研究堆運行安全規(guī)定
HAF202-1995
研究堆運行安全規(guī)定
（1995年6月6日國家核安全局發(fā)布）
本規(guī)定自1995年10月1日起實施
本規(guī)定由國家核安全局負責(zé)解釋
1 引 言
1.1目的
1.1.1研究堆的安全運行是以其選址、設(shè)計、建造、調(diào)試、運行和管理 均符合核安全要求為前提。本規(guī)定的內(nèi)容主要涉及研究堆的管理、調(diào)試、運行及退役等方面的安全問題，也包括有關(guān)的監(jiān)督管理要求及質(zhì)量保證要求。
1.1.2本規(guī)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(guī)定給出了關(guān)于研究堆安全運行的基本要求和建議，強調(diào)的是 監(jiān)督和管理問題。本規(guī)定還就與運行有關(guān)的組織機構(gòu)方面的問題提供一些指導(dǎo)和資料。
1.1.4反應(yīng)堆運行管理機構(gòu)和運行人員還必須注重安全文化。本規(guī)定要求：反應(yīng)堆運行管理機構(gòu)應(yīng)充分注意運行安全，劃清職責(zé)范圍、建立明確的 聯(lián)系渠道和授權(quán)；制訂運行人員嚴格遵守的運行規(guī)程；實施審評和監(jiān)查以及人員的培訓(xùn)和再培訓(xùn)。
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(guī)定的要求和建議必須在切實可行的范圍內(nèi)應(yīng)用于一切研究堆的運行，同時考慮該研究堆的特定設(shè)計和運行情況。
1.2.2本規(guī)定中“研究堆”一詞包括反應(yīng)堆堆芯，實驗裝置，以及反應(yīng)堆廠址內(nèi)的與反應(yīng)堆或?qū)嶒炑b置有關(guān)的一切其它設(shè)施。
2 安全運行的責(zé)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(lǐng)導(dǎo)責(zé)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(zé)任，確保：
?。?）設(shè)計能使反應(yīng)堆安全運行，并且反應(yīng)堆是按照已批準的設(shè)計建造的；
?。?）編寫安全分析報告，并及時更新；
?。?）調(diào)試過程證明設(shè)計要求已得到滿足，反應(yīng)堆可按設(shè)計運行；
?。?）制訂并實施輻射防護大綱；
?。?）建立并實施應(yīng)急計劃；
?。?）研究堆由合格的和有經(jīng)驗的人員按照安全要求進行運行和維護；
?。?）適當培訓(xùn)對安全運行負有責(zé)任的人員，制定、實施和及時更新培訓(xùn)和再培訓(xùn)大綱，以及定期審查該大綱以檢驗其有效性；
?。?）運行期間必要的設(shè)施和服務(wù)處于可用狀態(tài)；
?。?）將有關(guān)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；
?。?0）在單位內(nèi)部注重安全文化。以確保工作態(tài)度和運行條件有利于安全運行（參見1.1.4節(jié)）；
?。?1）制訂和實施合適的質(zhì)量保證大綱；
?。?2）給予反應(yīng)堆運行管理機構(gòu)足夠的權(quán)力和支持，以便有效地執(zhí)行其職 務(wù)；
?。?3）研究堆按規(guī)程（見5.3節(jié)）運行和維修；
?。?4）運行經(jīng)驗，包括其他類似設(shè)施的運行經(jīng)驗，得到仔細的研究，以便發(fā)現(xiàn)任何對安全有害的先兆或趨勢，從而可在出現(xiàn)嚴重事件之前采取糾正措 施，并防止事件重復(fù)發(fā)生。
2.2.2必須在營運單位內(nèi)部建立一個安全咨詢機構(gòu)（如“安全委員會”）以便在反應(yīng)堆運行安全和有關(guān)實驗安全方面向營運單位提供咨詢。該咨詢機構(gòu)的成員應(yīng)是與研究堆設(shè)計和運行有關(guān)的不同領(lǐng)域內(nèi)的專家。該咨詢機構(gòu)的職能、權(quán)限、組成和受權(quán)調(diào)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(yīng)堆運行管理機構(gòu)
2.3.1反應(yīng)堆運行管理機構(gòu)必須以書面形式明確陳述運行人員的職務(wù)、責(zé)任、必要的經(jīng)驗和培訓(xùn)要求，以及他們之間的聯(lián)系渠道。這些資料也可包括在運行總則中。對參與反應(yīng)堆運行或使用反應(yīng)堆的其他人員（如技術(shù)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(wù)、責(zé)任和聯(lián)系渠道。
2.3.2反應(yīng)堆運行管理機構(gòu)必須保證反應(yīng)堆運行人員得到使反應(yīng)堆安全有效地運行所必須的培訓(xùn)和再培訓(xùn)，并保證這種培訓(xùn)和再培訓(xùn)得到適當?shù)脑u價。必須針對運衍狀態(tài)和事故工況下要遵守的規(guī)程進行充分的培訓(xùn)。
2.3.3盡管有獨立的保健物理人員（見13.6節(jié)），運行人員（如技術(shù)輔助人員和實驗員）仍必須在保健物理方面得到適當?shù)呐嘤?xùn)。
2.3.4在研究堆的各種運行狀態(tài)下，必須規(guī)定保證安全運行所需的各學(xué)科人員配備的最低要求。這要以工作人員的數(shù)目和需要賦予的職責(zé)這兩者來表示。任何時候都必須明確直接負責(zé)監(jiān)督管理反應(yīng)堆運行的人員。還必須規(guī) 定處理事故工況所需的人員的提供。
