研究堆和临界装置运行安全规定

　　本规定自发布之日起实施。

　　本规定由国家核安全局负责解释。

　　1　引言

　　1.1　研究堆和临界装置（以下称反应堆）的安全运行需要合乎要求的设计、建造、管理和监督。本规定主要涉及的是管理和监督方面的问题，本规定适用于反应堆全寿期，包括修改和更新。

　　1.2　本规定确定了反应堆安全运行所必须满足的最低要求。其目的是保证在反应堆运行过程中，不使厂区人员和公众受到过量的放射危害。

　　1.3　根据“民用核设施安全监督管理条例”的规定，国家对反应堆实行许可证管理制度。本规定提出了申请反应堆安全许可证件的程序及应递交的文件。

　　1.4　本规定附录二所列的导则是对本规定的说明和补充。

　　2　监督管理职责

　　2.1　反应堆营运单位对反应堆的安全运行承担全面责任。

　　2.2　反应堆主管部门对反应堆的安全运行负领导责任。

　　2.3　反应堆的运行安全必须接受国家核安全部门的监督。

　　2.4　为保证反应堆的安全运行，国家核安全部门、主管部门和反应堆营运单位必须相互了解和相互尊重。

　　2.5　国家核安全部门在反应堆运行监督方面的主要职责为：

　　（1）审批颁发反应堆运行许可证；

　　（2）核准并颁发操纵人员执照；

　　（3）审查批准反应堆运行限值和条件；

　　（4）核实反应堆营运单位是否正确遵循运行限值和条件，是否履行所有与安全有关的其它职责，必要时从安全出发采取强制性行动，包括命令反应堆停堆和修改。

　　2.6　反应堆营运单位必须根据国家核安全部门的要求，递交或提供下列文件和资料：

　　（1）安全分析报告（见3.1条）；

　　（2）运行限值和条件（见5.1条）；

　　（3）有关偏离运行限值和条件的报告（见5.7条）；

　　（4）定期试验和检查计划（见6.3条）；

　　（5）定期试验和检查结果（见6.6条）；

　　（6）运行规程（见8.1条）；

　　（7）调试大纲和调试阶段审查报告（见11.1条）；

　　（8）调试试验结果（见11.4条）；

　　（9）属于安全范畴内的修改方案及其审核意见（见12.1条）；

　　（10）反应堆应急计划（见14.1条）；

　　（11）质量保证大纲（见16.2条）；

　　（12）废物管理大纲和有关文件（见17.1条）；

　　（13）排出流排放限值以及监测和控制排放的方法和规程（见17.4、17.5条）；

　　（14）人员配备、资格审查、培训和再培训大纲（见5.7、7.7条）；

　　（15）与审查预计运行事件和事故工况有关的定期运行总结报告和记录（见9.6条）；

　　（16）人员受照射的报告（见13.7条）；

　　（17）退役计划（见18.2条）；

　　（18）其他有关资料。

　　2.7　反应堆营运单位必须根据运行限值和条件制定运行规程。

　　2.8　反应堆营运单位必须为编制、保管和分发本规定要求所作的记录和报告作出安排。

　　2.9　反应堆营运单位必须挑选合格人员并给予必要的培训，使他们能在反应堆各种正常工况和事故工况下按照运行规程正确地履行职责。

　　3　运行安全分析报告

　　3.1　安全分析报告必须包括足够资料，以便国家核安全部门能独立作出反应堆的安全评价。提交资料的格式、范围和细目要符合国家核安全部门的要求，安全报告内容见安全导则HAF1001，《研究堆和临界装置安全分析报告的典型内容》。

　　3.2　安全分析报告要包括以下内容：

　　（1）厂址及其环境的描述；

　　（2）建堆的目的，反应堆设计、运行和实验所遵循的基本安全原则，（包括所用的法规、标准和规范），设计基准内部和外部始发事件，以及为保护厂区人员和公众安全为目的的安全系统性能的描述；

