核电厂内乏燃料干法贮存系统核安全监管要求(试行)pdf
乏燃料干式贮存法规标准
乏燃料干式贮存法规标准摘要：1.乏燃料干式贮存法规标准的背景和意义2.乏燃料干式贮存法规标准的主要内容3.乏燃料干式贮存法规标准的实施与监管4.乏燃料干式贮存法规标准的影响与展望正文：一、乏燃料干式贮存法规标准的背景和意义随着我国核能产业的快速发展，乏燃料的处理和贮存问题日益凸显。
乏燃料干式贮存作为一种先进的贮存方式，具有安全性高、环境友好等优点。
为了规范和推动乏燃料干式贮存技术的应用，我国制定了一系列乏燃料干式贮存法规标准。
这些法规标准的制定对于加强乏燃料管理，保障核能安全，促进核能可持续发展具有重要意义。
二、乏燃料干式贮存法规标准的主要内容乏燃料干式贮存法规标准主要包括以下几个方面：1.乏燃料干式贮存设施的设计和建造标准：包括贮存设施的选址、布局、结构、材料等方面，确保设施具备良好的安全性能。
2.乏燃料干式贮存设施的运行和维护标准：包括设施运行过程中的监测、维护、检查等内容，确保设施始终处于良好的运行状态。
3.乏燃料干式贮存设施的安全防护标准：包括辐射防护、事故应急等方面的要求，确保设施具备足够的安全防护能力。
4.乏燃料干式贮存设施的退役和处置标准：包括设施退役的条件、程序、退役后的处置等内容，确保设施退役后的环境安全。
三、乏燃料干式贮存法规标准的实施与监管为了确保乏燃料干式贮存法规标准的有效实施，我国建立了一套完善的监管体系，包括以下几个方面：1.政府部门监管：国家能源局、国家核安全局等相关部门负责乏燃料干式贮存法规标准的制定、修订、发布和监督实施等工作。
2.企业自主管理：乏燃料干式贮存设施的运营企业应按照法规标准要求，建立完善的内部管理制度，确保设施的安全运行。
3.第三方评估：委托具备资质的第三方机构对乏燃料干式贮存设施进行定期评估，评估结果作为监管的重要依据。
四、乏燃料干式贮存法规标准的影响与展望乏燃料干式贮存法规标准的实施，对于提高我国乏燃料管理水平，保障核能安全，推动核能产业发展具有重要作用。
核动力厂管理体系安全规定-生态环境部令第18号
核动力厂管理体系安全规定正文：----------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------生态环境部令第18号《核动力厂管理体系安全规定》已于2020年12月25日由生态环境部部务会议审议通过，现予公布，自2021年3月1日起施行。
生态环境部部长黄润秋2020年12月31日核动力厂管理体系安全规定第一章总则第一条为了推进核安全治理体系和治理能力现代化，强化核动力厂安全责任，保护公众和从业人员的安全与健康，保护生态环境，根据《中华人民共和国核安全法》，制定本规定。
第二条本规定适用于中华人民共和国领域及管辖的其他海域内的核动力厂管理体系的建立和实施，其他民用核设施可以参照本规定执行。
本规定所称核动力厂管理体系，是指为确保核动力厂安全而建立的组织机构、管理制度、资源和工作过程等。
第三条核动力厂营运单位应当按照国家有关法律法规和本规定要求,建立和有效实施核动力厂管理体系，通过对所有安全相关工作过程（以下简称工作过程）、影响核安全和生态环境保护的要素进行有效管理，实现核安全和生态环境保护等目标。
对核动力厂控股的企业集团（以下简称企业集团）应当在其职责范围内采取有效措施满足本规定的适用要求。
为核动力厂营运单位提供设备、工程和服务等的单位（以下简称相关单位）应当采取有效措施满足本规定的适用要求。
第四条国务院核安全监督管理部门应当加强对核动力厂管理体系建立和实施情况的监督检查。
第五条鼓励任何单位和个人对核动力厂的安全隐患、违规操作、弄虚作假及其他影响安全的违法行为，向国务院核安全监督管理部门举报。
国务院核安全监督管理部门应当及时处理举报并对举报人的信息予以保密。
对实名举报的，应当反馈处理结果等情况；查证属实的，可以对举报人给予奖励。
中国核安全法规、导则和标准
HAFJ0010-92
轻水堆水化学在安全中的作用---通过控制腐蚀和辐射场以改善轻水的安全运行
91
HAFJ0011-91
质保人员的培训、资格考核和发证
