2017核研究堆安全

2017目 背景 目的 范圍 結(jié)構(gòu) 將安全目標、概念和原則適用于研究堆設(shè) 一般要求 基本安全目標 基本安全原則 輻射防護 縱深防御概念 分級方案 法律基礎(chǔ)結(jié)構(gòu)和監(jiān)管基礎(chǔ)結(jié)構(gòu) 授權(quán)過程 要求1：安全分析報告 檢查和執(zhí)法 要求2：對安全的管理責(zé)任 要求3：安全政策 管理制 要求4：綜合管理制度 安全檢 要求5：安全評價 要求6：安全委員會 一般要求 主要技術(shù)要 要求7：主要安全功能 要求8：輻射防護 要求9：設(shè)計 要求10：適用縱深防御概念 要求12：采用分級方案 要求13：得到證明的工程實踐 要求14：對建造作出規(guī)定 要求15：便利放射性廢物管理和退役的特性 一般設(shè)計要 要求16：結(jié)構(gòu)、系統(tǒng)和部件的安全分級 要求17：安全重要物項的設(shè)計基準 要求18：假想始發(fā)事件 要求19：內(nèi)部危害和外部危害 要求20：設(shè)計基準事故 要求21：設(shè)計限值 要求22：設(shè)計擴展工況 要求23：專設(shè)安全設(shè)施 要求24：安全重要物項的可靠性 要求25：單一故障準則 要求26：共因故障 要求28：故障安全設(shè)計 要求29：安全重要物項的驗證 要求30：調(diào)試設(shè)計 檢查和監(jiān)測 要求32：應(yīng)急準備和響應(yīng)設(shè)計 要求33：退役設(shè)計 要求34：輻射防護設(shè)計 要求35：確保操縱員最優(yōu)績效的設(shè)計 要求36：安全利用和改造的規(guī)定 要求37：老化管理設(shè)計 要求38：對長時間停堆作出規(guī)定 要求39：防止未經(jīng)授權(quán)接觸或擅自使用安全重要物項 作用 要求41：對設(shè)計的安全分析 具體設(shè)計要 要求42：建筑物和結(jié)構(gòu) 要求43：密封手段 要求44：堆芯和燃料設(shè)計 要求45：對反應(yīng)性控制作出規(guī)定 要求46：停堆系統(tǒng) 要求47：冷卻劑系統(tǒng)和相關(guān)系統(tǒng)的設(shè)計 要求48：堆芯應(yīng)急冷卻 要求49：提供儀器儀表和控制系統(tǒng) 要求50：反應(yīng)堆保護系統(tǒng) 要求51：儀器儀表和控制系統(tǒng)的可靠性和可測試性 要求52：在安全重要系統(tǒng)中使用基于計算機的系統(tǒng) 要求53：主控室 要求54：輔控室 要求55：場址上的應(yīng)急響應(yīng)設(shè)施 電力供 要求56：供電系統(tǒng) 要求57：輻射防護系統(tǒng) 要求58：燃料和堆芯部件的裝卸和貯存系統(tǒng) 要求59：放射性廢物系統(tǒng) 要求60：支持系統(tǒng)和輔助系統(tǒng)的性能 要求61：消防系統(tǒng) 要求63：起重系統(tǒng) 要求64：空調(diào)系統(tǒng)和通風(fēng)系統(tǒng) 要求66：實驗裝置 組織措 要求67：營運組織的責(zé)任 要求68：營運組織的結(jié)構(gòu)和職能 要求69：運行人員 要求70：工作人員的培訓(xùn)、再培訓(xùn)和資格認證 要求71：運行限值和條件 要求72：安全相關(guān)活動的開展 調(diào) 要求73：調(diào)試大綱 要求74：運行程序 要求75：主控室、輔控室和控制設(shè)備 要求76：材料狀況和內(nèi)務(wù)管理 要求77：維護、定期測試和檢查 要求78：堆芯管理和燃料裝卸 要求79：消防安全 要求80：非輻射相關(guān)安全 要求81：應(yīng)急準備 要求82：記錄和報告 要求83：研究堆的利用和改造 要求84：輻射防護計劃 要求85：放射性廢物管理 要求86：老化管理 要求87：延期關(guān)閉 要求88：運行經(jīng)驗反饋 要求89：退役計劃 研究堆安全和安保之間的接 要求90：核安全和核安保之間的接口

