（1）确定能影响核动力厂安全的性能劣化过程；
（2）确定能影响核动力厂安全的对老化劣化敏感的部件；
（3）探测老化问题的合适的现行方法；
（4）对老化过程进行跟踪的记录；
（5）为了减轻和/或除去老化效应而采取纠正措施的方法；
（6）根据对老化试验结果的分析，对维修、试验、监督和在役检查大纲进行相应的修改。
6.24 退役
6.24.1 在核动力厂的设计阶段通常应完成一个概要的退役计划。必要时在运行阶段根据运行经验和退役技术最新的进展对该计划作出修改。在实施运行策略时，应考虑退役期间可能产生的问题。例如，应考虑：用较容易去污的材料更换可能活化的屏蔽；将构筑物和表面的污染降至最少；分开不同种类的废物；使用防护涂层以及包容污染的材料。
6.24.2 管理者应保证已经考虑了所有退役方案和制定了退役策略。在对最终方案作出决定以前，应考虑所有方案的影响因素。全面的退役计划应包括核动力厂所有的退役阶段，从退役开始直到厂区及其邻近区域变得适合其预期的用途。为实施退役策略，应制定最终退役计划，该计划应由各个单独的文件（一个全面的退役计划和对每个退役阶段的更详细的计划）组成，并应分阶段制定。
关于退役的进一步指导可参考相关文件《核动力厂及研究堆的退役》。
6.24.3 所有与将来退役有关的重要资料都应适当记录、分类保存，以便于将来使用时备查。
7．支持职能
7.1 概述
7.1.1 为了有效地实施管理大纲和保证核动力厂的安全运行，应提供某些支持直接运行职能的服务和设施。这些称为支持职能。服务是指为核动力厂运行管理者提供的用于支持核动力厂运行所需的专业知识和支援。设施是指服务所需的设备和系统。
7.1.2 根据国家的实际情况和营运单位核电计划的范围，这些服务和设施既可由核动力厂营运单位内部也可由外部提供。无论由谁提供这些资源，它们都应与核动力厂的管理活动协调一致，并应作出足够全面的安排，以使管理大纲得到有效的实施。
7.1.3 营运单位提供给核动力厂的支持性服务应考虑包括（但不限于）下述方面：
（1）人员培训；
（2）质量保证；
（3）辐射防护和应急准备；
（4）维修、监督和在役检查；
（5）废物管理和环境监测；
（6）安全审查和评价，包括对安全管理的审查；
（7）堆芯管理和燃料装卸，包括采购安排；
（8）重大修改。
7.1.4 营运单位应为聘用某些人员作出安排，这些人员能胜任和（或）主持设计研究工作的独立评价以及核动力厂安全重要物项改进的开发工作。这类服务可在制定核动力厂技术规格书、评价设计方案和监督工程技术工作方面提供支持。
7.1.5 营运单位应在下述领域提供恰当的服务来支持核动力厂运行管理者：安全评价的概率论方法，维修、监督和在役检查的计划，人机接口的安排和对人员业绩的分析方法。
7.1.6 营运单位应有效地综合各运行管理大纲（见第6章），以优化核动力厂的日常运行。这种综合工作应在营运单位内由指派的人员指导进行，以便协调安全有关的活动以及有助于防止矛盾或解决矛盾。
7.2 培训服务
7.2.1 应促进专门的培训以达到要求的能力。维修人员的培训可通过定期轮流到制造厂或施工队或调试组工作予以加强。
7.2.2 当新核动力厂首次运行时，某些人员可能没有经验，因此将有一阶段集中大量资源进行人员培训。在此初始培训阶段，营运单位应对核动力厂提供额外的支持。应利用反应堆供应商提供的服务来培训操纵员，由部件制造商提供的服务来培训技术人员和维修人员，也可由研究和设计机构以及咨询机构来补充提供培训服务。
7.2.3 从长远观点，营运单位应考虑如何能影响培训和资格鉴定制度。它应与当地教育机构建立良好的关系，并鼓励开发专门适用于核动力厂运行需要的课程。
7.2.4 由外部服务提供核动力厂人员培训时，营运单位应考虑反应堆供应商、核设备制造商、其他的核业主、咨询公司以及国际机构等来源。应评价由外部机构所提供的培训，以保证其满足工作的需要，并且其质量符合营运单位的标准。
7.3 质量保证服务
7.3.1 应考虑核动力厂运行管理者所需的支持性服务以满足质量保证法规的要求。
7.3.2 为了帮助核动力厂运行管理者得到统一的安全标准，应进行下列各项活动：
（1）评定制造厂为核动力厂所采用的质量保证制度；
（2）评价为核动力厂修改所提供的设备；
（3）保证交付的设备具有规定的质量；
（4）提供对安装在现场的新系统和新设备调试前的检查服务；
（5）安排培训，必要时，要对人员在专门技能和检查技术方面的能力进行考核；
