HAD13011核动力厂定期安全审查.doc

HAD13011核动力厂定期安全审查

核动力厂定期安全审查

国家核安全局

核动力厂定期安全审查
（2006年6月5日国家核安全局批准公布）
本导则自2006年7月1日起实施
本导则由国家核安全局负责说明
本导则是指导性文件。在实际工作中能够采纳不同于本导则的方法和方案，但必须证明所采纳的方法和方案至少具有与本导则相同的安全水平。

目 录

1 引言……………………………………………………………………………1）
1.1 概述…………………………………………………………………………（1）
1.2 目的…………………………………………………………………………（2）
1.3 范畴…………………………………………………………………………（2）
2 定期安全审查的理由和目的…………………………………………………（2）
2.1 定期安全审查的理由………………………………………………………（2）
2.2 定期安全审查的目的………………………………………………………（3）
3 审查策略………………………………………………………………………（3）
4 定期安全审查的安全要素……………………………………………………（5）
4.1 概述…………………………………………………………………………（5）
4.2 安全要素审查的目的和说明………………………………………………（8）
4.2.1 核动力厂设计……………………………………………………………（8）
4.2.2 构筑物、系统和部件的实际状态………………………………………（9）
4.2.3 设备合格鉴定……………………………………………………………（9）
4.2.4 老化………………………………………………………………………（10）
4.2.5 确定论安全分析…………………………………………………………（12）
4.2.6 概率安全分析……………………………………………………………（12）
4.2.7 灾难分析 ………………………………………………………………（13）
4.2.8 安全性能…………………………………………………………………（14）
4.2.9 其他核动力厂体会及研究成果的应用…………………………………（15）
4.2.10 组织机构和行政治理…………………………………………………（15）
4.2.11 程序……………………………………………………………………（16）
4.2.12 人因……………………………………………………………………（16
4.2.13 应急打算………………………………………………………………（17）
4.2.14 辐射环境阻碍…………………………………………………………（17）
4.2.15 总体评判………………………………………………………………（18）
5 职责……………………………………………………………………………（18）
6 审查程序………………………………………………………………………（19）
6.1 概述…………………………………………………………………………（19）
6.2 核动力厂营运单位的活动…………………………………………………（19）
6.3 核安全监管部门的活动(图5) ……………………………………………（22）
7 核动力厂连续运行的可同意性依据…………………………………………（28）
8 审查后的工作…………………………………………………………………（29）
附件I 审查要点…………………………………………………………………（31）
名词说明…………………………………………………………………………（38）

1 引言

1.1 概述
1.1.1 本导则是对《核动力厂运行安全规定》有关条款的说明和补充。《核动力厂运行安全规定》第10章规定了“在核动力厂整个运行寿期内考虑到运行体会和从所有相关来源得到的新的重要安全信息，营运单位必须依照治理要求对核动力厂进行系统的安全重新评判”，同时规定这种评判“必须采纳定期安全审查的方式”。

1.1.2 核动力厂运行的安全审查有常规安全审查和专项安全审查，它们是安全验证的要紧手段。常规安全审查包括对核动力厂硬件和程序的修改、安全重要事件、运行体会、核动力厂运行治理、人员资格等的审查。专项安全审查是在核动力厂发生安全上的重大事件之后进行的审查。

1.1.3 定期安全审查用以评判核动力厂老化、修改、运行体会、技术更新和厂址方面的积存效应。这种审查包括对按照现行安全标准和实践对核动力厂设计和运行进行评判比较，目的在于确保核动力厂在整个使用寿期内具有高的安全水平。定期安全审查是对常规安全审查和专项安全审查的补充，而不是替代。
1.2 目的
本导则的目的是对运行核动力厂进行定期安全审查提供指导。本导则可供核动力厂营运单位和国家核安全监管部门使用。

1.3 范畴
1.3.1 本导则适用于运行核动力厂的定期安全审查。这种审查是对所有安全重要方面定期(一样为十年)进行的综合性安全审查。
1.3.2 本导则提供的审查过程对任何厂龄的核动力厂都适用。还可用于更广泛的范畴，例如研究堆和放射性废物处理设施也可适当参照使用。定期安全审查不适用于退役时期的审查，但定期安全审查产生的文件将是打算退役的重要输入。

2 定期安全审查的理由和目的

2.1 定期安全审查的理由
2.1.1 自从20世纪50年代第一代商用核动力厂投运以来，由新的科学技术知识、更好的分析方法以及从运行体会得到的教训导致在安全标准和实践以及技术方面差不多获得重大的进展。然而，这些进展并不意味着现有运行核动力厂是不安全的，核动力厂总的安全记录是好的。