參與起草和審訂的人 導(dǎo)本出版物替代2005年作為國際原子能機構(gòu)《安全標準叢書》第NS-R-4號印發(fā)的“安全要求”出版物《研究堆安全》12006年2。動力堆與研究堆3 號，原子能機構(gòu)，維也納（2005年2研究堆安全重要領(lǐng)域包括為實現(xiàn)設(shè)計和建造或改造研究堆的目的而開展的所3研究堆系指主要用于為研究和其他目的而產(chǎn)生和利用中子通量和電離輻射的4在此范疇內(nèi)，場址系指包含經(jīng)批準設(shè)施、經(jīng)批準活動或輻射源的地理區(qū)域，在5就本安全標準而言，實驗裝置一詞包括在反應(yīng)堆內(nèi)或反應(yīng)堆周圍安裝的利用反2.17段提出了在決定是否可以分級與核安保（9部分涉及的核安全與核安保之間的接口）或國GSRPart1（Rev.1）號《促進安全的政府、法律和監(jiān)管框架》[3]3部分論述凡與研究堆有4部分論述關(guān)于安全管理和安2號《安全的領(lǐng)導(dǎo)和管理》[4]5部分確定對研究堆場址評價和1.9SSR-2/1（Rv.1）號《核電廠安全：設(shè)計》[7（包括調(diào)試、維SSR-2/2（Rv.1）號《核電廠安[108GSRPart6[19部分則確定對安全與安保之間接口的要求。附錄一列出在研究堆安全分析中需要考慮的選定假想始發(fā)事件。附錄二論述值得特別考慮的運行問題。附件一列出研究堆設(shè)計中通常包括的研究堆安全系統(tǒng)和其他安全相關(guān)物項的選定安全功能。附件二概述對次臨界裝置適用安全要求的問題。SF-1號[1]10項基本安全原則，從而SF-1號[1]2.1段）：“(a)SF-1號[1]2.2“基本安全目標適用于所有設(shè)施和活動以及設(shè)施或輻射源壽期中的所有階段，包括規(guī)劃、選址、設(shè)計、制造、建造、調(diào)試和運行[用以及退役和關(guān)閉。這其中包括放射性物質(zhì)的相關(guān)運輸和放射性廢SF-1號[1]2.30制訂了安全要求，并將執(zhí)行安全措施。安全原則是一套整體適用的6必須對安全承擔(dān) 5：防護的最優(yōu)化6：限制對個人造成的危險8：防止事故9：應(yīng)急準備和響應(yīng)10：采取防護行動減少現(xiàn)有的或未受監(jiān)管控制的輻射危險GSRPart7號《核或輻射應(yīng)急的準備與響應(yīng)》[6]為實現(xiàn)第1號[1]所述原則而遵循的安全理念依托于縱深防御概念和在研究堆設(shè)施整個壽期內(nèi)采取安全管理和安全檢查措施。這種安全理技術(shù)和組織方面之間的相互作用。SF-1號[1]3.31第一級防御的目的是防止偏離正常運行和安全重要物項出現(xiàn)故障。這獨立性和多樣性，完善而謹慎地選址、設(shè)計、建造、運行和維護研究并要認真注意控制部件的制造以及控制研究堆的建造、調(diào)試、運行和維護。和必要時可能導(dǎo)致設(shè)計擴展工況的一連串事件中的表現(xiàn)（22”和3.3段有關(guān)的潛在危害的基礎(chǔ)上進行（SSG-22號[2]）。反應(yīng)堆的利用（實驗裝置、試驗和反應(yīng)堆物理實驗GSRPart1（Rev.1）號[3]要求政府確保為研究堆設(shè)施建立充分的7SF-1號[1]3部分（12）GSRPart1Rev.1號[3GSRPart1（Rv.）