1.1目的

本規(guī)定的目的是根據(jù)《中華人民共和國民用核設施安全監(jiān)督管理條例》所規(guī)定的安全原則，對民用核燃料循環(huán)設施（以下簡稱核燃料循環(huán)設施）的安全提出必須滿足的基本要求。

1.2范圍

本規(guī)定適用于民用核燃料的生產(chǎn)、加工、貯存和后處理設施，不包括核燃料在反應堆內(nèi)使用的安全要求。
本規(guī)定的內(nèi)容涉及核燃料循環(huán)設施的選址、設計、建造、調(diào)試、運行和退役。本規(guī)定只規(guī)定核燃料循環(huán)設施的安全必須滿足的基本要求，對不同類型的核燃料循環(huán)設施應如何滿足這些要求則不作具體規(guī)定；同時，本規(guī)定也不對特定類型核燃料循環(huán)設施的安全提出專門要求，根據(jù)實際需要將制定相應的安全導則，作為本規(guī)定的說明和補充，對有關(guān)安全問題提出更具體的要求和較詳細的指導原則。
本規(guī)定不考慮核燃料循環(huán)設施的非輻射安全問題，除非由其可能引起輻射危害。
關(guān)于核材料管制方面的要求遵照核材料管制有關(guān)規(guī)定。

2.1營運單位的主要職責

營運單位必須對其核燃料循環(huán)設施的安全負全面責任，直至其核燃料循環(huán)設施退役終了或其責任已合法地轉(zhuǎn)移為止。其主要職責是：
（1）按照國家有關(guān)核安全法規(guī)的要求向國家核安全部門申請所規(guī)定的安全許可證件，提交批準和發(fā)放安全許可證件所需要的安全分析報告和其他有 關(guān)資料，并保證這些報告和資料符合要求。
（2）保證其核燃料循環(huán)設施的選址、設計、建造、調(diào)試、運行和退役符 合本規(guī)定和其他有關(guān)安全法規(guī)與標準的要求，遵循所規(guī)定的許可證條件。
（3）建立保證其核燃料循環(huán)設施的安全符合有關(guān)要求的制度和管理體制， 責任明確。
（4）制定并定期復審和修改各種工況下用以保證其核燃料循環(huán)設施安全 的各種規(guī)程、大綱和計劃。
（5）確保有數(shù)量足夠、受到充分培訓和能勝任其職責的合格工作人員，并為工作人員完成任務提供相應的條件。
（6）建立并保存所有安全重要活動的記錄，按要求定期向國家核安全部門提交報告；發(fā)生偏離運行狀態(tài)的事件或事故時，立即按報告制度報告事件或事故的性質(zhì)、范圍和后果，以及所采取的補救措施。
（7）接受國家核安全部門對其核燃料循環(huán)設施安全的監(jiān)督檢查。

2.2主管部門的主要職責

核燃料循環(huán)設施的主管部門對所屬核燃料循環(huán)設施的安全負領(lǐng)導責任，其主要職責是：
（1）對所屬核燃料循環(huán)設施的安全工作實施領(lǐng)導和管理，保證給予所屬核燃料循環(huán)設施的營運單位必要的支持，并對其進行督促檢查。
（2）參與有關(guān)核燃料循環(huán)設施安全法規(guī)的起草和制訂，組織制訂有關(guān)核燃料循環(huán)設施安全的技術(shù)標準。
（3）組織所屬核燃料循環(huán)設施的營運單位按照本規(guī)定和其他有關(guān)核安全法規(guī)的要求制訂和實施應急計劃。

2.3國家核安全部門的主要職責

國家核安全部門對核燃料循環(huán)設施的安全實施監(jiān)督，其主要職責是：
（1）制定有關(guān)核燃料循環(huán)設施的安全法規(guī)和導則，審查認可有關(guān)安全標準。
（2）按照本規(guī)定和其他有關(guān)安全法規(guī)的要求，審評核燃料循環(huán)設施營運單位提交的安全分析報告和其他有關(guān)資料，批準頒發(fā)相應的安全許可證件。
（3）對核燃料循環(huán)設施的選址、設計、建造、調(diào)試、運行和退役實施安全監(jiān)督檢查，核實核燃料循環(huán)設施的安全是否符合有關(guān)法規(guī)、標準和所規(guī)定的許可證條件。
（4）對不符合法規(guī)、標準或許可證條件的事項，要求予以糾正或補救，必要時，采取強制性措施。