2.3.5反應(yīng)堆運行管理機構(gòu)必須定期審查研究堆的運行（包括實驗在內(nèi)），并對所發(fā)現(xiàn)的一切問題采取造當?shù)募m正行動。營運單位應(yīng)審查反應(yīng)堆及實驗裝置的調(diào)試、運行、維修、監(jiān)督和修改中出現(xiàn)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(yīng)堆運行管理機構(gòu)的認可。
2.4運行人員
2.4.1所需要的運行人員的人數(shù)和工種取決于反應(yīng)堆的功率水平、工作循環(huán)及用途。運行人員中應(yīng)包括一名反應(yīng)堆負責(zé)人、若干名值長（根據(jù)需要 確定）、若干名操縱員（根據(jù)需要確定）、維修人員和輻射防護人員。
2.4.2值長和反應(yīng)堆操縱員必須持有國家核安全部門頒發(fā)的反應(yīng)堆操縱人員執(zhí)照。
2.4.3任何一名反應(yīng)堆運行人員或任何一名實驗員都必須擁有充分的職權(quán)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(yīng)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(shè)計合理性的資料還必須用于確定運行限值和條件。運行規(guī)程和應(yīng)急計劃的編制也必須根據(jù)安全分析報告的資料，必要時還必須根據(jù)其它分析的結(jié)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(yīng)堆做出獨立評價。安全分析報告應(yīng)作為申請反應(yīng)堆運行執(zhí)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(shè)施。所以，它必須包括關(guān)于設(shè)施及其廠址、堆型及其用途的資料；反應(yīng)堆構(gòu)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(yīng)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(tǒng)整定值、安全運行的限制條件和監(jiān) 督要求。在反應(yīng)堆整個壽期內(nèi)，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(nèi)容。
4.2安全限值一般必須以某些參數(shù)或變量的最大值和（或）最小值來表示，而在各種運行狀態(tài)下，這些變量或參數(shù)必須保持小于或大于此限值。
4.3安全系統(tǒng)整定值（緊急停堆整定值）必須包括適當?shù)陌踩６?，特別應(yīng)考慮系統(tǒng)的瞬態(tài)行為、設(shè)備響應(yīng)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(guī)定其它相關(guān)變量的安全系統(tǒng)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(shè)備和運行的限制。這種限制在反應(yīng)堆的各種運行狀態(tài)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(tǒng)整定值之間提供可接受的安全裕度。它們包括運行參數(shù)限值、最少可運行的設(shè)備和最少的人員配備的要求，以及規(guī)定需由運行人員采取的行動。
4.5監(jiān)督要求包括對安全系統(tǒng)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?shù)谋O(jiān)督大綱，包括對結(jié)果的評價。
4.6安全限值、安全系統(tǒng)整定值、限制條件和監(jiān)督要求的數(shù)值必須根據(jù)反應(yīng)堆設(shè)計和反應(yīng)堆安全分析的結(jié)果選取，并證明它與反映反應(yīng)堆現(xiàn)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(yīng)堆停堆并使其維持在安全狀態(tài)。在這種情況下，必須按規(guī)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(yīng)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(yīng)堆運行管理機構(gòu)必須對原因和后果進行調(diào)查，并采取適當?shù)男袆?，以防止其再次發(fā)生。必須及時將這一事件通知國家核安全部門。
5 運行規(guī)程
5.1營運單位必須在經(jīng)審查和批準后頒布一套包括行政和組織方面要求在內(nèi)的總的運行規(guī)則。必須在初始裝料之前編制和頒發(fā)反應(yīng)堆安全運行和使用的運行規(guī)程，以補充這些總的運行規(guī)則。
5.2這些運行規(guī)程必須由營運單位組織有關(guān)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(quán)的代表批準后才能生效。國家核安全部門有權(quán)查閱這些規(guī)程。
5.3運行規(guī)程必須包括下列事項的書面指令：
?。?）反應(yīng)堆（包括實驗裝置）啟動、運行、停堆過程和停堆狀態(tài)；
?。?）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(nèi)的移動；
?。?）可能影響反應(yīng)堆安全的主要部件或系統(tǒng)的預(yù)防性維修；
?。?）反應(yīng)堆安全運行所必需的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的定期監(jiān)督、標定和試驗的大綱；
?。?）實施符合現(xiàn)行法規(guī)的輻射防護程序；
?。?）運行和維修的授權(quán)，以及那些可能影響反應(yīng)堆安全或反應(yīng)性的輻照和實驗的實施；
?。?）操縱員對預(yù)計運行事件以及在實際可能的范圍內(nèi)對事故工況的響應(yīng)；