號[3的是促進建立監(jiān)管機構(gòu)和采取必要的行動，以確保對用于和平目的的無論（包括輻射防護8展的聯(lián)絡(luò)。這些一般安全要求適用于促進研究堆場址評價、設(shè)計、建造、調(diào)試、運行（包括利用和改造）和退役期間安全的法律和政府基礎(chǔ)結(jié)構(gòu)。實施與設(shè)施的潛在危害相當(dāng)?shù)姆旨壏桨钢陵P(guān)重要，并且必須用于確定和適用適當(dāng)?shù)陌踩螅?15217。GSRPart1（Rev.1）號[3]要求政府建立并保持對設(shè)施和活動進行7監(jiān)管機構(gòu)或另一政府機構(gòu)可以向營運組織或個人提供運行設(shè)施或開展活動的Part1（Rev.1）號[3]23”。81110和公眾9盡管研究堆的利用和改造是通常納入運行范疇的活動，但也可將其視為授權(quán)過定活動（7.987.106段。10安全分析報告中的安全分析必須構(gòu)成反應(yīng)堆運行限值和條件的基礎(chǔ)。安全分析報告必須提供關(guān)于研究堆設(shè)施整個壽期內(nèi)營運組織、營運行為和管理體系的詳細情況。安全分析報告還必須提供有關(guān)研究堆應(yīng)急安排的資81安全分析報告必須包括證明遵守了監(jiān)管機構(gòu)頒布的國家法律和要求就高功率水平的反應(yīng)堆而言，安全分析報告通常會需要反應(yīng)堆設(shè)計和事故假想情況等討論中的更多細節(jié)。就一些反應(yīng)堆（如潛在危害低的研究堆、臨界或次臨界裝置）而言，對安全分析報告內(nèi)容的要求可能遠不如那么廣3637的每一主題。安全分析報告形式的資料）GSRPart1（Rev.1）號[3]GSRPart1（Rev.1）號[3]2.5(10)GSRPart1（Rev.1）號[3]4.50GSRPart1（Rev.1）號[3]3022調(diào)試、運行（包括利用和改造）11一切安全相關(guān)事項，必要時實施適當(dāng)?shù)募m正3.63.93部分（見11進行審核或監(jiān)督等獨立評定是為了確定滿足管理制度要求的程度、評價管理制12必須負責(zé)在組織內(nèi)部宣傳和執(zhí)行這種安全政策的各項規(guī)定。組織內(nèi)的4412高管層系指對履行許可證規(guī)定條款負有責(zé)任的在最高層級對一個組織進行指GSRPart2號[413在建立和實施研究堆管理制度的過程中，必須通過分級方案以每一物項、服務(wù)和過程為基礎(chǔ)考慮這些要求及相關(guān)的目標和原則。特定研究堆或?qū)嶒炈韫芾碇贫鹊脑敿毘潭缺仨毴Q于研究堆和實驗的潛在危害（見關(guān)于分517段以及第2號[2。13綜合管理制度是一種協(xié)調(diào)一致的單一管理制度。在該制度中，一個組織的所有14“資源”包括人員、基礎(chǔ)設(shè)施、工作環(huán)境、信息和知識、供應(yīng)商以及材料和財必須通過獨立評定和自評定對管理制度的有效性定期測量和評定。而且必須確定并采取促進不斷改進的必要行動。安全檢5安全檢515必須成為設(shè)計過程的一部分，并在設(shè)計活動和確認性分評定和同行評審16，以確認設(shè)施的安全分析報告和其他選定文件（如有關(guān)67部分確定了功能要求。15國際原子能機構(gòu)《安全標準叢書》第GSRPart4（Rev.1）號《設(shè)施和活動的安16同行評審是由在評價領(lǐng)域具有技術(shù)能力和經(jīng)驗的獨立專家小組進行的評審。將必須設(shè)立獨立于反應(yīng)堆管理者的安全委員會（或咨詢組）安全委員會（或咨詢組）必須就以下事項向營運組織提供咨詢：(2)反應(yīng)堆安全及其利用安全18和反應(yīng)性控制元件的17在一些國家，還另外設(shè)立一個安全委員會（或咨詢組）行和利用的安全問題向反應(yīng)堆管理者提供咨詢（7.26段18核燃料元件系指出于產(chǎn)生中子的目的在研究堆堆芯中使用的含有可裂變和易研究堆場址評價的主要安全目的是保護公眾和環(huán)境免受放射性物質(zhì)（（Rev1號[5。