3.1總目標

建立并保持有效的防御措施，保護工作人員、公眾和環(huán)境免遭輻射危害。

3.2輻射防護目標

確保在正常運行狀態(tài)下核燃料循環(huán)設施內(nèi)及由核燃料循環(huán)設施釋放出的放射性物質(zhì)所引起的輻射照射保持在合理可行盡量低的水平，并低于國家規(guī)定限值，確保事故引起的輻射照射的程度得到緩解。

3.3技術(shù)安全目標

采取一切合理可行的措施預防事故；對設計中考慮的所有事故，要確保其輻射影響是可接受的，并確保那些會導致嚴重輻射后果的事故發(fā)生的可能性極低。

4.1廠址要求

核燃料循環(huán)設施的廠址、廠址所在區(qū)域及其周圍環(huán)境必須滿足下列要求：
（1）在核燃料循環(huán)設施壽期內(nèi)不會發(fā)生嚴重影響核燃料循環(huán)設施安全的外部自然事件和人為事件，或者能夠采取合理可行的措施將可能發(fā)生的事件 的影響減至可以接受的程度。
（2）在核燃料循環(huán)設施正常運行狀態(tài)下，廠址與核燃料循環(huán)設施綜合影響所造成的對公眾的輻射照射能保持在合理可行盡量低的水平，并符合國家的規(guī)定。
（3）事故狀態(tài)下，能夠（包括能夠采取適當?shù)膽贝胧┦构娒庠獠豢山邮艿妮椛湔丈洹?br /> 4.2廠址評價
4.2.1必須考慮的因素
評價一個候選廠址是否符合4.1節(jié)提出的廠址要求時，必須綜合考慮以下諸方面的因素：
（1）廠址所在區(qū)域可能發(fā)生的影響核燃料循環(huán)設施安全的外部事件，如地震、洪水及極端氣象事件等自然事件和火災、爆炸及飛機墜毀等人為事件。
（2）可能影響核燃料循環(huán)設施運行和事故狀態(tài)下釋放的放射性物質(zhì)向人體轉(zhuǎn)移的廠址特征及其環(huán)境特征，如地形、氣象、水文、生態(tài)、土地和水資源的利用等。
（3）與評價個人和群體可能受到的輻射危害及必要時采取應急措施有關(guān)的特征，如人口密度與分布、交通和通訊等。
4.2.2廠址評價文件
必須將廠址評價結(jié)果寫成足夠詳細的文件，以供國家核安全部門進行獨立審評。該文件的內(nèi)容必須包括：
（1）按4.2.1的要求，對廠址的各項特征所作的評價及其結(jié)果。
（2）與廠址有關(guān)的設計基準外部事件及相應的設計基準。
（3）所采用的評價模型和分析方法。
（4）選定當前廠址的理由。

5.1總的要求

核燃料循環(huán)設施的設計與建造必須采用經(jīng)過試驗和工程經(jīng)驗證明為有效的技術(shù)，綜合考慮減輕事故后果的專設安全設施和限制事故發(fā)生頻率的安全系統(tǒng)的設置及可靠性要求，為本規(guī)定第3章所提出的安全目標的實現(xiàn)提供合理的保證。

5.2對外部事件破壞效應的防御

核燃料循環(huán)設施的設計必須與其廠址特征及環(huán)境條件相適應；其安全重要構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的設計基準和建造質(zhì)量必須為防御可能的外部自然事件和人為事件的破壞效應提供合理的保障。 5.3輻射安全