2.1.2 一样来说，常规安全审查和专项安全审查不是综合性的，不一定总是考虑安全标准和运行实践的改进、核动力厂老化和修改的积存效应、运行体会反馈以及科学技术的进展，因此进展了定期安全审查是必要的。

2.1.3 为了全面把握核动力厂的实际安全情形，确定应该进行的合理可行的修改，使核动力厂保持高的安全性，以及改善老核动力厂的安全，使之接近新核动力厂的水平，定期安全审查是一种有效的方法。这种审查能够用于确定限制核动力厂寿期的特性，以关心评判所提出的修改是否值得。

2.1.4 依照已有的体会，第一次定期安全审查应在核动力厂开始运行后大约第十年时进行，以后每十年进行一次，直至运行寿期终了。在十年期间内估量安全标准、技术以及作为基础的科学知识和分析方法可能会显著改变；核动力厂修改和老化的积存效应需要评判；核动力厂营运单位以及国家核安全监管部门在人员配备、治理结构上可能有显著变化。

2.1.5 假如两次定期安全审查之间的时刻超出十年，那么，营运单位和核安全监管部门中许多有体会的人员可能离去，因而导致丧失过去审查中得到的直截了当知识和体会，并失去连续性。在这种情形下，定期安全审查的审查过程及其结果的良好文档化是专门有价值的。这些文件应该容易检索、清晰易明白。

2.1.6 定期安全审查是核安全监管体系的一部分。关于坚持核动力厂长期安全运行，关于许可证持有者延长核动力厂寿期的要求（即要求核动力厂超出许可证已确定的期限或超出由安全评判所确定的期限连续运行）来说，定期安全审查是一种关键的核安全监管手段。定期安全审查通过考虑核动力厂老化、修改以及可同意的现行的安全标准，为许可证发放依据连续有效再次提供保证。

2.2 定期安全审查的目的
定期安全审查的目的是通过对一座运行核动力厂的综合性评判确定：该核动力厂满足现行安全标准和实践的程度(按照现行安全标准和实践进行评判并不意味着必须满足全部现行安全标准的要求，见7.1。)；保持许可证发放依据仍旧有效的程度；在下一次定期安全审查之前或寿期末保持该核动力厂安全的各项安排的充分性；以及为解决已确定的安全问题所要实施的安全改进。

3 审查策略

3.1 定期安全审查的范畴包括核动力厂核安全的所有方面。为此，核动力厂包括核动力厂运行许可证所覆盖的处在厂区内的全部设施以及构筑物、系统和部件(包括放射性废物处理设施、模拟机等)及其运行，核动力厂人员配备及其组织机构。审查还包括辐射防护、应急打算和辐射环境阻碍如此一些对所有核动力机组都相同的安全要素。当一座核动力厂由几个相同设计的机组组成时，定期安全审查应该考虑每个机组特有的一些安全要素(例如构筑物、系统和部件的实际状况，老化和安全性能)。

3.2 为了便于审查，能够把整个核动力厂定期安全审查任务划分为若干项安全要素。

3.3 关于每项安全要素，都应该用现行的方法进行审查。审查中发觉的问题要按照现行的安全标准和实践进行评判。应确定合理可行的纠正行动和(或)安全改进，及事实上施打算。要考虑各安全要素的相互作用和相互覆盖，并考虑纠正行动和(或)安全改进对所有安全要素的阻碍。

3.4 在考虑所有纠正行动和(或)安全改进以及核动力厂的强项的基础上，对依旧未能得到合理可行解决的弱项作出全面评判。评判与这些未解决的弱项相关联的风险，并应该提供可连续运行的相应证明。

3.5 定期安全审查的连续时刻应不超过三年。定期安全审查的起始点是核动力厂营运单位定期安全审查的总的范畴和要求以及估量的定期安全审查结果得到核安全监管部门认可之时。定期安全审查的终止点是核安全监管部门对纠正行动和(或)安全改进综合打算批准之时，该综合打算包括纠正行动和(或)安全改进项目清单和工作进度安排。定期安全审查一样需要有相应的设计基准文件和概率安全分析，假如得不到这些文件或为了获得这些文件需要作大量的工作，应考虑在定期安全审查之外通过单独打算来得到这些文件。

