1 引言
??????? 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、加工、貯存和后處理設施，不包括核燃料在反應堆內使用的安全要求。
??????? 本規(guī)定的內容涉及核燃料循環(huán)設施的選址、設計、建造、調試、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。
??????? 關于核材料管制方面的要求遵照核材料管制有關規(guī)定。
??????? 2 安全職責
??????? 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移為止。其主要職責是：
??????? （1）按照國家有關核安全法規(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、調試、運行和退役符 合本規(guī)定和其他有關安全法規(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、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，組織制訂有關核燃料循環(huán)設施安全的技術標準。
??????? （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）制定有關核燃料循環(huán)設施的安全法規(guī)和導則，審查認可有關安全標準。
??????? （2）按照本規(guī)定和其他有關安全法規(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 安全目標
??????? 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)設施內及由核燃料循環(huán)設施釋放出的放射性物質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 廠址選擇
??????? 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向人體轉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果。
??????? （2）與廠址有關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 設計與建造
??????? 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過試驗和工程經驗證明為有效的技術，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；其安全重要構筑物、系統(tǒng)和部件的設計基準和建造質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污染的可能性減至最?。徊⒈ＷC任何放射性物質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放射性物質廠內轉移的控制
??????? 核燃料循環(huán)設施的設計應使放射性物質在廠內的轉移減到最少。對于必需的放射性物質在廠內的轉移，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)，使設施運行所產生的放射性廢物得到適當?shù)姆诸悺⑹占?、處理、貯存或處置；使排放至環(huán)境的放射性物質的濃度和總量，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質量要求
??????? 核燃料循環(huán)設施安全重要構筑物、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量要求。