5.3.1放射性物質(zhì)的包容與控制
必須設置適當?shù)拿芊馄琳舷到y(tǒng)，提供可靠的密封功能和足夠的包容能力，將放射性物質(zhì)限制在規(guī)定部位或場所，使運行狀態(tài)和事故工況下規(guī)定部位或場所之外遭受放射性物質(zhì)污染的可能性減至最小；并保證任何放射性物質(zhì)外逸所造成的污染在運行狀態(tài)下低于規(guī)定限值，事故工況期間低于可接受限值。
5.3.2放射性物質(zhì)廠內(nèi)轉(zhuǎn)移的控制
核燃料循環(huán)設施的設計應使放射性物質(zhì)在廠內(nèi)的轉(zhuǎn)移減到最少。對于必需的放射性物質(zhì)在廠內(nèi)的轉(zhuǎn)移，必須提供在正常和可能的異常條件下均具有足夠安全性的轉(zhuǎn)移系統(tǒng)和設備，并采取相應的輻射屏蔽和監(jiān)測等措施，以防止放射性物質(zhì)泄漏和工作人員意外受照。
5.3.3放射性廢物的管理與排放控制
核燃料循環(huán)設施的設計應使放射性廢物的產(chǎn)生量減至最小。必須設置相應的放射性廢物管理系統(tǒng)，使設施運行所產(chǎn)生的放射性廢物得到適當?shù)姆诸?、收集、處理、貯存或處置；使排放至環(huán)境的放射性物質(zhì)的濃度和總量，在運行狀態(tài)下保持在規(guī)定限值以下并符合合理可行盡量低原則，事故工況下不超過可接受限值。
5.3.4工作人員的受照控制
必須設置足夠的輻射屏蔽和防護手段，并為工作人員提供盡可能縮短其受照時間的有效的工作環(huán)境和設備，使工作人員所受到的照射，在運行狀態(tài)下能保持在規(guī)定限值以下并符合合理可行盡量低原則，事故工況下不超過可接受限值。
5.3.5輻射監(jiān)測設備
必須設置用于在運行狀態(tài)和事故工況下進行充分輻射防護監(jiān)督的設備。

5.4易裂變材料的核臨界安全

5.4.1單元的核臨界安全
必須提供可靠的設計特性，使（并通過核臨界安全分析證明）易裂變材料單元在任何運行狀態(tài)和事故工況下均保持次臨界狀態(tài)。
5.4.2多單元陣列的核臨界安全
必須考慮陣列中單元間的相互作用，提供可靠的設計特性，使（并通過核臨界安全分析證明）陣列在任何運行狀態(tài)和事故工況下均保持次臨界狀態(tài)。
5.4.3核臨界事故的探測與報警
在可能發(fā)生核臨界事故的場所，必須設置足夠靈敏和可靠的核臨界事故探測與報警系統(tǒng)，并保持事故緩解措施的可用性。

5.5防火與防爆

必須根據(jù)火災與爆炸危險性分析，提供預防、探測、撲滅、限制和控制：火災與爆炸的措施和能力，使外部和內(nèi)部事件引起火災和爆炸的可能性及其 后果減至最小。

5.6輔助設施與系統(tǒng)

輔助設施與系統(tǒng)的設計必須考慮事故工況和應急條件下的需要，必須評價供電、供水等輔助設施與系統(tǒng)的容量和可靠性對安全重要構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的功能完整性的影響，必要時采取相應的防范措施。 5.7事故應急能力

必須根據(jù)需要提供適當?shù)氖鹿蕬贝胧┡c能力，包括設置事故報警、應急通訊、人員撤離和醫(yī)療救治等必要的應急設施與設備。

5.8核材料衡算管理與實物保護

核燃料循環(huán)設施的核材料衡算管理與實物保護必須符合《中華人民共和國核材料管制條例》和其他有關(guān)法規(guī)的要求。核燃料循環(huán)設施的設計與建造必須為滿足上述要求提供相應的條件。

5.9其他安全要求

5.9.1檢查、試驗與維修考慮
必須為安全重要系統(tǒng)和部件（或設備）的檢查、試驗和維修提供方便和條件，以保持它們執(zhí)行安全功能的能力。
5.9.2安全重要物項的共用
核燃料循環(huán)設施的安全重要構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件（或設備）不應與其他核設施共用，除非能夠證明這種共用不會影響參與共用的任何設施執(zhí)行其安全功能的能力（包括由事故工況恢復安全狀態(tài)的能力）。
5.9.3退役考慮
核燃料循環(huán)設施的設計必須考慮采取能夠簡化退役活動的措施，如盡可能減少被污染部件與設備的數(shù)量，便于構(gòu)筑物和設備去污，以及采用易于清除放射性廢物和被污染物品的措施等。
5.9.4鄰近核設施影響的考慮
位于其他核設施附近的核燃料循環(huán)設施，其設計與運行必須保證該設施與其他核設施的組合影響不給公眾的健康與安全造成不可接受的危害。

