1 引 言

　　1.1目的

　　1.1.1研究堆的安全運行是以其選址、設計、建造、調試、運行和管理 均符合核安全要求為前提。本規定的內容主要涉及研究堆的管理、調試、運行及退役等方面的安全問題，也包括有關的監督管理要求及質量保證要求。

　　1.1.2本規定的重點放在研究堆運行必須滿足的安全要求上，而不論及如何去滿足這些要求。

　　1.1.3本規定給出了關于研究堆安全運行的基本要求和建議，強調的是 監督和管理問題。本規定還就與運行有關的組織機構方面的問題提供一些指導和資料。

　　1.1.4反應堆運行管理機構和運行人員還必須注重安全文化。本規定要求：反應堆運行管理機構應充分注意運行安全，劃清職責范圍、建立明確的 聯系渠道和授權；制訂運行人員嚴格遵守的運行規程；實施審評和監查以及人員的培訓和再培訓。

　　1.1.5上述要求的目的是要保證研究堆運行過程中不使公眾和工作人員受到過量的輻射危害。

　　1.2范圍

　　1.2.1本規定的要求和建議必須在切實可行的范圍內應用于一切研究堆的運行，同時考慮該研究堆的特定設計和運行情況。

　　1.2.2本規定中“研究堆”一詞包括反應堆堆芯，實驗裝置，以及反應堆廠址內的與反應堆或實驗裝置有關的一切其它設施。

　　2 安全運行的責任

　　2.1主管部門

　　2.1.1研究堆的主管部門對研究堆的安全運行負有領導責任。

　　2.2營運單位

　　2.2.1營運單位必須對研究堆的安全負全面責任，確保：

　　（1）設計能使反應堆安全運行，并且反應堆是按照已批準的設計建造的；
 
　　（2）編寫安全分析報告，并及時更新；

　　（3）調試過程證明設計要求已得到滿足，反應堆可按設計運行；

　　（4）制訂并實施輻射防護大綱；

　　（5）建立并實施應急計劃；

　　（6）研究堆由合格的和有經驗的人員按照安全要求進行運行和維護；

　　（7）適當培訓對安全運行負有責任的人員，制定、實施和及時更新培訓和再培訓大綱，以及定期審查該大綱以檢驗其有效性；

　　（8）運行期間必要的設施和服務處于可用狀態；

　　（9）將有關事故的資料，包括對這些事故的評價和擬采取的糾正措施報送給國家核安全部門；
 
　　（10）在單位內部注重安全文化。以確保工作態度和運行條件有利于安全運行（參見1.1.4節）；

　　（11）制訂和實施合適的質量保證大綱；

　　（12）給予反應堆運行管理機構足夠的權力和支持，以便有效地執行其職 務；
 
　　（13）研究堆按規程（見5.3節）運行和維修；

　　（14）運行經驗，包括其他類似設施的運行經驗，得到仔細的研究，以便發現任何對安全有害的先兆或趨勢，從而可在出現嚴重事件之前采取糾正措 施，并防止事件重復發生。
 
　　2.2.2必須在營運單位內部建立一個安全咨詢機構（如“安全委員會”）以便在反應堆運行安全和有關實驗安全方面向營運單位提供咨詢。該咨詢機構的成員應是與研究堆設計和運行有關的不同領域內的專家。該咨詢機構的職能、權限、組成和受權調查的范圍必須以書面形式加以陳述，并且必須提交給國家核安全部門。

　　2.3反應堆運行管理機構

　　2.3.1反應堆運行管理機構必須以書面形式明確陳述運行人員的職務、責任、必要的經驗和培訓要求，以及他們之間的聯系渠道。這些資料也可包括在運行總則中。對參與反應堆運行或使用反應堆的其他人員（如技術輔助人員和實驗員）也必須以書面形式明確陳述他們的職務、責任和聯系渠道。
 
　　2.3.2反應堆運行管理機構必須保證反應堆運行人員得到使反應堆安全有效地運行所必須的培訓和再培訓，并保證這種培訓和再培訓得到適當的評價。必須針對運衍狀態和事故工況下要遵守的規程進行充分的培訓。

　　2.3.3盡管有獨立的保健物理人員（見13.6節），運行人員（如技術輔助人員和實驗員）仍必須在保健物理方面得到適當的培訓。

　　2.3.4在研究堆的各種運行狀態下，必須規定保證安全運行所需的各學科人員配備的最低要求。這要以工作人員的數目和需要賦予的職責這兩者來表示。任何時候都必須明確直接負責監督管理反應堆運行的人員。還必須規 定處理事故工況所需的人員的提供。

　　2.3.5反應堆運行管理機構必須定期審查研究堆的運行（包括實驗在內），并對所發現的一切問題采取造當的糾正行動。營運單位應審查反應堆及實驗裝置的調試、運行、維修、監督和修改中出現的重大安全問題。

　　2.3.6研究堆的運行和所做實驗的詳細計劃必須事先制訂，并得到反應堆運行管理機構的認可。

　　2.4運行人員

　　2.4.1所需要的運行人員的人數和工種取決于反應堆的功率水平、工作循環及用途。運行人員中應包括一名反應堆負責人、若干名值長（根據需要 確定）、若干名操縱員（根據需要確定）、維修人員和輻射防護人員。

