EJT1152-2002研究堆技术规格书编写要求.pdf 13页

'ICS27.120.10F61备案号:11077－2003EJ/T1152－2002研究堆技术规格书编写要求Thedevelopmentoftechnicalspecificationsforresearchreactors2002－11－20发布2003－02－01实施国防科学技术工业委员会发布前言本标准参照采用了ANSI/ANS-15.1－1990《研究堆技术规格书编写要求》。原标准是美国研究堆系列标准之一。在转化为我国核行业标准时原标准中采用的引用标准也进行了技术处理，使本标准适用于在我国使用，同时按GJB6000－2001《标准编写规定》对该美国国家标准重新进行编辑性修改。本标准适用于任何堆型及功率的研究堆，某些部分也可用于临界实验装置。本标准可用于研究堆编写技术规格书。其中行政管理部分还包含审评和监查部分，这部分有利于研究堆实施其运行质量保证功能。本标准由中国核工业集团公司提出。本标准由核工业标准化研究所归口。本标准起草单位：核工业标准化研究所。本标准主要起草人：张继才。研究堆技术规格书编写要求1范围本标准规定了编写研究堆技术规格书应当考虑的有关内容。本标准适用于研究堆技术规格书的编写。2规范性引用文件下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单（不包含勘误的内容）或修订版均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。定华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之二附件二―研究堆营运单位报告制度 HAF202－1995研究堆运行安全规定HAD202/01－1989研究堆运行管理3术语和定义下列术语和定义适用于本标准。3.1研究堆researchreactor自持可控中子裂变链式反应装置，用于研究、开发、教育、培训或实验。3.2合格操纵员certifiedoperator需要由资格认定机构授权批准以便在需要职业资格的反应堆岗位上承担特定任务和责任的个人。3.3通道channel由传感器、导线、放大器和输出装置组成，用来测量参数的数值。3.4通道标定channelcalibration对通道进行调整，使其输出在已知的量程和可接受的精度范围内与已知的通道测量参数值相符。标定应当包络整个通道，包括设备动作、报警或脱扣，并应当包括通道试验。3.5通道校验channelcheck对通道的可接受的执行能力（特性）进行的定性验证而作的试验，可以采用对通道性能进行观察、或与其它测量同样变量的独立通道或系统进行比较的方法。3.6通道试验channeltest将信号引入通道来验证其可运行性。3.7高级反应堆操纵员classAreactoroperator由资格认定机构授权批准的有资格指导反应堆操纵员的个人，他也是反应堆操纵员。3.8反应堆操纵员classBreactoroperator有资格对反应堆控制器进行操作的个人。3.9密闭体confinement对特定空间有封闭特性的一整套设施，它能通过可控通道对进出封闭空间的空气进行控制。3.10包容体containment对特定空间有包容特性的一整套设施(例如，反应堆大厅)，正常情况下它是一个可进行试验的密闭结构，并为满足封闭功能要求承受一定的压差。3.11剩余反应性excessreactivity当所有反应性控制装置移动到最大反应工况时反应堆超出临界点的反应性量。3.12实验experiment用来研究非常规反应堆特性的任何运行活动，或把硬件或靶(不包括探测器类)放在堆池中、射线里或辐照设施内进行辐照活动，那些硬件或靶件没有被固定在堆芯或屏蔽结构上作为设计的组成部分。