通知第05/2020/TT-BKHCN号关于研究用核反应堆设施的核安全规定

通知

关于核安全对研究用核反应堆设施的规定 研究用核反应堆设施

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根据二零零八年六月三日《原子能法》；

根据2017年8月16日第95/2017/NĐ-CP号政府法令关于科学技术部职能任务权限和组织结构的规定；

根据辐射与核安全局和法制司司长的建议；

科学技术部部长发布关于核安全对研究用核反应堆设施的规定的通知。

第一章

总则

第一条 调整范围

本通知规定了研究用核反应堆设施在设计、建造、试运行、运行和终止活动中的核安全要求（以下简称“核反应堆设施”）。

第二条 适用对象

1. 投资方和实施地点选择、设计、建造、试运行、运行和终止活动核反应堆设施的机构和组织。

2. 审查核安全、批准地点、批准投资项目、颁发建设许可、试运行许可、运行许可和终止活动许可的机构和组织。

条3. 术语解释

在本通知中，下列术语定义如下：

1. 核研究反应堆设施是指用于产生中子束和其他辐射束以供研究和其他用途的核设施，包括反应堆及其配套系统、设备和在同一地点布置的相关行政和技术区域。

2. 运行限值是指在设计中为正常运行确定的系统、部件和整个核反应堆设施参数和特征的范围。

3. 运行条件是指确保核反应堆设施在运行限值范围内运行所需的系统、部件的数量、特性、功能能力和技术维护条件。

4. 安全运行限值是指在设计中确定的技术参数范围，当核反应堆设施超出该范围运行时可能导致事故。

5. 安全运行条件是指确保核反应堆设施在安全运行限值范围内运行的重要系统、部件的数量、特性、功能能力和技术维护条件。

6. 设计限值是指在设计中为正常运行、运行情况和事故确定的系统、部件和整个核反应堆设施参数和特征的范围。

7. 正常运行是指核反应堆设施在运行限值和运行条件下运行的状态。

8. 运行情况是指核反应堆设施超出运行限值和运行条件但未导致事故的状态。

9. 临界事故状态是指核反应堆设施超出安全运行限值和条件但尚未发生事故的状态。

10. 单一故障是指导致一个系统或部件失去其安全功能的故障，包括伴随的次级故障。

11. 多样性原则是指同时设计多个可以互换执行同一安全功能的系统或部件的原则。

12. 多重性原则是指同时设计具有不同特性的多个系统或部件来执行同一特定安全功能，以减少共同原因故障的可能性。

13. 自动安全原则是指当系统或部件出现故障时，它们仍能按照设计执行安全功能，而无需通过安全控制系统触发保护动作。

14. 单一故障容许原则是指对于安全系统而言，即使发生单一故障，该系统也应能够执行安全功能。

15. 事件源是指导致运行情况、临界事故状态或事故发生的事件。

16. 事故是指核反应堆设施超出安全运行限值和条件，导致放射性物质泄漏或扩散到物理防护层之外的情况。每个事故由事件源、发展过程和后果组成。

17. 设计事故是指在核反应堆设施设计中假设的事故，确保其后果控制在规定的限值之下。

18. 超设计事故是指假设的事故条件比设计事故更严重的情况。

19. 运行系统或部件是指用于正常运行的系统或部件。

20. 安全系统或部件是指用于执行安全功能的系统或部件。

21. 安全重要系统或部件包括：安全系统或部件；如果发生故障将导致临界事故状态或降低临界事故状态恢复能力并可能引发事故的运行系统或部件。

22. 主动系统或部件是指其功能实现依赖于其他系统或部件正常运行的系统或部件。

23. 被动系统或部件是指其功能实现不依赖外部供应或支持的系统或部件。

24. 允许的最大紧急排放量是指在超设计事故情况下允许排放到环境中的最大放射性核素量，在这种情况下公众在计划应急保护区内和区外的剂量不超过规定的限值，并且不需要采取保护公众行动的决定（考虑到极端天气条件）。