（8）應(yīng)急行動；
?。?）保衛(wèi)；
（10）放射性廢物的處理和放射性釋放的監(jiān)測和控制；
（11）反應(yīng)堆停堆期間按要求對反應(yīng)堆及其輔助系統(tǒng)的監(jiān)督。
對于上述很多工作，可以使用核對清單。
5.4必須根據(jù)預(yù)定的內(nèi)部程序?qū)@些規(guī)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(nèi)必須備有這些規(guī)程。
5.5所有反應(yīng)堆運行和使用的人員都必須在這些規(guī)程和使用方面進行適當?shù)呐嘤?xùn)。
5.6反應(yīng)堆運行和使用的一切規(guī)程都必須與運行限值和條件一致。
5.7如果計劃進行現(xiàn)行規(guī)程未包括的操作時，必須在開始操作之前編制適用的規(guī)程，并經(jīng)審查和批準。必須對有關(guān)人員進行這些規(guī)程的培訓(xùn)。
6 調(diào) 試
6.1必須編制調(diào)試大綱，以驗證設(shè)計目標已經(jīng)達到。該大綱必須在實施前提交給安全咨詢機構(gòu)和國家核安全部門進行審查和認可。
6.2營運單位、設(shè)計單位和制造單位必須參與調(diào)試大綱的編制。
6.3調(diào)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(diào)試大綱文件必須按照質(zhì)保大綱的要求編制，并包含試驗的范圍、步驟和預(yù)期結(jié)果等方面的詳細內(nèi)容。它應(yīng)包括：
（1）試驗?zāi)康暮皖A(yù)期結(jié)果；
（2）試驗中需要采取的安全措施；
（3）預(yù)防措施和先決條件；
?。?）試驗程序；
?。?）試驗報告，包括所收集的數(shù)據(jù)及其分析的摘要、結(jié)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(diào)試過程中，營運單位必須與國家核安全部門保持緊密的聯(lián)系。尤其是直接影響安全的試驗結(jié)果及其分析，必須提交給安全咨詢機構(gòu)和國家核安全部門進行審查和認可。
6.6在反應(yīng)堆調(diào)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(yīng)的附加的調(diào)試規(guī)程（參見第10章）。
6.8調(diào)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(yīng)堆特性的有效手段。
6.9所有調(diào)試試驗結(jié)果，無論是由營運單位產(chǎn)生的，還是由供貨商產(chǎn)生的，都可供營運單位查閱，并在設(shè)施的壽期內(nèi)加以保存。
7 維修、定期試驗和檢查
7.1必須進行維修、定期試驗和檢查，以確保：
?。╨）遵守運行限值和條件；
?。?）反應(yīng)堆處于安全狀態(tài)。
7.2對已安裝的設(shè)備進行維修、從運行中移走需維修的設(shè)備或在維修后重新安裝設(shè)備的決定都必須：
（l）由反應(yīng)堆運行管理機構(gòu)作出并負全面責(zé)任；
?。?）使反應(yīng)堆的安全保持在運行限值和條件所規(guī)定的水平上。
7.3對于反應(yīng)堆設(shè)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(jù)安全分析報告編制的書面大綱。這些大綱必須確保在其執(zhí)行中不降低安全水平。在編制這些大綱過程中，應(yīng)注意產(chǎn)生共因故障的潛在可能性（例如：系統(tǒng)的報警點或停堆點復(fù)位中的系統(tǒng)錯誤）。
7.4反應(yīng)堆運行管理機構(gòu)必須對維修、定期試驗和檢查的各個方面負全面責(zé)任。必須有明確的工作授權(quán)結(jié)構(gòu)圖。
7.5在維修、定期試驗和檢查方面必須執(zhí)行工作許可證制度，包括根據(jù)質(zhì)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(jié)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(yīng)與以前的檢查和試驗結(jié)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(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的維修、定期試驗和檢查的頻度必須要能確保相應(yīng)的構(gòu)筑物、系統(tǒng)或部件的可靠性，同時必須考慮：
?。?）它們相對的安全重要性；
?。?）預(yù)計功能失效的可能性；
?。?）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(yīng)根據(jù)經(jīng)驗進行調(diào)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(yīng)采取的方法之一是預(yù)防性維修。
7.9當維修、試驗或檢查發(fā)現(xiàn)在反應(yīng)堆安全系統(tǒng)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(shè)備仍處于不降低反應(yīng)堆安全水平的狀態(tài)，或可以采取附加的管理措施以保證安 全，那么只要反應(yīng)堆保持在批準的運行限值和條件以內(nèi)，反應(yīng)堆就可在此情況下繼續(xù)運行一段有限的時間。否則，反應(yīng)堆必須停堆或保持停堆狀態(tài)，直到故障或不符合項得到糾正。
7.10維修之后，必須對設(shè)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(zé)協(xié)調(diào)維修工作的人員已批準檢查和試驗的結(jié)果之后，方可允許恢復(fù)正常運行。
