核电厂执照申请的总体要求

核电厂执照申请的总体要求
核电厂执照申请虽然在整个核电工程项目管理中是一个很小的部分,但其中既有管理工作,又有技术工作,很有特点。

这项工作如果做得好,将十分有助于电站业主推进项目立项,从审管部门审批进度上给工程建设的进度予以保证,因此应该全面熟悉执照申请的总体要求。

一、概述
1、执照申请的范围
执照申请过程将涉及与核电厂所有安全相关的选址、建造、调试、运行和退役的活动。

申请者应该负起对核电厂安全的责任,并尽最大可能向核安全监管部门证实其所应负的责任已经完成或将完成。

核安全监管部门的责任是通过对申请者所递交文件的评审、质询,决定核电厂是否满足安全目标和核安全监管部门的要求,因此,核安全监管部门将有权获得它认为有必要有助于全面了解核电厂安全的所有信息。

2、通讯渠道
核电厂执照申请过程是一个循序渐进的过程,起始在规划、选址阶段和可行性研究阶段,并将在后续的建造、调试、运行和退役各阶段清晰的节点上颁发许可证。

因此,在执照申请过程中与相关各方面建立起清晰的通讯渠道将是执照申请良好的基础,这将使相关的文件、信息流很容易送到核监管部门进行评审和质询,加快执照申请过程。

二、执照申请过程所需要的信息
执照申请者应提供所有描述基本安全的相关信息,包括证明核电厂不会给电厂工作人员和周围公众造成辐射风险,在选址、设计、建造、运行、退役和质量保证所采用的基本安全准则、设计原理和标准
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等。

1、厂址:所需提供的与厂址相关的信息应特别突出与辐射安全有关的重要因素,强调可能受核电厂设计运行影响的厂址特征。

核电厂与环境之间的接口信息也需要提供。

(1)、地理、地形和人口分布
厂址及所属位置应予以描述,包括一定的区域范围,目前在用和未来统计需用的厂址周围土地,该厂址区域食品和牛奶产量,居民特殊的饮食习惯,以及其它敏感工业等。

为了准确评价外部人为事件对核电厂的影响,与电厂相邻或已制定的工业发展计划和公共设施,如道路、铁路、水路、危险品运输、化工厂、军事设施、油气管道,包括这些设施预期的变化都需要描述并进行评价。

在核电厂周围常住居民现在和预期的人口数量,包括学校和医院应予描述,其人口分布应在表格中按不同距离及方位给出,并说明执行应急计划的可行性。

根据厂址条件应讨论电厂的可能影响,如应急撤离涉及公众的人员和数量,船载燃料发生事故的后果、放射性物质等等。

厂址地形包括周围区域地形的描述可结合气象等进行描述。

(2)、气象
应描述并讨论与核电厂正常运行和事故工况条件下放射性物质释放影响有关的气象条件,并提供有关龙卷风、飓风、台风和冰雹等极端气象条件和发生频率的资料。

应提供风速、风向、雨量和大气稳定度等气象数据,并说明这些数据在设计基准中和运行条件中的应用。

(3)、水文
应定性或定量地给出厂址周围地表水、地下水及周围河流水文状况,尤其对冷却水水源及可靠性,地表水包括河、湖的流速流向及弥散条件、居民饮用水和生活用水需重点关注,特别需要给出这些水源
的用户、现状和预期的情况,在核电厂正常运行和事故工况条件下流经的水域可能遭受的污染等。

对核电厂可能造成影响的诸如潮汐、冰、洪水、海啸等自然现象进行讨论,对如坝(上游和下游)等设施失效也需进行讨论。

(4)、地质
提供可能影响核电厂基础和结构的厂址及周围地区地质资料,包括地表塌陷,次层地质材料的稳定性、边坡和堤坝稳定性等。

(5)、地震
提供厂址及周围地区地震的情况以及建立地面运动震动设计基准的方法和数据,资料应包括过去发震时地表行为、受影响半径范围内活动断层的情况及评价、历史地震等等。

