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1、.,1,中外核安全法规体系介绍,.,2,目 录,中国核安全法规体系 我国主要的法律法规 美国核安全法规体系 法国核安全法规体系 俄罗斯核安全法规体系 IAEA法规体系 各国家核安全法规体系比较,.,3,1、中国核安全法规体系,20世纪80年代以来，国家环保总局和国家核安全局开始对核安全与辐射安全进行监管。基本建立了一套与国际接轨的监督管理体制和相关法规体系。 纵向上由法律、行政法规、部门规章、导则、技术文件等不同层次； 横向上由通用系列（HAF0）、核动力厂系列（HAF1）、研究堆系列（HAF2）、核燃料循环设施系列（HAF3）、放射性废物管理系列（HAF4）、核材料管制系列（HAF5）、民用

2、核承压设备监督管理系列（HAF6）等法规体系。,.,4,1 中国核安全法规体系,法律1部： 中华人民共和国放射性污染防治法 2003年6月28日发布 2003年10月1日起实施 行政法规5项： 民用核设施安全监督管理条例 1986年10月29日国务院发布 2、 核电厂核事故应急管理条例 1993年8月4日国务院发布,.,5,1 中国核安全法规体系,3、中华人民共和国核材料管制条例 1987年6月15日国务院发布 4、放射性同位素与射线装置安全和防护条例 2005年8月31日国务院发布 2005年12月1日起实施 5、民用核安全设备监督管理条例 2007年7月4日国务院发布 2008年1月1日起

3、实施,.,6,1 中国核安全法规体系,核安全监管部门及相关部门发布的规章20多项，相关的导则70多项，法规技术文件、综合报告和核安全法规译文等200多项。,.,7,1 中国核安全法规体系,核安全法规层次,.,8,中华人民共和国环境保护法、 中华人民共和国放射性污染防治法、 中华人民共和国原子能法（核安全法）,民用核安全设备监督管理条例,放射性同位素与射线装置安全和防护条例,核电厂核事故应急管理条例,中华人民共和国核材料管制条例,放射性废物管理条例,放射性物品运输 安全监管条例,电磁辐射污染控制管理条例,中华人民共和国民用核设施设备安全监督管理条例,.,9,民用核设施安全监督管理条例,核动力厂址

4、选 安全规定,核动力厂设计安全规定,核动力厂运行安全规定,民用核燃料循环设施安全规定,研究堆设计和运行安全规定,实施细则之一 核电厂安全许可证的申请和颁发,核电厂安全分析报告的标准格式和内容,核电厂环境影响报告的标准格式和内容,民用核设施质量保证安全规定,实施细则之二 核设施的安全监督,实施细则之三 研究堆安全许可证的申请和颁发,.,10,1.条例的实施细则,2.原生材料开采和加工中工人的辐射防护,3.射线和电子辐照装置的取证和辐射安全要求,4.辐射源持有的取证和辐射安全要求,5.放射性同位素测井作业取证及辐射安全要求,6.射线装置的取证及运行中的辐射安全,辐射防护方面导则,1.运行辐射防护：

5、最优化导则,2.职业辐射防护,3.医疗照射中的辐射防护,4.由于吸入放射性核素引起的职业照射的评价,5.由于外部辐射源引起的职业照射的评价,6.放射性材料非法运输的防止、探测和响应,7.辐射安全和防护的培训,8.辐射源的安全,9.消费产品中包容的放射性物质,10.工业射线照相用密封源和装置许可证申请的准备导则,11.含有副产品材料密封源的辐射安全估算与登记的准备导则,12.非医用密封源的安装安全标准,13.对免检和非特批含有副产品物项的可接受取样程序,14.为申请放射性核素产物豁免提供证据的环境影响报告编写要求,15.短距离运输放射性源的泄漏检查,16.不可恢复性测井源的标志,17.辐射监测管

6、理实施导则,.,11,核电厂核事故应急管理条例,应急条例实施细则之一,有关导则,1.核动力厂营运单位的应急准备,2.地方政府对核动力厂应急准备,3.研究堆应急计划和准备,4.民用核燃料循环设施营运单位的应急计划,5.核事故辐射应急时对公众防护的干预原则和水平,6.核事故辐射应急时对公众防护的导出干预水平,7.核事故医学应急准备和响应,8.核事故的分级导则,.,12,中华人民共和国核材料管制条例,核材料管制条例实施细则,核材料衡算导则,核材料实物保护导则,1.核动力堆核燃料衡算管理,2.低浓铀转换及元件制造厂核材料衡算管理,3.研究单位设施核材料衡算管理,4.核动力堆核燃料后处理厂核材料衡算管理

7、,1.核材料就地盘存指南,2.保护区、要害区与核材料通道的进、出口控制,3.核材料进出区的目视监督,4.警卫和看守人员的培训、装备和考核,5.核动力厂核材料控制系统,6.铀和钚燃料制造厂材料保护的应急措施,7.厂区保安部队的职责,8.周界报警系统,9.核动力厂应急保安计划的标准格式和内容,10.运输核材料的应急保安计划的标准格式和内容,11.核燃料循环设施应急保安计划的标准格式和内容,12.许可证持有者对具有中、低等战略意义特种核材料制定实物保护计划所采用的标准格式和内容,13.安全保卫设施的事件报告,14.短途运输核材料的实物保护,15.要害区进出口的控制、实物保护设备及锁和钥匙的管理,16