7.12維修、定期試驗和檢查的記錄必須符合質(zhì)保大綱的要求。
8 堆芯和燃料管理
8.1營運單位必須負責(zé)并安排與堆芯管理和廠內(nèi)燃料管理有關(guān)的全部活動。關(guān)于廠外的燃料管理，應(yīng)根據(jù)國家的有關(guān)規(guī)定執(zhí)行。
8.2營運單位必須根據(jù)設(shè)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(shù)規(guī)格書和程序（見5.3（2）節(jié)）。
8.3一切堆芯布置的確定必須符合運行限值和條件中規(guī)定的設(shè)計意圖和假設(shè)。
8.4為使放射性裂變產(chǎn)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(yīng)付燃料元件破損的程序。
8.5必須制訂規(guī)程，以確保燃料元件、組件和堆芯部件裝卸期間的質(zhì)量、核安全和保衛(wèi)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(fā)送必須遵守有關(guān)法規(guī)和標準。
8.7必須保持符合質(zhì)保大綱的完整的記錄制度，以便適用于堆芯管理、燃料狀態(tài)和燃料管理活動。
9 記錄和報告
9.1為了反應(yīng)堆的安全運行，營運單位必須備有反應(yīng)堆設(shè)計、建造、調(diào)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(huán)境數(shù)據(jù)、設(shè)計技術(shù)規(guī)格書、設(shè)備和材料的詳細情況、竣工圖、運行和維修手冊，以及質(zhì)量保證文件。
9.2有關(guān)反應(yīng)堆及實驗裝置運行的資料還應(yīng)包括以下記錄：
?。?）日常運行資料（如日志、數(shù)據(jù)表、核對清單、自動記錄的數(shù)據(jù)）；
?。?）安全系統(tǒng)的性能評價；
?。?）當前運行狀態(tài)（如，某些設(shè)備停役）；
?。?）維修、定期試驗和檢查；
?。?）修改；
?。?）在役故障和安全相關(guān)事件；
?。?）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(huán)境監(jiān)測結(jié)果；
（9）工作人員的職責(zé)和培訓(xùn)；
?。?0）工作人員的輻射照射和體檢；
?。?1）質(zhì)保監(jiān)查和審查；
?。?2）有關(guān)的調(diào)試記錄，包括啟動試驗報告；
?。?3）有關(guān)退役的記錄；
（14）同國家核安全部門的聯(lián)系。
9.3記入日志、核對清單和其它記錄內(nèi)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(guān)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(gòu)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(zhì)保大綱。文件管理系統(tǒng)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(xiàn)緊急情況時查閱。應(yīng)當規(guī)定各類記錄和報告的適當?shù)暮侠淼谋４嫫谙蕖?nbsp;
10 反應(yīng)堆應(yīng)用
10.1研究堆可按下列方式被利用：
?。?）反應(yīng)堆本身產(chǎn)生實驗結(jié)果；
?。?）輻照生產(chǎn)放射性核素的樣品和材料；
?。?）將實驗裝置裝入反應(yīng)堆堆芯或反射層中；
?。?）從堆芯引出中子束用于實驗?zāi)康摹?nbsp;
10.2如果利用反應(yīng)堆本身產(chǎn)生實驗結(jié)果，相應(yīng)的規(guī)程必須確保遵守運行限值和條件。
10.3裝入反應(yīng)堆或直接與反應(yīng)堆相連的所有實驗裝置的設(shè)計必須符合反應(yīng)堆本身的設(shè)計標準，并且在所用材料、結(jié)構(gòu)完整性和輻射安全方面必須與反應(yīng)堆完全相容。
10.4當實驗裝置貫穿反應(yīng)堆邊界時，它們的設(shè)計必須要能保持反應(yīng)堆的包容和屏蔽。
10.5實驗裝置保護系統(tǒng)的設(shè)計必須能保護實驗裝置和反應(yīng)堆兩者，使它們免受實驗裝置引起的任何危害。
10.6反應(yīng)堆運行管理機構(gòu)必須建立一個實驗申請的管理程序。一項實驗的申請應(yīng)包括：
?。?）實驗?zāi)康?、實驗步驟、注意事項和安全措施的描述；
?。?）使實驗裝置與反應(yīng)堆系統(tǒng)連成一體的方法；
?。?）實驗裝置設(shè)計中所應(yīng)用的準則的選擇和論證；
?。?）裝置的安全評價，包括對裝置本身以及它對反應(yīng)堆和工作人員安全的影響兩方面；
?。?）任何專用的運行和維修文件的編制和批準要求；
?。?）對運行和維護人員的特殊培訓(xùn)要求；
?。?）調(diào)試和功能試驗要求；
?。?）退役；
?。?）所采用的質(zhì)保大綱；
?。?0）對實驗產(chǎn)生的放射性廢物處置的建議；
?。?1）確保運行人員和實驗人員之間聯(lián)系的規(guī)程。
10.7每一個新實驗都必須根據(jù)已建立的內(nèi)部程序?qū)彶槠浒踩饬x。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(gòu)和國家核安全部門審查和批準。安全意義的標準與11.2節(jié)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(jù)書面規(guī)程控制。這些規(guī)程必須考慮對反應(yīng)堆的影響，尤其是對反應(yīng)性變化的影響。