　　（3）反应堆系统的描述，包括目的、接口、仪表、检查维护和所有运行工况以及事故工况下的性能；

　　（4）设计、采购、建造、调试和运行方面的质量保证大纲的描述；

　　（5）对预计安排在反应堆内进行的，对安全具有重要影响的任何形式的实验的安全问题的检查；

　　（6）相类似反应堆系统的运行经验的回顾；

　　（7）假设始发事件及其后果的安全分析，包括足够的资料和计算，以便有条件进行独立评价；

　　（8）反应堆及其实验设备的运行安全技术条件，包括安全限值和安全系统整定值、安全运行的限制条件、设备监测要求、组织和管理上的要求。这些安全技术条件可作为安全分析报告的一部分，或编成单独的文件（见导则HAF1001《研究堆和临界装置安全分析报告的典型内容》）。

　　3.3　反应堆营运单位必须分阶段向国家核安全部门递交下列报告：

　　（1）在设计建造阶段，提交初步安全分析报告；

　　（2）装料前提交最终安全分析报告；

　　（3）申请颁发运行许可证前，递交修订的最终安全分析报告。

　　上述分阶段的安全分析报告随同许可证申请，经审查批准后方可开始建造。装载核燃料正式运行。

　　3.4　当反应堆的修改影响到原安全分析报告的适用性时，应对报告中受影响的部分重新评价并递交更新的安全分析报告。

　　4　事件和事故分析

　　4.1　必须作出反应堆事件和事故分析，以评价反应堆对一系列假设始发事件（如设备误动作或故障、运行人员误操作或外部事件）的响应。这些事件既可导致预计运行事件，也可导致事故工况。必要时，评价也应该包括考虑实验设备本身的安全及其对反应堆的影响。事件和事故分析必须证明运行的安全裕度或风险度是可接受的。事件和事故分析是确定反应堆安全技术条件的依据。

　　4.2　在安全分析中，必须考虑假设始发事件及其后果，并且：

　　（1）必须保证已经考虑足够宽的事故谱；

　　（2）可以按照类型将事故分组，使每组中只需对极限情况进行定量分析；

　　（3）应该指明这些极限情况的事故过程及其可能的后果；

　　（4）必须证明反应堆运行的安全裕度或风险度是可以接受的。

　　4.3　对所考虑的每个事故序列，应该指出在事故工况下，安全系统及未失效的工艺系统需要起作用的范围。

　　4.4　每个假设始发事件可以归于下列工艺故障分类的一种或几种。

　　（1）反应堆冷却系统排热的减少；

　　（2）二回路冷却系统排热减少（热阱丧失）；

　　（3）反应性引入和功率分布异常；

　　（4）反应堆冷却剂容量或压力变化；

　　（5）一个子系统或部件放射性释放；

　　（6）自然或人为事件（如电源故障、运行人员误操作）。

　　4.5　由于故障可能包括了由较易发生（或中等颁率）但没有放射性后果的始发事件到概率极低但有较严重后果的事件的序列。因此有必要从事件序列中筛选出必须作详细分析的那些事件。

　　4.6　对于假设始发事件的分析，必须证明在任何情况下，固有的或专设的安全设施将使每个事件的后果保持在国家核安全部门所规定的可接受值之内。

　　4.7　分析结果最终可用事件的可能性及其后果的大小来描述，表达的方式为：

　　（1）放射源与公众间屏障的损坏程度；

　　（2）厂区人员和公众预计辐射剂量。

　　5　运行限值和条件

　　5.1　对反应堆安全具有重要意义的整套限值和条件包括安全限值、安全系统整定值和安全运行的限制条件，必须递交给国家核安全部门审查批准。

　　5.2　安全限值是为保证安全运行、防止过量的个人受照和过量放射性释放，而对重要的过程变量或参数规定的限值。这些安全限值一般应根据情况确定为最大和（或）最小值。在所有运行工况下，这些变量或参数应保持在这个范围内。

　　5.3　安全系统整定值（如停堆整定值）必须能使有关的自动保护设备动作，以防止突破任何安全限值，并须考虑系统瞬态行为设备响应时间和测量装置的误差。对于不能直接测量的变量的安全限值（如燃料温度），必须对与此安全限值有关的其它变量规定适当的安全系统的整定值，以防止突破该安全限值。

　　5.4　安全运行限制条件，是对反应堆每种运行工况从行政上制定的必须遵守的对设备和运行的强制规定。运行限值和条件必须起到下列作用：

　　（1）防止发生可能导致事故工况的状况；

　　（2）如果发生这种事故工况，则要减轻其后果。这些限制条件是：运行人员配备的最低要求以及适用的安全文件中所假定的设备功能或性能的最低要求。

　　5.5　安全限值、安全系统整定值和运行限制条件，必须根据反应堆事故和事件分析（特别是事故分析）选定，而且必须与反应堆的现状相一致，在任何时候使用的定值必须符合当时的反应堆运行工况。

