注册核安全工程师-法律法规
1.0 概述
我国核安全法律法规按法律效力分为三个层级：国家法律>国务院条例>国务院各部委部门规章。
国家核安全局制定：安全导则以及技术文件。核安全导则的层次低于部门规章，实践中视为强制性要求执行。
根据《中华人民共和国标准化法》的规定，标准包括国家标准、行业标准、地方标准、团体标准和企业标准。国家标准分为强制性标准、推荐性标准，行业标准、地方标准是推荐性标准。强制性标准是必须执行的。国家鼓励采用推荐性标准。
当出现低层级文件的规定与高层及文件规定相抵触时，应该以高层及文件规定为准，管理部门应当及时对较低层级文件进行修订。
1.1 放射性污染防治法
目的：为了防治放射性污染，保护环境，保障人体健康，促进核能、核技术的开发与和平利用。
方针：实行预防为主、防治结合、严格管理、安全第一的方针。
主管部门：国务院环境保护行政主管部门对全国放射性污染防治工作依法实施统一监督管理。
标准制定：国家放射性污染防治标准由国务院环境保护行政主管部门制定。由国务院环境保护行政主管部门和国务院标准化行政主管部门联合发布。
监测制度：分两级监督：①核设施、铀（钍）矿：国务院环境主管部门；②核技术利用、伴生矿：县级以上环境主管部门。
国务院环境保护行政主管部门会同国务院其他有关部门组织环境监测网络，对放射性污染实施监督、监测管理。（监督性监测由行政部门实施）
县级以上地方人民政府环境保护行政主管部门和同级其他有关部门，对本行政区域内核技术利用、伴生放射性矿开发利用中的放射性污染防治进行监督检查。
资格资质管理：①国家对从事放射性污染防治的专业人员实行资格管理制度；②对核设施营运单位进行资质管理，在进行核设施建造、装料、运行、退役等活动申请领取核设施许可证和办理装料、退役等审批手续。③生产、销售、使用放射性同位素和射线装置的单位申请领取许可证。④从事放射性固体废物贮存、处置的单位，必须经国务院环境保护行政主管部门审查批准，取得许可证。
环评报告书（必考点）①在办理核设施选址，申请核设施建造、运行许可证和办理退役审批手续前审批手续前应当编制环境影响报告书，报国务院环境保护行政主管部门审查批准；②生产、销售、使用放射性同位素和加速器、中子发生器以及含放射源的射线装置的单位，应当在申请领取许可证前编制环境影响评价文件，报省、自治区、直辖市人民政府环境保护行政主管部门审查批准；（重中之重）；③开发利用或者关闭铀（钍）矿的单位，应当在申请领取采矿许可证或者办理退役审批手续前编制环境影响报告书，报国务院环境保护行政主管部门审查批准。④开发利用伴生放射性矿的单位，应当在申请领取采矿许可证前编制环境影响报告书，报省级以上人民政府环境保护行政主管部门审查批准。⑤产生放射性废气、废液的单位向环境排放符合国家放射性污染防治标准的放射性废气、废液，应当向审批环境影响评价文件的环境保护行政主管部门申请放射性核素排放量，并定期报告排放计量结果。（对应部门申请放射性核素排放量；向谁申请排放量重点）。
四同时：与核设施相配套、改建、扩建的工程，应当与主体工程同时设计、同时施工、同时投入使用。同时验收；验收合格的，主体工程方可投入生产或者使用。
规划限制区：核动力厂等重要核设施外围地区应当划定规划限制区。规划限制区的划定和管理办法，由国务院规定。（由谁制定？核安全法里面有明确规定由省自治区直辖市人民政府划定，由国务院核安全监督管理部门同意后实施）
场内应急计划：核设施营运单位应当按照核设施的规模和性质制定核事故场内应急计划，做好应急准备。
应急报告：出现核事故应急状态时，核设施营运单位必须立即采取有效的应急措施控制事故，并向核设施主管部门和环境保护行政主管部门、卫生行政部门、公安部门以及其他有关部门报告。
标识：放射性物质和射线装置应当设置明显的放射性标识和中文警示说明。生产、销售、使用、贮存、处置放射性物质和射线装置的场所，以及运输放射性物质和含放射源的射线装置的工具，应当设置明显的放射性标志。
特殊要求：使用伴生放射性矿渣和含有天然放射性物质的石材做建筑和装修材料，应当符合国家建筑材料放射性核素控制标准。
废旧放射源回收利用：生产放射源的单位，应当按照国务院环境保护行政主管部门的规定回收和利用废旧放射源；
发生放射源丢失、被盗和放射性污染事故时，有关单位和个人必须立即向公安部门、卫生行政部门和环境保护行政主管部门报告。接到报告单位应当立即报告本级人民政府。
放射性固体废物先处理再处置，低、中水平放射性固体废物在符合国家规定的区域实行近地表处置。α放射性固体废物、高水平放射性固体废物实行集中的深地质处置。
禁在内河水域和海洋上处置放射性固体废物。
国务院核设施主管部门会同国务院环境保护行政主管部门根据地质条件和放射性固体废物处置的需要，在环境影响评价的基础上编制放射性固体废物处置场所选址规划。（核安全法：第四十二条国务院核工业主管部门会同国务院有关部门和省、自治区、直辖市人民政府编制低、中水平放射性废物处置场所的选址规划，报国务院批准后组织实施。国务院核工业主管部门会同国务院有关部门编制高水平放射性废物处置场所的选址规划。）
涉及到环境影响评价文件相关统计
| 单位 | 事项 | 主管部门 |
|---|---|---|
| 核设施 | 申请选址、建造、运行、退役 | 国务院环境保护行政主管部门 |
| 放射性同位素和加速器、中子发生器 以及含放射源许可证的射线装置的单位 |
申请生产、销售、使用 | 国务院环境保护行政主管部门 |
| 开发利用或者关闭铀（钍）矿的单位 | 申请采矿许可证或者退役 | 国务院环境保护行政主管部门 |
| 开发利用伴生放射性矿的单位 | 申请采矿许可证或者退役 | 省级以上人民政府环境保护行政主管部门 |
| 产生放射性废气、废液单位向环境排放 | 申请放射性核素排放量 | 批环境影响评价文件的部门 |
1.2 核安全法
目的：为了保障核安全，预防与应对核事故，安全利用核能，保护公众和从业人员的安全与健康，保护生态环境，促进经济社会可持续发展。
范围：在中华人民共和国领域及管辖的其他海域内，对核设施、核材料及相关放射性废物采取充分的预防、保护、缓解和监管等安全措施，防止由于技术原因、人为原因或者自然灾害造成核事故，最大限度减轻核事故情况下的放射性后果的活动。
放射性废物，是指核设施运行、退役产生的，含有放射性核素或者被放射性核素污染，其浓度或者比活度大于国家确定的清洁解控水平。
核安全观：国家坚持理性、协调、并进的核安全观。
方针原则：核安全工作必须坚持安全第一、预防为主、严格管理、纵深防御、全面保障、独立监管、责任明确的原则。（放射性污染防治法方针：安全第一、预防为主、严格管理、防治结合）
权责：国务院核安全监督管理部门负责核安全的监督管理，会同国务院有关部门编制国家核安全规划，报国务院批准后组织实施；核设施营运单位对核安全负全面责任；为核设施营运单位提供设备、工程以及服务等的单位，应当负相应责任。
标准体系：国家坚持从高从严建立核安全标准体系。核安全标准是强制执行的标准，应当根据经济社会发展和科技进步适时修改。
核安全文化：国务院核安全监督管理部门、核工业主管部门和能源主管部门应当建立培育核安全文化的机制。
分类管理：国家根据核设施的性质和风险程度等因素，对核设施实行分类管理。
监测：核设施营运单位应当对核设施周围环境中所含的放射性核素的种类、浓度以及核设施流出物中的放射性核素总量实施监测，并定期向国务院环境保护主管部门和所在地省自治区、直辖市人民政府环境保护主管部门报告监测结果。
规划限制区：省、自治区、直辖市人民政府应当在核动力厂等重要核设施周围划定规划限制区，经国务院核安全监督管理部门同意后实施。
资质管理：核设施营运单位进行核设施选址、建造、运行、退役等活动，为核设施提供核安全设备设计、制造、安装和无损检验服务的单位，从事放射性废物处理、贮存、处置的单位，应当向国务院核安全监督管理部门申请许可。国务院核安全监督管理部门负责批准核材料、放射性废物运输包装容器的许可申请。境外机构为境内核设施提供核安全设备设计、制造、安装和无损检验服务的，应当向国务院核安全监督管理部门申请注册。核设施操纵人员以及核安全设备焊接人员、无损检验人员等特种工艺人员应当按照国家规定取得相应资格证书。
场址选择审查意见书：向国务院核安全监督管理部门提交核设施选址安全分析报告，经审查符合核安全要求后，取得核设施场址选择审查意见书。
建造申请：核设施营运单位应当向国务院核安全监督管理部门提出建造申请，提交材料：①核设施建造申请书；②初步安全分析报告；③环境影响评价文件；④质量保证文件⑤其他材料。核设施建造许可证的有效期不得超过十年。
运行申请：核设施首次装投料前，应向国务院核安全监督管理部门提出申请，提交材料：①核设施运行申请书；②最终安全分析报告；③质量保证文件；④应急预案；⑤其他材料。运行许可证的有效期为设计寿期，应当于有效期届满前五年，向国务院核安全监督管理部门提出延期申请。
退役申请，应当向国务院核安全监督管理部门提出申请，提交材料：①核设施退役申请书；②安全分析报告；③环境影响评价文件；④质量保证文件；⑤其他材料。
放射性废物应当实行分类处置：低、中水平放射性废物在国家规定的符合核安全要求的场所实行近地表或者中等深度处置高水平放射性废物实行集中深地质处置，由国务院指定的单位专营。单位应当对放射性废物进行减量化、无害化处理、处置，确保永久安全。
选址规划：国务院核工业主管部门会同国务院有关部门和省、自治区、直辖市人民政府编制低、中水平放射性废物处置场所的选址规划，报国务院批准后组织实施。国务院核工业主管部门会同国务院有关部门编制高水平放射性废物处置场所的选址规划，报国务院批准后组织实施。
记录保存：放射性废物处置单位应当建立放射性废物处置情况记录档案，如实记录处置的放射性废物的来源、数量、特征、存放位置等与处置活动有关的事项。记录档案应当永久保存。
安全监护计划：放射性废物处置设施关闭前，放射性废物处置单位应当编制放射性废物处置设施关闭安监护计划，报国务院核安全监督管理部门批准。安全监护计划应当包括下列主要内容：①安全监护责任人及其责任；②安全监护费用；③安全监护措施；④安全监护期限。
放射性废物处置设施关闭后，经国务院核安全监督管理部门会同国务院有关部门批准后，将其交由省、自治区、直辖市人民政府进行监护管理。
国家对核材料、放射性废物的运输实行分类管理。（放射性物品分为一类、二类、三类）
国务院核工业主管部门负责协调乏燃料运输管理活动，监督有关保密措施。
公安机关对核材料、放射性废物道路运输的实物保护实施监督。
通过道路运输核材料、放射性废物的，应当报启运地县级以上人民政府公安机关按照规定权限批准；通过道路运输乏燃料或者高水平放射性废物的，应当报国务院公安部门批准。
核材料、放射性废物的托运人对运输中的核安全负责。
核材料、放射性废物的托运人应当在运输中采取有效的辐射防护和安全保卫措施，对运输中的核安全负责。乏燃料、高水平放射性废物的托运人应当向国务院核安全监督管理部门提交有关核安全分析报告，经审查批准后方可开展运输活动。
国家设立核事故应急协调委员会，组织、协调全国的核事故应急管理工作。①国务院核工业主管部门制定国家核事故应急预案，经国务院批准后组织实施。②国家核事故应急协调委员会成员单位根据国家核事故应急预案部署，制定本单位核事故应急预案，报国务院核工业主管部门备案。③省、自治区、直辖市人民政府指定的部门负责制定本行政区域内场外核事故应急预案，报国家核事故应急协调委员会审批后组织实施。④核设施营运单位负责制定本单位场内核事故应急预案，报国务院核工业主管部门、能源主管部门和省、自治区、直辖市人民政府指定的部门备案。
国家对核事故应急实行分级管理。
发生核事故时：核设施营运单位应当：①开展应急响应，减轻事故后果，②立即向国务院核工业主管部门、核安全监督管理部门和省、自治区、直辖市人民政府指定的部门报告核设施状况，③根据需要提出场外应急响应行动建议。国家核事故应急协调委员会按照国家核事故应急预案部署，组织协调国务院有关部门、地方人民政府、核设施营运单位实施核事故应急救援工作。国务院核工业主管部门或者省、自治区、直辖市人民政府指定的部门负责发布核事故应急信息。事故发生地省、自治区、直辖市人民政府负责应急响应。
国务院核安全监督管理部门应当依法公开与核安全有关的行政许可，以及核安全有关活动的安全监督检查报告、总体安全状况、辐射环境质量和核事故等信息。
国务院应当定期向全国人民代表大会常务委员会报告核安全情况。
监督检查制度：国务院核安全监督管理部门可以在核设施集中的地区设立派出机构国务院核安全监督管理部门或者其派出机构应当向核设施建造、运行、退役等现场派遣监督检查人员，进行核安全监督检查。核安全监督检查人员应当具备与监督检查活动相应的专业知识和业务能力，并定期接受培训。
纵深防御：是指通过设定一系列递进并且独立的防护、缓解措施或者实物屏障，防止核事故发生，减轻核事故后果。
各主管部门与职能汇总
2.1 民用核设施安全监督管理条例
民用核设施的选址、设计、建造、运行和退役必须贯彻安全第一的方针。
国家核安全局对全国核设施安全实施统一监督，独立行使核安全监督权。负责组织起草、制定有关核设施安全的规章和审查有关核安全的技术标准；
核设施主管部门负责所属核设施的安全管理，接受国家核安全局的核安全监督。参与有关核安全法规的起草和制订，组织制订有关核安全的技术标准，并向国家核安全局备案组织所属核设施的场内应急计划的制订和实施，参与场外应急计划的制订和实施；组织核能发展方面的核安全科学研究工作。
"核设施主管部门"是指对核设施营运单位负有领导责任的国务院和省、自治区、直辖市人民政府的有关行政机关。
核设施营运单位对安全承担全面责任。
核设施的迁移、转让或退役必须向国家核安全局提出申请，经审查批准后方可进行。
资质管理：国家核安全局负责批准颁发核设施安全许可证件，包括：①核设施建造许可证；②核设施运行许可证；③核设施操纵员执照；
核设施操纵员执照分《操纵员执照》和《高级操纵员执照》两种。持《操纵员执照》的人员方可担任操纵核设施控制系统的工作。持《高级操纵员执照》的人员方可担任操纵或者指导他人操纵核设施控制系统的工作。
核设施营运单位有权拒绝有害于安全的任何要求，但对国家核安全局的强制性措施必须执行。
2.2 核材料管制条例
核材料是：铀-233、铀-235、钚-239、氚、锂-6以及含这些的材料和制品。铀矿石及其初级产品，不属于本条例管制范围。
国家对核材料实行许可证制度。国家核安全局负责民用核材料的安全监督，拟订核材料管制法规；核准核材料许可证。
必须申请许可证的条件：①累计的调入量式生产量大于或等于0.01有效公斤的铀、含铀材料和制品；②累计的调入量或生产量大于或等于3.7E13贝可（1000居里）的氚、含氚材料和制品；③累计的调入量或生产量大于或等于1公斤的浓缩锂、含浓缩锂材料和制品（以锂-6量计）；④任何量的钚-239、含钚-239的材料和制品。（10克铀、任意钚、千居氚、千克锂）
许可证持有单位应当在当地公安部门的指导下，对生产、使用、贮存和处置核材料的场所，建立严格的安全保卫制度，
运输核材料必须遵守国家的有关规定，核材料托运单位负责与有关部门制定运输保卫方案，落实保卫措施。
核材料许可证持有单位对所持有的核材料负全面安全责任，直至核材料安全责任合法转移为止。
核材料许可证持有单位的上级领导部门应当给所属持有单位以必要的支持和督促检查，并承担领导责任。
2.3 核电厂核事故应急管理条例
目的：为了加强核电厂核事故应急管理工作，控制和减少核事故危害。
方针：核事故应急管理工作实行常备不懈，积极兼容，统一指挥，大力协同，保护公众，保护环境的方针。
全国的核事故应急管理工作：由国务院指定的部门负责，拟定国家应急政策；统一协调全国应急工作；制定国家应急计划，审查批准场外核事故应急计划；批准进入和终止场外应急状态；审查批准核事故公报、国际通报，提出请求国际援助的方案。
地区核事故应急管理工作：核电厂所在地的省、自治区、直辖市人民政府指定的部门负责本行政区域内的核事故应急管理工作。执行国家应急政策；组织制定场外核事故应急计划；指挥场外核事故应急响应行动；组织支援应急响应行动；通报核事故情况。
核电厂的核事故应急机构的主要职责是：执行国家核事故应急工作的法规和政策；制定场内核事故应急计划，做好核事故应急准备工作；确定核事故应急状态等级，统一指挥本单位的核事故应急响应行动；及时向上级主管部门、国务院核安全部门和省级人民政府指定的部门报告事故情况，提出进入场外应急状态和采取应急防护措施的建议。
核事故应急计划：核电厂的核事故应急机构、省级人民政府指定的部门和国务院指定的部门应当预先制定核事故应急计划。
核事故应急计划包括场内核事故应急计划、场外核事故应急计划和国家核事故应急计划。各级核事故应急计划应当相互衔接、协调一致。
场内核事故应急计划由核电厂核事故应急机构制定，经其主管部门审查后，送国务院核安全部门审评并报国务院指定的部门备案。
场外核事故应急计划由核电厂所在地的省级人民政府指定的部门组织制定，报国务院指定的部门审查批准。
国家核事故应急计划由国务院指定的部门组织制定。
场内核事故应急计划、场外核事故应急计划应当包括下列内容：①核事故应急工作的基本任务；②核事故应急响应组织及其职责；③烟羽应急计划区和食入应急计划区的范围；④干预水平和导出干预水平；⑤核事故应急准备和应急响应的详细方案；⑥应急设施、设备、器材和其他物资；⑦核电厂核事故应急机构同省级人民政府指定的部门之间相互配合、支援的事项及措施。
新建的核电厂必须在其场内和场外核事故应急计划审查批准后，方可装料。
在核电厂首次装料前，核电厂的核事故应急机构和省级人民政府指定的部门应当组织场内、场外核事故应急演习。
核事故应急状态分为下列四级：①应急待命。出现可能导致危及核电厂核安全的某些特定情况或者外部事件，核电厂有关人员进入戒备状态。②厂房应急。事故后果仅限于核电厂的局部区域，核电厂人员按照场内核事故应急计划的要求采取核事故应急响应行动，通知厂外有关核事故应急响应组织。③场区应急。事故后果蔓延至整个场区，场区内的人员采取核事故应急响应行动，通知省级人民政府指定的部门，某些厂外核事故应急响应组织可能采取核事故应急响应行动。④场外应急。事故后果超越场区边界，实施场内和场外核事故应急计划。
当核电厂进入应急待命状态时，向上级主管部门和国务院核安全部门报告情况，并视情况决定是否向省级人民政府指定的部门报告。当出现可能或者已经有放射性物质释放的情况时，应当根据情况，及时决定进入厂房应急或者场区应急状态，并迅速向上级主管部门、国务院核安全部门和省级人民政府指定的部门报告情况；在放射性物质可能或者已经扩散到核电厂场区以外时，应当迅速向省级人民政府指定的部门提出进入场外应急状态并采取应急防护措施的建议。
省级人民政府指定的部门接到核电厂核事故应急机构的事故情况报告后，应当迅速采取相应的核事故应急对策和应急防护措施，并及时向国务院指定的部门报告情况。需要决定进入场外应急状态时，应当经国务院指定的部门批准；在特殊情况下，省级人民政府指定的部门可以先行决定进入场外应急状态，但是应当立即向国务院指定的部门报告。
核电厂的核事故应急机构和省级人民政府指定的部门应当做好核事故后果预测与评价以及环境放射性监测等工作，为采取核事故应急对策和应急防护措施提供依据。
省级人民政府指定的部门应当适时选用隐蔽、服用稳定性碘制剂、控制通道、控制食物和水源、撤离、迁移、对受影响的区域去污等应急防护措施。
现场核事故应急响应人员和其他人员都应当在辐射防护人员的监督和指导下活动，尽量防止接受过大剂量的照射。
在核事故应急进入场外应急状态时，国务院指定的部门应当及时派出人员赶赴现场，指导核事故应急响应行动，必要时提出派出救援力量的建议。
因核事故应急响应需要，可以实行地区封锁，跨省、自治区、直辖市的地区封锁，以及导致中断干线交通或者封锁国境的地区封锁，由国务院决定。
有关核事故的新闻由国务院授权的单位统一发布。
场外应急状态的终止由省级人民政府指定的部门会同核电厂核事故应急机构提出建议报国务院指定的部门批准，由省级人民政府指定的部门发布。
省级人民政府指定的部门应当根据受影响地区的放射性水平，采取有效的恢复措施。
核事故应急状态终止后，核电厂核事故应急机构应当向国务院指定的部门、核电厂的上级主管部门、国务院核安全部门和省级人民政府指定的部门提交详细的事故报告；省级人民政府指定的部门应当向国务院指定的部门提交场外核事故应急工作的总结报告。
场内核事故应急准备资金由核电厂承担。场外核事故应急准备资金由核电厂和地方人民政府共同承担，资金数额由国务院指定的部门会同有关部门审定。核电厂承担的资金，在投产前根据核电厂容量、在投产后根据实际发电量确定一定的比例交纳。
烟羽应急计划区，是指针对放射性烟云引起的照射而建立的应急计划区。
食入应急计划区，是指针对食入放射性污染的水或者食物引起照射而建立的应急计划区
干预水平，是指预先规定的用于在异常状态下确定需要对公众采取应急防护措施的剂量水平。
导出干预水平，是指由干预水平推导得出的放射性物质在环境价质中的浓度或者水平。
2.4 放射性同位素与射线装置安全和防护条例
放射性同位素包括放射源和非密封放射性物质。
国务院生态环境主管部门对全国放射性同位素、射线装置的安全和防护工作实施统一监督管理。国务院公安、卫生等部门实施监督管理。
县级以上地方人民政府生态环境主管部门和其他有关部门对本行政区域内放射性同位素、射线装置的安全和防护工作实施监督管理。
国家对放射源和射线装置实行分类管理,根据对人体健康和环境的潜在危害程度，从高到低，将放射源分为：I类、Ⅱ类、Ⅲ类、IV类、V类，具体分类办法由国务院生态环境主管部门制定；将射线装置分为：I类、Ⅱ类、Ⅲ类，具体分类办法由国务院生态环境主管部门与国务院卫生主管部门制定。
生产、销售、使用放射性同位素和射线装置的单位，应当依照取得生态环境主管部门许可证，并自受理申请之日起20个工作日内完成审查。
国务院生态环境主管部门审批颁发：除医疗使用Ⅰ类放射源、制备正电子发射计算机断层扫描用放射性药物自用的单位外，生产放射性同位素、销售和使用Ⅰ类放射源、销售和使用Ⅰ类射线装置的单位的许可证。
省、自治区、直辖市人民政府生态环境主管部门审批颁发：医疗使用I类放射源；制备正电子发射计算机断层扫描用放射性药物自用的单位；使用Ⅱ类、Ⅲ类、IV类、V类放射源的单位；销售和使用Ⅱ类射线装置的单位；销售和使用Ⅲ类射线装置的单位；
许可证有效期为5年。有效期届满，需要延续的，持证单位应当于许可证有效期届满30日前，向原发证机关提出延续申请。
使用放射性同位素和射线装置进行放射诊疗的医疗卫生机构，还应当获得放射源诊疗技术和医用辐射机构许可。
国务院对外贸易主管部门会同国务院生态环境主管部门、海关总署和生产放射性同位素的单位的行业主管部门制定并公布限制进出口放射性同位素目录和禁止进出口放射性同位素目录。
进口列入限制进出口目录的放射性同位素，应当在国务院生态环境主管部门审查批准后，由国务院对外贸易主管部门依据国家对外贸易的有关规定签发进口许可证。国务院生态环境主管部门应当自受理申请之日起10个工作日内完成审查。对进口的放射源，国务院生态环境主管部门还应当同时确定与其标号相对应的放射源编码。
转让放射性同位素，由转入单位向其所在地省、自治区、直辖市人民政府生态环境主管部门审批，主管部门应当自受理申请之日起15个工作日内完成审查。转出、转入单位应当在转让活动完成之日起20日内，分别向其所在地主管部门备案。
生产放射性同位素的单位，应当建立放射性同位素产品台账，对生产的放射源统-编码，台账和编码清单报国务院生态环境主管部门备案。
放射性同位素的包装容器、含放射性同位素的设备和射线装置，应当设置明显的放射性标识和中文警示说明。生产的放射源应当有明确标号和必要说明文件。其中，Ⅰ类、Ⅱ类、Ⅲ类放射源的标号应当刻制在放射源本体或者密封包壳体上，IV类、V类放射源的标号应当记录在相应说明文件中。
持有放射源的单位将废旧放射源交回生产单位、返回原出口方或者送交放射性废物集中贮存单位贮存的，应当在该活动完成之日起20日内向其所在地省、自治区、直辖市人民政府生态环境主管部门备案。
生产、进口放射源的单位销售Ⅰ类、Ⅱ类、Ⅲ类放射源给其他单位使用的，应当与使用放射源的单位签订废旧放射源返回协议；使用放射源的单位交回生产单位或者返回原出口方。确实无法交回送交有相应资质的放射性废物集中贮存单位贮存。
使用放射源的单位应当按照国务院生态环境主管部门的规定，将IV类、V类废旧放射源进行包装整备后送交有相应资质的放射性废物集中贮存单位贮存。
使用Ⅰ类、Ⅱ类、Ⅲ类放射源的场所和生产放射性同位素的场所，以及终结运行后产生放射性污染的射线装置，应当依法实施退役。
