HAD 103-12-2012 核动力厂老化管理

核电厂老化和寿命管理(DNMC戴忠华)

核电厂老化和寿命管理 戴忠华刘鹏 大亚湾核电运营管理有限责任公司(DNMC) 518124 摘要本文概述了IAEA对核电厂老化管理的基本要求和所推荐的实施老化和寿命管理的方法；介绍了DNMC实施老化和寿命管理的工作方法和实践。文章指出老化和寿命管理工作首先要将精力集中在核电站的关键设备上，然后逐步扩大范围；并且随着经验数据的积累，工作重点逐步由老化机理理解、敏感部件筛选向老化趋势分析和寿命评估转变。 关键词核电厂老化寿命管理 1.概述 通常，核电站的设计寿命为40年。目前，一些国家早期建造的核电站已经接近它的设计寿命，为了延寿到60年寿命，必须对核电站进行全面的安全和经济评估，以及相关的改造。但是，仍然有一部分核电站由于在建造和运行阶段，没有实施良好的老化管理，而被迫退役，例如美国，这部分退役的核电站将占美国核电站总数的20％左右。 从而，20世纪80年代后，如何在核电站实施有效的老化和寿命管理成为了一个国际关注的课题。各个国家都在这方面注入了大量精力进行研究和改进，对于保证核电站安全裕度、挖掘核电站的经济潜力、提高核电竞争力方面做出了重要贡献。其中，IAEA为了规范化老化和寿命管理工作，在吸取了各个国家的的良好实践后，归纳和总结出了一套系统的老化和寿命管理方法，并且编写成了技术导则，为国际上老化和管理的开展奠定了坚实的基础;美国NRC制定了一系列法规要求，为核电站老化管理提出了明确具体的要求，规范核电站老化管理工作的开展。 在十年安全审查中，大亚湾核电按照核安全局的要求，对核电站的老化管理状况进行了认真的审查，通过本次审查中发现的不足，结合国际先进的经验和良好实践，开展了一系列活动，以求不断完善核电站老化和寿命管理体系。 2.老化和寿命管理的方法 IAEA核电厂寿命管理技术工作组（TWG-LMNPP）依据成员国的建议，推荐实

核动力厂营运单位的应急准备和应急响应

附件5 《核动力厂营运单位的应急准备和应急响应 （征求意见稿）》等三个核安全导则修订说明 一、修订背景 现行《核动力厂营运单位的应急准备和应急响应》（HAD002/01-2010）、《研究堆应急计划和准备》（HAD002/06-1991）、《核燃料循环设施营运单位的应急准备和应急响应》（HAD002/07-2010）自发布以来，在核动力厂、研究堆、核燃料循环设施营运单位场内应急预案的编制、审查、应急准备和应急响应的监督管理中发挥了很好的作用。通过多年的核应急工作实践，我国在核动力厂、研究堆、核燃料循环设施营运单位的场内应急准备和应急响应方面已积累了一定经验；在上述导则发布后，我国制定和发布了若干与核动力厂、研究堆、核燃料循环设施应急准备和应急响应相关的法律、法规、部门规章、标准、技术文件，特别是随着2016年《核动力厂设计安全规定》（HAF102-2016）、2017年《中华人民共和国核安全法》的发布，相关法律、法规等文件提出了与上述导则在某些方面不同或更高的要求；在实际工作中，我们也发现上述导则存在某些不足。与此同时，国际上对核动力厂、研究堆、核燃料循环设施的应急预案、应急准备和应急响应提出了若干新要求。 —120—

为使核安全导则与我国已发布的核应急法律、法规、标准等文件保持一致，更加符合我国核动力厂、研究堆、核燃料循环设施特点，满足核应急工作新需求，同时也尽可能反映国际上相关领域新变化和新要求，生态环境部（国家核安全局）开展了本次导则修订工作。 二、修订依据 《中华人民共和国核安全法》 《中华人民共和国放射性污染防治法》 《中华人民共和国突发事件应对法》 《民用核设施安全监督管理条例》 《核电厂核事故应急管理条例》 《核动力厂设计安全规定》 《国家核应急预案》 三、修订工作思路 （一）适应我国法律、法规和部门规章。全面调整三个导则中与《中华人民共和国核安全法》不适应的内容，借鉴了《核动力厂场内应急设施设计准则》（NNSA-HAJ-0001-2017）及《核动力厂场内应急计划标准审查大纲》（NNSA-0180）中的相关规定。借鉴《核动力厂设计安全规定》（HAF102-2016）对《核动力厂营运单位的应急准备和应急响应》中的部分内容进行了修订。 （二）反映福岛核事故后核应急工作新要求。根据《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求(试行)》，修订和细化了《核动力厂营运单位的应急准备和应急响应》中关于外部自然灾害（气象、 —121—

