核安全导则

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核安全导则 HAD103-06 核动力厂营运单位的组织和安全运行管理

核安全导则 HAD103-06 核动力厂营运单位的组织和安全运行管理

核安全导则 HAD103/06核动力厂营运单位 的组织和安全运行管理 国家核安全局 核动力厂营运单位 的组织和安全运行管理 (2006年6月5日 国家核安全局批准发布) 本导则自2006年7月1日 起实施 本导则由国家核安全局负责解释 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的方法和方案,但必须证明所采用的方法和方案至少具有与本导则相同的安全水平。

I目录1.引言 (1)1.1概述 (1)1.2范围 (1)2.组织机构 (1)2.1营运单位 (1)2.2组织计划 (2)2.3营运单位的机构 (2)3.职能和责任 (4)3.1营运单位的职责 (4)3.2核动力厂运行管理者的职责 (6)3.3目的和目标 (7)4.与外部单位的接口 (8)4.1与国家核安全监管部门的接口 (8)4.2与外部支持单位的接口 (9)4.3与公众的接口 (10)5.安全管理 (10)5.1安全管理制度 (10)5.2安全政策 (11)5.3安全有关活动的进行 (11)5.4安全业绩的监测和审查 (12)6.核动力厂运行管理大纲 (13)6.1概述 (13)6.2人员配备 (15)6.3人员资格和培训 (16)6.4调试 (17)6.5核动力厂运行 (17)6.6维修 (19)6.7在役检查 (20)6.8监督 (20)6.9燃料管理 (20)6.10化学 (21)6.11安全分析和审查 (21)6.12实物保护 (22)6.13辐射防护 (23)6.14工业安全 (23)6.15废物管理和环境监测 (23)6.16应急准备 (23)6.17防火安全 (23)6.18质量保证 (24)6.19人因 (24)6.20运行经验反馈 (24)6.21核动力厂修改 (25)6.22文件管理和记录 (26)6.23老化管理 (26)6.24退役 (26)7.支持职能 (27)7.1概述 (27)7.2培训服务 (28)I7.3质量保证服务 (28)7.4辐射防护服务 (29)7.5维修、监督和在役检查服务 (30)8.交流和联络 (31)8.1 交流 (31)8.2联络 (32)名词解释 (34)II1.引言 1.1 概述1.1.1本导则是对《核动力厂运行安全规定》有关条款的说明和补充。

(安全生产)2020年核安全导则

(安全生产)2020年核安全导则

核安全导则HAD102/17核动力厂安全评价与验证国家核安全局核动力厂安全评价与验证(2006年6月5日国家核安全局批准发布)本导则自2006年7月1日起实施本导则由国家核安全局负责解释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的方法和方案,但必须证明所采用的方法和方案至少具有与本导则相同的安全水平。

目录1.引言 (1)1.1目的 (1)1.2 范围 (1)2.安全评价、安全分析和独立验证 (2)2.1 安全评价与安全分析 (2)2.2 独立验证 (3)2.3 设计、安全评价和独立验证之间的关系 (6)3. 安全重要的工程技术方面 (7)3.1 概要 (7)3.2 经验证的工程实践和运行经验 (7)3.3 创新的设计特性 (8)3.4 纵深防御的实施 (9)3.5 辐射防护 (10)3.6 构筑物、系统和部件的安全分级 (12)3.7 外部事件的防护 (14)3.8 内部灾害的防护 (16)3.9 与适用规范、标准和导则的一致性 (18)3.10 载荷和载荷组合 (19)3.11 材料的选择 (20)3.12 单一故障评价和多重性/独立性 (21)3.13 多样性 (24)3.14 安全重要物项的在役试验、维护、修理、检查和监测 (25)3.15 设备鉴定 (26)3.16 老化和磨损机理 (27)3.17 人机接口和人因工程的运用 (29)3.18 系统之间的相互作用 (32)3.19 设计过程中计算手段的使用 (33)4.安全分析 (33)4.1 概要 (33)4.2 假设始发事件 (39)4.3 确定论安全分析 (43)4.4 概率安全分析 (61)4.5 敏感性和不确定性分析 (84)4.6使用的计算机程序的评价 (85)5.独立验证 (87)1.引言1.1目的1.1.1本导则是对《核动力厂设计安全规定》有关条款的说明和补充。

1.1.2本导则为设计单位在初始设计和设计修改过程中对核动力厂进行安全评价提供了建议,也为营运单位对于新核动力厂(使用新的或现有设计的)的安全评价进行独立验证提供了建议。

HAD(核安全导则)

HAD(核安全导则)