為了證明研究堆設(shè)施能夠在建議的場址上安全運行，必須收集可支持安全分析的足夠詳細的資料。就潛在危害低的研究堆以及臨界和次臨界裝置而言，所需提供的詳細資料的數(shù)量可明顯低于對中等功率或高功率研究堆的要求（16919反應(yīng)堆管理部門由營運組織中被賦予承擔(dān)指導(dǎo)研究堆設(shè)施運行的責(zé)任和職權(quán)場址上最終熱阱的能力（酌情NS-R-3（Rev.1）號[5]2.142.21段。開始運行前酌情提供場外應(yīng)急安排（見第GSRPart7號[6]和第NS-R-3（Rev.1）號[5]2.262.29段[5]3部分研究堆的設(shè)計必須實現(xiàn)基本安全目標（2.22.3段。本（6.1196.125段安全設(shè)計的實現(xiàn)需要反應(yīng)堆設(shè)計者和營運組織之間保持密切的聯(lián)系。設(shè)計者必須安排有序地編寫、闡述和向營運組織提交設(shè)計文件，以供編寫安全分析報告之用。77))必須采取系統(tǒng)性方案來確定實現(xiàn)基本安全功能所需的安全重要物項，以及確定促進或影響實現(xiàn)設(shè)施所有狀態(tài)下的主要安全功能的條件和固有特性。88釋放的狀態(tài)20，以及很可能出現(xiàn)的設(shè)施狀態(tài)沒有或只有輕微的潛在放射后20如果某些工況實際不可能出現(xiàn)，或者如果有很大的把握認為這些工況極不可能出現(xiàn)，則出現(xiàn)這些工況的可能性被視為實際上已經(jīng)消除（即已從今后的考慮中排除21第GSRPart3號[7]設(shè)0適用縱深防御概1安全與安保以及國家核材料衡算和控制系統(tǒng)之間的接2采用分級方3得到證明的工程實4對建造作出規(guī)5便利放射性廢物管理和退役的特6結(jié)構(gòu)、系統(tǒng)和部件的安全分22的方法必須主要基于確定7安全重要物項的設(shè)計基22安全分級反映結(jié)構(gòu)、系統(tǒng)和部件對核安全的重要性，其目的是建立設(shè)計要求適8假想始發(fā)事9內(nèi)部危害和外部危安全重要物項的設(shè)計和布置地點必須充分考慮到對安全的其他影響，以便能夠經(jīng)受住各種危害的影響或根據(jù)它們的安全重要性防范危害和防范危害產(chǎn)生的共因故障機制。這也適用于非永久性設(shè)備?；馂?zāi)和爆炸、洪水、產(chǎn)生飛射物、管道甩動、噴射沖擊或流體從破損系統(tǒng)或場址上其他裝置的泄放。必須采取適當(dāng)?shù)念A(yù)防和緩解措施，以確保核安全不受到損害。一些外部事件可能引發(fā)內(nèi)部火災(zāi)或水災(zāi)或?qū)е嘛w射物的產(chǎn)生。這類外部和內(nèi)部事件的組合也必須在設(shè)計中酌情予以考慮。須確保其使用或破損或誤動運行或意外運行不會增加臨界危險23，不會傷23這一方面對臨界裝置和次臨界裝置以及干法燃料貯存設(shè)施尤為重要，必須將其（6.766.79段外部外部事在場址評價中所確定的事件（5部分0設(shè)計基準事次臨界裝置的設(shè)計必須包括防止臨界的技術(shù)規(guī)定（6.66段1設(shè)計限必須規(guī)定適用于反應(yīng)堆及其實驗裝置每一運行狀態(tài)的設(shè)計限值，而且這種設(shè)計限值必須與相關(guān)國家和國際標準和規(guī)范及相關(guān)監(jiān)管要求相一致。