生产、销售、使用、贮存放射性同位素和射线装置的场所，应当设置安全和防护设施以及必要的防护安全联锁、报警装置或者工作信号。射线装置的生产调试和使用场所，应当具有防止误操作、防止工作人员和公众受到意外照射的安全措施。（案例经常用）
在野处进行放射性同位素示踪试验的，应当经省级以上人民政府生态环境主管部门商同级有关部门批准方可进行。
使用放射性同位素和射线装置进行放射诊疗的医疗卫生机构，应当依据国务院卫生主管部门有关规定和国家标准，制定与本单位从事的诊疗项目相适应的质量保证方案，遵守质量保证监测规范，按照医疗照射正当化和辐射防护最优化的原则，避免一切不必要的照射，并事先告知患者和受检者辐射对健康的潜在影响。
金属冶炼厂回收冶炼废旧金属时，监测中发现问题的，应当及时通知所在地设区的市级以上人民政府生态环境主管部门。
根据辐射事故的性质、严重程度、可控性和影响范围等因素，从重到轻将辐射事故分为特别重大辐射事故、重大辐射事故、较大辐射事故和一般辐射事故四个等级。
| 放射源丢失、被盗、失控 | 辐射污染 | 急性死亡 | 急性重度放射病、局部器官残疾 | |
|---|---|---|---|---|
| 特别重大辐射事故 | Ⅰ类、Ⅱ类 | 大范围严重辐射污染 | 3人以上（含3人） | |
| 重大辐射事故 | Ⅰ类、Ⅱ类 | 2人以下（含2人） | 10人以上（含10人） | |
| 较大辐射事故 | Ⅲ类 | 9人以下（含9人） | ||
| 一般辐射事故 | Ⅳ类、Ｖ类 | 人员受到超过年剂量限值 |
县级以上人民政府生态环境主管部门应当会同同级公安、卫生、财政等部门编制辐射事故应急预案，报本级人民政府批准。
生产、销售、使用放射性同位素和射线装置的单位，应当根据可能发生的辐射事故的风险，制定本单位的应急方案，做好应急准备。
发生辐射事故时，单位应当立即向当地生态环境主管部门、公安部门、卫生主管部门报告。接到报告后的单位，应当立即派人赶赴现场，进行现场调查，采取有效措施，控制并消除事故影响，同时报告本级人民政府和上级人民政府生态环境主管部门、公安部门卫生主管部门。县级以工地方人民政府及其有关部门接到辐射事故报告后，应当按照事故分级报告的规定及时将辐射事故信息报告上级人民政府及其有关部门。
发生特别重大辐射事故和重大辐射事故后，事故发生地省、自治区、直辖市人民政府和国务院有关部门应当在4小时内报告国务院；特殊情况下，事故发生地人民政府及其有关部门可以直接向国务院报告，并同时报告上级人民政府及其有关部门。
辐射事故发生后，县级以上人民政府生态环境主管部门、公安部门、卫生主管部门，按照职责分工做好相应的辐射事故应急工作：①生态环境主管部门负责辐射事故的应急响应、调查处理和定性定级工作，协助公安部门监控追缴丢失、被盗的放射源；②公安部门负责丢失、被盗放射源的立案侦查和追缴；③卫生主管部门负责辐射事故的医疗应急。
生态环境主管部门、公安部门、卫生主管部门应当及时相互通报辐射事故应急响应、调查处理、定性定级、立案侦查和医疗应急情况。国务院指定的部门根据生态环境主管部门确定的辐射事故的性质和级别，负责有关国际信息通报工作。
县级以上人民政府生态环境主管部门进行监督检查，应当配备辐射防护安全监督员。辐射防护安全监督员由从事辐射防护工作，具有辐射防护安全知识并经省级以上人民政府生态环境主管部门认可的专业人员担任。
2.5 民用核安全设备监督管理条例
核安全设备，是指在民用核设施中使用的执行核安全功能的设备，包括核安全机械设备和核安全电气设备，民用核安全设备目录由国务院核安全监管部门商国务院有关部门制定并发布。
国务院核安全监管部门对民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动实施监督管理。监督检查分为例行检查和非例行检查。
民用核设施营运单位，应当对在役的民用核安全设备进行检查、试验、检验和维修，并对民用核安全设备的使用和运行安全承担全面责任。
民用核安全设备标准是从事民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动的技术依据。民用核安全设备标准包括国家标准、行业标准和企业标准。
| 国家标准-涉及核安全 | 国务院核安全监管部门组织拟定 | / | 国务院标准化主管部门和 国务院核安全监管部门联合发布 |
| 国家标准-不涉及核安全 | 国务院核行业主管部门组织拟定 | 国务院核安全监管部门认可 | 国务院标准化主管部门发布 |
| 行业标准 | 国务院核行业主管部门组织拟定 | 国务院核安全监管部门认可 | 由国务院核行业主管部门发布 报国务院标准化主管部门备案 |
| 企业标准 |
民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验单位应当向国务院核安全监管部门申请领取许可证。申请单位条件之一有5年以上从事活动相关或者相近的工作业绩。申请领取设备制造许可证或者安装许可证的单位，还应当制作有代表性的模拟件。国务院核安全监管部门应当自受理申请之日起45个工作日内完成审查。
民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验许可证有效期为5年，效期届满6个月前，向国务院核安全监管部门提出延续申请。
民用核设施营运单位，应当对民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动进行质量管理（编制质量保证大纲/总纲）和过程控制，做好监造和验收工作。
民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验单位，应当根据其质量保证大纲和民用核设施营运单位的要求，在民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动开始前编制项目质量保证分大纲，并经民用核设施营运单位审查同意。
民用核安全设备设计单位，应当在设计活动开始30日前，将下列文件报国务院核安全监管部门备案：①项目设计质量保证分大纲和程序清单；②设计内容和设计进度计划；③设计遵循的标准和规范目录清单，设计中使用的计算机软件清单；④设计验证活动清单。
民用核安全设备制造、安装单位，应当在制造、安装活动开始30日前，将下列文件报国务院核安全监管部门备案：①项目制造、安装质量保证分大纲和程序清单；②制造、安装技术规格书；③分包项目清单；④制造、安装质量计划。
民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验单位，不得将国务院核安全监管部门确定的关键工艺环节分包给其他单位。
民用核安全设备焊工、焊接操作工和无损检验人员由国务院核安全监管部门核准颁发资格证书。
民用核安全设备无损检验单位和无损检验人员对无损检验结果报告负责。
民用核安全设备设计单位应当对其设计进行设计验证。设计验证由未参与原设计的专业人员进行。设计验证可以采用设计评审、鉴定试验或者不同于设计中使用的计算方法的其他计算方法等形式。
民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验单位，应当于每年4月1日前向国务院核安全监管部门提交上一年度的评估报告。
境外单位应在国内开展活动：应取得所在国核安全监管部门规定的相应资质；技术是成熟的或者经过验证的；采用我国国家标准、行业标准或者国务院核安全监管部门认可的标准；到国务院核安全监管部门办理注册登记手续。
| 设计单位 | 质保大纲、程序清单 设计内容及计划 标准规范清单、软件清单 设计验证活动清单 |
设计开始前30日 | 国务院核安全监管部门备案 |
| 制造、安装和无损单位 | 质保大纲、程序清单 技术规格书 分包清单 制造安装质量计划 |
制造、安装前30日 | 国务院核安全监管部门备案 |
| 设计、制造、安装和无损 | 年度评估报告 | 每年4月1日 | 国务院核安全监管部门报告 |
2.6 放射性物品运输安全管理条例
范围：放射性物品的运输和运输容器的设计、制造等活动。放射性物品是指含有放射性核素，并且其活度和比活度均高于国家规定的豁免值的物品。
根据放射性物品的特性及其对人体健康和环境的潜在危害程度，将放射性物品分为一类、二类和三类。①一类放射性物品，是指Ⅰ类放射源、高水平放射性废物、乏燃料等释放到环境后对人体健康和环境产生重大辐射影响的放射性物品。②二类放射性物品，是指Ⅱ类和Ⅲ类放射源、中等水平放射性废物等释放到环境后对人体健康和环境产生一般辐射影响的放射性物品。③三类放射性物品，是指IV类和V类放射源、低水平放射性废物、放射性药品等释放到环境后对人体健康和环境产生较小辐射影响的放射性物品。
| 一类放射性物品 | Ⅰ类放射源、高水平放射性废物、乏燃料 | 重大辐射影响 |
| 二类放射性物品 | Ⅱ类和Ⅲ类放射源、中等水平放射性废物 | 一般辐射影响 |
| 三类放射性物品 | Ⅳ类和Ⅴ类放射源、低水平放射性废物、放射性药品 | 较小辐射影响 |
国务院核安全监管部门对放射性物品运输的核与辐射安全实施监督管理。
县级以上地方人民政府环境保护主管部门和公安、交通运输等有关主管部门，依照本条例规定和各自的职责，负责本行政区域放射性物品运输安全的有关监督管理工作。
放射性物品的运输和放射性物品运输容器的设计、制造，应符合国家放射性物品运输安全标准，该标准由国务院核安全监管部门制定，由国务院核安全监管部门和国务院标准化主管部门联合发布。
放射性物品的托运人应当制定核与辐射事故应急方案，在放射性物品运输中采取有效的辐射防护和安全保卫措施，并对放射性物品运输中的核与辐射安全负责。
放射性物品运输容器设计单位进行一类放射性物品运输容器设计，应当编制设计安全评价报告书；进行二类放射性物品运输容器设计，应当编制设计安全评价报告表。
一类运输容器的设计，应当在首次用于制造前报国务院核安全监管部门审查批准，45个工作日内完成审查。
一类审批：设计单位应当向国务院核安全监管部门提出书面申请，并提交材料：设计总图及其设计说明书；设计安全评价报告书；质量保证大纲。审核机构45个工作日内完成审查。
二类备案：设计单位应当在首次用于制造前，将设计总图及其设计说明书、设计安全评价报告表报国务院核安全监管部门备案。
三类存档：放射性物品运输容器的设计，设计单位应当编制设计符合国家放射性物品运输安全标准的证明文件并存档备查。
一类放射性物品运输容器制造单位（许可）：应当向国务院核安全监管部门申请领取-类放射性物品运输容器制造许可证及制造的运输容器型号，审核机构45个工作日内完成审查申请制造许可证提交以下证明材料：①有与所从事的制造活动相适应的专业技术人员；②有与所从事的制造活动相适应的生产条件和检测手段；③有健全的管理制度和完善的质量保证体系。
制造许可证有效期为5年，需要延续的，一类放射性物品运输容器制造单位应当于制造许可证有效期届满6个月前向审核机构提出申请。
二类放射性物品运输容器制造单位（备案）：应当在首次制造活动开始30日前，将其具备与所从事的制造活动相适应的专业技术人员、生产条件、检测手段，以及具有健全的管理制度和完善的质量保证体系的证明材料，报国务院核安全监管部门备案。
编码：一类、二类放射性物品运输容器制造单位，应当对其制造的一类、二类放射性物品运输容器统一编码，并于每年1月31日前将上一年度的运输容器编码清单报国务院核安全监管部门备案。三类单位应当于每年1月31日前将上一年度制造的运输容器的型号和数量报国务院核安全监管部门备案。
一类放射性物品运输容器使用单位还应当对其使用的一类放射性物品运输容器每两年进行一次安全性能评价，并将评价结果报国务院核安全监管部门备案。
使用境外单位制造的一类放射性物品运输容器的，应当在首次使用前报国务院核安全监管部门审查批准（二类备案）。并提交下列材料：①设计单位所在国核安全监管部门颁发的设计批准文件；②设计安全评价报告书；③业绩的证明材料；④质量合格证明；⑤符合我国相关法规标准的说明材料。审核部门自受理申请之日起45个工作日内完成审查。
托运一类放射性物品的，托运人应当委托有资质的辐射监测机构对其表面污染和辐射水平实施监测，辐射监测机构应当出具辐射监测报告。托运二类、三类放射性物品的，托运人应当对其表面污染和辐射水平实施监测，并编制辐射监测报告。
托运人和承运人应当对直接从事放射性物品运输的工作人员进行运输安全和应急响应知识的培训，并进行考核。
托运人和承运人应当在放射性物品运输容器和运输工具上设置警示标志。
国家利用卫星定位系统对一类、二类放射性物品运输工具的运输过程实行在线监控。
托运人和承运人应当按照国家职业病防治的有关规定，对直接从事放射性物品运输的工作人员进行个人剂量监测，建立个人剂量档案和职业健康监护档案。
托运人应当向承运人提交运输说明书、辐射监测报告、核与辐射事故应急响应指南、
装卸作业方法、安全防护指南，承运人应当查验、收存。托运一类放射性物品的，托运人应当编制放射性物品运输的核与辐射安全分析报告书报国务院核安全监管部门审查批准，45个工作日内完成审查。放射性物品运输的核与辐射安全分析报告书应当包括放射性物品的品名、数量、运输容器型号、运输方式、辐射防护措施、应急措施等内容。
一类放射性物品启运前，托运人应当将放射性物品运输的核与辐射安全分析报告批准书、辐射监测报告，报启运地的省、自治区、直辖市人民政府环境保护主管部门备案。
通过道路运输放射性物品的，应当经公安机关批准，按照指定的时间、路线、速度行驶，并悬挂警示标志，配备押运人员，使放射性物品处于押运人员的监管之下。通过道路运输核反应堆乏燃料的，托运人应当报国务院公安部门批准。通过道路运输其他放射性物品的，托运人应当报启运地县级以上人民政府公安机关批准。
禁止邮寄一类、二类放射性物品。邮寄三类放射性物品的，按照国务院邮政管理部门的有关规定执行。
生产、销售、使用或者处置放射性物品的单位，可以向设区的市级人民政府道路运输管理机构申请非营业性道路危险货物运输资质，运输本单位的放射性物品，并承担本条例规定的托运人和承运人的义务。
一类放射性物品从境外运抵中华人民共和国境内，或者途经中华人民共和国境内运输的，托运人应当编制放射性物品运输的核与辐射安全分析报告书，报国务院核安全监管部门审查批准。二类、三类放射性物品开展以上活动托运人应当编制放射性物品运输的辐射监测报告，报国务院核安全监管部门备案。
县级以上人民政府组织编制的突发环境事件应急预案，应当包括放射性物品运输中可能发生的核与辐射事故应急响应的内容。
放射性物品运输中发生核与辐射事故的，承运人、托运人应当立即报告事故发生地的县级以上人民政府环境保护主管部门，环境保护主管部门应当立即派人赶赴现场，进行现场调查，采取有效措施控制事故影响，并及时向本级人民政府报告，通报同级公安、卫生、交通运输等有关主管部门。
2.7 放射性废物安全管理条例
放射性废物的处理：是指为了能够安全和经济地运输、贮存、处置放射性废物，通过净化、浓缩、固化、压缩和包装等手段，改变放射性废物的属性、形态和体积的活动。
放射性废物贮存：是指将废旧放射源和其他放射性固体废物临时放置于专门建造的设施内进行保管的活动。
放射性废物处置：是指将废旧放射源和其他放射性固体废物最终放置于专门建造的设施内并不再回取的活动。
放射性废物的安全管理，应当坚持减量化、无害化和妥善处置、永久安全的原则。
国务院环境保护主管部门统一负责全国放射性废物的安全监督管理工作。
县级以上地方人民政府环境保护主管部门负责本行政区域放射性废物的有关管理工作。
国家对放射性废物实行分类管理。根据放射性废物的特性及其对人体健康和环境的潜在危害程度，将放射性废物分为高水平放射性废物、中水平放射性废物和低水平放射性废物。
核设施营运单位应当将不能回收利用并不能返回原生产单位或者出口方的废旧放射源，送交集中贮存或处置。
核设施营运单位、核技术利用单位应当不能经净化排放的放射性废液转变为稳定的、标准化的固体废物贮存，或送交取得相应许可证的放射性固体废物处置单位处置。
放射性固体废物应当向国务院环境保护主管部门申请领取贮存许可证，需提交证明材料之一为：健全的管理制度以及符合核安全监督管理要求的质量保证体系，包括质量保证大纲、贮存设施运行监测计划、辐射环境监测计划和应急方案等。主管部门应当自受理申请之日起20个工作日内完成审查。
与核设施配套建设的贮存设施，贮存本单位产生的放射性固体废物的，不需要申请领取贮存许可证，贮存其他单位的则需要。
放射性固体废物贮存许可证的有效期为10年，许可证有效期届满90日前，向国务院环境保护主管部门提出延续申请。
放射性固体废物贮存单位应当按照国家有关放射性污染防治标准和国务院环境保护主管部门的规定，对其接收的废旧放射源和其他放射性固体废物进行分类存放和清理，及时予以清洁解控或者送交取得相应许可证的放射性固体废物处置单位处置。
放射性固体废物贮存单位应当根据贮存设施的自然环境和放射性固体废物特性采取必要的防护措施，保证在规定的贮存期限内贮存设施、容器的完好和放射性固体废物的安全，并确保放射性固体废物能够安全回取。
放射性固体废物贮存单位应当根据贮存设施运行监测计划和辐射环境监测计划，对贮存设施进行安全性检查，并对贮存设施周围的地下水、地表水、土壤和空气进行放射性监测。
将废旧放射源和其他放射性固体废物送交放射性固体废物贮存、处置单位贮存、处置时，送交方应当一并提供放射性固体废物的种类、数量、活度等资料和废|旧放射源的原始档案，并按照规定承担贮存、处置的费用。
国务院核工业行业主管部门会同国务院环境保护主管部门根据地质、环境、社会经济条件和放射性固体废物处置的需要，在进行环境影响评价的基础上编制放射性固体废物处置场所选址规划，报国务院批准后实施。
建造放射性固体废物处置设施，应当按照放射性固体废物处置场所选址技术导则和标准的要求，与居住区、水源保护区、交通干道、工厂和企业等场所保持严格的安全防护距离，并对场址的地质构造、水文地质等自然条件以及社会经济条件进行充分研究论证。
建造放射性固体废物处置设施，应当符合放射性固体废物处置场所选址规划，并依法办理选址批准手续和建造许可证。
高水平放射性固体废物和α放射性固体废物深地质处置设施的工程和安全技术研究、地下实验、选址和建造，由国务院核工业行业主管部门组织实施。
专门从事放射性固体废物处置活动的单位，应当符合下列条件，并依照本条例的规定申请领取放射性固体废物处置许可证：
- ①有国有或者国有控股的企业法人资格；
- ②低、中水平放射性固体废物处置单位应当具有10名以上放射性废物管理、辐射防护、环境监测方面的专业技术人员，其中至少有3名注册核安全工程师；高水平放射性固体废物和α放射性固体废物处置单位应当具有20名以上放射性废物管理、辐射防护、环境监测方面的专业技术人员，其中至少有5名注册核安全工程师；
- ③低、中水平放射性固体废物处置设施关闭后应满足300年以上的安全隔离要求；高水平放射性固体废物和α放射性固体废物深地质处置设施关闭后应满足1万年以上的安全隔离要求；
- ④低、中水平放射性固体废物处置单位的注册资金应不少于3000万元；高水平放射性固体废物和α放射性固体废物处置单位的注册资金应不少于1亿元；
- ⑤有能保证其处置活动持续进行直至安全监护期满的财务担保；
- ⑥有健全的管理制度以及符合核安全监督管理要求的质量保证体系。
放射性固体废物处置单位应当建立放射性固体废物处置情况记录档案，如实记录处置的放射性固体废物的来源、数量、特征、存放位置等与处置活动有关的事项。放射性固体废物处置情况记录档案应当永久保存。
放射性固体废物处置单位应当根据处置设施运行监测计划和辐射环境监测计划，对处置设施进行安全性检查，并对处置设施周围的地下水、地表水、土壤和空气进行放射性监测。
放射性固体废物处置单位发现安全隐患或者周围环境中放射性核素超过国家规定的标准的，应当立即向国务院环境保护主管部门和核工业行业主管部门报告（贮存单位发现问题向省级环境保护主管部门报告）。构成辐射事故的，应当立即启动本单位的应急方案，并依照《**中华人民共和国放射性污染防治法》《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》**的规定进行报告，开展有关事故应急工作。
放射性固体废物处置设施服役期届满、已达到设计容量、地质条件发生重大变化关闭应当编制处置设施安全监护计划，报国务院环境保护主管部门批准。
放射性固体废物处置单位应当于每年3月31日前，向国务院环境保护主管部门和核工业行业主管部门如实报告上一年度放射性固体废物接收、处置和设施运行等情况。
3.001.1-3 核动力厂研究堆核燃料循环设施安全许可程序规定
核设施营运单位申请核设施安全许可及变更、延续，报国家核安全局审查批准。
核设施营运单位应当具备保障核设施安全运行的能力，并符合以下条件：组织管理体系及制度、技术人员和管理人员、安全评价和资源财务能力、技术支撑和持续改进能力、应急响应和赔偿保障能力、其他。
核设施营运单位应当按照有关核设施场址选择的要求完成核设施场址的安全评估论证，并在满足核安全技术评价要求的前提下，向国家核安全局提交核设施场址选择审查申请书和核设施选址安全分析报告，经审查符合核安全要求后，取得核设施场址选择审查意见书。
核设施营运单位取得核设施建造许可证后，方可按照核设施建造许可证规定的范围和条件从事相关的建造活动。核设施建造许可证的有效期不得超过十年。建造申请时提交材料：①核设施建造申请书；②初步安全分析报告；③环境影响评价文件；④质量保证文件；⑤其他材料。
核设施首次装投料前，核设施营运单位应当向国家核安全局提出运行申请，核设施运行许可证的有效期为设计寿期，申请时提交材料：①核设施运行申请书；②最终安全分析报告；③质量保证文件；④应急预案；⑤其他材料。
运行许可证有效期内，核设施营运单位应当按照要求对核设施进行定期安全评价，评价周期根据核设施具体情况和核安全法规和标准的变化情况确定，一般为十年。评价结果应当提交国家核安全局审查。
核设施营运单位取得核设施运行许可证后，应当按照批准的调试大纲所确定的顺序、方法等要求完成调试试验项目。所有调试试验项目完成后两个月内，向国家核安全局提交调试报告。
国家核安全局对核设施首次装投料以及装投料后的重要调试活动，可以设置控制点。
拟转让核设施的，由持有核设施安全许可证的核设施营运单位和核设施拟受让单位共同向国家核安全局提出申请，并提交以下材料：①转让核设施的申请书；②核设施拟受让单位质量保证文件；③核设施拟受让单位应急预案；④其他需要申明的事项。
迁移核设施的，核设施营运单位应当向国家核安全局提出申请，并提交下列材料：①核设施迁移申请书；②新场址的选址安全分析报告；③新场址的环境影响报告书；④新场址的应急预案；⑤核设施迁移活动的质量保证文件；⑥核设施安全分析报告相关内容的修订文件；⑦其他材料。
核设施退役前，核设施营运单位应向国家核安全局提出退役申请，并提交下列材料：①核设施退役申请书；②退役安全分析报告；③环境影响评价文件；④质量保证文件；⑤其他材料。
国家核安全局对核设施安全许可申请组织安全技术审查。技术审查内容包括申请材料与法规标准的符合情况、分析计算结果复核、试验结果审核等。技术审查流程包括文件审查、校核计算、试验验证、技术交流和专家咨询等。在技术审查完成之日起二十个工作日内，依法作出准予许可的决定。
核设施建造许可证有效期届满三十日前，向国家核安全局办理延期手续
核设施营运单位调整下列事项的，应当报国家核安全局批准：①作为颁发运行许可证依据的重要构筑物、系统和设备；②运行限值和条件；③国家核安全局批准的与核安全有关的程序和其他文件。
核设施运行许可证有效期届满前五年，向国家核安全局提出延续申请。
核设施运行许可证有效期延续的期限按照核设施的实际状态和安全评估情况确定，但每次不超过二十年。
核动力厂、研究堆、核燃料循环设施许可申请及审批
| 选址 | 建造 | 运行(首次装投料) | 退役 | 转让 | 迁移 | |
| 申请材料 | 营运单位 | 营运单位 | 营运单位 | 营运单位 | 原单位+受让单位 | 营运单位 |
| 1 | 选择审查申请 | 建造申请书 | 运行申请书 | 退役申请书 | 转让申请书 | 迁移申请书 |
| 2 | 选址安分报告 | 初步安分报告 | 最终安分报告 | 安全分析报告 | / | 新址选址安分 |
| 调试大纲可后补 | 维修检查换料大纲后补 | |||||
| 3 | 环评文件 | 环评文件 | / | 环评文件 | / | 新址环境影响报告书 |
| 4 | / | / | 应急预案 | / | 受让单位应急预案 | 新址应急预案 |
| 5 | / | 质量保证文件 | 质量保证文件 | 质量保证文件 | 受让单位质量保证 | 迁移质保文件 |
| 6 | / | 其他材料 | 其他材料 | 其他材料 | 其他材料 | 安分修订文件、其他材料 |