92
HAFJ0012-92
核电厂物项和服务相应质保大纲的选择
93
HAFJ0013-91
核电厂厂址查勘、评价和核实中的质保大纲
94
HAFJ0014-91
24
HAF0209-90
核电厂辐射防护设计
25
HAF0210-90
核电厂燃料装卸及贮存系统
26
HAF0211-89
核电厂设计总的安全原则
27
HAF0212-90
核电厂反应堆安全壳系统的设计
28
HAF0213-89
核电厂反应堆冷却系统及其有关系统
29
HAF0214-89
核电厂堆芯的安全设计
30
HAF0215（1）-96
核电厂控制室设计的人因工程原则
111
HAFJ0056-96
设置操纵员支持系统改善核电厂安全操纵员支持系统选择指南
112
HAFJ0057-96
核电厂运行质量管理手册
113
HAFJ0058-946
水堆辐照后燃料无损检验指南
6
HAF0105-89
核电厂厂址选择的外部人为事件
7
HAF0106-91
核电厂厂址选择中的放射性物资水力弥散问题
8
HAF0107-91
核电厂厂址选择与水文地质的关系
9
HAF0108-90
核电厂的地基安全问题
10
HAF0109-89
核电厂厂址查勘
11
HAD103-03核电厂堆芯和燃料管理
HAD103/03核电厂堆芯和燃料管理（1986年11月28日国家核安全局批准发布）本导则自发布之日起实施本导则由国家核安全局负责解释1引言1.1概述1.1.1《核电厂运行安全规定》（HAF103,以下简称《规定》）为实施核电厂堆芯和燃料管理确定了基本原则和目标。
本导则是对《规定》有关条款的说明和补充。
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规定的方法和方案，但必须向国家核安全部门证明，所采用的方法和方案至少具有同等的安全水平，不会对厂区人员和公众增加风险。
1.1.2在本导则中，堆芯管理包括下列各项活动，这些活动是为保证在达到燃料的有效利用的同时满足燃料完整性的安全要求（见安全导则HAD103/01《核电厂运行限值和条件》）：（1）制定和颁发燃料和堆芯部件的采购、装料、使用、卸料和试验的技术条件，需要时，还应包括堆芯部件的维修和监督要求；（2）预计和监测堆芯状态，其中包括为评价核特性和热工特性需作的各项试验；（3）审查和评价属于堆芯特性的异常事件和其他不正常的观测结果；（4）管理和被查改进燃料和堆芯部件的各项提议。
1.1.3在本导则中，燃料管理包括未辐照燃料和已辐照燃料的移动，不停堆换料电厂的燃料贮存，燃料发送准备和厂内运输。
在本导则中，堆芯部件通常是指除在核电厂运行期间要留在堆芯的燃料以外的所有物项。
本导则也包括堆芯部件的管理。
1.1.4本导则不涉及与设计方面有关的、可由核电厂营运单位负责的堆芯管理工作，例如：按既定政策来确定已辐照燃料贮存高州的总容量，确定新型燃料和新型堆芯部件的技术条件等。
这些工作在《核电厂设计安全规定》及其安全导则中有论述。
1.1.5核电厂营运单位的责任是保证对以上工作的管理作出满意的安排。
这些工作可根据核电厂营运单位的决策，以厂址为基础由几个核电厂联合安排，或者聘用顾问或制造者来安排。
由于受燃料和电厂设计限值以及运行期间堆芯动态工况的限制，无论选用哪种管理方法，设计单位和运行单位紧密联系是必要的。
核电厂设备安全分级
核电厂设备安全分级核电厂的系统、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??。
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果。
安全分级安全一级安全一级主要包括组成反应堆冷却剂系统承压边界的所有部件。
安全一级包括反应堆冷却剂系统中主要承压设备：反应堆压力容器、主管道以及延伸到并包括第二个隔离阀的连接管道、反应堆冷却剂泵、稳压器、蒸汽发生器的一次侧和控制棒驱动机构的壳体。
核电厂厂址选择安全规定-国家核安全局令第1号
