核素质量；（3）容器的几何条件和容积；
（4）易裂变核素在溶液中的浓度；（5）慢化剂性质和浓度；（6）易裂变材料周围反射层的性质和厚度；
（7）中子毒物性质和浓度；（8）燃料-慢化剂-中子毒物混合均匀性；（9）两个或多个易裂变材料在容器间的相互作用。
4.对于组分确定的燃料，保证次临界的最简单和最严格的条件是控制上述（2）（3）（4）三项因素，即分别施行易裂变核素的质量控制、盛装易裂变材料的容器的几何控制、易裂变材料在溶液中的浓度控制，这种方法叫做“易裂变核素单参数临界安全极限法”。
5.易裂变核素单参数临界安全极限法的优点是：可给出确保次临界的质量、尺寸、体积、浓度的最大值。缺点是只能小批量处理，能应用的设备也小。
6.燃耗信用制：燃耗测量是采用燃耗信用制的关键步骤，测量方法有中子发射法、γ射线能谱法、γ射线法。
7.铀富集厂核临界安全的特点
（1）易裂变材料时单一的235U，其富集度范围在0.2%-90%以上，当富集度大于1%是，就存在核临界安全问题。
（2）工艺主机级联中大量气相UF6虽然不存在临界问题，但该介质易溶于液体，铀水混合一定比例时候容易临界。
（3）主机级联厂房及检修厂房供取料厂房无辐射屏蔽层，回收再生厂房虽有部分间隔，但屏蔽效果不大。
8.核临界控制的手段：
（1）几何控制：限制工艺设备的几何尺寸和形状，例如使用容积小于5L的容器盛取高富集度的产品。
（2）质量控制：限制设备和系统内易裂变材料的质量，考虑双批投料的可能，清洗槽和杨液器中溶液的235U含量不大于350g。
（3）浓度控制：限制溶液中易裂变材料的质量浓度，如混合澄清槽、清洗槽、扬液器中溶液的235U浓度不大于5g/L。
（4）富集度控制：按不同富集度不同分别制定核临界安全限额。
（5）慢化控制：限制可能进入含铀物料的含氢漫画集的质量。例如系统冷却由水冷改风冷，限制与慢化材料的接触。
（6）间距控制：限制容器之间的距离不得小于一定值，以防产生临界。
（7）毒物控制：使用中子吸收材料，例如在处理接近或者超过临界量的含235U的溶液反应器中设置镉片。
9.乏燃料贮存密集化：高密度贮存方式可以将容量密度从4.2tHM/㎡提高到12tHM/㎡（HM-重金属，指燃料中辐照前铀和钚的量），密集化措施有：
（1）将燃料组（元）件在水下由单层改为双层排列；
（2）将组件拆解成元件单棒排列；
（3）水中加入可溶的中子毒物；
（4）水池或格架中设置固态中子毒物。
10.乏燃料贮存时必须做临界分析，临界分析时应采用双偶然事件原则。通常乏燃料阵列Keff限值取0.90，有时为了提高容器容量，也可取0.95。
11.乏燃料后处理厂是核燃料循环中典型的堆外操作、加工、处理易裂变材料的核设施，在其设计、运行和管理中核临界安全控制占有特殊又重要的地位。后处理厂不仅含有235U，而且有相当含量的钚。因此，该类设施的核临界安全控制应尽可能采用几何控制；对于不能采用几何控制的大型设备，则应采用可溶的或固定的中子毒物控制。
12.临界控制的设计要求：对于设置重屏蔽，后处理厂设计上遵循双偶然原则；对于无重屏蔽的场合，则应遵循三重偶然原则。
13.主要工艺步骤的临界控制：
（1）燃料剪切：通过控制剪切组件数量防止临界。
（2）燃料溶解：临界反应性在溶解过程中达到峰值，此时应通过多重手段控制，并应加入硝酸钆作为可溶性中子毒物。
7.7 核燃料加工、处理设施的化学安全
1.UF6是铀浓缩厂主工艺系统的工作物料，对于操作物UF6物料的岗位，温度控制对于安全生产起着很重要的作用。
2.核燃料循环加过过程中经常使用的有机试剂（TBP/煤油等）；无机试剂（酸碱等）。
3.UF6物理状态与其压力、温度有关，三相点为0.15MPa，64.1℃。其从固体到液体过程中体积膨胀25%，所以温度控制对其安全生产很重要，相关容器必须留有足够空间。
4.国标规定废气处理后氟化物排放浓度9mg/m³，废液为10mg/L。
5.美国制定了氟化物化学毒性防护行为准则PAC将氟化物对人体健康影响分为四级：0级（对人体健康无不利影响）；1级（轻微、短暂影响）；2级（产生不可逆或严重健康影响）；3及（可能危及生命）。