| 审批单位 | 国家核安全局 | 国家核安全局 | 国家核安全局 | 国家核安全局 | 国家核安全局 | 国家核安全局 |
| 取得证书 | 审查意见书 | 建造许可证 | 运行许可证 | 退役批准书 | 重新颁发许可证，同时注销原证 | 批准 |
| 有效期延续 | 十年 | 设计寿期 | ||||
| 延寿：退役前五年，每次不超过二十年 | ||||||
| 备注 | 营运单位定期安全评价（每十年） |
3.001.1.1 民用核设施操作人员资格管理规定
持有《操作员执照》的人员方可担任操作核设施控制系统的工作； 持有《高级操作员执照》的人员方可担任操作或者指导他人操作核设施控制系统的工作。
国务院核安全监督管理部门负责批准颁发执照。
国务院核安全监督管理部门组织研究堆和后处理设施操作人员执照培训和考核；
国务院能源主管部门负责组织核动力厂操作人员执照培训和考核。
申请核动力厂《高级操作员执照》的人员规定的成绩优秀应当包括担任操作员两年内参加运行值班至少一千六百小时的条件。
申请研究堆和后处理设施执照的人员，由承担执照申请工作的单位组织向国务院核安全监督管理部门提交申请材料。
申请核动力厂执照的人员，应当先参加国务院能源主管部门组织的执照培训和考核，并通过国务院能源主管部门审查后，由承担执照申请工作的单位组织向国务院核安全监督管理部门提交申请材料。
执照有效期为五年，在执照有效期届满三个月前申请延续执照。申请变更、延续核动力厂执照的，还应当提交国务院能源主管部门的审查意见。
申请延续执照的人员，执照有效期内工作成绩符合规定的，可以免予笔试，仅参加口试和操作考试；其中核动力厂操作人员的工作成绩中应当包括参加运行值班至少两干小时的条件。
核动力厂培训大纲应当由国务院能源主管部门审定。研究堆和后处理设施培训大纲应当由国务院核安全监督管理部门审定。
核动力厂操作人员考核标准由国务院能源主管部门制定，国务院核安全监督管理部门核准。研究堆、后处理设施考核标准由国务院核安全监督管理部门制定。
操作人员岗位配置应当满足安全运行需要，并在核设施营运单位提交给国务院核安全监督管理部门的最终安全分析报告中予以明确。
核动力厂、Ⅰ类和Ⅱ类研究堆、后处理设施的运行值班负责人应当具有两个以上操作人员岗位工作的经历，且持有《高级操作员执照》。
核动力厂、Ⅰ类和Ⅱ类研究堆、后处理设施运行部门的主要负责人和分管运行的负责人立当具有担任运行值班负责人的经历，且至少一人持有所在核设施《高级操作员执照》。
持有《高级操作员执照》的核动力厂运行部门负责人，运行值班应当同时满足下列条件：①每十二个月参加运行值班至少一百小时；②执照有效期内执行或者指导过启动、升降功率、换料运行等重要工作。
Ⅲ类研究堆运行部门的负责人中应当至少有一人持有《操作员执照》或者《高级操作员执照》。
核动力厂操作人员的运行值班应当同时满足下列条件：①每十二个月参加运行值班至少四百小时；②每六个月参加运行值班至少一百五十小时。
国务院核安全监督管理部门对操作人员资格管理有关工作进行监督检查。监督检查主要通过文件审查、现场检查、记录确认或者谈话等方式进行，必要时可以抽查复验。
3.001.2 核设施的安全监督
安全监督目的：通过检查核安全管理要求和许可证件规定条件的履行情况，督促纠正不符合核安全管理要求和许可证件规定条件的事项，必要时可采取强制性措施，以保障核设施的安全。
国家核安全部门的监督并不减轻核设施营运单位及有关单位对核设施所承担的核安全责任。
核安全监督由国家核安全局及其地区监督站组织实施。
国家核安全局在核安全监督工作中负领导责任，其部分主要职责为：①负责培训、考核核安全监督员及监督操纵人员资格的考核工作。②组织编制全国核设施的年度检查计划，批准地区监督站年度检查计划；③组织编制核设施监督项目表、监督检查大纲、检查程序等监督文件；④负责组织由局实施的例行核安全检查和非例行核安全检查；⑤负责组织对重大不符合项和核安全相关事件等进行评价；⑥监督操纵人员资格的考核工作；⑦负责建立核设施运行状态数据库、事件库。
地区监督站负责派驻区核设施的核安全监督，主要职责为：①编制和实施辖区内核设施的年度检查计划；②负责向核设施现场派遣并管理核安全检查组和核安全监督员；③负责日常核安全检查，组织由站实施的或参加由局实施的例行核安全检查和非例行核安全检查；④检查与督促营运单位执行报告制度；⑤参与检查操纵人员资格的考核工作；⑥评价或参与评价不符合项、核安全相关事件及核设施的安全状况；⑦处理违反核安全管理要求和许可证件规定条件的事项。
核安全检查可以分为日常的、例行的和非例行（特殊）的检查。非例行的检查可以是事先通知或事先不通知的。事先通知的检查一般在检查前一个月通知营运单位和/或有关单位，以便做好准备和安排。
核安全检查由核安全检查组、核安全监督员或受委托人员进行。核安全检查主要方法为：文件检查、现场观察、座谈和采访、测量或试验：
日常核安全检查是由现场核安全监督员所作的检查。现场核安全监督员应对影响核安全的重要活动、物项和记录进行检查，并做好检查记录。
例行核安全检查是核安全检查组或核安全监督员对营运单位在核设施选址、设计、建造、调试、运行、退役各阶段的安全重要活动所进行的有计划的核安全检查。程序如下：准备工作、检查前会议、检查的实施、检查后会议、检查报告、后续行动。
非例行核安全检查是国家核安全局或地区监督站根据工作需要进行的检查，是对意外的、非计划的或异常的情况或事件的响应。非例行参照例行核安全检查的程序实施。
国家核安全局根据工作需要，在核设施建造、调试和运行阶段选定控制点和见证试验项目。
营运单位必须执行核设施营运单位报告制度。报告制度包括：定期报告；重要活动通知；建造阶段事件报告；运行阶段事件报告；核事故应急报告。
国家核安全部门：国家核安全局及其地区监督站系统称国家核安全部门。
3.001.2.1 核动力厂营运单位核安全报告规定
核动力厂营运单位对核安全负有全面责任，应当执行核安全报告制度，按规定的要求向国家核安全局或者核动力厂所在地区核与辐射安全监督站提交：定期报告、重要活动报告、建造阶段事件报告、运行阶段事件报告和核事故应急报告。
核动力厂营运单位定期报告包括：建造阶段月度报告、运行阶段月度报告、安全性能指标季度报告、建造阶段年度报告、运行阶段年度报告和设备可靠性数据年度报告。
核动力厂营运单位应当从取得建造许可证之日起至取得运行许可证之日止，每个月第十个工作日前，向核动力厂所在地区核与辐射安全监督站提交上个月建造情况的月度报告。从取得运行许可证之日起，至取得退役批准书之日止，在每个月第十个工作日前，向核动力厂所在地区核与辐射安全监督站提交上个月运行情况的月度报告。
核动力厂营运单位应当从取得运行许可证之日起，至取得退役批准书之日止，每个季度第一个月第十个工作日前，向国家核安全局提交前一季度核动力厂安全性能指标季度报告。
核动力厂营运单位应当在每年4月1日前，向国家核安全局提交前一年度建造或者运行情况的年度报告。
核动力厂营运单位应当从取得运行许可证并完成首次换料大修之日的次日起，至取得退役批准书之日止，在每年6月1日前，向国家核安全局提交前一年度的核动力厂设备可靠性数据年度报告。
核动力厂营运单位应当在建造事件（运行事件）发生或者发现后二十四小时内，口头通告国家核安全局和核动力厂所在地区核与辐射安全监督站。
核动力厂营运单位应当在建造事件（运行事件）发生或者发现后三日内，向国家核安全局和核动力厂所在地区核与辐射安全监督站提交书面通告。
核动力厂营运单位应当在建造事件（运行事件）发生或者发现后三十日内，向国家核安全局提交建造事件极告。
核动力厂进入应急状态、应急状态变更或者应急状态终止后15分钟内，向国家核安全局和核动力厂所在地区核与辐射安全监督站发出核事故应急通告。
核动力厂进入厂房应急或者高于厂房应急状态后1小时内，向国家核安全局和核动力厂所在地区核与辐射安全监督站发出核事故应急报告。
同一应急状态下，核动力厂言运单位连续两次发出核事故应急报告的时间间隔不应超过一小时；事故态势得到控制后，应急报告的时间间隔不得超过四小时。
核动力厂应急状态终止后三十日内，核动力厂营运单位应当向国家核安全局提交核动力厂核事故最终评价报告，并在核事故最终评价报告中对核事件或者事故进行分级。
事件或者事故分级，是指按照国际核事件分级标准（INES）对运行事件或者事故进行的分级。将核事件分为七级，分别为：
- 1级：异常；
- 2级：一般事件；
- 3级：重要事件；
- 4级：较高级别称为事故，分别为影响范围有限的事故；
- 5级：影响范围较大的事故；
- 6级：重要事故；
- 7级：重大事故；
- 较低级别称为事件（1-3级）；较高级别称为事故（4-7级）
核事故应急状态分为：应急待命、厂房应急、场区应急和场外应急四级。
3.001.2.2 研究堆营运单位报告制度
"研究堆"是指主要用于产生和利用中子注量率和电离辐射作研究和其他目的用的核反应堆，包括临界装置。
研究堆建造阶段季度报告：从领到建造许可证件之日起到首次装料止，营运单位必须以公函形式在每个季度的第一个月最后一天以前，向所在地区监督站递交前一季度的建造情况总结报告，同时抄送国家核安全局。
研究堆运行阶段月度报告：即从首次装料开始到退役止，营运单位必须以公函形式在每月10日以前向所在地区监督站递交上个月运行情况的总结报告，同时抄送国家核安全局。
研究堆年度报告：营运单位必须以公函形式在每年4月1日以前向所在地区监督站递交前一年的年度总结报告，同时抄送国家核安全局。
在研究堆进行重要活动时，营运单位必须提前7天以有效方式通告到所在地区监督站或国家核安全局。
建造阶段、运行阶段事件通告：分为口头通告和书面通告。①口头通告：营运单位必须在事件发现后24小时内口头通告国家核安全局和所在地区监督站。②书面通告：营运单位必须在事件发现后三天内向国家核安全局和所在地区监督站递交书面通告
建造阶段、运行阶段事件报告：研究堆营运单位必须以公函形式在事件发现后30天内向国家核安全局和所在地区监督站递交事件报告。
安全评定是对相应事件的分析结论，包括事件的性质、事件对安全的危害及潜在后果。
在研究堆发生核事故时，营运单位必须在进入厂房应急状态后30分钟内向国家核安全局和所在地区监督站报告发出应急通告。进入厂房应急状态后1小时内向国家核安全局应急中心和所在地区监督站发出应急报告，在初始报告发出后，每隔2小时向国家核安全局应急中心和所在地区监督站发一次后续报告。
在事故源项或应急状态级别变更时，应立即向国家核安全局应急中心和所在地区监督站发后续报告。然后，每隔2小时发一次后续报告。
在核事故势态得到控制后，每隔6小时用电话传真方式向国家核安全局应急中心和所在地区监督站发一次后续报告。直至退出应急状态为止。
营运单位必须在退出应急状态以后30天内向国家核安全局和所在地区监督站提交核事故最终评价报告。
3.001.2.3 核燃料循环设施的报告制度
核设施营运单位必须执行核设施营运单位报告制度。报告制度包括：定期报告；重要活动通知；建造阶段事件报告；运行阶段事件报告；核事故应急报告。
核燃料循环设施的建造阶段季度报告，即从领到建造许可证之日起至冷调试结束止，营运单位必须以公函形式在每一季度的第一个月内向所在地区监督站递交前一季度的建造情况总结报告，同时抄送国家核安全局。
核燃料循环设施的运行阶段月度报告，即从热调试之日起，营运单位必须以公函形式在每一个月的10日前向所在地区监督站递交上个月运行情况的总结报告。同时抄送国家核安全局。
核燃料循环设施年度报告必须以公函形式在下一年度的4月1日前向所在地区监督站递交前一年的年度总结报告。同时抄送国家核安全局。
在核燃料循环设施进行重要活动时，营运单位必需提前7天以有效方式通告到所在地区监督站或国家核安全局。
事件通告：核燃料循环设施营运单位必须在事件发生后三天内向国家核安全局和所在地区监督站发出书面通告。
事件报告：核燃料循环设施营运单位必须以公函形式在事件发生后30天内向国家核安全局和所在地区监督站递交事件报告。
应急通告：核燃料循环设施发生核事故时，营运单位必须在发生核事故并进入应急状态1小时内，向国家核安全局应急中心和所在地区监督站发出应急通告。
应急报告：核燃料循环设施发生核事故时，营运单位必须在核事故的势态得到控制后用传真向国家核安全局应急中心和所在地区监督站发出后续报告。
核动力厂、研究堆、核燃料循环设施报告汇总
| 报告类别 | 适用阶段 | 核动力厂 | 研究堆 | 核燃料循环设施 |
|---|---|---|---|---|
| 一、定期报告 | 1. 建造阶段月度/季度报告 | 适用区间：建造许可-运行许可 频次：每月第10个工作日 报送对象：监督站 |
适用区间：建造许可-首次装料 频次：每季度第一个月（季度报告） 报送方式：公函报监督站、抄国家核安全局 |
适用区间：建造许可-冷调试结束 频次：每季度第一个月（季度报告） 报送方式：公函报监督站、抄国家核安全局 |
| 2. 运行阶段月度报告 | 适用区间：运行许可-退役批准 频次：每月第10个工作日 报送对象：监督站 |
适用区间：首次装料-退役 频次：每月10日前 报送方式：公函报监督站、抄国家核安全局 |
适用区间：热调试开始起 频次：每月10日前 报送方式：公函报监督站、抄国家核安全局 |
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| 3. 安全性能指标季度报告 | 适用区间：运行许可-退役批准 频次：每季度第一月第10个工作日 报送对象：国家核安全局 |
不适用 | 不适用 | |
| 4. 建造阶段年度报告 | 适用区间：建造许可-运行许可 报送时间：每年4月1日 报送对象：国家核安全局 |
适用区间：建造许可-首次装料 报送时间：每年4月1日 报送方式：公函报监督站、抄国家核安全局 |
适用区间：建造阶段 报送时间：每年4月1日 报送方式：公函报监督站、抄国家核安全局 |
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| 5. 运行阶段年度报告 | 适用区间：运行许可-退役批准 报送时间：每年4月1日 报送对象：国家核安全局 |
适用区间：首次装料-退役 报送时间：每年4月1日 报送方式：公函报监督站、抄国家核安全局 |
适用区间：运行阶段 报送时间：每年4月1日 报送方式：公函报监督站、抄国家核安全局 |
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| 6. 设备可靠性数据年度报告 | 适用区间：运行许可且首次换料大修次日-退役批准 报送时间：每年6月1日 报送对象：国家核安全局 |
不适用 | 不适用 | |
| 二、重要活动报告 | 适用区间：选址批复-退役批准 覆盖范围：未纳入月度报告的重要活动 报送方式：电子邮件报所在地监督站 |
适用区间：全周期 要求：提前7天以有效方式通告监督站或国家核安全局 |
适用区间：全周期 要求：提前7天以有效方式通告监督站或国家核安全局 |
|
| 三、建造阶段事件报告 | 触发条件：建造事件发生/发现后 | 1. 24h内：口头通告国家核安全局+所在地监督站 2. 3d内：提交书面通告（同上） 3. 30d内：向国家核安全局提交建造事件报告 |
1. 24h内：口头通告国家核安全局+所在地监督站 2. 3d内：提交书面通告（同上） 3. 30d内：公函报国家核安全局+监督站 |
1. 3d内：向国家核安全局+监督站提交书面通告 2. 30d内：公函报国家核安全局+监督站提交建造事件报告 |
| 四、运行阶段事件报告 | 触发条件：运行事件发生/发现后 | 1. 24h内：口头通告国家核安全局+所在地监督站 2. 3d内：提交书面通告（含初步分级，同上） 3. 30d内：向国家核安全局提交运行事件报告（含分级） |
1. 24h内：口头通告国家核安全局+所在地监督站 2. 3d内：提交书面通告（同上） 3. 30d内：公函报国家核安全局+监督站提交运行事件报告 |
向国家核安全局+所在地区监督站报告（无明确时限） |
| 五、应急报告 | 触发条件：进入应急状态/状态变更/终止 | 1. 15min内：电话+传真/电子方式通告国家核安全局+监督站（应急状态初始/变更/终止） 2. 厂房应急及以上：1h内提交应急报告 3. 连续报告间隔：≤1h（控制后≤4h） 4. 终止后30d内：向国家核安全局提交最终评价报告（含分级） |
1. 厂房应急：30min内电话+传真通告国家核安全局+监督站 2. 厂房应急1h内：提交应急报告 3. 后续报告间隔：每隔2h（事态控制后每隔6h） 4. 状态变更：立即电话+传真通告 5. 终止后30d内：向国家核安全局+监督站提交最终评价报告 |
1. 核事故应急：1h内电话+传真通告国家核安全局+监督站 2. 事态控制后：传真提交后续报告 3. 应急终止：提交终止报告 4. 终止后30d内：向国家核安全局+监督站提交评价报告 |
3.002.1 核电厂营运单位的应急准备和应急响应
国家核安全部门的监督并不减轻核电厂营运单位对核电厂应急准备、应急响应所承担的责任
在核电厂不同阶段对核电厂营运单位及有关单位应急准备和应急响应的要求：
| 阶段 | 环节 | 核心要求 |
|---|---|---|
| ① | 可行性研究阶段 | 分析推荐厂址区域的人口特点、地理特征及其他环境特征；分析在核电厂整个预计寿期内执行应急计划的能力。 |
| ② | 设计阶段 | 初步安分中：对核电厂事故状态（包括严重事故）及其后果作出分析；对厂内的应急设施、应急设备和应急撤离路线作出安排。 |
| ③ | 建造阶段 | 新建核电厂营运单位应针对邻近正在运行的核电厂潜在事故编制相应的应急准备程序并进行适宜的应急准备。 |
| ④ | 装料前阶段 | 营运单位的场内应急计划经其主管部门审查后应作为独立文件，与最终安全分析报告一并上报国家核安全部门审批，并按规定进行装料前的应急演习。在运行开始前核电厂营运单位必须作好全部应急准备。新建的核电厂只有在其场内和场外核事故应急计划被审查批准后，方可装料。 |
| ⑤ | 运行阶段 | 整个核电厂应急准备应做到常备不懈；应急状态下需要使用的设施、设备和通信系统等须妥为维护，处于随时可用状态。应定期进行核事故应急演习和对应急计划进行复审和修订。 |
| ⑥ | 退役阶段 | 在核电厂退役报告中应有应急计划的内容，说明在退役期间可能出现的应急状态及其对策，考虑待退役的核电厂可能产生的辐射危害，规定营运单位负责控制这些危害的组织和应急设施。 |
核电厂营运单位应急计划应包括下列主要内容：①应急组织及其职责；②应急状态、干预水平和应急行动水平；③应急设施和设备；④应急响应行动和防护措施；⑤应急终止和恢复；⑥应急能力的维持；⑦场内、外应急计划的协调。
应急组织及其职责：负责制定应急计划和进行应急准备，统一指挥在应急状态下的应急响应，并负责与国家核安全部门及场外应急机构联系。
应根据核电厂的设计特征和厂址特征提出应急行动水平。在申请首次装料批准书时，提出初步制定的应急行动水平；在申请运行许可证时应提交修订后的应急行动水平供审评。
为维持营运单位的应急响应能力，通过进行应急培训、应急演习和对应急准备的监查、检查等活动的内容。
在首次装料前应对所有应急人员（包括应急指挥人员）进行一次和在运行寿期内每年至少进行一次与应急任务相适应的培训和考核。
应急演习包括厂内应急组织的单项演习（练习）、综合演习和与厂外应急机构的联合演习。
练习可以是演习的一个组成部分。综合演习至少每2年一次；联合演习按有关规定进行；练习至少每年一次，对通信和数据传输的练习要求更高的频度。
演习计划中包括专门为演习或练习设计的合理的事故情景。综合演习计划及其事故情景设计应事先提交国家核安全部门。
营运单位应至少每二年一次对应急计划进行修订，经修订后的应急计划必须报国家核安全部门备案。
国家核安全部门对营运单位申请核安全许可证时提交的文件中关于应急准备、应急计划的有关内容进行的审评：①对可行性研究报告中厂址部分的评价；②对应急计划初步方案的审评；③对应急计划的审评；
国家核安全部门对核电厂营运单位的应急准备状况和执行应急响应的能力进行监督。监督方式为日常的和例行的检查，检查的主要项目包括对应急组织、应急人员、程序、设施和物资以及对来自厂外的技术支援的检查，验证。
核电厂营运单位根据国家核安全部门的要求提交应急准备工作的年度计划报告和上年度的总结报告。
营运单位向国家核安全部门提交报告的时间为：每次综合演习和联合演习结束后一个月内；应急准备工作的年度计划和上年的总结报告在每年的第一季度末提交。
核电厂营运单位根据国家核安全部门的要求提交应急准备工作的年度计划报告和上年度的总结报告。
核电厂营运单位应在发生事故并进入应急待命或高于应急待命状态后15分钟内，向国家核安全部门发出应急通告，并在进入厂房应急或以上应急状态后15分钟内向所在省（自治区直辖市）应急指挥中心发出应急通告。
核电厂营运单位应在核事故发生并进入厂房应急或高于厂房应急状态后的45分钟内向国家核安全部门以及所在省（自治区、直辖市）应急指挥中心发出应急报告；在应急初始报告发出后，每隔1小时向国家核安全部门和所在省（自治区、直辖市）应急指挥中心发一次后续报告；在事故源项或应急状态级别变更时，必须立即用电话传真方式向国家核安全部门报告。事故发生一段时间后若核电厂事故状态变化相对缓慢，可每隔2~3小时报告一次，直到应急状态终止。
核电厂营运单位的应急指挥必须及时将终止应急状态的决定向国家核安全部门和终止厂房应急或高于厂房应急状态的决定向所在省（自治区、直辖市）应急指挥中心报告。
营运单位对应急状态终止后的恢复措施所制定的详细计划和因事故使核电厂安全重要物项不能执行其规定的安全功能时的重新起动计划，必须上报国家核安全部门审批。实施恢复计划和重新起动计划期间应进行详细记录，并向国家核安全部门报告。
3.003 核电厂质量保证安全规定
为了保证核电厂的安全，必须制定和有效地实施核电厂质量保证总大纲和每一种工作（例如厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役）的质量保证分大纲。各种质量保证大纲所遵循的原则是相同的。
在完成某一特定工作中（例如在厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役中），对要达到的质量负主要责任的是该工作的承担者，而不是那些验证质量的人员。
质量保证大纲应包括为使物项或服务达到相应的质量所必需的活动，验证所要求的质量已达到所必需的活动，以及为产生上述活动的客观证据所必需的活动。
质量保证是”有效管理“的一个实质性的方面。质量保证大纲核心要素：全面覆盖影响质量的所有活动；建立验证-纠正的闭环机制；形成可证明已达到质量要求的文件证据体系。
对核电厂负有全面责任的营运单位必须负责制定和实施整个核电厂的质量保证总大纲。核电厂营运单位可以委托其他单位制定和实施大纲的全部或其中的一部分，但必须仍对总大纲的有效性负责，同时又不减轻承包者的义务或法律责任。总大纲必须对核电厂有关工作（例如厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役）的控制作出规定。
所有大纲必须确定负责计划和执行质量保证活动的组织结构，必须明确规定各有关组织和人员的责任和权力。
大纲的制定必须考虑要进行的各种活动的技术方面，以保证认可的工程规范、标准、技术规格书和实践经验经过核实并得到遵守。
必须确定质量保证大纲所适用的物项、服务和工艺。
所有大纲必须为完成影响质量的活动规定合适的控制条件。
凡影响核电厂质量的活动（包括核电厂运行期间的活动）都必须按适用于该活动的书面程序、细则或图纸来完成。为确定各种重要的活动是否已满意地完成，程序、细则和图纸必须包括适当的定性和（或）定量的验收准则。
参与实施大纲的单位的管理部门要对其负责的那部分质量保证大纲的状况和适用性定期进行审查。
必须建立一个有明文规定的组织结构并明确规定其职责、权限等级及内外联络渠道。实施质量保证大纲的人员既包括活动的从事者也包括验证人员，而不是单一方面的责任范围。
验证只能由不对该工作直接负责的人员进行。
负责实施和验证质量保证的人员与部门，必须拥有足够的权力和组织独立性，以便鉴别质量问题，建议、推荐或提供解决办法。必要时，对不符合、有缺陷或不满足规定要求的物项采取行动，以制止进行下一步工序、交货、安装或使用，直到作出适当的安排。
负责质量保证职能的人员和部门必须向级别足够高的管理部门上报，以保证上述必需的权力和足够的组织独立性，包括不受经费和进度约束的权力。
文件控制：质量保证大纲明确要求规范文件编制、分发、修订及作废管理，确保文件有效性。