　　2.4.2值長和反應堆操縱員必須持有國家核安全部門頒發的反應堆操縱人員執照。

　　2.4.3任何一名反應堆運行人員或任何一名實驗員都必須擁有充分的職權使用緊急停堆按鈕（或等效裝置），以便出于安全目的而使反應堆停堆。

　　3運行安全分析

　　3.1營運單位須按要求編制安全分析報告。

　　3.2安全分析報告中用于證明設計合理性的資料還必須用于確定運行限值和條件。運行規程和應急計劃的編制也必須根據安全分析報告的資料，必要時還必須根據其它分析的結果。

　　3.3安全分析報告必須包括足夠的資料，以便使國家核安全部門能對反應堆做出獨立評價。安全分析報告應作為申請反應堆運行執照的主要資料。

　　3.4安全分析報告還為工作人員、用戶等提供基本資料，以使他們了解該設施。所以，它必須包括關于設施及其廠址、堆型及其用途的資料；反應堆構筑物和包容體的詳細資料以及堆芯及其功率的資料。詳細圖紙、部件清單、材料清單等也可供給工作人員和用戶查閱。

　　3.5營運單位必須定期對更新安全分析報告的必要性進行審評。

　　4運行限值和條件

　　4.1必須建立一套對反應堆安全重要的可被國家核安全部門接受的運行限值和條件，包括安全限值、安全系統整定值、安全運行的限制條件和監 督要求。在反應堆整個壽期內，運行人員必須遵守這些限值和條件。安全運行的運行限值和條件可以包括行政管理和組織方面的內容。
 
　　4.2安全限值一般必須以某些參數或變量的最大值和（或）最小值來表示，而在各種運行狀態下，這些變量或參數必須保持小于或大于此限值。

　　4.3安全系統整定值（緊急停堆整定值）必須包括適當的安全裕度，特別應考慮系統的瞬態行為、設備響應時間和測量裝置的誤差。如果某一安全限值不能直接測量（如燃料溫度），那么必須規定其它相關變量的安全系統整定值，以防止違反該限值。

　　4.4安全運行限制條件是從管理上確定的對設備和運行的限制。這種限制在反應堆的各種運行狀態下都必須遵守。確定這種限制條件是為了在正常運行值和所確立的安全系統整定值之間提供可接受的安全裕度。它們包括運行參數限值、最少可運行的設備和最少的人員配備的要求，以及規定需由運行人員采取的行動。

　　4.5監督要求包括對安全系統進行定期核對、試驗、標定和檢查的頻度和方法，以保證符合安全運行限制條件。營運單位必須保證制定和正確實施一個適當的監督大綱，包括對結果的評價。

　　4.6安全限值、安全系統整定值、限制條件和監督要求的數值必須根據反應堆設計和反應堆安全分析的結果選取，并證明它與反映反應堆現狀的安 全分析報告相一致。

　　4.7必須有措施保證：一旦不滿足某一安全限值，就能使反應堆停堆并使其維持在安全狀態。在這種情況下，必須按規定報告國家核安全部門，并且只有在查明根本原因并采取糾正措施之后，方可再啟動反應堆。
 
　　4.8如果某一安全運行限制條件得不到滿足，運行人員必須采取適當行動，以確保安全。反應堆運行管理機構必須對原因和后果進行調查，并采取適當的行動，以防止其再次發生。必須及時將這一事件通知國家核安全部門。

　　5 運行規程

　　5.1營運單位必須在經審查和批準后頒布一套包括行政和組織方面要求在內的總的運行規則。必須在初始裝料之前編制和頒發反應堆安全運行和使用的運行規程，以補充這些總的運行規則。

　　5.2這些運行規程必須由營運單位組織有關人員編寫，組織有一定資格的獨立于編寫人員的審查人員進行審查，最后由營運單位或授權的代表批準后才能生效。國家核安全部門有權查閱這些規程。