07核电厂堆芯的安全设计

07核电厂堆芯的安全设计 3、2、3二氧化碳由于二氧化碳的密度和中子吸收截面均较小，其温度和压力变化对反应性的影响可以忽略。 3、3慢化剂慢化剂的选择和燃料在慢化剂中的配置，应以中子经济性最佳化的需要（及由此引起的燃料耗用量最佳化的需要）和满足工程上的要求为依据。主要堆型采用轻水、重水或石墨作为慢化介质。 3、3、1轻水轻水在压水堆和沸水堆中都同时用作慢化剂和冷却剂。这两种功能不能机械地分割。因此 3、2和 3、2、1中关于添加剂、反应性特性、辐照效应等方面的讨论对二者都适用的。 3、3、2重水在重水冷却和慢化的压力管型反应堆中，慢化剂和冷却剂之间有排管容器的排管和压力管把慢化剂和冷却剂分隔开。有时，慢化剂可能含有可溶性中子吸收剂，用于反应性控制或停堆后的反应性抑制。慢化剂还用于冷却各种反应堆构件，如排管容器本身，仪表支承结构、反应性控制装置及其导向管。尽管压力管和排管破裂的可能性极小，但不能完全排除此种可能。发生爆管致使重水冷却剂射入慢化剂区域时，部分慢化剂被冷却剂所取代。如慢化剂中含有吸收剂而冷却剂不含吸收剂，发生上述替代时堆芯反应性就有可能上升。停堆系统的设计必须提供手段使得在发生这一事故时仍能保持停堆状态。反应堆的结构设计中必须考虑慢化剂的流动和温度（例如水力、温差等）的影响。在重水冷却和慢化的压力容器型反应堆中，堆芯区的慢化剂与冷却剂由冷却通道分隔。然而，冷却剂和慢化剂回路可根据电厂的运行工况（如功率运行或余热排出）分隔或连通。在功率运行时，慢化剂通过少量压力补偿孔和冷却剂连通，慢化剂的运行压力和冷却剂相同，而温度则低于冷却剂。慢化剂温度系由一个独立的高压冷却系统保持，在余热排出运行工况下，冷却剂和慢化剂互相连通，两者的压力、温度或液体毒物浓度均无差异。在重水慢化剂中，氚的比放射性会积累得很高，因此慢化剂系统的设计中必须考虑当慢化系统出现大破口时氚化重水释放的可能性。对慢化剂的辐照分解需要采取措施，以控制腐蚀并防止爆炸，详细的讨论见HAD102/08。在某事故工况下，压力管型反应堆中慢化剂具有储存衰变热的能力。

核安全法律法规部分试题码头回忆版

2014核安全法律法规部分试题——码头回忆版单选：1分×60 1）我国核安全法律法规按照法律效力应该分为三个层次，第二层为国务院指定的核安全行政条例。 2）国家放射性污染防治标准由国务院环境保护行政主管部门根据环境安全要求、国家经济技术条件制定。 3）放射性污染，是指由于人类活动造成物料、人体、场所、环境介质表面或者内部出现超过国家标准的放射性物质或者射线。 4）具备下列条件的，方可批准发给《高级操纵员执照》：具有大专以上文化程度或同等学历； 5）持有核材料数量达到下列限额的单位，必须申请核材料许可证：累计的调入量或生产量大于或等于有效公斤的铀、含铀材料和制品（以铀的有效公斤量计）； 6）生产放射性同位素、销售和使用Ⅰ类放射源、销售和使用Ⅰ类射线装置的单位的许可证，由国务院环境保护主管部门审批颁发； 7）国务院核安全监管部门应当自受理申请之日起45个工作日内完成审查； 8）放射性固体废物贮存单位应当建立放射性固体废物贮存情况记录档案，如实完整地记录贮存的放射性固体废物的来源、数量、特征、贮存位置、清洁解控、送交处置等与贮存活动有关的事项。 9）建造放射性固体废物处置设施，应当按照放射性固体废物处置场所选址技术导则和标准的要求，与居住区、水源保护区、交通干道、工厂和企业等场所保持严格的安全防护距离； 10）国家核安全局可根据工作需要，在核设施建造、调试和运行阶段选定控制点和见证试