6.氢气的爆炸极限是4%-75%（体积），工艺过程中防止氢气爆炸的主要措施是对氢气浓度实施连续监测报警和引入稀释空气（如氮气），保持氢气浓度低于爆炸下限（4%以下，后处理厂一般控制在2%以下）。
7.锆屑主要是防止燃烧、爆炸：微米级颗粒可自然（2.54×10-3mm）；粒径大于1.27×10-2mm，可在火焰中燃烧；粉尘微粒小于6.2×10-2mm可强烈爆炸。
8.后处理厂通常使用的溶剂有两种：30%TBP-煤油和5%TBP-煤油。防止溶剂着火主要是防止发生泄漏，系统温度保持在70℃以下，隔绝火源。
9.”红油”是硝化的TBP和铀、钚等重金属复杂化合物，极不稳定，130℃强烈分解爆炸；该类事故主要是发生在各类蒸发器中，所以需保持蒸发器压力在0.3MPa，系统温度控制在130℃以下。
7.8后处理设施物项分级与事故防范
1.后处理厂的物项按照性质划分为：化工设备、机械设备、电气设备、建（构）筑物四类。
2，放化安全等级划分：①放化安全级，化工设备细分为放化1级（RS-1）、放化2级（RS-2）；②非安全级（NR）；③有特殊要求的非安全级物项NR（S）。
3.抗震等级分类：①Ⅰ类抗震物项，按照SL-2地震动设计和论证，应能在SL-1地震动下保证可运行，在SL-2地震动下应能够保证安全功能（完整性和/或可运行性）；②其他抗震类物项（NA）。
4.质量保证等级划分：①质量保证QA1级；②质量保证QA2级；③质量保证QA3级；④非核质量保证级QAN。
5.典型事故：后处理厂工艺设备室中核临界事故、后处理厂的“红油的产生及引起爆炸”。
6.针对后处理厂工艺设备室中核临界事故：
（1）临界安全预防设计原则：包括几何控制、质量控制、浓度控制、慢化条件控制和中子毒物控制，首选几何控制，或者以保证几何良好为前提与其他控制原则结合使用。
（2）事故探测：一旦发生临界事故，工厂内各关键部位上至少有两个探测器会立即报警。
（3）预防和纠正：后处理厂设计中，对易裂变材料可能发生临界的关键部位，设置了中子探测装置，另外还设置了γ报警装置，共同探测临界事故的发生。
（4）我国在早期的后处理厂设计中规定，凡潜在临界事故的工艺设备室的四壁和顶部防护屏蔽墙厚不小于800mm混凝土。
7.针对后处理厂的“红油的产生及引起爆炸”事故：
（1）“红油”是亚硝基化合物，其红色是亚硝基化合物在稀释剂中的颜色，当混合物温度超过130℃时，“红油”易发生爆炸性分解反应，红油的爆炸只有在温度超过139℃条件下才有可能发生。
（2）“红油”爆炸是由于在蒸发器中“红油”的形成和积累，温度高于135℃时形成的热失控反应，导致蒸发器严重超压所致。
（3）不同事件和事故的反馈表明：在后处理厂浓缩或蒸发操作时，应全面控制待浓缩的水相溶液中有机相含量、蒸发物料的温度以及蒸发器的排气卸压条件。
八、核材料管制与核设施实物保护
1.核材料安全：一方面防止破坏，造成放射性环境污染；一方面防止偷盗、非法转移、非法使用。
2.在整个核燃料循环过程中，铀的浓缩、元件制造、乏燃料运输、贮存和后处理过程是核材料最易流失的环节，应严加防范。
3.核反应堆工程主要是防止破坏，循环设施主要是防止偷盗、非法转移、非法使用。
8.1 核材料管制的目的、基本要求和采取的政策
1.核材料：源材料（不包括钍）、特种可裂变材料、氚、锂-6及含有上述物质的材料和制品都称为核材料。
2.直接使用的核材料：不需经过核素转换或进一步富集就能用于制造核爆炸装置的核材料。例如高富集度的235U、233U、238PU含量低于80%的钚；以及含有上述物质的化合物、混合物，（如铀-钚混合氧化物元件）和乏燃料中的钚。
3.间接使用的核材料：除直接使用核材料以外的所有核材料，例如天然铀、贫铀、低富集度铀和钍。
4.确保核材料的安全与合法利用，防止被盗、破坏、丢失、非法转让和非法使用。保护国家和人民群众的安全，促进核能事业的健康发展。
5.防范有预谋的核走私和极端恐怖集团的袭击，以及恐怖分子利用核材料进行恐怖活动，也是核材料管制的目的之一。
6.核材料管制的基本要求是：