3.13测量值measuredvalue 在通道输出端口所显示的参数值。3.14可移动实验装置movableexperiment在反应堆运行过程中，实验装置的全部或一部分可以移进或靠近堆芯，或可以进出反应堆的实验装置。3.15可运行operable一个部件或系统能够执行其预期功能。3.16运行中operating一个部件或系统正在执行其预期功能。3.17保护动作protectiveaction反应堆安全系统内产生某个信号或启动设备运行的过程，它是对反应堆设施的某种变量或状态在到达某个规定极限的响应。它包括通道级、子系统级、仪表系统级和安全系统级保护动作。3.17.1通道级channellevel在保护仪表通道级，保护动作是指停堆信号的产生和传输，该信号指示反应堆参数已经到达特定限值。3.17.2子系统级subsystemlevel在保护仪表子系统级，保护动作是指停堆信号的产生和传输，该信号指示已经到达特定限值(在该级的保护动作将会导致安全停堆设备的运行)。3.17.3仪表系统级instrumentsystemlevel在保护仪表系统级，保护动作是指使安全停堆设备运行的命令信号的产生和传输。3.17.4安全系统级safetysystemlevel在反应堆安全系统级，保护动作是指使足够设备投入运行来立即关闭反应堆。3.18实验反应性价值reactivityworthofanexperiment实验插入反应堆预期位置或从预期位置移出所带来的反应性变化值。3.19受保护状态反应堆reactorsecured当有如下两种情况时反应堆处于受保护状态：反应堆中可利用慢化剂不足以达到临界，或者在最佳可用慢化和反射状态下，反应堆中没有足够的裂变材料来达到临界；b)存在下列工况：按技术规格书要求，最少数量的中子吸收控制棒组件被全部插入，或者其它安全组件处于停闭位置；并且操纵台钥匙开关处于断开位置并且钥匙已被人从锁上拿走；并且对堆芯燃料、堆内构件、固定式控制棒或控制棒驱动机构等（除非它们与控制棒实行了实体分隔之后，可以实施某些操作）没有实施任何操作；并且按照以下所引入两种反应性的较小者计，没有任何符合下列条件的实验被移走或投入，这些实验是指，如果它们被移走或投入，引入的反应性价值就会超过单个实验的最大允许价值，或者如果它们被移走或投入，引入的反应性价值就会超过一元。 3.20反应堆安全系统reactorsafetysystems1）安全上重要的系统，用于保证反应堆安全停堆、从堆芯排出余热或限制预计运行事件和事故工况后果。3.21反应堆运行中reactoroperating反应堆正在运行，包括未处于受保护状态的反应堆运行或是处于停堆状态的反应堆运行。3.22标准堆芯工况referencecorecondition反应堆堆芯处于环境温度(冷态)，并且氙的反应性价值可以忽略(小于0.30元)。3.23反应堆停堆reactorshutdown在考虑到所有已安装实验的反应性价值的标准堆芯工况下如果反应堆次临界度至少为一元，就是反应堆停堆。3.24控制棒controlrod由中子吸收材料或燃料(或两者)制造的一种装置，它用来改变中子通量和补偿常规的反应性损失，控制棒由连接器与其驱动机构相连接，当连接器脱开时就可以让控制棒执行安全功能。3.25调节棒regulatingrod一种低反应性价值控制棒，主要用来维持预期功率水平，它不必具有紧急停堆能力，但可能有一个装载有燃料的跟随体。其位置可以由手动改变，或者由伺服控制器改变。3.26瞬态棒transientrod控制棒的一种，它能产生一个反应性脉冲，从而快速引入反应性。3.27紧急停堆时间scramtime从发出紧急停堆信号开始到控制棒或安全装置完成规定动作之间所经历的时间。