（6）制订和贯彻质量标准、通用采购技术规范书以及对系统、部件和材料的分级规范；
（7）核实质量保证大纲是否被满意地实施，其中包括核实厂内外的工作是否协调一致；
（8）聘用合适的合格人员担任6.11.1－6.11.5节所述的安全分析和审查工作。
对管理多个核动力厂的营运单位，可以由集中服务来进行这些活动。
7.3.3 对调试和运行记录，包括其长期保存，应根据质量保证法规要求作出专门的安排。应以先进的计算机技术为基础考虑给出文件和记录管理系统现代化所需的服务。
7.4 辐射防护服务
7.4.1 应考虑利用厂外资源扩大服务的范围。作为最低要求，应聘用合格人员承担核动力厂辐射防护服务工作的独立审查。
7.4.2 应提供适当的专家服务，以便对下列各项提出建议和给予技术支持。
（1）监测人员和环境的放射性实验室的技术条件；
（2）调试、运行和应急安排时的放射学方面；
（3）放射学领域运行经验的评价；
（4）核动力厂修改中的放射学方面；
（5）减少人员所受剂量的技术和设备的开发；
（6）在核准放射性排出流的排放、放射性物质的运输和污染废物的现场管理（如焚烧）方面对法规要求的遵守，以及保证满意地符合上述要求的方法。
7.4.3 负责数个核动力厂和对某些工作采用流动人员的营运单位应使用记录集中保存系统，以管理个人所受的照射量。如果广泛利用承包商或其他外单位的服务，则应使用同样的记录系统。
7.4.4 应获得合适的医疗服务和适当的生物鉴定设施，以便对雇用的人员进行适当的医疗检查和提供专门的放射医疗问题的建议。应安排好备用的医院服务设施，以应付可能要求包括放射学因素的医疗支援。营运单位应利用经过专门培训并得到主管部门授权的医生的服务，以使对与辐射事故有关的人员的医疗检查和治疗提出建议，并监督其实施。
7.5 维修、监督和在役检查服务
7.5.1 应提供日常的维修服务，以满足维修进度、维修规程和监督大纲的要求。维修服务应对独立评价新设计的和在役核动力厂修改的维修方面提供专业知识。由厂内或厂外资源提供维修业务的范围在很大程度上取决于营运单位的政策。但是，任何维修队的成员应具有要求的熟练技术，并应得到适当的辐射防护和质量保证方面的培训。
7.5.2 如果利用厂外中心维修车间来维修大型部件，营运单位应保证这类设施采用与核动力厂相同的质量保证要求。运输到厂外中心维修车间的反应堆部件可能需要更严格的去污标准，并且当拆卸这类部件时，应提供合适的厂外放射性控制。
7.5.3 监督大纲可要求按照核安全导则《核动力厂的维修、监督及在役检查》的详细说明提供标定仪器的服务。
7.5.4 由于在役检查工作具有周期性，所以该类服务既可由某一中心基地也可由外单位提供。如果要达到核动力厂运行管理者和国家核安全监管部门满意的统一标准，则任何无损检验均应伴有极为精确的任务说明书、人员的适当培训和设备的仔细标定。应考虑役前检查和在役检查达到统一的标准。
7.5.5 在确定反应堆冷却剂边界和堆内部件的专用检查设备是由厂内自备还是由厂外提供时，应充分考虑到设备厂外运输的去污要求。
7.5.6 对在役检查系统可能要求资格鉴定服务，以验证所提出的无损检验方法、技术或规程以及有关的设备适合其使用目的，并验证检查人员有能力履行所指派的检查职责。提供资格鉴定服务的单位应独立于商业或运行的考虑之外。如果资格鉴定的机构是属于营运单位内部的，则其应满足与国际标准等效的特殊独立准则。
7.5.7 应对服务和设施作好安排，以保持合适的足够的库存量和消耗品，特别是安全重要物项。贮存设施应满足质量保证和环境鉴定的要求。
7.5.8 应协调发电设备和输电线停役计划，以保证厂区的多路供电，并满足核动力厂的特殊安全要求。此外，核动力厂所在电网的负荷调度控制应符合核动力厂由于燃料或温度限值而对启动和负荷加载率加以限制的运行方式。
8．交流和联络
8.1 交流
8.1.1 营运单位各级管理者应鼓励和培育有效的交流。向下的交流应保证管理者的指示和期望得到理解；向上的交流应有助于促进识别与管理直接有关的问题；同级间的交流应支持有效的工作协调和合作。
8.1.2 为了解释安全政策和实施有效的安全管理制度，应具有一个有效的交流制度。营运单位内关于安全相关问题交流的氛围应是良好的、开放的。应让每个人懂得和接受为什么要求特殊的安全标准。交流制度可以是正式的或非正式的，这取决于所提供资料的重要性。应具备有良好的交流制度，以增强协作。特别是，在正常运行和在应急状态下运行值班组之间都应有交流。应增强同级间的交流，鼓励一起工作执行规定职能的相互配合的各组之间建立公开交流的方式。