（1）保证符合国家利益及法律规定；
（2）保证国家和人民群众的安全；
（3）保证国家对核材料的控制，必要时国家可以征收所有核材料。
7.核材料安全也是通过制定核材料管制法律和实行许可证制度以及严格的监督来保证。
8.根据“安全第一，预防为主”的方针和国际惯用的对核材料“看住、发觉、追回”的纵深防御思想，对核材料管制所采取的主要对策是：
（1）实物保护。实施技防措施和人防措施相结合的方法，达到“看住”核材料。不让核材料丢失或破坏或非法使用。
（2）核材料衡算与控制。通过核材料进出量的严格控制，定期盘存和衡算，及时“发觉”核材料的丢失。
（3）制定应急行动计划（又叫紧急情况的处置方案）。一旦发觉核材料丢失，根据预先制定的应急计划，采取措施，全力侦破，“追回”核材料。
8.2 核材料衡算管理
1.实物保护难以发现在正常的核材料活动掩护下的一些非法转移，以及内外勾结的少量多次转移或偷盗。采取核材料衡算的办法可以及早发现这种非法的转移或偷盗。
2.核材料衡算管理概括为三部分：①记录报告系统；②衡算计算方法和评价；③监督大纲和程序。
3.记录报告系统为核材料衡算管理、为核材料衡算系统的核查提供所需要的一切信息和数据。为此，记录报告系统必须做到真实性、准确性和及时性。数据的可追溯性、技术支持文件的系统完整性是设计记录报告系统的重要指标。如果失去数据的可追溯性，即认为出现反常现象，这意味着极可能发生了核材料丢失或非法转移。为此，要及时做好物料盘点、建立账目。
4.核材料衡算管理分为：件料核设施（例如各种反应堆）和散料核设施（例如元件制造厂、离心分离厂和后处理厂等）。
5.件料核设施是以点件数、核对标识符和辅以定性检验来实现核材料衡算控制，可以说不依靠测量系统提供衡算数据。
6.散料核设施的核材料衡算必须建立在测量系统提供的测量数据基础上。衡算系统必须建立，对于无法及时达标的衡算系统，可以在许可证中规定达标期限。
7.核材料衡算采用闭合平衡的方法。所谓闭合是指在实物盘存中每一项的物料量必须是实测值，而所用测量系统的误差必须是已知的。
8.核材料平衡是指加工生产过程中，核材料的不平衡差（MUF，无名损失量）必须在法规限定的标准误差的2倍范围内，否则就认为核材料未达到闭合平衡，有可能存在核材料的丢失、盗窃和非法转移。
9.核材料的不平衡差（MUF，无名损失量）又称为“核材料不明量”，实际上它等于账面物料存量与实务盘存量之间的差值，MUF是核材料衡算管理好坏的量度，也是监管部门评估核材料管理的关键性定量指标。
10.件料设施MUF值一般为零；散料设施一般不为零，原因是测量误差、未测的存留量和未测的损失量等。核材料不平衡差的计算公式如下（单位kg）：MUF=X-Y+PB-K-PE
- MUF表示不平衡差X表示周期内调入量,Y表示周期内调出量,
- PB表示期初存量,K表示已知损失量,PE表示衡算周期期末存量
11.为了能及时发现核材料丢失，还需要根据核材料性质规定衡算周期。因为核材料管制是以核不扩散为目标，因此衡算周期要保证使觉察时间小于转换时间。转换时间和时效目标值相当，规定觉察的最小转用速度为每年一个显著量。
12.高浓缩铀、钚的衡算周期为2个月；核动力厂、及元件加工厂的衡算周期每年至少一次。
13.轻水反应堆达到一个核材料显著量应为10-15个新燃料组件或5-6个乏燃料组件。
14.为了核材料衡算管理的方便，一个衡算单位往往划分为若干个核材料平衡区。平衡区划分的原则是：
（1） 平衡区的划分应尽量与实体边界相一致；
（2） 平衡区的大小应有利于核材料的准确测量和行政管理；
（3） 平衡区的划分应充分采用封隔／监视系统，以减少测量工作量和保证物流测量的完整性；
（4） 衡算的方法是清点件数还是测量；
（5） 物料平衡计算可能达到的精度和衡算报告的简易性；
（6） 充分考虑企业商业敏感数据的保密性。
15.在核材料转移交接地点设物流关键测量点，在贮存或实物盘存点设置盘存关键测点。
16.核动力厂一般采用单一的核材料平衡区（MBA）结构，设立3个关键测量点（KMP），即新燃料贮存库、堆芯和乏燃料贮存池；每个堆划分为一个MBA。