HAD(核安全导则)HAD(HAF的实施细则和标准,推荐执行,相似技术和标准等须证实达到要求)HAD101-01核电厂厂址选择中的地震问题(1994年修订)HAD101-02核电厂厂址选择的大气弥散问题(1987年11月20日)HAD 101-03《核电厂厂址选择及评价的人口分布问题》(1987年7月11日)HAD101-04核电厂厂址选择的外部人为事件(1989年11月28日)HAD101-05核电厂厂址选择中的放射性物质水力弥散问题(1991年4月26日)HAD101-06核电厂厂址选择与水文地质的关系(1991年4月26日)HAD101-07核电厂厂址查勘(1989年11月28日国家核安全局批准)HAD101-08滨河核电厂厂址设计基准洪水的确定(1989年7月12日)HAD101-09滨海核电厂厂址设计基准洪水的确定(1990年5月19.)HAD101-10核电厂厂址选择的极端气象事件(不包括热带气旋)...HAD101-11核电厂设计基准热带气旋(1991年4月26日国家核安...HAD101-12核电厂的地基安全问题(1990年2月20日国家核安全...HAD102-01核电厂设计总的安全原则(1989年7月12日国家核安...HAD102-02核电厂的抗震设计与鉴定(1996年修订)_百度文库HAD102-03用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级(1986年10月30日国家核安全局批准发布)HAD102-04核电厂内部飞射物及其二次效应的防护(1986年10月30日国家核安全局批准发布)HAD102-05与核电厂设计有关的外部人为事件(1989年11月28日国家核安全局批准发布)HAD102-06核电厂反应堆安全壳系统的设计1990年5月19日国家核安全局批准发布HAD102-07核电厂堆芯的安全设计(1989年7月12日国家核安全局批准发布) HAD102-08核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统(1989年4月13日国家核安全局批准发布)HAD102-09核电厂最终热阱及其直接有关的输热系统(1987年4月17日国家核安全局批准发布)HAD102-10核电厂保护系统及有关设施(1988年10月6日国家核安全局批准发布)HAD-102-11-96 核电厂防火(1996年5月13日国家核安全局批准发布)HAD102-12核电厂辐射防护设计(1990年5月19日国家核安全局批准发布) HAD102-13核电厂应急动力系统(1996年修订) HAD102-14核电厂安全有关仪表和控制系统(1988年10月6日国家核安全局批准发布)HAD102-15核电厂燃料装卸和贮存系统(1990年2月20日国家核安全局批准发布)HAD102-16核动力厂基于计算机的安全重要系统软件(2004年12月8日)HAD102-17 核动力厂安全评价与验证(2005年6月5日/7月1日)HAD103-01核动力厂运行限值和条件及运行规程(05年)(87年颁布,04年修订,05年1月1日执行)HAD103-02核电厂调试程序(1987年4月17日国家核安全局批准发布)HAD103-03核电厂堆芯和燃料管理(1989年11月28日国家核安全局批准发布) HAD103-04核电厂运行期间的辐射防护(1990年5月19日国家核安全局批准发布)HAD103-05核电厂人员的配备、招聘、培训和授权(1996年修订) HAD103-06 核动力厂营运单位的组织和安全运行管理HAD103-07核电厂在役检查(1988年10月6日国家核安全局批准发布)HAD103-08核电厂维修(1993年修订)HAD201-01研究堆安全分析报告的格式和内容(1996年12月16日国家核安全局批准发布)HAD202-01研究堆运行管理(1989年4月3日国家核安全局批准发布)HAD202-03研究堆的应用和修改(1996年12月16日国家核安全局批准发布) HAD202-04研究堆和临界装置退役(1992年4月18日国家核安全局批准发布) HAD202-05研究堆调试(2010年6月23日国家核安全局批准发布)HAD 202-06 研究堆维修、定期试验和检查(2010年6月23日国家核安全局批准发布)HAD301-01铀燃料加工设施安全分析报告的标准格式与内容(1991年7月24日国家核安全局批准发布)HAD301-02乏燃料贮存设施的设计(1998年7月10日国家核安全局批准发布) HAD 301-04 乏燃料贮存设施的安全评价(1998) HAD401-01核电厂放射性排出流和废物管理(1990年5月19日国家核安全局批准发布HAD401-02核电厂放射性废物管理系统的设计(1997年1月16日国家核安全局批准发布)HAD 401-03 放射性废物焚烧设施的设计与运行(1997)HAD401-04放射性废物的分类(1998年7月6日国家核安全局批准发布)HAD 401-05 放射性废物近地表处置场选址(1998)HAD401-06放射性废物地质处置库选址(1998年7月6日国家核安全局批准发布) HAD501-01(低浓缩铀转换及元件制造厂核材料恒算).HAD 501-02 核设施实物保护(试行)HAD501-03核设施周界入侵报警系统(国家核安全局2005年7月22日批准发布) HAD501-04(核设施出入口控制).(2008年9月1日国家核安全局批准发布) HAD501-05 (核材料运输实物保护)..(2008年9月1日国家核安全局批准发布) HAD501-06核设施实物保护和核材料衡算与控制安全分析报告格式和内容(08年发布)HAD 501-07 核动力厂核材料衡算(2008年9月1日国家核安全局批准发布)HAD 002-01-2010 核动力厂营运单位的应急准备和应急响应(报批稿)HAD002-02地方政府对核动力厂的应急准备(1990年5月24日国家核安全局、国家环境保护局、卫生部批准发布)HAD002-03核事故辐射应急时对公众防护的干预原则和水平(1991年4月19日国家核安全局、国家环境保护局批准发HAD002-04核事故辐射应急时对公众防护的导出干预水平(1991年4月19日国家核安全局、国家环境保护局批准发布)HAD 002-05 核事故医学应急准备和响应(1992)HAD002-06研究堆应急计划和准备(1991年8月27日国家核安全局批准发布) HAD002-07-2010核燃料循环设施营运单位的应急准备与应急响应(报批稿) HAD003-01 核电厂质量保证大纲的制定(1991年10月6日国家核安全局批准发布)...。

核安全法规和导则介绍

核安全法规和导则介绍

2.2 我国的核安全质保法规HAF003和导则
-我国于1984年成立国家核安全局,1986年该局参
考IAEA50-C-QA《核电厂安全质量保证实施法规》 (1978)法规发布了HAF0400《核电厂质量保证安 全规定》,其后陆续发布了10个安全导则。1991 年根据IAEA 50-C/SG-QA(1988),发布HAF0400 (91)。2001年国家核安全局对核安全法规和导 则进行了补充和修订,重新编号HAF/HAD 003系列 法规、导则(见表2)。
-核电站上述安全措施是由大量与核安全相关的物项、系统 和构筑物构成的,尽管这些物项、系统和构筑物在设计上 遵循了核安全设计法规、技术规范和标准要求。但如果在 设计、制造中不遵循核安全质保法规要求,不建立质量保 证大纲和实施所规定的各项质量保证活动,则物项、系统 和构筑物质量无法保证,安全目标也难于实现。 -国际原子能机构的核安全法规除IAEA 50-C-G 政府机构, 50-C-S 选址,50-C-D 设计和50-C-O 运行4个法规外,还 颁布了IAEA 50-C-Q安全质量保证法规。这5个安全法规共 同构成核电站安全要求的基础。由此可见,安全质量保证 法规是核安全法规的一个重要的不可分割的组成部分。核 设备的质量保证是核电站一项重要的安全措施。 •
-我国核安全质保法规HAF003系列是从IAEA
50-C-QA
(1988)法规等效采用的。而 IAEA 50-C-QA(1996)法 规包括了IAEA 50-C-QA(1988)法规的全部要求并有所扩 展。
-国内取得国家核安全局核设备设计、制造许可证的制造厂 已按HAF003系列核安全法规和导则标准制定和实施了质量 保证大纲。这就为在C3/C4项目设备设计制造中实施IAEA 50-C-QA(1996)法规提供了较好的基础。