(6)、生态
为评价核电厂放射性环境影响,所有厂址及电厂周围地区的生态数据是十分重要的,如生态系统和关键途径。

还应给出根据基于放射性环境本底而制定的环境检测计划,包括组织机构和实施大纲。

2、设计
应给出核电厂全厂概要但完整的描述。

设计区域内每个区域的功能和运行特点,它们的设计基准等的综合性描述应详细到足以使核安全监管部门能完成对它的评审和质询。

应说明核电厂总体设计和安全相关的系统设计遵循的准则和标准,也
应明确列出全部参考文献,以及为实现最终设计所开展专题研究结果或项目进展状况。

(1)、核电厂总平面布置和建筑物
描述并评价电厂总平面布置和各种构筑物、系统的总体安排,并说明相关的设计基准。

(2)、反应堆堆芯
应论述对反应堆堆芯安全设计有重要影响的各个方面和相关设
施,包括:反应堆堆芯构成和总体描述;反应堆核设计和热工水力设计;核燃料及其相关组件和构件;反应性控制和停堆系统,包括中子吸收体和驱动机构的描述;支承结构,包括堆内构件、流体导向结构等。

(3)、反应堆冷却剂系统
应说明反应堆冷却剂系统的重要性,并提供系统设计的设计基准;对系统所包含的部件进行描述,讨论设计限值,说明应力分析计算结果等,这包括反应堆压力容器、主压力管道、管道与连接、阀门、蒸气发生器和热交换器等。

在给出相应的压力、温度、流量、允许泄漏率和冷却剂化学控值等运行和设计数据情况下,描述主要热量传输系统和应急冷却系统等,并对其进行安全评价。

应证明和评价包括最终热阱在内的冷却系统冗余度和可靠性,包括部件失效条件下的冗余度和可靠性。

(4)、安全壳系统
说明并阐述依据反应堆类型和厂址特征,安全壳系统所要求的设计基准,尤其是所选择的诸如设计压力、设计温度和设计泄漏率等,主要包括:与安全壳相关的主要部件和有关系统需全面说明;贯穿件的设计、数量和类型以及隔离方式;通风系统和其运行条件,包括前端的隔离、试验、过滤和监测;在事故条件下能够缓解温度和
压力的系统(包括消氢系统),或者滞留裂变产物的系统;事故后进入安全壳内的能量和放射性物质的数量;核电厂寿期内安全壳完整性和泄漏率定期试验方案。

(5)、控制与保护系统及仪表
包括仪表在内的控制与保护系统描述,包括设计基准、系统功能、主要特性、系统可靠性、稳定性和可试验性、正常运行和事故条件下部件失效的敏感性、控制室、辅助控制室和仪表盘的设计等信息。

此
外应描述与监测过程变量有关的仪表系统,如中子通量、温度、压力和流量等监测仪表系统。

(6)、供电系统
说明电源供应系统的设计,特别应说明对应急电源系统的功能及其可靠性的设计要求。

(7)、能量转换系统
描述汽机转换系统和它的设计基准,分析并讨论稳态和瞬态两种条件下对反应堆的影响,包括汽轮机飞射物、汽管道、水管道断裂对反应堆的影响。

(8)、燃料装卸和贮存系统
说明装卸料设备、程序以及换料周期,与燃料装运入厂和燃料离厂有关的设施、设备和程序,未辐照燃料和已辐照燃料的贮存设计。

燃料的贮存设计中应特别关注临界安全、衰变热排除、贮存池水净化和辐射防护等问题。

(9)、电厂辅助设施
提供与电厂安全直接或间接相关的辅助系统情况分析,包括其系统不可用或误动作造成自身或另一个系统失效的情况分析。

这些系统如:通风系统;消防系统;通
讯系统;压缩空气系统;服务水系统等。

应对电厂所用的有毒物、腐蚀物和易燃物(如氯、二氧化碳、氢气和燃料油)等物质的贮存位置、数量进行说明,相关的危险性应做出评价。

(10)、辐射防护措施
应说明由设计确定的辐射防护措施,包括正常运行、预期运行事件和事故条件下以及机组大修、在役检查、检修和燃料处理期间的措施,其辐射防护设计涉及到电厂总平面布置、分区、屏蔽、用材、过滤和净化系统、去污装置和监测仪器等等。

