核设施全面安全检查重点.docx
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核设施全面安全检查重点
核设施综合安全检查重点及依据
安全评估和安全检查的法规基准为核电厂选址安全规定（HAF101）、核动力厂设计安全规定（HAF102）和核动力厂运行安全规定（HAF103），并采用国际原子能机构发布的配套安全导则。
检查重点内容包括：
一、厂址选址过程中所评估的外部事件的适当性；
在分析此次日本地震海啸造成福岛核电站泄露事故经验教训的基础上,结合厂址区域主要极端自然事件的特点，特别是可能存在的不确定性以及次生灾害，对核设施选址过程中所评估的外部事件的适宜性进行安全评估与复核,评估重点为核电厂厂址的防洪设计基准和抗震设计基准。
复核评估依据的法规标准，包括现行核安全法规标准同时参照新修订（尚未正式出版）和IAEA最新标准：
《核电厂选址安全规定》HAF101（含修订版及IAEA相关文件）
核电厂厂址选择中的地震问题《HAD101/01》（含修订版及IAEA相关文件）
滨海核电厂厂址设计基准洪水的确定《HAD101/09》（含修订版及IAEA相关文件）
核电厂设计基准热带气旋《HAD101/11》（含修订版及IAEA相关文件）
二、核设施防洪预案和防洪能力评估；
1、关于设计基准洪水位的复核
根据《核电厂选址安全规定》（HAF101）（1991版及待出版的修订版）“5危险性监测”：
“必须在核设施的整个寿期内，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着手实施并一直持续到退役。
”
根据《滨海核电厂厂址设计基准洪水的确定》（HAD101/09）的“1。
1总则”要求:
“滨海厂址的设计基准洪水是一个核电厂设计应经受的洪水。
它是下列洪水类型中最严重的:
（1）可能最大风暴潮引起的洪水;
（2）可能最大海啸引起的洪水（如果存在时）；
（3）可能最大假潮引起的洪水（如果存在时）；
（4）由上述
（1）～（3）项严重事件的组合所引起的洪水.
风浪的作用必须单独地考虑或者与上述洪水组合在一起考虑。
对于上述这些情况的每一种都要考虑一个偏于保守的高的基准水位,并且要估计可能存在的潮汐、海平面异常现象以及湖泊水位和河流水位的变化。
"
根据《滨河核电厂厂址设计基准洪水的确定》（HAD101/08）中“7.4厂址处的直接降雨”要求：
“对于直接在厂址范围内降落的可能最大降雨必须调查其可能在厂区产生的最严重的排水负荷，并必须在厂区排水系统的设计中予以考虑。
厂区的排水系统，应按此雨量来设计，使设计雨量不致引起积水、排水沟渠漫溢或其它原因导致的淹没.”
检查中重点关注点为：
设计基准洪水和设计基准降雨的复核，主要针对厂址可能受到的极端事件,如风暴潮、波浪、海啸、降雨等,和电厂建成后自然环境变化所引起的水文变化，如天文潮、厂址流域的降雨洪水影响、厂址附近或上游水库溃坝等；
依据的法规标准以现行有效的法规标准为依据,以IAEA新出版的导则为参考：
核电厂选址安全规定（1991版及待出版的修订版）HAF101
滨海核电厂厂址设计基准洪水的确定（1990年）HAD101/09
滨河核电厂厂址设计基准洪水的确定（1989年）HAD101/08
核电厂设计基准热带气旋HAD101/11
No.NS—G—3.5FloodHazardforNuclearPowerPlantsonCoastalandRiverSites（2003年）
根据《核电厂选址安全规定》（HAF101）（1991版及待出版的修订版）“5危险性监测”
根据《滨海核电厂厂址设计基准洪水的确定》（HAD101/09）的“1。
1总则”
根据《滨河核电厂厂址设计基准洪水的确定》（HAD101/08）中“7。
4厂址处的直接降雨”
2、核设施防洪能力和防洪预案评估
检查中重点关注点为:
（1）厂址的防洪设计能力评估；
（2）电气设备防水淹能力检查;依据水淹分析报告，核实电气设备的安装位置是否都在可能淹没的水位之上或采取了相关的措施，以确保设备的可用性；
（3）1999年法国BALAYIS电厂外部水淹经验反馈改进，包括防火门的密封、电缆贯穿的密封等；
（4）洪水预警信息的获取以及核设施的防洪预案及实施能力评估等。
依据和参考的主要法规标准:
《核电厂选址安全规定》（1991版及待出版的修订版）HAF101
《核动力厂设计安全规定》HAF102
《核动力厂安全评价与验证》HAD102/17