　　5.3運行規程必須包括下列事項的書面指令：

　　（1）反應堆（包括實驗裝置）啟動、運行、停堆過程和停堆狀態；

　　（2）裝料，卸料，以及燃料元件和組件或其他堆芯和反射層部件（包括實驗裝置）在堆內的移動；
 
　　（3）可能影響反應堆安全的主要部件或系統的預防性維修；
 
　　（4）反應堆安全運行所必需的構筑物、系統和部件的定期監督、標定和試驗的大綱；

　　（5）實施符合現行法規的輻射防護程序；

　　（6）運行和維修的授權，以及那些可能影響反應堆安全或反應性的輻照和實驗的實施；

　　（7）操縱員對預計運行事件以及在實際可能的范圍內對事故工況的響應；

　　（8）應急行動；①

　　（9）保衛；
 
　　（10）放射性廢物的處理和放射性釋放的監測和控制；
 
　　（11）反應堆停堆期間按要求對反應堆及其輔助系統的監督。
 
　　對于上述很多工作，可以使用核對清單。

　　5.4必須根據預定的內部程序對這些規程進行定期的審查和更新，或在必要時再進行附加的審查和更新。控制室內必須備有這些規程。

　　5.5所有反應堆運行和使用的人員都必須在這些規程和使用方面進行適當的培訓。

　　5.6反應堆運行和使用的一切規程都必須與運行限值和條件一致。

　　5.7如果計劃進行現行規程未包括的操作時，必須在開始操作之前編制適用的規程，并經審查和批準。必須對有關人員進行這些規程的培訓。

　　①在很多情況下，應急規程作為獨立應急計劃的組成部分來制定（見第14章）。

　　6 調試

　　6.1必須編制調試大綱，以驗證設計目標已經達到。該大綱必須在實施前提交給安全咨詢機構和國家核安全部門進行審查和認可。

　　6.2營運單位、設計單位和制造單位必須參與調試大綱的編制。

　　6.3調試試驗必須按功能類別和邏輯序列安排。該序列包括：運行前試驗，首次臨界和低功率試驗，以及功率試驗。除非所要求的前一階段試驗已 圓滿完成，否則不得進行下一階段的試驗。

　　6.4戶供的調試大綱文件必須按照質保大綱的要求編制，并包含試驗的范圍、步驟和預期結果等方面的詳細內容。它應包括：

　　（1）試驗目的和預期結果；
 
　　（2）試驗中需要采取的安全措施；

　　（3）預防措施和先決條件；

　　（4）試驗程序；

　　（5）試驗報告，包括所收集的數據及其分析的摘要、結果的評價，如有缺陷還包括缺陷的判定和糾正行動。

　　6.5在整個調試過程中，營運單位必須與國家核安全部門保持緊密的聯系。尤其是直接影響安全的試驗結果及其分析，必須提交給安全咨詢機構和國家核安全部門進行審查和認可。

　　6.6在反應堆調試期間必須適當考慮實驗裝置。

　　6.7新實驗裝置必須遵守相應的附加的調試規程（參見第10章）。

　　6.8調試過程必須成為營運單位和供貨商的合作過程，以保證其成為使營運單位熟悉反應堆特性的有效手段。

　　6.9所有調試試驗結果，無論是由營運單位產生的，還是由供貨商產生的，都可供營運單位查閱，并在設施的壽期內加以保存。

　　7 維修、定期試驗和檢查①

　　7.1必須進行維修、定期試驗和檢查，以確保：

　　（l）遵守運行限值和條件；

　　①參見HAF0302，HAF0307（1），HAF0308（1）。

　　（2）反應堆處于安全狀態。

　　7.2對已安裝的設備進行維修、從運行中移走需維修的設備或在維修后重新安裝設備的決定都必須：
 
　　（l）由反應堆運行管理機構作出并負全面責任；

　　（2）使反應堆的安全保持在運行限值和條件所規定的水平上。

　　7.3對于反應堆設備，尤其是所有安全重要物項，其維修、定期試驗和檢查必須要有根據安全分析報告編制的書面大綱。這些大綱必須確保在其執行中不降低安全水平。在編制這些大綱過程中，應注意產生共因故障的潛在可能性（例如：系統的報警點或停堆點復位中的系統錯誤）。
 
　　7.4反應堆運行管理機構必須對維修、定期試驗和檢查的各個方面負全面責任。必須有明確的工作授權結構圖。

　　7.5在維修、定期試驗和檢查方面必須執行工作許可證制度，包括根據質保大綱進行工作之前和之后的檢驗程序。

　　7.6維修、試驗和檢查的結果必須由合格人員評價，以驗證其是否符合限值和條件。必要時應與以前的檢查和試驗結果作比較，以判明潛在故障，并得以及時采取糾正行動。

　　7.7各個構筑物、系統和部件的維修、定期試驗和檢查的頻度必須要能確保相應的構筑物、系統或部件的可靠性，同時必須考慮：

　　（1）它們相對的安全重要性；

　　（2）預計功能失效的可能性；

　　（3）最初的安全分析報告及其后的各版本所確定的要求。

　　頻度應根據經驗進行調整。

　　7.8對安全重要部件可能需要給予特殊注意，以防止其老化引起意外故障。在這種情況下，應采取的方法之一是預防性維修。

　　7.9當維修、試驗或檢查發現在反應堆安全系統整定值或安全運行限制條件中有不符合項時，必須予以糾正。如果雖有故障或不符合項，但該設備仍處于不降低反應堆安全水平的狀態，或可以采取附加的管理措施以保證安 全，那么只要反應堆保持在批準的運行限值和條件以內，反應堆就可在此情況下繼續運行一段有限的時間。否則，反應堆必須停堆或保持停堆狀態，直到故障或不符合項得到糾正。
 
