本規定自發布之日起實施。

　　本規定由國家核安全局負責解釋。

　　1　引言

　　1.1　研究堆和臨界裝置（以下稱反應堆）的安全運行需要合乎要求的設計、建造、管理和監督。本規定主要涉及的是管理和監督方面的問題，本規定適用于反應堆全壽期，包括修改和更新。

　　1.2　本規定確定了反應堆安全運行所必須滿足的最低要求。其目的是保證在反應堆運行過程中，不使廠區人員和公眾受到過量的放射危害。

　　1.3　根據“民用核設施安全監督管理條例”的規定，國家對反應堆實行許可證管理制度。本規定提出了申請反應堆安全許可證件的程序及應遞交的文件。

　　1.4　本規定附錄二所列的導則是對本規定的說明和補充。

　　2　監督管理職責

　　2.1　反應堆營運單位對反應堆的安全運行承擔全面責任。

　　2.2　反應堆主管部門對反應堆的安全運行負領導責任。

　　2.3　反應堆的運行安全必須接受國家核安全部門的監督。

　　2.4　為保證反應堆的安全運行，國家核安全部門、主管部門和反應堆營運單位必須相互了解和相互尊重。

　　2.5　國家核安全部門在反應堆運行監督方面的主要職責為：

　　（1）審批頒發反應堆運行許可證；

　?。?）核準并頒發操縱人員執照；

　　（3）審查批準反應堆運行限值和條件；

　?。?）核實反應堆營運單位是否正確遵循運行限值和條件，是否履行所有與安全有關的其它職責，必要時從安全出發采取強制性行動，包括命令反應堆停堆和修改。

　　2.6　反應堆營運單位必須根據國家核安全部門的要求，遞交或提供下列文件和資料：

　?。?）安全分析報告（見3.1條）；

　　（2）運行限值和條件（見5.1條）；

　?。?）有關偏離運行限值和條件的報告（見5.7條）；

　?。?）定期試驗和檢查計劃（見6.3條）；

　　（5）定期試驗和檢查結果（見6.6條）；

　?。?）運行規程（見8.1條）；

　　（7）調試大綱和調試階段審查報告（見11.1條）；

　?。?）調試試驗結果（見11.4條）；

　?。?）屬于安全范疇內的修改方案及其審核意見（見12.1條）；

　?。?0）反應堆應急計劃（見14.1條）；

　?。?1）質量保證大綱（見16.2條）；

　?。?2）廢物管理大綱和有關文件（見17.1條）；

　　（13）排出流排放限值以及監測和控制排放的方法和規程（見17.4、17.5條）；

　?。?4）人員配備、資格審查、培訓和再培訓大綱（見5.7、7.7條）；

　?。?5）與審查預計運行事件和事故工況有關的定期運行總結報告和記錄（見9.6條）；

　　（16）人員受照射的報告（見13.7條）；

　?。?7）退役計劃（見18.2條）；

　　（18）其他有關資料。

　　2.7　反應堆營運單位必須根據運行限值和條件制定運行規程。

　　2.8　反應堆營運單位必須為編制、保管和分發本規定要求所作的記錄和報告作出安排。

　　2.9　反應堆營運單位必須挑選合格人員并給予必要的培訓，使他們能在反應堆各種正常工況和事故工況下按照運行規程正確地履行職責。

　　3　運行安全分析報告

　　3.1　安全分析報告必須包括足夠資料，以便國家核安全部門能獨立作出反應堆的安全評價。提交資料的格式、范圍和細目要符合國家核安全部門的要求，安全報告內容見安全導則HAF1001，《研究堆和臨界裝置安全分析報告的典型內容》。

　　3.2　安全分析報告要包括以下內容：

　?。?）廠址及其環境的描述；

　　（2）建堆的目的，反應堆設計、運行和實驗所遵循的基本安全原則，（包括所用的法規、標準和規范），設計基準內部和外部始發事件，以及為保護廠區人員和公眾安全為目的的安全系統性能的描述；