5.10質(zhì)量要求

核燃料循環(huán)設施安全重要構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件（或設備）的設計、制造、建造、試驗和維護必須采用適用的經(jīng)認可的標準，必須使之達到與其所執(zhí)行的安全功能的重要性相適應的質(zhì)量要求。
5.11設計安全分析和評價

核燃料循環(huán)設施許可建造前，其設計必須經(jīng)過安全分析和評價，以確認安全重要構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件（或設備）的設計基準，并證實整個核燃料循環(huán)設施的設計足以保證各種運行狀態(tài)和事故工況下的輻射照射和放射性物質(zhì)釋放不超過國家規(guī)定的相應限值。
營運單位在初步安全分析報告中，必須對其核燃料循環(huán)設施的設計及安全分析的結(jié)果進行足夠詳細的描述以便于國家核安全部門在批準發(fā)放建造許可證前對核燃料循環(huán)設施的安全特性進行獨立審評。

6.1總的要求

必須保證核燃料循環(huán)設施的運行按照設計要求和國家核安全部門批準的許可證條件進行。營運單位必須擁有為實現(xiàn)這一目標所需要的所有設備、人員和管理體制，并對這一目標的實現(xiàn)負責。
6.2運行限值與條件 必須根據(jù)核燃料循環(huán)設施的最終設計和安全分析與環(huán)境影響評價以及調(diào)試結(jié)果制定包括技術(shù)和管理兩個方面的運行限值和條件。必須根據(jù)運行經(jīng)驗和有關(guān)安全特性的實際變化，對運行限值和條件進行復審或修改。
運行限值和條件以及對運行限值和條件的修改必須經(jīng)國家核安全部門審評和批準。

6.3調(diào)試

必須制定調(diào)試大綱，并按調(diào)試大綱對核燃料循環(huán)設施進行調(diào)試，以驗證整個核燃料循環(huán)設施（特別是安全重要物項）均已按批準的要求建成并能按設計意圖發(fā)揮功能；同時收集安全運行所需要的基礎(chǔ)數(shù)據(jù)（特別是那些對安全具有特殊重要意義的部件和設備的診斷數(shù)據(jù)）和驗證正常運行規(guī)程的正確性。
調(diào)試大綱必須經(jīng)國家核安全部門認可。
必須按調(diào)試大綱要求將調(diào)試結(jié)果寫成書面文件，以便于國家核安全部門審評。

6.4運行安全管理

6.4.1安全管理機構(gòu)及職責
必須建立和保持適當?shù)穆氊煼置鞯陌踩芾頇C構(gòu)，并配備稱職的負責人和足夠數(shù)量的合格工作人員，以勝任和有效地履行各項安全管理職責。安全管理機構(gòu)必須保證核燃料循環(huán)設施以安全的方式運行，并嚴格遵守運行限值和條件。
6.4.2培訓
必須制定并執(zhí)行培訓和再培訓大綱，對運行人員、維修人員和其他與安全有關(guān)的人員進行充分的培訓和再培訓，使他們能有效地履行其職責。必須定期對培訓和再培訓大綱進行復審或修改，以保持其有效性。
6.4.3運行規(guī)程
必須保證所有與安全有關(guān)的運行操作均按正式批準的、詳細的、最新版本書面規(guī)程進行。運行規(guī)程必須符合所批準的運行限值與條件，并留有適當?shù)陌踩Ａ?。同時，運行規(guī)程還必須對在運行狀態(tài)和事故工況下應采取的行動作出明確的規(guī)定，并便于運行操作人員執(zhí)行。
必須對所有運行規(guī)程定期進行復審或修改，并將所作的修改及時通知有關(guān)人員。
營運單位有責任向國家核安全部門報送其運行規(guī)程。
6.4.4監(jiān)督、檢查、試驗和維修
必須制定并執(zhí)行安全重要物項的監(jiān)督、檢查、試驗和維修大綱，確保在符合輻射防護原則下對安全重要構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件（或設備）進行適當?shù)谋O(jiān)督、檢查、試驗和維修，使其功能可靠性和有效性保持與設計要求一致。
6.4.5修改
對安全重要物項以及運行限值與條件和運行規(guī)程的修改必須進行安全分析，并按規(guī)定程序進行鑒定、審查、批準和記錄，使所作的修改不降低保證 安全的能力。
影響到頒發(fā)運行許可證依據(jù)的安全重要構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件（或設備）的修改和運行限值與條件的修改（見6.2節(jié)），以及原先由國家核安全部門批準的文件的修改，必須在實施前經(jīng)國家核安全部門批準。
6.4.6運行輻射防護
必須制定并執(zhí)行運行輻射防護大綱，該大綱應包括輻射防護管理限值以及技術(shù)上和管理上所采取的預防措施，以確保涉及輻射照射的所有活動均按規(guī)定進行和受到監(jiān)督，并符合合理可行盡量低原則。
必須隨著經(jīng)驗的積累，對運行輻射防護大綱進行相應的復審或修改。
6.4.7記錄和報告管理
必須建立適當?shù)挠涗浐蛨蟾婀芾碇贫?，以保證記錄、報告和它們的保存與分發(fā)符合有關(guān)要求。