3.28受保护实验securedexperiment用机械方法固定在相对于反应堆固定位置的任何实验、实验装置或实验部件。固定它的约束力一定要比其在实验中可能承受的力大得多，这些可能承受的力或者是水力、风力、浮力或其它相对于实验运行环境都属于正常的力，或者是由可信的故障所产生的力。3.29停堆深度shutdownmargin为停堆提供可信的必需的最小反应性，反应堆能够借助控制和安全系统，当价值当量最高的控制棒卡在堆芯外，将反应堆从任何允许的运行工况置于次临界，并且勿需进一步的操作，该反应堆将停留在次临界状态。3.30非计划停堆unscheduledshutdown由反应堆安全系统动作、操纵员误操作、设备故障而引起的停堆或者为避免会给安全运行带来不利影响的工况而进行的手动停堆。非计划停堆不包括在试验或测试操作期间发生的停堆。 4应用4.1目的技术规格书是为研究堆安全运行和处理异常情况所提出的特定限值和设备要求(它们主要从安全分析报告中得出)。这些技术规格要求提出了安全运行所包络的广泛内容。4.2格式为了确保考虑到该技术规格书所包含内容的所有条目，在编写技术规格书时应尽可能对应本标准规定的章节标题和编号。从第5章开始，如果有可能，每个标题及其二级标题都要写上标题名，再往下一级或更下一级的所有标题或编号，如果认为合适就写上标题名，或根据需要作改变，或认为不合适就取消。在按照第5章、第6章、第7章和第8章中所包含的各独立技术要求编写技术规格书时，应当按下列固定格式给出相关内容：适用范围：叙述所包含的部件。目标：叙述技术规格的目的。技术规格：叙述约束某个系统或运行的具体数据、工况或限值。这是技术规格书里所包含的最重要的内容。依据：叙述所选技术规格的背景或原因，或指出参照了安全分析报告某个部分。用于支持技术规格书的其它资料应当清楚注明其来源。虽然以上叙述都提供重要信息，但只有“技术规格”有指导性，第9章“设计特点”和第10章“行政管理”只描述技术规格而勿需描述相关信息。5安全限值安全限值是指重要过程变量的限值，这些限值对于合理保护用于防止放射性不可控释放的基本实体屏障的完整性是必需的，这些基本实体屏障通常是指燃料包壳。5.1重要过程变量重要过程变量是可测量参数，它们或是单独地或是结合起来反映实体屏障的基本物理状况。这些参数可能包括燃料温度、反应堆功率、反应堆冷却剂流速、反应堆冷却剂进口或出口温度、池子液位或冷却剂压力。5.2准则——设置有专设冷却系统的反应堆安全限值应当依据由适当过程变量决定的基本物理状况来确定，通过测定合适的变量，这样它们如果没有超出安全限值，就能确保基本实体屏障的完整性。安全限值的计算应当考虑工程不确定性，功率分布不确定性、热通道因子及其它有关的不确定性。5.3准则——未设置有专设冷却系统的反应堆对于这类低功率反应堆，应当作如下考虑：如果计算显示不会有导致包壳熔化的可信事故，或者假如有裂变产物释放，也不会有足够超过允许极限的裂变产物释放到非限制区域，就不必规定安全限值;如果授权或许可证颁发机构要求规定安全限值，则应当规定导致包壳熔化的最高包壳温度。在这种情况下，就不应当要求对安全限值进行验证。6安全系统整定值每个反应堆的运行，都要确定安全系统整定值(LSSS)。安全系统整定值是为安全通道设置的限制性数值，当达到这些数值时就肯定会触发保护动作。选择了安全系统整定值后，在某安全限值到达之前，自动保护动作将会终止异常状态。安全系统整定值的计算应当包括过程不确定性、总的测量不确定性，以及过程仪表的瞬态现象。为了达到运行的灵活性，在可能的情况下，建议采用的实际安全系统触发点设置比规定值更保守些。6.1准则——设置有专设冷却系统的反应堆对与所设置的安全限值有关的每一个适用过程变量，都要规定安全系统整定值。