8、.电视监视系统,.,13,放射性废物管理条例,放射性废物向环境排放的安全规定,1.低中放射性废物的处置前管理,2.高放射性废物的处置前管理,3.小用户的放射性废物的处置前管理,4.核电站及研究堆的退役,5.核燃料循环设施的退役,6.医用、工业及研究用设施的退役,7.放射性废物的贮存,8.处置前废物管理的安全评价,放射性废物处置前的安全规定,在干预状态下被事故及过去活动沾污的区域的恢复,沾污区恢复 的安全规定,1.放射性废物近地表处置设施的选址,2.放射性废物近地表处置场设计、建造运行及关闭,3.放射性废物近地表处置场的安全评价,放射性废物近地表处置的安全规定,4.放射性废物近地表处置场的环境报

9、告标准格式和内容,1.放射性废物地质处置设施的选址,2.放射性废物地质处置库的设计、建造、运行及关闭,3.地质处置的安全评价,4.铀/钍矿物采矿及冶炼中放射性废物的管理,放射性废物地质处置的安全规定,5.放射性废物库场区特性鉴定报告的标准格式和内容,.,14,放射性物品运输安全监管条例,条例的实施细则,1.检测和接收含有放射性物质包装物的程序,2.装运放射性物质时对包装的泄漏检验,3.放射性物质运输获得免检的管理导则,4.验证符合放射性物质运输包装要求的管理导则,5.申请批准B型、大批量和易裂变物质包装的标准格式 和内容,6.放射性物质运输用的包装质量保证大纲制度的规定,.,15,民用核安全设

10、备监督管理条例,4. 进口民用核安全设备监督管理规定 HAF604,5.民用核安全设备目录 （第一批）,6,实施细则,1民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理办法 HAF601,2 民用核安全设备无损检验人员资格管理规定 HAF602,3 民用核安全设备焊工焊接操作工资格管理规定 HAF603,7,8,.,16,行业标准，环保局参与,电磁辐射环境管理办法（第18号局令）,无线电广播电磁环境辐射防护导则,微波通讯电磁环境辐射防护导则,电视电磁辐射防护导则,雷达电磁环境辐射防护导则,工科医应用电磁环境辐射防护导则,高压输电电磁环境辐射防护导则,电磁辐射污染控制管理条例,2.对不同时间电场、磁

11、场和电磁场暴露限值的规定,3.微波和超短波通讯设备辐射安全要求,5.电磁辐射环境影响评价方法与标准,4.电磁辐射环境监测方法与仪器,6.环境电磁波卫生标准,7.作业场所微波辐射卫生标准,8.作业场所超高频辐射卫生标准,1.电磁辐射防护规定,.,17,2 我国主要的法律法规,中华人民共和国放射性污染防治法 放射性同位素与射线装置安全和防护条例 民用核安全设备监督管理条例 核动力厂设计安全规定 核动力厂运行安全规定 核动力厂安全评价与验证 核动力厂燃料装卸和贮存系统设计 核动力厂基于计算机的安全重要系统软件 核动力厂运行防火安全 核动力厂运行限值和条件及规程 核动力厂定期安全审查 核动力厂营运单位

12、的组织和安全运行管理 核设施周界入侵报警系统 核动力厂的维修、监督和在役检查,.,18,2 我国主要的法律法规,核动力厂的修改 核动力厂调试 核动力厂安全重要仪表和控制系统 核动力厂堆芯管理和燃料装卸 核动力厂抗震设计和鉴定 核动力厂设计中内部火灾和爆炸的防护 核动力厂设计中火灾和爆炸以外内部灾害的防护 核动力厂反应堆冷却剂系统及关联系统的设计 核动力厂反应堆安全壳系统的设计,.,19,2 我国主要的法律法规,核动力厂厂址安全规定 核动力厂地震危害性评价 核动力厂滨海与滨河厂址的洪水危害分析 核动力厂厂址评价的岩土问题与地基基础 核动力厂厂址评价的气象事件 核动力厂厂址评价的外部人为事件 核动

13、力厂厂址评价中放射性物质在大气和水中的弥散和人口分布问题,.,20,3 美国的核安全法规体系,目前，核电发达的国家核安全法规和标准体系已经比较系统和完善: 美国有原子能法，联邦管理法规10CFR系列，核管理导则RG系列，有美国国家标准学会（ANSI）、美国核学会（ANS）、美国机械工程师学会（ASME）、美国材料和试验学会（ASTM）、和电气与工程师学会（IEEE）等制定的工业技术标准。 同时，美国国家标准学会对其它各学会和协会制定的标准进行协调，经它研究后批准的标准给予编号，冠以ANSI名义。,.,21,3 美国的核安全法规体系,美国原子能法于1954年由国会制定和颁布。其次是联邦法规（Co