必须制定设计控制措施并形成文件，以保证把规定的相应设计要求（例如国家核安全部门的要求、设计基准、规范和标准等）都正确地体现在技术规格书、图纸、程序或细则中。
设计控制措施应用：辐射防护；人因；防火；物理和应力分析；热工、水力、地震和事故分析；材料相容性；在役检查、维护和修理的可达性以及检查和试验的验收准则等。
设计接口控制规范：①接口责任划分：书面明确各设计单位/部门的内外部接口关系；详细规定各单位在接口管理中的具体职责：文件编制、审核、批准、发布、分发和修订；②设计资料管理：强制要求所有接口资料（含设计变更）必须通过规定渠道传递；建立标准化的资料交流方法；资料交流必须用文件记载并予以控制。
设计验证：①必须由独立于原设计团队的人员/小组执行验证；验证方法选择权在设计单位；需形成书面验证结果文件。②当用一个试验大纲验证具体设计特性时，必须包含原型试验件的鉴定试验。原型试验件试验必须在受验证的具体设计特性的最苛刻设计工况下进行。③当不能在最苛刻设计工况下进行试验时，允许在其他工况下做试验的条件：把结果外推到最苛刻设计工况，并且试验结果能验证具体设计特性时，则允许在其他工况下做试验。
设计变更：必须采用与原设计相同的设计控制措施。设计变更文件必须由审核和批准原设计文件的同一小组或单位审核和批准。如指定其他单位时：是否已掌握有关的背景材料，是已证明能胜任有关的具体设计领域的工作，是否足够了解原设计的要求及意图等条件来确定。
采购控制：大纲要求对供方资质、采购文件及验收流程进行管控，确保采购物项质量。
采购控制对供方的评价四个维度：①历史质量绩效审查：对供用能表明其以往类似采购活动质量的资料的评价；②近期质量保证记录验证：对供方新近的可供客观评价的、成文的、定性或定量的质量保证记录的评价；③源地技术能力与质量保证体系审计；④实物质量抽样验证：利用抽查产品进行评价。
采购控制对所购物项和服务的控制：承包者提供质量客观证据、对供方进行源地检查和监查以及物项和服务的交货检验等措施。证明所购物项和服务符合采购文件要求的文字证据必须在安装或使用前送到核电厂现场。
物项控制：大纲涵盖物项标识、储存和保护措施，以防止误用或损坏。
物项控制必须最大可能地使用实体标识，在实际不可能或不满足要求的情况下，必须采用实体分隔、程序控制或其他适用的方法，以保证标识。
工艺过程控制：大纲规定生产方法、设备维护及工艺参数监控，确保制造质量符合设计要求。
检查和试验控制：大纲要求通过独立检验、试验及记录留存验证物项达标。
在役检查大纲，必须对照基准数据评价其结果。
检查大纲全覆盖原则：必须对保证质量所必需的每一个工作步骤都进行检查独立性原则：对安全重要的检查必须由未参加被检查活动的人员进行。
停工待检点检查：文件中注明；未经指定的单位批准，不得进行停工待检点以后的工作。
试验大纲必须包括鉴定试验（程序、设备、样机）、安装前的复核试验、调试试验、运行阶段的监测试验。
试验结果必须以文件形式给出并加以评定，以保证满足规定的试验要求。试验数据管理需实现：可追溯性、可审查性、可验证性。
对核安全相关检测设备的选择标准包括合适的量程、型号、准确度和精度。
对不符合要求的物项的控制：在实际可行时必须用标记、标签或实体分隔的方法来：①标识不符合要求的物项；必须为不符合要求的物项或带有缺陷的物项；②制定控制下一步工序、交货或安装的措施；③形成文件并予以实施。
对不符合项的审查和处理必须按文件规定的程序对不符合要求的物项进行审查，并确定是否不加修改地接受、拒收、修理或返工。
验证质量保证大纲的实施及其有效性，必须根据需要执行内部及外部监查制度。监查必须根据书面程序和监查项目表（提问单）进行。参加监查的人员必须是对所监查的活动不负任何直接责任的。
3.00x 核动力厂管理体系安全规定
核动力厂管理体系，是指为确保核动力厂安全而建立的组织机构、管理制度、资源和工作过程等。
国务院核安全监督管理部门应当加强对核动力厂管理体系建立和实施情况的监督检查。
核动力厂营运单位对核动力厂的核安全负全面责任。应当坚持安全第一、预防为主、责任明确、严格管理、纵深防御、全面保障的原则，在核动力厂建立并保持对放射性危害的有效防御，保障核安全，预防和应对核事故，安全利用核能，保护从业人员、公众和环境免受不当危害。
核动力厂营运单位可以通过合同约定的方式将核动力厂管理体系的具体工作委托给相关单位承担；委托行为不转移核动力厂营运单位承担的核安全全面责任。
核动力厂营运单位主要负责人应当在以下方面作出承诺：制定核安全和生态环境保护安全决策机制和重大事项安全审议机制；明确权责义务及支持；监督与改进；沟通机制与报告制度。
核动力厂营运单位应当制定和有效实施核安全和生态环境保护政策、目标和规划的行动计划，并定期开展适宜性和符合性审查，及时纠正偏差。
核动力厂营运单位主要负责人应当履行下列职责：①指挥和调度管理体系的委大事项；②保证安全决策机制和安全审议机制有效运作；③协调解决工作过程之间的重大争议和冲突。
核动力厂营运单位负责安全综合管理的部门，应当具有足够的资源、职权和组织独立性。
核动力厂营运单位负责工作过程的责任部门：负责工作过程的管理大纲、规章制度和程序；负责的工作过程进行有效的管理控制；及时发现和纠正对安全不利的行为或者状态，实施经验反馈；向本单位安全综合管理部门报告安全状况和趋势，落实整改措施。
核动力厂营运单位安全审议机构应当对重要安全事项进行审议，跟踪审议决议的落实情况，必要时开展风险分析和独立审查。
核动力厂营运单位应当整合、实施、评价和持续改进管理体系。
核动力厂营运单位管理体系文件应当报国务院核安全监督管理部门备案。
核动力厂营运单位应当依据分类分级管理原则，确定核动力厂管理体系的各项要求，可以对管理体系的下列事项明确分级要求：①管理大纲、规章制度和程序的适用范围、详细程度和审批权限；②人员培训、资格考核、岗位授权的范围和要求；③采购文件的类型、详细程度和可追溯性要求；④对工作过程的管理控制、验证措施和要求；⑤需要形成和保存的记录及其保存期限。
工作过程应当由合格的人员依据相关管理体系文件，使用合格的材料和设备，在适宜的环境条件下实施。
核动力厂营运单位应当采取知识管理体系构建、开展信息化建设、软件验证相关要求，有效管理安全相关知识和信息，为工作实施、经验反馈和知识传承提供支持。
核动力厂营运单位对安全重要物项管理应当通过采取物项标识与台账管理；设备可用性和可靠性保障；备件动态管理；检测设备管控；高风险物质管理，有效管理安全重要物项和其他对核安全有潜在影响的物项等措施：
核动力厂营运单位应当确定实现安全目标、满足安全要求、交付合格物项或者服务所需要的工作过程，明确工作过程的控制要求，确保工作过程之间的一致性和连续性。
核动力厂营运单位应当根据安全重要性、功能属性和应用范围等因素，对工作过程进行分类管理。
特殊工艺过程应当在首次使用前进行验证。
核动力厂营运单位应当对工作过程进行策划、实施、评价和持续改进，识别和提供所需要的资源，确定影响工作过程实施的条件和要求，明确验收准则。
核动力厂营运单位应当将核安全文化融入生产、经营、科研和管理等各环节，在制定目标政策、设置机构、分配资源、制定计划、安排进度和控制成本时，始终坚持安全第一的原则，科学规范地开展各项工作。
核动力厂营运单位的决策机构和管理部门应当通过承诺、决策和行为示范等，不断强化法治意识、责任意识、风险意识和诚信意识，持续培育和建设核安全文化。
核动力厂营运单位应当开展管理体系日常监督检查，通过巡查、活动观察、会议、工作指导、意见征集等形式，检查管理体系各工作过程的执行情况和存在的问题，并及时整改。
核动力厂营运单位应当持续监测核动力厂安全状态，定期分析评价安全性能指标的变化趋势，调查、分析异常和不良趋势的原因并加以改进。
核动力厂营运单位应当定期组织开展管理体系内部监查，对重要的相关单位适时组织开展外部监查，必要时开展同行评估，系统评价管理体系各要素和工作过程的充分性、符合性和有效性，实施必要的管理改进。
3.101 核动力厂厂址评价安全规定
核动力厂的选址过程分为两个阶段：①厂址调查，对一个大地区进行调查普选并排除不适宜厂址后，确定候选厂址；②厂址选择，在安全和其他考虑因素的基础上通过筛选、评估、比较和排序来评价候选厂址，以选择一个或若干个优先候选厂址。
厂址的适宜性应在厂址评价过程中确认。厂址评价从选址过程的第二阶段开始，在核动力厂整个寿期内持续进行，包括监测、定期安全审查和确认厂址特定设计参数的其他活动，以及基于定期安全审查结果的安全再评价。
核动力厂厂址评价的主要目的是保护公众和环境免受放射性事故释放所引起的过量辐射影响，同时也应考虑核动力厂正常的放射性物质释放影响。
必须在核动力厂寿期内的所有阶段贯彻基本安全原则，包括规划、选址、设计、建造、运行、退役，以及与之相关的放射性物质运输和放射性废物管理。
厂址安全评价：①外部事件安全性审查：外部自然事件和人为事件发生频率和严重程度及其可能的组合对候选核动力厂厂址的安全性进行审查。②设计基准的确定：必须利用基于外部事件危险性分析得到的发生频率和严重程度的信息来确定核动力厂设计基准，并合理考虑其中的不确定性。③应急预案可行性评估：必须确定可能影响核事故应急预案可实施性的厂址特征。
环境影响评价：①必须调查和评价核动力厂运行状态和事故工况下可能受到潜在放射性释放影响的区域的环境特征。②对于候选厂址，还必须考虑包括厂址所在区域的人口分布、饮食习惯、土地和水的利用情况，以评价核动力厂在运行状态及事故工况（包括那些会导致需要采取应急措施的事故工况）下对厂址所在区域居民的可能辐射影响。
营运单位应当向国务院核安全监督管理部门提交选址安全分析报告。
营运单位必须进行适当的质量保证和过程控制，以控制核动力厂厂址评价各阶段所进行的址调查、评价以及工程活动实施的有效性。质量保证控制必须覆盖选址过程中全部活动。
厂址评价的范围必须根据核动力厂对公众和环境的潜在放射性风险确定。
厂址的适宜性评价必须在厂址评价的早期阶段进行，目的是评价一个厂址是否适于建造核动力厂，并且必须针对所规划核动力厂的寿期进行确认。
评价核动力厂厂址的适宜性时，必须考虑以下因素：①外部自然事件或人为事件对核动力厂的影响；②放射性物质迁移的厂址特征和环境特征；③应急措施可行性与风险评价相关的特征。
厂址的适宜性是与拟建核动力厂的设计密切相关的。评价厂址适宜性，必须采用该厂址的特定资料；对厂址适宜性进行评价，还必须考虑对核动力厂连续安全运行有潜在影响的厂址特征评价厂址适宜性时，需要考虑外部危险和厂址特征随时间的变化。
考虑到潜在变化预测中的不确定性，必须在确定相关厂址特定设计参数的过程中，留有适当的安全裕度。
对于核动力厂来说，应尽可能在选址的最初阶段就确定厂址的总装机容量和堆型。
对厂址适宜性进行评价时，还必须考虑对核动力厂连续安全运行有潜在影响的厂址特征，如冷却水的可用性、极端环境条件等。
必须对区域内可诱发厂址灾害进而可能影响核动力厂安全的自然现象和人为活动进行识别和评价。评价的范围和详细程度应与核动力厂的潜在灾害性后果的严重程度相符。
必须根据外部自然和人为事件的特征确定调查区域的范围。确定调查区域范围时，应考虑灾害的大小及灾害源与厂址的距离。
筛选过程中外部事件的评价范围，必须覆盖核动力厂设计和安全评价的整个过程。若单个事件的后果可被某一事件组合所包络，则可以筛除该事件。对未被排除的事件，必须根据其对核动力厂安全影响的显著程度进行评价，用以确定厂址特定设计基准和厂址的再评价。
外部危险评价必须根据灾害的性质、数据的可用性、安全评价的实际需要，确定采用确定论还是概率论灾害分析方法。
外部危险评价采用概率安全分析时，必须根据厂址特定条件建立概率危险性曲线，作为外部事件概率安全分析的输入。
灾害分析中必须说明外部事件组合的可能性，包括同时发生和短时间内前后相继发生两种情况。必须评价外部事件之间的相互作用和因果关系。同时还应考虑反应堆的运行状态。
选址阶段，必须通过考虑假想事故场景（包括由此产生的源项）和在厂址所在区域实施核事故应急预案的可行性，来评估核动力厂对人员和环境的潜在影响。
核电厂应急响应行动可行性评价（可实施性评价）必须考虑的四个核心维度：人口因素评价、地理特征评价、基础设施能力评价（运输和通讯网络）、社会经济与环境特征评价。
厂址评价必须考虑外部自然和人为事件影响同一厂址和邻近厂址上多个核设施的可能性。
厂址评价必须考虑可能影响最终热阱可用性和可靠性的特定外部自然和人为事件。
对厂址进行评价时，必须统筹考虑新燃料、乏燃料及放射性废物的贮存和运输等问题。
对于能动断层，必须评价地面运动和（或）断层位移危害对核动力厂安全的潜在威胁。
厂址地表断层活动的可能性（即断层能动性）调查必须包括：①通过厂址附近地区的或走向指向厂址的断层；②评价断层可能影响的范围大小。
判断断层为能动断层的三个独立条件：①晚更新世Q3以来的活动证据（约12万年）；②与已知能动断层的构造联系；③断层相关的最大潜在地震震级足够大，地震发生时将会产生地表或近地表处破裂。
确定设计基准地震：基于区域地震构造评价；评定最大历史地震烈度；推定潜在地震。
确定设计基准地震动：整合区域地震构造特征与厂址条件；设定双级地震动标准；参数化表示与计算方法（确定性法和概率法）。
极端气象灾害必须根据现有记录对风、降水、冰和雪、气温和水温、湿度、风暴潮和沙尘暴等气象现象及其可信组合进行极值评价。
必须评估由一种或多种自然原因导致厂址附近地区发生洪水的可能性，如：极端降雨、风暴潮、风浪、海啸或假潮或者上述具有共因（或相对发生频率较高）事件的组合。
设计基准洪水的确定步骤：洪水可能性评估与数据收集；模型开发与洪水灾害评估；设计基准的输出与验证。
设计基准洪水必须包括水位（包括波高）、洪水持续时间及其流态。
沿海厂址的洪水基准需分析：高潮位、风驱水体、波浪叠加的综合作用，确定洪水泛滥的临界条件；
地震或地质现象导致洪水波的评估需遵循以下流程：识别海啸与假潮风险；历史数据收集与可靠性验证；波浪特征模拟；确定设计基准海啸或假潮。
海啸或假潮的设计基准应包括的物理参数：在厂址上引起波浪爬高和波浪下落的物理作用的可能性。
挡水构筑物溃决导致的洪水和波浪核心流程：上游构筑物资料审查；核设施抗灾能力判定；次生灾害排查（堰塞湖风险、土地利用变化）。
堆芯长期排热设计需评估的厂址参数：①气象条件：干球和湿球温度、湿度；②水质特征：浊度、悬浮固体、漂浮碎片以及化学和生物化学变化（自然和人为变化）；③水源可靠性：与安全有关的冷却水源的可用流量、最低水位及最低水位的持续时间，并应考虑挡水构筑物失效的可能性
如果不能在所有情况下都能保证应急堆芯冷却和堆芯长期排热的最小供水量，则必须认为该厂址是不合适的。
必须评价岩土工程灾害和地质灾害，包括边坡失稳、塌陷、沉降或隆起、基土液化等对核动力厂安全的影响；
对边坡失稳的评价：①识别厂址及周边区域自然或人为因素引发的边坡失稳风险；②由于在评价岩土特性时存在的不确定性因素，评价边坡失稳时必须留有安全裕度；③如果存在边坡失稳的可能性，则必须使用厂址合适的地震危险性和土体及地下水特征参数来评价地震荷载引起的边坡失稳的可能性。
对基土液化的评价：①厂址专属参数评价液化可能性：厂址特定的地震动和合适的岩土参数来评价；②多维度验证与安全冗余设计：使用公认的现场和实验室测试方法，并结合分析方法进行危害评价，同时留有安全裕度，以补偿在确定基土特性和计算方法上的不确定性；③如果存在不能接受的基土液化的可能性，而在工程技术上又无切实可行的解决方法，则必须认为该厂址是不合适的。
有关化学品爆炸事件的设计基准，必须在考虑距离效应后以超压表示。
放射性物质大气弥散评价的三层级技术框架：①区域气象特征：包括对基本气象参数、区域地形地貌和气象条件的描述，如风速和风向、气温、降水量、湿度、大气稳定度参数和持续逆温等；②气象观测计划实施规范：在厂址或厂址附近适当的标高与位置上，使用能够观测和记录主要气象参数的仪器完成观测，必须收集至少一整年的数据；③大气弥散模型构建准则：采用适宜的模型来评价放射性物质释放的大气弥散效应。这些模型必须包括所有可能影响大气弥散的重要的厂址和区域地形特征，以及核动力厂的特征。
放射性物质地表水弥散评价：①地表水水文特征调查规范：包括天然水体和人工水体的主要特征、主要挡水构筑物、取水的位置以及区域内水资源利用的资料；②水文调查和测验计划：以确定必要范围内的水体稀释和弥散特征，沉积物和生物的再浓集能力，以及放射性核素在水域中的迁移机制与照射途径；③适宜的模型评价：必须基于实测数据构建预测模型，评价地表水污染对公众的潜在影响。
放射性物质的地下水弥散评价：①厂址区域地下水特征调查：包括含水构造的主要特征、与地表水的相互作用以及地下水利用的资料；②水文地质调查与核素迁移评价：调查应包括核素在土壤中的迁移和滞留特征、含水层的稀释和弥散特征，以及地下物质的物理和化学性质，其中主要是放射性核素在地下水中的迁移机制与照射途径；③模型评价公众潜在影响：必须采用所收集的资料和数据，用适宜的模型评价地下水污染对公众的潜在影响。
确定核动力厂寿期内厂址所在区域现有和预期的人口分布，并用于评价在运行状态和事故工况下放射性释放对公众的潜在影响。人口分布尽量利用该区域的最新人口调查数据，分析人口数据，应以核动力厂反应堆为中心按照不同距离和方位给出人口分布。
辐射环境本底调查。为了能够确定核动力厂的放射性影响，在核动力厂厂址首台机组首次装料前，营运单位必须完成环境本底辐射水平的调查，所获得的数据将作为未来评价的基准。
规划限制区。由省级人民政府确认的与非居住区直接相邻的区域。规划限制区内必须限制人口的机械增长，对该区域内的新建和扩建的项目应加以引导或限制，以考虑事故应急状态下采取适当防护措施的可能性。
3.102 核动力厂设计安全规定
本规定提出了进行全面安全评价的要求，以确定核动力厂在各种运行状态和事故工况下可能产生的潜在危险。安全评价过程涉及确定论安全分析和概率论安全分析这两种互为补充的技术，分析中必须考虑各种假设始发事件，这些事件有如下几种类型：①核动力厂运行本身：②由人员行为引起；③与核动力厂及厂址环境直接相关。
基本安全目标：在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人与环境免受放射性危害。
为了实现基本安全目标，必须采取以下措施：①控制在运行状态下对人员的辐射照射和放射性物质向环境的释放；②限制导致核动力厂反应堆堆芯、乏燃料、放射性废物或任何其他辐射源失控事件发生的可能性；③如果上述事件发生，减轻这些事件产生的后果。
为了实现基本安全目标，辐射防护设计必须保证在核动力厂内，①辐射照射低于规定限值，且可合理达到的尽量低。同时，②还应采取措施减轻任何事故的放射性后果。
为了实现基本安全目标，辐射防护设计：辐射源管控，必须使得核动力厂所有辐射照射的来源都处在严格的技术控制和管理控制下。照射和排放，必须受到严格控制，并符合运行限值和辐射防护标准，且可合理达到的尽量低。
为了证明在核动力厂的设计中实现了基本安全目标，必须对设计进行全面的安全评价，考虑以下内容：①核动力厂的正常运行；②预计运行事件时核动力厂的性能；③事故工况。
| 运行状态 | 事故工况 | |||
|---|---|---|---|---|
| 正常运行 | 预计运行事件 | 设计基准事故 | 设计扩展工况 | |
| 没有造成堆芯明显损伤 | 堆芯熔化（严重事故） | |||
| 按确定的设计准则和保守的方法设计 | 不在设计基准事故考虑范围，在设计过程中可按最佳估算方法加以考虑 | |||
| 在运行限值和条件内 | 偏离正常 | 放射性释放在可接受限制内 | 放射性释放在可接受限制内 | 放射性释放在可接受限制内 |
核动力厂需要采取措施以保证减轻放射性后果，这些措施包括：安全设施和安全系统，营运单位制定的核动力厂事故管理规程，以及国家和地方有关部门制定的场外干预措施。
核安全设计（三项要求，目的层）必须：①事故预防与缓解的双重机制：防止由于反应堆堆芯或其他辐射源失控所引起有害后果的事故，并在一旦发生事故时减轻其后果；②事故后果的量化控制：保证在设计中考虑的所有事故的放射性后果都低于相关限值并保持在可合理达到的尽量低的水平；③严重事故的极低概率原则：保证有严重放射性后果的事故发生的可能性极低，并尽最大可能减轻这种事故的放射性后果。
核动力厂的安全设计（实施层）必须：①必须采取实际措施，以减轻核与辐射事故对人的生命、健康以及环境造成的影响；②必须实际消除可能导致高辐射剂量或大量放射性释放的核动力厂事故序列；③必须保证发生频率高的核动力厂事故序列没有或仅有微小的潜在放射性后果。
防止核动力厂发生事故和减轻事故后果的主要手段是应用纵深防御概念。
纵深防御概念的应用主要是通过一系列连续和独立的防御层次的结合，防止事故对人员和环境造成危害。如果某一层次的防护失效，则由后一层次提供保护。每一层次防御的独立有效性都是纵深防御的必要组成部分。（设置五级防御层次）
纵深防御概念应用的另一方面是在设计中设置一系列的实体屏障，并采用能动、非能动设施和固有安全特性的组合，以使实体屏障能够有效地将放射性物质包容在特定区域。所需实体屏障的数目取决于放射性核素总量和同位素成份表征的初始源项、单个屏障的有效性、可能的内部与外部危险以及各种失效的潜在后果。（压水堆标配四道屏障：燃料芯块、燃料包壳、一回路边界、安全壳）
纵深防御五个层次：①第一层次防御的目的是防止偏离正常运行及防止安全重要物项的故障。②第二层次防御的目的是检测和控制偏离正常运行状态，以防止预计运行事件升级为事故工况。③第三层次防御是基于以下假定：尽管极不可能，某些预计运行事件或假设始发事件的升级仍有可能未被前一层次防御所制止，而演变成事故。④第四层次防御的目的是减轻第三层次纵深防御失效所导致的事故后果。⑤第五层次，即最后层次防御的目的是减轻可能由事故工况引起的潜在放射性释放造成的放射性后果。
纵深防御五个层次
| 层次 | 核心目标 | 关键措施与技术特征 | 实施阶段与应用领域 |
|---|---|---|---|
| 一 | 预防偏离正常运行状态缺陷消除 | 保守选址（地质稳定性评估） 可靠性设计（选材） 役前检查 |
覆盖选址、设计、建造全过程 预防性屏障（如反应堆压力容器完整） |
| 二 | 检测并控制预计运行事件，防止预计运行事件升级为事故 | 实时监测系统（温度/压力传感器） 自动保护系统（紧急停堆） |
聚焦动态响应控制（如主泵故障时） |
| 三 | 防止未被前两层次拦截的事故导致堆芯损伤或放射性释放 | 固有安全性设计（负反应性系数） 专设安全设施（安全壳隔离系统） 严重事故指南（堆芯熔毁应对策略） |
应对设计基准事故（如大破口失水事故） 依赖冗余安全系统（应急柴油机组） |
| 四 | 第三层次纵深防御失效，限制严重事故后果，避免大规模场外放射性污染 | 堆芯熔融物滞留装置（堆坑冷却系统） 氢气复合器（防止安全壳氢爆） 过滤排放系统（放射性物质过滤释放） |
超设计基准事故（如全厂断电SBO） 实现事故缓解（安全壳超压保护） |
| 五 | 通过应急响应减轻放射性释放后果 | 场内应急控制中心（辐射监测与指挥） 场外应急救援（人员疏散路线规划） |
建立最后一道防线（应急通讯系统） 监测与事故后期管理 |
核动力厂设计，包括变更、修改或安全改进，①必须按照合适的工程规范和标准所确定的程序进行，②必须体现适用的要求和设计基准，③必须确定和控制设计接口。
设计（包括设计段和设计输入与输出）的恰当与否，必须由原先从事此工作的人员以外的个人或团体进行验证和确认（独立性）。在设计和建造过程中应尽早完成验证、确认和批准，最迟不晚于核动力厂首次装料。
全面负责设计过程的部门必须保证核动力厂设计满足安全性、可靠性和质量方面的验收准则。
持续保证设计安全的方式包括设计验证、确定工程规范和标准及要求、采用经验证的工程实践、提供建造经验反馈、批准重要工程文件、开展安全评价和保持安全文化。
核动力厂所有状态下实现以下基本安全功能：①控制反应性；②排出堆芯余热，导出乏燃料贮存设施所贮存燃料的热量；③包容放射性物质、屏蔽辐射、控制放射性的计划排放，以及限制事故的放射性释放。（停堆、冷却、包容）
必须采用保守的设计和高质量的建造，以保证核动力厂的故障和偏离正常运行减至最少，保证尽实际可能地预防事故，保证核动力厂不存在陡边效应；
必须利用固有特性和工程设施控制核动力厂的行为，尽可能减少或排除那些需要启动安全系统的故障和偏离正常运行；
纵深防御的应用，设计：①必须设置多道实体屏障，阻止放射性物质向环境释放；②必须采用保守的设计和高质量的建造；③必须利用固有特性和工程设施控制核动力厂的行为；④必须对核动力厂提供附加控制，⑤必须提供构筑物、系统和部件以及规程，⑥必须提供多种手段来保证实现每项基本安全功能。