10.10實驗的實施必須優(yōu)化，以降低有關(guān)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(yīng)堆的修改必須根據(jù)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?zāi)康亩亟M堆芯應(yīng)視為反應(yīng)堆修改（見10.7節(jié)）。
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：
?。?）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，
?。?）影響安全重要物項；
?。?）引入不同性質(zhì)的危害或引入較以前考慮到的更可能發(fā)生的危害，或明顯降低現(xiàn)有安全裕度；
?。?）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(shè)計安全規(guī)定》（HAF1000-1）描述的安全分析和設(shè)計、建造以及調(diào)試的程序執(zhí)行。
11.4必須執(zhí)行控制修改程序，以確保修改的設(shè)計、制造、安裝和試驗?zāi)軡M意地完成。該程序應(yīng)包括：
?。?）所申請的修改的描述；
?。?）修改的必要性論證；
?。?）設(shè)計要求及準則；
?。?）支持該修改的安全評價；
?。?）制造工藝；
?。?）安裝程序；
?。?）調(diào)試過程；
?。?）已完成的修改的試驗和檢查；
?。?）運行規(guī)程和應(yīng)急規(guī)程的審查；
（10）文件更新；
（11）操縱員培訓(xùn)和重新申請執(zhí)照（必要時）的特殊要求；
?。?2）質(zhì)保要求。
11.5修改的實施應(yīng)以降低有關(guān)人員的輻射照射（合理可行盡量低）的優(yōu)化原則進行。
12 放射性廢物
12.1反應(yīng)堆及其實驗裝置的運行應(yīng)盡量少地產(chǎn)生各種放射性廢物，以減少放射性物質(zhì)的釋放，并便于廢物處理。
12.2必須監(jiān)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(jù)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(zhuǎn)移必須遵照有關(guān)規(guī)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(guī)程。
12.6必須保存在反應(yīng)堆現(xiàn)場貯存、處置的或從反應(yīng)堆現(xiàn)場轉(zhuǎn)移的放射性廢物數(shù)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(zhì)保大綱進行。
13 輻射防護
13.1在所有運行狀態(tài)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(jīng)濟因素（合理可行盡量低）。廠區(qū)工作人員和 公眾的輻射照射必須符合有關(guān)標準。
13.2必須通過適當?shù)膶ＴO(shè)安全設(shè)施、事故處理規(guī)程和應(yīng)急計劃中規(guī)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(jiān)督的情況下實施，以實現(xiàn)13.1和13.2節(jié) 的目標。
13.4在輻射防護大綱中，營運單位必須負責(zé)：
?。?）對因運行和使用研究堆而在現(xiàn)場的人員的輻射劑量進行控制；
（2）對研究堆釋放到環(huán)境中的放射性物質(zhì)總量和廠外輻射劑量水平進行控制；
?。?）做好事故應(yīng)急管理的準備和與廠外有關(guān)部門合作的準備。
13.5輻射防護大綱必須包括下列涉及設(shè)計規(guī)定的管理性措施：
?。?）將廠區(qū)工作人員和一般公眾的照射限制在規(guī)定限值內(nèi)，并符合合理可行盡量低的原則；
?。?）確保有足夠的、合適的儀表和設(shè)備用于工作人員的監(jiān)測和防護；
（3）確保有現(xiàn)場輻射的監(jiān)測和調(diào)查；
（4）在預(yù)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(guī)程方面進行合作，并在需要時提供直接幫助；
?。?）為環(huán)境輻射監(jiān)督作準備；
（6）為人員、設(shè)備和構(gòu)筑物去污作準備；
?。?）按有關(guān)規(guī)定控制放射性物質(zhì)運輸；
?。?）探測和記錄放射性物質(zhì)的排放；
?。?）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(xùn)（見13.8節(jié)）。
13.6實施輻射防護大綱必須任命在反應(yīng)堆設(shè)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(yīng)堆運行組合作， 但具有獨立于反應(yīng)堆運行組的報告渠道，以便提出有關(guān)安全問題。保健物理人員有權(quán)制止危及安全的操作。
13.7保健物理負責(zé)人員應(yīng)獨立于反應(yīng)堆運行管理機構(gòu)，但必須為反應(yīng)堆運行人員提供咨詢，并且必須能與營運單位內(nèi)部負責(zé)編制和實施運行規(guī)程的管理階層人員接觸。
13.8設(shè)施中所有的工作人員都必須各負其責(zé)，在各自活動領(lǐng)域內(nèi)將輻射防護大綱中規(guī)定的輻照控制措施付諸實施。為此，應(yīng)對研究堆設(shè)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(xué)員、參觀者、外來技工）進行培訓(xùn)，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(jiān)督、檢查和監(jiān)查來驗證輻射防護大綱的正確實施及其目標的實現(xiàn)，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(yè)輻射照射的人員，必須按有關(guān)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(guī)所授權(quán)的其它機構(gòu)查閱。