14、de of Federal Regulation ）的第10部分能源，内容包括和平利用原子能的原则要求与准则，具有法律效力，与核能事业有关的单位必须遵守。这些法规至少每年要修订一次，定期公布。与核电厂设计有关的主要是 10CFR20 放射性防护 10CFR50 生产及应用设施的执照发放 10CFR55 运行者执照 10CFR70 特殊核材料 10CFR71 放射性材料运输与包装 10CFR100 反应堆选址准则 这些法规除正文外还有附录，在附录中进一步作出了详细规定。如10CFR50 就有编号从AQ的15个附录，规定了核电厂在设计、建造和运行时的指导政策、方法和要求。,.,22,3 美国的核安

15、全法规体系,美国核电法规标准体系的第3层次是，NRC（美国核管会）制定了一套的管理导则（R.G)，它提供了符合法规要求的指导和可行的解决办法，作为核设施执照申请者的指导文件，同时也阐述了对核能事故或事件采取的评价方法。这些导则按照内容不同被划分为10个部分，专门涉及核电厂的内容编为第一部分，即R.G.1。其它的部分为研究和试验反应堆、核燃料和物料设备，环境及厂址，职业保健等。这些导则不断进行修改和补充。 在NRC下设的反应堆管理局（NUREG）也编制过许多文件，大部 分是建议性的参考文件，但也有与R.G具有同样的作用的，如NUREG一0800“标准审查大纲”,就是对申请者按照R.G.1.70“

16、核电厂标准安全分析报告的内容和格式”要求编写的报告进行审查的指导书。,.,23,3 美国的核安全法规体系,第4个层次就是数量大、品种多的各类核电标准。是经过试验和工程实践考验过的规范，是具体贯彻法规和导则的文件。美国国家标准学会(ANSI）通过其核标准管理委员会领导，进行核标准的研究和编制的。例如通过美国核学会(ANS）下设的标准委员（按照不同的专业内容，设置了16个分委员会，分委员会下又分成更多的工作组）进行核标准的研究、编制并经ANSI审查认可，作为国家标准。 其次就是美国工业界行业协会或学会制定的标准，如美国机械工程师学会（ASME）、美国电子电气工程师学会（IEEE）、美国试验及材料学

17、（ASTM）、美国混凝土学会（ACI）等编制的核电标准。除此之外还引用了大量的工业标准，它们也是上述核电标准的基础，支持着核电标准的发展。,.,24,4 法国的核安全法规体系,法国有以政府法令发布的核安全法律基础 应用于压水堆的压力系统条例 由核设施中央安全局（SCSIN）发布的基本安全规则（RFS） 工业技术标准设计与建造规则(RCC系列），由核工业界编写，SCSIN组织审查。,.,25,4 法国的核安全法规体系,法国的核电起步迟后美国10年，法国引进、吸取了美国核电的许多经验，结合本国国情有所创造和发展。克服了美国核电法规标准数量众多、繁杂重复的缺点，法国标准数量较少，但系统性较好，把复杂

18、的压水堆机组核岛部分仅用6个RCC标准就概括了，既包括设计，又包括建造。如把燃料组件和相关组件的设计、建造、检验、采购等技术要求都汇集成一个RCCC标准。使用方便、简单明了、内部联系密切、各自成为一个系统性的整体。,.,26,5 法国的核安全法规体系,法国核电法规标准体系大体由六部分组成。 （1）法令、命令等 以法令或命令颁布的核安全法规由政府总理或部长签署。属强制性法规，必须遵照执行。分行政性法规和技术性法规两类。行政性法规规定了核安全组织机构、审批程序、法律责任等；技术性法规包括总的技术法规和专门技术要求。总的技术法规由法令和命令组成。专门技术法规主要是在压力容器和电离辐射防护两个领域。,

19、.,27,5 法国的核安全法规体系,（2）基本安全导则（RFS） 基本安全导则是法国核设施安全局（DSIN，1991年前称法国中央核设施安全局SCSIN）制定并发布的，由安全局局长签发。RFS是反映了核安全当局的管理意见和技术要求，属法规文件。 在1988年法国发表的法国核设施安全法规汇编中列出了22个基本安全导则，至今尚未编全。每个RFS都对应一个RCC标准，这样就把RCC标准的强制性提高了。营运者也可不遵守RFS；但必须论证所用的其他方法可达到相同的安全水平。,.,28,4 法国的核安全法规体系,（3）核电标准 法国的核电标准核岛部分包括RCC-M，RCC-MR，RCC-C，RCC-E，

20、RCC-G，RCC-I，RCC-P和PSEM；常规岛部分包括RRC-EV，RRC-TA。 核电标准本身是推荐性的，由于RFS规定了法国核电设计和建造要按照这些标准，因而这些核电标准也要遵照执行。 法国的核电标准由法国核岛设备设计和建造规程协会（AFCEN）与法国大功率热电厂和核电厂常规岛设备建造和检验规程协会（AFCEC）负责编制和出版。但对这些标准的使用不负责任。具体使用由法国电力公司EDF向法国核设施安全局DSIN递交申请，经DSIN同意后即可按这些标准进行设计和建造。 每个RCC标准在使用中都涉及和引用了大量法国一般工业标准，法国核电还选用了一些国际标准和美国、德国等其他先进国家的标准。