3.6 概率安全分析可为核动力厂安全提供有用的信息，因此，概率安全分析对定期安全审查会起到重要作用。每座核动力厂都应进行概率安全分析，并要连续更新，以便用于随后的定期安全审查。

3.7 营运单位应对定期安全审查的实施负全面责任。核动力厂定期安全审查的要求由营运单位提出，但在审查开始前需经核安全监管部门认可；或者营运单位与核安全监管部门商量后由核安全监管部门规定。定期安全审查的要求应包括适用的安全目标、安全标准和核动力厂设计基准的明确说明。这些构成了审查的基准，通常在定期安全审查期间应保持不变。

3.8 在定期安全审查中应利用相关的研究成果以及常规安全审查、专项安全审查的结果，以便最大限度地减少重复性工作。应该选定相应的参考文件，并对其作出使用的说明。

3.9 定期安全审查是需要有效项目治理和足够资源投入的庞大而复杂的任务。因此核动力厂营运单位在开始定期安全审查前应从治理上和资源上做好充分的预备。

4 定期安全审查的安全要素

4.1 概述
4.1.1 依照国际体会选择了14项定期安全审查的安全要素。为了方便审查，把这些要素分为以下五个方面。此外，还有汇总各个安全要素审查结果的总体评判。
核动力厂

（1） 核动力厂设计
（2） 构筑物、系统和部件的实际状态
（3） 设备合格鉴定
（4） 老化

安全分析
(5) 确定论安全分析
(6) 概率安全分析
(7) 灾难分析
性能和体会反馈
(8) 安全性能
(9) 其他核动力厂体会及研究成果的应用

治理
（10） 组织机构和行政治理
（11） 程序
（12） 人因
（13） 应急打算

环境
（14） 辐射环境阻碍

总体评判
这是对核动力厂总的安全评判，其中要考虑上述各个安全要素的审查结果，包括已认可的纠正行动和(或)安全改进。

4.1.2 上述14项安全要素适用于核动力厂厂区的所有设施，包括放射性废物处理设施。一样来说，这14项安全要素的覆盖面差不多足够。然而，依照所要进行审查的核动力厂的特定要求，这一套安全要素能够改变。审查时取用的安全要素，应在定期安全审查开始前得到认可。在选择安全要素时应该考虑相同设计核动力厂定期安全审查的体会。

4.1.3 所有这些安全要素对运行安全，包括对事故预防和事故后果缓解差不多上重要的。将安全要素分为几个方面是为了方便审查，其顺序和编号并不说明重要性的顺序。

4.1.4 依照当前的实践，为了便于审查，将安全分析方面划分为确定论安全分析、概率安全分析和灾难分析三个安全要素。其中的每一个安全要素，需要专门的手段和知识。鉴于质量保证和安全文化是阻碍安全的每项活动不可分割的组成部分，没有将它们单独列出。质量保证可作为组织机构和行政治理的一个方面予以评判。在审查每个安全要素时，应考虑在核动力厂运行中是否存在适当的安全文化的证据。同样，辐射防护没有作为单独一项列出，这是因为它们与多数安全要素有关。辐射防护措施及其有效性一样应作为核动力厂设计，构筑物、系统和部件的实际状态，安全性能和程序这些安全要素的一个特定方面予以审查。
4.1.5 由于核动力厂的实物爱护的敏锐性及其具有保密性的特点，其审查不包括在本导则的定期安全审查之中。安全保卫措施应能防止未经批准、可危及安全的行动，对其有效性应另行审查。

4.1.6 尽管定期安全审查要就每一项安全要素确定该核动力厂与现行的安全标准和实践的差异，但要用反映所有安全要素的组合效应的总体评判来确定核动力厂的安全性。对核动力厂的单个弱项本身而言可能是能够同意的，然而多个弱项的组合效应的可同意性还应采纳概率安全分析(如适用)进行审查。另一方面，一安全要素上的弱项有时可被另一安全要素上的强项所补偿。例如在设计或设备作适当修改前，能够临时地利用人因上的强项去补偿设计或设备上的薄弱环节。具体例子是用适当程序指引的操纵员行动去补偿对假设的概率极低变化缓慢的反应堆故障的自动爱护的临时不足。在这种情形下，应通过安全分析来确认这种临时安排的可同意性。

4.1.7 应通过审查确定在进行定期安全审查时每个要素的现状，以及建立起来的运行体制是否能在潜在故障导致放射性事件之前对该故障予以识别、预防或缓解。应尽可能识别与老化有关的可能导致核动力厂关键构筑物、系统和部件故障且可能限制核动力厂寿期的劣化机理。

