燃料物理法律法規(guī)整理

1、法規(guī)標準整理法規(guī)標準整理2011年年5月月10日日HAF501中華人民共和國核材料管制條例 為保證核材料的安全和合法利用，防止被盜、破壞、丟失、非法轉讓和非法使用，保護國家和人民群眾的安全，促進核能事業(yè)的發(fā)展，制定本條例。 本條例規(guī)定了核材料管制范圍和管制要求、國家核材料監(jiān)督管理職責、核材料管制辦法、許可證持有單位和其上級領導部門的職責以及核材料管制的獎勵和懲罰。HAF103核電廠運行安全規(guī)定 本規(guī)定對陸上固定式熱中子反應堆核電廠的運行提出了必須滿足的基本要求，本規(guī)定是要保證在核電廠運行的過程中不使公眾和廠區(qū)人員受到過量的輻射危害。 其中第9章規(guī)定了堆芯和燃料管理的基本原則和目標，要求電廠要制

2、定一系列的管理規(guī)定和程序，對燃料的采購、制造、試驗、轉移、使用過程中的安全監(jiān)督、以及乏燃料的處理進行管理。并形成完整的記錄報告體系。HAF401放射性廢物安全監(jiān)督管理規(guī)定 本規(guī)定闡明放射性廢物管理的目標和原則，以及放射性廢物安全管理職責。適用于放射性廢物從產(chǎn)生到處置全過程的安全管理。 核運營單位要承擔放射性廢物管理活動的安全責任，指定放射性廢物產(chǎn)生與管理步驟，對放射性廢物的處理進行安全分析和環(huán)境影響評價，并形成文件記錄進行有組織的控制。HAF501-01中華人民共和國核材料管制條例實施細則 本實施細則規(guī)定了核材料許可證持有單位的職責，按照國家核材料管制辦公室的規(guī)定，要上報核材料轉讓、定期盤存和

3、核材料衡算報告，對核材料衡算人員和實物保護人員進行業(yè)務培訓和考核，上報事故報告。 具體規(guī)定了核材料許可證申請、審查和頒發(fā)的各項事宜，核材料賬務管理和核材料衡算要求。HAF003核電廠質量保證安全規(guī)定 本規(guī)定對陸上固定式熱中子反應堆核電廠的質量保證提出了必須滿足的基本要求。提出了電廠制定的各種質量保證大綱的原則和目標。 在檢查和試驗控制中規(guī)定，試驗大綱必須包含所需要做的所有試驗，做試驗時要根據(jù)書面的試驗程序進行，測量和試驗設備的標定要求。HAF003-06核電廠設計中的質量保證 本導則對核電廠物項的設計的質量保證提出了要求和建議。具體包括：質量保證大綱的要求、設計輸入的要求、設計過程的計劃和實施

4、、設計接口的管理、設計單位和其他單位之間的聯(lián)絡、設計驗證、文件管理、設計變更的管理、糾正措施、質量保證記錄以及監(jiān)察要求。HAFJ0015核動力廠核材料衡算管理技術報告 本規(guī)定詳細規(guī)定了以下有關核動力廠核材料衡算管理過程中的技術報告要求：核材料的管理、核材料的測量系統(tǒng)、核材料的實物盤存和核材料的結算。 核材料的管理包括核材料的接收與發(fā)放、核動力廠核材料的貯存和內部轉移。 核材料的測量系統(tǒng)包括核的產(chǎn)生與消耗的計算等。HAD103/03核電廠堆芯核燃料管理 核電廠運行安全規(guī)定（ HAF103 ，以下簡稱規(guī)定）規(guī)定了堆芯和燃料管理的基本原則和目標，本導則是對規(guī)定的有關條款的補充和說明。 本導則規(guī)定了堆

5、芯燃料管理包含的各項活動，并詳細規(guī)定了堆芯管理安全目標，堆芯管理工作，未輻照燃料的管理，換料計劃的實施，已輻照燃料的貯存，堆芯部件的管理，發(fā)送燃料的準備以及堆芯管理的監(jiān)督。HAD301/03乏燃料貯存設施的運行 本導則規(guī)定了：乏燃料設施的主要運行活動；基本運行安全考慮；乏燃料貯存設施的管理；相關操作人員的培訓與資格要求；調試；運行限值和條件；運行程序的規(guī)定；維護、試驗、檢驗和檢查；輻射防護和環(huán)境保護；質量保證；核材料管制和實物保護；退役。HAD301/04乏燃料貯存設施的安全評價 本導則規(guī)定了乏燃料貯存設施的安全評價總則；運行狀態(tài)安全評價；事故安全評價；安全分析報告以及安全分析報告內容事例。H