21、,.,29,5 俄罗斯核安全法规体系,俄罗斯核电法规标准体系分为三个层次： 第一层次，原则和准则。是有关核电厂安全全总目标和总原则。例如，核电厂安全保障总则、辐射安全规范和具有放射性物质和其他电离辐射源工作的基本卫生法规。 第二层次，法规和规范。是由第一层次引出的一些重要的原则性要求，属需遵照执行的法规性文件，分为安全保障活动管理，安全论证，质量保证，卫生规范，选址，设计，建造，启动，运行，退役和应急准备9个方面。 第三层次，导则，指南和规则。是为贯彻第一、二层次要求而提供的方法和具体规程。该层次文件属于指导性的，非强制执行，也按上述9个方面分类编制。,.,30,6 IAEA核安全法规体系,考

22、虑到核动力厂安全的重要性，从70年代中期开始，国际原子能机构（IAEA）也在核安全标准（NUSS）计划框架内，以美国的法规为基础，陆续制定了50-C和50-SG系列的安全法规和导则。 作为国际上判断核电安全的标准，IAEA至今仅限于对核电安全提出基本要求，没有编制技术标准，它是与国际标准化组织（ISO）协调并依靠国际电工委员会（IEC）制定了一些核电技术标准，但尚不完善。,.,31,6 IAEA核安全法规体系,现已建立了核安全标准（NUSS）、废物安全标准（WASS）、辐射安全标准（RASS）和放射性物质运输安全标准（TRANSS）4个顾问委员会来负责安全标准的编制和审评工作，并以IAEA的安

23、全丛书形式出版，每本都有英、法、俄和西班牙文版本，从1986年起增补了中文版本。对每个安全标准，在必要时将根据实施后的国际经验加以修订，使其内容得到更新。 IAEA的安全标准有4个等级：（1）安全基本法则（银白色封面），规定了确保安全的基本目标、概念和原则；（2）安全标准或安全法规（红色封面），规定了为确保安全应满足的基本要求；（3）安全导则（绿色封面），根据国际经验所提出的为实现安全标准的建议；（4）安全实践（蓝色封面），介绍实施安全标准或安全导则的实例和详细方法。,.,32,6 IAEA核安全法规体系,IAEA在“核安全标准”（NUSS）计划下，陆续制定核电厂的安全法规和导则，包括管理核电

24、厂的政府机构、核电厂选址的安全问题、核电厂安全设计、核电厂运行中的安全问题和核电厂安全方面的质量保证等5个方面，它们是为实现核电厂安全建设和运行应达到的目标和基本要求。 关于技术标准， IAEA不作为重点单独编制，只是以上述的安全实践级丛书和其他推荐性文件（安全报告、技术文件）给出实施安全法规和导则的实例和方法，并主要是与国际标准化组织（ISO）协调和依靠国际电工委员会（1EC）等国际组织制定一些核电技术标准，但尚不完整。,.,33,7 各国家核安全法规体系比较,美国是轻水堆核电厂发展最早、技术最成熟的国家。它的法规标准最多，较系统和完整。 法国、德国、日本和英国等的轻水堆核电厂技术来源于美国，他们的核电安全法规和标准体系，其基本安全要求和技术标准是参照美国法规体系建立的，同时结合了本国的国情。 总的来说，美国和德国的法规标准体系较完整。美国的机构和企业多，其标准规范较繁锁、重复，核电厂建设标准化不够、审批程序复杂。 德国的标准较高，最为严谨。 法国的法规和标准还不够完善，采用国际标准的比例达85%，其核电厂建设的标准化工作做的最好，安全审批手续较简单。,.,34,谢谢!,

  根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》（HAF001）及其实施细则的有关要求，为汲取日本福岛核事故的经验和教训，进一步提高我国核电厂的安全水平，我局编制了《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求（试行）》，现予以发布，自发布之日起实施。
  附件：福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求（试行）

福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求（试行）

  福岛核事故后，国家核安全局会同有关部委对运行和在建核电厂开展了核安全检查，检查结果表明：我国核电厂具备一定的严重事故预防和缓解能力，安全风险处于受控状态，安全是有保障的。为了进一步提高我国核电厂的核安全水平，国家核安全局依据检查结果对各核电厂提出了改进要求。为了规范各核电厂共性的改进行动，国家核安全局组织编制了《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求》（以下简称《通用技术要求》），作为核电厂后续改进行动的指导性文件。
  为推进《通用技术要求》制定工作，由国家核安全局牵头组织，技术支持单位配合，共同成立《通用技术要求》制定工作组，编制了工作大纲，并于2012年2月上旬启动《通用技术要求》的编制工作，编制过程中，工作组采取了内部研讨、现场调研、分头起草，统一汇总的形式开展编制工作。整个编制过程历时2个月，于3月底形成征求意见稿，向各核电集团、各营运单位、各相关设计院以及各地方监督站征求意见。意见反馈后，工作组进行了认真研究，组织召开沟通交流会，形成了《通用技术要求》。5月8日，召开了《通用技术要求》核安全与环境专家委员会，向委员会专家咨询意见，经再次修改完善后，形成《通用技术要求》。
  《通用技术要求》编制目的是规范各核电厂共性的改进行动，解决目前我国核电厂在实施福岛后改进措施过程中所采用技术的统一性问题，尽可能统一和协调各核电厂所采取的安全改进策略深度和广度，解决监管当局和营运单位在安全改进策略上可能的不同认识，在实质上为我国核电厂在福岛核事故后开展改进行动工作提供指导。由于我国核电厂堆型、技术等存在差异，各核电厂是否需要采取相关的改进行动由国家核安全局相关改进管理要求确定。
  《通用技术要求》的编制结合了我国核电厂的实际情况，综合考虑福岛核事故后的初步经验反馈，集合了行业内各方的意见，反映了目前国内核能界对于福岛核事故后安全改进的认识水平，是用于指导我国核电厂开展改进工作的综合性文件。但是，福岛核事故经验和教训的总结将是一个长期的过程，随着国际国内对福岛核事故研究的不断进展，认识的不断深入，国家核安全局将会对《通用技术要求》进行修正和完善，以进一步提高核电厂安全水平。