13.11必須根據(jù)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(guān)部門。批準的排放限值應(yīng)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(yīng)堆運行管理機構(gòu)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(diào)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(guān)部門報告。
13.13輻射防護大綱應(yīng)規(guī)定對可能受到職業(yè)照射的廠區(qū)人員進行醫(yī)療監(jiān)督。還應(yīng)規(guī)定對任何情況下受到過量照射人員的醫(yī)療監(jiān)督。
13.14輻射防護大綱必須在調(diào)試的適當階段開始實施。
14 應(yīng)急計劃的編制
14.1盡管研究堆發(fā)生核事故的幾率極低，但為了一旦發(fā)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(yīng)急計劃。
14.2應(yīng)急計劃應(yīng)根據(jù)廠址條件制定，計劃應(yīng)包括應(yīng)急狀態(tài)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(yīng)急計劃必須根據(jù)安全分析報告中分析的事故以及為編制應(yīng)急計劃而附加的假設(shè)事故編制。
14.4營運單位編制的應(yīng)急計劃和安排應(yīng)包括：
（1）確定應(yīng)急機構(gòu)，包括關(guān)鍵人員的責(zé)任；
?。?）應(yīng)急狀態(tài)的劃分；
?。?）確定應(yīng)急的各種狀態(tài)、受權(quán)宣布應(yīng)急狀態(tài)的人員名單和合適的報警設(shè)施的說明；
?。?）初始和后續(xù)評價的安排，包括輻射狀態(tài)的環(huán)境監(jiān)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(yī)療的措施；
（6）在現(xiàn)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(wǎng)絡(luò)圖，包括與當?shù)卣?lián)系，清楚地表明有關(guān)人員和機構(gòu)的職責(zé)；
?。?）設(shè)施和規(guī)程的描述；
（9）報告有關(guān)部門的通告要求；
?。?0）請求增援的通知要求；
?。?1）處于指定地點并處于備用狀態(tài)的應(yīng)急設(shè)備的清單；
?。?2）計劃實施時有關(guān)人員和機構(gòu)要采取的行動；
?。?3）終止應(yīng)急狀態(tài)和恢復(fù)正常的措施。
14.5應(yīng)根據(jù)應(yīng)急計劃制定應(yīng)急響應(yīng)程序。該程序以文件和指令的形式詳細規(guī)定達到應(yīng)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(yīng)與設(shè)想的情況相一致。
14.6指令應(yīng)明確陳述一旦出現(xiàn)應(yīng)急狀態(tài)時，廠內(nèi)的所有人員得到通知后該怎樣行動。
14.7應(yīng)急組織必須包括了解反應(yīng)堆目前運行情況的人員，并且通常由反應(yīng)堆運行管理機構(gòu)領(lǐng)導(dǎo)。所有參與響應(yīng)的人員必須按需要定期接受在應(yīng)急時如何履行其職責(zé)的教育、培訓(xùn)和再培訓(xùn)。該要求也適用于與應(yīng)急響應(yīng)有關(guān) 的廠外的人員。
14.8必須在切實可行的范圍內(nèi)，定期進行應(yīng)急計劃的演習(xí)、復(fù)審和修改。
14.9應(yīng)急狀態(tài)需要使用的儀器、工具、設(shè)備、文件和通訊系統(tǒng)必須妥善保管和維護，使之處于隨時可用狀態(tài)，并在假設(shè)的事故條件下不受影響或不失效。
15 保 衛(wèi)
15.1必須采取一切合理的預(yù)防措施，防止人員進行非授權(quán)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(yīng)堆非法轉(zhuǎn)移，并防止人為破壞反應(yīng)堆。必須確立適當?shù)谋Ｐl(wèi)措施，并盡可能形成計劃。
15.2必須制訂措施以便發(fā)現(xiàn)和防止未經(jīng)批準進入保衛(wèi)區(qū)域，必須與有關(guān)部門共同作出安排和建立適當?shù)穆?lián)系，以便及時得到協(xié)助。
15.3保衛(wèi)計劃的細節(jié)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(jiān)查。
15.5營運單位必須調(diào)查任何實際的或未遂的對裂變材料或其他放射性物質(zhì)的盜竊，或?qū)嶋H的或未遂的對反應(yīng)堆的人為破壞行動或其它違反保衛(wèi)規(guī)定的行為，并必須通過保密渠道報告有關(guān)部門。
16 質(zhì)量保證
16.1總則
16.1.1研究堆和有關(guān)實驗的設(shè)計、采購、建造、調(diào)試、運行、修改和退役的質(zhì)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?qū)嶒灥木唧w質(zhì)量保證大綱的范圍取決于該反應(yīng)堆潛在的危害和國家核安全部門的要求。