4.1.8 在安全要素审查中所要求的工作水平取决于相关信息的可用性和可检干脆。
4.1.9 在4.2中给出上述14项定期安全审查安全要素及总体评判的说明。第一给出每个要素的审查目标，然后对该要素作说明，阐明所期望的状态，以及应予审查的各个方面。本导则的附件I通过建议把安全要素进一步划分为需要审查的若干要点，对安全要素作了更详细的描述。

4.2 安全要素审查的目的和说明
4.2.1 核动力厂设计
4.2.1.1 目的
该项审查的目的是确定核动力厂(“核动力厂”这一术语包括3.1所述的厂区的全部构筑物、系统和部件)设计及设计文件的充分性，这要通过与现行的标准和实践相比较而确定。

4.2.1.2 说明
4.2.1.2.1 核动力厂安全重要的构筑物、系统和部件应有适当的特性，它们的组合和布置方式应能满足核动力厂安全和性能要求，包括能预防和缓解可能危及安全的事件。在《核动力厂设计安全规定》中给出了设计的安全要求。为了保证核动力厂安全运行和修理，为了便于核动力厂的修改，应该具有包括设计基准在内的充足的设计信息。

4.2.1.2.2 该项审查应编制安全重要的构筑物、系统和部件的全面清单(能够借助于安全分析报告的现行版本进行这一工作)，识别核动力厂设计与现行安全标准(包括有关的设计规范)的差异，并确定这些差异在应用纵深防备概念方面的安全重要性(强项或缺陷)。该项审查通常按系统划分为若干个专题，例如堆芯、反应堆冷却剂系统、安全壳系统、外表和操纵系统、电力系统、供水系统等。

4.2.1.2.3 关于某些早期核动力厂，在调试时期未向营运单位提供充足的与安全设计基准有关的文件。因此定期安全审查应该保证差不多获得与原始安全设计基准有关的全部重要文件，并得到妥善储存和不断更新，以反映自调试以来核动力厂和程序上的修改。这一点关于在寿期内进行过许多修改且储存的记录业已不能满足要求的核动力厂专门重要。
4.2.2 构筑物、系统和部件的实际状态
4.2.2.1 目的
该项审查的目的是确定安全重要的构筑物、系统和部件的实际状态，它们的状态是否能充分满足设计要求。另外，本审查应该确认已有适当书面文件记录构筑物、系统和部件的状态。

4.2.2.2 说明
4.2.2.2.1 把握核动力厂构筑物、系统和部件的实际状态对客观地做好定期安全审查最为重要，其中包括现在或估量要过时的系统和设备。这方面的信息在定期审查开始时应尽早把握并及时更新。当缺少某些方面的资料时，应导出或产生这些资料，也许要作专门试验或检查，以猎取相应资料。应审核现有记录的有效性，以保证其准确地反映核动力厂构筑物、系统和部件的实际情形，包括从正在进行的修理和检查中发觉的重大问题的实际情形。由于核动力厂布置或运行状态等缘故而无法进行检查的区域，在该区域内物项的实际状态往往难以确定，应专门突出地关注这些区域并慎重考虑这些区域内的物项的安全重要性。

4.2.2.2.2 在把握了安全重要构筑物、系统和部件的现状后，应将每个构筑物、系统和部件与其设计基准对比，以确认老化尚未显著地使这些物项不能满足设计基准假设。在不能充分证明与设计基准相符的场合，应该另作安排以说明该构筑物、系统和部件能符合使用要求，或者提出执行纠正行动的建议。现在可能包括附加检查，或者在某些情形下要更换部件。可能有必要应用安全分析确定在正常运行和事故工况下构筑物、系统和部件修改后的功能或载荷。

4.2.3 设备合格鉴定
4.2.3.1 目的
该项审查的目的是确定安全重要设备是否在其使用寿期内可执行预定的安全功能。
4.2.3.2 说明
4.2.3.2.1 为了保证核动力厂安全重要设备能在假设的服役条件下，包括由外部事件和事故(例如失水事故、高能流体管道断裂和地震或其他振动)引起的条件下，以与其安全等级相符的方式执行其安全功能，应对这些设备作适当鉴定。应使用鉴定程序确认，该设备在其整个使用寿期内能够满足执行安全功能的要求。其中要考虑在特定时刻该设备所处的环境条件(例如振动、温度、压力、喷射冲击、辐照、腐蚀环境、湿气)，并要考虑设备在使用中显现的老化劣化。