(11)、流出物监测和固体废物管理
对放射性流出物系统、废物处理和贮存系统以及相关的控制与监测系统的设计应予说明。

(12)、退役
说明核电厂设计特征使得它的退役过程不会给周围公众和厂内人员造成辐射风险。

3、安全分析
申请者必须对核动力厂设计进行安全分析,在分析中必须采用确定论和概率论分析方法。

在这种分析的基础上,必须制定和确认安全重要物项的设计基准。

还必须论证所设计的核动力厂能够满足各类核动力厂状态下放射性释放的所有规定限值和潜在的辐射剂量的可接受限值,并论证纵深防御已起到作用。

安全分析中应用的计算机程序、分析方法和核动力厂模型必须加以验证和确认,并充分考虑各种不确定性。

在安全分析报告中包括的初因事件序列举例如下:反应性失控;结构、系统和部件失效或误动作;传热系统失控;系统和部件丧失完整性(包括失水事故以及二次
效应);电源系统故障;由于诸如暴雨、洪水、地震、汽机飞射物、飞机坠毁、爆炸等外部事件引起的各类失效。

4、调试
(1)、调试大纲
由申请者准备的调试大纲应详细说明运行前试验、反应堆首次装料、临界前试验、首次临界和低功率试验以及提升功率试验,大纲应表明这些阶段试验将对电厂结构、系统和部件的功能要求进行全面验证,说明试验的顺序是安全的且任何时候都与不在进行试验的结构、系统或部件无关。

调试大纲还须包括以下内容:具有相应调试资质的人员数量;清楚地给出执行大纲各种规定内容和报告相应试验结果
的责任;调试阶段所建立的充分的管理控制情况;调试活动尽可能地培训运行和技术人员;对调试结果及可接受性的评价;以调试经验为依据,对核电厂运行和应急程序进行验证,必要时进行修改。

(2)、调试试验
对每个调试阶段的试验应提供如下信息:该试验阶段的试验内容;每项试验的目的和验收准则;试验程序;安全要求和设备需求;试验结果。

(3)、调试结果
执照申请者应向核监管部门呈送调试试验结果评价报告。

5、运行
(1)、运行限值及条件
申请者基于核电厂设计以及它所处环境的综合分析,向核安全监管部门提出并说明满足核电厂安全运行要求的限值与条件(运行技术规格书)。

由于运行安全取决
于人员以及设备,因此,所提供的运行限值和条件应覆盖对运行安全有影响的组织和管理等各个方面。

运行限值和条件的目的是:实现核电厂安全目标;给核电厂提供第一、第二层次的防御,并为第三层次的防御提供必要的前提条件;保证正常运行期间或中等频率事件下实体屏障的完整性。

运行限值和条件的内容包括:安全限值;安全系统整定值;运行限制条件;监督要求,包括监督内容和频度。

(2)、运行规程
申请者向核安全监管部门提交的运行规程应包括:启动;正常运行;停堆;换料、燃料处理和运输;维修;定期试验;在役检查;预期运行事件和事故。

(3)、报告
电厂正常运行期间应定期向核安全监管部门提交运行报告,并按
核安全监管要求就预期运行事件和事故提交事件报告。

定期报告应包括:放射性流出物排放量;环境监测报告;人员的职业照射情况;在役检查结果;维修结果。

6、辐射防护与监测
申请者应提供正常运行、预期运行事件和事故条件下,电厂用于辐射防护的人员组织,估算其对电厂人员和公众造成辐射剂量的方法,包括流出物和环境辐射的测量方法、监测系统所用设备、场所、专职人员等,包括:
(1)、堆芯的源项
说明堆芯源项的计算方法及结果。

(2)、反应堆一回路系统中的放射性核素
正常运行、预期运行事件和事故条件下一回路系统中放射性核素的比活度。

(3)、二回路系统的放射性
说明一、二回路间存在泄漏的原因并给出相关系统内的放射性水平。

(4)、屏蔽和局部剂量率
给出通过计算并经调试和运行测量验证的电厂和局部区域的剂量值,并与规定的剂率限值进行比较和评价。

(5)、污染控制
对各区潜在的放射性污染风险进行描述和评价,包括污染控制所采取的措施和必要的测量装置。

(6)、系统和隔间的监测
说明对存在或可能遭受放射性污染的隔间所备有的监测系统和相应的监测计划,包括所采用的探测器、测点、测量范围、显示器或记录仪的位置、报警信号,并给出所选择测量方法的说明。