　　5.6　反应堆安全系统的设计通常在其设备发生故障时不导致反应堆安全水平的降低。但若发现可能导致安全水平降低的故障，则运行组必须采取措施（如降低堆功率、更换损坏仪器），以确保不危及反应堆安全。

　　5.7　一旦安全限值被突破时，必须停堆，使反应堆保持在安全状态。再次启动反应堆之前，必须由营运单位进行审查，并及时报告国家核安全部门。

　　5.8　当安全运行限制条件不能满足时，运行人员必须采取适当的行动，以确保安全，反应堆运行管理者应研究其原因和后果并采取适当的措施并报告国家核安全部门以防止再次发生类似事件。

　　6　定期试验和检查

　　6.1　反应堆运行负责人必须安排定期试验和检查，以保证遵守安全技术条件和保持反应堆安全性能。

　　6.2　对设备进行的定期试验和检查项目及其频度要求，可能对系统设计有重大影响，所以这些要求应在早期制订，应在设计中考虑。

　　6.3　在开始装料前，反应堆运行负责人必须为那些安全运行重要的构筑物、系统和部件编制一个定期检查和试验计划，这项计划由国家核安全部门批准，作为安全报告或安全技术条件或其他文件的一部分。

　　6.4　对各个构筑物、系统、部件定期试验和检查的频度应使它们的可靠性达到一个足够的程度，确定试验和检查的频度时应考虑：它们对安全的相对重要性，它们的功能失效的可能性和在安全分析中确定的要求。随着经验的积累，试验频度可以调整。

　　6.5　所有定期检查和试验，应根据书面规程进行，以保证安全水平不致降低。

　　6.6　国家核安全部门对定期试验和检查结果应作审查，以核实是否符合安全技术条件，应与以前检查和试验结果作出比较，以查明潜在的故障并及时修复，检查和试验结果应妥善保存，以便国家核安全部门审查。

　　6.7　当定期试验或检查时发现与安全系统整定值或限制条件不符合时，必须立即纠正。某些设备故障或不符合项，并不降低反应堆安全水平，或者在采取行政措施后可以确保安全，则反应堆可在一个有限期间内继续运行。否则，反应堆必须停堆或保持停堆状态，直到故障或异常情况被纠正为止。

　　6.8　国家核安全部门应在适当时候，审查管理记录、运行记录和营运单位有关安全的检查和试验记录。

　　6.9　国家核安全部门有权要求营运单位进行专门检查并由国家核安全监督员或专家组到现场见证。

　　7　管理

　　7.1　营运单位对反应堆安全承担全面责任。反应堆运行负责人对反应堆安全承担直接安全责任。营运单位必须负责确保：

　　（1）反应堆的设计能保证安全运行；

　　（2）根据批准的设计建造反应堆；

　　（3）调试期间，经考验证明反应堆已经满足设计要求；

　　（4）根据安全文件组织能胜任的人员运行和维护反应堆及其使用反应堆进行实验；

　　（5）运行期间，要准备好运行所需备用设备，要提供必要的服务。

　　营运单位应明确要求，反应堆管理人员必须通过资格审查后方可执行其任务，并赋予反应堆运行负责人足够的权力。

　　7.2　反应堆运行负责人必须明文规定运行人员的职责和资格及它们的隶属关系和联系渠道，对涉及运行或使用反应堆的其他人员（如辅助人员、实验人员），也应明文规定他们的职责、隶属关系和联系渠道。控制室内应备有现任责任人员名单。