中国核安全法规、导则和标准

中国核安全法规、导则和标准
90
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

核安全法规和导则介绍

核安全法规和导则介绍

2.4 C-3/C-4项目合同规定的核安全标准
-巴基斯坦恰希玛核电站3#和4#机组设计、建造和调 试合同规定项目采用的质量保证标准为 IAEA 50C/SG-Q Code(1996)(核电厂和其它核设施安全的 质量保证)安全法规及14个导则。 -中原公司以此法规和导则为依据制定和实施了《中原 公司C-3/C-4项目质量保证大纲》。 -通过合同,也要求C3/C4项目设备供方以此为标准建 立设备设计和制造质量保证体系。
三.IAEA 50-C/SG-Q(1996)介绍
-IAEA
50-C-Q(96)《核电厂和其它核设施安全的质量保证》
法规由引言、管理、实施和评价四大块、14个章节、33个 小节组成的正文和1个附件《有关基本要求的补充信息》 (含10个基本要求)构成。导则共14个,其中Q1-Q8是核 电站从选址到退役全过程都适用的,Q9-Q14是与核电站寿 期中某个阶段相关联的,分别适用于某个阶段。(见表3) -以下的介绍将法规和导则的相关内容结合在一起进行,并 与HAF/HAD标准比较。
表2:我国核安全质保法规
类别 法规 文件编号
HAF 003 HAD 003/01 HAD 003/02 HAD 003/02 HAD 003/04 HAD 003/05 核电厂质量保证安全规定 核电厂质量保证大纲的制定 核电厂质量保证组织 核电厂物项和服务采购中的质量保证 核电厂质量保证记录制度 核电厂质量保证监查 核电厂设计中的质量保证 核电厂建造期间质量保证 核电厂物项制造中的质量保证 核电厂调试和运行期间质量保证 燃料组件采购、设计和制造中的质量保证
-设臵专设安全设施系统(包括安全注射系统、安全壳喷淋系 统、安全壳隔离、消氢系统和安全壳空气净化和冷却系统等) 及几套独立的完整的安全保护系统,设臵了多个安全保护参 数,并采用多重符合逻辑线路,以最严重的事故作为安全分 析的依据。