　?。?）反應堆系統的描述，包括目的、接口、儀表、檢查維護和所有運行工況以及事故工況下的性能；

　　（4）設計、采購、建造、調試和運行方面的質量保證大綱的描述；

　　（5）對預計安排在反應堆內進行的，對安全具有重要影響的任何形式的實驗的安全問題的檢查；

　　（6）相類似反應堆系統的運行經驗的回顧；

　　（7）假設始發事件及其后果的安全分析，包括足夠的資料和計算，以便有條件進行獨立評價；

　?。?）反應堆及其實驗設備的運行安全技術條件，包括安全限值和安全系統整定值、安全運行的限制條件、設備監測要求、組織和管理上的要求。這些安全技術條件可作為安全分析報告的一部分，或編成單獨的文件（見導則HAF1001《研究堆和臨界裝置安全分析報告的典型內容》）。

　　3.3　反應堆營運單位必須分階段向國家核安全部門遞交下列報告：

　?。?）在設計建造階段，提交初步安全分析報告；

　?。?）裝料前提交最終安全分析報告；

　?。?）申請頒發運行許可證前，遞交修訂的最終安全分析報告。

　　上述分階段的安全分析報告隨同許可證申請，經審查批準后方可開始建造。裝載核燃料正式運行。

　　3.4　當反應堆的修改影響到原安全分析報告的適用性時，應對報告中受影響的部分重新評價并遞交更新的安全分析報告。

　　4　事件和事故分析

　　4.1　必須作出反應堆事件和事故分析，以評價反應堆對一系列假設始發事件（如設備誤動作或故障、運行人員誤操作或外部事件）的響應。這些事件既可導致預計運行事件，也可導致事故工況。必要時，評價也應該包括考慮實驗設備本身的安全及其對反應堆的影響。事件和事故分析必須證明運行的安全裕度或風險度是可接受的。事件和事故分析是確定反應堆安全技術條件的依據。

　　4.2　在安全分析中，必須考慮假設始發事件及其后果，并且：

　?。?）必須保證已經考慮足夠寬的事故譜；

　?。?）可以按照類型將事故分組，使每組中只需對極限情況進行定量分析；

　　（3）應該指明這些極限情況的事故過程及其可能的后果；

　　（4）必須證明反應堆運行的安全裕度或風險度是可以接受的。

　　4.3　對所考慮的每個事故序列，應該指出在事故工況下，安全系統及未失效的工藝系統需要起作用的范圍。

　　4.4　每個假設始發事件可以歸于下列工藝故障分類的一種或幾種。

　?。?）反應堆冷卻系統排熱的減少；

　　（2）二回路冷卻系統排熱減少（熱阱喪失）；

　?。?）反應性引入和功率分布異常；

　?。?）反應堆冷卻劑容量或壓力變化；

　　（5）一個子系統或部件放射性釋放；

　　（6）自然或人為事件（如電源故障、運行人員誤操作）。

　　4.5　由于故障可能包括了由較易發生（或中等頒率）但沒有放射性后果的始發事件到概率極低但有較嚴重后果的事件的序列。因此有必要從事件序列中篩選出必須作詳細分析的那些事件。

　　4.6　對于假設始發事件的分析，必須證明在任何情況下，固有的或專設的安全設施將使每個事件的后果保持在國家核安全部門所規定的可接受值之內。

　　4.7　分析結果最終可用事件的可能性及其后果的大小來描述，表達的方式為：

　?。?）放射源與公眾間屏障的損壞程度；

　　（2）廠區人員和公眾預計輻射劑量。

　　5　運行限值和條件

　　5.1　對反應堆安全具有重要意義的整套限值和條件包括安全限值、安全系統整定值和安全運行的限制條件，必須遞交給國家核安全部門審查批準。

　　5.2　安全限值是為保證安全運行、防止過量的個人受照和過量放射性釋放，而對重要的過程變量或參數規定的限值。這些安全限值一般應根據情況確定為最大和（或）最小值。在所有運行工況下，這些變量或參數應保持在這個范圍內。