核电厂厂址选择安全规定正文：---------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------- 核电厂厂址选择安全规定（国家核安全局1991年7月27日发布国家核安全局令第1号）本规定自1991年7月27日起实施本规定由国家核安全局负责解释1 引言本规定提出了陆上固定式热中子反应堆核电厂在厂址选择中在核安全方面应遵循的准则和程序。
本规定的范围包括与运行状态及事故状态（包括那些会导致需要采取应急措施的事故状态）有关的厂址的和厂址与核电厂相互影响的各种因素，以及对安全有重要影响的所有外部自然事件和人为事件。
本规定的目的是给出适用于运行状态及事故状态（包括那些会导致需要采取应急措施的事故状态）的准则和程序，以提出关于下述各项内容的基本要求：（1）规定许可证申请者必须提供的推荐厂址的资料范围；（2）评价推荐厂址，以保证能充分考虑到与厂址有关的自然现象及特征；（3）分析厂址区域的人口特点和在核电厂整个预计寿期内执行应急计划的能力；（4）确定与厂址有关的设计基准；（5）规定许可证申请者在厂址评价中的任务；（6）说明国家核安全部门在厂址评价中的任务。
本规定3.1条所列总准则用于：（1）选择若干推荐厂址，并评价它们是否适合于核电厂的建造和运行；（2）确定与厂址有关的安全要求；（3）针对某个特定核电厂的厂址，评价其可接受性。
本规定3.2至3.5条为用于下述三方面问题的具体准则：（1）厂址所在区域对核电厂的影响；（2）核电厂对厂址所在区域的影响；（3）人口因素的影响。
第4章和第5章为用于满足上述准则要求的安全评价程序。
核电厂厂址选择过程，通常包括对一个大的地区的调查和研究。
以选择一个或若干个候选厂址（厂址查勘），继而详细评价那些候选厂址。
生态环境部令第8号——核动力厂、研究堆、核燃料循环设施安全许可程序规定
生态环境部令第8号——核动力厂、研究堆、核燃料循环设施安全许可程序规定文章属性•【制定机关】生态环境部•【公布日期】2019.08.26•【文号】生态环境部令第8号•【施行日期】2019.10.01•【效力等级】部门规章•【时效性】现行有效•【主题分类】核与辐射安全管理正文生态环境部令第8号《核动力厂、研究堆、核燃料循环设施安全许可程序规定》已于2019年7月11日由生态环境部部务会议审议通过，现予公布，自2019年10月1日起施行。
1993年12月31日国家核安全局发布的《核电厂安全许可证件的申请和颁发》、2006年1月28日国家核安全局发布的《研究堆安全许可证件的申请和颁发规定》同时废止。
生态环境部部长李干杰2019年8月26日核动力厂、研究堆、核燃料循环设施安全许可程序规定目录第一章总则第二章申请与受理第三章审查与决定第四章变更与延续第五章附则第一章总则第一条为规范民用核动力厂、研究堆、核燃料循环设施等核设施安全许可活动，根据《中华人民共和国核安全法》《中华人民共和国行政许可法》《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》，制定本规定。
第二条在中华人民共和国领域及管辖的其他海域内，民用核动力厂、研究堆、核燃料循环设施（以下统称核设施）的选址、建造、运行、退役等安全许可事项的许可程序，适用本规定。
核设施转让、变更营运单位和迁移等活动的审查批准，适用本规定。
第三条核动力厂、研究堆、核燃料循环设施，是指：（一）核电厂、核热电厂、核供汽供热厂等核动力厂及装置；（二）核动力厂以外的研究堆、实验堆、临界装置等其他反应堆（以下统称研究堆），根据潜在危害由大到小可划分为Ⅰ类、Ⅱ类、Ⅲ类研究堆；（三）核燃料生产、加工、贮存和后处理设施等核燃料循环设施。
核设施配套建设的放射性废物处理、贮存设施的安全许可，应当在主体核设施的安全许可中一并办理许可手续。
第四条核设施营运单位申请核设施安全许可，以及办理核设施安全许可的变更、延续，应当依照本规定，报国家核安全局审查批准。
解读核安全监管体系
解读核安全监管体系核安全从广义上来说，是指所有涉及核材料及放射性核元素相关的安全问题。
其中包括放射性物质管理、前端核资源开采利用设施安全、核电站安全运行以及乏燃料后处理设施安全及全过程的防核扩散等。