安全系统整定值设置应当如此选择，即使得自动保护动作能阻止最严重预期瞬态达到安全限值。6.2准则——未设置有专设冷却系统的反应堆 保护系统整定值应当使得反应堆功率不能超过两倍的授权反应堆功率。7运行限制条件运行限制条件是对设备和运行特性所作的约束性管理要求，这些要求在装置运行过程中必须加以遵守。运行限制条件是装置安全运行所要求的最低功能或性能水平。7.1反应堆堆芯参数应当规定如下限值：剩余反应性；停堆深度；脉冲限值(例如，反应性、峰值功率、能量、燃料温度)；堆芯布置；反应性系数；燃料参数。7.2反应堆控制及安全系统应当规定如下限值：可运行控制棒的最小数目(按最大紧急停堆次数规定的可运行要求)；对于非脉冲运行，最大的反应性引入速率(只针对临界区域)；对于脉冲运行，最大的反应性引入；紧急停堆通道的最小数目(包括核的、过程的、辐射的以及手动的)；要求相互联锁的最低数目；备用停堆机构；为了检查、标定、维修或测量允许的通道旁路数目。7.3冷却剂系统应当对如下各项规定最少运行设备或运行限值，或两者同时规定：停堆冷却要求或泵要求；隔离阀；冷却剂水位限值；冷却剂泄漏或丧失探测；裂变产物活度探测；氢浓度(排出气体)限值；应急堆芯冷却系统；二次侧冷却剂活度限值；水化学要求(比如一段时间平均电导率限值)。7.4包容体或密闭体应当对需要包容或密闭的运行以及完成包容或密闭的所需设备予以规定。7.4.1需要包容或密闭的运行包括：反应堆运行；在容器、系统或贮存区域之外含有大量裂变产物的辐照过燃料或含燃料实验装置的移动；能够引起超过一元反应性变化的堆芯或控制棒作业；能够引起总价值超过一元反应性变化的实验装置移动。7.4.2完成包容或密闭所需的设备有：最低数量的设备(比如风机、过滤器、隔离阀、调节风门)和最低数量的正在使用或可使用的门，或两者；可运行的应急系统。7.5通风系统对通风系统应当规定：对于正常运行，最低数量运行的或可运行的(或两者)风机、过滤器和隔离阀；对应急运行，最低数量的可运行风机、过滤器和隔离阀。 7.6应急电源应当规定应急电源的类型(柴油机、电池组等)和数量，如果需要，还应规定最少机组数或最短运行时间。应当规定要求联接于应急电源的最少设备，本要求可以在本节规定，或在包含该设备的适当章节规定。7.7辐射监测系统及排出流7.7.1监测系统下述监测器应规定最少数量：大气监测器(气体和微尘)；裂变产物监测器；区域监测器；环境监测器，比如胶片式剂量计、热释光剂量计或其它安放在控制点的测量装置。当所要求的监测器不能工作时，就要利用手提式仪表、测量仪或分析仪来代替任何7.7.1中所述正常安装的监测器来进行监测，监测间隔时间为一周一次，或在反应堆连续运行期间一直监测。7.7.2排出流对排出流中下列放射性同位素应当规定释放限制：半衰期大于8天的卤素及微粒；所有其它放射性同位素，或各类放射性同位素；非例行短期释放，按照一天进行平均，对非限制区限制为不超过最大允许浓度(MPC)的10倍；长期释放，按照一年进行平均，对非限制区限制不超过最大允许浓度(MPC)。7.8实验在实验开始之前要先由审查组进行审查(见10.2.3c))。在适用程序(见10.4f))里包含了只适用于实验的运行限值。在技术规格书中只应出现基本限值。7.8.1反应性限值实验的反应性限值应当根据最大反应性引入的分析加以规定，该最大反应性引入能够由反应堆或其控制及安全系统在不超过安全限值的情况下进行处置。应当规定反应性限值的有：单个实验的最大绝对反应性价值；全部实验的反应性价值绝对值之和。7.8.2材料研究堆对任何材料都可以进行实验。然而，对大量特殊材料要规定特殊要求，比如可裂变材料、会带来大量能量释放的爆炸性或亚稳定性材料，对反应堆设备有腐蚀的材料或与冷却剂有强烈反应的材料。