　　5.3　安全系統整定值（如停堆整定值）必須能使有關的自動保護設備動作，以防止突破任何安全限值，并須考慮系統瞬態行為設備響應時間和測量裝置的誤差。對于不能直接測量的變量的安全限值（如燃料溫度），必須對與此安全限值有關的其它變量規定適當的安全系統的整定值，以防止突破該安全限值。

　　5.4　安全運行限制條件，是對反應堆每種運行工況從行政上制定的必須遵守的對設備和運行的強制規定。運行限值和條件必須起到下列作用：

　　（1）防止發生可能導致事故工況的狀況；

　　（2）如果發生這種事故工況，則要減輕其后果。這些限制條件是：運行人員配備的最低要求以及適用的安全文件中所假定的設備功能或性能的最低要求。

　　5.5　安全限值、安全系統整定值和運行限制條件，必須根據反應堆事故和事件分析（特別是事故分析）選定，而且必須與反應堆的現狀相一致，在任何時候使用的定值必須符合當時的反應堆運行工況。

　　5.6　反應堆安全系統的設計通常在其設備發生故障時不導致反應堆安全水平的降低。但若發現可能導致安全水平降低的故障，則運行組必須采取措施（如降低堆功率、更換損壞儀器），以確保不危及反應堆安全。

　　5.7　一旦安全限值被突破時，必須停堆，使反應堆保持在安全狀態。再次啟動反應堆之前，必須由營運單位進行審查，并及時報告國家核安全部門。

　　5.8　當安全運行限制條件不能滿足時，運行人員必須采取適當的行動，以確保安全，反應堆運行管理者應研究其原因和后果并采取適當的措施并報告國家核安全部門以防止再次發生類似事件。

　　6　定期試驗和檢查

　　6.1　反應堆運行負責人必須安排定期試驗和檢查，以保證遵守安全技術條件和保持反應堆安全性能。

　　6.2　對設備進行的定期試驗和檢查項目及其頻度要求，可能對系統設計有重大影響，所以這些要求應在早期制訂，應在設計中考慮。

　　6.3　在開始裝料前，反應堆運行負責人必須為那些安全運行重要的構筑物、系統和部件編制一個定期檢查和試驗計劃，這項計劃由國家核安全部門批準，作為安全報告或安全技術條件或其他文件的一部分。

　　6.4　對各個構筑物、系統、部件定期試驗和檢查的頻度應使它們的可靠性達到一個足夠的程度，確定試驗和檢查的頻度時應考慮：它們對安全的相對重要性，它們的功能失效的可能性和在安全分析中確定的要求。隨著經驗的積累，試驗頻度可以調整。

　　6.5　所有定期檢查和試驗，應根據書面規程進行，以保證安全水平不致降低。

　　6.6　國家核安全部門對定期試驗和檢查結果應作審查，以核實是否符合安全技術條件，應與以前檢查和試驗結果作出比較，以查明潛在的故障并及時修復，檢查和試驗結果應妥善保存，以便國家核安全部門審查。

　　6.7　當定期試驗或檢查時發現與安全系統整定值或限制條件不符合時，必須立即糾正。某些設備故障或不符合項，并不降低反應堆安全水平，或者在采取行政措施后可以確保安全，則反應堆可在一個有限期間內繼續運行。否則，反應堆必須停堆或保持停堆狀態，直到故障或異常情況被糾正為止。