验项目。 11）核电厂安全屏障或重要设备的性能受到严重损害的事件：控制棒卡住或弹出？其他选项好像差不多，忘记了，这题不确定。 12）营运单位必须在应急状态终止后30天内向国家核安全部门提交最终评价报告。 13）研究堆建造或营运单位申请领取安全许可证，应具备下列条件：有不少于五名核反应堆工程、核物理和辐射防护等相关专业的技术人员，其中具有高级职称的不少于一名；14）基土液化的评价必须包括采用公认的基土勘察和分析的方法，并留有安全裕度，以补偿在确定基土特性和计算方法上的不确定性。 15）必须评定基土在静态和地震荷载下的稳定性； 16）纵深防御第二层次防御的目的是检测和纠正偏离正常运行状态，以防止预计运行事件升级为事故工况。 17）必须收集和保存运行经验的数据，以用作核动力厂老化管理、核动力厂剩余寿期评价、概率安全评价和定期安全审查的输入数据。 18）必须制定正常运行规程，以保证核动力厂运行在运行限值和条件之内。 19）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。（记不清是不是这道题了，选项有10天、20天、2月、3个月）； 20）研究堆反应堆的设计必须使反应堆能在所有运行状态及事故工况下停堆，并维持在次临界状态； 21）调试试验必须按功能类别和逻辑序列安排。该序列包括：运行前试验，首次临界和低功率试验，以及功率试验。（装料试验不要选）； 22）题干怎么说来的忘了：（三个矿石或初期产品，一类），欢迎大家补充； 23）任何本质上不能通过实施本标准的要求对照射的大小或可能性进行控制的照射情况，

核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理(正式)

编订：__________________ 单位：__________________ 时间：__________________ 核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理(正式) Standardize The Management Mechanism To Make The Personnel In The Organization Operate According To The Established Standards And Reach The Expected Level. Word格式 / 完整 / 可编辑

文件编号：KG-AO-4606-62 核电厂安全壳内仪表与控制电缆的 老化管理(正式) 使用备注：本文档可用在日常工作场景，通过对管理机制、管理原则、管理方法以及管 理机构进行设置固定的规范，从而使得组织内人员按照既定标准、规范的要求进行操作， 使日常工作或活动达到预期的水平。下载后就可自由编辑。 摘要：在调研国际上核电厂安全壳内仪控电缆老化管理文献资料的基础上，介绍了仪控电缆的组成及老化机理，叙述了仪控电缆的环境鉴定、状态监测、寿命评估等方面的内容，希望对国内开展此项工作有所帮助。 仪控；电缆；老化；安全壳；核电厂 Abstract: Based on surveying the documents of the management of ageing of in-containment instrumentation and control cables used in NPPs, this paper briefly introduces the I&C cable construction and degradation mechanism, and describes such aspects as the environmental

核电厂质量保证安全规定

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） --------------------------------------------------------------------------------------------- 本规定是中华人民共和国核电厂安全法规的第四部分 本规定自一九九一年七月二十七日起实施 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。 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所有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所有对核电厂负有责任的人员、核电厂设计人员、设备供应商、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有效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。

4. 核电厂的设计安全要求

第四章核动力厂的设计安全要求 第一节核动力厂安全目标 一、安全目标 总的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，以保护人员、社会和环境免受危害。 总的核安全目标由辐射防护目标和技术安全目标所支持，这两个目标互相补充、相辅相成，技术措施与管理性和程序性措施一起保证对电离辐射危害的防御。 辐射防护目标是保证在所有运行状态下核动力厂内的辐射照射或由于该核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于限值并且合理可行尽量低，保证减轻任何事故的放射性后果。 技术安全目标是采取一切合理可行的措施防止核动力厂事故，并在一旦发生事故时减轻其后果。对于在设计核动力厂时考虑过的所有可能事故，包括概率很低的事故，要以高可信度保证任何放射性后果尽可能小且低于规定限值。并保证有严重事故后果的事故发生的概率极低。 安全目标要求核动力厂的设计和运行使得所有辐射照射的来源都处在严格的技术和管理措施控制之下。 二、安全目标的实现 辐射防护目标不排除人员受到有限的照射，也不排除法规许可数量的放射性物质从处于运行状态的核动力厂向环境的排放。 在设计核动力厂时，要进行全面的安全分析。此种安全分析要考察以下内容，（1）核动力厂所有计划的正常运行模式。（2）发生预计运行事件时核动力厂的性能。（3）设计基准事故。（4）可能导致严重事故的事件序列。 在分析的基础上，确认工程设计抵御假设始发事件和事故的能力，验证安全系统和安全相关物项或系统的有效性，以及确定应急响应的要求。 尽管采取措施将辐射照射控制在合理可行尽量低，并将能导致辐射来源失控事故的可能性减至最小，但仍然存在发生事故的可能性。这就需要采取措施以保证减轻放射性后果。这些措施包括，（1）专设安全设施。（2）营运单位制定的厂内事故处理规程。（3）国家和地方有关部门制定的厂外干预措施。

核电厂老化管理的内容(通用版)

核电厂老化管理的内容(通用 版) Safety management is an important part of enterprise production management. The object is the state management and control of all people, objects and environments in production. ( 安全管理 ) 单位：______________________ 姓名：______________________ 日期：______________________ 编号：AQ-SN-0301