　　7.10維修之后，必須對設備進行檢查，并且必要時，必須進行重新標定、試驗，并證明其符合使用要求。

　　7.11只有在負責協調維修工作的人員已批準檢查和試驗的結果之后，方可允許恢復正常運行。
 
　　7.12維修、定期試驗和檢查的記錄必須符合質保大綱的要求。

　　8 堆芯和燃料管理

　　8.1營運單位必須負責并安排與堆芯管理和廠內燃料管理有關的全部活動。關于廠外的燃料管理，應根據國家的有關規定執行。

　　8.2營運單位必須根據設計要求制訂燃料和堆芯部件的采購、裝載、使用、卸料和試驗的技術規格書和程序（見5.3（2）節）。

　　8.3一切堆芯布置的確定必須符合運行限值和條件中規定的設計意圖和假設。
 
　　8.4為使放射性裂變產物從燃料中的釋放減至最少，必須制訂運行限值和條件，并必須編寫應付燃料元件破損的程序。

　　8.5必須制訂規程，以確保燃料元件、組件和堆芯部件裝卸期間的質量、核安全和保衛工作。未輻照和已輻照燃料的貯存方案必須報送國家核安全部門批準。
 
　　8.6已輻照和未輻照的燃料組件的包裝運輸和發送必須遵守有關法規和標準。

　　8.7必須保持符合質保大綱的完整的記錄制度，以便適用于堆芯管理、燃料狀態和燃料管理活動。

　　9記錄和報告

　　9.1為了反應堆的安全運行，營運單位必須備有反應堆設計、建造、調試和運行的基本資料。在運行期間必須及時更新這些資料。這些資料包括廠址及環境數據、設計技術規格書、設備和材料的詳細情況、竣工圖、運行和維修手冊，以及質量保證文件。

　　9.2有關反應堆及實驗裝置運行的資料還應包括以下記錄：

　　（1）日常運行資料（如日志、數據表、核對清單、自動記錄的數據）；

　　（2）安全系統的性能評價；

　　（3）當前運行狀態（如，某些設備停役）；

　　（4）維修、定期試驗和檢查；

　　（5）修改；

　　（6）在役故障和安全相關事件；

　　（7）放射源和裂變材料的位置和移動；

　　（8）放射性廢物的貯存、放射性釋放和環境監測結果；

　　（9）工作人員的職責和培訓；

　　（10）工作人員的輻射照射和體檢；

　　（11）質保監查和審查；

　　（12）有關的調試記錄，包括啟動試驗報告；

　　（13）有關退役的記錄；

　　（14）同國家核安全部門的聯系。

　　9.3記入日志、核對清單和其它記錄內的信息必須正確標明日期和簽名。

　　9.4營運單位必須編寫關于安全事項的扼要的定期報告，并將其提交給安全咨詢機構和國家核安全部門。

　　9.5對記錄和報告的貯存和保管所做的安排必須符合質保大綱。文件管理系統必須確保將過時的文件存檔，并只將每個文件的最新版本提供給工作人員使用。必須考慮將某些文件貯存在廠外，以備萬一出現緊急情況時查閱。應當規定各類記錄和報告的適當的合理的保存期限。

　　10 反應堆應用

　　10.1研究堆可按下列方式被利用：
 
　　（1）反應堆本身產生實驗結果；

　　（2）輻照生產放射性核素的樣品和材料；

　　（3）將實驗裝置裝入反應堆堆芯或反射層中；

　　（4）從堆芯引出中子束用于實驗目的。

　　10.2如果利用反應堆本身產生實驗結果，相應的規程必須確保遵守運行限值和條件。
 
　　10.3裝入反應堆或直接與反應堆相連的所有實驗裝置的設計必須符合反應堆本身的設計標準，并且在所用材料、結構完整性和輻射安全方面必須與反應堆完全相容。

　　10.4當實驗裝置貫穿反應堆邊界時，它們的設計必須要能保持反應堆的包容和屏蔽。
 
　　10.5實驗裝置保護系統的設計必須能保護實驗裝置和反應堆兩者，使它們免受實驗裝置引起的任何危害。

　　10.6反應堆運行管理機構必須建立一個實驗申請的管理程序。一項實驗的申請應包括：
 
　　（1）實驗目的、實驗步驟、注意事項和安全措施的描述；
 
　　（2）使實驗裝置與反應堆系統連成一體的方法；

　　（3）實驗裝置設計中所應用的準則的選擇和論證；
 
　　（4）裝置的安全評價，包括對裝置本身以及它對反應堆和工作人員安全的影響兩方面；
 
　　（5）任何專用的運行和維修文件的編制和批準要求；
 
　　（6）對運行和維護人員的特殊培訓要求；

　　（7）調試和功能試驗要求；

　　（8）退役；

　　（9）所采用的質保大綱；

　　（10）對實驗產生的放射性廢物處置的建議；

　　（11）確保運行人員和實驗人員之間聯系的規程。

　　10.7每一個新實驗都必須根據已建立的內部程序審查其安全意義。如果認為它具有重大的安全意義，那么必須報送安全咨詢機構和國家核安全部門審查和批準。安全意義的標準與11.2節中對修改列出的標準相同。