16.1.2研究堆設(shè)計和運行的質(zhì)量保證必須是某一特定活動各個階段的連續(xù)過程。應(yīng)當明確質(zhì)量控制（驗證所要求的質(zhì)量已達到）僅僅是質(zhì)量保證的一部分。在完成一項具體工作時，實現(xiàn)質(zhì)量要求的基本責(zé)任必須屬于那些承擔(dān)工作的人，而不屬于那些通過驗證而確信該質(zhì)量要求已達到的人。
16.2應(yīng)用范圍
16.2.1總的質(zhì)量保證要求必須應(yīng)用于所有研究堆的設(shè)計、建造、調(diào)試、運行、修改或退役。
16.2.2對現(xiàn)有的研究堆可能并未要求他們編寫以前各階段的質(zhì)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(yīng)有適當?shù)馁|(zhì)量保證要求。
16.3質(zhì)量保證大綱
16.3.1營運單位必須編制和實施質(zhì)量保證大綱。
16.3.2在實現(xiàn)安全的原則和目標方面，動力堆的安全規(guī)定HAF003和安全導(dǎo)則HAD003/09等為編制質(zhì)量保證大綱提供了指導(dǎo)。研究堆質(zhì)量保證大綱可參考這些法規(guī)中質(zhì)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。
16.3.3營運單位必須確定對運行安全重要的物項、服務(wù)和程序，并必須包括在質(zhì)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(gòu)審查，并報國家核安全部門 審查和批準。
17.2退役計劃應(yīng)包括對適合于該反應(yīng)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；
?。?）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(gòu)筑物和大部件；
（3）移走全部放射性物質(zhì)，對其余構(gòu)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(yīng)堆或其中某些部分解體，以便能運到另外一個廠址繼續(xù)使用。
17.3退役計劃包括導(dǎo)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(jiān)督或不監(jiān)督就能保證安全。這些步驟可包括：貯存和監(jiān)督、廠址區(qū)域的有限制使用和無限制使用。
17.4在反應(yīng)堆的運行壽期內(nèi)，營運單位和反應(yīng)堆運行管理機構(gòu)應(yīng)牢記退役的要求。應(yīng)保存反應(yīng)堆的最新文件，并應(yīng)記錄反應(yīng)堆維修或修改期間受沾污或受輻照的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的處理經(jīng)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(zé)任方可終止。
名詞解釋
本規(guī)定中下列名詞術(shù)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(tài)形式出現(xiàn)的事故。事故工況下放射性物質(zhì)的釋放可由恰當設(shè)計設(shè)施限制在可接受限值以內(nèi)。嚴重事故 不在其例。
預(yù)計運行事件
反應(yīng)堆運行壽期內(nèi)預(yù)計可能出現(xiàn)一次或數(shù)次的偏離正常運行的各種運行過程。由于設(shè)計中已采取相應(yīng)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(dǎo)致事故工況。
調(diào)試
反應(yīng)堆已安裝的部件和系統(tǒng)投入運行并按設(shè)計要求進行性能驗證，以確認是否滿足性能標準的過程。調(diào)試由反應(yīng)堆裝載燃料前和反應(yīng)堆進入臨界、鏈式裂變反應(yīng)在持續(xù)進行中兩種條件下的試驗組成。
共因故障
由特定的單一事件或起因?qū)е氯舾裳b置或功能失效的故障 。
包容
包圍含放射性物質(zhì)的反應(yīng)堆主要部件的屏障，設(shè)計用以防止和緩解在運行狀態(tài)或設(shè)計基準事故中放射性物質(zhì)向環(huán)境的失控釋放 。
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(yīng)，并為研究堆芯布置及組成提供條件。
退役
反應(yīng)堆最終退出運行的過程
設(shè)計基準事故
研究堆按確定的設(shè)計準則在設(shè)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(shè)置多重部件或系統(tǒng)，這些部件或系統(tǒng)總起來說具有一個或幾個不同屬性 。
排出流
釋放到環(huán)境中的流體〈液體或氣體），流體中可能含固體微粒。
專設(shè)安全設(shè)施
?。ㄒ姲踩到y(tǒng)）
實驗裝置
裝在堆內(nèi)或反應(yīng)堆周圍，利用反應(yīng)堆中子通量和電離輻射束進行研究、開發(fā)、同位素生產(chǎn)以及其它工作的裝置。
燃料（核燃料）
用于核反應(yīng)堆中產(chǎn)生中子的含可裂變材料和可轉(zhuǎn)換材料的化學(xué)混合元件。
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(jié)構(gòu)體。
維修
保持設(shè)備處于良好工作狀態(tài)的活動，包括預(yù)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(guān)實驗裝置的運行，包括啟動、功率運行、停堆過程、停堆狀態(tài)、維護、試驗和換料（參見運行狀態(tài)）。