滨海核电厂厂址设计基准洪水的确定（1990年）HAD101/09
NS—G—1。
5“ExternalEventsExcludingEarthquakesintheDesignofNuclearPowerPlants”
IAEA—TECDOC—1341“Extremeexternaleventsinthedesignandassessmentofnuclearpowerplants”
IAEA-TECDOC-1347“Considerationofexternaleventsinthedesignofnuclearfacilitiesotherthannuclearpowerplants，withemphasisonearthquakes"
三、核设施抗震预案和现场抗震能力评估;
1、检查依据
在运行核电厂抗震预案和现场抗震能力的检查中，按照现行核安全导则“HAD102/02核电厂的抗震设计与鉴定”的相关要求开展各项审查，同时参照IAEA最新颁布的新抗震设计导则“No.NS-G—1.6SeismicDesignandQualificationforNuclearPowerPlants”（“核动力厂抗震设计与鉴定”（征求意见稿））的相关要求，对现行导则中未明确规定的核安全重要环节进行审查和对比，为运行核电厂的核安全整改提出要求和建议。
2、检查关注点
根据目前了解到的有关日本福岛核电厂的震害经验，在设计基准地震的输入、SSC的抗震分类、抗震设计的适宜性、重要设备抗震鉴定的实施情况、地震仪表的布设和震后措施的准备情况等方面进行核查。
具体实施如下：
●设计基准地震的地震输入
对于核电厂的抗震设计，依据“HAD102/02核电厂的抗震设计与鉴定”2。
1节，并参照“No。
NS—G—1.6SeismicDesignandQualificationforNuclearPowerPlants"2。
3～2.10条款（“核动力厂抗震设计与鉴定”（征求意见稿）2.2节）,对各运行核电厂的设计基准地震动的设计输入进行回顾性审查。
结合厂址地震环境和地震安全性评价的评价结论，确认在构筑物和设备抗震设计和鉴定中所采用的地震动设计输入的适宜性。
对于保证核电厂三大安全功能设施的主要物项（如反应堆厂房安全壳、安全停堆系统、安全厂用水系统等）、应对火灾和洪水等紧急事件响应的重要设备、乏燃料水池等物项，进行重点审查.
●物项的抗震分类
对于各运行核电厂安全重要物项的抗震分类，依据“HAD102/02核电厂的抗震设计与鉴定"2.2节，进行回顾性审查.对于可能导致地震次生灾害、与安全重要SSC存在相互作用可能的物项,参照“No.NS-G-1。
6SeismicDesignandQualificationforNuclearPowerPlants”2.17～2。
19条款（“核动力厂抗震设计与鉴定”（征求意见稿）2。
3.7~2.3.8条款），确认物项的抗震设计的适宜性。
对于保证核电厂三大安全功能设施的主要物项（如反应堆厂房安全壳、安全停堆系统、安全厂用水系统等）、应对火灾和洪水等紧急事件响应的重要设备、乏燃料水池等物项,以及与上述物项存在相互作用可能的其他物项进行重点审查。
●抗震设计的适宜性和重要设备抗震鉴定的实施情况
对于各运行核电厂安全重要物项的抗震设计和鉴定,建议依据“HAD102/02核电厂的抗震设计与鉴定”2.3节、2。
4节、第3章、第4章，进行回顾性审查。
同时建议参照“No。
NS—G-1。
6SeismicDesignandQualificationforNuclearPowerPlants”2.31～2.38条款、第4章、第6章（“核动力厂抗震设计与鉴定”（征求意见稿）2.5节、第3章、第4章、第6章）,确认物项的抗震设计和鉴定的适宜性。
对于保证核电厂三大安全功能设施的主要物项（如反应堆厂房安全壳、安全停堆系统、安全厂用水系统等）、应对火灾和洪水等紧急事件响应的重要设备、乏燃料水池等物项,建议进行重点审查。
建议对于安全壳结构和乏燃料水池在地震作用下的完整性尤其予以关注。
对于与上述物项存在相互作用和可能导致地震次生灾害的相互作用的其他物项，参照“No.NS—G-1.6SeismicDesignandQualificationforNuclearPowerPlants"4.10条款和6。
32~6.37条款（“核动力厂抗震设计与鉴定”（征求意见稿）4。
10条款和6.3节）进行现场巡查，以确认其抗震功能的适宜性.