中国有关核安全方面的法律、法规和导则

中国有关核安全方面的法律、法规和导则

中国有关核安全方面的法律、法规和导则(截至2000年12月31日)Ⅰ. 国家法律1. 中华人民共和国宪法(1982年12月4日中华人民共和国第五届全国人民代表大会第五次会议通过)2. 中华人民共和国环境保护法(1989年12月26日全国人民代表大会常务委员会发布)Ⅱ. 国务院行政法规1. 中华人民共和国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. 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)3. 核电厂核事故应急管理条例(1993年8月4日国务院发布)Ⅲ. 部门规章1. 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之一—核电厂安全许可证件的申请和颁发(HAF001/01)(1993年12月31日国家核安全局发布)2. 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之一附件一─核电厂操纵人员执照的颁发和管理程序(HAF001/01/01)(1993年12月31日国家核安全局发布)3. 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之二─核设施的安全监督(HAF001/02)(1995年6月14日国家核安全局发布)4. 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之二附件一─核电厂营运单位的报告制度(HAF001/02/01)(1995年6月14日国家核安全局批准发布)5. 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(HAF002/01)(1998年5月12日国家核安全局批准发布)6. 核电厂质量保证安全规定(HAF003)(1991年7月27日国家核安全局令第1号发布)7. 核电厂厂址选择安全规定(HAF101)(1991年7月27日国家核安全局令第1号发布)8. 核电厂设计安全规定(HAF102)(1991年7月27日国家核安全局令第1号发布)9. 核电厂运行安全规定(HAF103)(1991年7月27日国家核安全局令第1号发布)10. 核电厂运行安全规定附件一—核电厂换料、修改和事故停堆管理(HAF103/01)(1994年3月2日国家核安全局批准发布)11. 民用核燃料循环设施安全规定(HAF301)(1993年6月17日国家核安全局第3号令发布)12. 放射性废物安全监督管理规定(HAF401)(1997年11月5日国家核安全局批准发布)13. 中华人民共和国核材料管制条例实施细则(HAF501/01)(1990年9月25日国家核安全局、能源部、国防科学技术工业委员会发布)14. 民用核承压设备安全监督管理规定(HAF601)(1992年3月4日国家核安全局、机械电子工业部、能源部批准发布)15. 民用核承压设备安全监督管理规定实施细则(HAF601/01)(1993年3月5日国家核安全局、机械电子工业部、能源部批准发布)16. 民用核承压设备无损检验人员培训、考核和取证管理办法(HAF602)(1995年6月6日国家核安全局批准发布)17. 民用核承压设备焊工及焊接操作工培训、考核和取证管理办法(HAF603)(1995年6月6日国家核安全局批准发布)18. 核电厂操纵人员执照考核管理办法(试行)(1999年9月6日国家原子能机构发布)19. 核产品转运及过境运输审批管理办法(试行)(2000年1月27日国家原子能机构发布)20. 核电厂环境辐射防护规定(GB6249―86)(1986年4月23日国家环境保护局发布)21. 放射性环境管理办法(1990年6月22日国家环境保护局发布)22. 辐射防护规定(GB8703-88)(1988年3月11日国家环境保护局发布)23. 放射卫生防护基本规定(GB4792-84)(1984年12月1日卫生部发布)24. 核设施放射卫生防护管理规定(25号部长令卫生部1992年发布)25. 核事故医学应急管理规定(38号部长令卫生部1994年发布)26. 放射工作人员健康管理规定(52号部长令卫生部1988年发布,1997年修订发布)27. 并网核电厂电力生产安全管理规定(1997年4月28日电力工业部发布)28. 核电厂环境影响报告书格式和内容(NEPA RG-1)(1997年国家环保局发布)29. 核电站环境放射卫生监测及公众健康调查规范(1985年卫生部发布)30. 核设施正常运行和事故期间公众剂量监测与评价规范(1992年卫生部发布)31. 核事故或辐射应急时公众防护的干预和导出干预水平(1995年卫生部发布)32. 核电厂安全级电力系统准则(GB12788-91)Ⅵ. 指导性文件(安全导则)通用系列1. 核动力厂营运单位的应急准备(HAD002/01)(1989年8月12日国家核安全局批准发布)2. 地方政府对核动力厂的应急准备(HAD002/02)(1990年5月24日国家核安全局、国家环境保护局、卫生部批准发布)3. 核事故辐射应急时对公众防护的干预原则和水平(HAD002/03)(1991年4月19日国家核安全局、国家环境保护局批准发布)4. 核事故辐射应急时对公众防护的导出干预水平(HAD002/04)(1991年4月19日国家核安全局、国家环境保护局批准发布)5. 核事故医学应急准备和响应(HAD002/05)(1992年6月24日卫生部、国家核安全局批准发布)6. 核电厂质量保证大纲的制定(HAD003/01)(1988年10月6日国家核安全局批准发布)7. 核电厂质量保证组织(HAD003/02)(1989年4月13日国家核安全局批准发布)8. 核电厂物项和服务采购中的质量保证(HAD003/03)(1986年10月30日国家核安全局批准发布)9. 核电厂质量保证记录(HAD003/04)(1986年10月30日国家核安全局批准发布)10. 核电厂质量保证监查(HAD003/05)(1988年1月28日国家核安全局批准发布)11. 核电厂设计中的质量保证(HAD003/06)(1986年10月30日国家核安全局批准发布)12. 核电厂建造期间的质量保证(HAD003/07)(1987年4月17日国家核安全局批准发布)13. 核电厂物项制造中的质量保证(HAD003/08)(1986年10月30日国家核安全局批准发布)14. 核电厂调试和运行期间的质量保证(HAD003/09)(1988年1月28日国家核安全局批准发布)15. 核燃料组件采购、设计和制造中的质量保证(HAD003/10)(1989年4月13日国家核安全局批准发布)16. 核应急导则—严重事故应急后期的防护措施和恢复工作决策(2000年9月28日国家原子能机构发布)17. 核应急管理技术文件—放射性物质运输事故应急准备与响应(2000年9月28日国家原子能机构发布)核动力厂系列18. 核电厂厂址选择中的地震问题(HAD101/01)(1994年4月6日国家核安全局、国家地震局批准发布)19. 核电厂厂址选择的大气弥散问题(HAD101/02)(1987年11月20日国家核安全局批准发布)20. 核电厂厂址选择及评价的人口分布问题(HAD101/03)(1987年11月20日国家核安全局批准发布)21. 核电厂厂址选择的外部人为事件(HAD101/04)(1989年11月28日国家核安全局批准发布)22. 核电厂厂址选择的放射性物质水力弥散问题(HAD101/05)(1991年4月26日国家核安全局批准发布)23. 核电厂厂址选择与水文地质的关系(HAD101/06)(1991年4月26日国家核安全局批准发布)24. 核电厂厂址查勘(HAD101/07)(1989年11月28日国家核安全局批准发布)25. 滨河核电厂厂址设计基准洪水的确定(HAD101/08)(1989年7月12日国家核安全局批准发布)26. 滨海核电厂厂址设计基准洪水的确定(HAD101/09)(1990年5月19日国家核安全局批准发布)27. 核电厂厂址选择的极端气象现象(HAD101/10)(1991年4月26日国家核安全局批准发布)28. 核电厂设计基准热带气旋(HAD101/11)(1991年4月26日国家核安全局批准发布)29. 核电厂的地基安全问题(HAD101/12)(1990年2月20日国家核安全局批准发布)30. 核电厂设计中总的安全原则(HAD102/01)(1989年7月12日国家核安全局批准发布)31. 核电厂的抗震设计与鉴定(HAD102/02)(1996年5月13日国家核安全局批准发布)32. 用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级(HAD102/03)(1986年10月30日国家核安全局批准发布)33. 核电厂内部飞射物及其二次效应的防护(HAD102/04)(1986年10月30日国家核安全局批准发布)34. 与核电厂设计有关的外部人为事件(HAD102/05)(1989年11月28日国家核安全局批准发布)35. 核电厂反应堆安全壳系统的设计(HAD102/06)(1990年5月19日国家核安全局批准发布)36. 核电厂堆芯的安全设计(HAD102/07)(1989年7月12日国家核安全局批准发布)37. 核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统(HAD102/08)(1989年4月13日国家核安全局批准发布)38. 核电厂最终热阱及其直接有关输热系统(HAD102/09)(1987年4月17日国家核安全局批准发布)39. 核电厂保护系统及有关设施(HAD102/10)(1988年10月6日国家核安全局批准发布)40. 核电厂防火(HAD102/11)(1996年5月13日国家核安全局批准发布)41. 核电厂辐射防护设计(HAD102/12)(1990年5月19日国家核安全局批准发布)42. 核电厂应急动力系统(HAD102/13)(1996年2月13日国家核安全局批准发布)43. 核电厂安全有关仪表和控制系统(HAD102/14)(1988年10月6日国家核安全局批准发布)44. 核电厂燃料装卸和贮存系统(HAD102/15)(1990年2月20日国家核安全局批准发布)45. 核电厂运行限值和条件(HAD103/01)(1987年4月17日国家核安全局批准发布)46. 核电厂调试程序(HAD103/02)(1987年4月17日国家核安全局批准发布)47. 核电厂堆芯和燃料管理(HAD103/03)(1989年11月28日国家核安全局批准发布)48. 核电厂运行期间的辐射防护(HAD103/04)(1990年5月19日国家核安全局批准发布)49. 核电厂人员的配备、招聘、培训和授权(HAD103/05)(1996年2月13日国家核安全局批准发布)50. 核电厂安全运行管理(HAD103/06)(1990年2月20日国家核安全局批准发布)51. 核电厂在役检查(HAD103/07)(1988年10月6日国家核安全局批准发布)52. 核电厂维修(HAD103/08)(1993年6月1日国家核安全局批准发布)53. 核电厂安全重要物项的监督(HAD103/09)(1993年6月1日国家核安全局批准发布)54. 乏燃料贮存设施的设计(HAD301/02)(1998年7月10日国家核安全局批准发布)55. 乏燃料贮存设施的运行(HAD301/03)(1998年7月10日国家核安全局批准发布)56. 乏燃料贮存设施的安全评价(HAD301/04)(1998年7月10日国家核安全局批准发布)放射性废物管理系列57. 核电厂放射性排出流和废物管理(HAD401/01)(1990年5月19日国家核安全局批准发布)58. 核电厂放射性废物管理系统的设计(HAD401/02)(1997年1月16日国家核安全局批准发布)59. 放射性废物焚烧设施的设计与运行(HAD401/03)(1997年2月15日国家核安全局批准发布)60. 放射性废物的分类(HAD401/04)(1998年7月6日国家核安全局批准发布)61. 放射性废物近地表处置场选址(HAD401/05)(1998年7月6日国家核安全局批准发布)62. 放射性废物地质处置库选址(HAD401/06)(1998年7月6日国家核安全局批准发布)核材料管制系列63. 核动力厂实物保护导则(HAD501/02)(1998年4月8日国家核安全局批准发布)信息来源:环境保护部网站。