6、AD003/10核燃料組件采購、設計和制造中的質量保證 采購管理：質量保證要求、技術要求、進入供方設施和查閱文件的權利、物項和服務的驗收、質量保證記錄。 燃料組件設計管理：質量保證要求、設計考慮、設計驗證、設計接口管理、 燃料組件制造工藝控制：質量保證要求、制造工藝及條件的鑒定和控制、制造工藝控制、燃料組件的標識。 燃料組件的包裝、運輸和貯存。 燃料組件在核電廠現(xiàn)場的收貨檢查：文件驗證、檢查。HAD501/05核材料運輸實物保護 本導則的目的是對核材料運輸實物保護提供指導，并作為核安全局審評和監(jiān)督檢查核材料運輸實物保護的依據(jù)。 本導則具體規(guī)定了：核材料運輸實物保護基本原則、核材料運輸中實物保護

7、系統(tǒng)應具備的能力、組織機構和職責、核材料運輸實物保護方案的內容、級核材料運輸?shù)膶嵨锉Ｗo要求。HAD501/06核設施實物保護和核材料衡算與控制安全分析報告格式和內容本導則的目的是為新建核設施的許可證申請單位編寫安全分析報告實物保護和核材料衡算與控制部分提供指導，并為其核安全審評提供依據(jù)。已建核設施營運單位在定期安全審查提供升版的安全分析報告時，執(zhí)行本導則。改建、擴建核設施的許可申請可參照本導則執(zhí)行。規(guī)定了安全分析報告應滿足的一般要求；安全分析報告編寫要求；實物保護：組織機構、職責與分工、設計基準威脅、設計原則、區(qū)域劃分和實體屏障、保衛(wèi)控制中心、警衛(wèi)與守護、出入口控制系統(tǒng)、入侵報警系統(tǒng)、視頻監(jiān)控

8、系統(tǒng)、供電和照明系統(tǒng)、通信系統(tǒng)、檢驗和維修、突發(fā)事件處置、實物保護系統(tǒng)完整性、可靠性和有效性評價；核材料衡算與控制：組織機構、職責與分工、平衡區(qū)的劃分、關鍵測量點（KMP）的設置、核材料測量、核材料轉移控制、實物盤存、核材料平衡結算和MUF 評價、賬目記錄和報告系統(tǒng)。HAD501/07核動力廠核材料衡算 為了對輕水堆和重水堆核動力廠的核材料衡算管理提供指導，依據(jù)中華人民共和國核材料管制條例 （以下簡稱條例）和中華人民共和國核材料管制條例實施細則（以下簡稱實施細則），制定本導則。本導則適用于輕水堆（壓水堆、沸水堆和供熱堆）和重水堆核動力廠的核材料衡算管理。 本導則對以下各方面進行了詳細的規(guī)定：核

9、材料衡算組織機構；核材料平衡區(qū)和關鍵測量點；核材料管理；核材料測量和測量質量控制；核材料實物盤存和衡算；核材料的記錄和報告。HAD102/06核電廠反應堆安全殼系統(tǒng)的設計 本導則內容包括：安全殼系統(tǒng)的范圍，安全殼系統(tǒng)設計的一般考慮因素，設計基準，設計要求，安全殼系統(tǒng)的試驗和檢查，安全殼系統(tǒng)在設計、制造、施工、試驗、監(jiān)督和維修過程中的質量保證和文件的記錄。EJ 312-88壓水堆核電廠運行及事故工況分類 本準則根據(jù)壓水堆核電廠出現(xiàn)事件的頻率及其事件所產(chǎn)生的后果，規(guī)定了壓水堆核電廠運行及事故工況的分類：工況-正常運行；工況-中等頻率事故；工況-稀有事故；工況-極限事故。 很準則對各種工況進行了詳細

10、的解釋。EJ 314-88壓水堆核電廠事故分析安全判據(jù) 本標準適用于壓水堆核電廠的事故分析，詳細規(guī)定了各種事故的分析要求和判據(jù)。 其中詳細規(guī)定了發(fā)生反應性和功率分布異常情況的分析方法，詳細列舉了會發(fā)生這種情況的事故，并對每種事故的分析方法進行闡述。EJ/T 318-92壓水堆核電廠反應堆核設計準則 本標準規(guī)定了壓水堆核電廠反應堆核設計基本的安全和經(jīng)濟要求。 本標準詳細規(guī)定了以下方面的核設計要求：燃料燃耗與燃料管理、功率分布控制、反應性控制、反應性系數(shù)、可燃毒物、中子源、燃料貯存以及計算機程序與核數(shù)據(jù)庫。EJ/T 319-92壓水堆核電廠反應堆熱工水力設計準則 本標準規(guī)定了壓水堆核電廠反應堆熱工