25. 核反应堆设施地点是指位于保护范围内的地理区域。

26. 核反应堆设施区域是指存在核反应堆设施的地理区域，在此区域内自然或人为引起的事件、过程和因素可能影响核反应堆设施的安全。

27. 实体保护是指采取技术和行政措施以及保安人员行动，防止核材料、放射性物质和放射性废物被破坏或盗窃。

第二章

安全要求

节 1

通用安全要求

条 4. 目标保障安全的要求

1. 在正常运行、运行情况或发生事故时，设计中的辐射工作人员和公众的剂量以及排放到环境中的放射性物质量不得超过确定的限值。

2. 发生设计外事故时，必须减少对辐射工作人员、公众和环境的辐射影响。

条 5. 深度防护要求

1. 深度防护包括使用物理防护层和技术-行政措施，以保护辐射工作人员、公众和环境免受来自核设施的辐射影响。

2. 必须建立论证，证明核设施实施深度防护措施。

3. 技术-行政措施必须通过运行经验或试验进行验证，并且必须遵守有关核设施设计、建设、试运行、运行和退役的规定。

4. 技术-行政措施包括在本通知附件I中规定的五个等级。

条 6. 质量保证要求

1. 必须建立并执行所有可能影响核设施安全工作的质量保证程序。

2. 必须监督执行工作和提供服务的组织的质量保证情况。

条 7. 安全文化要求

1. 安全文化是指组织和个人的整体观点和行为，优先确保人类和环境免受辐射影响。

2. 运行组织和执行工作及提供服务的组织必须通过以下方式建立和维持安全文化：

a) 对从事可能影响安全工作的员工进行招聘、培训和培训；

b) 明确管理人员和员工的责任分工；

c) 建立并遵守操作指南和运行指导书；定期更新这些文件，考虑运行经验。

节

核设施的设计、建设、试运行、运行和退役的安全要求
运行和终止LPƯNC设施的活动

条 8. 设计原则

1. 优先采用具有内在安全特性的被动系统或部件（基于反馈效应、过程和自然特性）。

2. 必须确保在试运行期间、维修后和整个生命周期内，能够直接或间接地按照设计参数检查重要安全系统的完整性。如果设计不允许进行全面直接检查，则必须确保以特定频率进行部分间接检查。