4.2.3.2.2 核动力厂安全重要设备的合格鉴定应通过包括证据产生、证据文档化和证据储存如此一个过程来实现。这些证据用于证明该设备能在其使用寿期内执行其安全功能。这是一个从核动力厂设计开始直至其寿期终了的连续进行的过程。在此过程中应考虑核动力厂老化、修改、修理和更新、设备故障和更换以及专门运行工况。尽管在设备合格鉴定中涉及到多个单位(核动力厂设计者、设备制造商、咨询部门等)，但核动力厂营运单位对核动力厂特定设备合格鉴定大纲的制定和实施负有最终责任，该大纲包括产生和储存证实合格鉴定工作的文件。

4.2.3.2.3 在定期安全审查中，应通过对设备合格鉴定的审查，确定：(a)是否从一开始就对所要求的设备性能提供了保证；(b)是否连续地利用定期修理、试验、校准等措施使设备的性能得到保持，并有清晰的文档资料证明设备的合格性。应注意以下两点：第一是假如上一次审查对设备的初始合格性已有明确结论，则与上述(a)相关联的审查能够省去；第二是与上述(b)相关联的审查应为以后设备仍保持中意的合格性提供保证。应该对核动力厂已安装的设备进行巡视，以识别鉴定过的设备与鉴定时状态的差异(例如螺栓和盖板丢失或松动，导线裸露，或柔性导管损坏如此一些专门状态)。

4.2.4 老化
4.2.4.1 目的
该项审查的目的是确定：（1）是否对核动力厂的老化进行着有效的治理，从而保持所要求的安全功能；（2）对核动力厂今后的运行是否有有效的老化治理大纲。

4.2.4.2 说明
4.2.4.2.1 核动力厂所有构筑物、系统和部件都在经受着由老化引起的最终会损害其安全功能和缩短使用寿期(对建筑延期和停堆停机延期的情形要专门注意)的某种形式的物理变化。这些物理变化差异专门大，因此，应了解和操纵可能损害安全功能的所有材料(包括消耗品，如润滑剂)以及构筑物、系统和部件的老化。在4.2.2中叙述的安全要素确立了核动力厂构筑物、系统和部件在定期安全审查时的实际状态，而老化安全要素要紧关注的是核动力厂构筑物、系统和部件在今后的状态。

4.2.4.2.2 对安全重要的构筑物、系统和部件的老化治理确实是要求将这些物项老化有关的劣化操纵在规定的限度内。依照对构筑物、系统和部件老化的了解，采纳由下列老化治理环节组成的系统老化治理过程来实现有效的老化劣化操纵：
——在运行准则内运行以降低劣化速率；
——按照适用要求进行检查和监测以便及时探测任何劣化并确定该劣化的特点；
——按照适当的准则评判观测到的劣化以评判完整性和功能能力；
——进行修理(部件修理或更换)，以防止或纠正不可同意的劣化。

4.2.4.2.3 核动力厂应该制定用于上述系统性老化治理过程的有效老化治理大纲。

4.2.4.2.4 该项审查应确定核动力厂是否具有系统的和有效的老化治理大纲，是否具有足够的措施使核动力厂在以后运行中能坚持所要求的安全功能，是否存在限制核动力厂寿期的特性。应进行老化治理大纲方面(例如大纲的方针、程序、性能指标、人员配备、资源和记录保持等)和技术方面(例如老化治理方法，对老化有关现象了解的程度，构筑物、系统和部件的具体验收准则，操纵老化劣化速率的运行指南，探测老化和缓解老化的方法以及构筑物、系统和部件的实际状态)的评判。

4.2.5 确定论安全分析
4.2.5.1 目的
该项审查的目的是在考虑实际的核动力厂设计；构筑物、系统和部件的实际状态及在本次定期安全审查所覆盖的周期末它们的估量状态；现行的确定论方法；在现行的安全标准和知识的基础上，确定现有的确定论安全分析的有效程度。另外，该审查还应识别在应用纵深防备概念方面的任何薄弱环节。

