美国核安全法规介绍.ppt
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1、1,第二部分美国核安全法规介绍,2,一、美国核电法规体系的五个层次,3,二、美国核电法规和标准简介2.1原子能法(第一层次)美国国会参众两院于1954年批准并公布,共有303条,分成20章。原子能法是美国对原子能的和平利用和军事用途管理的根本依据。2.2联邦法规(第二层次)美国联邦法规由美国核管理委员会(NRC)发布;第10部分是“能源”,它规定了和平利用原子能通用的和特殊的原则和准则,它在美国具有法律效力。,4,与核电厂设计有关的部分 第10部分“能源”与核电厂设计有关的部分主要有:10CFR20 放射性防护;10CFR50 生产和应用设施的执照发放;10CFR55 运行者执照;10CFR7
2、0 特殊核材料”10CFR71 放射性材料的运输和包装;10CFR100反应堆选址准则。,5,10CFR50“生产和应用设施的执照发放”的附录(15个)1.10CFR50附录A 核电厂的一般设计准则 2.10CFR50附录B 核电厂和燃料后处理厂质量保证准则 3.10CFR50附录C 核设施建造许可证申请者为财务审定所需的财务数据和相关 资料导则 4.10CFR50附录E 生产和应用设施的应急计划和准备 5.10CFR50附录F 燃料后处理厂和有关废物管理的厂址选择政策 6.10CFR50附录G 断裂韧性要求 7.10CFR50附录H 反应堆容器材料监督大纲要求 8.10CFR50附录I 轻水
3、冷却动力堆排出流中放射性物质满足“合理可行尽量低”原则的设计目标和限制条件的数值导则 9.10CFR50附录J 水冷动力堆的一次安全壳的泄漏试验 10.10CFR50附录K 水冷堆堆芯应急冷却系统的评价模型 11.10CFR50附录M 核电厂设计标准化:核动力堆的制造;获取制造许可证的核动力堆的建造和运行 12.10CFR50附录N 核电厂设计标准化:许可证在多个厂址建造和运行重复设计的核动力堆 13.10CFR50附录O 核电厂设计标准化:对进行标准化设计的人员审查 14.10CFR50附录Q 关于厂址合适性问题预申请的早期审查 15.10CFR50附录R 1979年1月1日前运行的核动力装
4、置的防火大纲,6,2.3美国核管理委员会的管理导则(第三层次)美国核管理委员会制定了一整套的管理导则(R.G)它提供了符合法规要求的指导和可行的解决办法。按照不同内容,将这些导则分为10个部分,涉及核电厂的内容编为第一部分,即R.G.1。如:R.G.1.28质量保证大纲要求(设计和建造;R.G.1.38 轻水堆核电厂各物项的包装、运输、接受、贮存和装卸的质量保证要求;R.G.1.64 核电厂设计的质量保证要求;R.G.1.70核电厂安全分析报告的标准格式和内容等。管理导则的其它部分为研究和试验反应堆、核燃料和物料设备、环境和厂址以及职业保健等。,7,2.4美国核管理委员会的技术文件(NUREG
5、)(第四层次)NUREG文件:美国核管理委员会下设的反应堆管理局负责编制的技术文件;NUREG/CR文件:委托各种研究机构完成的技术文件。NUREG文件和NUREG/CR文件属于建议性的参考文件;有时NUREG文件与R.G具有同样的作用:如“NUREG-0800”是核电厂安全分析报告的标准审查大纲,这是NRC对申请者按照“R.G.1.70”核电厂安全分析报告的标准格式和内容要求编写的“初步/最终安全分析报告”进行审查的指导性文件。我国的国家核安全局也是参照该技术文件审查核电站的安全分析报告。,8,2.5美国核电标准和规范(第五层次)标准和规范的性质 美国核电标准和规范是具体贯彻法规和导则的技术