　　7.3　营运单位必须具体规定运行人员的资格要求。反应堆操纵人员实行执照制度。办理执照程序是由营运单位提出申请，主管部门负责考核、国家核安全部门核准并颁发执照。

　　7.4　当值反应堆运行人员，出于安全的目的，有权使用紧急停堆按钮（或相当的设备）。

　　7.5　为了反应堆安全和有效运行，反应堆运行负责人必须有计划地安排运行人员培训并给予评价。培训内容必须包括全部运行工况和事故工况下执行规程的训练。

　　7.6　除有专门的保健物理人员以外，应对运行人员进行广泛的保健物理训练。

　　7.7　对于反应堆各种运行工况必须规定人员配备的最低要求。既要规定人数，还要规定他们需要承担的责任。在整个运行期间，必须明确任定直接操纵反应堆的人员。

　　7.8　营运单位或反应堆运行管理机构应有能力对建议的运行方式、修改或实验的安全进行独立审查。

　　7.9　反应堆运行计划和使用反应堆的实验计划必须提前编制并由反应堆运行负责人批准。

　　8　规程

　　8.1　反应堆运行总则包括行政上和组织上的要求，必须经国家核安全部门审查和批准后，由营运单位发布。有关反应堆安全运行和使用的一些专用规程应作为运行总则的补充，并在初始装料前发布。这些规程由反应堆运行组与设计单位、制造单位和营运单位的其他人员合作制订，并由营运单位批准，报国家核安全部门备案。

　　这些专用规程必须包括以下内容：

　　（1）反应堆和实验设备的启动、运行和停止；

　　（2）燃料的装卸、移动及其他堆芯和反射层部件的操作，包括实验设备的入堆、出堆：

　　（3）影响反应堆安全的主设备或系统的日常维修；

　　（4）影响反应堆安全的构筑物、系统和部件的检查和试验；

　　包括已批准的定期试验和检查大纲中规定的那些项目；

　　（5）人员的辐射防护；

　　（6）影响反应堆安全或反应性的运行、维修以及辐照和实验的批准；

　　（7）操纵员对预计运行事件以及事故工况（属实际可能）的响应；

　　（8）应急处理；

　　（9）安全保卫；

　　（10）放射性废物的处理和放射性释放的控制和监测。

　　以上多数操作，可采用检查卡方式。

　　8.2　这些规程必须按预先规定的内部程序定期进行修改，必要时还须提前修改。

　　8.3　操作和使用反应堆的所有人员必须为熟悉和掌握这些规程接受适当和充分的训练并理解遵守这些规程的必要性。

　　8.4　运行和使用反应堆的全部规程必须符合批准的运行限值和条件。

　　8.5　对现行规程中未包括的操作，在该操作开始前应该制订一个专用规程并经反应堆运行负责人批准。

　　8.6　在发生危及安全的事件时，运行人员应采取适当的行动，使反应堆和实验回到安全状态。事后应对这个事件进行评价，必要时应根据评价的结论修改规程或编制新的规程。

　　9　记录和报告

　　9.1　为了反应堆安全运行，营运单位在初始装料前，应备有反应堆设计、建造和运行有关的全部重要资料。并在反应堆运行阶段及时更新这些资料，资料应包括厂址和环境数据、设计技术条件、设备详图和材料细目、图纸及运行和维修手册及其它质量保证文件。

　　9.2　营运单位在开始正常运行前要备有有关的调试记录，包括启动试验报告。

　　9.3　运行记录必须包括以下各项：

　　（1）反应堆日常运行数据；

　　（2）当前运行状态（如设备停役）；

　　（3）维修、试验、检查和修改；

　　（4）放射源、裂变材料和其他特种材料的数量和转移情况；

　　（5）人员的职责、资格、体格检查和培训；

　　（6）有关运行中出现的故障和与安全有关的事件；

　　（7）辐射照射和医疗检查；

　　（8）放射性废物储存、收集、处理、转移、放射性释放和环境监测；

　　（9）质量保证记录。

　　9.4　运行日志、检查卡和其他资料的记录都必须有日期和签字。

　　9.5　对各种资料应规定合理的保存期，并符合有关规定。

　　9.6　反应堆营运单位应该按照国家核安全部门的要求，定期提供有关安全事宜的总结报告。有关预计运行事件和事故工况的审查记录和报告及修改报告都必须存档，以供国家核安全部门查阅。