核安全导则 HAD002-07(2019版)

核安全导则 HAD002-07(2019版)

附件3核安全导则HAD002/07-2019核燃料循环设施营运单位的应急准备和应急响应国家核安全局2019年11月29日批准发布国家核安全局核燃料循环设施营运单位的应急准备和应急响应(2019年11月29日国家核安全局批准发布)本导则自2020年1月1日起实施本导则由国家核安全局负责解释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的方法和方案,但必须证明所采用的方法和方案至少具有与本导则相同的安全水平。

本导则的附录为参考性文件。

目录1 引言 (1)1.1 目的 (1)1.2 范围 (1)2 应急预案及相关文件的制定 (1)2.1 不同阶段应急准备和应急响应要求 (1)2.2 应急预案的制定 (3)2.3 应急预案执行程序 (3)2.4 应急预案的协调 (4)3 应急组织 (4)3.1 概述 (4)3.2 应急组织的主要职责和基本组织结构 (4)3.3 应急指挥部 (5)3.4 应急行动组 (5)3.5 与场外核应急组织的接口 (7)4 应急状态及应急行动水平 (7)4.1 应急状态分级 (7)4.2 应急行动水平 (7)5 应急计划区 (8)5.1 确定应急计划区的原则 (8)5.2 应急计划区的确定 (9)6 应急设施和应急设备 (10)6.1 概述 (10)6.2 应急控制中心 (10)6.3 控制室 (11)6.4 通信系统 (11)6.5 评价设施与设备 (12)6.6 辐射监测设施与设备 (12)6.7 辐射防护设施与设备 (12)6.8 急救和医疗设施与设备 (13)6.9 应急撤离路线和集合点 (13)6.10 其他应急设备和物资 (13)6.11 可居留性要求 (13)7 应急响应和防护措施 (14)7.1 概述 (14)7.2 干预原则和干预水平 (14)7.3 应急状态下的响应行动 (14)7.4 应急通知 (15)7.5 应急监测 (16)7.6 评价活动 (16)7.7 补救行动 (16)7.8 应急防护措施 (16)7.9 应急照射的控制 (17)7.10 医学救护 (18)8 应急终止和恢复行动 (19)8.1 应急状态的终止 (19)8.2 恢复行动 (19)9 应急响应能力的保持 (19)9.1 培训 (19)9.2 演习 (20)9.3 应急设施、设备的维护 (20)9.4 应急预案的复审与修订 (21)10 记录和报告 (21)10.1 记录 (21)10.2 报告 (21)名词解释 (24)附录A 核燃料循环设施的参考事故 (25)附录B 核燃料循环设施营运单位场内核事故应急预案的格式和内容 (27)附录C 核燃料循环设施营运单位场内核事故应急预案执行程序清单示例 (32)附录D 初始条件和应急行动水平矩阵示例 (33)1 引言1.1 目的核燃料循环设施的选址、设计、建造、运行和退役均需严格按照核安全法规进行。

核安全导则

核安全导则

核安全导则HAD102/17核动力厂安全评价与验证国家核安全局核动力厂安全评价与验证(2006年6月5日国家核安全局批准发布)本导则自2006年7月1日起实施本导则由国家核安全局负责解释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的方法和方案,但必须证明所采用的方法和方案至少具有与本导则相同的安全水平。

目录1.引言 (1)1.1目的 (1)1.2 范围 (1)2.安全评价、安全分析和独立验证 (2)2.1 安全评价与安全分析 (2)2.2 独立验证 (3)2.3 设计、安全评价和独立验证之间的关系 (6)3. 安全重要的工程技术方面 (7)3.1 概要 (7)3.2 经验证的工程实践和运行经验 (7)3.3 创新的设计特性 (8)3.4 纵深防御的实施 (9)3.5 辐射防护 (10)3.6 构筑物、系统和部件的安全分级 (12)3.7 外部事件的防护 (14)3.8 内部灾害的防护 (16)3.9 与适用规范、标准和导则的一致性 (18)3.10 载荷和载荷组合 (19)3.11 材料的选择 (20)3.12 单一故障评价和多重性/独立性 (21)3.13 多样性 (24)3.14 安全重要物项的在役试验、维护、修理、检查和监测 (25)3.15 设备鉴定 (26)3.16 老化和磨损机理 (27)3.17 人机接口和人因工程的运用 (29)3.18 系统之间的相互作用 (32)3.19 设计过程中计算手段的使用 (33)4.安全分析 (33)4.1 概要 (33)4.2 假设始发事件 (39)4.3 确定论安全分析 (43)4.4 概率安全分析 (61)4.5 敏感性和不确定性分析 (84)4.6使用的计算机程序的评价 (85)5.独立验证 (87)1.引言1.1目的1.1.1本导则是对《核动力厂设计安全规定》有关条款的说明和补充。