3. 必须确保在运行过程中，重要安全系统和部件的检查和维护符合安全运行限制和条件；必须建立论证，证明检查和维护的频率和时间安排是合适的。

4. 考虑并建立论证，防止和减轻由同一原因引起的系统和部件故障。

5. 采取技术措施，预防和减少由于人员错误导致的影响，包括在重要安全系统维护过程中出现的错误。

条 9. 设计要素

基础设施LPƯNC的设计必须确定：

1. 物理-中子、热工及其他重要的安全特性。

2. 物理-中子特性与设计相符的检查条件和频率。

3. 运行模式、运行限值和条件、安全运行限值和条件。

4. 与核相关的危险工作清单及在执行时确保核安全的措施。

5. 安全重要系统及其属于安全等级1、2、3级部件的可靠性指标，按照本通知附件三的规定。

6. 必须认证的建筑结构、设备、自动化装置和其他系统的清单。

7. 基础设施LPƯNC区域内火灾和爆炸安全分类。

8. 对于安全重要系统，检查和维护的技术条件、范围和频率。

9. 启动安全系统的条件；要求停堆并使反应堆进入次临界状态的外部影响程度。

10. 设计内外事故事件清单；事故发生概率评估；事故场景。

11. 基础设施LPƯNC允许的最大紧急排放概率。

12. 考虑基础设施区域特性的剂量限制水平。

13. 基础设施LPƯNC的运行期限、设备寿命和更换标准。

条 10. 设计项目

基础设施LPƯNC的设计应包括本通知附件二规定的全部项目。如果设计未包含上述所有项目，则需建立论证以证明缺少这些项目不会影响基础设施的安全性。

条 11. 系统和部件的安全分组分级

1. 基础设施LPƯNC的设计必须根据安全要求对系统和部件进行分组和分级。

2. 基础设施LPƯNC的系统和部件的安全分组分级按照本通知附件三的规定执行。

条 12. 系统设计的安全要求

基础设施LPƯNC系统设计的安全要求规定在本通知附件四中。

条 13. 基础设施LPƯNC建设的安全要求

1. 基础设施LPƯNC的建设、系统和设备的制造和安装必须遵循详细设计。

2. 建筑结构、设备、工具和自动化装置（包括实体保护技术手段）必须有证书（如属强制认证类别）。

3. 质量控制、工作验收和系统部件设备验收必须遵循详细设计和质量保证程序。

条 14. 基础设施LPƯNC试运行的安全要求

1. 必须采取技术和行政措施来验证实际技术特性是否符合设计。

2. 必须执行以下工作：

a) 制定辐射安全保障指南并设立控制级别；

b) 制定并定期更新基础设施LPƯNC的技术档案；

c) 制定并定期更新辐射工作人员剂量记录；制定并实施减少剂量和受照人数的措施；

d) 组织实体保护；核材料、放射物质和放射性废物的清点和控制。

3. 必须制定试运行计划，内容包括：

a) 每项试运行工作的主要步骤；

b) 每项试运行工作每个阶段前基础设施的状态；

c) 每个试运行阶段的文档内容和要求。

4. 试运行必须包括调试启动、物理启动和功率启动阶段。

5. 在调试启动阶段，必须检查每个系统以及整体系统在相互作用下的运行能力和与设计的一致性。

6. 在物理启动阶段（包括燃料装入反应堆堆芯）必须检查物理-中子特性与设计的一致性。

7. 在功率启动阶段必须进行：

a) 测量物理-中子特性在物理启动阶段所测得的影响；

b) 研究实验通道和照射通道的特性，包括反应堆反射层和堆芯内通道出口处的中子通量分布；

c) 测量基础设施LPƯNC地点的辐射状况。

8. 在功率启动期间，必须按多个阶段将反应堆提升至设计参数，每个阶段具有特定的功率水平和时间间隔。

9. 所有试运行后的调整必须补充到设计-技术文件、安全分析报告、技术文件和基础设施LPƯNC运行文件中。

条15. 运行核设施的要求

运行组织必须执行以下工作：

1. 建立组织结构，包括以下组成部分：

a) 核设施负责人（对核设施的安全直接负责）；

b) 运行人员；

c) 设备和工艺技术工具的维护、修理和更换人员；

d) 监督制定和实施质量保证程序的人员；

đ) 测量设备校准部门；

e) 辐射和核安全、工业安全和防火防爆安全监督部门；

g) 确保实体保护系统运行的安全部门。

2. 确保有足够的专业人员，并且这些人员接受了与其职能和任务相适应的培训。

3. 制定内部规定，明确领导职位、岗位职责和权限以及员工的专业要求。

4. 制定运行人员培训流程，包括：培训课程、实习、定期检查、操作控制核设施和实验设备的实际技能训练；在发生运行情况、接近事故情况和事故时的操作演练；安全文化培训。

5. 编制核设施的安全分析报告、操作指南和技术文件，其中应详细说明设计限值和安全运行条件。

6. 确保执行以下程序：

a) 加载燃料并使反应堆达到临界状态；

b) 更换燃料；

c) 启动、改变功率和带功率运行；

d) 调整控制棒；

đ) 测量和监控反应性储备水平；

e) 调整中子通量分布控制通道；

g) 确定核设施功率并调整控制系统中的离子室；

h) 在收到警报信号时工作人员的行动；

i) 在启动保护系统时工作人员的行动；

k) 按计划停堆并关闭设备；

l) 处理核材料；

m) 处理放射性物质和放射性废物；

n) 在涉及辐射和核危险的工作中执行其他程序。

7. 制定使用系统、技术设备和实验设备的指导手册，其中包括正常运行、运行情况下的操作指南以及在设计事故和非设计事故情况下操作程序的说明。

8. 制定运行记录和保存程序。

9. 在核设施整个生命周期内保存设计文件、设备制造记录、试验记录、技术维护记录、一级和二级安全系统的安全重要系统维修记录。

10. 对接近事故和已发生的事故进行调查研究；建立并实施防止类似接近事故和事故重复发生的措施。

11. 制定并执行收集、处理、分析、系统化和存储核设施运行情况信息的过程，在运行期间和将核设施移交给其他组织时。

12. 实施内部安全保证和实体保护的监督，并将检查结果纳入核设施安全现状报告。

13. 确保启动、带功率运行、短期停堆、长期停堆和永久停堆符合本通知附件V的规定。

条16. 关于终止核材料加工设施运行的要求

1. 在终止核材料加工设施运行之前，必须完成以下事项：

a) 将所有核材料从核材料加工设施地点移出；

b) 配备专门设备以确保在拆除、去污和处理放射性废物过程中的安全；

c) 对员工进行培训，使其能够执行与终止核材料加工设施运行相关的任务。

2. 在终止核材料加工设施运行时，必须保证：

a) 减少放射性废物的数量；

b) 减少辐射工作人员的剂量；

c) 消除对公众的辐射影响；

d) 对放射性废物实体进行清点、控制和保护。

章III

实施条款

条17. 生效

1. 本通知自2020年12月15日起生效。

2. 在实施过程中，如遇问题，各机关、组织和个人应及时向科学技术部反映，以便审查并修改补充。

条 18. 过渡条款

在本通知生效前已获得核材料加工设施运行许可证的基础设施，在运行期间、申请延长运行许可证或申请终止运行许可证时，必须遵守本通知第15条和第16条的规定。/。