　　10.8實驗裝置的任何修改都必須遵守用于原實驗裝置的程序。

　　10.9實驗裝置的使用和操作必須根據書面規程控制。這些規程必須考慮對反應堆的影響，尤其是對反應性變化的影響。

　　10.10實驗的實施必須優化，以降低有關工作人員的輻射照射（合理可行盡量低原則）。

　　11 修改

　　11.1反應堆的修改必須根據標準程序分為具有安全意義的修改和不具安全意義的修改。某些實驗裝置的安裝或為實驗目的而重組堆芯應視為反應堆修改（見10.7節）。

　　11.2具有重大安全意義的修改必須上報國家核安全部門審查和批準。這些修改：

　　（1）涉及國家核安全部門批準的安全限值和安全運行限制條件的改變，
 
　　（2）影響安全重要物項；

　　（3）引入不同性質的危害或引入較以前考慮到的更可能發生的危害，或明顯降低現有安全裕度；
 
　　（4）改變原先由國家核安全部門批準的其他物項、程序和文件等。
 
　　11.3具有重大安全意義的修改必須按《研究堆設計安全規定》（HAF1000-1）描述的安全分析和設計、建造以及調試的程序執行。

　　11.4必須執行控制修改程序，以確保修改的設計、制造、安裝和試驗能滿意地完成。該程序應包括：
 
　　（1）所申請的修改的描述；
 
　　（2）修改的必要性論證；

　　（3）設計要求及準則；
 
　　（4）支持該修改的安全評價；

　　（5）制造工藝；

　　（6）安裝程序；

　　（7）調試過程；

　　（8）已完成的修改的試驗和檢查；

　　（9）運行規程和應急規程的審查；
 
　　（10）文件更新；

　　（11）操縱員培訓和重新申請執照（必要時）的特殊要求；

　　（12）質保要求。

　　11.5修改的實施應以降低有關人員的輻射照射（合理可行盡量低）的優化原則進行。

　　12 放射性廢物

　　12.1反應堆及其實驗裝置的運行應盡量少地產生各種放射性廢物，以減少放射性物質的釋放，并便于廢物處理。

　　12.2必須監測和記錄放射性排出流的釋放，以驗證是否符合適用的管理限值和條件。
 
　　12.3必須根據國家核安全部門的要求向該部門定期報告放射性排出流的釋放情況。

　　12.4放射性廢物的處理、貯存和處置或轉移必須遵照有關規定進行。

　　12.5放射性廢物的輸送、收集、處理、貯存和處置必須有書面規程。

　　12.6必須保存在反應堆現場貯存、處置的或從反應堆現場轉移的放射性廢物數量、類型和特性的記錄。

　　12.7所有涉及放射性排出流和廢物的活動都必須遵照質保大綱進行。

　　13 輻射防護

　　13.1在所有運行狀態下，輻射防護的主要目標是避免不必要的輻射照射，并將不可避免的照射保持在合理可行盡量低的水平。一方面要考慮劑量 限值，另一方面要考慮社會和經濟因素（合理可行盡量低）。廠區工作人員和 公眾的輻射照射必須符合有關標準。
 
　　13.2必須通過適當的專設安全設施、事故處理規程和應急計劃中規定的措施減輕事故工況下的輻射后果。

　　13.3營運單位必須制訂和實施輻射防護大綱，確保所有涉及輻射照射的活動都是有計劃的，并在受到監督的情況下實施，以實現13.1和13.2節 的目標。

　　13.4在輻射防護大綱中，營運單位必須負責：

　　（1）對因運行和使用研究堆而在現場的人員的輻射劑量進行控制；

　　（2）對研究堆釋放到環境中的放射性物質總量和廠外輻射劑量水平進行控制；

　　（3）做好事故應急管理的準備和與廠外有關部門合作的準備。

　　13.5輻射防護大綱必須包括下列涉及設計規定的管理性措施：

　　（1）將廠區工作人員和一般公眾的照射限制在規定限值內，并符合合理可行盡量低的原則；
 
　　（2）確保有足夠的、合適的儀表和設備用于工作人員的監測和防護；
 
　　（3）確保有現場輻射的監測和調查；

　　（4）在預計到有輻射危害時，確保輻射防護人員和運行人員在編制運行和維護規程方面進行合作，并在需要時提供直接幫助；

　　（5）為環境輻射監督作準備；

　　（6）為人員、設備和構筑物去污作準備；

　　（7）按有關規定控制放射性物質運輸；
 
　　（8）探測和記錄放射性物質的排放；

　　（9）記錄輻射源的總量；

　　（10）在輻射防護實踐方面提供足夠的培訓（見13.8節）。

　　13.6實施輻射防護大綱必須任命在反應堆設計和運行方面具有輻射防護知識的合格的保健物理人員。這些保健物理人員必須與反應堆運行組合作， 但具有獨立于反應堆運行組的報告渠道，以便提出有關安全問題。保健物理人員有權制止危及安全的操作。

　　13.7保健物理負責人員應獨立于反應堆運行管理機構，但必須為反應堆運行人員提供咨詢，并且必須能與營運單位內部負責編制和實施運行規程的管理階層人員接觸。

　　13.8設施中所有的工作人員都必須各負其責，在各自活動領域內將輻射防護大綱中規定的輻照控制措施付諸實施。為此，應對研究堆設施中的所有工作人員（可能包括非長期在那里工作的人員，例如實驗員、學員、參觀者、外來技工）進行培訓，使他們充分認識到輻射的危害和可供采用的防護 措施。
 
　　13.9營運單位必須通過監督、檢查和監查來驗證輻射防護大綱的正確實施及其目標的實現，并在必要時采取糾正措施。必須對大綱定期審查和更 新。

　　13.10對所有可能受到嚴重職業輻射照射的人員，必須按有關部門的要求測量、記錄和評價他們所受到的照射，并且這些記錄必須供國家核安全部門或國家法規所授權的其它機構查閱。