从全球核能利用发展中的几次严重事故可以看出，核安全事故具有高度的社会敏感性和广泛的影响性，以及对后果处理的艰巨性和难以恢复性等特点。
面对核安全事故具有的小概率高风险的特点，在全球核能领域，对于核安全一直都秉承“认真、严谨、怀疑、保守”的理念，并对核安全执行着与其他行业完全不同的监管体系。
以美国和法国这两个核能领域最具代表性和参考性的国家为例，美国将核管会置于国会之下，独立于美国政府管理部门，负责对核电项目的审批、监督、核发许可证。
美国政府的能源部（DOE）、环保署（EPA）、美国联邦电力监管委员会（FERC）与核监管委员会相互独立并行。
法国的核安全监督机构也与核电站运营单位的职能完全分开。
法国的核电监管几乎与其核电工业的发展同时起步，2002年，法国在原有的基础上重组了核安全与辐射防护总局，负责核安全与辐射防护监管政策的制定和实施。
与美国和法国有所不同，中国的核工业起步于19世纪50年代末期，但基于当时的环境，中国没有独立的核安全监管部门。
直到上世纪80年代，随着国家工作重点转向经济建设，核工业也由主要为军用服务，转向军民结合。
1984年，经当时的国家科委建议，成立了国家核安全局，中国的核安全管理开始纳入正式轨道。
监管体系与严苛标准成立之初的国家核安全局，最早承担着中国核电与国际接轨的政府职责。
在充分借鉴国际经验并参考国际原子能机构的安全标准体系后，建立了中国的核电法规、安全监管步骤以及监管标准。
经过近30年的监管实践，目前中国已经基本建立了独立、有效、权威、“审批、监督、审评”三位一体的核安全监管体系。
整个监管体系主要由3个核安全监管司（核设施安全监管司、核电安全监管司、辐射安全监管司）、6个地区（华东、华南、华北、西北、东北、西南）监督站、2个技术支持中心（环保部核与辐射安全中心、环保部辐射监测技术中心）组成。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
附件
核电厂内乏燃料干法贮存系统
核安全监管要求
（试行）
一、前言
核电厂设计有燃料装卸和贮存系统，用于未辐照燃料和已辐照燃料（乏燃料）的装卸和贮存。
核电厂的乏燃料贮存方式通常可分为“湿法”和“干法”，我国在运商用压水堆核电机组的乏燃料贮存均采用湿法水池系统。
干法贮存也是目前世界主要核电国家普遍采用的一种乏燃料贮存方式，美国已有近70%的核电厂配套建设了干法贮存系统。
目前，我国部分压水堆核电厂已准备申请增设厂内乏燃料干法贮存系统，但我国尚缺乏相关的标准和规范。
根据环境保护和核安全法律法规相关要求，国家核安全局制定了《核电厂内乏燃料干法贮存系统核安全监管要求》（以下简称《监管要求》），用于指导压水堆核电厂增设厂内乏燃料干法贮存系统的核安全相关工作。
二、适用范围
本《监管要求》适用于核电厂内增设的乏燃料干法贮存系统。
该系统位于核电厂实物保护分区的保护区内，是机组原设计中乏燃
—2—
料水池系统的补充，属于核电厂辅助系统，纳入国家核安全局颁发
的核电厂运行许可证许可范围，由核电厂营运单位对其进行全面管理，并承担相应的核安全责任。
三、适用法规标准
核电厂内乏燃料干法贮存系统的设计、建造、运行和退役等活动，都必须遵守我国现行有效环境保护和核安全法律法规中的适用条款。
增设的乏燃料干法贮存系统作为核电厂辅助系统，在设计和运行中必须遵守《核动力厂设计安全规定》（HAF102）、《核动力厂运行安全规定》（HAF103）和《核材料管制条例实施细则》(HAF501/01)的相关规定，必须满足《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871)、《核动力厂环境辐射防护规定》（GB6249）和《反应堆外易裂变材料的核临界安全》（GB15146）等相关标准中适用的要求。
核电厂内乏燃料干法贮存系统的设计、建造、运行和退役等各项活动中，适用部分应参照国家核安全局发布的指导性文件执行，这些文件包括HAD102系列导则、HAD103系列导则、HAD301系列下的02/03/04导则、HAD501系列导则等。
此外，考虑到目前我国核与辐射安全法律法规体系中缺少专门针对核电厂内乏燃料干法贮存系统的指导文件，且国家相关技术标准尚不完善，设计、审评等活动可参照采用美国核管会颁布