从详细分析到双重封装和大量原型试验都要规定要求。7.8.3故障及不正常工作任何实验的可信故障都不应导致规定限值的放射性释放或照射。实验的设计不应当对其它实验的事故，堆芯部件的损坏或会导致放射性不可控释放的基本实体屏障损坏有贡献。同样，反应堆瞬态不应当造成这样的情况，当某个实验因对某起事故有贡献时，反应堆瞬态使该实验无法进行下去。7.9特定装置的运行限制条件应当对专门用于特定装置的运行限制条件和与以上所列举的运行限制条件相比同样重要的运行限制条件加以规定。8监督要求由第7章所描述的特定系统规定了一个最低性能水平，而与之相匹配的第8章所描述的监督要求将描述监督的频率和范围来证明这样的性能。以下所列最大许可时间间隔只是为了给运行提供灵活性，而不是为了减少监督频率。所规定的监督频率应当长期维持。许可监督时间间隔不应超过以下时间。每五年一次(时间间隔最多不超过六年)；每二年一次(时间间隔最多不超过二年半)；每一年一次(时间间隔最多不超过15个月)； 每半年一次(时间间隔最多不超过7个半月)；每三个月一次(时间间隔最多不超过4个月)；每一月一次(时间间隔最多不超过6周)；每一周一次(时间间隔最多不超过10天)；每一天一次(在当天必须做完)。监督工作在停堆期间可以延期进行(那些在停堆时对安全作特别要求的监督除外)；然而监督工作必须在反应堆启动之前完成，除非执行监督工作要求反应堆运行，且这些监督工作宜在反应堆启动之后尽早完成。对于那些由于反应堆运行而不能执行的计划内监督，可以延期到计划停堆时进行。一般情况下，规定三种类型的监督要求：可运行性检查、标定和检验。根据装置和系统的情况，可运行性检查应当规定为每月一次到每季一次；标定和检验应当规定为每年一次到每两年一次。以下是为第7章“运行限制条件”中规定的系统所推荐的最长监督间隔要求。在适当的地方应当指出验收准则。允许的监督时间间隔及延期应在技术规格书里描述。8.1反应堆堆芯参数剩余反应性——一年一次到二年一次，以及在重大堆芯或控制棒变更之后；停堆深度——一年一次到二年一次，以及在重大堆芯或控制棒变更之后。8.2反应堆控制及安全系统包括峰值价值的控制棒反应性价值——一年一次或两年一次，或在重大堆芯或控制棒更换之后；控制棒拔出和插入速率——一年一次；瞬态棒及其机构的试验及检验——一年一次；控制棒紧急停堆时间——半年一次到一年一次，或每当对棒及其驱动系统实施任何维修或改动之后；紧急停堆通道：可运行性检查，包括脱扣动作和规定的联锁——停堆24h以上或3个月一次；标定——一年一次;可运行性试验——在修改或修理之后；2MW以上的热功率验证——在反应堆运行时，一月一次到一年一次；在2MW或2MW以下的热功率验证——一年一次。8.3冷却剂系统应急停堆和地坑泵的启动功能——三个月一次；应急冷却剂源的试验——一年一次，如果可行，该试验应包括系统部件；在役检查(如果有)——一年一次到两年一次；冷却剂放射性分析(如果必要)——一年一次；排出气体的氢气浓度(如果有)——启动时和在会引起氢气大量增加的重大变更后；导电率或pH值，或二者——每周一次至三个月一次。8.4包容体或密闭体8.4.1包容体功能关闭试验——三个月一次；整体泄漏率试验——一年一次到二年一次；真空泄放——一年一次；密封泄漏试验——修改或修理后。8.4.2密闭体功能试验——三个月一次；过滤器——一年一次到二年一次。8.5通风系统应急排气系统的可运行性检查——三个月一次；过滤器效率测量——一年一次到两年一次，或在主要维修之后。8.6应急电源 8.6.1柴油机或其它装置启动功能——一月一次到三个月一次；带负荷——一年一次到两年一次或改进之后，包括应急系统负荷的改变。