　　6.8　國家核安全部門應在適當時候，審查管理記錄、運行記錄和營運單位有關安全的檢查和試驗記錄。

　　6.9　國家核安全部門有權要求營運單位進行專門檢查并由國家核安全監督員或專家組到現場見證。

　　7　管理

　　7.1　營運單位對反應堆安全承擔全面責任。反應堆運行負責人對反應堆安全承擔直接安全責任。營運單位必須負責確保：

　?。?）反應堆的設計能保證安全運行；

　?。?）根據批準的設計建造反應堆；

　　（3）調試期間，經考驗證明反應堆已經滿足設計要求；

　?。?）根據安全文件組織能勝任的人員運行和維護反應堆及其使用反應堆進行實驗；

　?。?）運行期間，要準備好運行所需備用設備，要提供必要的服務。

　　營運單位應明確要求，反應堆管理人員必須通過資格審查后方可執行其任務，并賦予反應堆運行負責人足夠的權力。

　　7.2　反應堆運行負責人必須明文規定運行人員的職責和資格及它們的隸屬關系和聯系渠道，對涉及運行或使用反應堆的其他人員（如輔助人員、實驗人員），也應明文規定他們的職責、隸屬關系和聯系渠道?？刂剖覂葢獋溆鞋F任責任人員名單。

　　7.3　營運單位必須具體規定運行人員的資格要求。反應堆操縱人員實行執照制度。辦理執照程序是由營運單位提出申請，主管部門負責考核、國家核安全部門核準并頒發執照。

　　7.4　當值反應堆運行人員，出于安全的目的，有權使用緊急停堆按鈕（或相當的設備）。

　　7.5　為了反應堆安全和有效運行，反應堆運行負責人必須有計劃地安排運行人員培訓并給予評價。培訓內容必須包括全部運行工況和事故工況下執行規程的訓練。

　　7.6　除有專門的保健物理人員以外，應對運行人員進行廣泛的保健物理訓練。

　　7.7　對于反應堆各種運行工況必須規定人員配備的最低要求。既要規定人數，還要規定他們需要承擔的責任。在整個運行期間，必須明確任定直接操縱反應堆的人員。

　　7.8　營運單位或反應堆運行管理機構應有能力對建議的運行方式、修改或實驗的安全進行獨立審查。

　　7.9　反應堆運行計劃和使用反應堆的實驗計劃必須提前編制并由反應堆運行負責人批準。

　　8　規程

　　8.1　反應堆運行總則包括行政上和組織上的要求，必須經國家核安全部門審查和批準后，由營運單位發布。有關反應堆安全運行和使用的一些專用規程應作為運行總則的補充，并在初始裝料前發布。這些規程由反應堆運行組與設計單位、制造單位和營運單位的其他人員合作制訂，并由營運單位批準，報國家核安全部門備案。