4.2.5.2 说明
4.2.5.2.1 每座核动力厂都应进行确定论安全分析，该分析应该确认安全重要物项的设计基准，应该描述核动力厂关于假设始发事件的响应。因此，应该有文档化的(原有的和更新的)安全设计基准可供利用应该就假设始发事件的完整性、它们的范畴、方法和假设来审查这一安全分析的现行状态。注意较早的设计基准一样没有包括未能停堆的估量瞬态、全厂断电、蒸汽发生器多根传热管断裂。如有必要，该项审查应更新现行的安全分析，以保证该分析以核动力厂的实际设计为基础，能反映构筑物、系统和部件的现行状态以及本次审查所覆盖的周期末它们的估量状态，并考虑适合于核动力厂设计和核动力厂位置的全部假设始发事件。应该使用现行的分析方法，专门是用于瞬态分析的运算机程序。应该证明在这些运算中所用的假设(保守性或最佳估算)所带来的固有不确定性，以便更好地了解存在的安全裕度。

4.2.5.2.2 关于由假设事故引起的辐射剂量和开释量，该项审查应确定核动力厂的实际设计是否能满足规定的限值。应该识别或确认与应用纵深防备有关的核动力厂设计要紧的弱项和强项。应该针对所有假设始发事件评判各个系统和措施在预防或操纵事故方面的重要性。假如核动力厂设计的安全概念与现行的实践不相同，则应了解该安全概念固有的优点和缺点。

4.2.6 概率安全分析
4.2.6.1 目的
该项审查的目的是在考虑核动力厂设计和运行的变更、新的技术信息、现行的分析方法和新的运行数据的基础上，确定核动力厂现有的概率安全分析在何种程度上连续作为该核动力厂的代表模型。

4.2.6.2 说明
4.2.6.2.1 概率安全分析是一种识别核动力厂设计和运行方面薄弱环节、评判和比较补偿这些薄弱环节的可能方案的综合方法。通过考虑由各种假设始发事件、人因差错和安全系统的重要措施关于风险的奉献来识别薄弱环节，专门注意在早期核动力厂设计中对潜在的交联耦合和共因事件的相互阻碍的可能性未予充分考虑。概率安全分析的结果应与为该核动力厂确定的概率安全准则(例如，系统可靠性、堆芯损坏概率和放射性物质开释准则)相比较。

4.2.6.2.2 在核动力厂运行寿期内应保持概率安全分析更新，以便将其用于决策过程。

4.2.6.2.3 应该审查针对超设计基准事故的事故治理大纲，并应该确定该大纲是否适合于防止堆芯严峻损坏或缓解其后果。

4.2.7 灾难分析
4.2.7.1 目的
该项审查的目的是要确定核动力厂防备内部和外部灾难的充分性，应在考虑核动力厂的实际设计，厂址的实际特点，构筑物、系统和部件的实际状态及在本次定期安全审查所覆盖的周期末它们的估量状态、现行的分析方法、安全标准和体会的基础上作这种确定。

4.2.7.2 说明
4.2.7.2.1 为了保证所要求的安全功能和操纵员行动得以实现，安全重要的构筑物、系统和部件包括操纵室和应急操纵中心应该充分地防备相应的内部和外部灾难。该项审查应在考虑核动力厂的实际设计，构筑物、系统和部件的实际状态以及厂址特点的基础上，建立起可能阻碍核动力厂安全的内部和外部灾难的清单。其中应考虑核动力厂设计、气候、潜在洪水以及厂址邻近交通运输和工业活动的变化。

4.2.7.2.2 关于相应的灾难，该项审查应该利用现行分析技术和数据证明，或者这些灾难的概率足够低或后果足够小，以致不需要任何专门的防护措施，或者预防和缓解这些灾难的措施是充分的。

4.2.8 安全性能
4.2.8.1 目的
该项审查的目的是借助运行历史记录来确定核动力厂的安全性能及其趋势。

4.2.8.2 说明
4.2.8.2.1 安全性能是通过评判运行历史而确定的，评判内容包括与安全有关的各种事件、安全系统不可用性记录、辐射剂量、放射性废物和放射性排出流的量等。营运单位应该建立有关储存各种事件记录和评判这些事件安全重要性的制度。另外，营运单位对核动力厂运行、修理、试验、检查、更换、修改等的记录也应定期评判，以便识别不安全状态或趋势。对上述评判应进行汇总，以给出核动力厂各年度运行安全性能的全面评判。在进行定期安全审查时，应审查所有相关的安全性能指标并进行趋势分析，以揭示安全上的问题。还能够与其他核动力厂的安全性能相比较，给营运单位提供相互借鉴的机会(见4.2.9)。审查时若发觉某一性能低于标准性能，则应对可能的缘故(例如程序、培训、安全文化上的缺陷)作后续审查。