核电厂老化管理的内容(通用版) 秦山第二核电厂废物流按照放射性可分为非放废物流和放射性废物流两大类。非放废物流主要包括工业废物、电站污水、循环冷却水等；放射性废物流包括工艺废物流和服务废物两大类，而工艺废物流可分为废气、废液和固体放射性废物，服务废物包括可压缩和不可压缩或可燃与不可燃废物。 所有放射性废液均由核岛废液排放系统和常规岛废液排放系统检测排放，放射性气体通过位于核辅助厂房顶部的烟囱排放，固体放射性废物经固化或压缩打包后贮存在废物暂存库。 1秦山第二核电厂废物流管理程序 秦山第二核电厂废物流的收集、分类、贮存、处理、排放、固化、包装、运输和暂存等一系列管理活动除满足国家标准外，还遵

循秦山第二核电厂的管理程序。 为了使废物流的处理和排放满足国家标准，除在系统的设计中严格执行国家标准外，秦山第二核电厂遵照国家环保部门和本地区的环境特点以及参考电站的经验制定了一系列运行和管理程序：放射性废物管理大纲 放射性废气排放程序 放射性废液排放程序 放射性废液和废气系统的运行管理 废液和废气处理设备的一般运行原则 放射性固体废物的跟踪 放射性固体废物的管理 工业废物的管理 放射性废物进出控制区管理规定 以上程序规定了核电厂废物流的处理路线和各部门的职责，制定了放射性废气和废液排放过程的管理措施，并对固体废物的跟踪、分拣、打包、固化和在暂存库的贮存制定了切实可行的管理政策。

核电厂质量保证安全规定

HAF003 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 概述 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。 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。 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。 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。 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。 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所有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。 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。 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所有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。

2020年注册核安全工程师职业资格考试题

2020年注册核安全工程师职业资格考试题《核安全专业实物》《核安全相关法律法规》 一、单项选择 1. 全世界由于天然放射性所引起的年有效剂量为 2.4mSv，典型范围为( )mSv。 A.0.1-50 B.0.2-20 C.0.5-15 D.1-10 正确答案：D 2. 核动力厂事故分析采用的运行参数需考虑不确定性。SG(蒸汽发生器)二次侧的压力往往由( )决定，不必预先规定正负不确定性。 A.冷却剂流量 B.蒸汽温度 C.蒸汽压力 D.热平衡 正确答案：D 3. 国核安函[2011]52号文规定各民用核安全电气设备持证单位应参照国核安函[2008]89号文的要求将( )的不符合项上报国家核安全局。 A.最高级别 B.次一级别 C.最低级别

D.以上三者均包含 正确答案：A 4. 医用加速器在正常运行状况下，对工作场所和周围环境的辐射水平每年监测( )次。 A.1 B.2 C.3 D.4 正确答案：A 5. 不符合项处理和纠正措施要求应由责任部门按时完成，然后由( )验证其实施情况，并写出验证报告。 A.工程承担部门 B.工程管理部门 C.质量监督部门 D.计划控制部门 正确答案：C 6. 由于红油爆炸事故可能发生在温度超过( )℃的条件，在后处理厂采用的PUREX流程中，只能在后处理工艺和废物处理设置的多个蒸发器或浓缩器中发生。 A.120 B.125 C.130

D.135 正确答案：C 7.. ( )是指营运单位或地方应急响应组织要全面启动的应急演习。 A.单项演习 B.综合演习 C.联合演习 D.B和C 正确答案：B 8. 核电厂监督要求Ⅱ：如果在频度规定的时间间隔( )倍的时间范围内执行了监督，其计时不管是从上一次执行算起或从满足规定条件时算起，都是满足了每个监督要求规定的频度。 A.1.25 B.1.5 C.1.75 D.2 正确答案：A 9. 国核安函[2011]52号文规定各民用核安全电气设备持证单位应参照国核安函[2008]89号文的要求将( )的不符合项上报国家核安全局。 A.最高级别 B.次一级别 C.最低级别

核电厂老化管理的内容(新编版)

When the lives of employees or national property are endangered, production activities are stopped to rectify and eliminate dangerous factors. （安全管理） 单位：___________________ 姓名：___________________ 日期：___________________ 核电厂老化管理的内容(新编版)