  本文件对福岛后改进行动中核岛设施及厂房防洪能力改进提出技术要求，主要内容包括对核电厂防洪、排洪设施的功能进行排查和评估，并采取适当的防护措施，使核电厂安全重要系统和部件在超设计基准洪水事件条件下最大限度地保持安全功能。
  对于核安全重要物项进行防洪能力评估的水淹要素包括：天文高潮位、可能最大风暴潮增水、可能最大风暴潮相应的波浪影响、可能最大海啸洪水、海平面升高、江河洪水、溃坝洪水和厂址可能最大降雨等因素。
  是指对地下管廊与安全重要厂房贯穿处接口的防水封堵等措施。
  是指对与重要厂房相连地下廊道的室外检修口和安装孔、以及可能导致安全重要设备水淹的厂房外地面以上门窗洞、通风口等的防水封堵等措施。
  根据开孔的类型和性质，采用水密门、挡水槛、整体浇注加模块封堵或其他防水密封措施对开孔或贯穿件进行的永久性封堵。
  当发生紧急情况时启用的措施（如：沙袋、防水挡板、可移动护墙板等）。
  （一）根据厂址条件对可能引起水淹事件的各项因素进行梳理和排查，复核确认原设计所采用的设计基准洪水位的有效性。运行核电厂在复核中应考虑最新的观测分析数据，考虑建厂以来厂址周边环境变化等因素。
  （二）根据厂址条件确定适当的超设计基准水淹场景（如设计基准洪水位情况下，叠加千年一遇降雨），复核厂区排洪能力、评估厂区积水深度。根据评估结果，采取地上防水淹措施，防止厂区积水不受控制地进入安全重要厂房（如：核岛厂房、重要厂用水泵房、应急柴油发电机厂房、厂址附加柴油发电机厂房等）。
  （三）对与安全重要厂房相连接的地下管廊等通道进行全面排查重点考虑水淹可能导致电厂三大安全功能失效的地下管廊和房间，根据实际情况，采取地下防水淹措施。要求通过地下管廊等通道的地下防水淹措施，保证在上述水淹场景下和应急补水能力接入之前，至少有一个余热排出的安全序列可用。
  （四）必要时，应开展地下防水淹措施的专项技术研究，待技术成熟后对于贯穿部位实施有效的地下防水淹措施。
  （五）地上防水淹措施和地下防水淹措施一般均应采用永久性防水封堵，对于无法采用永久性防水封堵的情况，经过评估，可以采用临时性防水淹措施，并制订合适的程序，指导临时措施的使用。
  （一）防水淹措施应能承受适当的水头高度，地下廊道的封堵建议按照不小于管廊埋置深度加评估所得的厂区积水深度来确定水头高度，应根据水头高度采用适当的封堵材料和封堵技术，保证合适的密封能力，并考虑今后运行中必要的检查措施。
  （二）应对防水淹措施实施后带来的其他可能风险进行评估，重点评估地下防水淹措施对电厂运行和安全的影响，并采取相应预防措施。
  应急补水及相关设备技术要求