为了贯彻纵深防御概念，设计必须尽实际可能地防止：①出现影响实体屏障完整性的情况；②一道或多道屏障失效；③一道屏障因另一道屏障的失效而失效；④运行和维修差错产生有害后果的可能性。
在核动力厂运行寿期内，设计必须尽实际可能地使第一层次防御至多第二层次防御能够阻止可能发生的所有故障或偏离正常运行升级为事故工况。
用于设计扩展工况的安全设施（如用于减轻燃料熔化事故后果的设施）应尽实际可能地与安全系统独立。
实物保护应根据保护目标的重要程度和潜在风险确定核动力厂实物保护的等级，并按照确定的等级进行实物保护系统设计。应合理布置核动力厂的控制区、保护区和要害区，实现分区保护，并为各区配备相应的设施和设备。
实物保护系统：①设置多重实体屏障。②应配备武警或守卫，③制定实物保护相关管理程序；实物保护④设计方案进行风险分析和有效性评估。⑤统筹兼顾的方式设计和实施核动力厂的核安全措施、核安保措施及国家核材料衡算和控制体系，以免其相互制约。
当引入未经验证的设计或设施，或存在偏离已有工程实践的情况时，必须借助适当的支持性研究计划、特定验收准则的性能试验，或通过其他相关应用中获得的运行经验的检验来证明其（新的设计、设施或实践）安全性是合适的。
必须在核动力厂的整个设计过程中进行全面的确定论安全评价和概率论安全评价，以保证在核动力厂寿期内的各个阶段满足全部设计安全要求。
在设计阶段，必须专门考虑便于核动力厂放射性废物管理以及核动力厂退役和拆除的特性。
放射性废物管理和退役，在设计中必须适当考虑：①材料的选取，以使放射性废物量尽实际可能地少，并便于去污；②必要的可达性和可操作性；③管理和贮存核动力厂在运行过程中产生的放射性废物所需的设施，以及管理核动力厂在退役时所产生的放射性废物的措施。
核动力厂状态通常包括：①正常运行；②预计运行事件；③设计基准事故；④设计扩展工况，包括堆芯熔化事故。
必须为每类核动力厂状态确定准则，使得发生频率高的核动力厂状态必须没有或仅有微小的放射性后果，而可能导致严重后果的核动力厂状态的发生频率必须很低。
安全重要物项的设计基准，必须针对有关的运行状态、事故工况以及由内部和外部危险导致的工况，详细说明其必需的能力、可靠性和功能，以在核动力厂整个寿期内满足特定的验收准则
假设始发事件：必须使用系统化的方法确定一套全面的假设始发事件，以在设计中考虑所有可预见的具有严重后果的事件和发生频率高的事件。
确定假设始发事件：必须在工程判断、确定论和概率论评价相结合的基础上确定。必须论证确定论安全分析和概率论安全分析的应用范围，以表明已考虑所有可预见的事件。
假设始发事件必须包括在各种功率及停堆状态下，所有可预见的核动力厂构筑物、系统和部件失效、人员差错，以及内部和外部危险可能引起的失效。
核动力厂对任何假设始发事件的预期响应原则，按优先顺序：①依靠固有安全特性；②借助非能动安全设施；③可借助安全系统；④可借助执行专门规程。
对于需要立即采取可靠响应行动的假设始发事件，设计必须有自动安全动作来启动所需的安全系统，以防止发展为更严重的工况。对于不需要立即采取响应行动的假设始发事件，可允许依靠手动启动系统或操纵员的其他动作。
如果假设始发事件发生后，需要操纵员的行动来诊断核动力厂的状态并使核动力厂及时进入长期稳定停堆工况，则必须设置适当的仪表以有利于监测核动力厂的状态，同时设置适当的控制措施以便于设备的手动操作。
在核动力厂布置的设计和确定有关的安全重要物项的设计中使用的假设始发事件及其产生的荷载时，必须考虑内部和外部危险的影响。
核动力厂设计必须提供适当的裕量，在设计基准外部危险（由厂址危险性评价确定的）发生时保护安全重要物项，并避免产生陡边效应；在超设计基准自然灾害事件发生时，保护用于防止早期放射性释放或大量放射性释放所需的物项。
在假定可能的危险时，必须考虑其发生的原因和可能性。在短期内，核动力厂的安全不能依赖于诸如电力供应和消防服务等厂外服务，设计必须适当考虑厂址的特定情况，以确定厂外服务就位需要的最大延迟时间。
必须用保守的方法来分析设计基准事故。该方法包括在分析中假定安全系统的某些故障模式，规定设计准则，采用保守的假设、模型和输入参数等。
设计扩展工况必须整合三种互补的分析方法：工程判断、确定论评价和概率论评价。
设计扩展工况的核心目的：增强事故抵御能力、规避放射性后果、安全性深度优化。
在核动力厂设计扩展工况分析中可采用最佳估算方法。
开展的设计扩展工况分析必须包括确定用于或能够预防设计扩展工况并减轻其后果的设施。这些设施需满足如下要求：①设施独立性要求：必须尽实际可能与发生频率更高的事故中使用的设施保持独立；②环境适应性要求：必须能在设计扩展工况对应的环境条件中执行预期功能；③功能可靠性要求：必须有与要求其实现的功能相符的可靠性。
对于设计扩展工况，保护公众所采取的防护行动在持续时间和范围上必须是有限的并必须有足够时间来采取这些防护行动。
商用飞机的恶意撞击应合理选定用于评价撞击影响的商用飞机的机型，并根据这种机型起降机场与核动力厂的相对距离，来确定可能的飞机燃料装载量。
可根据核动力厂所处的地形条件和厂房布置，确定可能的撞击角度和速度，并采用现实模型来评价和确定核动力厂抗商用飞机撞击的措施。
安全系统的独立性：必须通过实体隔离、电气隔离、功能独立和通讯（数据传输）独立等适当手段，防止安全系统之间或一个系统的冗余组成部分之间发生相互干扰。
核动力厂安全重要物项应根据其功能和安全重要性对其进行分级。
划分安全重要物项的安全重要性的方法，必须主要基于确定论方法，并适当辅以概率论方法。使用概率论方法时，应考虑以下因素：①该物项要执行的安全功能；②未能执行其安全功能的后果；③需要该物项执行某一安全功能的可能性；④假设始发事件发生后，需该物项执行某一安全功能的时刻或持续时间。
核动力厂安全重要物项的可靠性必须与其安全重要性相适应。
核动力厂安全重要物项的设计，必须保证设备可鉴定、采购、安装、调试、操作及维修，使其能够承受该物项设计甚准中规定的所有工况，并具有足够的可靠性和有效性。
选择设备时必须考虑到误动作与不安全的故障模式。必须优先选择具有可预见的和已揭示的故障模式的设备，且该设备便于修理或更换。
设备的设计必须适当考虑安全重要物项发生共因故障的可能性，以确定应该如何应用多样性、多重性、独立性原则来实现所需可靠性。
核动力厂设计中所包括的每个安全组合都应用单一故障准则。
当把单一故障准则应用于一个安全组合或安全系统时，必须将误动作视为故障的一种模式。
支持系统和辅助系统的可靠性、多重性、多样性和独立性，以及用于其隔离和功能试验的措施，必须与其所支持的系统的安全重要性相适应。
如果某项安全重要物项的设计不能满足试验、检查或监测的要求，必须采取下列方法以说明其正当性：①指定其他经过验证的替代方法和（或）间接方法，如监视参考物项的试验，或使用经过验证和确认的计算方法；②采用保守的安全裕度或其他适当的预防措施，以应对可能预计不到的故障。
安全重要物项鉴定程序必须考虑到安全重要物项预期寿期内由各种环境因素（如振动、辐照、湿度、温度）引起的老化效应。
安全重要物项鉴定程序必须通过试验、分析或者两者的结合的方式，尽可能地复现安全重要物项所经受的工况。
必须确定核动力厂安全重要物项的设计寿命。设计必须提供适当的裕度，以考虑有关老化、中子辐照脆化和磨损机理，以及与服役年限有关的性能劣化的可能性，从而保证安全重要物项在其整个设计寿期内执行所必需的安全功能的能力。
在核动力厂设计过程初期就系统地考虑**人因（包括人机接口）**并贯彻于设计全过程
人机接口的设计必须能按照决策所需时间和行动所需时间给操纵员提供全面且易于管理的信息。向操纵员提供的用于决策和行动需的信息必须简洁明了且无歧义。
优化运行人员效能的设计，必须向操纵员提供能够进行下列工作的必要信息：①评估核动力厂在任何工况下的总体状态；②在系统和设备规定参数限值（运行限值和条件）内运行核动力厂；③确认启动安全系统所需的安全动作在需要时自动触发，且相关系统按预期要求执行功能；④确定手动启动特定安全动作的必要性和时间。
在适当考虑可用时间、预期工况和操纵员心理压力的情况下，设计必须有利于操纵员动作的成功执行。
核动力厂中所有可能含有易裂变或放射性物质的系统的设计，必须能够：防止可能导致放射性不受控制地向环境释放的事件发生；防止出现意外临界和过热；保证放射性释放量在正常运行工况下保持在允许的排放限值内，在事故工况下保持在可接受的限值内，并可合理达到的尽量低；便于减轻事故的放射性后果。
核动力厂总体设计撤离路线必须符合辐射分区、防火、工业安全，以及核动力厂安保方面的有关要求。
在安全重要系统可能的不利相互作用分析中，必须适当考虑实体的相互连接，以及一个系统的运行、误操作或故障对其他重要系统局部环境的影响，以保证环境条件的变化不会影响到系统或部件执行预定功能的可靠性。
核动力厂的设计在安全分析的基础上，必须①确认安全重要物项的设计基准，②以及其与始发事件和事件序列的联系。必须③论证所设计的核动力厂能够满足各类运行状态下批准的排放限值和剂量限值，④并能够满足事故工况下的可接受限值。
安全分析必须保证在核动力厂设计中适当考虑了不确定性，尤其是应有适当的裕量，以避免出现陡边效应以及早期放射性释放或大量放射性释放。
概率论安全分析在核动力厂设计中的三重核心要义：①论证整个设计是平衡的，没有任何一个设施或假设始发事件对于总的风险会有过大的或明显不确定的贡献，且纵深防御的各层次应尽实际可能独立；②确认核动力厂不存在陡边效应；③将分析结果和已规定的风险准则进行比较。
核动力厂系统设计必须使核动力厂燃料元件和燃料组件能够保持结构完整性，并在考虑运行状态下所有可能导致其性能劣化的因素后，能够承受预期的堆内辐照和环境条件。
燃料设计限值必须包括预计运行事件中容许的燃料裂变产物泄漏量限值，从而使燃料仍能继续使用。
燃料元件和燃料组件必须能够承受燃料吊装过程中的载荷和应力。
在运行工况以及除严重事故外的其他事故工况下，设计必须使核动力厂燃料元件和燃料组件及其支撑件能够维持可冷却的几何形状且不妨碍控制棒插入。
在核动力厂各种状态（包括停堆后、换料期间和换料后、预计运行事件和未导致堆芯严重损伤的事故工况）下，堆芯中子注量率分布必须具有固有稳定性。堆芯设计应尽量减少依赖控制系统使中子注量率分布、水平和稳定性在各种运行状态下保持在规定限值内。
在运行状态和未导致反应堆堆芯严重损伤的事故工况下，必须对最大的正反应性引入量及其引入速率加以限制，以保证不致引起反应堆压力边界失效，维持堆芯冷却能力和防止反应堆堆芯严重损伤。
反应堆停堆手段的有效性、停堆动作速度和停堆深度必须足以保证不超出规定的燃料设计限值。
反应堆停堆手段必须至少由两个多样化的且独立的系统组成。即使在堆芯处于反应性最大的状态下，必须至少有一个系统能够独立地以足够的深度和高可靠性使反应堆保持次临界状态。
核动力厂反应堆冷却剂系统部件的设计和制造，必须具有高质量的材料、恰当的设计标准、可检查性和高质量的加工，以尽量降低其发生故障的可能性。
反应堆冷却剂压力边界的设计必须使产生裂纹的可能性极小；已产生的裂纹也极不易于按快速裂纹扩展方式发展成为失稳断裂，以便允许及时探测到裂纹。
反应堆堆芯的应急冷却，冷却反应堆堆芯的手段必须能够保证：①不超过包壳或燃料完整性参数限值（如温度）；②可能出现的化学反应保持在可接受水平；③应急堆芯冷却手段可有效补偿燃料和堆内结构变形的影响；④反应堆堆芯冷却能保持足够长的时间。
在核动力厂所有状态下，都必须保证具有将热量传输到最终热阱的能力。
安全壳系统的重要作用：①在运行状态和事故工况下包容放射性物质；②保护反应堆使其免受外部自然事件和人为事件的影响；③在运行状态和事故工况下屏蔽辐射。
必须采取措施控制核动力厂安全壳内的压力和温度，控制裂变产物或其他气态、液态或固态物质的任何积累。设计必须为安全壳内各独立隔间之间提供足够的气流通道，必须保证安全壳的排热能力。
核动力厂仪器仪表的核心作用，具体体现在：确定关键变量的值以监控核电厂安全状态；提供安全和可靠运行所需的重要信息；确定事故工况下的状态并支持事故管理决策。
核动力厂安全重要物项的仪表和控制系统，必须具有与所执行的安全功能相适应的高可靠性和定期可试验性。
场内应急设施通常包括应急控制中心、技术支持中心和运行支持中心，其设计必须保证工作人员在事故（包括严重事故）和灾害情况下能够在此执行预期的应急任务。
在同时丧失场外电源和应急动力源的情况下，替代动力源必须能够提供必要的动力，以保证反应堆冷却剂系统的完整性并防止堆芯和乏燃料出现严重损伤。
为使气载放射性物质向环境的释放保持在规定的限值以内，净化设备必须具备必需的滞留因子。
对于采用水池系统进行燃料贮存的反应堆，其设计必须防止在所有与乏燃料水池有关的核动力厂状态下发生燃料组件裸露，实际消除导致早期放射性释放或大量放射性释放工况发生的可能性，以避免在厂区形成高辐射区域。核动力厂的设计：①必须提供必要的燃料冷却能力；②在乏燃料水池泄漏或管道破口工况下，必须提供相应的手段防止燃料组件发生裸露；③必须提供恢复水装量的能力。（冷却、屏蔽）
核动力厂辐射防护设计必须全面识别核动力厂的各种辐射源，将来自各种辐射源的照射和辐射风险保持在可合理达到的尽量低的水平，维持燃料元件包壳的完整性，控制腐蚀产物和活化产物的产生和迁移。
3.103 核动力厂调试和运行安全规定
营运单位对核安全负全面责任。
营运单位应当建立并以文件确定运行组织机构，如有变动提交国家核安全局审查。
营运单位运行组织机构应当具备如下管理职能：①决策职能；②运行职能；③支持职能；④审查职能。
营运单位应当制定和执行核动力厂配置管理制度，确保设计要求、实际配置和核动力厂文件之间的一致性。
营运单位在使用风险指引型综合决策技术方法对安全基准进行修改时，应当评价概率安全分析模型的技术适当性，应当确保所使用模型的详细程度和数据能够支持其决策和变更，并对不确定性进行评估和处理。
营运单位应当制定和有效实施质量保证大纲。质量保证大纲应当覆盖可能影响核动力厂安全相关的所有活动。质量保证的原则和方法应当系统地用于管理过程、安全相关活动以及绩效的评价。
营运单位应当收集和保存运行经验的数据，用作核动力厂老化管理、概率安全分析、核动力厂配置状态的风险管理、维修有效性评价和定期安全评价等的输入数据。
营运单位应当定期开展实物保护系统有效性评估及突发事件处置演练，以确保实物保护措施有效。
营运单位应当定期组织开展防火训练和演习，以评估防火响应能力的有效性。
营运单位应当制定并落实场内核事故应急预案。场内核事故应急预案应当包括由营运单位实施或负责的各项活动，应当考虑到非核危害与核危害同时发生所形成的应急状态，诸如火灾与严重辐射危害或污染同时发生、有毒气体或室息性气体与辐射和污染并存等。
营运单位应当使用有代表性的模拟装置来进行培训。
营运单位应当制定和实施调试大纲，以验证建成的核动力厂满足设计要求和安全要求能够在运行限值和条件范围内运行。
调试大纲应当包括验证工作所必需的全部安全相关试验。调试大纲应当规定调试工作主要原则、调试组织方式、调试主要阶段划分、调试各具体试验实施的阶段、试验目的和验收准则、装料后与正常运行的限值和条件不一致的特殊调试工作等内容。
调试活动：①营运单位应当在调试阶段制定和实施管理程序，以确保调试试验的目标得以正确实现。②营运单位应当确保运行人员参与调试过程。运行人员和技术人员对调试过程的参与应当达到确保为运行阶段做好准备所需的程度。③当调试活动分阶段实施时，营运单位应当确保在完成对前阶段调试试验结果的评价和监查，并确认调试结果评价满足了全部核安全管理要求之后，才允许进行下一阶段的调试试验工作。④在核动力厂调试和运行阶段，营运单位应当对核动力厂进行监测和维护，以保护核动力厂设备和支持调试工作，并始终保持核动力厂与安全分析报告的一致性。⑤营运单位应当在安全分析报告和核安全管理要求的基础上明文规定首次装料前的系统、设备、文件和人员的先决条件，并在首次装料前予以确认。⑥营运单位应当在首次装料前完成必需的全部试验并认可试验结果。⑦营运单位应当在反应堆首次临界及初始功率提升前完成必需的全部试验并认可试验结果。
运行限值和条件：①营运单位应当制定包括技术和管理两个方面的运行限值和条件。运行限值和条件应当基于安全分析报告中对特定核动力厂及其环境的安全分析和评价。②运行限值和条件应当反映最终设计。运行限值和条件应当包括：对各种运行状态的要求运行人员应当采取的行动和应当遵守的限制。③运行限值和条件可以分为五类：安全限值；安全系统整定值；正常运行的限值和条件；监督要求；偏离上述运行限值和条件时的行动。④运行限值和条件目标：防止发生可能导致事故工况的状态；发生事故，则减轻其后果。⑤营运单位应当根据调试试验结果或国家核安全局的要求对运行限值和条件进行修改。
营运单位应当制定正常运行规程，以确保核动力厂运行在运行限值和条件之内。营运单位应当制定适用于预计运行事件和设计基准事故的规程，以及用于管理比设计基准事故更严重的事故的规程和指南。
营运单位应当在换料实施前编制换料安全分析报告，报告至少应当包括预计的堆芯条件和堆芯的安全分析。
营运单位应当在换料后首次临界前对换料报告的执行情况、换料报告的变更及其技术论证、换料期间发现的对启动有影响的问题和解决措施、以及试验、检查和维修情况等进行评价并形成文件。
营运单位应当确保所有易裂变材料（包括未辐照和已辐照燃料）的贮存、辐照和转移按要求保存详细的可核查帐目。
导致超过安全限值的停堆以及国家核安全局认为重要并提出管理要求的停堆，营运单位应当按照许可证的要求报经国家核安全局审查，并提交运行事件报告、处理计划和启动申请，经批准后方可再次启动运行。
营运单位应当在维修、试验、监督和检查大纲中确定核动力厂所有的安全重要构筑物系统和设备的维修、试验、监督和检查的标准和频度，以确保构筑物、系统和设备的可靠性和有效性与核动力厂整个寿期内的设计要求始终保持一致。
营运单位应当根据下述因素确定单个构筑物、系统和设备的预防性和预测性维修、试验、监督和检查的频度：①构筑物、系统和设备对安全的重要性；②其固有的可靠性；③运行时性能劣化的可能性和老化特性；④运行经验。
营运单位实施基于性能、风险指引的维修有效性评价体系时，应包括：①确定管理范围；
②确定风险重要类；③制定性能指标；
④性能指标监测；⑤定期有效性评价；⑥维修活动的风险评价与管理。核动力厂的修改包括：构筑物、系统和设备的修改；运行限值和条件的修改；程序和文件的修改；上述各项的组合。
按照修改的安全重要程度，核动力厂修改分为安全重要修改和一般修改。对于安全重要修改，营运单位应当在按照本单位的管理程序批准后，报国家核安全局批准，方可实施。
营运单位应当基于对辐射防护的评价分析来编制辐射防护大纲，辐射防护大纲应当包括：①辐射分区和出入口控制；②预计工作时有放射性危害的运行规程和维修规程；③监测仪表和设备；④人员防护设备；⑤厂区放射性监测和巡测；⑥人员、设备和构筑物的去污；⑦对转运放射性物质的控制。
营运单位的辐射防护部门应当具有足够的独立性和资源，以落实辐射防护法规、标准、规程以及安全操作实践的要求并提出建议。
营运单位应当落实放射性废物最小化原则，按照国家有关标准进行放射性废物的处理和贮存，并确保其符合放射性废物处置前管理的相关要求。
在运行许可证有效期内，营运单位应当采用定期安全评价的方式对核动力厂进行系统的安全评价。定期安全评价应当评价核动力厂与最新核安全法规和标准中适用部分的符合程度、以及运行经验和从所有相关来源得到的重要安全信息对核动力厂的适用性，以确保核动力厂在整个运行寿期内具有高的安全水平。（HAF001
每十年一次）定期安全评价应当考虑核动力厂的实际状况、运行经验、可预期的寿期末状况、目前的分析方法、适用的规定、标准及科技水平，其范围应当覆盖运行核动力厂的所有安全方面。
营运单位应当编制定期安全评价大纲、安全要素评价报告、总体评价报告、纠正行动和安全改进计划。
营运单位应当根据**老化管理大纲，**建立老化经验、数据收集和记录保存系统以促进老化管理大纲的实施和优化，定期对老化管理大纲的有效性进行审查、检查和评价。
老化管理大纲应当确定构筑物、系统和设备的老化效应和机理，以及维持其运行能力和可靠性所需开展的活动。老化管理大纲应当包含对构筑物、系统和设备受运行及环境条件长期影响的分析和评价。
营运单位应当编制退役计划，并在核动力厂的整个寿期内维护该计划，以确保退役可以安全完成，并符合规定的最终状态。营运单位应当根据监管要求的变化、核动力厂的修改、技术进步、退役活动需求的变化以及国家政策的变化更新退役计划。
营运单位应当建立文件控制体系和管理制度，对安全重要的记录和报告进行控制管理，确保所有使用的文件是最新版本。
核安全所有法规首次装料前完成的活动与涉及首次装料活动统计
| 法规 | 首次装料前活动及涉及首次装料活动 |
|---|---|
| 核电厂核事故应急管理条例 | 在核电厂首次装料前，核电厂的核事故应急机构和省级人民政府指定的部门应当组织场内、场外核事故应急演习。 |
| 核电厂营运单位的应急准备和应急响应 | 在首次装料前应对所有应急人员（包括应急指挥人员）进行一次与他们预计要完成的应急任务相适应的培训和考核。 |
| 核动力厂厂址评价安全规定 | 核动力厂厂址首台机组首次装料前，营运单位必须完成环境本底辐射水平的调查。 |
| 核动力厂设计安全规定 | 在设计和建造过程中应尽早完成验证、确认和批准，最迟不晚于核动力厂首次装料。 |
| 核动力厂调试和运行安全规定 | 首次装料前的系统、设备、文件和人员的先决条件，并在首次装料前予以确认。 |
| 核动力厂调试和运行安全规定 | 营运单位应当在首次装料前完成必需的全部试验并认可试验结果。 |
| 核动力厂调试和运行安全规定 | 营运单位应当尽可能在首次装料前进行验证和确认工作。 |
| 核动力厂调试和运行安全规定 | 首次装料前实施安全重要构筑物、系统和设备的维修、试验、监督和检查大纲。 |
| 研究堆营运单位报告制度 | 建造季报从领到建造许可证日起首次装料止；运行月报从首次装料开始到退役止。 |
| 研究堆运行安全规定 | 编制和颁发反应堆安全运行和使用的运行规程。 |
3.201 研究堆设计安全规定
研究堆的安全总目标是建立并维持一套有效的防御措施，以保护工作人员、公众和环境免受过量的放射性危害。
研究堆的具体辐射防护目标是：确保研究堆的运行和使用满足辐射防护的要求；确保在各种运行状态下，厂区工作人员及公众的辐射照射低于国家规定的限值，并保持在合理可行尽量低的水平；确保事故引起的辐射照射得到缓解。
评价研究堆厂址的适宜性时，必须考虑下列因素：①在某特定厂址所在区域发生的外部事件的影响评估（这些事件可为自然事件或人为事件）；②可能影响所释放的放射性物质向人体迁移的厂址特征及其环境特征；③与实施应急措施的可能性（应急响应可行性评估）和评价个人和群体风险有关的人口密度和分布以及其他的外围地带的特征。
研究堆设计纵深防御的通过下列措施满足：停堆、冷却和包容。①设计中包括固有安全性：②提供适当的安全系统及专设安全设施；③反应堆整个寿期内均贯彻管理性程序。
必须对反应堆的安全进行分析和评价，以论证反应堆具有足够的安全性。①安全分析的进展和反应堆设计是相互关联的互补过程。
反应堆的安全评价：②必须包括分析反应堆对一系列可能导致预计运行事件或事故工况的假设始发事件（例如设备的误动作或故障、运行人员误操作或外部事件）的响应，也应包括③实验装置本身的安全及其对反应堆的影响。
假设始发事件必须包括影响反应堆安全的所有可信事故，特别是应确定设计基准事故。对超设计基准事故必须进行分析，以便制定应急计划及进行事故处理。
反应堆的安全评价必须以下列方式分析假设始发事件及其后果：①事故按类型分组，以便只对每组中的极限事件进行定量分析；②说明极限事件的进程及其可能的后果；③论证与反应堆运行有关的风险及安全裕量是可接受的。
反应堆设计安全分析对每一假设始发事件，在评定时必须考虑下列问题定性及定量资料：①输入参数、初始条件、边界条件、假设、模型和所使用的计算机程序；②事件序列和反应堆系统的性能；③对单一故障模式和共因故障的敏感性；④对人为因素的敏感性；⑤裂变产物释放及引起照射的可能性。
反应堆的每一种运行状态及事故工况规定有关参数的设计限值，这些限值确保在运行状态及事故工况下，堆芯不会发生明显的损坏，并且放射性物质的释放将在所规定的辐射防护要求的范围内。
为保证执行研究堆安全功能所需的可靠性，对某些安全系统或部件应确定其最大不可利用率限值，经国家核安全部门认可后，作为基准或用作验收准则。
为达到和保持按系统和部件执行安全功能的重要性所要求的可靠性，应采用下列各项措施，必要时可组合使用：多重性和单一故障准则、多样性、独立性、故障安全设计、可试验性。
多重性原则设计必须保证单一故障不会使系统丧失其执行预定安全功能的能力。