　　13.11必須根據廠址特征確定放射性釋放限值并報國家核安全部門和其他有關部門。批準的排放限值應包括在運行限值和條件中，營運單位必須確立管理限值供自己使用，以幫助反應堆運行管理機構確保輻射劑量處于合理可行盡量低的水平和不超過個人劑量限值。如果超過放射性釋放的管理限值，營運單位必須進行調查，以采取糾正行動。
 
　　13.12如果超過人員照射限值或放射性釋放限值，則必須向國家核安全部門和有關部門報告。

　　13.13輻射防護大綱應規定對可能受到職業照射的廠區人員進行醫療監督。還應規定對任何情況下受到過量照射人員的醫療監督。

　　13.14輻射防護大綱必須在調試的適當階段開始實施。

　　14 應急計劃的編制

　　14.1盡管研究堆發生核事故的幾率極低，但為了一旦發生事故時使工作人員和公眾免受過量輻射照射，營運單位必須編制應急計劃。

　　14.2應急計劃應根據廠址條件制定，計劃應包括應急狀態下要開展的各項活動的安排，并必須報國家核安全部門審批。

　　14.3營運單位的應急計劃必須根據安全分析報告中分析的事故以及為編制應急計劃而附加的假設事故編制。

　　14.4營運單位編制的應急計劃和安排應包括：
 
　　（1）確定應急機構，包括關鍵人員的責任；

　　（2）應急狀態的劃分；

　　（3）確定應急的各種狀態、受權宣布應急狀態的人員名單和合適的報警設施的說明；

　　（4）初始和后續評價的安排，包括輻射狀態的環境監測；
 
　　（5）為盡可能減少人員電離輻射照射所采取的措施和保證傷員醫療的措施；

　　（6）在現場為限制放射性的釋放和沾污的擴散而采取的行動；

　　（7）指揮和通訊網絡圖，包括與當地政府聯系，清楚地表明有關人員和機構的職責；

　　（8）設施和規程的描述；

　　（9）報告有關部門的通告要求；

　　（10）請求增援的通知要求；

　　（11）處于指定地點并處于備用狀態的應急設備的清單；

　　（12）計劃實施時有關人員和機構要采取的行動；
 
　　（13）終止應急狀態和恢復正常的措施。
 
　　14.5應根據應急計劃制定應急響應程序。該程序以文件和指令的形式詳細規定達到應急計劃目標所要求的實施行動和方法。在這些程序中，具體的強制性指令的范圍應與設想的情況相一致。
 
　　14.6指令應明確陳述一旦出現應急狀態時，廠內的所有人員得到通知后該怎樣行動。
 
　　14.7應急組織必須包括了解反應堆目前運行情況的人員，并且通常由反應堆運行管理機構領導。所有參與響應的人員必須按需要定期接受在應急時如何履行其職責的教育、培訓和再培訓。該要求也適用于與應急響應有關 的廠外的人員。

　　14.8必須在切實可行的范圍內，定期進行應急計劃的演習、復審和修改。

　　14.9應急狀態需要使用的儀器、工具、設備、文件和通訊系統必須妥善保管和維護，使之處于隨時可用狀態，并在假設的事故條件下不受影響或 不失效。

　　15 保衛

　　15.1必須采取一切合理的預防措施，防止人員進行非授權的可能危及安全的活動，防止裂變材料或其他放射性材料從反應堆非法轉移，并防止人為破壞反應堆。必須確立適當的保衛措施，并盡可能形成計劃。

　　15.2必須制訂措施以便發現和防止未經批準進入保衛區域，必須與有關部門共同作出安排和建立適當的聯系，以便及時得到協助。

　　15.3保衛計劃的細節必須保密，并且只告訴需要知道的人。
 
　　15.4營運單位必須對裂變材料和所有放射源進行定期監查。
 
　　15.5營運單位必須調查任何實際的或未遂的對裂變材料或其他放射性物質的盜竊，或實際的或未遂的對反應堆的人為破壞行動或其它違反保衛規定的行為，并必須通過保密渠道報告有關部門。

　　16 質量保證

　　16.1總則

　　16.1.1研究堆和有關實驗的設計、采購、建造、調試、運行、修改和退役的質量保證大綱的制定、管理、實施和評價對于保證安全是重要的。研 究堆或實驗的具體質量保證大綱的范圍取決于該反應堆潛在的危害和國家核安全部門的要求。

　　16.1.2研究堆設計和運行的質量保證必須是某一特定活動各個階段的連續過程。應當明確質量控制（驗證所要求的質量已達到）僅僅是質量保證的一部分。在完成一項具體工作時，實現質量要求的基本責任必須屬于那些承擔工作的人，而不屬于那些通過驗證而確信該質量要求已達到的人。

　　16.2應用范圍

　　16.2.1總的質量保證要求必須應用于所有研究堆的設計、建造、調試、運行、修改或退役。

　　16.2.2對現有的研究堆可能并未要求他們編寫以前各階段的質量保證大綱。然而，所有運行活動，包括維修、試驗、檢查、修改、實驗和退役都應有適當的質量保證要求。
 
　　16.3質量保證大綱

　　16.3.1營運單位必須編制和實施質量保證大綱。

　　16.3.2在實現安全的原則和目標方面，動力堆的安全規定HAF0400（91）和安全導則HAF0405等為編制質量保證大綱提供了指導。研究堆質量保證大綱可參考這些法規中質量保證原則和要求編制。另外，國家核安全部門的要求也必須包括在大綱中。