核电厂老化管理的内容(新编版)导语：生产有了安全保障，才能持续、稳定发展。生产活动中事故层出不穷，生产势必陷于混乱、甚至瘫痪状态。当生产与安全发生矛盾、危及职工生命或国家财产时，生产活动停下来整治、消除危险因素以后，生产形势会变得更好。"安全第一" 的提法，决非把安全摆到生产之上;忽视安全自然是一种错误。 秦山第二核电厂废物流按照放射性可分为非放废物流和放射性废物流两大类。非放废物流主要包括工业废物、电站污水、循环冷却水等；放射性废物流包括工艺废物流和服务废物两大类，而工艺废物流可分为废气、废液和固体放射性废物，服务废物包括可压缩和不可压缩或可燃与不可燃废物。 所有放射性废液均由核岛废液排放系统和常规岛废液排放系统检测排放，放射性气体通过位于核辅助厂房顶部的烟囱排放，固体放射性废物经固化或压缩打包后贮存在废物暂存库。 1秦山第二核电厂废物流管理程序 秦山第二核电厂废物流的收集、分类、贮存、处理、排放、固化、包装、运输和暂存等一系列管理活动除满足国家标准外，还遵循秦山第二核电厂的管理程序。 为了使废物流的处理和排放满足国家标准，除在系统的设计中严格执行国家标准外，秦山第二核电厂遵照国家环保部门和本地区的环

核动力厂抗震设计与鉴定

附件1 核安全导则HAD102/02–2019 核动力厂抗震设计与鉴定（国家核安全局2019年12月31日批准发布） 国家核安全局

核动力厂抗震设计与鉴定 （2019年12月31日国家核安全局批准发布） 本导则自2019年12月31日起实施 本导则由国家核安全局负责解释 本导则是指导性文件。在实际工作中可以采用不同于本导则的方法和方案，但必须证明所采用的方法和方案至少具有与本导则相同的安全水平。

1引言 1.1目的 1.1.1本导则是对《核动力厂设计安全规定》（HAF102，以下简称《规定》）有关条款的说明和细化，其目的是给核安全监督管理部门、核动力厂设计人员和营运单位就核动力厂设计与鉴定提供可接受的通用方法，使场址地震动不致危及核动力厂安全，并在构筑物和设备的分析、试验鉴定所用方法和程序的一致性方面给予指导，使其满足《规定》的安全要求。 1.1.2附件Ⅰ与正文具有同等效力。 1.2范围 1.2.1本导则适用于符合核动力厂地震危险性评价相关导则排除准则的陆上固定式水冷反应堆核动力厂的设计，以抵御场址特定地震。本导则不涉及地震动的强度或核动力厂各物项的风险度。 1.2.2当采用简化程序进行设计和验证时，应证明这些程序对于实现安全目标的适宜性，并从安全的角度进行恰当的评价。 1.2.3本导则适用于新建核动力厂的设计与建造，通常不用于对已建核动力厂的重新评价。本导则不适用于已建核动力厂的抗震设计裕度评价。 1.2.4本导则也可用于其他类型核动力厂的设计，但应根据反应堆类型及其特殊的安全要求，采用工程判断的方法评价其适用性。

1.2.5本导则中关于模型化与物项鉴定方面的技术建议可应用于地震以外其他原因引发振动的设计，如工业设施的爆炸、飞机撞击、采石场爆炸或高速旋转机械的事故等。但是，对于此类扩展应慎用，尤其是关于诱发振动的频率范围、持续时间、方向和对核动力厂的影响机理等方面，应进行工程判断。还应注意到，抵御此类荷载的设计可采用不同的形式（如防撞墙），或可能包括其他不同的破坏形式（如冲击荷载引起的结痂或破碎）。本导则不考虑这些特殊的工程措施。 2总则 2.1概述 2.1.1本章依据《规定》中的要求，按构筑物、系统和部件在设计基准地震事件中的安全重要性，提出抗震分类的建议。为保证在设计中有适当的安全裕度1，还给出了关于设计标准应用的建议。 2.1.2对于本导则适用范围内所涵盖的影响核动力厂安全的物项、服务和过程，应制定质量保证措施并有效实施。 2.2设计基准地震 2.2.1对每个场址应评定其地震危险性，并根据相关程序及核动力厂设计确定的目标概率水平或原则，给出两个级别的设计基准地震动：运行安全地震动（SL-1）和极限安全地震动（SL-2）。 1本文中，安全裕度是指在设计、材料选择、建造、维修和质量保证中的特殊条款的结果。

HAF103-2004核动力厂运行安全规定

HAF103 核动力厂运行安全规定 （2004年4月18日国家核安全局批准发布，2004年修改） 本规定自2004年 4 月18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 本规定提出了确保陆上固定式热中子反应堆核动力厂运行所必须满足的基本安全要求，以保护人员、社会、环境免受危害。 1.2 范围 核动力厂的安全是以核动力厂的选址、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动力厂的管理、调试、运行和退役等方面的安全问题。 2 核动力厂营运单位 2.1 总的要求 2.1.1作为许可证持有者，营运单位必须对核动力厂的安全运行负全面责任。营运单位可以把核动力厂的安全运行授权给核动力厂运行管理者，但仍必须保持对安全负有首要的责任。在此情况下，营运单位必须提供必要的资源和支持。核动力厂的管理必须保证核动力厂安全运行，遵守法律、法规要求。