6.5應急計劃與準備

必須根據(jù)對核燃料循環(huán)設施潛在事故后果嚴重程度的評價和廠址特征，制定相應的應急計劃，并作好所規(guī)定的應急準備，以確?？赡艿木o急事態(tài)一旦發(fā)生時能夠?qū)嵤└黜楊A先計劃的措施，控制或抑制放射性物質(zhì)的釋放和減輕事故后果。
營運單位必須在核燃料循環(huán)設施開始運行前將其應急計劃（包括實施程序清單）提交國家核安全部門審評，并按批準的計劃進行相應的應急演習。在核燃料循環(huán)設施運行壽期內(nèi)，營運單位必須對其應急計劃定期進行復審或修改，并在可行的范圍內(nèi)定期進行所規(guī)定的演習。

6.6運行安全評價

6.6.1運行前的安全評價
核燃料循環(huán)設施許可運行前，必須對其運行安全進行分析與評價，以確認其設計、建造、運行規(guī)程及管理措施足以保證其運行符合設計要求，而不會對廠址內(nèi)外人員的健康與安全造成危害。
營運單位必須在最終安全分析報告中對這種分析與評價的結(jié)果進行足夠詳細的描述以便于國家核安全部門在批準發(fā)放運行許可證前對核燃料循環(huán)設施的運行安全進行獨立審評。
6.6.2運行期間的安全評價
在核燃料循環(huán)設施運行壽期內(nèi)，營運單位必須組織專家，定期對其核燃料循環(huán)設施的運行安全，包括安全重要物項的檢查試驗及維修記錄、運行規(guī)程、運行經(jīng)驗、核臨界安全、輻射防護實踐以及重要異常事件的調(diào)查結(jié)論等進行分析和評價，并在必要時采取糾正措施，以保證核燃料循環(huán)設施的運行始終符合設計要求和所批準的許可證條件。

7.1總的要求

核燃料循環(huán)設施運行壽期終止后，營運單位必須負責使其安全退役，并確保退役工作人員和公眾所受到的輻射照射保持在合理可行盡量低的水平。
只有經(jīng)國家核安全部門批準之后，營運單位才能終止其責任。

7.2退役的實施

核燃料循環(huán)設施的退役必須按照退役大綱進行。實施中必須確保安全并明確規(guī)定組織安排。退役大綱的內(nèi)容必須包括為使放射性廢物得到安全處置并使退役完成后所需監(jiān)視最少而應采取的一切步驟與措施。
營運單位必須將所制定的退役大綱和相應的退役安全分析報告報國家核安全部門審評，獲得批準后方可付諸實施。
退役的最終狀態(tài)必須經(jīng)國家核安全部門會同國家其它有關(guān)部門批準。

8.1基本要求

必須根據(jù)HAF0400《核電廠質(zhì)量保證安全規(guī)定》所規(guī)定的原則，制定和有效地實施核燃料循環(huán)設施的質(zhì)量保證大綱。質(zhì)量保證大綱的應用必須與規(guī)定物項對安全的重要程度相適應，并必須覆蓋設施全壽期過程中的所有安全重要活動。

8.2質(zhì)量保證責任

營運單位必須對其核燃料循環(huán)設施質(zhì)量保證大綱的制定、實施和評價負責。營運單位可以委托其他單位制定和實施其核燃料循環(huán)設施質(zhì)量保證大綱的全部或其中的一部分，但必須對大綱的有效性負責。