8.6.2应急电池组电压和比重——三个月一次到半年一次；放电试验——五年一次。8.7放射性监测系统及排出流8.7.1监测系统可运行性(可能的话包括源的检查)——一月一次到三个月一次；标定——一年一次到两年一次。8.7.2排出流空气、水、土壤、当地植物等的环境监测——三个月一次到一年一次8.8实验在进行10.2.3中所描述审查及批准过程中，应当规定特殊的监督活动，但这些监督活动不是技术规格书中有代表性的部分。8.9特定装置监督应当规定监督要求来验证在7.9所描述的特定装置运行限值条件。9设计特点本章坚持最低限度的必要考虑是，确保与安全相关部件或设备的主要更改，只有在作适当的审评之后方能进行。最终安全分析报告宜包含确定这些技术规格的必要细节。因此，在本章中宜包含那些如果加以更改或修改，就会对安全产生明显影响的描述结构材料和几何布置的装置设计特征，并且这些设计特征没有包含在技术规格第6章、第7章、第8章或第9章中。这许多特点作为第6章、第7章、第8章和第9章的特殊技术规格的基础也许更为合适。应当在适当场合对如下特殊领域给予描述。9.1厂址及装置描述应当提供厂址及装置的总体描述，包括位置、非限制区或限制区等。如果在技术规格书的其它地方没有提到，则对辐射安全和辐射监测有重要影响的反应堆房间或厂房的特点，例如通风系统最小自由空气容积，排出流释放高度等，也应在此提供。9.2反应堆冷却剂系统应当描述反应堆冷却剂系统的设计。根据情况，这些内容包括材料、流体、温度、压力和适用规范。9.3反应堆堆芯及燃料本节应当包括正常堆芯布置的描述，包括燃料元件、控制棒数量及类型和任何与堆芯有关的其它特殊信息。授权反应堆燃料的每种类型都要予以描述。它们包括堆型(比如材料试验堆MTR等)、材料、富集度、物理描述和其它特点。堆芯参数，比如最大堆芯装载、热工特性、物理参数等没有包含在第5章、第6章和第7章，也应当在此作为设计特点予以描述。9.4裂变材料贮存燃料，包括不在堆内的有燃料的实验装置和燃料装置，应当按几何方式排列贮存，其有效增殖系数(Keff)对于使用轻水慢化和反射的所有工况，都不应当大于0.9，但使用经过批准的燃料运输容器的情况除外，若未经批准，该容器的有效增殖系数也要不大于0.9。10行政管理行政管理是有关组织和程序方面的要求。10.1组织机构根据具体情况，应规定组织的功能、人事安排、职责、资格和相关的培训和资格再评定要求。10.1.1结构营运单位应建立用于反应堆装置管理和运行的组织机构。对于特定装置，可以增加其它组织级别或员工来符合特殊装置要求。组织机构中各级别描述应当具体到个人。 10.1.2责任反应堆装置安全运行责任应当符合HAD202/01－1989中第2章“组织与责任”所规定的要求。对于各个管理级别的个人，除对方针政策和反应堆装置运行负责之外，还要对保护公众及装置工作人员免遭不适当辐射照射以及对遵守运行许可证和技术规格书的要求负责任。在任何情况下，只要有相应的资格，某一级的责任可以由指定的代表或更高一级的人来承担。10.1.3人员当反应堆处于未受保护状态时，应当配备的最少人员包括：在控制室有一个合格的反应堆操纵员；指定一个后备人员，能在装置上贯彻已经制定成功的书面指令。对于更复杂和更高功率的反应堆，该指令可能要求启动应急计划的第一阶段，包括撤离和启动通告程序。为了应付人员的紧急情况而缺席两小时是可以接受的，只要立即采取行动找到一个替补人员即可;3)一个指定的处于待命状态的高级反应堆操纵员，“待命状态”是指这个人：——已经按规定进行指定并且该指定已由值班操纵员所知晓；——使值班操纵员总能知道去什么地方找到他，以及与其联系的电话号码；——在正常情况下并在合理的时间内(例如30min)能够到达反应堆装置现场。控制室的操纵员应当很容易获得并使用标有姓名和电话号码的反应堆装置人员名单。