  本文件对福岛后改进行动中应急补水及相关设备设置提出技术要求，主要内容包括采用二回路或一回路应急补水、乏燃料水池应急补水等措施带出余热的技术要求，并提出了移动泵、补水管线和水源的技术要求。
  指在核电厂部分或全部安全系统功能丧失的场景下，通过移动泵和外界动力向二回路和/或一回路补水，及向乏燃料水池补水以带出余热的人工干预措施。
  指一个厂址有两个及以上反应堆且各反应堆之间的距离小于5km的核电厂厂址。
  （一）二回路应急补水的功能要求
  1．能够长时间的通过二回路“充-排”方式排出堆芯热量，其应急补水流量应能满足停堆6小时后堆芯余热排出的需要。
  2．所设置的设备应保证事故后至少72小时的运行需求。
  3.需在停堆后6小时内完成应急补水措施的所有准备工作，使其处于可用状态。
  4.为了使应急补水措施有效，可考虑二回路可用的卸压手段，保证适当的应急补水流量。
  5．应将二回路应急补水操作纳入严重事故管理导则或相关规程。
  （二）一回路应急补水的功能要求
  1．通过移动泵和管线向一回路进行应急补水，其流量应能满足停堆6小时后堆芯余热排出的需要。
  2. 应考虑一回路机械密封泵轴封水泄漏的补水措施。
  3.所设置的设备应保证事故后至少72小时的运行需求。
  4.为了使应急补水措施有效，可考虑一回路可用的卸压手段，保证适当的应急补水流量。
  5.需在停堆后6小时内完成应急补水措施的所有准备工作，使其处于可用状态。
  6．应将一回路应急补水操作纳入严重事故管理导则或相关规程。
  （三）乏燃料水池应急补水的功能要求
  1.应急补水流量应考虑乏燃料水池最大设计基准热负荷对应的沸腾蒸发损失。
  2．可根据乏燃料水池的液位变化，调节应急补水流量的大小，或者启动和停运应急补水措施；乏燃料水池应急补水应考虑对虹吸的防护。
  3．应能够满足事故后至少72小时燃料不裸露。
  4.在乏燃料水池的水位降到乏池燃料组件裸露水位前，需完成应急补水措施的所有准备工作，使乏燃料水池的应急补水可用。
  5.应将乏燃料水池应急补水操作纳入严重事故管理导则或相关规程。
  （四）移动泵的设置应考虑同时满足堆芯冷却和乏燃料水池冷却的要求，多堆厂址需考虑配备至少两套设备。与移动泵快速、可靠联接的补水管线设置应满足需要，不对原系统产生不可接受的影响。
  （五）应综合评价可用水源，并在相关规程中对水源的利用方式予以指导。
  （一）移动泵制造和功能应满足相应国家标准的要求。
  （二）根据应急补水方案分析结果确定移动泵的流量和扬程，配备与其匹配的动力源（自带驱动设备或移动电源等）。
  （三）设置的应急补水接口、隔离装置应与接入系统具有相同的安全级别，隔离装置后抗震要求应与接入系统相同。接口的设置应考虑方便人员操作和连接。
  （四）应根据应急补水措施的流量和压力要求，选择相应的管道尺寸和承压能力。
  （五）应针对各种应急补水设备，包括移动泵、管线，以及对原有管线的修改部分，制订相应的检查、维修和试验规程。
  （一）存储移动泵等相关设备的构筑物按厂址所在地区地震基本烈度提高一度进行抗震设计，并按照设计基准地震动SL2（相当的地面加速度）进行校核。
  （二）移动泵等相关设备储存应满足在水淹高度高于设计基准洪水位5 米时，已采取的防水淹措施不会导致移动泵及相关设备不可用。
  （三）建议储存移动泵等相关设备的构筑物设置在安全厂房100米以外，同时考虑交通的可达性。
  （四）应急补水管线的布置需考虑管线与安全系统管线接口位置的恰当性，确保不影响原系统的安全功能，又便于工程实施。
  （一）为一回路进行应急补水，将稀释一回路或堆芯的硼浓度，可能引起堆芯重返临界的风险。
  （二）为乏燃料池进行应急补水，应考虑乏燃料池硼浓度稀释的风险。
  （三）需考虑新增应急补水管线开口对构筑物结构性能的影响。
  （四）需研究因应急补水可能产生的放射性废水的影响及应对措施。

  本文件对福岛后改进行动中增加的移动式应急电源提出要求，主要内容包括移动式应急电源的功能、设备技术要求及相关运行规程要求。
  设备边界与设备实体相接的安装、紧固和连接（机械连接和电气连接）的附属部件。
  指一个厂址有两个及以上反应堆且各反应堆之间的距离小于5km的核电厂厂址。
  （一）在丧失全部交流电源时（包括厂址附加柴油发电机），应通过配置移动式应急电源为实施应急措施提供临时动力，以缓解事故后果，并为恢复厂内外交流电源提供时间窗口。
  （二）应对移动电源的负荷进行分析，这些负荷至少应包括核电厂安全参数的监测和控制，必要的通讯、通风和照明，主泵密封和移动泵（当不采用自带动力的移动泵时）及其他临时设施的负荷需求。多堆厂址应配备至少两套设备，其中至少一套应在满足上述负荷后，考虑一台低压安注泵或一台辅助给水泵的负荷。
  （三）移动式应急电源自身所带燃料应保证至少4 小时的满功率连续运行，并可通过燃料补充功能实现不少于连续72小时运行的需要。
  （四）核电厂运行规程与应急管理规程中应规定移动式应急电源的应急准备、车辆启动和抵达现场的时间要求；明确移动式应急电源的操作规程以及相应的带载顺序。
  （五）应定期对移动式应急电源进行维护和带载试验，或离线带载试验，对于连接电缆应定期检查绝缘等状态参数，以保证连接电缆的可靠性；
  （六）应定期组织移动式应急电源的应急演习，保证操作人员的熟练操作。
  （七）移动式应急电源宜采用移动式柴油发电机组，采用其他移动应急电源应能满足上述功能。
  （一）移动式柴油发电机组技术要求：
  1．设备制造和功能要求应满足相应国家标准。
  2.柴油发电机组应具有低温起动功能，具有报警功能。机组应急启动时，除保障柴油发电机组安全运行的保护外（如保护等）， 应闭锁其它常规保护。
  3.移动柴油发电机组的连接电缆可通过直连应急母线的方式实现快速敷设和连接；为应急母线接入移动电源所设置的固定电气接口及相关电缆桥架应按抗设计基准地震动SL2设计并满足防水要求，不应影响原有系统的正常运行。
  柴油发电车的厢体设计应满足《厢式车通用规范》（GJB 79）和《半挂车通用技术条件》（GB/T 23336）的相关要求。
  （一）存储移动应急电源及相关设备的构筑物按厂址所在地区地震基本烈度提高一度进行抗震设计，并按照设计基准地震动SL2（相当的地面加速度）进行校核。
  （二）移动应急电源及相关设备储存应考虑在水淹高度高于设计基准洪水位5 米时，已采取的防水淹措施不会导致移动电源及相关设备不可用。
  （三）建议储存移动电源及相关设备的构筑物设置在安全厂房100米以外，同时考虑交通的可达性。
  （四）移动应急电源的存放处应设置必要的消防措施。
  （五）移动应急电源本身的存放宜采取一定的减震措施。
  对于移动泵自带的动力装置，参照本技术要求的适用部分执行。