多样性原则能减少共因故障的可能，从而可提高可靠性。
故障安全原则，即系统或部件发生故障时，反应堆应能在毋需任何触发动作的情况下进入安全状态。
研究堆必须设计成能在所有运行状态下按所设定的参数范围安全运行，并且反应堆及其相关系统对广泛的事件的响应必须能导致安全运行或在必要时使功率降低，而无需借助于安全系统。
研究堆在设计初期和整个设计过程中，必须系统地考虑人为因素和人机接口问题。控制室的设计应贯彻人机工效学原则。
设计必须采取措施，以提供适当的可达性、足够的屏蔽、远距离操作和去污，以便于维护翻修理。
在设计阶段，为适应材料在其使用寿期末的预计特性，应留有适当的安全裕度。当无材料数据可取时，必须执行合适的材料监督计划，并用所得结果对设计的适宜性作定期评价。这可能要求采取设计措施，以监测那些在服役中会由于应力腐蚀或辐射等引起机械性能改变的材料。选用高强度或高熔点材料可提高其安全系数。
对所有假设始发事件，反应堆保护系统必须能自动触发所需的保护动作以安全地终止事件。这种能力应考虑到系统部件的可能失效（单一故障准则）。在某些情况下，运行人员的手动可认为是充分可靠的，但要具备下列条件：①时间足够；②信息的处理和提供恰当；③诊断简单并且操作的规定明确；④对运行人员的要求不过分。
保护系统必须独立于控制系统。
最大设计剂量水平的确定必须留有足够裕量。
在制订厂区人员和公众的辐射防护措施时必须考虑到反应堆工艺系统中由中子活化所产生的放射性核素（如16N、3H、41Ar、24Na、60Co）的影响。
运行限值和条件必须经国家核安全局批准。
燃料和燃料元件的设计必须全面考虑与反应堆有关的中子学、热工水力学、机械、材料化学和辐照等限制因素。
反应堆堆芯（包括燃料元件或组件，反应性控制机构和实验装置等）的设计及建造必须使所有运行状态下规定的最大允许设计限值不会被超过。
反应堆的设计必须使反应堆能在所有运行状态及事故工况下停堆并维持在次临界状态。
反应堆堆芯设计应尽可能采用固有安全特性，以将事故后果减至最小。
反应性控制机构必须有足够的负反应性，以便在实验布置具有最大的正反应性时，也能使反应堆在所有运行状态下进入次临界并维持在次临界状态。
必须规定反应性控制系统或实验允许的最大正反应性引入速率，并将其值限制在安全分析报告所论证的范围内。
反应堆冷却剂系统应能进行试验或监督，以防泄漏、快速增长的裂纹及脆裂的发生。可根据具体情况应用多层屏障原则。
在堆芯高度的上水平面以下有贯穿件的水冷反应堆的设计中，必须特别注意防止堆芯裸露，应采取特殊措施（如破坏虹吸）和合适的隔离装置。
反应堆冷却剂边界的设计必须便于所需的役前检查和在役检查及试验。
反应堆冷却系统必须能长期可靠地把热量从燃料传导到最终热阱。
反应堆停堆系统设计中必须至少采用一套停堆系统。根据反应堆的特征，必须考虑并可能需要第二套独立的停堆系统。
停堆系统必须具有足够的停堆反应性，以便在所有运行状态及事故工况下，即使考虑到实验的反应性影响，也能使反应堆进入次临界，并维持在有足够停堆深度的次临界状态。
反应堆停堆系统的有效性、动作速度及停堆深度必须使所规定的限值和条件不会被超过。
停堆系统的单一故障不得阻碍该系统在需要时实现其安全功能。
反应堆保护系统必须是自动的，并且独立于其他系统。此外，必须使手动停堆信号能输入到保护系统中去。
保护系统的设计应贯彻多样性原则，如可能，对每一个假设始发事件都至少用两种不同的方法加以探测。所需的保护动作必须自动触发。
保护系统必须至少有两套完全隔离的和独立的通道，以使单一故障不致于导致其功能的丧失。
保护系统的设计必须确保在保护系统出现共因故障时使反应堆处于安全状态。
保护系统设计必须保证整定值的触发点和安全限值之间有一定的裕量，即保护系统触发的动作能在达到安全限值前起到控制该过程的作用。此外，此裕量必须考虑下列因素：①仪表的不准确度；②刻度的不确定性；③仪器的飘移；④仪器和系统的响应时间。⑤为了增加安全性，可再增大裕量。
应急堆芯冷却系统必须能在所有停堆工况（包括由反应堆冷却剂系统边界破裂造成的工况）下将堆芯温度保持在规定的安全限值内。
反应堆厂房的设计：①必须考虑事故工况下的极端荷载和环境条件的影响；②必须有适当的裕量，以承受设计基准事故工况下算得的最高压力和温度；③必须能可靠地控制正常运行工况下放射性物质的释放；④必须确立事故工况下可接受的放射性物质的释放率。
反应堆必须设置足够的指示和记录仪表，以监测反应堆在预期运行事件和事故工况期间及之后的重要参数。
声光报警系统必须能早期指示可能导致反应堆安全性下降的运行工况的变化。
燃料的操作和贮存设施的设计必须考虑防止发生燃料的丢失和损坏。必须考虑临界、冷却、定期检查和试验、腐蚀、包容、屏蔽和通风问题。
必须在气载放射性物质浓度较高的反应堆区域设置足够的辐射监测系统和通风系统，包括相应的过滤装置。
研究堆的设计应以产生最少的放射性废物为原则。放射性废物处理系统必须有足够的控制和监测装置，以使放射性物质的释放符合合理可行尽量低的原则，并低于所规定的限值。
3.202 研究堆运行安全规定
研究堆的主管部门对研究堆的安全运行负有领导责任。
营运单位必须对研究堆的安全负全面责任。
安全咨询机构：营运单位内部建立的机构，在反应堆运行安全和有关实验安全方面向营运单位提供咨询，该咨询机构的职能、权限、组成和受权调查的范围必须以书面形式加以陈述，并且必须提交给国家核安全部门。
运行人员：人数和工种取决于反应堆的功率水平、工作循环及用途。
反应堆操纵人员必须持有国家核安全部门颁发的反应堆操纵人员执照。任何一名反应堆操纵人员都必须拥有充分的职权使用紧急停堆按钮。
营运单位须按要求编制安全分析报告，报告中用于证明设计合理性的资料还必须用于：①确定运行限值和条件。②编制运行规程、③编制应急计划④申请反应堆运行执照的主要资料。⑤了解该设旋的基本资料。
运行限值和条件（国家核安全部门批准），包括：①安全限值、②安全系统整定值、③安全运行限制条件和④监督要求。还可以包括⑤行政管理和组织方面的内容。
安全限值以某些参数或变量的最大值和（或）最小值来表示，而在各种运行状态下，这些变量或参数必须保持小于或大于此限值。
安全系统整定值（紧急停堆整定值）必须包括适当的安全裕度，特别应考虑系统的瞬态行为、设备响应时间和测量装置的误差。如果某一安全限值不能直接测量（如燃料温度），那么必须规定其他相关变量的安全系统整定值，以防止违反该限值。
安全运行限制条件是从管理上确定的对设备和运行的限制。这种限制在反应堆的各种运行状态下都必须遵守。确定这种限制条件是为了在正常运行值和所确立的安全系统整定值之间提供可接受的安全裕度。它们包括运行参数限值、最少可运行的设备和最少的人员配备的要求，以及规定需由运行人员采取的行动。
正常运行值<运行参数限值<安全系统整定值<（安全系统整定值+安全裕度）<安全限值（仅帮助理解）
安全限值、安全系统整定值、限制条件和监督要求的数值必须根据反应堆设计和反应堆安全分析的结果选取，并证明它与反映反应堆现状的安全分析报告相一致。
安全运行限制条件得不到满足，运行人员必须采取适当行动，以确保安全。反应堆运行管理机构必须对原因和后果进行调查，并采取适当的行动。必须及时将这一事件通知国家核安全部门。
营运单位必须在初始装料之前编制和颁发反应堆安全运行和使用的运行规程。
营运单位、设计单位和制造单位必须参与调试大纲的编制。
调试大纲必须在实施前提交给安全咨询机构和国家核安全部门进行审查和认可。
调试试验必须按功能类别和逻辑序列安排。该序列包括：运行前试验，首次临界和低功率试验，以及功率试验。
调试大纲文件必须按照质保大纲的要求编制，应包括：①试验目的和预期结果；②试验中需要采取的安全措施；③预防措施和失决条件；④试验程序；⑤试验报告。
调试过程必须成为营运单位和供货商的合作过程，以保证其成为使营运单位熟悉反应堆持性的有效手段。
维修、定期试验和检查，以确保：①遵守运行限值和条件；②反应堆处于安全状态。
对安全重要部件可能需要给予特殊注意，以防止其老化引起意外故障。在这种情况下，应采取的方法之一是预防性维修。
一切堆芯布置的确定必须符合运行限值和条件中规定的设计意图和假设。
未辐照和已辐照燃料的贮存方案必须报送国家核安全部门批准。
营运单位必须编写关于安全事项的扼要的定期报告，并将其提交给安全咨询机构和国家核安全部门。
反应堆的修改必须根据标准程序分为具有安全意义的修改和不具安全意义的修改。某些实验装置的安装或为实验目的而重组堆芯应视为反应堆修改。具有重大安全意义的修改必须上报国家核安全部门审查和批准。
反应堆及其实验装置的运行应尽量少地产生各种放射性废物，以减少放射性物质的释放，并便于废物处理。
在所有运行状态下，辐射防护的主要目标是避免不必要的辐射照射，并将不可避免的照射保持在合理可行尽量低的水平。一方面要考虑剂量限值，另一方面要考虑社会和经济因素（合理可行尽量低）。
必须通过适当的专设安全设施、事故处理规程和应急计划中规定的措施减轻事故工况下的辐射后果。
在反应堆设计和运行方面具有辐射防护知识的合格的保健物理人员必须与反应堆运行组合作，但具有独立于反应堆运行组的报告渠道，以便提出有关安全问题。保健物理人员有权制止危及安全的操作。
营运单位必须通过监督、检查和监查来验证辐射防护大纲的正确实施及其目标的实现，并在必要时采取纠正措施。
营运单位必须根据厂址特征确定放射性释放限值（排放限值）并报国家核安全部门和其他有关部门。批准的排放限值应包括在运行限值和条件中，营运单位必须确立管理限值供自己使用。如果超过放射性释放的管理限值，营运单位必须进行调查，以采取纠正行动。如果超过人员照射限值或放射性释放限值（批准的排放限值），则必须向国家核安全部门和有关部门报告。
应急计划应根据厂址条件制定，计划应包括应急状态下要开展的各项活动的安排，并必须报国家核安全部门审批。
营运单位的应急计划必须根据安全分析报告中分析的事故以及为编制应急计划而附加的假设事故编制。
应根据应急计划制定应急响应程序。该程序以文件和指令的形式详细规定达到应急计划目标所要求的实施行动和方法。
研究堆设计和运行的质量保证必须是某一特定活动各个阶段的连续过程。应当明确质量控制（验证所要求的质量已达到）仅仅是质量保证的一部分。在完成一项具体工作时，实现质量要求的基本责任必须属于那些承担工作的人，而不属于那些通过验证而确信该质量要求已达到的人。
退役计划必须在退役活动开始之前提交咨询机构审查，并报国家核安全部门审查和批准。
退役计划包括导致最终完全退役的所有步骤。完全退役所达到的程度是：以最低限度的监督或不监督就能保证安全。这些步骤可包括：贮存和监督、厂址区域的有限制使用和无限制使用。
3.301 民用核燃料循环设施安全规定
营运单位必须对其核燃料循环设施的安全负全面责任，直至其核燃料循环设施退役终了或其责任已合法地转移为止。
核燃料循环设施的主管部门对所属核燃料循环设施的安全负领导责任。主要部分职责：参与有关核燃料循环设施安全法规的起草和制订，组织制订有关的技术标准。
国家核安全部门的主要职责是对核燃料循环设施的安全实施监督。主要部分职责：制定有关核燃料循环设施的安全法规和导则，审查认可有关安全标准。审评核燃料循环设施营运单位提交的安全分析报告和其他有关资料，批准颁发相应的安全许可证件。
辐射防护目标：确保在正常运行状态下核燃料循环设施内及由核燃料循环设施释放出的放射性物质所引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平，并低于国家规定限值；确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。
技术安全目标：采取一切合理可行的措施预防事故；对设计中考虑的所有事故，要确保其辐射影响是可接受的，并确保那些会导致严重辐射后果的事故发生的可能性极低。
核燃料循环设施的厂址、厂址所在区域及其周围环境必须满足下列要求：①在寿期内不会发生严重影响设施安全的外部自然事件和人为事件，或者能够采取合理可行的措施将可能发生的事件的影响减至可以接受的程度。②在正常运行状态下，对公众的辐射照射能保持在合理可行尽量低的水平，并符合国家的规定。③事故状态下，能够使公众免遭不可接受的辐射照射。
核燃料循环设施厂址评价必须考虑的因素：①外部事件防御能力：需评估厂址区域在设施寿期内可能遭遇的自然事件（如地震、洪水、极端气象）和人为事件（如爆炸、飞机坠毁），确保其不会对设施安全造成不可控影响。②放射性物质迁移控制：重点分析厂址特征与环境特征对放射性物质扩散路径的影响。③应急响应可行性：与评价个人和群体可能受到的辐射危害及必要时采取应急措施有关的特征，如人口密度与分布、交通和通讯等。
核燃料循环设施对外部事件破坏效应的防御：核燃料循环设施的设计必须与其厂址特征及环境条件相适应；其安全重要构筑物、系统和部件的设计基准和建造质量必须为防御可能的外部自然事件和人为事件的破坏效应提供合理的保障。
核燃料循环设施放射性物质的包容与控制：必须设置适当的密封屏障系统，提供可靠的密封功能和足够的包容能力，将放射性物质限制在规定部位或场所，使运行状态和事故工况下规定部位或场所之外遭受放射性物质污染的可能性减至最小；并保证任何放射性物质外逸所造成的污染，在运行状态下低于规定限值，事故工况期间低于可接受限值。
核燃料循环设施的设计应使放射性废物的产生量减至最小。必须设置相应的放射性废物管理系统，使设施运行所产生的放射性废物得到适当的分类、收集、处理、贮存或处置
必须根据需要提供适当的事故应急措施与能力，包括设置事故报警、应急通讯、人员撤离和医疗救治等必要的应急设施与设备。
单元的核临界安全：核燃料循环设施必须提供可靠的设计特性，使（并通过核临界安全分析证明）易裂变材料单元在任何运行状态和事故工况下均保持次临界状态。
多单元阵列的核临界安全：必须考虑阵列中单元间的相互作用，提供可靠的设计特性使（并通过核临界安全分析证明）阵列在任何运行状态和事故工况下均保持次临界状态。
核燃料循环设施许可建造前，其设计必须经过安全分析和评价，以确认安全重要构筑物、系统和部件（或设备）的设计基准，并证实整个核燃料循环设施的设计足以保证各种运行状态和事故工况下的辐射照射和放射性物质释放不超过国家规定的相应限值。
运行限值和条件以及对运行限值和条件的修改必须经国家核安全部门审评和批准。
核燃料循环设施单位安全管理机构必须保证核燃料循环设施以安全的方式运行，并严格遵守运行限值和条件。
运行规程：须保证所有与安全有关的运行操作均按正式批准的、详细的、最新版本书面规程进行。运行规程必须符合所批准的运行限值与条件，并留有适当的安全裕量。
必须根据对核燃料循环设施潜在事故后果严重程度的评价和厂址特征，制定相应的应急计划，并作好所规定的应急准备。
核燃料循环设施许可运行前，必须在最终安全分析报告中对其运行安全进行分析与评价，以确认其设计、建造、运行规程及管理措施足以保证其运行符合设计要求，而不会对厂址内外人员的健康与安全造成危害。
核燃料循环设施运行寿期终止后，营运单位必须负责使其安全退役，并确保退役工作人员和公众所受到的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平。只有经国家核安全部门批准之后，营运单位才能终止其责任。退役的最终状态必须经国家核安全部门会同国家其他有关部门批准。
质量保证大纲的应用必须与规定物项对安全的重要程度相适应，并必须覆盖设施全寿期过程中的所有安全重要活动。
营运单位必须对其核燃料循环设施质量保证大纲的制定、实施和评价负责。
3.401 放射性废物安全监督管理规定
放射性废物管理目标：是保护现在和将来人类的健康与环境，不给后代造成过度的负担。
放射性废物管理原则-为了达到上述目标，放射性废物管理应遵守下述原则：①保护环境和人类健康：必须确保对环境和人类健康的影响不超过可接受水平；②超越国界的保护：必须考虑超越国界可能对人类健康和环境的影响；③保护后代：必须确保不给后代造成过度的负担，必须考虑对后代健康影响不超过今天可接受的有关影响水平；④必须遵守国家法律、法规和标准，包括明确划分责任和规定独立的监督管理职能；⑤控制放射性废物的产生：放射性废物的产生必须保持在实际可行的最低限度；⑥必须适当考虑放射性废物产生和管理的各个步骤间的相互依赖关系；⑦放射性废物管理设施必须确保其使用寿期内的安全。
国家核安全部门的职责：制定有关法规、导则和技术文件；评价安全分析报告、有关文件和运行计划等；对设计、建造、运行以及人员资格审批；评价放射性废物处理、处置设施是否符合有关规定和标准；对不符合法规和标准要求的事项，要求采取补救和纠正措施。
核设施营运单位的主要职责：及时完成放射性废物处置前工作；进行安全和环境影响评价；确保对工作人员、公众和环境足够的防护；确保放射性废物安全管理的各步骤有合适的工作人员、设备、设施、培训和操作程序；建立和执行质保大纲；建立和保持有关放射性废物的产生、预处理、处理、整备、贮存和处置，包括放射性废物存量信息的记录等职责。
营运单位必须通过对核设施合适的设计、运行、维修与退役，使放射性废物的产生处于实际可行的最低限度。必须适当考虑放射性废物产生和管理各步骤间的相互依赖关系。保证放射性废物的处理和整备工作符合计划的贮存方式，使之在规定的贮存期限可回取废物进行最终处置。
放射性废物产生与管理的所有步骤间存在相互依赖关系，因此，为放射性废物管理活动制定计划时，应考虑：①放射性废物量（活度和体积）应保持在实际可行的最低限度；②放射性废物管理各步骤的安全要求：决定放射性废物管理中某个具体步骤时，不应孤立考虑。
安全分析和环境影响评价（双报告制度）：①报告编制与提交：针对新建放射性废物管理设施、现有设施或实践的重大变更，需同步编制安全分析报告（提交国家核安全部门）和环境影响评价报告（提交环境保护部门）；②评价范围：分析正常运行工况下的辐射安全与非辐射安全；评价事件和事故的可能影响必要时这种评价根据放射性废物管理原则论证长期安全性。
安全分析和环境影响评价：①正常运行工况评价：应当分析和论证放射性废物管理过程的全流程对工作人员、公众和环境的辐射安全和非辐射安全。这些评价应该以设施设计和工艺过程为基础。②非放射学影响评定：需评估设施可能给人类生存、环境（土壤、水、空气和非人类生物群）和自然资源造成的非放射学影响。③事故工况评价：利用实验数据支持的模型，预测内部（设备故障）和外部事件（自然灾害）的后果，明确对人员、公众及环境的潜在危害程度。④长期性能论证：考虑可能被容纳的放射性废物的放射性核素含量、物理和化学特性，以及处置系统所提供的屏障的有效性。天然屏障的有效性应通过现场调查来确定。这种评价只能利用预先确定模型来进行，这些模型应是建立在实验数据的基础上。
安全文化要求从事放射性废物管理的个人和组织对安全具有献身精神和责任感。
提高安全意识的责任，主要由各组织的高层管理人员承担。
质量保证应采取适当的措施为保护人类健康和环境提供必要的信任。
营运单位应给质量保证职能部门提供充分的独立性。
质量保证大纲特别应当确保废物货包满足废物接收的要求。
当一个体系（如处置系统）的长期性能不能通过直接观察予以证明的情况下，应该通过研究和开发工作去获得必要的信息，也可通过参加国际合作研究去取得。
营运单位和有关部门应考虑本国和国际实践所获得的经验和教训，以确定是否需要改进设备和工艺、培训人员或改变安全要求。
文件和记录应包括：放射性废物存量、来源、所在地、物理和化学特性。必要时，还应有一份从设施转移出放射性废物的记录；
放射性废物处置库关闭后的有组织的控制目的是：①防止人们闯入处置库；②防止移出或扰动放射性废物；③对照设计准则监测处置库的效能；④执行必要的补救行动。
处置库：用于处置放射性废物的核设施（例如地质处置库）,将来不打算再把放射性废物回取出来。
放射性废物管理：包括废物的装卸、预处理、处理、整备、运输、贮存和处置在内所有行政和技术的活动。
3.402 放射性固体废物贮存和处置许可管理办法
在我国境内专门从事放射性固体废物贮存、处置活动的单位，应当依照法取得放射性固体废物贮存许可证或处置许可证，由国务院环境保护主管部门审批、颁发。
申请从事放射性固体废物贮存活动的单位，应具备条件之一：有三名以上放射性废物管理、辐射防护、环境监测方面的专业技术人员，其中至少有一名注册核安全工程师；
申请从事低、中水平放射性固体废物处置活动的单位，应当具备主要条件：①有国有或者国有控股的企业法人资格，有不少于三干万元的注册资金：②有十名以上放射性废物管理、辐射防护、环境监测方面的专业技术人员，其中注册核安全工程师不少于三名；
申请从事高水平放射性固体废物处置和α放射性固体废物处置活动的单位，应当具备主要条件：①有国有或者国有控股的企业法人资格，有不低于一亿元的注册资金；②有二十名以上放射性废物管理、辐射防护、环境监测方面的专业技术人员，其中注册核安全工程师不少于五名。
申请领取处置许可证的单位，应当向国务院环境保护主管部门提出书面申请，提交的放射性固体废物处置管理制度证明文件包括：处置操作规程、质量保证大纲及程序文件清单、处置设施运行监测计划、辐射监测计划、应急预案、记录档案管理文件、信息管理系统证明文件等；主管部门自受理许可证申请之日起20个工作日内完成审查。
贮存许可证和处置许可证的有效期为十年，许可证有效期届满90日前，向国务院环境保护主管部门提出延续申请。并提交下列材料：①许可证延续申请文件；②许可证有效期内的贮存或者处置活动总结报告；③辐射监测报告；④国务院环境保护主管部门要求的其他材料。
贮存许可证持证单位应当如实完整地记录所收贮放射性固体废物来源、数量、特征、贮存位置、清洁解控或者送交处置等相关信息。
贮存许可证持证单位应当于每年3月31日前，向国务院环境保护主管部门提交上一年度贮存活动总结报告，包括废物贮存、清洁解控、送交处置、辐射监测等内容。
处置许可证持证单位应当如实完整地记录所处置放射性固体废物来源、数量、特征、处置位置等与处置活动有关的信息。放射性固体废物处置档案记录应当永久保存。
处置许可证持证单位应当于每年3月31日前，向国务院环境保护主管部门提交上一年度处置活动总结报告，包括废物接收、处置设施运行、辐射监测等内容。
| 项目 | 贮存 | 低、中水平放射性固体废物处置 | 高水平放射性固体废物处置和α放射性固体废物处置 |
|---|---|---|---|
| 企业法人资格 | / | 国有或国有控股企业法人 | 国有或国有控股企业法人 |
| 注册资金 | / | 不少于3000万元 | 不低于1亿元 |
| 专业技术人员 | 3名以上（含1名注册核安全工程师） | 10名以上（其中注册核安全工程师不少于3名） | 20名以上（其中注册核安全工程师不少于5名） |
| 必要设施设备 | 贮存设施、放射性检测设备 | 处置设施、放射性检测设备、防护器材 | 处置设施、放射性检测设备、防护器材 |
| 财务担保 | / | 需提供财务担保 | 需提供财务担保 |
| 档案管理 | 记录档案管理 | 记录档案和信息管理系统 | 记录档案和信息管理系统 |
| 管理制度 | 管理制度、质保大纲及程序文件 | 管理制度、质保大纲及程序文件 | 管理制度、质保大纲及程序文件 |
| 许可证审批 | 国务院环保主管部门20个工作日内完成审查； | 国务院环保主管部门20个工作日内完成审查； | 国务院环保主管部门20个工作日内完成审查； |
| 许可证有效期 | 许可证有效期10年，到期90日前申请延续 | 许可证有效期10年，到期90日前申请延续 | 许可证有效期10年，到期90日前申请延续 |
| 记录要求 | 来源、数量、特征、贮存位置、清洁解控或送交处置等信息 | 来源、数量、特征、处置位置等与处置活动有关的信息 | 来源、数量、特征、处置位置等与处置活动有关的信息 |
| 记录保存 | / | 放射性固体废物处置档案永久保存 | 放射性固体废物处置档案永久保存 |
| 年度报告提交 | 每年3月31日前提交上一年度贮存活动总结报告 | 每年3月31日前提交上一年度处置活动总结报告 | 每年3月31日前提交上一年度处置活动总结报告 |
| 年度报告内容 | 废物贮存、清洁解控、送交处置、辐射监测等 | 废物接收、处置设施运行、辐射监测等 | 废物接收、处置设施运行、辐射监测等 |
3.501 核材料管制条例实施细则
核材料许可证持有单位法人代表对所持有的核材料负有全面安全责任。
核材料许可证持有单位在核材料发生被盗、破坏、丢失、非法转让和非法使用事件时，必须迅速采取措施，并立即报告当地公安部门以及上级领导部门，并写出事故报告。
国家对核材料实行许可证管理制度，申请单位必须提前六个月提交核材料许可证申请报告。申请核材料许可证必须提交的文件：核材料许可证申请报告、核材料账目与衡算管理实施计划；核材料实物保护与保密实施计划；其他必要的支持性文件。