　　6.3.3營運單位必須確定對運行安全重要的物項、服務和程序，并必須包括在質量保證大綱中（見附錄）。

　　17 退役

　　17.1退役前，營運單位必須編制計劃，以保證退役期間和其后的安全。退役計劃必須在退役活動開始之前提交咨詢機構審查，并報國家核安全部門 審查和批準。
 
　　17.2退役計劃應包括對適合于該反應堆的一個或幾個退役備選方案的評價，并符合國家核安全部門的要求，退役備選方案的例子是：

　　（1）移出全部燃料組件和便于拆卸的放射性部件和廢物后，作整體保護性貯存；

　　（2）移出全部燃料組件和便于拆卸的放射性部件和廢物后，掩埋放射性構筑物和大部件；
 
　　（3）移走全部放射性物質，對其余構筑物進行徹底去污，以便能不加限制地利用。

　　在某些情況下，有可能將反應堆或其中某些部分解體，以便能運到另外一個廠址繼續使用。

　　17.3退役計劃包括導致最終完全退役的所有步驟。完全退役所達到的程度是：以最低限度的監督或不監督就能保證安全。這些步驟可包括：貯存和監督、廠址區域的有限制使用和無限制使用。

　　17.4在反應堆的運行壽期內，營運單位和反應堆運行管理機構應牢記退役的要求。應保存反應堆的最新文件，并應記錄反應堆維修或修改期間受沾污或受輻照的構筑物、系統和部件的處理經歷，以有利于退役計劃的制訂。

　　17.5只有得到國家核安全部門的批準，營運單位的責任方可終止。

　　名詞解釋

　　本規定中下列名詞術語的含義為：
 
　　可接受限值

　　國家核安全部門認可的限值。

　　事故工況

　　以偏離運行狀態形式出現的事故。事故工況下放射性物質的釋放可由恰當設計設施限制在可接受限值以內。嚴重事故①不在其例。

　　預計運行事件

　　反應堆運行壽期內預計可能出現一次或數次的偏離正常運行的各種運行過程。由于設計中已采取相應措施，這類事件不致于引起安全重要物項的嚴重損壞，也不導致事故工況。

　　調試

　　反應堆已安裝的部件和系統投入運行并按設計要求進行性能驗證，以確認是否滿足性能標準的過程。調試由反應堆裝載燃料前和反應堆進入臨界、鏈式裂變反應在持續進行中兩種條件下的試驗組成。