4.2.8.2.2 核动力厂正常运行和估量运行事件带来的辐射风险也是核动力厂安全性能的重要指标。与之相关联的指标有辐射照耀剂量和排出流数据，前者是核动力厂工作人员承担风险的指标，后者提供了某种环境阻碍情形。应该审查辐射照耀剂量和排出流记录，以便确定是否低于规定限值，是否符合合理可行尽量低的原则，以及是否进行了有效的治理。另外，放射性废物也带来辐射风险，因而还应审查放射性废物产生量的数据。
4.2.9 其他核动力厂体会及研究成果的应用
4.2.9.1 目的
该项审查的目的是确定是否存在着足够的来自其他核动力厂的安全体会和研究成果的反馈。

4.2.9.2说明
来自其他核动力厂和有时候来自非核动力厂的体会以及一些研究成果能够揭示未知的安全薄弱环节，或者可关心解决现有的问题。另外，类似(设计、堆龄)核动力厂进行过的定期安全审查的体会可能有可借鉴之处。核动力厂营运单位应该为同意和评判反馈信息作出安排，并把这种安排纳入其正常活动。定期安全审查应审查核动力厂这种安排的充分性，以及是否及时应用了体会反馈的成果。关于拥有多座核动力厂的营运单位，在定期安全审查中对这一要素审查时，进行适合于多座核动力厂的通用评定比针对每座核动力厂的特定审查更有成效。在随后进行特定核动力厂定期安全审查时，对这一安全要素的审查仅限于在特定厂址上实施由通用性审查得出的要求。

4.2.10 组织机构和行政治理
4.2.10.1 目的
该项审查的目的是确定核动力的组织机构和行政治理对核动力厂的安全运行是否适宜。
4.2.10.2 说明
在每次进行定期安全审查时应分析核动力厂的组织机构和行政治理对核安全的阻碍。组织机构和行政治理连同人因在确立安全文化中起着重要作用。该审查应该检查组织机构和行政治理，以确保组织机构和行政治理符合已被采纳的良好实践，可不能对风险有不可同意的奉献。审查的方面应包括：治理(包括自我评判和连续改进的安排，核动力厂营运单位的可能阻碍安全的组织机构或资源变更操纵的安排)、人事更替打算、配置操纵、技术和合同支持的治理、培训、质量保证、记录以及对核安全监管要求和其他法定要求的遵守。该审查应确定是否拥有足够数量的合格人员在实施安全工作。由于上述事宜的某些审查会涉及到营运单位自己审查自己的工作，可能专门难作出客观评判，因此可能需要外部专家对这些方面作独立审查。

4.2.11 程序
4.2.11.1 目的
该项审查的目的是确定核动力厂的程序是否符合适用的标准。
4.2.11.2 说明
程序应该是全面的、有效的、正式批准的和严格遵循变更操纵的。另外，程序应含义明确和符合核动力厂的实际(考虑修改)，并应反映现行的实践和对人因作了充分考虑(如是否使用方便)。该项审查应该集中于具有高安全重要性(能用确定论分析和概率安全分析确定安全重要性)的那些程序，不必对所有程序作技术审查。应审查程序的编制和操纵制度。只要有可能程序使用人员应参与相应程序的编制。该项审查应包括：
——正常和专门(包括设计基准事故和事故后)工况下的运行规程；
——超设计基准事故治理规程；
——修理、试验和检查规程；
——工作许可程序；
——核动力厂设计、程序和硬件修改操纵程序包括文件更新的操纵程序；
——包括厂区放射性物质转移在内的辐射防护程序。

4.2.12 人因
4.2.12.1 目的
该项审查的目的是确定可能阻碍核动力厂安全运行的各种人因现状。

4.2.12.2 说明
人因阻碍到核动力厂安全的各个方面。该项审查应检验人因状态，以确定人因状态符合已被认可的良好实践，可不能对风险有不可同意的奉献。专门是，应该确定旨在支持安全的操纵员行动是否可行并得到了适当的支持。另外，应该评判修理方面的人因现状。该项审查包括人员配备、选拔和培训、与人员有关的事宜、程序的格式和人机接口等诸多方面。应在有相应资格专家关心下进行该项审查。由于实质上是审查自己的人因表现，难以客观，营运单位能够决定将本审查中的特定要点托付给外部顾问进行审查。关于规模相对小的核动力厂运行的组织来说，更应如此。人因评判是一个复杂的课题，专门是，它牵涉到安全性能、程序和安全分析多种要素。