2.1.2 营运单位必须特别强调核动力厂的运行安全，必须贯彻安全第一的原则。核动力厂营运单位的组织机构必须适合核动力厂安全运行管理的特点，绝不可将管理非核动力厂的原有组织加以简单扩充来管理核动力厂。 2.1.3 在建立营运单位组织机构时，必须考虑如下的管理职能： （1） 决策职能，包括确定管理目标、确定核安全和质量政策、分配财力、物力和人力资源、批准管理大纲内容、制定使员工状态胜任其工作的制度、并根据实现管理目标过程中的业绩对上述各项制定必要的修改计划； （2） 运行职能，包括在运行状态和事故工况下为核动力厂运行作出管理决定和采取行动； （3） 支持职能，包括从厂内外组织获得为执行运行职能所需要的技术和管理服务及设施； （4） 审查职能，包括对履行运行职能和支持职能的情况进行严格监察，并进行设计审查。监察的目的在于验证是否符合核动力厂安全运行的规定目标，发现偏离、缺陷和设备故障，并为及时采取纠正措施及进行改进提供信息。审查职能还包括对营运单位的整个安全业绩进行审查，以便评价安全管理的有效性和确定改进的可能性。 2.1.4 必须建立并以文件确定组织机构，以保证履行实现核动力厂安全运行的如下职责： （1） 在营运单位内部划清职责并授予职权； （2） 确定并验证管理大纲的满意实施； （3） 提供充分的人员培训； （4） 建立与国家核安全监管部门、其他有关部门以及地方政府的联络渠道，以处理好与安全有关的事宜； （5） 建立与设计、建造、制造、核动力厂运行和必要的其他（国内和国际）组织机构的联络渠道，以保证传递信息、专门知识和经

核电厂老化管理的内容标准范本

安全管理编号：LX-FS-A26871 核电厂老化管理的内容标准范本 In the daily work environment, plan the important work to be done in the future, and require the personnel to jointly abide by the corresponding procedures and code of conduct, so that the overall behavior or activity reaches the specified standard 编写：_________________________ 审批：_________________________ 时间：________年_____月_____日 A4打印/ 新修订/ 完整/ 内容可编辑

核电厂老化管理的内容标准范本 使用说明：本安全管理资料适用于日常工作环境中对安全相关工作进行具有统筹性，导向性的规划，并要求相关人员共同遵守对应的办事规程与行动准则，使整体行为或活动达到或超越规定的标准。资料内容可按真实状况进行条款调整，套用时请仔细阅读。 秦山第二核电厂废物流按照放射性可分为非放废物流和放射性废物流两大类。非放废物流主要包括工业废物、电站污水、循环冷却水等；放射性废物流包括工艺废物流和服务废物两大类，而工艺废物流可分为废气、废液和固体放射性废物，服务废物包括可压缩和不可压缩或可燃与不可燃废物。 所有放射性废液均由核岛废液排放系统和常规岛废液排放系统检测排放，放射性气体通过位于核辅助厂房顶部的烟囱排放，固体放射性废物经固化或压缩打包后贮存在废物暂存库。 1 秦山第二核电厂废物流管理程序