　　10　维修

　　10.1　对反应堆设备必须在一个书面维修计划。反应堆的维修标准和检修频度必须保证所有对安全重要的设备的可靠性和有效性。

　　10.2　对维修工作，必须明确规定维修工作制度、工作程序及各级责任。

　　10.3　对在役设备进行维修，设备的停运或复运均须注意保持反应堆的安全水平并遵守安全规定。

　　10.4　只有经反应堆运行负责人授权的人员，才允许从事对安全重要的物项的移动、更换、修理或服务项目，协调工作的责任可以授予当值的反应堆值班长。

　　10.5　应该建立维修工作的审批程序（包括工作前后的检查程序）使全部维修工作在反应堆值长允许下进行，以保证反应堆安全和从事维修工作人员的安全。

　　10.6　设备维修后，必须进行检查，必要时要作试验，以证明其合乎要求。

　　10.7　只有在维修工作负责人和当值的反应堆值长认可并验收检查和试验结果后，才能恢复正常运行。

　　10.8　制订全面维修计划时，应考虑备有适当数量的对安全重要的物项的零部件备品。

　　11　调试

　　11.1　为了验证是否达到设计指标，营运单位必须会同设计、制造单位事先编制一个调试大纲及调试规程，调试大纲必须由国家核安全部门审查批准。调试规程由营运单位批准，报国家核安全部门备案。

　　11.2　调试试验应按正确的程序进行，除非前一步骤已满意地完成，否则，不得进行下一步试验。

　　11.3　必须编写试验范围和顺序的文件，内容包括：

　　（1）试验目的和预计结果；

　　（2）试验期间需要实施的安全措施；

　　（3）试验规程；

　　（4）试验报告，内容包括试验数据汇总及其分析，试验结果分析评价，所发现的隐患和纠正行动。

　　11.4　在整个调试期间营运单位应该和国家核安全部门保持紧密联系，特别是对安全有直接影响的试验结果，必须及时呈报国家核安全部门。

　　12　修改和实验

　　12.1　对安全具有重大意义的修改和实验应呈报给国家核安全部门审查和批准。这些修改和实验包括：

　　（1）对已批准的运行限值的改变；

　　（2）对已批准的对安全运行限制条件的改变；

　　（3）对影响到安全重要物项的修改和实验；

　　（4）需考虑的危害性质与以往考虑的不同或危害发生的可能性增大。

　　12.2　其他与安全有关的修改和实验的建议至少应由不参与建议的一个非当事反应堆管理机构的人员作审查并在执行前经反应堆运行负责人批准。这些活动应该做出记录，以备国家核安全部门查阅。

　　13　辐射防护

　　13.1　人员受照可以在两种不同条件下发生：

　　（1）当放射源处于控制之下时，可采用控制措施（如屏蔽）限制照射量，这种条件称为正常照射条件；

　　（2）当放射源失去控制时，随后的照射只能由补救措施加以限制；这种条件为异常或事故照射条件。

　　13.2　对于正常照射条件，辐射防护的主要目标是避免任何不必要的照射，保证不可避免的照射符合合理可行尽量低的原则。不得超过个人的剂量限值，为此目的，在所有运行工况下，厂区人员和公众的照射剂量，必须符合国家规定的要求。

　　13.3　营运单位必须考虑反应堆及厂址的特征，拟定放射性释放限值，并报国家核安全部门批准。这些限值应包括在安全技术条件内。营运单位还应建立参考水平，以帮助反应堆运行管理机构采取防护措施，使人员照射剂量符合合理可行尽量低的原则。

　　13.4　假若超过个人剂量或放射性释放的限值，必须根据有关规定报告国家核安全部门和（或）主管部门。

　　13.5　对于异常或事故工况，应采取应急计划中所规定的措施，尽可能地减少放射后果。这些措施可包括使用防护服、呼吸保护器和稳定碘剂，以及医疗和去污等。应按国家有关规定，制定这些措施的应用准则。

　　13.6　营运单位必须保证为下述方面提供适当的措施：

　　（1）反应堆工作人员对照射的防护；

　　（2）个人剂量监测仪器和设备；

　　（3）厂内辐射监测和检查；

　　（4）环境的辐射监测；

　　（5）人员、设备和构筑物的去污；

　　（6）放射性物质释放的探测和记录。

　　（7）放射性废物的收集、转移、贮存和处理。

　　13.7　必须测定和记录可能受职业照射的全部人员所受的照射剂量。剂量记录必须保存。并按规定报告有关主管部门和（或）国家核安全部门。必须遵守主管部门对个人定期体检的要求。

　　13.8　必须有适当数量经过训练的人员，来管理辐射防护，并监测个人受照剂量、放射性排出流和废物。这些人员必须独立于反应堆运行组。在某些情况下，反应堆运行人员也可承担日常的辐射防护责任。但必须事先经过适当的培训。