8.1.3 应作出合适的安排，以促进人员对安全问题提出反馈意见。这可以包括正式的机制（如安全会议）和非正式的机制（如反馈给中层管理者）。营运单位应敞开接受人员的意见，并作出回答，以避免阻碍有效的交流。管理者应对核动力厂人员的建设性批评和反馈意见作出回答。
8.1.4 除了营运单位内部的交流以外，与外部单位也应建立良好的交流。特别应很好地确定与国家核安全监管部门之间公开交流的途径（见4.1节）。
8.1.5 应作出合适的安排，以监督交流的有效性和迅速采取行动消除已发现的薄弱环节。
8.1.6 为了满足管理目标并履行第3章中给出的职责，在参与单位之间应建立资料交流系统。应特别注意建立交流渠道，以保证：
（1）在设计、建造、调试和运行（包括退役）阶段考虑了有关运行的总的安全原则和方针；
（2）运行、维修和监督经验的充分反馈，特别是反馈给设计和运行人员；
（3）给国家核安全监管部门提供所需的资料，并作出安排，在营运单位内部恰当传递国家核安全监管部门的要求。
8.2 联络
8.2.1 营运单位应保证在参与核动力厂设计、建造、调试和运行的所有部门之间建立合适的联络。
8.2.2 在设计阶段早期，应为营运单位人员参与设计和设计审查作出安排。这些安排应使营运单位人员通过运行经验反馈能为改进核动力厂设计作出积极贡献。同时这些安排应为营运单位人员获得较深的核动力厂设计知识和全面了解运行限值和条件提供机会，应给运行人员以机会来考虑以下方面：
（1）系统和部件具有足够的多重性，以满足运行限值和条件以及其他的运行要求；
（2）从运行方便和有效，特别从控制污染和保持剂量合理可行尽量低的要求来考虑总体布置；
（3）人因工程方面，特别要保证迅速评价核动力厂工况、操纵员的正确响应和防止误操作；
（4）自动控制的程度；
（5）在运行状态和事故工况下涉及的部件和仪表的技术条件；
（6）放射性废物的处理和处置，包括事故后工况的处理措施；
（7）备品备件的类型和数量，要考虑采购时间对其影响；
（8）用于修理和检查的专用工具的提供；
（9）设备和设施的维修、监督、在役检查、包括可达性和可利用性的要求；
（10）满足合理可行尽量低的原则和法规要求的辐射防护安排；
（11）对假设事故工况和事故后工况引起的厂内、厂外后果的评价。
8.2.3 建造阶段能为以后运行、维修和监督提供经验和有用的资料。因而营运单位应组织人员，特别是维修人员参加建造工作，以使他们在需要专门技能的复杂操作中接受亲手传授的训练。这类实践不仅有助于发现批准的技术条件与建造期间实际采用的技术和方法之间的不一致而避免危及安全，而且有助于拟订运行规程和维修规程以及移交所有需要的建造竣工文件。
8.2.4 虽然运行人员一般在调试期间参与核动力厂运行，但他们更直接参与调试则更有利。营运单位应考虑运行人员参与试验准备、试验实施及试验结果评价等活动所带来的益处，这些活动能使运行人员确认运行规程的有效性，同时获得必要的初步运行经验，以利于把责任从调试组移交给运行组。某一试验中参与调试的方式可依照营运单位的方针而变，从成立联合试验队（供方/运行人员）直到整个试验由营运单位承担。详细的建议和指导可参见核安全导则《核动力厂调试》。
8.2.5 应确定运行阶段的联络，以便根据情况把经验反馈给营运单位内部的各个部门、设计单位、工程公司、研究服务单位和国家核安全监管部门。这类联络应使设计的运行方面、运行规程和研究计划得到改进，以便使它们与核动力厂的运行需要联系起来。这种联络制度还应保证收集和评价其他核动力厂尚未解决的安全问题、维修问题、事件和事故工况，以及部件和系统的运行情况等方面的信息。这种联络制度可以包括利用国内或国际的信息服务，例如数据库等。
名词解释
调试：核动力厂已安装的部件和系统投入运行并进行性能验证，以确认是否满足性能标准的过程。调试包括非核试验和核试验。
营运单位：申请获准或已获准经营和运行核动力厂并负责核动力厂安全的单位。
运行：为实现核动力厂的建厂目的而进行的全部活动，包括维修、换料、在役检查及其他有关活动。
运行限值和条件：经国家核安全监管部门批准的，为核动力厂安全运行列举的参数限值、设备的功能和性能及人员执行任务的水平等一整套规定。
核动力厂状态（图略）：（1）没有明确地考虑为设计基准事故但可为设计基准事故所涵盖的那些事故工况；