　　①嚴重事故屬于超設計基準事故

　　共因故障

　　由特定的單一事件或起因導致若干裝置或功能失效的故障①。

　　包容

　　包圍含放射性物質的反應堆主要部件的屏障，設計用以防止和緩解在運行狀態或設計基準事故中放射性物質向環境的失控釋放②。

　　臨界裝置

　　一個具有足夠可裂變材料和其它材料的裝置，用以在低功率水平維持可控鏈式反應，并為研究堆芯布置及組成提供條件。

　　退役

　　反應堆最終退出運行的過程

　　設計基準事故

　　研究堆按確定的設計準則在設計中采取了針對性措施的那些事故工況。

　　多樣性

　　為某一確定功能設置多重部件或系統，這些部件或系統總起來說具有一個或幾個不同屬性③。

　　排出流

　　釋放到環境中的流體〈液體或氣體），流體中可能含固體微粒。

　　專設安全設施

　　（見安全系統）

　　實驗裝置

　　裝在堆內或反應堆周圍，利用反應堆中子通量和電離輻射束進行研究、開發、同位素生產以及其它工作的裝置。

　　燃料（核燃料）

　　用于核反應堆中產生中子的含可裂變材料和可轉換材料的化學混合元件。

　　①例如設計缺陷、制造缺陷、運行和維修差錯、自然事件、人為事故、信號飽和或源自其他操作、故障或環境條件改變的意外的級聯效應。

　　②如果其設計也能在事故后的超壓條件下完成其功能，則常稱其為安全殼。

　　③不同屬性的例子有：不同的運行條件、大小不等的設備、不同的制造廠、不同的工作原理以及基于不同物理方法或規律的不同類型的設備。

　　燃料組件

　　作為一個整體裝入堆芯，爾后又自堆芯撤除的燃料元件組。

　　燃料元件

　　以燃料為其主要組成部分的最小獨立結構體。

　　維修

　　保持設備處于良好工作狀態的活動，包括預防性的和糾正（或修理）性的兩個方面。

　　正常運行

　　研究堆及其相關實驗裝置的運行，包括啟動、功率運行、停堆過程、停堆狀態、維護、試驗和換料（參見運行狀態）。

　　營運單位

　　持有國家核安全部門許可證（執照），負責經營和運行反應堆設施的單位。

　　運行限值和條件

　　經國家核安全部門認可的，為研究堆設施的安全運行而列舉參數限值、設備的功能和性能及人員執行任務的水平等一整套規定。

　　運行狀態

　　正常運行或預計運行事件兩類狀態的統稱。

　　假設始發事件

　　經鑒明可能導致預計運行事件或事故工況及其后續故障效應的事件①。

　　保護系統

　　由各種電器件、機械器件和線路〈從傳感器到執行機構的輸入端）組成的產生與保護功能相聯系的信號系統。

　　質量保證

　　為使物項或服務與規定的質量要求相符合并提供足夠的置信度所必需的一系列有計劃的系統化的活動。

　　①假設始發事件的主要原因有：可信的設備故障和操作人員差錯（反應堆設施內外）、人為事件或自然事件。研究堆設施始發事件的清單（明細表）必須經國家核安全部門認可。

　　反應堆運行管理機構

　　由營運單位委任的負責指揮研究堆設施運行、并承擔直接安全責任的機構。

　　多重性

　　通過設置數量高于最低需要的單元或系統（相同的或不同的），以達到任一單元或系統的失效不致于引起所需總體安全功能喪失的措施。

　　研究堆①

　　主要用于產生和利用中子注量率和電離輻射作研究和其它目的用的核反應堆。

　　核安全（安全）

　　完成正確的運行工況、事故預防或緩解事故后果從而實現保護廠區人員、公眾和環境免受過量輻射危害。

　　安全功能

　　為安全著想必須完成的特定目的。

　　安全限值

　　過程變量的各種限值，研究堆設施在這些范圍內運行已證明是安全的。
 
　　安全裕度

　　安全限值與運行限值之間的差值，有時也用兩限值之比表示。
 
　　安全相關物項或系統

　　不屬于安全系統的安全重要物項或系統。

　　安全系統整定值平

　　為防止出現超過安全限值的狀態，在發生預計運行事件和事故工況時啟動有關自動保護裝置的觸發點。

　　安全系統②

　　安全上重要的系統，用于保證反應堆安全停堆、從堆芯排出余熱或限制預計運行事件和事故工況的后果。

　　①本規定中，研究堆也包括其相關的實驗設施以及臨界裝置。

　　②安全系統的功能由來自保護系統的信號或手動觸發。安全系統的某些設施稱為專設安全設施，特別是涉及應急排熱和包容。

　　停堆裕度

　　當具有最大負反應性的控制裝置移出堆芯和所有在運行期間可以改變位置或修改的實驗處于最大反應性工況時，除維持反應堆無限期處于次臨界狀態所需的負反應性以外的負反應性。

　　停堆反應性

　　反應堆由控制裝置引入最大負反應性而處于次臨界狀態時的反應性量。

　　停堆系統

　　由手動或由保護系統來以信號觸發，并使反應性快速下降而執行停堆所需的系統。
 
　　單一故障

　　導致某一部件不能執行其預定安全功能的一種隨機故障，由單一隨機事件引起和各種繼發故障，均視作單一故障的組成部分。

　　廠址、廠區

　　具有確定的邊界，在反應堆運行管理機構有效控制下的反應堆所在區域。

附錄

　　在質量保證大綱中需要特別注意的研究堆運行問題實例

　　本安全規定的第十六章已經列出了對質量保證的總要求。其他各章（關于維修、記錄、應用、修改和廢物）列出了具體質量保證要求。本附錄強調在質量保證中需要特別加以考慮的研究堆運行方面的問題。
 
　　反應性和臨界管理

　　研究堆堆芯布置經常改變，而這些改變又涉及到諸如燃料組件、控制棒和實驗裝置等部件的操作，其中很多部件有相當大的反應性。必須注意保證在任何時刻都不超過燃料貯存和堆芯裝載的相應的次臨界度和反應性限值。

　　堆芯熱工安全

　　上面提到的堆芯裝載的經常改變影響到堆芯的核特性。必須注意保證在各種情況下正確確定這些特性，并在反應堆投入運行前對照有關核的和熱工的限制對它們進行檢查。

　　實驗裝置的安全

　　研究堆所用的實驗裝置，由于其技術的、核的或運行的特性，可能明顯地影響反應堆安全。必須注意保證這些設施對安全的影響得到充分的評價，并備有適當的文件。

　　反應堆修改

　　研究堆及其實驗裝置經常要進行修改，以使其運行能力和實驗能力適應不同的應用要求。需要特殊保證，以驗證各種修改對安全的潛在影響已得到正確的評價、制訂了文件并上報，而且在具有重大安全影響的修改后，未得到正式批準之前不得啟動反應堆。

　　部件和材料的操作

　　特別是池式研究堆，經常在堆芯附近對部件、實驗裝置和材料進行操作。需要有特別的保證，以確保進行這些操作的人嚴格遵守所制訂的規程和限制，防止對反應堆產生任何核的或機械的影響，將不可控的外來物件阻礙燃料冷卻的可能性減至最小，并防止放射性釋放和超劑量輻射照射。

　　外來人員監督

　　研究堆經常有來訪的科學家、學員和其它人員參觀。這些人要進入控制區，并可能主動地參與反應堆的運行和應用。必須注意確保所有旨在證實這些外來人員具有安全的工作條件并且其活動不會影響反應堆的安全的規程、限制和管理規則得到嚴格的遵守。