铀矿石及其初级产品（即核纯铀化合物之前的产品）、已移交给军队的核制品、以及免于登记的核材料不属于核材料帐务系统。
许可证持有单位必须建立核材料衡算制度，在持有核材料期间，进行衡算工作。属下列情况的核材料，经测量和入帐后，其衡算工作即可终止：①已经在反应堆中消耗的；②已经按规定手续转让到另一单位的；③已经作为废气、废液排放，或者作为废物进行了处置，不再回收的。
许可证持有单位，根据各自的特点，把核设施划分成材料平衡区，按核材料分类进行衡算，每个平衡区要有完整的账目，实行独立的材料衡算。
许可证持有单位应建立核材料的实物盘存制度，其基本要求是：①每年至少进行一次全面、严格的实物盘存。对钚-239、铀-233及铀-235丰度大于20%的浓缩铀等核材料，每年至少进行两次实物盘存；②规定记录和报告的截止日期，在规定时间内（一般在年底）进行盘存；③制定实物盘存计划和工作程序，对盘存过程进行监督。
为保证盘存准确可靠，必须做到：①按核材料的种类及物理化学形态进行分类盘存；②盘存中所有项目的核材料数量必须是测量值；③对设备中核材料的实物盘存和待回收物料，必须制定严格的措施，保证盘存质量；④排放或处置废气、废液、废物时必须测量其中的核材料含量。
核材料账目的原始记录要求清楚、正确、系统和完整，至少保存五年；
核材料衡算的方法及评价①核材料衡算应采用闭合平衡方法，其基本公式如下：不平衡差MUF=期初存量+调入量-期末存量-调出量-已知损失量；②当不衡差MUF大于其标准误差的2倍时，就认为材料未达到闭合平衡，有可能存在核材料的丢失、盗窃或非法转移。
根据核材料的质量、数量及危害性程度，划分为三个保护等级，实行分级管理。
核材料实物保护，固定场所的警卫和守护：①一级核材料部位设武装警卫，出入人员使用专门证件，严格控制非本单位工作人员进入，确因工作需要进入者，须经单位主管领导批准，履行登记手续，并由本单位人员陪同；库房实行"双人双锁"制度；②二级核材料部位设武装警卫，或固定专人昼夜看守。出入人员使用专门证件；③三级核材料部位设专人看守，或将核材料存入安全装置内；
固定场所的实体屏障：①一级核材料的场所至少要建立两道完整、可靠的实体屏障，储存一级核材料必须有保险库或保险柜；②二级核材料的场所要建立两道实体屏障，其中必须有一道是完整可靠的。储存二级核材料必须有坚固的库房或柜；③三级核材料的场所必须建立一道完整、可靠的实体屏障。
托运单位负责运输保卫，应会同运输、产品、安防和保卫等有关部门制定运输保卫方案，一级及二级核材料运输保卫措施必须向当地公安机关报告；
一级核材料的运输必须派武装押运；
途中发生破坏、偷盗、抢劫核材料的事故或案件，要妥善保护现场，并迅速向当地公安机关及上级领导部门报告，协助有关部门追查处理。
| 等级 | 警卫措施 | 实体屏障 | 报警监视系统 | 运输保卫措施 |
|---|---|---|---|---|
| 一级 | 武装警卫；严格控制人员出入 | 两道完整可靠的实体屏障；保险库保险柜 | 报警和监视安防系统 | 运输保卫措施向当地公安报告；武装押运 |
| 二级 | 武装警卫或固定专人昼夜看守 | 两道实体屏障（一道完整可靠）；坚固的库房或柜 | 报警或监视 | 运输保卫措施向当地公安报告 |
| 三级 | 专人看守或存入安全装置 | 一道完整可靠的实体屏障 | / | / |
3.601 民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定
从事民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动的单位，应当取得民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验许可证。
民用核设施营运单位，应当对民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动进行质量管理和过程控制，做好监造和验收工作；对在役的民用核安全设备进行检查、试验、检验和维修并对民用核安全设备的使用和运行安全承担全面责任。
国务院核安全监管部门对民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动实施监督管理。
申请领取民用核安全设备无损检验许可证的单位，应当按照无损检验方法向国务院核安全监管部门提出申请。**无损检验方法包括射线检验（RT）、超声检验（UT）、磁粉检验（MT）、涡流检验（ET）、渗透检验（PT）、泄漏检验（LT）、目视检验（VT）**等。
申请领取民用核安全设备制造或者安装许可证的单位，应当根据其申请的设备类别、核安全级别、活动范围、制造和安装工艺、材料牌号、结构型式等制作具有代表性的模拟件。还应当提交模拟件制作方案和质量计划、完成相应的鉴定试验。自受理之日起45个工作日内完成审查。
民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验许可证有效期限为5年。有效期届满6个月前，向国务院核安全监管部门提出延续申请
民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验单位变更许可证规定的活动种类或者范围的，应当向国务院核安全监管部门重新提出申请。
民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验单位应当根据其质量保证大纲和民用核设施营运单位的要求，在民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动开始前，编制项目质量保证分大纲。项目质量保证分大纲应当适用、完整、接口关系明确，并经民用核设施营运单位审查认可。应当根据具体活动编制相应的质量计划，并经民用核设施营运单位审查认可。民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验单位应当按照项目质量保证分大纲的要求，对所有过程进行控制，并对发现的问题进行处理和纠正。
民用核安全设备设计单位在设计活动开始前，明确；确定设计接口控制措施、设计验证方式和内容以及设计变更控制措施。
设计单位设计验证人员应当具有一定的设计经验、校核能力以及相对独立性。
无损检验工作应当由民用核安全设备无损检验Ⅱ级或者Ⅱ级以上无损检验人员为主操作；无损检验结果报告应当由Ⅱ级或者Ⅱ级以上无损检验人员编制、审核，并履行相关审批手续。
民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验单位，不得将国务院核安全监管部门确定的关键工艺环节分包给其他单位。关键工艺清单由国务院核安全监管部门制定。
民用核设施营运单位对民用核安全设备的安全运行负全面责任。
民用核安全设备设计、制造、安装单位，应当在每季度开始7个工作日内，向国务院核安全监管部门提交上一季度活动情况报告。
民用核安全设备无损检验单位，应当在完成无损检验10个工作日内，向国务院核安全监管部门报告无损检验内容和检验结果。
民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验单位，应当按照下列规定向国务院核安全监管部门报告：①开展涉及核安全的重要会议、论证等活动的，提前7个工作日报告：②出现重大质量问题的，在24小时内报告；③因影响民用核安全设备质量和核安全而导致民用核设施营运单位发出停工指令的，在3个工作日内通报。
民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验单位，应当于每年4月1日前向国务院核安全监管部门提交上一年度的评估报告。
民用核安全设备监督检查分为例行检查和非例行检查。非例行检查可以不预先通知。监督检查分为综合性检查、专项检查和检查点检查，主要通过现场检查、文件检查、记录确认或者对话等方式进行：
国务院核安全监管部门及其派出机构可以进行独立验证，验证方式包括计算复核和检验验证。检查点一般分**记录确认点（R点）、现场见证点（W点）、停工待检点（H点）**等三类。
3.602 民用核安全设备无损检验人员资格管理规定
无损检验人员的资格等级分为Ⅰ级（初级）、Ⅱ级（中级）和Ⅲ级（高级）。
国务院核安全监管部门负责无损检验人员的资格管理，统一组织资格考核，颁发资格证书，对无损检验人员资格及相关资格考核活动进行监督检查。
Ⅰ级无损检验人员在Ⅱ级或者Ⅲ级无损检验人员的监督指导下方可承担下列工作：①安装和使用仪器设备；
②按照无损检验规程进行无损检验操作：③记录检验数据。Ⅱ级无损检验人员承担下列工作：①根据确定的工艺，编制无损检验规程；②
调整和校验仪器设备，实施无损检验活动；③
依据标准、规范和无损检验规程，评价检验结果；④
编制无损检验结果报告；⑤
监督和指导Ⅰ级无损检验人员；⑥本规定第七条所列工作。Ⅲ级无损检验人员承担下列工作：①确定无损检验技术和工艺；
②制定特殊的无损检验工艺；③对无损检验结果进行评定；④编制验收准则；⑤审核无损检验规程和结果报告；⑥本规定第八条所列工作。Ⅰ级和Ⅱ级的资格考核包括理论考试和操作考试。Ⅲ级的资格考核包括理论考试、操作考试和综合答辩。
资格证书的有效期限为5年。
鼓励聘用单位对Ⅱ级和Ⅲ级无损检验人员在职称评定、薪酬待遇、荣誉激励等方面给予政策倾斜。
无损检验人员一般应当固定在一个单位执业，确需在两个单位执业的，应当报国务院核安全监管部门备案。变更聘用单位的，应当由其聘用单位向国务院核安全监管部门。
3.603 民用核安全设备焊接人员资格 管理规定
国务院核安全监管部门负责焊接人员的资格管理，统一组织资格考核，颁发资格证书，对焊接人员资格及相关资格考核活动进行监督检查。
焊接人员是指从事民用核安全设备焊接操作的焊工、焊接操作工；焊接方法是指焊接活动中的电弧焊（包括焊条电弧焊、钨极惰性气体保护电弧焊、熔化极气体保护电弧焊、埋弧焊等）和高能束焊（包括电子束焊、激光焊等）。
首次参加资格考核的申请人员应当通过理论考试和相应焊接方法的操作考试。参加增加焊接方法资格考核的申请人员只需要进行相应焊接方法的操作考试。
民用核安全设备焊接人员资格证书的有效期限为5年。
焊接人员一般应当固定在一个单位执业，确需在两个单位执业的，应当报国务院核安全监管部门备案。焊接人员变更聘用单位，经国务院核安全监管部门同意后变更。
焊接人员应当按照焊接工艺规程开展焊接活动。
3.604 进口民用核安全设备监督管理规定
国务院核安全监管部门负责对境外单位进行注册登记管理，并对其从事的民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动实施监督检查。
国务院核安全监管部门应当在受理申请后45个工作日内完成审查。
国务院核安全监管部门可以组织专家进行技术评审，必要时可以派员到境外申请单位进行现场核查。技术评审和现场核查所需时间不计算在前款规定的期限内。
注册登记确认书有效期限为5年。有效期届满6个月前，重新向国务院核安全监管部门提出注册登记申请。
民用核设施营运单位，应当自对外贸易合同生效之日起20个工作日内，向国务院核安全监管部门及其派出机构提交书面报告。
3.701 放射性物品运输安全许可管理办法
范围：从事放射性物品运输和放射性物品运输容器设计、制造等活动，应当依法办理有关许可和备案手续。
分类管理：国家对放射性物品运输实施分类管理，根据放射性物品的特性及其对人体健康和环境的潜在危害程度，将放射性物品分为一类、二类和三类。
放射性物品的具体分类和名录，由国务院核安全监管部门制定。
设计基本要求：一类放射性物品运输容器的设计，应当在首次用于制造前报国务院核安全监管部门审查批准。二类放射性物品运输容器的设计，应当在首次用于制造前报国务院核安全监管部门备案。
设计单位应当通过试验验证，采用可靠、保守的分析论证，或者采取两者相结合的方式对设计的放射性物品运输容器的安全性能进行评价。
放射性物品运输容器的设计应当满足国家放射性物品运输安全标准。
申请批准一类放射性物品运输容器的设计，设计单位应当向国务院核安全监管部门提出书面申请，并提交下列材料：设计总图及其设计说明书、设计安全评价报告书；质量保证大纲。
二类放射性物品运输容器的设计单位应当按照国家放射性物品运输安全标准进行设计，并在首次用于制造30日前，将下列材料报国务院核安全监管部门备案：设计总图及其设计说明书；设计安全评价报告表。
国务院核安全监管部门应当自受理一类放射性物品运输容器的设计批准申请之日起45个工作日内完成审查。在审查过程中，应当组织专家进行技术评审。技术评审方式包括文件审查、审评对话、现场见证（检查）等。
一类放射性物品运输容器设计批准书有效期为5年。有效期届满6个月前，向国务院核安全监管部门提出书面延续申请，并提交下列材料：质量保证大纲实施效果的说明；设计依据标准如有变化，是否符合新标准的说明。
为了控制放射性物品在运输过程中可能产生的弥散，放射性物品设计成特殊形式或者低弥散形式的，其防弥散的形式可视为放射性物品运输容器包容系统的组成部分。
特殊形式放射性物品和低弥散放射性物品的设计方案，应当符合国家放射性物品运输安全标准的有关要求，并报国务院核安全监管部门审查批准。
从事一类放射性物品运输容器制造活动的单位，应当向国务院核安全监管部门申请领取制造许可证，应当自受理申请之日起45个工作日内完成审查。许可证有效期为5年。有效期届满6个月前，向国务院核安全监管部门提出书面延续申请。
从事二类放射性物品运输容器制造活动的单位，应当报国务院核安全监管部门备案。
使用境外单位制造的一类放射性物品运输容器的，应当在首次使用前报国务院核安全监管部门审查批准。自受理申请之日起45个工作日内完成审查，批准书有效期为5年。届满6个月前向国务院核安全监管部门提出书面延续申请。
使用境外单位制造的二类放射性物品运输容器的，应当在首次使用前报国务院核安全监管部门备案。
申请使用境外单位制造的一类放射性物品运输容器的单位，应当向国务院核安全监管部门提出书面申请，并提交下列材料：①设计单位所在国核安全监管部门颁发的设计批准文件的复印件；②
设计单位出具的设计安全评价报告书；③ 制造单位相关业绩的证明材料；④
制造单位出具的质量合格证明；⑤符合中华人民共和国法律、行政法规规定，以及国家放射性物品运输安全标者经国务院核安全监管部门认可的标准的说明材料。使用境外单位制造的二类放射性物品运输容器的，应当在首次使用前将下列文件报国务院核安全监管部门备案：①制造单位出具的质量合格证明；②设计单位出具的设计安全评价报告表；③符合中华人民共和国法律、行政法规规定，以及国家放射性物品运输安全标准或者经国务院核安全监管部门认可的标准的说明材料。
托运一类放射性物品的，托运人应当编制放射性物品运输的核与辐射安全分析报告书，报国务院核安全监管部门审查批准。一类放射性物品从境外运抵中华人民共和国境内，或者途经我国境内运输的，托运人应当编制放射性物品运输的核与辐射安全分析报告书，报国务院核安全监管部门审查批准。二类、三类放射性物品从境外运抵中华人民共和国境内，或者途经中华人民共和国境内运输的，托运人应当编制放射性物品运输的辐射监测报告，报国务院核安全监管部门备案。
托运人可以自行或者委托技术单位编制放射性物品运输的核与辐射安全分析报告书，报告书的格式和内容，由国务院核安全监管部门规定，监管部门应当自受理放射性物品运输的核与辐射安全分析报告书之日起45个工作日内完成审查。
在审查过程中，国务院核安全监管部门可以组织专家进行技术评审。技术评审所需时间不计算在前款规定的期限内。
一类放射性物品运输的核与辐射安全分析报告批准书有效期为5年。核与辐射安全分析报告批准书有效期届满，需要延续的，托运人应当于核与辐射安全分析报告批准书有效期届满6个月前，向国务院核安全监管部门提出书面延续申请。
一类放射性物品启运前，托运人应当将下列材料报启运地的省、自治区、直辖市人民政府生态环境主管部门备案：一类放射性物品运输辐射监测备案表；辐射监测报告。辐射监测报告，在托运人委托有资质的辐射监测机构对拟托运一类放射性物品的表面污染和辐射水平实施监测后，由辐射监测机构出具。
[特殊安排]有下列情形之一，托运人应当编制放射性物品运输的核与辐射安全分析报告书，在运输前报经国务院核安全监管部门审查同意：①因形状特异不适直专门设计和制造运输容器的；②只是一次性运输，专门设计和制造符合国家放射性物品运输安全标准的运输容器经济上明显不合理的。
[过境运输审批]一类放射性物品从境外运抵中华人民共和国境内，或者途经中华人民共和国境内运输的，托运人或者其委托代理人应当编制放射性物品运输的核与辐射安全分析报告书，报国务院核安全监管部门审查批准。二类、三类，托运人应当委托有资质的单位监测，编制放射性物品运输的辐射监测报告，报国务院核安全监管部门备案。国务院核安全监管部门应当出具相应的放射性物品运输的辐射监测报告备案证明。
对于运输容器相同，放射性内容物相同，且半衰期小于60天的放射性物品，进口单位可以每半年办理一次辐射监测报告备案手续。
3.702 放射性物品运输安全监督管理办法
国务院核安全监管部门负责对全国放射性物品运输的核与辐射安全实施监督管理。
省、自治区、直辖市环境保护主管部门负责对本行政区域内放射性物品运输的核与辐射安全实施监督管理。
放射性物品运输容器设计单位应当具备与设计工作相适应的设计人员、工作场所和设计手段，按照放射性物品运输容器设计的相关规范和标准从事设计活动，并为其设计的放射性物品运输容器的制造和使用单位提供必要的技术支持。
从事一类放射性物品运输容器设计的单位应当依法取得设计批准书。设计批准书应当在设计阶段明确首次使用前对运输容器的结构、包容、屏蔽、传热和核临界安全功能进行检查的方法和要求。
放射性物品运输容器设计单位应当通过试验验证或者分析论证等方式，对其设计的放射性物品运输容器的安全性能进行评价。安全性能评价应当贯穿整个设计过程，保证放射性物品运输容器的设计满足所有的安全要求。
放射性物品运输容器设计单位应当按照国务院核安全监管部门规定的格式和内容编制设计安全评价文件。
设计安全评价文件应当包括结构评价、热评价、包容评价、屏蔽评价、临界评价，货包（放射性物品运输容器与其放射性内容物）操作规程、验收试验和维修大纲，以及运输容器的工程图纸等内容。
放射性物品运输容器设计单位对其设计的放射性物品运输容器进行试验验证的，应当在验证开始前至少20个工作日提请国务院核安全监管部门进行试验见证，并提交下列文件：①初步设计说明书和计算报告；②试验验证方式和试验大纲；③试验验证计划。国务院核安全监管部门应当及时组织对设计单位的试验验证过程进行见证，并做好相应的记录。
开展特殊形式和低弥散放射性物品设计试验验证的单位，应当提交初步设计说明书和计算报告提请试验见证。
申请批准一类放射性物品运输容器的设计，国务院核安全监管部门原则上应当对该设计活动进行一次现场检查；对于二类、三类放射性物品运输容器的设计，国务院核安全监管部门应当结合试验见证情况进行现场抽查。
国务院核安全监管部门对放射性物品运输容器设计单位进行监督检查时，应当检查质量保证大纲和试验验证的实施情况、人员配备、设计装备、设计文件、安全性能评价过程记录、以往监督检查发现问题的整改落实情况等。
放射性物品运输容器制造单位应当在制造活动开始前，依据设计提出的技术要求编制制造过程工艺文件；采用特种工艺的，应当进行必要的工艺试验或者工艺评定。
一类、二类放射性物品运输容器制造单位，应当运输容器进行统一编码。应当于每年1月31日前将上一年度制造的运输容器的编码清单报国务院核安全监管部门备案。三类放射性物品运输容器制造单位，应当于每年1月31日前将上一年度制造的运输容器的型号及其数量、设计总图报国务院核安全监管部门备案。
一类放射性物品运输容器制造单位应当在每次制造活动开始前至少三十日，向国务院核安全监管部门提交制造质量计划。国务院核安全监管部门应当根据制造活动的特点选取检查点并通知制造单位。
国务院核安全监管部门对一类放射性物品运输容器的制造活动应当至少组织一次现场检查；对二类放射性物品运输容器的制造，应当对制造过程进行不定期抽查；对三类放射性物品运输容器的制造，应当根据每年的备案情况进行不定期抽查。
一类放射性物品运输容器的使用单位在采购境外单位制造的运输容器时，应当在对外贸易合同中明确运输容器的设计、制造符合我国放射性物品运输安全法律法规要求，以及境外单位配合国务院核安全监管部门监督检查的义务。
托运人对放射性物品运输的核与辐射安全和应急工作负责，对拟托运物品的合法性负责，并依法履行各项行政审批手续。托运一类放射性物品的托运人应当依法取得核与辐射安全分析报告批复后方可从事运输活动。
托运人与承运人应当对直接从事放射性物品运输的工作人员进行运输安全和应急响应知识的培训和考核，并建立职业健康档案。
接收人应当对所接收的放射性物品进行核对验收，发现异常及时通报托运人和承运人
托运人应当根据拟托运放射性物品的潜在危害建立健全应急响应体系，针对具体运输活动编制应急响应指南，并在托运前提交承运人。
托运人应当会同承运人定期开展相应的应急演习。
托运人应当对每个放射性物品运输容器在制造完成后、首次使用前进行详细检查，确保放射性物品运输容器的包容、屏蔽、传热、核临界安全功能符合设计要求。
托运人应当按照运输容器的特点，制定每次启运前检查或者试验程序，并按照程序进行检查。检查时应当核实内容物符合性，并对运输容器的吊装设备、密封性能、温度、压力等进行检测和检查，确保货包的热和压力已达到平衡、稳定状态，密闭性能完好。
对装有易裂变材料的放射性物品运输容器，应当检查吊装设备、密封性能、温度、压力、中子毒物和其他临界控制措施。
托运一类放射性物品的，托运人应当委托有资质的辐射监测机构在启运前对其表面污染和辐射水平实施监测，辐射监测机构应当出具辐射监测报告。
托运二类、三类放射性物品的，托运人应当对其表面污染和辐射水平实施监测，并编制辐射监测报告，存档备查。
托运人应当根据放射性物品运输安全标准，限制单个运输工具上放射性物品货包的数量。承运人应当按照托运人的要求运输货包。放射性物品运输和中途贮存期间，承运人应当妥善堆放，采取必要的隔离措施，并严格执行辐射防护和监测要求。
在运输途中货包受损、发生泄漏或者有泄漏可能的，托运人和承运人应当立即采取措施保护现场，限制非专业人员接近，并由具备辐射防护与安全防护知识的专业技术人员按放射性物品运输安全标准要求评定货包的污染程度和辐射水平，消除或者减轻货包泄漏、损坏造成的后果。经评定，货包泄漏量超过放射性物品运输安全标准要求的，托运人和承运人应当立即报告事故发生地的县级以上环境保护主管部门，并在环境保护主管部门监督下将货包移至临时场所。货包完成修理和去污之后，方可向外发送。
放射性物品运输中发生核与辐射安全事故时，托运人和承运人应当根据核与辐射事故应急响应指南的要求，做好事故应急工作，并立即报告事故发生地的县级以上环境保护主管部门。
一类放射性物品启运前，托运人应当将放射性物品运输的核与辐射安全分析报告批准书、辐射监测报告，报启运地的省、自治区、直辖市环境保护主管部门备案。
对一类放射性物品的运输，启运地的省、自治区、直辖市环境保护主管部门应当在启运前对放射性物品运输托运人的运输准备情况进行监督检查。
对一类放射性物品的运输，冶运地的省、自治区、直辖市环境保护主管部门对运输频次比较高、运输活动比较集中的，可以根据实际情况制定监督检查计划，原则上检查频次每月不少于一次；对二类放射性物品的运输，可以根据实际情况开展抽查，原则上检查频次每季度不少于一次；对三类放射性物品的运输，可以根据实际情况实施抽查，原则上检查频次每年不少于一次。
省、自治区、直辖市环境保护主管部门应当根据运输货包的类别和数量，按照放射性物品运输安全标准对本行政区域内放射性物品运输货包的表面污染和辐射水平开展启运前的监督性监测。
放射性物品运输容器使用单位应当按照放射性物品运输安全标准和设计要求制定容器的维修和维护程序，严格按照程序进行维修和维护，并建立维修、维护和保养档案。
一类放射性物品运输容器使用单位应当对其使用的一类放射性物品运输容器每两年进行一次安全性能评价。安全性能评价应当在两年使用期届满前至少三个月进行，并在使用期届满前至少两个月编制定期安全性能评价报告。
定期安全性能评价报告，应当包括运输容器的运行历史和现状、检查和检修及发现问题的处理情况、定期检查和试验等内容。
一类放射性物品运输容器使用单位应当于两年使用期届满前至少三十日，将安全性能评价结果报国务院核安全监管部门备案。