核电厂安全知识点

核电厂潜在的危险性：1）核电厂存在大量的放射性物质2 反应堆停闭后会长时间释放衰变热3)反应堆存在大量的高温高压水4）反应堆功率可能迅速升高。 核安全文化的定义：安全文化是在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，他建立在一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于他的重要性得到应有的重视。 特性：安全文化的有形导出、安全文化主动精神。 实质：在电厂内建立一整套科学严密的规章制度和组织体系，在核电厂内营造人人自觉关注安全的氛围，通过培训，提高员工的知识技能，培养员工尊章守纪的自觉性和良好的工作习惯，从而提高人员绩效和核电厂的安全性能。 人品特性：质疑的工作态度、严谨的工作方法、相互交流的工作习惯。 自我检查是一种极高人员绩效的工具，常用方法:STAR”stop停止、think思考、act行动、review 检查。 监护：指两名操作人员同时检查将要进行的操作的正确性。 安全文化评价的方法：人员访谈、行为观察、文件查阅。 我国核安全法规体系分为：国家法律、国务院行政法规、部门规章、指导性文件、参考性文件。 核电安全许可证：核电厂厂址安全审查安全批准书、核电厂建造许可证、核电厂首次装料批准书、核电厂运行许可证、核电厂退役批准书、操作员执照、高级操作员执照。 核电厂环境影响报告书指许可证申请者向环境保护部提交的环境影响评价文件。 核安全报告分为定期报告、不定期报告、和事故报告。 核事故应急管理的方针：常备不懈、积极兼容、统一指挥、大力协同、保护公众保护环境。应急计划是针对应急响应行动制定的文件，是其他应急文件的基础。 应急计划区：为了在核事故发生时能够及时、有效的采取保护公众的防护行动，事先在核电厂周围划出制定应急计划并做好适当准备的区域。 应急状态分级：应急待命、厂房应急、厂区应急、场外应急。 通用应急水平即又防护行动客避免的剂量。。。。隐蔽10 撤离50 典防护100 临时性避迁（第一个月30 第二个月10）（mSv）永久性在居住寿期内1Sv 核电安全的总目标是建立在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人民和环境免受危害。用防护目标、核电技术安全目标、核电安全目标的目标的数量指标做补充。核动力厂设计的纵深防御的五个层次：1）高质量的设计、施工及运行，使偏离正常运行状态的情况很少发生、2）设置停堆保护系统和相应的支持系统，防止运行中出现的偏差发展成为事故3）设置专设安全设施，限制设计基准设计的后果，防止发生堆芯融化的严重事故4）利用特殊设计设施，进行事故管理5）场外应急设施和措施。 轻水堆核电厂普遍采用的四道实体屏障：芯块、燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界和安全壳及安全壳系统 概率安全分析：把整个系统的失效概率通过结果的逻辑推理与他各个层次的子系统、部件及外界条件等的失效概率联系起来，从而找出各种事故发生的概率。 概率论的分析方法：1)事件树分析：建立事件树即进行功能模化，继始发事件后，把各项与安全相关的功能按失效与否逐级开展，就能得到一系列后果不同的事件序列。2）故障树分析：把系统的失效作为分析的目标，由此反推，寻找直接导致这一失效的全部因素。直至毋需再研究其发生的因素为止。 电厂的概率安全分析通常是在三个级别上进行的。一级概率安全分析确定可导致堆芯损坏的事件序列及这些序列的估算频率，可对上述弱点及防止堆芯损坏的的方法提供重要见解。二

HAF103 核动力厂运行安全规定

HAF103 核动力厂运行安全规定 核动力厂运行安全规定 （2004年4月18日国家核安全局批准公布，2004年修改） 本规定自2004年 4 月18日起实施 本规定由国家核安全局负责讲明 1 引言 1.1 目的 本规定提出了确保陆上固定式热中子反应堆核动力厂运行所必须满足的差不多安全要求，以爱护人员、社会、环境免受危害。 1.2 范畴 核动力厂的安全是以核动力厂的选址、设计、建筑、调试、运行和治理均符合核安全要求为前提的，本规定的内容只涉及核动力厂的治理、调试、运行和退役等方面的安全咨询题。 2核动力厂营运单位 2.1 总的要求 2.1.1作为许可证持有者，营运单位必须对核动力厂的安全运行负全面责任。营运单位能够把核动力厂的安全运行授权给核动力厂运行治理者，但仍必须保持对安全负有首要的责任。在此情形下，营运单位必须提供必要的资源和支持。核动力厂的治理必须保证核动力厂安全运行，遵守法律、法规要求。 2.1.2 营运单位必须专门强调核动力厂的运行安全，必须贯彻安全第一的原则。核动力厂营运单位的组织机构必须适合核动力厂安全运行治理的特点，绝不可将治理非核动力厂的原有组织加以简单扩充来治理核动力厂。 2.1.3 在建立营运单位组织机构时，必须考虑如下的治理职能： 决策职能，包括确定治理目标、确定核安全和质量政策、分配财力、物力和人力资源、批准治理大纲内容、制定使职员状态胜任其工作的制度、并按照实现治理目标过程中的业绩对上述各项制定必要的修改打算；

运行职能，包括在运行状态和事故工况下为核动力厂运行作出治理决定和采取行动； 支持职能，包括从厂内外组织获得为执行运行职能所需要的技术和治理服务及设施； 审查职能，包括对履行运行职能和支持职能的情形进行严格监察，并进行设计审查。监察的目的在于验证是否符合核动力厂安全运行的规定目标，发觉偏离、缺陷和设备故障，并为及时采取纠正措施及进行改进提供信息。审查职能还包括对营运单位的整个安全业绩进行审查，以便评判安全治理的有效性和确定改进的可能性。 2.1.4 必须建立并以文件确定组织机构，以保证履行实现核动力厂安全运行的如下职责： 在营运单位内部划清职责并授予职权； 确定并验证治理大纲的中意实施； 提供充分的人员培训； 建立与国家核安全监管部门、其他有关部门以及地点政府的联络渠道，以处理好与安全有关的事宜； 建立与设计、建筑、制造、核动力厂运行和必要的其他（国内和国际）组织机构的联络渠道，以保证传递信息、专门知识和体会以及响应安全咨询题的能力； 提供足够的资源、服务和设施； 提供适当的公众咨询和联络渠道。 2.1.5 描述营运单位组织机构及履行所有这些职责的治理安排的文件 必须可供国家核安全监管部门审查。此外，营运单位必须系统地审查那些可能是安全重要的、在组织机构及治理安排上的变动，并必须提交给国家核安全监管部门审查。 2.1.6 必须明文规定直截了当从事运行人员和支持性人员中的人员配备。必须明确规定各级职责权限以处理对核动力厂安全有阻碍的事项。必须以职能机构图，包括人力安排及关键岗位职责的描述，来讲明由核动力厂本身或依靠核动力厂外部机构完成支持性职能。