　　14　应急计划

　　14.1　营运单位必须根据反应堆事故可能造成的风险程度，制订相应的应急计划，并在首次装料前报国家核安全部门审批。

　　14.2　营运单位，必要时应与国家有关部门和地方当局或其他机构合作，以保证全部现场服务和外部援助有效协调。

　　14.3　应急计划应确定应急组织，根据需要由反应堆人员扩编到厂外人员，要明确各个岗位和组织的责任。

　　14.4　作为不同水平的响应计划应明确规定相应的应急措施。包括：

　　（1）弄清应急状态；

　　（2）置反应堆于安全状态；

　　（3）提供防护掩体，撤退程序和个人装备；

　　（4）使用反应堆装置的应急设备和电源；

　　（5）控制沾污面扩大的措施；

　　（6）对受危害人员提供救援措施，包括在反应堆区域或附近提供医疗设备和配备医务人员；

　　（7）环境监测；

　　（8）按规定报告地方或上级部门。

　　该计划还应指定识别紧急情况的仪器，以确定紧急情况的范围。

　　14.5　应在合适的时间间隔和实际可行的范围内进行演习，对计划应该经常复审，必要时需作修改。

　　15　安全保卫

　　15.1　营运单位必须提出适当的安全保卫措施，防止未经允许从反应堆中取出放射性物质（包括裂变物质）或故意破坏反应堆，以免造成对运行人员和公众的放射性危害。

　　15.2　应在专门保密的文件中描述反应堆安全保卫系统。

　　15.3　营运单位应对全部放射源和易裂变材料进行定期监查。

　　15.4　营运单位必须查清任何重大盗窃或企图盗窃放射性物质（包括易裂变材料）以及破坏或企图破坏反应堆的行为，通过保密渠道报告主管部门。

　　16　质量保证

　　16.1　营运单位负责制定和执行总的质量保证大纲，以保证与质量有关的活动满意地进行，对不符合质量保证大纲要求的事项实施必要的纠正措施，并提供必要的文件，以表明质量已经达到要求，为此，必须明确组织和个人的责任。

　　16.2　国家核安全部门应审批营运单位所制定的总的质量保证大纲，并执行监查，以便核实是否按大纲执行。

　　17　放射性排出流、废物和乏燃料

　　17.1　为了保证反应堆及其实验设备的正常运行与工作，营运单位必须保证有足够合适的装置或设施处理、储存和处置或由现场运走放射性排出流、废物和乏燃料。

　　17.2　设计和运行反应堆及其实验设备应考虑尽可能减少产生和便于处理各种放射性废物。

　　17.3　营运单位对收集、加工、处理放射性废物和操作乏燃料，应制定规程。

　　17.4　营运单位必须对放射性排出流的排放进行监测和记录，以保证符合辐射防护标准。

　　17.5　营运单位对放射性排出流的排放必须按规定定期向国家核安全部门或主管部门报告。

　　17.6　放射性废物和乏燃料的运输必须遵守国家有关规定。

　　17.7　营运单位必须保存从反应堆现场运走的放射性废物和乏燃料的数量和型式的记录。

　　18　退役

　　18.1　在设计、建造和运行反应堆和实验装置时，就应考虑退役。退役阶段从停堆后的准备阶段开始，到最终处置完毕为止，有关退役的选择包括：

　　（1）在取走全部燃料组件和易取走的放射性部件及废物后，采用原封不动的保护性的储存。

　　（2）取走全部燃料组件和易取走的放射性部件和废物后，把放射性构件和大部件妥善地埋藏处置；

　　（3）取走全部放射性物质，对留下的构件彻底去污，直到允许不加限制地使用。

　　在某些情况下，可以解体反应堆以便装运到另一个地方后使用。

　　18.2　营运单位在退役前必须向国家核安全部门提交退役申请及退役报告，经批准后方可退役。

　　18.3　在反应堆运行寿期内，营运单位要始终想到退役方面的事情。当检修或修改反应堆时应保存反应堆更改后的图纸。处理沾污或辐照过的构件、系统和部件的经验应记录，以便于制订反应堆的退役计划。