的核电厂乏燃料干法贮存系统相关监管导则（RG系列）和技术文 —3—
件（NUREG系列），以及相关的工业标准。
对于本原则未涵盖的内容，可根据具体情况，经国家核安全局同意后补充参考国内、外标准和规范中的适用部分。
四、申请程序及要求
根据《核动力厂运行安全规定》（HAF103）及《核电厂安全许可证件的申请和颁发》（HAF001/01）的相关规定，核电厂增设乏燃料干法贮存系统属于运行期间的安全重要系统修改，核电厂营运单位应依据《核电厂换料、修改和事故停堆管理》（HAF103/01）中的相关要求提交修改申请。
核电厂营运单位应在申请文件中注明乏燃料干法贮存系统的设计寿期、总设计容量、环境限制条件、运行限制值和条件等内容。
其中，系统的设计寿期原则上应不少于核电厂设计寿期的剩余时间。
核电厂营运单位如考虑可能的核电厂运行许可证有效期延续，则乏燃料干法贮存系统在设计寿期上也应予以适当考虑。
核电厂退役时,如乏燃料干法贮存系统需继续运行,则应作为独立设施换取许可证件。
核电厂营运单位应按照要求提供乏燃料干法贮存系统的设计论证、安全分析、试验验证项目等技术支持文件，并以《乏燃料干法贮存系统安全分析报告》形式报送国家核安全局。
经国家核安全局审批后，核电厂营运单位方可实施增设系统的建造和运行。
—4—
五、《乏燃料干法贮存系统安全分析报告》的格式与内容
《乏燃料干法贮存系统安全分析报告》是核电厂营运单位提交增设乏燃料干法贮存系统修改申请的主要技术支持文件，其中应包括系统临界安全、热工安全、辐射防护、结构等方面的分析论证。
核电厂营运单位提交安全分析报告的格式和内容应符合以下要求：
1.考虑到我国目前对核电厂内乏燃料干法贮存系统的核安全监管尚无具体法规标准，原则上可主要参考美国核管会监管导则《乏燃料干法贮存容器安全分析报告标准格式与内容》（RG3.61）的要求，同时结合申请核电厂的特定设计情况补充修改申请相关的其他信息。
2.应参照《乏燃料厂内干法容器贮存安全分析报告标准格式与内容》（RG
3.62）的要求，补充对乏燃料干法贮存系统的相应描述。
3.应包括乏燃料干法贮存系统在厂区内的位置选择、布置信息和地基条件，以及相关支持系统、乏燃料装载运输系统的设计和运行等信息。
4.应包括将乏燃料干法贮存系统的运行和安全管理纳入核电厂现有管理体系的相关内容，这些内容包括但不限于辐射防护、废物管理、核材料衡算与实体保卫、应急计划、环境监测、运行限制与
条件、定期试验、在役检查等。
—5—
5.乏燃料干法贮存系统的环境条件、与厂址有关的设计基准等
参数可采用国家核安全局批准的核电厂运行许可证申请中的相关信息。
6.乏燃料干法贮存系统作为乏燃料厂内临时贮存方案，安全分析报告中还须考虑系统与核电厂、运输、乏燃料后处理等的接口，并论证操作的可实施性。
7.应包括乏燃料干法贮存系统环境影响评价相关信息，论证增设该系统的环境影响符合核电厂执照文件的相关要求。
8.如果乏燃料干法贮存系统采用贮存和运输两用的乏燃料容器，该容器还应符合放射性物品运输容器的管理要求,并单独报国家核安全局审批。
六、安全审评
国家核安全局按照《核动力厂运行安全规定》（HAF103），对核电厂营运单位提交的增设乏燃料干法贮存系统修改申请进行核安全审评。
审评主要依照本《监管要求》第三部分所列出的中国法律、法规和标准，以及国家核安全局在核电厂运行许可证框架下提出的管理要求。
具体技术审评可参照美国核管会技术文件《干法贮存系统标准审查大纲》（NUREG1536）和《干法贮存设施标准审查大纲》（NUREG1567）执行。
对核电厂增设乏燃料干法贮存系统辐射防护的审查应按照《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871)
执行。
—6—
对于安全分析报告中相关内容的验收准则，首先必须满足中国法规标准的相应要求；若中国法规标准中无明确要求，也可参考《干法贮存系统标准审查大纲》（NUREG1536）中引用文件的相关要求。
七、附则
本《监管要求》由国家核安全局负责解释，自发布之日起试行。
—7—。