4.2.13 应急打算
4.2.13.1 目的
该项审查的目的是确定核动力厂营运单位的应急打确实是否充分,是否有足够的应急人员、设施和设备以应对紧急状态，其应急措施是否与地点和国家的应急体系充分相和谐,是否安排了定期演习。

4.2.13.2 说明
在进行定期安全审查时，应包括对核动力厂应急打算作全面审查，以核实其连续满足要求。应该按现行的安全分析、缓解事故的研究成果以及良好的实践来保持应急打算。应急演习应能证明并识别厂内外人员资格方面的缺陷、设备(包括通信设备)所需功能能力的弱项以及打算的充分性。应通过定期安全审查核实，应急打算已考虑了核动力厂厂址发生的显著变化、厂址利用情形的显著变化、核动力厂组织机构的变化、应急设备爱护和保管存放方面的变化以及厂址周围工业、商业、住宅等方面的进展。

4.2.14 辐射环境阻碍
4.2.14.1 目的
该项审查的目的是确定核动力厂营运单位是否有适当的辐射环境阻碍的监测大纲
4.2.14.2 说明
营运单位应该有正式有效的监测大纲，用以提供核动力厂厂址周围放射性的数据。这类数据的例子是空气、水(河水、海水、地下水)、土壤、农产品、海洋产品及牲畜体内的放射性核素的浓度。测得的数据应与该核动力厂投运前所测得的数据进行比较。若发觉有明显的差别，必须对此予以说明，其中可考虑核动力厂外部的相关因素。应通过定期安全审查验证对与环境监测有关的各个方面来说，该大纲是否合适，是否足够全面。与天然辐射源相比，核动力厂对环境的放射性阻碍应是不显著的。

4.2.15 总体评判
4.2.15.1 总体评判是对在定期安全审查的全部安全要素审查中发觉的所有未解决的弱项、所有纠正行动和(或)安全改进以及核动力厂的强项进行考虑之后对核动力厂安全作出总体评判。

4.2.15.2 应编制总体评判报告，该报告应包含定期安全审查的重要结果(包括核动力厂的强项)、纠正行动和(或)安全改进的综合执行打算，以及同意在所有纠正行动和(或)安全改进实施之后仍有缺陷的条件下连续运行该核动力厂“总的风险”的判定。在评判核动力厂总的安全时，应考虑各安全要素、各单个弱项、纠正行动和(或)安全改进，以及补偿措施等之间的相互阻碍。总体评判应说明满足纵深防备概念安全要求的程度，专门是满足操纵反应性、排出堆芯热量和包容放射性物质与操纵运行排放如此一些差不多安全功能的程度。

5 职责

5.1 核动力厂营运单位对进行定期安全审查和向核安全监管部门报告审查结果负责。核动力厂营运单位还应尽早向国家核安全监管部门报告审查过程中的任何重要发觉。

5.2 国家核安全监管部门对定期安全审查负如下责任：规定或认可定期安全审查的要求；审查定期安全审查的执行情形；审查定期安全审查所得出的结论；审查定期安全审查产生的纠正行动和或)安全改进；采取相应的批准或认可措施。
5.3 营运单位能够借助外部援助来进行定期安全审查，但所承担的责任不转移。营运单位应有足够的技术力量对外单位在执行合同方面进行有效治理。

5.4 为了保证审查的客观性，在定期安全审查中营运单位进行的某些工作，比如对核动力厂营运单位的“组织机构和行政治理”、“人因”如此一些要素的审查，能够由外部专家独立承担。尽管营运单位对实施定期安全审查负全面责任，但为了提供必要的客观性，应进行这种独立审查。

6 审查程序

6.1 概述
6.1.1 图1说明了实施第3章中所述策略的差不多程序，该程序适用于所有安全要素的审查。图2—5列出了由营运单位以及核安全监管部门平行进行的活动。营运单位的活动分为三步：第一步是预备定期安全审查项目；第二步是执行定期安全审查；第三步是预备纠正行动大纲。核安全监管部门的活动贯穿于整个定期安全审查项目之中。在以下各节中说明这些活动。

6.1.2 在开始进行定期安全审查之前，有若干先决条件应该予以满足，要紧的先决条件是营运单位的定期安全审查的范畴和目的、日程安排和估量结果(定期安全审查的文件结构)应得到核安全监管部门的认可。此外，为了将核动力厂的安全与原先的以及现行的安全标准进行比较，需要有文档化的设计基准。作为最低要求，建议对第4章列出的全部安全要素进行审查。