（2）没有造成堆芯明显恶化的超设计基准事故。
事故工况：比预计运行事件更严重的工况，包括设计基准事故和严重事故。
事故管理：在超设计基准事故发展过程中采取的一系列行动：
― 防止事件升级为严重事故；
― 减轻严重事故的后果；
― 实现长期稳定的安全状态。
预计运行事件：在核动力厂运行寿期内预计至少发生一次的偏离正常运行的各种运行过程；由于设计中已采取相应措施，这类事件不至于引起安全重要物项的严重损坏，也不至于导致事故工况。
设计基准事故：核动力厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况，且该事故中燃料的损坏和放射性物质的释放维持在批准的限值之内。
正常运行：核动力厂在规定限值和条件范围内的运行。
运行状态：正常运行或预计运行事件两类状态的统称。
严重事故：严重性超过设计基准事故并造成堆芯明显恶化的事故工况。
附件3：
核安全导则 HAD103/11
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发布）
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解释
本导则是指导性文件。在实际工作中可以采用不同于本导则的方法和方案，但必须证明所采用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 概述
1.2 目的
1.3 范围
2 定期安全审查的理由和目的
2.1 定期安全审查的理由
2.2 定期安全审查的目的
3 审查策略
4 定期安全审查的安全要素
4.1 概述
4.2 安全要素审查的目的和说明
4.2.1 核动力厂设计
4.2.2 构筑物、系统和部件的实际状态
4.2.3 设备合格鉴定
4.2.4 老化
4.2.5 确定论安全分析
4.2.6 概率安全分析
4.2.7 灾害分析
4.2.8 安全性能
4.2.9 其他核动力厂经验及研究成果的应用
4.2.10 组织机构和行政管理
4.2.11 程序
4.2.12 人因
4.2.13 应急计划
4.2.14 辐射环境影响
4.2.15 总体评价
5 职责
6 审查程序
6.1 概述
6.2 核动力厂营运单位的活动
6.3 核安全监管部门的活动（图5）
7 核动力厂继续运行的可接受性依据
8 审查后的工作
附件I 审查要点
名词解释
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经验和从所有相关来源得到的新的重要安全信息，营运单位必须根据管理要求对核动力厂进行系统的安全重新评价”，并且规定这种评价“必须采用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，它们是安全验证的主要手段。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、运行经验、核动力厂运行管理、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价核动力厂老化、修改、运行经验、技术更新和厂址方面的积累效应。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价比较，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 范围
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（一般为十年）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围，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阶段的审查，但定期安全审查产生的文件将是计划退役的重要输入。
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经验得到的教训导致在安全标准和实践以及技术方面已经获得重大的发展。然而，这些发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 一般来说，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累效应、运行经验反馈以及科学技术的发展，因此发展了定期安全审查是必要的。