　　附录一　名词解释

　　本规定中下列名词术语的含义为：

　　厂区、厂址

　　具有确定的边界，受反应堆营运单位有效控制的反应堆所在地区。

　　反应堆

　　本规定中所用的反应堆一词专指研究堆或临界装置。

　　反应堆运行组

　　在反应堆运行负责人领导下从事反应堆运行的全体人员。 反应堆运行管理机构

　　由反应堆营运单位为运行反应堆所建立并承担直接安全责任的机构。

　　主管部门（反应堆主管部门）

　　对反应堆营运单位负有领导责任的国务院或省、自治区、直辖市人民政府的有关行政机关。

　　正常运行

　　反应堆在规定的运行限值和条件范围内的运行，包括停堆状态、功率运行、停堆过程、启动、维修、试验和换料等。

　　安全

　　保护所有人员免于受过量放射危害。

　　安全技术条件

　　包括安全限值、安全系统整定值、安全运行限制条件、监督要求、行政和组织上的要求。

　　安全系统

　　与安全有重要关系的系统，用于在任何情况下保证反应堆安全停堆、从堆芯排出热量、和（或）限制预计运行事件和事故工况的后果。

　　安全系统整定值

　　使自动保护装置开始动作的过程变量或参数值。

　　安全限值

　　对过程变量的各种限值，反应堆在这些限值范围内运行已证明是安全的。

　　安全重要物项

　　包括下列各项：

　　（1）其误动作或故障可能使厂区人员或周围公众受到过量照射的构筑物、系统和部件；

　　（2）防止预计运行事件发展成事故工况的构筑物系统和部件；

　　（3）用以减轻构筑物、系统或部件误动作或故障后果的设施。

　　运行

　　为了使已建反应堆及与之相联的实验装置能安全地工作而进行的所有活动，包括维修、换料、在役检查及有关的其他活动。

　　运行工况

　　指符合正常运行和预计运行事件定义的那些工况（参看“正常运行”和“预计运行事件”）。

　　运行限制条件

　　对每种反应堆运行工况应遵守的通过行政措施建立的对设备和运行的强制性规定。

　　运行限值和条件

　　为保证反应堆安全运行，经国家核安全部门批准，用以确定参数限值、设备功能和性能及人员水平等方面的整套规定。

　　实验装置

　　装在堆内或反应堆周围。利用反应堆的中子通量和电离辐射束进行研究、试验、同位素生产以及其他工作的单个或整套装置。

　　放射性释放限值

　　为使现场人员和公众的受照剂量符合主管部门或国家核安全部门规定的剂量要求而规定的放射性排出物的限值。

　　质量保证

　　为了对某一物项或某套装置在未来的使用中确能满意工作树立充分信心而进行的所有有计划有组织的活动。

　　事故工况

　　反应堆运行中，极少出现的对运行工况的严重偏离，它可导致放射性物质大量释放或个人超剂量。

　　保护装置

　　设计并安装的安全装置，其作用是保证一个或几个安全限值不致被超过。

　　研究堆

　　主要用作基础研究或应用研究的反应堆。

　　这类反应堆主要包括：

　　（1）低通量研究反应堆；

　　（2）高通量研究反应堆；

　　（3）脉冲反应堆；

　　（4）材料试验反应堆。

　　临界装置

　　一个具有足够可裂变材料和其他材料，为实验目的在低功率水平维持键式反应的装置。

　　退役

　　反应堆最终退出运行的过程。

　　故意破坏

　　直接针对反应堆及附属装置，并可能使公众受照射而危及其健康和安全的任何蓄意行为。

　　预计运行事件

　　在反应堆运行寿期内预计出现偏离正常运行的所有运行过程，由于设计时已采取了适当措施，这类事件不会使安全重要物项明显损坏，也不会导致事故工况。

　　调试

　　使安装好的反应堆部件和系统运转并验证其性能是否符合设计要求和是否满足有关准则的过程，包括无核反应和带核反应的试验。

　　维修

　　保持所有设备处于良好工作状态的活动。包括预防性的和修改（或修理）性的两方面。

　　假设的始发事件

　　导致预计运行事件或事故工况的事件。

　　附录二　研究堆和临界装置运行安全导则目录

　　HAF1001　研究堆和临界装置安全分析报告的典型内容

　　HAF1002　研究堆安全运行管理

　　HAF1003　临界装置运行实验管理

　　HAF1004　研究堆安全退役