  本文件对福岛后改进行动中乏燃料水池监测部分提出技术要求，主要内容包括对监测手段、监测范围、监测仪表和系统可用性的要求。
  通过增设乏燃料水池监测设备和手段，如液位、温度监测，以获取事故后乏燃料水池的必要信息。
  为满足辐射屏蔽需要、提示操纵员补水或表示乏燃料开始裸露等确定的水位。
  应至少从以下几方面保证监测仪表的可用性：
  1．液位测量：测量区间应包括乏燃料开始裸露的水位到满水位，可采用连续测量或间断式测量设备和手段。间断式测量的测点布置应满足必要的关键水位报警和指导操纵员相关补水操作的需要。
  2．温度测量：应能够连续测量乏池的温度。
  （二）液位和温度测量应在主控室或其他适当位置设置相关的
  指示信息，并设置相应的报警。
  （三）液位和温度测量应在设计基准地震下保证其功能。
  （四）应考虑丧失全部交流电源（包括厂址附加柴油机）供电情况下对液位和温度测量系统的供电。
  （五）液位和温度测量应保证在相应环境条件下的设备可用性。
  四、设备要求 液位和温度测量设备应为宽范围量程，满足抗震要求。
  2.美国核管会（NRC）《二十一世纪提高反应堆安全性的建议》
  氢气监测与控制系统改进的技术要求

  本文件对福岛后改进行动中氢气监测与控制系统改进提出技术要求，主要内容包括开展严重事故下安全壳内氢气分布的分析、氢气监测与控制措施有效性的评估，以及氢气监测与控制系统在严重事故情况下的功能和设备要求。
  （一）完善严重事故下安全壳内氢气分析，开展监测与控制措施的分析评估
  1. 对于没有开展严重事故下氢气分析的核电厂，应对氢气源项、氢气行为进行全面分析。
  2. 应开展相应的安全壳完整性分析，分析时应考虑燃料活性区包壳金属100%与冷却剂反应产生的氢气量。
  3．开展对氢气缓解措施有效性的分析评估。
  （二）严重事故工况下氢气监测与控制系统应具备的功能
  1.严重事故下，应能全程监测安全壳内氢气浓度并设置相应的报警，以便确定核电厂状态和为事故管理期间决策提供尽可能实际的信息。
  2.燃料活性区包壳金属100%与冷却剂反应产生的氢气在安全壳内均匀分布时，氢气浓度应小于10%。
  3.应避免安全壳完整性因局部区域氢气积聚后可能产生的燃烧或爆炸而破坏，同时尽可能减少对严重事故缓解系统或设备功能的影响。
  4．氢气浓度监测和控制措施应纳入严重事故管理导则或相关规程。
  氢气监测与控制系统及其设备和部件在选定的严重事故工况下满足本文件提出的功能要求。
  （一）氢气监测点的布置应考虑在整个事故工况期间的代表性。
  （二）主控室、应急控制中心应能够获得氢气监测数据。
  应急控制中心可居留性及其功能的技术要求

  本文件对福岛核事故后改进行动中应急控制中心可居留性及其功能提出技术要求。主要内容包括应急控制中心改进的技术要求。
  在建核电厂，运行核电厂可参考。
  根据《核动力厂设计安全规定》，必须设置一个与核电厂控制室相分离的厂内应急控制中心，作为发生应急情况时在此工作的应急人员汇集的场所。必须采取适当措施，在长时间内保护在场的人员，以便防止严重事故对他们的危害。
  根据核安全导则HAD002/01《核动力厂营运单位的应急准备和应急响应》，应急控制中心是核电厂营运单位应急响应的指挥、管理和协调中枢，是应急期间应急响应指挥部的工作场所，应急期间应确保应急人员可以顺利地达到该中心。
  （一）应能获得核电厂重要参数和核电厂内及其外围放射性状况的信息以及气象数据；应急控制中心应具有联络核电厂控制室、辅助控制室及其他重要地点和厂内外应急机构的通信手段，以及实时在线传输核电厂安全重要参数的能力。
  （二）除非能证明应急控制中心对所有假设的应急状态都能适用，否则应在不大可能受到影响的合适地点设立一个备用的应急控制中心，其功能基本上应能达到应急控制中心的相关要求。
  （三）应急控制中心应考虑满足可居留性和可达性的要求。可居留性的评价不应局限于设计基准事故，对选定的严重事故的影响，可参照国际放射防护委员会第103 号出版物推荐的参考水平，在设定的持续应急响应期间内（一般为30 天），工作人员接受的有效剂量不大于100mSv。
  应急控制中心按厂址所在地区地震基本烈度提高一度进行抗震设计，并按照设计基准地震动SL2（相当的地面加速度）进行校核；应具备抵御设计基准洪水危害的能力，在遭遇超设计基准洪水（假想设计基准洪水位叠加千年一遇降雨）的情况下，可参照《核电厂防洪能力改进技术要求》进行防水封堵。
  根据上述各项要求，结合项目进展情况，分析存在的差异，提出改进措施。
  2.HAF002/01 核电厂核事故应急管理条例实施细则之一-核电厂营运单位的应急准备和应急响应
  辐射环境监测及应急改进的技术要求