　　這些專用規程必須包括以下內容：

　?。?）反應堆和實驗設備的啟動、運行和停止；

　　（2）燃料的裝卸、移動及其他堆芯和反射層部件的操作，包括實驗設備的入堆、出堆：

　?。?）影響反應堆安全的主設備或系統的日常維修；

　?。?）影響反應堆安全的構筑物、系統和部件的檢查和試驗；

　　包括已批準的定期試驗和檢查大綱中規定的那些項目；

　　（5）人員的輻射防護；

　　（6）影響反應堆安全或反應性的運行、維修以及輻照和實驗的批準；

　?。?）操縱員對預計運行事件以及事故工況（屬實際可能）的響應；

　　（8）應急處理；

　　（9）安全保衛；

　?。?0）放射性廢物的處理和放射性釋放的控制和監測。

　　以上多數操作，可采用檢查卡方式。

　　8.2　這些規程必須按預先規定的內部程序定期進行修改，必要時還須提前修改。

　　8.3　操作和使用反應堆的所有人員必須為熟悉和掌握這些規程接受適當和充分的訓練并理解遵守這些規程的必要性。

　　8.4　運行和使用反應堆的全部規程必須符合批準的運行限值和條件。

　　8.5　對現行規程中未包括的操作，在該操作開始前應該制訂一個專用規程并經反應堆運行負責人批準。

　　8.6　在發生危及安全的事件時，運行人員應采取適當的行動，使反應堆和實驗回到安全狀態。事后應對這個事件進行評價，必要時應根據評價的結論修改規程或編制新的規程。

　　9　記錄和報告

　　9.1　為了反應堆安全運行，營運單位在初始裝料前，應備有反應堆設計、建造和運行有關的全部重要資料。并在反應堆運行階段及時更新這些資料，資料應包括廠址和環境數據、設計技術條件、設備詳圖和材料細目、圖紙及運行和維修手冊及其它質量保證文件。

　　9.2　營運單位在開始正常運行前要備有有關的調試記錄，包括啟動試驗報告。

　　9.3　運行記錄必須包括以下各項：

　　（1）反應堆日常運行數據；

　?。?）當前運行狀態（如設備停役）；

　　（3）維修、試驗、檢查和修改；

　?。?）放射源、裂變材料和其他特種材料的數量和轉移情況；

　?。?）人員的職責、資格、體格檢查和培訓；

　　（6）有關運行中出現的故障和與安全有關的事件；

　?。?）輻射照射和醫療檢查；

　?。?）放射性廢物儲存、收集、處理、轉移、放射性釋放和環境監測；

　?。?）質量保證記錄。

　　9.4　運行日志、檢查卡和其他資料的記錄都必須有日期和簽字。

　　9.5　對各種資料應規定合理的保存期，并符合有關規定。

　　9.6　反應堆營運單位應該按照國家核安全部門的要求，定期提供有關安全事宜的總結報告。有關預計運行事件和事故工況的審查記錄和報告及修改報告都必須存檔，以供國家核安全部門查閱。

　　10　維修

　　10.1　對反應堆設備必須在一個書面維修計劃。反應堆的維修標準和檢修頻度必須保證所有對安全重要的設備的可靠性和有效性。

　　10.2　對維修工作，必須明確規定維修工作制度、工作程序及各級責任。

　　10.3　對在役設備進行維修，設備的停運或復運均須注意保持反應堆的安全水平并遵守安全規定。

　　10.4　只有經反應堆運行負責人授權的人員，才允許從事對安全重要的物項的移動、更換、修理或服務項目，協調工作的責任可以授予當值的反應堆值班長。

　　10.5　應該建立維修工作的審批程序（包括工作前后的檢查程序）使全部維修工作在反應堆值長允許下進行，以保證反應堆安全和從事維修工作人員的安全。

　　10.6　設備維修后，必須進行檢查，必要時要作試驗，以證明其合乎要求。

　　10.7　只有在維修工作負責人和當值的反應堆值長認可并驗收檢查和試驗結果后，才能恢復正常運行。

　　10.8　制訂全面維修計劃時，應考慮備有適當數量的對安全重要的物項的零部件備品。

　　11　調試

　　11.1　為了驗證是否達到設計指標，營運單位必須會同設計、制造單位事先編制一個調試大綱及調試規程，調試大綱必須由國家核安全部門審查批準。調試規程由營運單位批準，報國家核安全部門備案。

　　11.2　調試試驗應按正確的程序進行，除非前一步驟已滿意地完成，否則，不得進行下一步試驗。

　　11.3　必須編寫試驗范圍和順序的文件，內容包括：

　　（1）試驗目的和預計結果；

　?。?）試驗期間需要實施的安全措施；

　?。?）試驗規程；

　?。?）試驗報告，內容包括試驗數據匯總及其分析，試驗結果分析評價，所發現的隱患和糾正行動。

　　11.4　在整個調試期間營運單位應該和國家核安全部門保持緊密聯系，特別是對安全有直接影響的試驗結果，必須及時呈報國家核安全部門。

　　12　修改和實驗

　　12.1　對安全具有重大意義的修改和實驗應呈報給國家核安全部門審查和批準。這些修改和實驗包括：

　　（1）對已批準的運行限值的改變；

　?。?）對已批準的對安全運行限制條件的改變；

　　（3）對影響到安全重要物項的修改和實驗；

　　（4）需考慮的危害性質與以往考慮的不同或危害發生的可能性增大。

　　12.2　其他與安全有關的修改和實驗的建議至少應由不參與建議的一個非當事反應堆管理機構的人員作審查并在執行前經反應堆運行負責人批準。這些活動應該做出記錄，以備國家核安全部門查閱。