放射性物品启运前的监督检查包括以下内容：①运输容器及放射性内容物：检查运输容器的日常维修和维护记录、定期安全性能评价记录（限一类放射性物品运输容器）、编码（限一类、二类放射性物品运输容器）等，确保运输容器及内容物均符合设计的要求。②托运人启运前辐射监测情况，以及随车辐射监测设备的配备；③表面污染和辐射水平；④标记、标志和标牌是否符合要求；⑤运输说明书，包括特殊的装卸作业要求、安全防护指南、放射性物品的品名、数量、物理化学形态、危害风险以及必要的运输路线的指示等；⑥核与辐射事故应急响应指南；⑦核与辐射安全分析报告批准书、运输容器设计批准书等相关证书的持有情况；⑧直接从事放射性物品运输的工作人员的运输安全、辐射防护和应急响应知识的培训和考核情况；⑨直接从事放射性物品运输的工作人员的辐射防护管理情况。
对一类、二类放射性物品运输的监督检查，还应当包括卫星定位系统的配备情况。
4.1 研究堆安全分类
| 分类 | I类研究堆 | II类研究堆 | III类研究堆 |
|---|---|---|---|
| 分类准则 | 功率低、剩余反应性低、裂变产物总量少 | 功率、剩余反应性和裂变产物总量属于中等 | 功率、剩余反应性和裂变产物总量都较高 |
| 功率等级 | 小于500 kW | 500kW～10MW | 10MW |
| 冷却方式 | 自然对流冷却 | 自然对流冷却或强迫循环冷却 | 强迫循环 |
| 停堆与冷却 | 可靠的停堆手段或较好的负反馈效应，不要求有专设堆芯冷却系统 | 保证堆芯在要求时间内得到冷却 | 必须设置应急冷却，以保证堆芯余热的有效排出 |
| 安全要求 | 即使厂房倒塌或由于堆水池或其他包容结构的正常密封丧失造成堆芯或乏燃料裸露于空气，以及堆芯燃料重大破裂 | 只要厂房不倒塌、堆芯水池或容器不丧失正常的密封性、反应堆堆芯不裸露堆芯流道不堵塞 | 只有在反应堆厂房或包容体、堆芯或容器或其他包容结构不丧失正常的完整性密封性 |
| 安全要求 | 即使厂房倒塌或由于堆水池或其他包容结构的正常密封丧失造成堆芯或乏燃料裸露于空气，以及堆芯燃料重大破裂 | 只要厂房不倒塌、堆芯水池或容器不丧失正常的密封性、反应堆堆芯不裸露堆芯流道不堵塞 | 只有在反应堆厂房或包容体、堆芯或容器或其他包容结构不丧失正常的完整性密封性 |
4.2 民用核燃料循环设施分类原则与基本安全要求
核燃料循环设施安全总目标是建立并保持对电离辐射的有效防御，以保护人和环境免于电离辐射的危害。
辐射防护目标：任何辐射照射情况下，保持在低于国家规定限值并处于可合理达到的尽量低水平，确保减轻事故的辐射后果。
技术安全目标：采取一切合理可行的措施预防事故的发生，并在一旦发生事故时减轻其辐射后果和化学危害后果；对于在设计中考虑过的所有可能事故，包括概率很低的事故，要以高可信度保证辐射后果和化学危害后果低于国家规定限值且尽可能小，并保证有严重辐射后果的事故发生的概率极低。
纵深防御应贯彻于核燃料循环设施安全有关的全部活动，包括与组织人员行为或设计等有关方面，以保证这些活动均置于多重防御措施之下。即使有故障发生，它也将由适当措施予以探测、补偿或纠正。
设计应采用纵深防御，以提高多层次防御（固有特性、设备及规程）能力
纵深防御通常分为五个层次。每一独立有效层次的防御都是纵深防御的基本组成部分。应确保与安全相关的活动能够纳入独立的纵深防御层次。
| 纵深防御层次 | 防御目标 |
|---|---|
| 第一层次防御 | 防止偏离正常运行及防止系统失效 |
| 第二层次防御 | 探测和纠正偏离正常运行状态 |
| 第三层次防御 | 事故控制在设计基准范围内 |
| 第四层次防御 | 控制超设计基准事故，包括阻止事故的发展和缓解事故后果 |
| 第五层次防御 | 减轻放射性物质大量释放造成的放射性后果 |
核燃料循环设施纵深防御层次及每一层纵深防御的程度（独立性、多样性和冗余性）应与设施的潜在危害相适应，具体措施可通过安全分析进行评价和确定。
核燃料循环设施根据放射性物质总量、形态和潜在事故风险或后果进行分类。按照合理、简化方法，核燃料循环设施分为如下四类：
一类 厂外显著风险 后处理、高放废液集中处理/贮存
| 分类 | 风险特征 | 主要设施类型 |
|---|---|---|
| 一类 | 厂外显著风险 | 后处理、高放废液集中处理/贮存 |
| 二类 | 厂内显著风险并高临界 | 离堆乏燃料贮存、MOX元件制造 |
| 三类 | 厂内显著风险或临界 | 铀浓缩、铀元件制造、中低放集中处理/贮存 |
| 四类 | 厂内风险或工业风险 | 天然铀纯化/转化、重水堆元件制造 |
核燃料循环设施营运单位应落实故障安全理念和双偶然原则，在设计中尽可能通过工程措施提高设施的固有安全性，并在运行中高度重视临界安全的行政管理，确保易裂变物质的操作、加工、处理和贮存的临界安全。在可能发生临界事故的场所，应设置足够灵敏和可靠的临界事故探测与报警系统。
核燃料循环设施营运单位应在设计和运行中采取工程措施和管理措施保证实现辐射防护目标和技术安全目标，确定合理的剂量约束和潜在照射危险约束，制定辐射防护大纲、流出物监测和辐射环境监测大纲，实施辐射防护最优化。
核燃料循环设施的设计和运行应采取先进成熟的工艺和合理可行的措施，确保废物安全，实现放射性废物最小化。
一类设施基本安全要求：设施中抗震|类物项的抗震设计基准按万年一遇考虑。设施防洪投计按可能最大洪水考虑。应急状态一般分为应急待命、厂房应急、场区应急和场外应急。
二类设施基本安全要求：设施中抗震I类物项的抗震设计基准按万年一遇考虑，MOX元件制造设施中抗震类物项可按50年超越概率10%地震作用进行弹性设计。设施防洪设计按可能最大洪水考虑。应急状态原则上分力应急待命、厂房应急和场区应急。
三类设施基本安全要求：重要建（构）筑物抗震设防类别应按特殊设防类执行，即50年超越概率63%地震作用的两倍进行弹性设计，50年超越概率2%~3%地震作用的两倍进行弹塑性验算设施防洪设计按不低于500年一遇洪水考虑。应急状态一般分为应急待命和厂房应急，也可能包括局部区域场区应急。
四类设施基本安全要求：重要建（构）筑物抗震设计基准按不低于建筑工程重点设防类执行。设施防洪设计按不低于200年一遇洪水考虑。营运单位应根据事故评价结果制定有效的应急预案
核燃料循环设施营运单位应通过辐射分区、辐射屏蔽、密封、通风过滤、出入口控制和辐射监测等措施，控制放射性物质对人体的辐射照射和沾污。
| 类别 | 设施单位 | 抗震设计基准 | 防洪设计 | 应急状态 |
|---|---|---|---|---|
| 一类设施 | 后处理设施；高放废液集中处理 | 抗震I类物项，万年一遇 | 最大洪水 | 应急待命、厂房应急、场区应急、场外应急 |
| 二类设施 | 离堆乏燃料贮存设施；MOX元件混合 | 抗震I类物项，万年一遇； | 最大洪水 | 应急待命、厂房应急、场区应急 |
| ^ | MOX元件按50年超越概率10%地震进行弹性设计 | |||
| 三类设施 | 铀浓缩设施、铀燃料元件制造设施、 | 特殊设防类执行: | 500年一遇 | 应急待命、厂房应急、局部场区应急 |
| ^ | 中低放废液集中处理、贮存设施 | - 50年超越概率63%地震两倍进行弹性设计 | ||
| ^ | - 50年超越概率2%~3%地震两倍进行弹塑性验算 | |||
| 四类设施 | 天然铀纯化/转化设施；天然铀设 | 不低于建筑工程重点设防类执行 | 200年一遇 | 根据事故评价结果制定 |
- 在影响安全的因素发生重大变化时，应根据设施安全特性、运行现状（特别是放射性存量）结合具体的厂址特征，采用现实假设对核设施进行安全评估，采取一事一议的方式，确定整改和运行方案。
4.3 放射性物品分类和名录
- 按照国务院《放射性物品运输安全管理条例》中第三条的规定，根据放射性物品的特性及其对人体健康和环境的潜在危害程度，将放射性物品分为一类、二类和三类。
| 放射性物品等级 | 主要物品 | 辐射影响程度 |
|---|---|---|
| 一类放射性物品 | Ⅰ类放射源、高水平放射性废物、乏燃料 | 重大辐射影响 |
| 二类放射性物品 | Ⅱ类和Ⅲ类放射源、中等水平放射性废物 | 一般辐射影响 |
| 三类放射性物品 | IV类和V类放射源、低水平放射性废物、放射性药品 | 较小辐射影响 |
- 放射性物品分类不改变国标GB11806中关于放射性物品货包的分类及相应的设计要求。放射性物品分类和名录与GB12268中有关放射性物品运输分类和列名等内容协调一致。
4.4 放射性废物分类
放射性废物分类体系基本原则是，以实现放射性废物的最终安全处置为目标，根据各类废物的潜在危害以及处置时所需的包容和隔离程度进行分类，并使废物的类别与处置方式相关联，确保废物处置的长期安全。
建立放射性废物分类体系的目的是，为国家放射性废物管理战略提供基础，为放射性废物的产生、处理、贮存、处置等全过程安全管理提供依据，确保以安全和经济的方式管理废物。
放射性废物分为极短寿命放射性废物、极低水平放射性废物、低水平放射性废物、中水平放射性废物和高水平放射性废物等五类，其中极短寿命放射性废物和极低水平放射性废物属于低水平放射性废物范畴。
放射性废物活度浓度越高，对废物包容和与生物圈隔离的要求就越高。豁免废物或解控废物不属于放射性废物。
极短寿命放射性废物、极低水平放射性废物、低水平放射性废物、中水平放射性废物和高水平放射性废物对应的处置方式分别为贮存衰变后解控、填埋处置、近地表处置、中等深度处置和深地质处置。
豁免或者解控的剂量准则：在合理预见的一切情况下，被豁免的实践或源（或者被解控的物质）使任何个人一年内所受到的有效剂量在10μSv量级或更小，而且即使在发生低概率的意外不利情况下，所受到的年有效剂量不超过1mSv。对于主要含天然放射性核素的大量物质，应当采用年附加有效剂量不超过1mSv作为豁免剂量准则。
极短寿命放射性废物：废物中所含主要放射性核素的半衰期很短，长寿命放射性核素的活度浓度在解控水平以下极低水平，极短寿命放射性核素半衰期一般小于100天，通过最多几年时间的贮存衰变，放射性核素活度浓度即可达到解控水平，实施解控。常见的极短寿命放射性废物如医疗使用碘-131及其他极短寿命放射性核素时产生的废物
极低水平放射性废物：废物中放射性核素活度浓度接近或者略高于豁免水平或解控水平长寿命放射性核素的活度浓度应当非常有限，仅需采取有限的包容和隔离措施，可以在地表填埋设施处置，或者按照国家固体废物管理规定，在工业固体废物填埋场中处置。极低水平放射性废物的活度浓度下限值为解控水平，上限值一般为解控水平的10~100倍常见极低水平放射性废物如核设施退役过程中产生的污染土壤和建筑垃圾。
低水平放射性废物：废物中短寿命放射性核素活度浓度可以较高，长寿命放射性核素含量有限，需要长达几百年时间的有效包容和隔离，可以在具有工程屏障的近地表处置设施中处置。近地表处置设施深度一般为地表到地下30米。低水平放射性废物的活度浓度下限值为极低水平放射性废物活度浓度上限值。低水平放射性废物来源广泛，如核电正常运行产生的离子交换树脂和放射性浓缩液的固化物。
中水平放射性废物：废物中含有相当数量的长寿命核素，特别是发射α粒子的放射性核素，不能依靠监护措施确保废物的处置安全，需要采取比近地表处置更高程度的包容和隔离措施，处置深度通常为地下几十到几百米。一般情况下，中水平放射性废物贮存和处置期间不需要提供散热措施。中水平放射性废物的活度浓度下限值为低水平放射性废物活度浓度上限值，中水平放射性废物的活度浓度上限值为4E11Bq/kg，且释热率小于或等于2kW/m³。中水平放射性废物一般来源于含放射性核素钚-239的物料操作过程、乏燃料后处理设施运行和退役过程等。
高水平放射性废物：废物所含放射性核素活度浓度很高，使得衰变过程中产生大量的热，或者含有大量长寿命放射性核素，需要更高程度的包容和隔离，需要采取散热措施应采取深地质处置方式处置。高水平放射性废物的活度浓度下限值为4E11Bq/kg，或释热率大于2kW/m³。常见的高水平放射性废物如乏燃料后处理设施运行产生的高放玻璃固化体和不进行后处理的乏燃料。
| 分类 | 极短寿命放射性废物 | 极低水平放射性废物 | 低水平放射性废物 | 中水平放射性废物 | 高水平放射性废物 |
|---|---|---|---|---|---|
| 处置方式 | 贮存衰变后解控 | 填埋处置 | 近地表处置 0～-30m | 中等深度处置 几十～几百米 | 深地质处置 |
| 处置期限 | - | - | 几百年 | - | - |
| 半衰期特征 | T₁/₂ < 100d | - | - | - | - |
| 活度浓度特征 | - | 接近豁免/解控水平， | 短寿命浓度可较高，长寿命有限 | 相当数量的长寿命，特别含α的， | 活度浓度很高，大量释热，大量长寿命 |
| 活度浓度max | - | max为解控水平的10～100倍 | - | max为4E11Bq/kg；释热率≤2kW/m³ | - |
| 散热要求 | - | - | - | 不需要散热措施 | 需要散热措施 |
| 典型废物 | 医用碘-131（8d） | 核退役中的土壤、建筑垃圾 | 树脂、浓缩液的固化物 | 钚-239工艺、后处理产生的废物 | 高放废液玻璃固化体、不进行后处理的乏燃料 |
4.10 注册核安全工程师执业资格关键岗位名录
工程公司20；设计、审评16；营运（2机组）8；多堆4+n；单堆2；甲环7；铀燃后345；
5.1 核材料实物保护公约及其修正案
1989年对中国生效。
5.2 核设施与核材料实物保护公约
“核材料”系指钚，但钚-238同位素含量超过80%者除外；铀-233；同位素235或233浓缩的铀；非矿石或矿渣形式的含天然存在的同位素混合物的铀；任何含有上述一种或多种成分的材料；
“同位素235或233浓缩的铀”系指含有铀同位素235或233或两者总含量对同位素238的丰度比大于天然存在的同位素235对同位素238的丰度比的铀；
一缔约国建立、实施和维护实物保护制度的责任完全在于该国。
每一缔约国应建立、实施和维护适用于在其管辖下核材料和核设施的适当的实物保护制度，目的是：①防止盗窃和其他非法获取在使用、贮存和运输中的核材料；②确保采取迅速和综合的措施，以查戏和在适当时追回失踪或被盗的核材料：当该材料在其领土之外时，该缔约国应依照第五条采取行动；③保护核材料和核设施免遭破坏；④减轻或尽量减少破坏所造成的放射性后果。
防止盗窃和其他非法获取在使用、贮存和运输中的核材料，每一缔约国应：①建立和维护管理实物保护的法律和监管框架；②设立或指定一个或几个负责实施法律和监管框架的主管部门；③采取对核材料和核设施实物保护必要的其他适当措施。
每一缔约国应在不妨碍本公约任何其他条款的情况下，在合理和切实可行的范围内适用以下”核材料和核设施实物保护的基本原则”。基本原则一：国家责任
；基本原则二：国际运输中的责任；基本原则三：法律和监管框架；基本原则四：主管部门；基本原则五：许可正持有者的责任；基本原则六：安全保卫文化；基本原则七：威胁；基本原则八：分级方案；基本原则九：纵深防御；基本原则十：质量保证；基本原则十一：意外情况计划；基本原则十二：保密问题每一缔约国应在其国内法律范围内采取符合国际法的适当步骤，以便尽可能切实保证在进行国际核运输时，其国境内的核材料、或装载在往来该国从事运输活动并属其管辖的船舶或飞机上的核材料，均按照附件所列级别予以保护。
有关缔约国应酌情相互并与国际原子能机构和其他相关国际组织交换信息，以便保护受到或胁的核材料，核查装运容器的完整性或追回被非法获取的核材料，并应①经由外交和其他商定途径协调其工作；②在接到请求时给予协助；③确保归还已追回的因上述事件被盗或丢失的核材料。
两个或两个以上缔约国之间发生有关本公约的解释或应用的争端时，这些缔约国应进行协调以期用谈判方法或争端各方都可接受的任何其他和平解决争端方法来解决争端。
5.3 核安全公约
核安全公约的目的是：①
通过加强本国措施与国际合作，包括适当情况下与安全有关的技术合作，以在世界范围内实现和维持高水平的核安全；②在核设施内建立和维持防止潜在辐射危害的有效防御措施，以保护个人、社会和环境免受来自此类设施的电离辐射的有害影响；③防止带有放射后果的事故发生和一旦发生事故时减轻此种后果。必要时该缔约方应确保作为紧急事项采取一切合理可行的改进措施，以提高核设施的安全性。如果此种提高无法实现，则应尽可能快地执行使这一核设施停止运行的计划。确定停止运行的日期时得考虑整个能源状况和可能的替代方案以及社会、环境和经济影响。
每一缔约方应采取适当步骤确保将监管机构的职能与参与促进或利用核能的任何其他机构或组织的职能有效地分开。
每一缔约方应确保核设施安全的首要责任由有关许可证的持有者承担，并应采取适当步骤确保此种许可证的每一持有者履行其责任。
安全优先：每一约方应采取适当步骤确保从事与核设施直接有关活动的一切组织为核安全制定应有的优先政策。
人的因素：每一缔约方应采取适当步骤，以确保在核设施的整个寿期内都要考虑到人的工作能力和局限性。
在核设施建造和调试之前及在其整个寿期内进行全面而系统的安全评价，此类评价应形成文件并妥善归档，随后根据运行经验和新的重要安全资料不断更新，并在监管机构的主管下进行审查。
利用分析、监视、试验和检查进行核实，以确保核设施的实际状况和运行始终符合其设计、可适用的本国安全要求以及运行限值和条件。
对于任何新的核设施，厂内和厂外应急计划应在该核设施以监管机构同意的高于某个低功率水平开始运行前编制好并作过演习。
核设施的设计考虑到运行可靠、稳定和容易管理，并特别注意人的因素和人机接口。
缔约方会议的语文为阿拉伯文、中文、英文、法文、俄文和西班牙文。
5.4 乏燃料管理安全和放射性废物管理安全联合公约
目标：①通过加强本国措施和国际合作，包括情况合适时与安全有关的技术合作，以在世界范围内达到和维持乏燃料和放射性废物管理方面的高安全水平；②在满足当代人的需要和愿望而又无损于后代满足其需要和愿望的能力的前提下，确保在乏燃料和放射性废物管理的一切阶段都有防止潜在危害的有效防御措施，以便在目前和将来保护个人、社会和环境免受电离辐射的有害影响；③
防止在乏燃料或放射性废物管理的任何阶段有放射后果的事故发生，和一旦发生事故时减轻事故后果。“处置”系指将乏燃料或放射性废物置于合适的设施内并且不打算回取；
“贮存”系指为回取将乏燃料或放射性废物存放于起保护作用的设施；
“密封源”系指永久密封在小盒内或受到严密约束并呈固态的放射性物质，不包括反应堆燃料元件；
乏燃料、放射性废物管理一般安全要求：每一缔约方应采取以下适当步骤，以确保在乏然料管理的所有阶段充分保护个人、社会和环境免受放射危害。①确保乏燃料、放射性废物管理期间的临界问题和所产生余热的排除问题得到妥善解决；②确保与乏燃料管理有关的放射性废物的产生保持在与所采取的循环政策类型相一致的可实际达到的最低水平；确保放射性废物的产生保持在可实际达到的最低水平；③考虑乏燃料、放射性废物管理的不同步骤之间的相互依赖关系；④在充分尊重国际认可的准则和标准的本国的立法框架内，通过在国家一级应用监管机构核准的适当保护方法，对个人、社会和环境提供有效保护；⑤考虑可能与乏燃料管理、放射性废物管理有关的生物学、化学和其他危害；⑥努力避免那些对后代产生的能合理预计到的影响大于对当代人允许的影响的行动；⑦避免使后代承受过度的负担。
放射性废物管理设施系指主要用于放射性废物管理的任何设施或装置，包括正在退役的核设施，条件是缔约方将其指定为放射性废物管理设施；
拟议中乏燃料设施的选址，若邻近缔约方可能受影响，需跨境协商与数据共享提供设施总体数据，供其评估本国安全风险。
设计和建造设计阶段就考虑乏燃料、放射性废物管理设施退役的概念性计划并在必要时考虑有关的技术准备措施；
在乏燃料、放射性废物管理设施建造前进行系统的安全评价及环境评价，此类评价应与该设施可能有的危害相称，并涵盖其运行寿期；
每一缔约方应在本国的法律框架内采取为履行本公约规定义务所必需的立法、监管和行政管理措施及其他步骤。
任何个人在正常情况下受到的辐射剂量不超过充分考虑到国际认可的辐射防护标准后制定的本国剂量限制规定；
每一缔约方应采取适当步骤，以确保排放受到限制，以便：①在考虑到经济和社会因素的条件下使辐射照射保持在可合理达到的尽量低的水平；②使任何个人在正常情况下受到的辐射剂量不超过充分考虑到国际认可的辐射防护标准后制定的本国剂量限制规定。
在缔约方的领土可能受到附近的乏燃料或放射性废物管理设施一旦发生的辐射紧急情况的影响的情况下，该缔约方应采取适当步骤，编制和演习适用于其领土内的应急计划。
参与超越国界运输的每一缔约方，作为启运国的缔约方应采取适当步骤，以确保超越国界运输系经批准并仅在事先通知抵达国和得到其同意的情况下进行；
途经过境国的超越国界运输应受与所用具体运输方式有关的国际义务的制约；
作为抵达国的缔约方，仅当其具有以符合本公约的方式管理乏燃料或放射性废物所需的监管体制及行政管理和技术能力时，才能同意超越国界运输；
作为启运国的缔约方应采取适当步骤，以便在超越国界运输没有或不能遵照本条的规定完成且不能作出另外的安全安排时允许返回其领土。
缔约方不允许将其乏燃料或放射性废物运至南纬60度以南的任一目的地进行贮存或处置。
缔约方应允许废密封源返回其领土，条件是该缔约方已在本国的法律框架内同意将废密封源返回有资格接收和拥有废密封源的制造者。
每一缔约方应向每次缔约方审议会议提交一份国家报告，国家报告包括以下内容：①乏燃料管理政策；②乏燃料管理实践；③放射性废物管理政策；④放射性废物管理实践；⑤放射性废物的定义和分类所用的准则。
5.5 及早通报核事故公约
《及早通报核事故公约》适用于缔约国的或其管辖或控制下的人或法律实体的设施或活动、由此而引起或可能引起放射性物质释放、并已经造成或可能造成对另一国具有辐射安全重要影响的超越国界的国际性释放的任何事故。
缔约国在发生核事故时应立即直接或通过国际原子能机构，将该核事故及其性质、发生时间和在适当情况下确切地点通知实际受影响或可能会实际受影响的国家和机构；以及提供有关尽量减少对那些国家的辐射后果的情报。应提供的情报：①核事故的时间、在适当情况下确切地点及其性质；②涉及的设施或活动；③推测的或已确定的有关放射性物质超越国界释放的核事故的起因和可预见的发展；④放射性释放的一般特点，按实际可能和适当情况，包括放射性释放的性质、可能的物理和化学形态及数量、组成和有效高度；⑤预报放射性物质超越国界释放所需的当前和预测的气象和水文条件的情报；⑥有关放射性物质超越国界释放的环境监测结果；⑦已采取或计划采取的场外保护措施；⑧预测的放射性释放过程中的行为。
为促进其共同利益，各缔约国可考虑酌情缔结有关本公约主题事项的双边或多边协定。
若缔约国之间，或一缔约国与机构之间，对本公约的解释或适用发生争端，争端各方应进行磋商，以期通过谈判或以争端各方均能接受的任何其他和平方式解决争端。
5.6 核事故或辐射紧急援助公约
缔约国在发生核事故或辐射紧急情况时需要援助，不论是否起始于其领土、管辖或控制范围内，可以直接或通过机构向任何其他缔约国和向机构或其他政府间国际组织请求援助。
请求援助的缔约国应详细说明所需援助的范围和种类，并按实际可能向援助方提供必要的情报，以便援助方确定其能满足请求的程度。
各缔约国应在其力所能及的范围内确定并通知机构，在核事故或辐射紧急情况下向其他缔约国提供援助可动用的专家、设备和物资以及据以能够提供这种援助的条件，尤其是财务条件。
任何缔约国可以请求对受到核事故或辐射紧急情况影响的人们进行医疗或暂时安置到另一缔约国领土内的援助。
对援助的全面指导、管理、协调和监督应是请求国在其领土范围内的责任。
在援助涉及到人员的情况下，援助方应与请求国协商指定人员负责并对所提供的人员和设备保持直接的业务监督。
请求国应尽其所能为援助的妥善和有效管理提供当地的设施和劳务。
请求国应保证对援助方或代表该方为此目的而进入其领土的人员、设备和物资予以保护。
援助期间任一方提供的设备和物资的所有权不得变动，并应确保这类设备和物资的归还；
援助方在向公众公布有关核事故或辐射紧急情况下所提供的援助情况之前，应尽一切努力与请求国协调一致。
任一援助方可向请求国免费提供援助。在研究是否在这种基础上提供援助时，援助方应考虑到：①核事故或辐射紧急情况的性质；②核事故或辐射紧急情况的起源地；③发展中国家的需要；④无核设施国家的特殊需要；以及⑤任何其他有关因素。
请求国应给予援助方的人员和代表其行事的人员必要的特权、豁免和便利，以便履行其援助职务。
请求国应：对援助方为援助目的而运入请求国境内的设备和财物免除征税、关税或其他课征。对此类设备和财物免予没收、扣押或征用。
在不妨碍特权和豁免的情况下，凡享有本条所列特权和豁免的受益人，均有义务遵守请求国的法律和规章。他们还有义务不得干涉请求国的内政。