  本文件对福岛后改进行动中辐射环境监测及应急改进提出技术要求。主要内容包括对核电厂对环境监测布置的合理性和代表性的分析评估，改善严重事故下应急监测方案，在事故工况下提供必要的监测手段，以及制订同一厂址多机组同时进入应急状态后核电厂的应急响应方案和应急人员、物资的配备协调方案的要求。
  是指针对可能发生的事故，为迅速采取有效地开展应急行动而预先所做的各种准备。核动力厂的应急准备主要包括如下内容：
  1．制定在紧急状况下必须实施的一切行动的计划和执行程序。
  2.建立能有效地实施各项应急职能的组织机构。
  3.准备好应付紧急状况的设施和设备并使之保持有效。
  4.为使应急人员具有完成特定应急任务的基本知识和技能，所进行的培训、演习和练习。
  指一个厂址有两个及以上反应堆且各反应堆之间的距离小于5km的核电厂厂址。
  用于监控和汇集自动监测网络系统中各自动监测子站数据，并可实时传输监测数据到应急控制中心和相关数据应用单位的装置。
  1．应根据特定的外部事件，完善应急监测方案。
  2. 核电厂监测设施和监测点位布置应具有合理性和代表性，满足核电厂事故工况下辐射环境应急监测方案规定的设施功能。当极端外部事件导致环境监测设施不可用时，应具备适当的后备宽量程监测手段或及时恢复监测设施可用性的手段，确保为核电厂及其周边环境质量评价提供现场监测数据。
  1.考虑到我国多机组厂址机组数量的不同，核电厂目前可依据两台机组同时发生事故工况的情形，研究分析核电厂的应急响应能力，重点分析核电厂应急组织体系、人力、物力、技术措施等方面。
  2.在研究分析的基础上，制订多堆厂址两台机组同时发生事故工况情形下的应急响应方案，实施应急准备工作，做好应急培训和演习，确保两台机组同时进入应急状态情形下核电厂能够有效实施响应行动。
  3.核电厂营运单位应考虑核电企业集团的应急支援能力，并作为重要补充纳入自身的应急准备与响应体系。
  （一）环境实验室的合理设置
  1．环境实验室的设置应避开主导风向的下风向。
  2．环境实验室位于烟羽应急计划区内的核电厂，应在烟羽应急计划区外建立后备环境监测手段，保证有效实施应急监测。
  （二）环境辐射水平连续监测站点位设置和传输功能
  1.站址布点：核电厂监测站点应考虑与监督性监测站点互补的原则，保证核电厂周围16个方位的陆域原则上都布设至少1个自动监测站房。在核电厂烟羽计划应急区范围内，核电厂各堆址主导风向的下风向、居民密集区应适当增加布点；沿海核电厂应具备一定的海域方向监测能力，并对其合理性进行论证。
  2.数据传输功能：应具有备用通信方式，保证各监测站点的监测数据能够实时传送到自动监测中央站；在失去外部电源的情况下，自动监测中央站应能保证较长时间（≥72小时）内的数据传输。
  1.中华人民共和国放射性污染防治法
  3. HAF002/01 核电厂核事故应急管理条例实施细则之一-核电厂营运单位的应急准备和应急响应
  11．GB 11216-89核设施流出物和环境放射性监测质量保证计划的一般要求
  13．GB/T17680-10核电厂应急计划与准备准则 核电厂营运单位应急野外辐射监测、取样与分析准则
  外部自然灾害应对的技术要求

  本文件对福岛后改进行动中外部自然灾害应对提出技术要求，主要内容包括对加强与气象、水文、海洋和地震部门的联系与信息交流，进一步完善防灾预案和相关管理程序，提高外部事件发生时的预警和应对能力的要求。
  （一）建立自然灾害预警体系
  核电厂应与气象和海洋等相关部门建立长期稳定的合作关系，构建正规、及时、畅通的联系网络和信息渠道，以确保能够快速、准确、及时地获得气象和海洋预报信息；加强与地震部门的信息沟通，及时获得最新的地震数据用以评估核电厂的抗震能力的适当性。
  （二）设立预警分级和厂内预警发布机制
  核电厂应根据灾害性事件的破坏力大小和紧急程度将核电厂所需的灾害预警分成若干等级。在收到预警信息后，核电厂应由授权的责任人根据预警等级对可能出现的外部灾害用规定的发布方式及时做出预警发布。
  （三）完善极端外部事件的防灾预案
  核电厂应根据厂址特征，进一步完善包括地震灾害、气象灾害、洪水灾害等极端外部事件的防灾预案，并明确需从气象、海洋部门获得的预警信息需求。

本条例生效时间为：,截至2022年仍然有效