6、文件,如ASME、ANSI/ASN、ASTM、IEEE等。标准和规范的编制(1)美国国家标准学会(ANSI)通过其核标准管理委员会的领导进行核标准的研究和编制,例如委托美国核学会(ANS)进行核标准的研究和编制,并得到美国国家标准学会的审查认可后,作 为国家标准,如“ANSIANS-58.4”核电站技术规格书准则。(2)美国工业界行业协会或学会编制的标准,如美国机械工程师学会(ASME)、电气与电子工程师学会(IEEE)、美国材料和试验学会(ASTM)、美国混凝土学会(ACI)等编制的核电标准。(3)除此之外还引用了大量的工业标准,它们也是上述核电标准的基础,支持着核电标准的发展。美国标准和规
7、范目录.pdf,9,三、ASME规范介绍3.1前言 美国机械工程师学会于1911年成立了锅炉与压力容器委员会(BPVC),编制了锅炉压力容器的建造安全规则;1914年出版了动力锅炉规范;1925年增加了压力容器规范;1965年又增加核动力装置规范。这套ASME规范自1977年成为美国国家标准,不仅在美国和加拿大各州在法律上承认和采用它,在西方许多国家都作为参照标准来执行。在核动力装置卷册,在世界上有较高的权威,往往直接采用。法国的 RCC-M 规范和德国的 KTA 规范也直接收入了其最重要方面,再加上本国的实践而制定的。,10,3.2 ASME规范的构成及与核动力装置相关的内容 ASME规范是
8、美国锅炉及压力容器方面的国家标准,共分为十一卷,内容如下:第卷 动力锅护 第卷 材料技术条件 A篇-钢铁材料;B篇-有色金属材料;C篇-焊条、焊丝及填充金属、D篇-性能。ASME 第II卷 材料目录.pdf 第卷 核动力装置设备 NCA分卷:第一册及第二册的总要求。第一册:NB分卷-一级设备;NC分卷-二级设备;ND分卷-三级设备;NE分卷-MC级设备(适用钢制安全壳);NF分卷-设备支承件(适用于各级别支承);NG分卷-堆芯支承结构;附录。第二册:混凝土反应堆容器与安全壳规范。CBCC目录.pdf,11,第卷 采暖锅炉第卷 无损检验ASME-V 无损检测目录.pdf第卷 采暖锅炉维护和运行的
9、推荐规程第卷 动力锅炉维护和运行的推荐规程第卷 压力容器:第一册;第二册-另一规程。第卷 焊接与钎焊评定ASME第IX卷 焊接和钎焊评定标准目录.pdf第卷 玻璃纤维增强塑料压力容器第卷 核动力装置设备在役检验规程,12,3.3 ASME规范第卷“核动力装置设备”的范围 ASME规范第卷规定了核动力装置产品的设计、建造、印记和超压保护方面的要求。这些产品包括承压设备(包括容器、换热器、泵、管道、阀门、反应堆压力容器等)、设备支承、堆内构件、钢制安全壳、混凝土反应堆容器和混凝土安全壳。对承压设备而言,ASME规范第卷仅对其承压边界适用。泵与阀的驱动机构、控制和指示结构等,泵的叶片、叶轮等内部结构
10、均不适用。泵和阀门的功能试验与合格鉴定试验不在其中规定。ASME规范第卷考虑了由于循环运行所引起的机械应力和热应力,而不包括在使用中由于材料的辐照效应、腐蚀、侵蚀或失稳所造成的性能恶化,这些影响必须在设计中或规定设备的寿命时予以考虑。,13,3.4 ASME规范第卷各分卷的内容介绍aNCA分卷 ASME规范第卷NCA分卷对第卷第一册和第二册提出了总的要求,它为以后各分卷的使用提供了指导。NCA分卷除了包括前言、政策声明(即关于在广告上使用本规范合格标志和合格证书的声明;关于使用 ASME合格标志以识别各种制造项目的声明以及编制国际单位制版本的特别说明)和介绍美国混凝上学会(ACI)外,还专门介
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