核安全简介(多媒)[1]

1核安全简介国家核安全局乔治2005年7月上海2I核能特点II法规体系简介IIIHAF001要点IV核电厂的监管特点V核电厂的技术特点内容3I核能特点公认“干净”能源但是有核风险所以国家监管现实TMI切尔诺贝利潜在所有核设施4国家监管1国家专门机构--国会或政府--各国有别2法制（但前苏联、东欧？）3直接管营运单位4全寿期监管5导则工业规范标准原子能法条例规定（人大）强制性（国务院）HAF强制性（NNSA）HAF强制性（NNSA）HAD非强制性（？？）6II法规体系简介核安全法规汇编1998年版八个系列24个法规7II法规体系简介系列：通用10个核动力厂4个研究堆2个核燃料循环设施1个放射性废物管理1个核材料管制2个民用核承压设备监督管理4个放射性物质运输管理（制订中）8II法规体系简介国务院条例3个HAF001中华人民共和国民用核设施监督管理条例（1986年10月29日）HAF002核电厂核事故应急管理条例（1993年8月4日）HAF501中华人民共和国核材料管制条例（1987年6月15日）9HAF001中华人民共和国民用核设施监督管理条例第一章总则第二章监督管理职责第三章安全许可制度第四章核安全监督第五章奖励和处罚第六章附则共26条IIIHAF001要点10IIIHAF001要点第一章总则保证、保障、保护//促进适用范围5个阶段11IIIHAF001要点第二章监督管理职责国家核安全局统一//独立派出机构-监督站主管部门营运单位全面核安全责任？？核安全责任核监管责任12第三章安全许可制度--核设施建造许可证--核设施运行许可证--核设施操纵员执照--其它需要批准的文件IIIHAF001要点13IIIHAF001要点--其它需要批准的文件~核材料许可证HAF501~核电厂厂址选择审查意见书HAF001/01~核电厂首次装料批准书HAF001/01~核电厂开始退役批准书HAF001/01~核电厂最终退役批准书HAF001/01~核承压设备资格许可证HAF601（国产设备）设计、制造、安装三种14IIIHAF001要点第四章核安全监督第五章奖励和处罚--局或主管部门奖励单位或个人--处罚核电厂无研究堆有上锅厂二次（HAF601)15IV核电厂的监管特点一.法规体系较完整二.许可证管理较严格1.核电厂（五个阶段）选址--可研报告中选址部分“核电厂厂址选择意见书”建造--PSAR+QA等“核电厂建造许可证”装料--FSAR+QA等“核电厂首次装料批准书”运行--RFSAR+QA等“核电厂运行许可证”退役--退役报告+QA“核电厂开始退役批准书”“核电厂最终退役批准书”16IV核电厂的监管特点2.操纵人员--操纵员及高级操纵员--主管部门培训、考试--NNSA监、审、发照3.核承压设备--设计、制造、安装三类--资格许可、无钢印--仅对国产（？）17V核电厂的技术特点一.选址除常规外的严格要求1.不适宜的厂址（颠覆性）--能动断层范围内（能动的定义）--不稳定地基且无法以工程措施解决者如：SL-2条件下沙土液化地基塌陷滑坡等18V核电厂的技术特点2.地震--抗震分类（国际上有三种）IAEA/中国美国（老）美国（新）I类SL2&SL1I类SL2&SL1相互作用者I类SL-2(完整&功能)II类SL-1(无名类)II类SL2相互作用者(完整)非抗震类一般工民建非抗震类一般工民建非抗震类一般工民建19V核电厂的技术特点--全国地震区划和工民建抗震规范不适用于抗震I、II类SSC--抗震I、II类SSC要求：~动力法抗震分析~详细的地震调查，以确定输入-历史地震的考虑（平静期？例：唐山）-概率法/确定论法-自由场峰值加速度（基岩？地表？）;SL2\SL1-反应谱（标准谱？场地谱？）、拟合TH20V核电厂的技术特点3.水文--千年一遇最高水位防洪千年一遇最低水位保证反应堆冷却用水--与其他气象组合（天文潮、风暴潮、海啸等）4.极端气象--热带气旋、龙卷风--极端降水、雪、湿度--其他（极端温度、沙暴等）5.大气弥散--厂区气象塔，至少2年数据--为环境评价21V核电厂的技术特点6.外部人为事件--按性质分类：8类~气压~冲击~烟尘~燃爆~腐蚀、毒、放射性~地面运动~水淹或缺水~塌陷--按位置分类：2类~固定式燃、爆、毒（化工、炼油…）的工厂、仓库、管线等~移动式陆海空运输工具如-飞机坠毁（标准化飞机;2种不同考虑法:中、美/欧）-导弹演习场（原辽核）-空军投弹靶场（秦山地区）22V核电厂的技术特点6.外部人为事件（续）--不考虑战争--人为破坏属保安--考虑方法“剥笋”式SDV确定论法SPL概率法（放射性严重后果10E-7/堆·年）设防23V核电厂的技术特点二.设计1.总设计要求--停堆并保持停堆状态--排出余热--减少放射性释放并低于限值24V核电厂的技术特点2.保持安全的几项技术原则--多重性（单一故障准则）--多样性（不同的原理、物理变量、制造厂等）--独立性（实体或功能隔离）--故障安全（如PWR的控制棒）--辅助设施的安全（供安全系统用的水、电、气等被视为该系统的一部分，故被定为安全级）--减少共因故障以上多样性、故障安全、减少共因故障非强制性要求25V核电厂的技术特点3.SSC安全分级--机械设备安全一、二、三级和非安全级~定义（略）~举例PWR安全一级一回路压力边界安全二级堆心冷却、余热导出及安全壳系统等安全三级（略）--电气设备1E级（安全级）和非1E级（非安全级）--安全级SSC均有特殊规范标准26V核电厂的技术特点4.SSC抗震分类抗震I类、II类和非抗震类（第18页）--凡安全级SC和内有安全级SC的建、构筑物，均为抗震I类（抗SL2）；还有湿厂址的防洪堤等。--抗震II类不多三废厂房--有特殊要求：或规范或导则（后详）--压水堆例~核岛：安全壳、电气厂房、辅助厂房、乏燃料厂房、应急柴油机厂房等~重要厂用水系统（取水设备、泵房、管线等）~其他如湿厂址的防洪堤（秦山I期）27V核电厂的技术特点5.事故分析核电厂特有--DBA必须用安全级SC来缓解--BDBA（严重事故）可用非安全级SC来缓解三.建造、调试、运行（略）28V核电厂的技术特点四.几个问题1.工业规范和标准--中国起步阶段--已建几个核电厂不一样--NNSA立场（86年文）实践中的问题--核与非核标准的接口问题各国不同（美//法）2.取消OBE（SL1）--历史背景美国和法国的不同--美国已取消OBE参与力学分析，仅作为停堆参数29V核电厂的技术特点3.URD（下一代）--USNRC为此修改许可证步骤为“一步法”--PDA//FDA许可证--FDA的定义--已得到FDA：ABWR,SYSTEM80+,AP60030V核电厂的技术特点4.中国法规、导则和规范的几点讨论--IAEA蓝本：国际接轨、及时--译文不畅--可操作性较差，因为~国际性文件~HAD删去参考书目--核安全法规、导则与工业规范、标准的接口模式~美国？法国？或其他？~谁定？31结语：任重而道远32