说明进出辐射和污染区个人剂量监测采用的方法。

其说明应表明所配备的个人剂量监测仪器的数量和型号等能满足所承担任务的要求。

(8)、放射性释放监测
气载流出物:描述来自烟囱排放的气载放射性流出物(主要是惰性气体、气溶胶、碘)监测系统,包括测量方法及所用仪器的冗余度、探测范围、标定和试验频率。

液体流出物:描述液体放射性流出物的监测系统,说明并评价为取得代表性样品而安装在排放管线上的测量仪器和设备,包括测量方法和所采用仪器的冗余度、探测范围、标定和试验频率。

对上述气载和流体放射性流出物监测设备需证明其监测范围,除了能覆盖正常运行、预期运行事件和设计基准事故外,也能满足严重事故的监测要求。

(9)、环境监测
给出运行期间环境监测大纲,监测所涉及的样品应来自厂内及电厂周围地区的土壤、水、鱼、蔬菜、牛奶及其它农业品以及可能受污染的样品。

由环境监测样品中所测得的放射性水平应与核电厂商业运行前的本底水平进行比较。

7、放射性废物的控制、处置和贮存
(1)、气载和液体废物
申请者应提供如下信息:对可能含有放射性物质的废气、废液的控制、收集、处理、流程、贮存等的原则;控制流出物排放的设备和程序;所排放流出物的体积、比活度和总的放射性活度;所排放放射性物质的来源和特点;决定放射体废液是否通过稀释排放、是否通过浓集处理、是否可作为最后固化的准则。

含有放射性物质固体废物的控制、收集、处理、流程、贮存以及包装的准则;固体废物的贮存、包装设备及程序;固体废物的特点和来源;电厂运行期间固体废物的年产生量、重量、放射性总量。

8、应急计划
申请者应制定厂内应急计划,根据我国有关法规,各省应制定相应的场外应急计划。

在这些计划中应明确各种应急状态,申请者所提供的应急组织、采取的应急行动应能应对所描述的应急状态。

同时,应清楚地说明申请者与相关部门的联系通道。

9、质量保证
申请者应提供其在核电厂设计、建造、调试过程中所建立并执行的质量保证大纲,并说明实现质保要求而制定的计划、方案。

诸如:质量保证大纲,组织,
文件控制,设计控制,采购控制,材料控制,过程控制,检查和试验控制,纠正措施,记录控制,监查等。

10、退役
在适当时候,申请者应准备有关退役计划文件,说明在不会对公众和职业人员造成不可接受辐射风险的前提下,电厂内与放射性相关部件的拆除,运输和贮存的原则;从电厂退役拆除的重要含放射性部件清单,以及它们的重量、放射性的活度等;说明退役期间辐射防护的措施;对完成退役之后留下的构筑物、系统和部件的处置应做出安全评价。

11、实体保卫
申请者应通过机密的渠道呈报以下资料:为防止有人故意采取危及电厂安全所采取的技术保障和管理措施;说明由经授权的人员编制电厂实体保卫程序;安全措施的安排应能有效预防任何针对核电
厂的破坏,与安全当局的联络应具备及时性。

三、执照申请文件的分类
执照申请文件总体上分为下列三类:基本申请文件;支持文件;参考文件。

1、基本申请文件
基本申请文件应在一个或几个文件中包括本文第二部分所列出的十二项信息,它们被统称为安全报告,是申请者向核安全监管部门呈送的最重要的执照申请文件。

这些报告应能反映核电厂各阶段最近的状态,且随着核电厂项目的进展分步递交,不断更新相关内容。

以利于核安全监管部门评审。

2、支持文件
指对安全报告具有支持作用,且影响基本文件评审的文件,但仍需在相关许可证颁发前呈报,包括:包括流程图在内的详细设计描述;相关计算,如事故分析、部件集成、辐射影响;结构分析报告;调试报告;运行手册;在役检查大纲;
完工验收报告等。

3、参考文件
指核安全监管部门不作要求,但有助于执照申请过程的文件,如:与安全相关的专项研究、进展、试验结果等;详细的应力计算报告;培训文件;总体维修程序;环境研究。

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