　　13　輻射防護

　　13.1　人員受照可以在兩種不同條件下發生：

　　（1）當放射源處于控制之下時，可采用控制措施（如屏蔽）限制照射量，這種條件稱為正常照射條件；

　?。?）當放射源失去控制時，隨后的照射只能由補救措施加以限制；這種條件為異?；蚴鹿收丈錀l件。

　　13.2　對于正常照射條件，輻射防護的主要目標是避免任何不必要的照射，保證不可避免的照射符合合理可行盡量低的原則。不得超過個人的劑量限值，為此目的，在所有運行工況下，廠區人員和公眾的照射劑量，必須符合國家規定的要求。

　　13.3　營運單位必須考慮反應堆及廠址的特征，擬定放射性釋放限值，并報國家核安全部門批準。這些限值應包括在安全技術條件內。營運單位還應建立參考水平，以幫助反應堆運行管理機構采取防護措施，使人員照射劑量符合合理可行盡量低的原則。

　　13.4　假若超過個人劑量或放射性釋放的限值，必須根據有關規定報告國家核安全部門和（或）主管部門。

　　13.5　對于異常或事故工況，應采取應急計劃中所規定的措施，盡可能地減少放射后果。這些措施可包括使用防護服、呼吸保護器和穩定碘劑，以及醫療和去污等。應按國家有關規定，制定這些措施的應用準則。

　　13.6　營運單位必須保證為下述方面提供適當的措施：

　?。?）反應堆工作人員對照射的防護；

　?。?）個人劑量監測儀器和設備；

　?。?）廠內輻射監測和檢查；

　?。?）環境的輻射監測；

　　（5）人員、設備和構筑物的去污；

　?。?）放射性物質釋放的探測和記錄。

　?。?）放射性廢物的收集、轉移、貯存和處理。

　　13.7　必須測定和記錄可能受職業照射的全部人員所受的照射劑量。劑量記錄必須保存。并按規定報告有關主管部門和（或）國家核安全部門。必須遵守主管部門對個人定期體檢的要求。

　　13.8　必須有適當數量經過訓練的人員，來管理輻射防護，并監測個人受照劑量、放射性排出流和廢物。這些人員必須獨立于反應堆運行組。在某些情況下，反應堆運行人員也可承擔日常的輻射防護責任。但必須事先經過適當的培訓。