營運單位
持有國家核安全部門許可證（執(zhí)照），負責(zé)經(jīng)營和運行反應(yīng)堆設(shè)施的單位。
運行限值和條件
經(jīng)國家核安全部門認可的，為研究堆設(shè)施的安全運行而列舉參數(shù)限值、設(shè)備的功能和性能及人員執(zhí)行任務(wù)的水平等一整套規(guī)定。
運行狀態(tài)
正常運行或預(yù)計運行事件兩類狀態(tài)的統(tǒng)稱。
假設(shè)始發(fā)事件
經(jīng)鑒明可能導(dǎo)致預(yù)計運行事件或事故工況及其后續(xù)故障效應(yīng)的事件 。
保護系統(tǒng)
由各種電器件、機械器件和線路〈從傳感器到執(zhí)行機構(gòu)的輸入端）組成的產(chǎn)生與保護功能相聯(lián)系的信號系統(tǒng)。
質(zhì)量保證
為使物項或服務(wù)與規(guī)定的質(zhì)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(tǒng)化的活動。
反應(yīng)堆運行管理機構(gòu)
由營運單位委任的負責(zé)指揮研究堆設(shè)施運行、并承擔(dān)直接安全責(zé)任的機構(gòu)。
多重性
通過設(shè)置數(shù)量高于最低需要的單元或系統(tǒng)（相同的或不同的），以達到任一單元或系統(tǒng)的失效不致于引起所需總體安全功能喪失的措施。
研究堆
主要用于產(chǎn)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(yīng)堆。
核安全（安全）
完成正確的運行工況、事故預(yù)防或緩解事故后果從而實現(xiàn)保護廠區(qū)人員、公眾和環(huán)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(shè)施在這些范圍內(nèi)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(guān)物項或系統(tǒng)
不屬于安全系統(tǒng)的安全重要物項或系統(tǒng)。
安全系統(tǒng)整定值
為防止出現(xiàn)超過安全限值的狀態(tài)，在發(fā)生預(yù)計運行事件和事故工況時啟動有關(guān)自動保護裝置的觸發(fā)點。
安全系統(tǒng)
安全上重要的系統(tǒng)，用于保證反應(yīng)堆安全停堆、從堆芯排出余熱或限制預(yù)計運行事件和事故工況的后果。
停堆裕度
當具有最大負反應(yīng)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(yīng)性工況時，除維持反應(yīng)堆無限期處于次臨界狀態(tài)所需的負反應(yīng)性以外的負反應(yīng)性。
停堆反應(yīng)性
反應(yīng)堆由控制裝置引入最大負反應(yīng)性而處于次臨界狀態(tài)時的反應(yīng)性量。
停堆系統(tǒng)
由手動或由保護系統(tǒng)來以信號觸發(fā)，并使反應(yīng)性快速下降而執(zhí)行停堆所需的系統(tǒng)。
單一故障
導(dǎo)致某一部件不能執(zhí)行其預(yù)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(fā)故障，均視作單一故障的組成部分。
廠址、廠區(qū)
具有確定的邊界，在反應(yīng)堆運行管理機構(gòu)有效控制下的反應(yīng)堆所在區(qū)域。
附錄 在質(zhì)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(guī)定的第十六章已經(jīng)列出了對質(zhì)量保證的總要求。其他各章（關(guān)于維修、記錄、應(yīng)用、修改和廢物）列出了具體質(zhì)量保證要求。本附錄強調(diào)在質(zhì)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(yīng)性和臨界管理
研究堆堆芯布置經(jīng)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(yīng)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(yīng)的次臨界度和反應(yīng)性限值。
堆芯熱工安全
上面提到的堆芯裝載的經(jīng)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(yīng)堆投入運行前對照有關(guān)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(shù)的、核的或運行的特性，可能明顯地影響反應(yīng)堆安全。必須注意保證這些設(shè)施對安全的影響得到充分的評價，并備有適當?shù)奈募?/p>
反應(yīng)堆修改
研究堆及其實驗裝置經(jīng)常要進行修改，以使其運行能力和實驗?zāi)芰m應(yīng)不同的應(yīng)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(yīng)堆。
部件和材料的操作
特別是池式研究堆，經(jīng)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(guī)程和限制，防止對反應(yīng)堆產(chǎn)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(jiān)督
研究堆經(jīng)常有來訪的科學(xué)家、學(xué)員和其它人員參觀。這些人要進入控制區(qū)，并可能主動地參與反應(yīng)堆的運行和應(yīng)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(yīng)堆的安全的規(guī)程、限制和管理規(guī)則得到嚴格的遵守。