11、水力設計總的原則、堆芯熱工水里設計基準和確定熱工水力參數(shù)設計限值的原則。 設計基準包括：DNB比設計基準、燃料棒溫度設計基準、堆芯冷卻劑流量設計基準以及其他設計基準。EJ/T 323-1998壓水堆核電廠燃料組件設計準則 本標準規(guī)定了壓水堆核電廠燃料組件設計準則，包括總的要求、燃料棒設計準則和燃料組件設計準則。 燃料棒設計準則包括：包殼自立準則、包殼蠕變坍塌準則、包殼應力準則、包殼應變準則、包殼疲勞準則、包殼腐蝕和磨蝕準則、包殼溫度準則、燃料溫度準則、燃料棒彈簧準則、燃料棒內壓準則和燃料棒當量水含量準則。 對燃料組件設計準則進行詳細的闡述。EJ 324-1988壓水堆核電廠燃料相關組件設計準則

12、 本準則規(guī)定了設計壓水堆核電廠燃料相關組件應滿足的要求。包括控制棒及其組件設計準則和固定式相關組件設計準則。EJ 345-1988壓水堆核電廠水化學技術條件 本規(guī)定包括核電廠運行期間水化學技術條件，涉及到水質要求的地方有：反應堆冷卻劑系統(tǒng)、余熱排出系統(tǒng)、反應堆冷卻劑補水系統(tǒng)、乏燃料水池、換料水箱、硼酸儲存箱以及設備冷卻水等。 還規(guī)定了取樣要求。EJ 810-1994壓水堆核電廠一次啟動中子源棒 本標準規(guī)定了壓水堆核電廠一次啟動中子源棒的技術條件、質量控制、檢驗規(guī)則和包裝運輸?shù)葍热?。并對以下各項進行了詳細的規(guī)定。 產(chǎn)品的分類，包括產(chǎn)品品種和規(guī)格、產(chǎn)品結構。 技術要求，1、中子源：源芯材料、源殼材

13、料、源的密封、源殼強度、安全等級、中子強度泄漏限值和表面污染。2、源棒：源棒結構、部件等級及清洗、中子強度、芯體組裝、源棒環(huán)縫焊、源棒堵孔焊、泄漏限值、表面污染、清潔度和幾何尺寸。 試驗方法：材料復驗、中子強度測定、泄漏檢查、污染檢查、清潔度檢查、幾何尺寸檢查、焊縫檢查。 檢驗規(guī)則。 標志、包裝、運輸及貯存。EJ/T 307-1996 六氟化鈾容器使用規(guī)定 本標準規(guī)定了六氟化鈾容器管理和使用方法。詳細規(guī)定了新容器的驗收、組裝、試驗及建檔入庫；帶料容器的貯存、運輸和交接。；工藝操作規(guī)則；容器清洗、定期試驗和檢修。EJ/T 675-1992反應堆用裂變電離室 本標準規(guī)定了探測熱中子的反應堆用裂變電

14、離室的分類、技術要求、試驗方法、檢驗規(guī)則以及標志、包裝、運輸和貯存等。EJ/T 676-1992中子正比計數(shù)管 本標準規(guī)定了探測熱中子的正比計數(shù)管的分類、技術要求、試驗方法、檢驗規(guī)則以及標志、包裝、運輸和貯存等。EJ/T 677-1992中子電離室 本標準規(guī)定了中子電離室的分類、技術要求、試驗方法、檢驗規(guī)則以及標志、包裝、運輸和貯存等。EJ/T 817-1994壓水堆核電廠新燃料組件 本標準規(guī)定了新燃料組件在制造廠出廠驗收后的包裝、運輸、裝卸和貯存的安全原則及操作要求。適用于新燃料組件從制造廠到核電廠入庫的包裝、鐵路及公路運輸、裝卸、貯存和有關的工藝設計。EJ 315-88壓水堆核電廠與環(huán)境有關的事故分析方法 本標準適用于確定核電廠事故對環(huán)境影響的分析方法和統(tǒng)一事故輻射計算的假設條件。通常核電廠需要進行分析的事故有30種，其中對環(huán)境有放射性影響的事故有10種項，標準中對這10項事故進行了詳細的假設和分析。EJ /T629-2001壓水堆燃料租價機械設