　　14　應急計劃

　　14.1　營運單位必須根據反應堆事故可能造成的風險程度，制訂相應的應急計劃，并在首次裝料前報國家核安全部門審批。

　　14.2　營運單位，必要時應與國家有關部門和地方當局或其他機構合作，以保證全部現場服務和外部援助有效協調。

　　14.3　應急計劃應確定應急組織，根據需要由反應堆人員擴編到廠外人員，要明確各個崗位和組織的責任。

　　14.4　作為不同水平的響應計劃應明確規定相應的應急措施。包括：

　　（1）弄清應急狀態；

　?。?）置反應堆于安全狀態；

　　（3）提供防護掩體，撤退程序和個人裝備；

　?。?）使用反應堆裝置的應急設備和電源；

　?。?）控制沾污面擴大的措施；

　?。?）對受危害人員提供救援措施，包括在反應堆區域或附近提供醫療設備和配備醫務人員；

　?。?）環境監測；

　?。?）按規定報告地方或上級部門。

　　該計劃還應指定識別緊急情況的儀器，以確定緊急情況的范圍。

　　14.5　應在合適的時間間隔和實際可行的范圍內進行演習，對計劃應該經常復審，必要時需作修改。

　　15　安全保衛

　　15.1　營運單位必須提出適當的安全保衛措施，防止未經允許從反應堆中取出放射性物質（包括裂變物質）或故意破壞反應堆，以免造成對運行人員和公眾的放射性危害。

　　15.2　應在專門保密的文件中描述反應堆安全保衛系統。

　　15.3　營運單位應對全部放射源和易裂變材料進行定期監查。

　　15.4　營運單位必須查清任何重大盜竊或企圖盜竊放射性物質（包括易裂變材料）以及破壞或企圖破壞反應堆的行為，通過保密渠道報告主管部門。

　　16　質量保證

　　16.1　營運單位負責制定和執行總的質量保證大綱，以保證與質量有關的活動滿意地進行，對不符合質量保證大綱要求的事項實施必要的糾正措施，并提供必要的文件，以表明質量已經達到要求，為此，必須明確組織和個人的責任。

　　16.2　國家核安全部門應審批營運單位所制定的總的質量保證大綱，并執行監查，以便核實是否按大綱執行。

　　17　放射性排出流、廢物和乏燃料

　　17.1　為了保證反應堆及其實驗設備的正常運行與工作，營運單位必須保證有足夠合適的裝置或設施處理、儲存和處置或由現場運走放射性排出流、廢物和乏燃料。

　　17.2　設計和運行反應堆及其實驗設備應考慮盡可能減少產生和便于處理各種放射性廢物。

　　17.3　營運單位對收集、加工、處理放射性廢物和操作乏燃料，應制定規程。

　　17.4　營運單位必須對放射性排出流的排放進行監測和記錄，以保證符合輻射防護標準。

　　17.5　營運單位對放射性排出流的排放必須按規定定期向國家核安全部門或主管部門報告。

　　17.6　放射性廢物和乏燃料的運輸必須遵守國家有關規定。

　　17.7　營運單位必須保存從反應堆現場運走的放射性廢物和乏燃料的數量和型式的記錄。

　　18　退役

　　18.1　在設計、建造和運行反應堆和實驗裝置時，就應考慮退役。退役階段從停堆后的準備階段開始，到最終處置完畢為止，有關退役的選擇包括：

　　（1）在取走全部燃料組件和易取走的放射性部件及廢物后，采用原封不動的保護性的儲存。

　?。?）取走全部燃料組件和易取走的放射性部件和廢物后，把放射性構件和大部件妥善地埋藏處置；

　?。?）取走全部放射性物質，對留下的構件徹底去污，直到允許不加限制地使用。

　　在某些情況下，可以解體反應堆以便裝運到另一個地方后使用。

　　18.2　營運單位在退役前必須向國家核安全部門提交退役申請及退役報告，經批準后方可退役。

　　18.3　在反應堆運行壽期內，營運單位要始終想到退役方面的事情。當檢修或修改反應堆時應保存反應堆更改后的圖紙。處理沾污或輻照過的構件、系統和部件的經驗應記錄，以便于制訂反應堆的退役計劃。