2設(shè)計擴展工必須進行設(shè)計擴展工況分析24，以確定潛在放射后果是否會超過被24可通過最佳估計方案進行設(shè)計擴展工況分析（亦可根據(jù)國家的要求，使用更嚴25密封系指在防止或控制在運行或在事故中放射性物質(zhì)向環(huán)境的釋放[8]26工況的可能性被實際消除。設(shè)計必須做到，對于設(shè)計擴展工況，時間26“早期放射性釋放”系指需要采取廠外防護措施但這些措施未必適時產(chǎn)生全面3專設(shè)安全設(shè)研究堆專設(shè)安全設(shè)施的實例是應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)和密封手段（必須從安全分析角度來確定專設(shè)安全設(shè)施的必要性和能力。必須確必須提供對專設(shè)安全設(shè)施適當(dāng)運行至關(guān)重要的系統(tǒng)和子系統(tǒng)。4安全重要物項的可靠5單一故障準所采用的冗余度必須反映可能使可靠性降級的未探測故障的可能性。如果沒有進行任何測試或沒有藉以能夠查找故障的檢查方法，則必須認為可能的故障無法探測。對于未探測的故障而言，或者必須認為這種故障任何時候都會發(fā)生，或者必須適用其他方法如監(jiān)視參考物項、經(jīng)確認的計算7。276共因故7安全系統(tǒng)的實體分隔和獨立必須酌情通過實體分隔、電氣隔離、功能獨立和通訊（數(shù)據(jù)傳輸）8故障安全設(shè)9安全重要物項的驗0調(diào)試設(shè)1安全重要物項的校準、測試、維護、維修、更換、檢查和監(jiān)2應(yīng)急準備和響應(yīng)設(shè)(a)相關(guān)國家要求（9部分），并須在適用情況下考慮相關(guān)國際要求。28范圍內(nèi)的可用性，同時適當(dāng)考慮3退役設(shè)28包括在輔助控制室（如有）4輻射防護設(shè)射性核素（例如氮-16、氫-3、氬-41、鈉-24和鈷-60）的影響。（粒子導(dǎo)向裝置或中子射線照相法或硼中子捕集療法用設(shè)施并且必須就安裝與反應(yīng)堆和其他輻射源進一步利用有關(guān)的必要屏蔽作出規(guī)定。必須適當(dāng)考慮與射束管和其他實驗裝置使用有關(guān)的危險評定和屏蔽安排。5確保操縱員最優(yōu)績效的設(shè)括人-6安全利用和改造的規(guī)須按照該反應(yīng)堆本身所適用的相同原則來設(shè)計（見第7.100段至第7.1017老化管理設(shè)8對長時間停堆作出規(guī)9防止未經(jīng)授權(quán)接觸或擅自使用安全重要物蓄意破壞（9部分。0防止安全重要系統(tǒng)之間的破壞性或不良相互作如果含有流體的兩個安全重要系統(tǒng)相互連通并在不同的壓力下運行，則要么必須使這兩個系統(tǒng)的設(shè)計都能承受較高壓力，要么必須采取措施，防止在較低壓力下運行的系統(tǒng)超過設(shè)計壓力。1對設(shè)計的安全分置故障或失效、操縱員失誤或內(nèi)外部事件）的響應(yīng)（亦見第GSRPart42建筑物和結(jié)3密封手和人為事件的影響；(3)必須通過考慮設(shè)計基準事故工況下源項以及過濾程度、釋放點、環(huán)境狀況和壓力及溫度等其他參數(shù)來確定在事故工況下的釋放率和相關(guān)后果。4堆芯和燃料設(shè)堆芯（29和實驗裝置）必須設(shè)計并29反應(yīng)性控制機構(gòu)系指各種用于控制反應(yīng)性的裝置，包括調(diào)節(jié)棒、控制棒、停堆305對反應(yīng)性控制作出規(guī)臨界的合理性（6.145段。