核电厂老化管理的内容

编号：SY-AQ-05699 ( 安全管理) 单位：_____________________ 审批：_____________________ 日期：_____________________ WORD文档/ A4打印/ 可编辑 核电厂老化管理的内容 Contents of aging management in nuclear power plant

核电厂老化管理的内容 导语：进行安全管理的目的是预防、消灭事故，防止或消除事故伤害，保护劳动者的安全与健康。在安全管理的四项主要内容中，虽然都是为了达到安全管理的目的，但是对生产因素状态的控制，与安全管理目的关系更直接，显得更为突出。 秦山第二核电厂废物流按照放射性可分为非放废物流和放射性废物流两大类。非放废物流主要包括工业废物、电站污水、循环冷却水等；放射性废物流包括工艺废物流和服务废物两大类，而工艺废物流可分为废气、废液和固体放射性废物，服务废物包括可压缩和不可压缩或可燃与不可燃废物。 所有放射性废液均由核岛废液排放系统和常规岛废液排放系统检测排放，放射性气体通过位于核辅助厂房顶部的烟囱排放，固体放射性废物经固化或压缩打包后贮存在废物暂存库。 1秦山第二核电厂废物流管理程序 秦山第二核电厂废物流的收集、分类、贮存、处理、排放、固化、包装、运输和暂存等一系列管理活动除满足国家标准外，还遵循秦山第二核电厂的管理程序。 为了使废物流的处理和排放满足国家标准，除在系统的设计中

严格执行国家标准外，秦山第二核电厂遵照国家环保部门和本地区的环境特点以及参考电站的经验制定了一系列运行和管理程序：放射性废物管理大纲 放射性废气排放程序 放射性废液排放程序 放射性废液和废气系统的运行管理 废液和废气处理设备的一般运行原则 放射性固体废物的跟踪 放射性固体废物的管理 工业废物的管理 放射性废物进出控制区管理规定 以上程序规定了核电厂废物流的处理路线和各部门的职责，制定了放射性废气和废液排放过程的管理措施，并对固体废物的跟踪、分拣、打包、固化和在暂存库的贮存制定了切实可行的管理政策。 2三废处理方法和系统运行管理 秦山第二核电厂采用世界上成熟的三废处理方法，含氢废气采

核电厂设备安全分级

第四节核电厂设备安全功能及分析 核电厂的系统、设备和构筑物对于电厂安全的作用比一般常规系统设备和构筑物更大，因而提出了设备的安全功能以及按其对安全的重要性分级的概念。这种安全功能分级称为“安全等级”。划分安全等级的目的是提供分级设计标准。对于不同安全等级的设备规定不同的设计、制造、检验、试验的要求。这样既提高了核电厂安全性，又避免了对某些设备要求过严的现象。 安全功能及分析方法 核电厂安全的基本目标是限制居民和核电厂工作人员在电厂所有运行工况和事故工况下所受到的射线照射。 为保证必要的安全性，执行安全功能的系统执行下列功能： 为安全停堆和维持其安全停堆状态提供手段； 为停堆后从堆芯导出余热提供手段； 在事故后为防止放射性物质的释放提供手段，以确保事故工况之后的任何释放不超过容许极限。 为实现上述要求，国际原子能机构在安全导则50-SG-D1中，我国国家核安全局在1986年发布的安全导则[2-５]中均规定了20种安全功能项目。主要内容有：在完成所有停堆操作后，将反应堆维持在安全停堆状态；将其它安全系统的热量转移到最终热阱；维持反应堆冷却剂压力边界的完整性；限制安全壳内的放射性物质向外释放等。 为了对每项功能按其对安全的重要性分级，可以采用确定论和概率论两种分级方法。 确定论法常对那些对安全有重要作用的、其损坏会导致严重放射性释放事故的系统、设备和构筑物提出各种要求。这些要求带有强制性而不需要直接考虑损坏的几率或减轻事故后果的作用。 概率论法则根据需要某一安全功能所起的作用几率以及该安全功能失效的后果来评价安全重要性。此法在确定各系统、设备和构筑物的安全重要性的相对值时特别有用。 大多数国家同时采用两种方法，通过对各种堆型所作大量假想事故分析的研究成果，可评价发生假想事故时执行某安全功能的几率以及该安全功能失效的后