　　附錄一　名詞解釋

　　本規定中下列名詞術語的含義為：

　　廠區、廠址

　　具有確定的邊界，受反應堆營運單位有效控制的反應堆所在地區。

　　反應堆

　　本規定中所用的反應堆一詞專指研究堆或臨界裝置。

　　反應堆運行組

　　在反應堆運行負責人領導下從事反應堆運行的全體人員。 反應堆運行管理機構

　　由反應堆營運單位為運行反應堆所建立并承擔直接安全責任的機構。

　　主管部門（反應堆主管部門）

　　對反應堆營運單位負有領導責任的國務院或省、自治區、直轄市人民政府的有關行政機關。

　　正常運行

　　反應堆在規定的運行限值和條件范圍內的運行，包括停堆狀態、功率運行、停堆過程、啟動、維修、試驗和換料等。

　　安全

　　保護所有人員免于受過量放射危害。

　　安全技術條件

　　包括安全限值、安全系統整定值、安全運行限制條件、監督要求、行政和組織上的要求。

　　安全系統

　　與安全有重要關系的系統，用于在任何情況下保證反應堆安全停堆、從堆芯排出熱量、和（或）限制預計運行事件和事故工況的后果。

　　安全系統整定值

　　使自動保護裝置開始動作的過程變量或參數值。

　　安全限值

　　對過程變量的各種限值，反應堆在這些限值范圍內運行已證明是安全的。

　　安全重要物項

　　包括下列各項：

　?。?）其誤動作或故障可能使廠區人員或周圍公眾受到過量照射的構筑物、系統和部件；

　?。?）防止預計運行事件發展成事故工況的構筑物系統和部件；

　?。?）用以減輕構筑物、系統或部件誤動作或故障后果的設施。

　　運行

　　為了使已建反應堆及與之相聯的實驗裝置能安全地工作而進行的所有活動，包括維修、換料、在役檢查及有關的其他活動。

　　運行工況

　　指符合正常運行和預計運行事件定義的那些工況（參看“正常運行”和“預計運行事件”）。

　　運行限制條件

　　對每種反應堆運行工況應遵守的通過行政措施建立的對設備和運行的強制性規定。

　　運行限值和條件

　　為保證反應堆安全運行，經國家核安全部門批準，用以確定參數限值、設備功能和性能及人員水平等方面的整套規定。

　　實驗裝置

　　裝在堆內或反應堆周圍。利用反應堆的中子通量和電離輻射束進行研究、試驗、同位素生產以及其他工作的單個或整套裝置。

　　放射性釋放限值

　　為使現場人員和公眾的受照劑量符合主管部門或國家核安全部門規定的劑量要求而規定的放射性排出物的限值。

　　質量保證

　　為了對某一物項或某套裝置在未來的使用中確能滿意工作樹立充分信心而進行的所有有計劃有組織的活動。

　　事故工況

　　反應堆運行中，極少出現的對運行工況的嚴重偏離，它可導致放射性物質大量釋放或個人超劑量。

　　保護裝置

　　設計并安裝的安全裝置，其作用是保證一個或幾個安全限值不致被超過。

　　研究堆

　　主要用作基礎研究或應用研究的反應堆。

　　這類反應堆主要包括：

　　（1）低通量研究反應堆；

　?。?）高通量研究反應堆；

　?。?）脈沖反應堆；

　?。?）材料試驗反應堆。

　　臨界裝置

　　一個具有足夠可裂變材料和其他材料，為實驗目的在低功率水平維持鍵式反應的裝置。

　　退役

　　反應堆最終退出運行的過程。

　　故意破壞

　　直接針對反應堆及附屬裝置，并可能使公眾受照射而危及其健康和安全的任何蓄意行為。

　　預計運行事件

　　在反應堆運行壽期內預計出現偏離正常運行的所有運行過程，由于設計時已采取了適當措施，這類事件不會使安全重要物項明顯損壞，也不會導致事故工況。

　　調試

　　使安裝好的反應堆部件和系統運轉并驗證其性能是否符合設計要求和是否滿足有關準則的過程，包括無核反應和帶核反應的試驗。

　　維修

　　保持所有設備處于良好工作狀態的活動。包括預防性的和修改（或修理）性的兩方面。

　　假設的始發事件

　　導致預計運行事件或事故工況的事件。

　　附錄二　研究堆和臨界裝置運行安全導則目錄

　　HAF1001　研究堆和臨界裝置安全分析報告的典型內容

　　HAF1002　研究堆安全運行管理

　　HAF1003　臨界裝置運行實驗管理

　　HAF1004　研究堆安全退役