必須對反應(yīng)性控制系統(tǒng)或?qū)嶒炈试S的正反應(yīng)性最大增率作出規(guī)6停堆系31可能有必要提供第二套3132必須做到使安全7冷卻劑系統(tǒng)和相關(guān)系統(tǒng)的設(shè)32停堆裕度系指在從堆芯移出最大反應(yīng)性價值控制棒和所有在運行期間可改變3334或等效系統(tǒng)用于從強制循環(huán)冷卻向自然循環(huán)冷卻過渡6.736.81段的要求。這種措施也適用于次臨界裝置。8堆芯應(yīng)急冷34擋板是一個非能動閥，這種閥在水流（壓力）低于設(shè)定值開啟以允許在失去強359提供儀器儀表和控制系制系統(tǒng)在緊急情況下的預(yù)期響應(yīng)（GSRPart7號[6]）。0反應(yīng)堆保護系6.176段的要1儀器儀表和控制系統(tǒng)的可靠性和可測試2在安全重要系統(tǒng)中使用基于計算機的系必須根據(jù)系統(tǒng)的安全重要性采用高質(zhì)量的硬件和軟件并利用最佳實執(zhí)行安全功能的不同手段（6.181段。3主控6.91段。545場址上的應(yīng)急響應(yīng)設(shè)36提供關(guān)于反應(yīng)堆設(shè)施和場址上重要反應(yīng)36第GSRPart7號[6]對應(yīng)急響應(yīng)設(shè)施和場所做了論述。就研究堆而言，應(yīng)急響應(yīng)設(shè)施（與主控室和輔控室相分離）6供電系7輻射防護系8燃料和堆芯部件的裝卸和貯存系6.1956.198段確定的其他要求則適用。9放射性廢物系必須在設(shè)計中考慮和根據(jù)需要提供適當(dāng)?shù)氖侄卫缙帘魏退プ兿?支持系統(tǒng)和輔助系統(tǒng)的性1消防系2照明系3起重系4空調(diào)系統(tǒng)和通風(fēng)系5壓縮空氣系6實驗裝和反應(yīng)堆之間的相互作用（6.124段。7營運組織的責(zé)38和運行人員。營運組織必須確保為所有與研究堆37運行包括為實現(xiàn)設(shè)計和建造或改造核研究堆的目的而開展的所有活動。這些活38反應(yīng)堆管理者系反應(yīng)堆管理部門的成員，營運組織賦予其研究堆安全運行的直成承擔(dān)全部責(zé)任（7.51段營運組織必須就安全相關(guān)事項編寫監(jiān)管機構(gòu)所要求的定期簡要報GSRPart7號[6]制訂和維持廠內(nèi)應(yīng)急安排，包括應(yīng)急計劃和程39反應(yīng)堆管理者不必持有運行反應(yīng)堆的許可證，但需要已完成培訓(xùn)計劃（7.30段新培訓(xùn)和再培訓(xùn)計劃并進行定期審查，以核實其有效性（亦見第7.287.31段（4.1段和4.4段15（4.13段根據(jù)運行限值和條件以及運行程序運行和維護研究堆（見第7.32段7.347.577.62段。8營運組織的結(jié)構(gòu)和職9運行人驗、檢查需人員的情況作出規(guī)定（GSRPart7號[6]21”）。盡管有獨立的輻射防護人員（7.23段），但必須在運行人員包和檢查以及改造方面所產(chǎn)生的重要安全事項進行審查（7.26段。（7.327.347.577.62段。所需運行人員的數(shù)量7.387.39段中所述7.114段對此作了敘述。40。反應(yīng)堆安全委員會（或咨詢小組）必須就反應(yīng)堆日常運行和利用的安全問題向反應(yīng)堆管理者提供咨詢。特別是，安全委員會必須審查所建議0工作人員的培訓(xùn)、再培訓(xùn)和資格認40潛在危害低的設(shè)施可能不需要設(shè)有這些職位。但這些職能需要在這類設(shè)施范圍1運行限值和條運行限值和條件必須反映安全分析報告所述最終設(shè)計中所作的規(guī)定。必須制訂一套反應(yīng)堆安全重要運行限值和條件，包括安全限值、安全系統(tǒng)設(shè)定值、安全運行限制條件、監(jiān)視要求、測試要求和維護要求以及行政要求，并在開始運行之前提交監(jiān)管機構(gòu)進行審查和評定及核準。