1.1.2本导则为设计单位在初始设计和设计修改过程中对核动力厂进行安全评价提供了建议,也为营运单位对于新核动力厂(使用新的或现有设计的)的安全评价进行独立验证提供了建议。

核安全导则

核安全导则

核安全导则《研究堆应急计划和准备》修订说明国家核安全局二○○八年八月一、修订的必要性HAD002/06《研究堆应急计划和准备》是1991年国家核安全局参照美国核安全管理导则、结合我国的具体情况制订的,发布至今已有十多年。

在研究堆场内应急计划的编制、审评;应急准备和应急响应的监督管理中,发挥了很好的作用。

通过十多年的核应急工作实践,我国在研究堆场内应急准备和应急响应方面已积累了一定的经验;在本导则发布后,我国制定和发布了若干与研究堆应急准备和应急响应相关的法律、法规、部门规章、标准,这些法律和法规等文件提出了与本导则在某些方面不同的和(或)更高的要求;并且在实际的工作中,我们也发现本导则中存在着某些不足。

与此同时,国际上对研究堆的应急计划、准备和应急响应提出了若干新的要求。

因此,为了更加符合我国研究堆特点、满足核应急工作的需求,并与我国己发布的核应急法规、法规、标准等文件保持一致,同时也尽可能适当反映国际上的这些新变化和新要求,对本核安全导则进行修订是必要。

二、修订过程1、2007年8月24日,国家核安全局在北京组织召开安全导则修订专家讨论会。

国家核安全局、中核集团、环境保护部核与辐射安全中心、核工业标准化所和清华大学等单位的专家和代表参加了会议。

会议就三个核安全导则——HAD002/01《核动力厂营运单位的应急准备》、HAD002/06《研究堆应急计划和准备》和HAD002/07《民用核燃料循环设施营运单位的应急计划》的修订必要性、修订的基本框架与要求等达成了共识。

要求:三个核安全导则修订后统一采用“某某某(核设施)营运单位的应急准备与应急响应”,采用统一的格式,在附件中都应给出场内应急计划的格式等。

会议初步确定了修订的进度安排,并要求项目承担单位在10月底前讨论和确定编写大纲。

2、2007年11月27日,国家核安全局在北京组织召开三个核安全导则编写大纲专家讨论会,国家核安全局、中核集团、环境保护部核与辐射安全中心、核工业标准化所和清华大学等单位的专家和代表参加了会议。

核安全文化导则 -回复

核安全文化导则 -回复

核安全文化导则-回复什么是核安全文化导则,及其重要性。

核能是现代社会重要的能源来源,但核能事故的影响也是极其严重的。

为了确保核能的安全利用,保护人类和环境的安全,国际社会提出了核安全的重要理念——核安全文化导则。

核安全文化导则是指在核能使用和管理的各个方面,通过制定和遵循一系列准则和规范,增强核能的安全性,确保人员、设施和环境免受核事故的威胁。

核安全文化导则的重要性在于为核能事故防范及处置提供了指导。

核能使用存在着一定的风险,任何一个环节的疏忽都可能引发严重的后果。

核安全文化导则通过规范人员行为,强调安全意识和责任感,提高核能管理的整体水平,减少事故发生的可能性。

同时,核安全文化导则还强调传播和共享核安全知识,提升公众对核能安全的认知,增强社会的核能安全意识。

核安全文化导则的主要内容包括:第一,强调领导层的责任和参与。

领导层的关键决策和支持对于核安全至关重要,他们需要制定和推动实施一系列核安全政策,确保核能使用和管理的合规性。

第二,加强核安全教育培训。

核安全培训是保证核能安全的基础。

人员需要具备合格的技术能力和正确的安全意识,教育培训机构应当推出相关的培训课程,培养核安全专业人员。

第三,建立和加强核安全管理体系。

核安全管理体系是核安全文化导则的基础,需要确保安全政策和准则的贯彻执行。

建立安全报告、风险评估和监测机制,以及建立应急响应和危机管理预案。

第四,强化安全文化宣传。

宣传核能安全和核安全文化的重要性,增强公众对核能安全的认识和理解。

通过各种形式的媒体宣传,如互联网、电视、广播等,向公众普及核安全知识,提供相关的科学和客观信息。

第五,加强国际合作。

核能是国际性的问题,各国需要加强合作,共享经验和技术,共同应对核能安全挑战。

国际合作有助于提高全球核安全水平,减少事故发生的可能性。

核安全文化导则的实施不仅需要各国政府的支持和推动,还需要核能机构、企业和个人的积极参与。

只有通过全方位的行动,才能够确保核能的安全利用,保护人类和环境的安全。

国家核安全局关于发布核安全导则《核动力厂人因工程设计》的通知-国核安发〔2021〕276号

国家核安全局关于发布核安全导则《核动力厂人因工程设计》的通知-国核安发〔2021〕276号
关于发布核安全导则《核动力厂人因工程设计》的通知
国核安发〔2021〕276号
为进一步完善我国核与辐射安全法规体系,加强核动力厂的核安全监管,我局组织制定了核安全导则《核动力厂人因工程设计》(HAD102/21-2021),现予公布,自公布之日起实施。
国家核安全局
2021年12月17日
——结束——
国家核安全局关于发布核安全导则《核动力厂人因工程设计》的通知
制定机关
国家核安全局
公布日期
2021.12.17
施行日期
2021.12.17
文号
国核安发〔2021〕276号
主题类别
核与辐射安全管理
效力等级
部门规范性文件
时效性
现行有效
正文:
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国家核安全局关于发布《核动力厂防火与防爆设计》等两项核安全导则的通知