这个名单包括：管理人员；辐射安全人员；其他运行人员。对下列事件,需要高级反应堆操纵员在装置现场：初始启动并提升功率；所有燃料棒或控制棒复位至反应堆堆芯区域；任何反应性价值超过一元的堆内实验复位；非计划停堆或显著的功率降低后功率的恢复(在这些情况下，要求有高级操纵员的记录成文的口头意见)。10.1.4人员的资格、选择和培训运行人员的资格、选择、培训和资格再评定，由业主负责，并报国家核安全管理部门批准。10.2审查与监查应当建立一种方法使管理者对反应堆装置运行的安全方面进行独立的审查和监查，以便向管理者提供建议。这两项工作可以由一个工作组来完成，也可以由不同的工作组完成。10.2.1组成与资格如果审查与监查是由一个小组承担，该组至少要三个成员，如果不同组承担，审查组至少要三个成员，监查组至少要一人。组成成员应是针对该反应堆技术有广泛代表性的专家。成员及替补成员应向营运单位负责人报告并由营运单位负责人指定。这些成员来自于运行组织内或者来自于运行组织外。合格且经批准的替补成员可以在正式成员缺席时进行替补。10.2.2组织章程及规则审查与监查功能的实现，应按包含下列内容的章程或指导进行：开会频率——每日历年不少于一次，并看具体情况（只要有正当理由）可以更频繁一些，使之能对装置所进行的活动作有效监督；法定人数——人数不应当少于成员的一半，并且运行人员不应当占多数；采用分组；会议记录的按时分发、审查和批准。10.2.3审查功能下列项目应予以审查：确认关于设备、系统、试验、实验或程序等建议更改不涉及未经审查的安全问题；所有新程序和程序的安全重要的主要修改、对具有安全重要的反应堆装置设备或系统的更改建议； 所有可能影响反应性或导致放射性产物释放的新实验或实验设备类型；对技术规格书、许可证或组织章程的更改建议；违反技术规格书、许可证或组织章程的行为。违反具有安全重要意义的内部程序或指令的行为；具有安全重要意义的运行异常；由10.7.2列出的可以报告的事件；监查报告。审查完成后，应当按时将审查组的书面报告或所发现问题的会议记录以及给出的建议，提交给营运单位负责人和审查及监查组成员。10.2.4监查功能应当对运行记录、日志和其它文件有选择性地(但是必须广泛)进行监查。监查也可以采用与熟悉业务的人员讨论和观察运行情况的方法。任何个人不能对其直接负责的领域的工作进行监查。监查项目应当包括：装置运行与技术规格书要求，以及与适用的许可证条件的符合性监查，这种监查至少一日历年一次(两次监查间隔不能超过15个月)；运行人员的再培训和资格再评定大纲的监查，至少每隔一个日历年一次(两次监查间隔不能超过30个月)；校正缺陷行动结果的监查，这些缺陷可能发生在影响反应堆安全的反应堆设备、系统、构筑物或运行方法上，至少每年一次(两次监查间隔不超过15个月)；反应堆装置应急计划及执行程序的监查，至少每隔一个日历年一次(两次监查间隔不超过30个月)。所发现的影响反应堆安全的缺陷应当立即报告营运单位负责人。应当在完成监查三个月之内，将监查所发现问题的书面报告承报给营运单位负责人以及审查和监查小组的成员。10.3辐射安全应当指定个人或小组，依据GB8703负责执行反应堆辐射防护大纲。该个人或小组应当向营运单位有关负责人报告。10.4程序在本节所列任何活动开始之前，要对准备好的书面程序进行审评和批准。这些程序的审评应当由审查组(见10.2.3)审评，并由运行部门的反应堆负责人或其指定代表来批准，这些审查与批准工作要按时形成文件。下列活动程序应包括在一个单独的手册里或一组程序里，或分散在不同的手册或程序里。反应堆启动、运行和关闭；燃料装卸及堆内移动；可能对反应堆安全造成影响的系统主要设备的维修；由技术规格书所要求的，或那些可能影响反应堆安全的监督检查、标定和检验；符合相应规程或导则的职业辐射防护。