2.1.3 为了全面掌握核动力厂的实际安全情况，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，以帮助评价所提出的修改是否值得。
2.1.4 根据已有的经验，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。在十年期间内预计安全标准、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累效应需要评价；核动力厂营运单位以及国家核安全监管部门在人员配备、管理结构上可能有显著变化。
2.1.5 如果两次定期安全审查之间的时间超出十年，那么，营运单位和核安全监管部门中许多有经验的人员可能离去，因而导致丧失过去审查中得到的直接知识和经验，并失去连续性。在这种情况下，定期安全审查的审查过程及其结果的良好文档化是特别有价值的。这些文件应该容易检索、清晰易懂。
2.1.6 定期安全审查是核安全监管体系的一部分。对于维持核动力厂长期安全运行，对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价所确定的期限继续运行）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、修改以及可接受的现行的安全标准，为许可证发放依据持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价确定：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价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然有效的程度；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 定期安全审查的范围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、应急计划和辐射环境影响这样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，可以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 对于每项安全要素，都应该用现行的方法进行审查。审查中发现的问题要按照现行的安全标准和实践进行评价。应确定合理可行的纠正行动和（或）安全改进，及其实施计划。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影响。
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，对依然未能得到合理可行解决的弱项作出全面评价。评价与这些未解决的弱项相关联的风险，并应该提供可继续运行的相应证明。
3.5 定期安全审查的持续时间应不超过三年。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围和要求以及预计的定期安全审查结果得到核安全监管部门认可之时。定期安全审查的结束点是核安全监管部门对纠正行动和（或）安全改进综合计划批准之时，该综合计划包括纠正行动和（或）安全改进项目清单和工作进度安排。定期安全审查一般需要有相应的设计基准文件和概率安全分析，如果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计划来得到这些文件。
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，并要持续更新，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议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，并对其作出使用的解释。
3.9 定期安全审查是需要有效项目管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管理上和资源上做好充分的准备。
4 定期安全审查的安全要素
4.1 概述