国家核安全局关于发布《核动力厂防火与防爆设计》等两项核安全导则的通知

国家核安全局关于发布《核动力厂防火与防爆设计》
等两项核安全导则的通知
文章属性
•【制定机关】国家核安全局
•【公布日期】2019.12.31
•【文号】国核安发〔2019〕265号
•【施行日期】2019.12.31
•【效力等级】部门规范性文件
•【时效性】现行有效
•【主题分类】核与辐射安全管理
正文
关于发布《核动力厂防火与防爆设计》等两项核安全导则的
通知
国核安发〔2019〕265号为进一步完善我国核与辐射安全法规体系,加强核动力厂的核安全监管,我局组织制定了《核动力厂防火与防爆设计》(HAD102/11-2019)和《核动力厂辐射防护设计》(HAD102/12-2019)等两项核安全导则,现予公布,自公布之日起施行。

1996年制定的《核电厂防火》(HAD102/11-1996)和1990年制定的《核电厂辐射防护设计》(HAD102/12-1990)同时废止。

附件:1.核动力厂防火与防爆设计
2.核动力厂辐射防护设计
国家核安全局
2019年12月31日。

核安全导则HAD40109-2019

核安全导则HAD40109-2019
5 检查计划的制定和实施...........................................................................................22 5.1 一般要求.......................................................................................................22 5.2 不同类型处置设施的检查...........................................................................22 5.3 处置设施不同阶段的检查...........................................................................22 5.4 处置设施检查的具体要求...........................................................................22
2.2 目标
监测和检查的主要目标如下。 (1)证明设施是否符合监管要求和许可证条件; (2)验证处置系统的运行状态是否与安全分析中描述的一致; (3)为制定工程屏障、天然屏障的补救措施提供信息; (4)验证设施安全分析所使用的主要假设和模型是否符合实际情况; (5)为处置设施、场址和周围环境的数据库提供信息; (6)为公众提供信息。
1
放射性废物处置设施的监测和检查
1 引言
1.1 目的
本导则的目的是为放射性废物处置设施的监测和检查提供指导,通过监测和 检查确认放射性废物处置设施功能的有效性,保障放射性废物处置设施的安全。
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核安全导则研究堆维修、定期试验和检查(征求意见稿)编制说明(2008年6月)一、编制《研究堆维修、定期试验和检查》的必要性研究堆维修、定期试验和检查(或在役检查)是保证民用核设施(包括核动力堆和研究堆)遵守运行限值和条件,使反应堆处于安全状态的重要活动。

国家核安全局成立不久,就先后编制和颁布了指导核动力厂维修、定期试验和在役检查的三个导则:HAF103/07《核电厂在役检查》,HAF103/08《核电厂维修》和HAF103/09《核电厂重要物项的监督》、指导核动力厂的维修、监督(定期试验)和在役检查工作。

目前国家核安全局正参照IAEA№ NS-G-2.6编制核安全导则《核动力的维修、监督和在役检查》替代上述导则。

尽管HAF201《研究堆设计安全规定》和HAF202《研究堆运行安全规定》均有专门章节对研究堆维修、定期试验和检查提出了明确而原则的核安全监管要求,但迄今为止,我国尚未制定研究堆维修、定期试验和检查的专用导则,对这些重要活动提出具体的、可操作的指导和说明。

长期以来,核安全监管部门和营运单位对研究堆上述活动的管理和实施只能参照核动力厂的相关导则执行。

但研究堆与核动力厂相比,在设计、规模、特性、系统设备配置、运行安排、核安全监管要求等方面均有较大差异,以核动力厂的维修、监督和在役检查的导则要求研究堆显然有许多不合适和不合理的地方。

此外,我国在运的研究堆相当一部分是三、四十年前设计、建造的老堆,由于当时采用的安全标准与现行核安全监管要求有较大差距。

要求这些堆的总体设计、系统和设备配置、设备制造等方面均满足现行核安全标准存在许多难以解决的困难。

同时,设备老化导致研究堆安全水平下降也是这批老龄研究堆具有共性的问题。

为了弥补历史造成的这些缺憾,保证研究堆安全、可靠运行,加强研究堆的维修、定期试验和检查工作是最有效的措施之一。

综上所述,为了逐步完善我国有关研究堆的核安全法规体系,克服目前研究堆维修、定期试验和检查缺乏具体的核安全监管要求的现状,同时解决我国老年研究堆对加强维修、定期试验和检查工作的特殊需要,尽快编制核安全导则《研究堆维修、定期试验和检查》是必要的。

本导则的颁布对于我国将研究堆的维修、定期试验和检查工作提高到一个新的水平具有积极的意义和作用。

二、编制依据为了编制《研究堆维修、定期试验和检查》,编制者认真调研和分析了以下方面的资料和信息:1.我国对民用核设施的监管要求;2.研究堆核安全法规对研究堆维修、定期试验和检查方面的规定和要求;3.我国研究堆运行和核安全监管方面的实践经验,特别是已开展的四座老龄研究堆(49-2、49-3、101和清华屏蔽堆)定期安全审查总结的经验;4.国外,包括IAEA对研究堆维修、定期试验和检查方面的文件和要求。

根据上述调研、分析,并遵照我国核安全法规、标准文件编制的原则,决定采用IAEA安全标准系列中的导则No.NS-G-4.2 “Maintenance, Periodic Testing and Inspection of Research Reactors”作为编写本导则的参考蓝本。

由于IAEA No.NS-G-4.2是对IAEA安全系列No.35-S1(1993)“Code on the safety of Nuclear Research Reactors: Design” 的541-542条款和No.35-S2(1993)“Code on the safety of Nuclear Research Reactors: Operation”的901-902条款的补充和说明,而国家核安全局发布的HAF201“研究堆设计安全规定“和HAF201(1995)”研究堆运行安全规定“分别以安全系列No.35-S1(1993)和No.35-S2(1993)为参考蓝本编制,因而本导则也是HAF201的4.10.3和4.10.4节HAF202的第7章的补充和说明。