●地震仪表的布设和震后措施的准备情况
对于各运行核电厂地震监测仪表的布设,依据“HAD102/02核电厂的抗震设计与鉴定"第5章，进行回顾性审查.同时建议参照“No。
NS—G-1。
6SeismicDesignandQualificationforNuclearPowerPlants”第7章（“核动力厂抗震设计与鉴定”（征求意见稿）第7章），确认地震仪表的布设和震后行动的适宜性。
四、核设施质量保证系统的有效性；
检查主要关注以下方面：
1、运行质保大纲的实施情况；
2、联合持照模式下的质保大纲有效实施情况；
3、运行现场管理；
4、在役检查结果、设备定期试验结果、库存备件管理、维修和维护记录，目的是检查设备的完好性。
检查依据的法规标准:
《核电厂质量保证安全规定》HAF003及其相关导则；
“QualityAssuranceforSafetyinNuclearPowerPlants”IAEA50-C—QA（96版）等其他相关标准。
五、核设施消防系统检查；
核设施消防系统检查主要包括火灾自动报警系统检查，灭火设施（包括消防水生产系统、消防水分配系统、自动喷水灭火系统、水喷雾灭火系统、泡沫灭火系统、气体灭火系统、消火栓给水系统和移动式灭火器等）检查，非能动消防设施检查以及消防组织管理方面的检查等。
消防系统检查主要依据为已颁布的最新版导则《核动力厂运行防火安全》（HAD103/10—2004）和《核电厂防火》（HAD102/11-1996）,并在检查中参照国际原子能机构（IAEA）颁发的最新标准《核动力厂内部火灾和爆炸的防护设计》（NS—G-1.7）。
火灾自动报警系统
主要检查内容包括:
火灾探测器（可运行性和自动功能）;
火灾报警控制器（可运行性和声光报警功能）。
主要检查依据为：
《核动力厂运行防火安全》（HAD103/10—2004）第7章；
《核电厂防火》（HAD102/11—1996）第5。
2节；
《核动力厂内部火灾和爆炸的防护设计》（NS—G-1.7）第5.2节。
消防水生产系统及消防水分配系统
主要检查内容包括:
消防泵（可运行性）
阀门（可达性和可运行性）.
主要检查依据为：
《核动力厂运行防火安全》（HAD103/10-2004）第7章；
《核电厂防火》（HAD102/11-1996）第5。
6节；
《核动力厂内部火灾和爆炸的防护设计》（NS-G-1.7）第5.3。
4节.