8.3質(zhì)量保證大綱

質(zhì)量保證大綱必須及早制定并報國家核安全部門審核，以適應工程實際 進展的需要。必須定期對質(zhì)量保證大綱的執(zhí)行狀況和適用性進行審查，發(fā)現(xiàn) 問題時，必須采取糾正措施。
所制定的質(zhì)量保證大綱必須：
（1）明確規(guī)定大綱所適用的物項、服務和工藝；
（2）明文規(guī)定負責計劃和執(zhí)行質(zhì)量保證活動的組織結(jié)構(gòu)及各有關(guān)組織和人員的責任與權(quán)力；
（3）對影響規(guī)定物項質(zhì)量的各項活動進行有效的控制，保證控制的嚴格程度與物項的安全重要性相一致；
（4）考慮影響質(zhì)量的各項活動的技術(shù)方面，為保證認可的工程標準、規(guī)范、技術(shù)條件和實踐經(jīng)驗經(jīng)過核實并得到遵守作出規(guī)定，除了管理性方面的控制之外，還應對要達到的技術(shù)目標的確切表述作出規(guī)定；
（5）保證影響質(zhì)量的各項活動是在合適的控制條件下完成的，控制條件應包括達到質(zhì)量要求所需要的環(huán)境條件、設備條件和技能等；
（6）確保必要時采用適當?shù)奶厥饪刂剖侄巍⒐に囂幚?、試驗設備和專門技能，以達到規(guī)定的質(zhì)量要求，并確保采用適合的檢查和檢驗方法對質(zhì)量進行證實；
（7）確保所有影響規(guī)定物項質(zhì)量的活動均按適合于該項活動的程序、細則或圖紙完成，程序、細則和圖紙應包括適當?shù)亩ㄐ院停ɑ颍┒康尿炇諟蕜t；
（8）確保實施影響規(guī)定物項質(zhì)量的各項活動的人員受到適當?shù)呐嘤柣蛑笇?，使之達到和保持應有的技術(shù)熟練程度；
（9）確保質(zhì)量保證記錄制度的建立和執(zhí)行。

名詞解釋

本規(guī)定中使用的一些特定術(shù)語的定義如下。
核燃料
含有易裂變核素的材料，放在反應堆內(nèi)能使自持核裂變鏈式反應得以實現(xiàn)。
民用核燃料循環(huán)設施
指民用核燃料的生產(chǎn)、加工、貯存及后處理設施，或這些設施中的任何一種。
核安全（安全）
完成正確的運行工況，事故預防或緩解事故后果從而實現(xiàn)保護廠區(qū)人員、公眾和環(huán)境免遭過量輻射危害。
許可證條件
指國家核安全部門根據(jù)有關(guān)法規(guī)批準頒發(fā)的安全許可證件中所規(guī)定的許可活動及其必須遵守的條件。
運行狀態(tài)
正常運行和預計運行事件這兩類狀態(tài)的統(tǒng)稱。
安全重要構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件（或設備）
具有和執(zhí)行核安全功能的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件（或設備），包括其功能喪失可能使工作人員或公眾受到過量輻射照射的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件（或設備）以及用以緩解事故可能引起的輻射照射的程度的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件（或設備）。
安全重要活動
指涉及或影響安全重要構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件（或設備）的功能或質(zhì)量的任何活動，例如廠址選擇和安全重要物項的設計、采購、加工、制造、運輸、貯存、清洗、土建施工、安裝、試驗、調(diào)試、運行、檢查、維護、修理、裝料、修改及退役等。
密封屏障系統(tǒng)
指由一道或多道獨立的實體屏障連同相應的輔助設備（包括通風設備）所構(gòu)成的系統(tǒng)，該系統(tǒng)能有效地限制或防止正常和異常條件下放射性物質(zhì)向工作場所或環(huán)境的釋放。
核臨界安全
含易裂變材料的系統(tǒng)的肯定不能維持自持鏈式核反應的狀態(tài)或保證這種狀態(tài)的措施。
單元
進行核臨界安全設計或管理時作為一個整體考慮的易裂變材料系統(tǒng)。
核臨界事故
由于鏈式反應的失控所造成的意外事故。
輔助設施與系統(tǒng)
指保持核燃料循環(huán)設施安全所必需的公用與支持性設施與系統(tǒng)，包括水、電、汽、氣等的供應設施與系統(tǒng)，以及通訊系統(tǒng)等。