基于以上所述,编制者确定了本导则编制原则和主要依据文件。

1.编制原则1)本导则是对《研究堆设计安全规定》和《研究堆运行安全规定》有关内容的说明和补充,因此本导则内容应与研究堆法规的相关要求具有相容性。

2)本导则的内容尽量符合研究堆的特点。

3)研究堆千差万别,本导则主要考虑各类研究堆的通用性。

对于不同类别研究堆在维修、定期试验和检查方面的不同要求,仅在本导则1.3节“范围”中予以说明,并由导则使用者根据具体情况考虑。

2.主要依据和参考文件1)HAF001《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》2)HAF201《研究堆设计安全规定》3)HAF202《研究堆运行安全规定》4)IAEA No.NS-R-4 “Safety of Research Reactors”5)IAEA No.NS-G-4.2 “Maintenance, Periodic Testing and Inspection ofResearch Reactors”三、编制过程国家核安全局于2005年下达任务,要求苏州核安全中心编制核安全导则《研究堆维修、定期试验和检查》。

编制人员接受任务后,调研、分析了大量资料,特别是我国核安全局发布的研究堆的设计和运行安全规定,核电厂的相关导则,IAEA和国外相关文件,我国研究堆具体情况、工作实践以及核安全审评、监督的实际经验。

由于当时IAEA的“Maintenance, Periodic Testing and Inspection of Research Reactors”导则只有2000年发布的DS 269 draft5草案稿,所以2005年就以IAEA DS 269 draft5 “Maintenance, Periodic Testing and Inspection of Research Reactors”作为主要参照文件,编写了《研究堆维修、定期试验和检查》导则(下简称05版导则)的征求意见稿。

国家核安全局于2005年7月将该征求意见稿发给相关单位征求意见。

苏州核安全中心根据收到的意见对征求意见稿作了认真审读和修改,在此基础上完成了05版导则的送审稿。

国家核安全局于2006年3月9~11日在苏州组织召开了专家审查会,对05版导则的送审稿进行了审查。

根据专家审查会的意见,编制人员对05版导则送审稿又做了修改,完成了05版导则报批稿。

2006年IAEA正式发布了 NS-G-4.2 “Maintenance, Periodic Testing and Inspection of Research Reactors”。

国家核安全局要求编制单位根据IAEA正式发布的No.NS-G-4.2对05版导则进行修改。

编制单位在对IAEA No.NS-G-4.2 “Maintenance, Periodic Testing and Inspection of Research Reactors”与draft5草案稿作了认真对比分析的基础上,采取“IAEA正式稿相对草案稿未作修改部分,仍采用原已审查过的内容,IAEA正式稿相对草案稿新增内容,重新翻译、编制”的原则,完成了以IAEA No.NS-G-4.2 “Maintenance, Periodic Testing and Inspection of Research Reactors”为蓝本的《研究堆维修、定期试验和检查》(征求意见稿)导则的编制。

四、主要内容和需要说明或讨论确定的问题1.主要内容本导则正文部分共有11章,内容分别如下:第1章为引言,指出了本导则是HAF201和HAF202的补充和说明,并概要介绍了本导则的目的和适用范围。

第2章说明了研究堆维修、定期试验和检查的目的和要求,并分别介绍了维修(包括预防性维修和纠正性维修)、定期试验和检查的工作内容及三者关系。

第3章主要指出研究堆设计阶段对维修、试验和检查需要考虑的方面,重点介绍了可维修性设计,可试验性设计和可检查性设计需要考虑的事项。

第4章叙述了研究堆维修和定期试验大纲的编制要求、大纲应该包含的13项内容,并对未列入大纲的非例行维修、检查和试验的目的、内容和工作要求作了说明。

第5章介绍了研究堆维修和定期试验的组织机构及其职责分工,其中包括营运单位所承担的责任。

第6章重点介绍了选择和培训负责研究堆维修、定期试验和检查人员方面的要求。

第7章指出必须根据批准的程序进行维修、定期试验和检查,并对程序(包括技术程序和管理程序)的编制要求和相关事项做了必要的说明。

第8章简要说明研究堆维修、定期试验和检查活动的行政管理控制,包括工作授权(工作许可证)、工作协调和承包商管理等方面的工作内容和要求。

第9章介绍了为有效实施研究堆维修工作所需要配备的维修设施,特别介绍了对放射性物项的维修和去污需要考虑的事项和设施的要求。

第10章说明了研究堆维修所需要的备件和器材采购、验收和贮存方面的相关要求。

第11章对可用于维修、定期试验和检查大纲的方法和技术如目视检验、表面检验和体积检验等作了简要说明。

除正文外,本导则还有一个附录(“本文件中所使用书语的说明”)、3个附件(分别为“预防性维修活动的例子”,“要求定期试验和检查的参数、系统、部件和构筑物的例子”以及“工作许可证表格的例子”)和“名词解释”,对正文中的一些内容给出了必要的说明或有参考价值的例证。

2.需要说明的问题1)对于不同类别的研究堆的处理,本导则送审稿中只在1.3节“范围”中原则提到两点:一是“本导则原则适用于所有研究堆的维修、定期试验和检查,但在使用时要考虑不同研究堆具体的设计和运行环境”,二是“功率几十兆瓦以上的研究堆,快中子研究堆或小的原型动力堆等可能还需另外的要求,在某些方面可能需要参照动力堆相应的安全导则”。

编制者认为,对于不同类别研究堆本导则这样原则处理是合适的。

2)相对draft5草案稿,IAEA No.NS-G-4.2正式稿主要的修改为:— 第2章增加了有关“检查”及“维修、定期试验和检查关系”的内容;— 第3章有关大纲增加了“结果审查”一款内容;另外,将原11章有关“非例行检查”的部分内容移至此(非例行检查大纲的内容删除),同时标题改为“非例行维修、定期试验和检查”;— 第7章细化了管理程序的编制要求;同时“维修、定期试验程序”的范畴改为“维修、定期试验和检查程序”;— 第9章增加了“仿真和模型”一节;— 第11章仅保留了“检查方法和技术”一节内容;— 另外,对有关章节在总体框架不变的情况下,增加了一些条款内容,并对部分文字进行了润色。

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