自动喷水灭火系统、水喷雾灭火系统、泡沫灭火系统
主要检查内容包括：
控制阀（可达性和可运行性）；
泡沫罐、泡沫液（完整性和有效性）；
主要检查依据为:
《核动力厂运行防火安全》（HAD103/10-2004）第7章;
《核电厂防火》（HAD102/11-1996）第5.3、5.4节；
《核动力厂内部火灾和爆炸的防护设计》（NS—G-1。
7）第5.3.1、5.3。
2节。
气体灭火系统
主要检查内容包括：
气体贮瓶及启动瓶（完整性和有效性）；
控制阀（可达性和可运行性）。
主要检查依据为：
《核动力厂运行防火安全》（HAD103/10-2004）第7章；
《核电厂防火》（HAD102/11-1996）第5.7、5。
8节；
《核动力厂内部火灾和爆炸的防护设计》（NS—G-1。
7）第5。
3。
5节。
5、消火栓给水系统及移动式灭火器
主要检查内容包括:
室内外消火栓（可达性和可运行性）；
移动式灭火器（完整性和有效性）。
主要检查依据为：
《核动力厂运行防火安全》（HAD103/10—2004）第7章；
《核电厂防火》（HAD102/11-1996）第5.5、5.10节;
《核动力厂内部火灾和爆炸的防护设计》（NS—G-1.7）第5.3.3、5。
4节。
6、非能动消防设施检查
主要检查内容包括:
防火门（可运行性）;
防火阀（可运行性）；
防火封堵（完整性）；
电缆防火包覆（完整性）。
主要检查依据为：
《核动力厂运行防火安全》（HAD103/10-2004）第7章；
《核电厂防火》（HAD102/11—1996）第3。
3节；
《核动力厂内部火灾和爆炸的防护设计》（NS-G—1.7）第3。
3节。
7、消防组织管理
主要检查内容包括：
防火大纲;
消防干预队的架构；
消防培训和消防演习；
消防设施维护和定期试验；
消防规程（包括消防行动卡等）；
消防应急预案。
主要检查依据为：
《核动力厂运行防火安全》（HAD103/10-2004）第8、9章;
《核电厂防火》（HAD102/11—1996）第3、7、8、9章。
六、多种极端自然事件叠加事故的预防和缓解措施；
重点核查与极端自然事件相关的可能的次生灾害的叠加影响，如地震、洪水或台风可能引发的次生灾害等，以及拟采取的预防和缓解措施；
依据的法规标准，包括现行核安全法规标准同时参照新修订（尚未正式出版）和IAEA最新标准：
HAF101核电厂选址安全规定（含修订版及IAEA相关文件）
HAD101/01核电厂厂址选择中的地震问题（含修订版及IAEA相关文件）
HAD101/09滨海核电厂厂址设计基准洪水的确定（含修订版及IAEA相关文件）
HAD101/11核电厂设计基准热带气旋（含修订版及IAEA相关文件）
七、全厂断电事故的分析评估以及失去应急电源后
检查内容：
1、针对全厂断电事故，核电厂是否具有相关的应急预案、相关规程是否满足相关法规的要求；
2、应急柴油机的能力及其可靠性，是否配备合理的附加柴油机；
3、针对全厂断电，是否具有保证主泵轴封注水的相关措施。
检查参照的标准:
《核动力厂设计安全规定》（HAF102，2004）第5章和第6。
6节
《核动力厂安全评价与验证》（HAD102/17，2006）第4.3和第4.4节.
《核动力厂应急动力系统设计》（HAD102/13）
八、严重事故预防和缓解措施及其可靠性评估；
检查内容：
1、事故规程（包括设计基准事故、超设计基准事故和严重事故）是否可靠
2、严重事故缓解措施是否有效和是否可靠
3、是否编制严重事故管理导则及其进行评估
检查参照的标准：
《核动力厂设计安全规定》（HAF102，2004）
《核动力厂安全评价与验证》（HAD102/17，2006）第4.3和第4.4节.
《核动力厂严重事故管理》（NS－G－2。
15）
《核动力厂运行管理》（NS－G－2。
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九、应对群体性事件预案；
确认电厂是否制定相应的预案。
十、环境监测体系和应急体系有效性；
主要关注内容：
应急组织状况、主要应急设施的设备配置与维护情况以及可居留性情况、场区内应急通讯等
检查依据：
《核电厂核事故应急管理条例》（HAF002）
《核电厂营运单位的应急准备和应急响应》HAF002/01
《核动力厂营运单位的应急准备》HAD002/01
十一、其他可能存在的薄弱环节.
1、事故工况下紧急维修人员的工作准备和辐射防护；
2、事故后气体和液体的取样以及对取样人员的辐射防护；
3、乏燃料水池的安全性检查
请对相关的内容进行研究并提出相关意见，并于2011年4月11日前发送至hedianyichu@163。
com。
联系人：
核电一处韦力66556360
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