该程序应包括管理承诺和大纲以维持照射和释放可合理达到尽量低(ALARA)；运行及维修行政管理、辐照处理的行政管理以及可能影响反应堆安全和堆芯反应性的实验的行政管理；所要求计划执行情况，比如应急或保卫计划。以上程序的实质性改变，只有当审查组对其审查给出证明文件和由有关部门批准之后，才能生效。10.5实验审查及批准获得批准的实验应当依据已建立的并经批准的程序进行。下列条款应当予以叙述：所有新实验或实验类别应当在实验开始之前由审查组(见10.2.3)审评和由运行部门有关负责人或其指定代表作书面批准。对预先批准实验的实质性修改，只能在由审查组审评并由运行部门有关负责人或其代表作书面批准之后，才能进行。10.6所要求的行动应当列出与下列事件类型相关联的行动。10.6.1在违反安全限值情况下所采取的行动包括：应当关闭反应堆，并且未经国家核安全部门授权，反应堆运行不能重新开始； 应当将违反反应堆安全限值的情况立即报告给运行部门有关负责人或其指定代表；还应当将违反反应堆安全限值的情况报告给国家核安全部门；应当编写一份违反安全限值的报告，该报告应当做如下描述：导致该违反安全限值发生的环境条件，尽量列出其原因和贡献因子，以及发现时间；该违反安全限值对反应堆装置部件、系统或构筑物的影响，以及对运行人员及公众健康和安全的影响；防止其再次发生的纠正行动。该报告应当由审查组审查，当要求获得反应堆重新运行的授权时，所有的补充报告都要提交给国家核安全部门。10.6.2当发生除违反安全系统整定值和运行限制条件的事件时，应当采取相应的补救措施并按照HAF001/02/02－1995第4章“运行阶段事件报告”的规定进行报告。在下一次例行会议时应当由审查小组对事件予以审查。10.7报告应当列出对初次启动、常规运行和特殊事件的报告要求。10.7.1运行报告国家核安全部门会要求定期提供常规运行报告。营运单位应当按照HAF001/02/02－1995第1章“定期报告”中关于运行报告的要求执行。10.7.2特殊事件报告特殊事件报告用于报告非计划事件以及计划内较重要的装置和行政管理的修改。营运单位应当按照HAF001/02/02－1995第4章“运行阶段事件报告”的规定执行。10.8记录记录形式可以有日志、数据表或其它合适的形式。所要求的信息可以包含在一个单一的记录或多用记录里或这两种记录里。对于记录的要求应当符合HAF202－1995关于记录的规定。10.8.1需要保存至少五年期的记录，包含部件寿命不足五年时要保存其整个寿期的记录，它们包括：正常反应堆装置运行(但不包括支持性文件比如检查单、日志单等，它们应当被保存至少一年时间)；主要的维修操作；应该报告的事件；技术规格书要求的监督活动；由相应的规定所要求的反应堆装置辐射及污染测量；用反应堆完成的实验；燃料的存量、接收和运输；经批准的运行程序修改；审查及监查小组的监查报告和会议记录；安全系统的性能评价；当前运行状态；在役故障和安全相关事件；放射源和裂变材料的位置和移动；质保监查和审查；有关的调试记录，包括启动试验报告；10.8.2需要保存至少一个颁证周期的记录合格运行人员再培训和资格再评定记录应当在其受聘期间予以保存或保存至证书更新时。10.8.3需要在反应堆装置整个寿期予以保存的记录包含所有以下必要信息的合适年度报告，可以作为本条的记录：a)放射性废物的储存、释放到环境的气体和液体放射性排出流；b)由技术规格书要求的厂外环境监测调查；c)所有被监测人员的辐射照射；d)反应堆装置图册； e)有关退役的记录；f)同国家核安全部门的联系。安全系统的功能由来自保护系统的信号或手动触发。安全系统的某些设施称为专设安全设施，特别是涉及应急排和包容。'