所有運行限值和條件都必須通過書面說明或分析其采納理由的方式加以證明。2安全相關(guān)活動的開動（7.37段。3調(diào)試大41初始臨界試驗和低功率試驗以及調(diào)試大綱階段C件是充分的次臨界已得到核實（1/MM指次臨界中子增值率。4運行程42正常運行系指在規(guī)定的運行限值和條件范圍內(nèi)的運行。就研究堆而言，這包括43應(yīng)急程序是作為單獨應(yīng)急安排的一個要素并根據(jù)第GSRPart7號[6]（7.897.93段5主控室、輔控室和控制設(shè)6材料狀況和內(nèi)務(wù)管7維護、定期測試和檢查查必須定期審查維護、定期測試和檢查計劃，以便吸納經(jīng)驗教訓(xùn)。必須按照已批準的書面程序?qū)Π踩匾到y(tǒng)或物項進行各種維護、定期測試并且必須包括在完成活動時恢復(fù)正常配置的規(guī)定。必須按照管理制度的要求利用工作許可系統(tǒng)進行維護、定期測試和檢查，包括開展工作前后的適當(dāng)程序和檢查單。這些程序必須包括驗收標準。必須要有一個明確定義的工作實績審查和核準結(jié)構(gòu)。6.736.75段中提出的要求確8堆芯管理和燃料裝反應(yīng)堆的設(shè)計意圖以及反應(yīng)堆運行限值和條件中規(guī)定之設(shè)想的一致在適當(dāng)時以及在適用的情況下44，必須按照運行限值和條件中規(guī)定的對燃料破損和實驗失敗的原因和避免這類破損和失敗的方法進行調(diào)44SSR-6（2012年版）[14]對新燃料和輻照9消防安0非輻射相關(guān)安45計劃必須包括關(guān)于規(guī)劃、實施、監(jiān)測和評審相關(guān)1應(yīng)急準這種應(yīng)急安排必須與所評定的緊急情況的危害和潛在后果相稱。應(yīng)急安排必須包括以下能力：在出現(xiàn)緊急情況時保持防護和安全；在確實發(fā)生事故的情況下減輕事故的后果；保護現(xiàn)場工作人員和公眾；保護環(huán)境；以及及時向公眾通報。應(yīng)急安排必須包括就下列事項作出安排：迅速公布和通報緊急情況；及時啟動協(xié)調(diào)一致的預(yù)定響應(yīng)；對緊急情況的進展及其必須從核燃料首次運抵場址時起就做出適當(dāng)?shù)膽?yīng)急安排，而且必須在開始裝料前完成一切應(yīng)急安排。45“非輻射相關(guān)安全”涉及輻射相關(guān)危害以外的危害，它有時被稱為工業(yè)安全或明并向其提供關(guān)于應(yīng)急安排為有效廠內(nèi)響應(yīng)作了準備的保證。廠內(nèi)應(yīng)急安排必須與負有應(yīng)急準備和響應(yīng)責(zé)任的廠外響應(yīng)組織的相關(guān)應(yīng)急安排協(xié)調(diào)一（Rt7號[6析的事故以及為應(yīng)急準備和響應(yīng)目的在危害評定的基礎(chǔ)上額外假定的事故。應(yīng)急計劃和程序須酌情經(jīng)監(jiān)管機構(gòu)批準。2記錄和報3研究堆的利用和改編寫相關(guān)實驗或改造安全文件并呈交（提交）具有重要安全意義的利用和改造項目（7.104段）（SSG-24號[15]3.133.20段）必須進行安全分析，并6.1196.121段所述有關(guān)反應(yīng)堆本身的程序相等效的設(shè)計、4輻射防護計GSRPart3號[7]的要求，并須經(jīng)監(jiān)管機構(gòu)批準。該計劃必須包括納入了保護人和環(huán)境的基本安全目標的營運組織的政策宣示（SF-1號[1]2.1示（GSRPart3號[7]11”）。輻射防護計劃必須遵守職業(yè)性輻射防護的要求（GSRPart3[7]RS-G-1.1號[16]）1.28段。5放射性廢物管