4.1.1 根据国际经验选择了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价。
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） 灾害分析
性能和经验反馈
（8） 安全性能
（9） 其他核动力厂经验及研究成果的应用
管理
（10） 组织机构和行政管理
（11） 程序
（12） 人因
（13） 应急计划
环境
（14） 辐射环境影响
总体评价
这是对核动力厂总的安全评价，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。一般来说，这14项安全要素的覆盖面已经足够。然而，根据所要进行审查的核动力厂的特定要求，这一套安全要素可以改变。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经验。
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都是重要的。将安全要素分为几个方面是为了方便审查，其顺序和编号并不表明重要性的顺序。
4.1.4 根据当前的实践，为了便于审查，将安全分析方面划分为确定论安全分析、概率安全分析和灾害分析三个安全要素。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影响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管理的一个方面予以评价。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般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保护的敏感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 虽然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价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可以接受的，但是多个弱项的组合效应的可接受性还应采用概率安全分析（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弥补。例如在设计或设备作适当修改前，可以暂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保护的暂时不足。在这种情况下，应通过安全分析来确认这种临时安排的可接受性。
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索性。
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价的解释。首先给出每个要素的审查目标，然后对该要素作说明，阐明所希望的状态，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维修，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（可以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御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、仪表和控制系统、电力系统、供水系统等。
4.2.1.2.3 对于某些早期核动力厂，在调试阶段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已经获得与原始安全设计基准有关的全部重要文件，并得到妥善保存和不断更新，以反映自调试以来核动力厂和程序上的修改。这一点对于在寿期内进行过许多修改且保存的记录业已不能满足要求的核动力厂特别重要。
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 掌握核动力厂构筑物、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，其中包括现在或预计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掌握并及时更新。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，以获取相应资料。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况，包括从正在进行的维修和检查中发现的重大问题的实际情况。由于核动力厂布置或运行状态等原因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，应特别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 在掌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照，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，应该另作安排以表明该构筑物、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。此时可能包括附加检查，或者在某些情况下要更换部件。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出现的老化劣化。
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、证据文档化和证据保存这样一个过程来实现。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持续进行的过程。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异常运行工况。虽然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，该大纲包括产生和保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）是否持续地利用定期维修、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：第一是如果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）相关联的审查可以省去；第二是与上述（b）相关联的审查应为以后设备仍保持满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，或柔性导管损坏这样一些异常状态）。
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管理，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管理大纲。
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（对建造延期和停堆停机延期的情况要特别注意）的某种形式的物理变化。这些物理变化差异很大，因此，应了解和控制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，而老化安全要素主要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、系统和部件的老化管理就是要求将这些物项老化有关的劣化控制在规定的限度内。根据对构筑物、系统和部件老化的了解，采用由下列老化管理环节组成的系统老化管理过程来实现有效的老化劣化控制：
--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征；
--按照适当的准则评价观测到的劣化，以评价完整性和功能能力；
--进行维修（部件修理或更换），以防止或纠正不可接受的劣化。
4.2.4.2.3 核动力厂应该制定用于上述系统性老化管理过程的有效老化管理大纲。
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管理大纲，是否具有足够的措施使核动力厂在以后运行中能维持所要求的安全功能，是否存在限制核动力厂寿期的特性。应进行老化管理大纲方面（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（例如老化管理方法，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，控制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）的评价。
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预计状态；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御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，应该描述核动力厂对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、它们的范围、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般没有包括未能停堆的预计瞬态、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预计状态，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，特别是用于瞬态分析的计算机程序。应该证明在这些计算中所用的假设（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 对于由假设事故引起的辐射剂量和释放量，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御有关的核动力厂设计主要的弱项和强项。应该针对所有假设始发事件评价各个系统和措施在预防或控制事故方面的重要性。如果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继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、评价和比较弥补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对于风险的贡献来识别薄弱环节，特别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影响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释放准则）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管理大纲，并应该确定该大纲是否适合于防止堆芯严重损坏或缓解其后果。
4.2.7 灾害分析
4.2.7.1 目的
该项审查的目的是要确定核动力厂防御内部和外部灾害的充分性，应在考虑核动力厂的实际设计，厂址的实际特征，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预计状态、现行的分析方法、安全标准和经验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、系统和部件包括控制室和应急控制中心应该充分地防御相应的内部和外部灾害。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征的基础上，建立起可能影响核动力厂安全的内部和外部灾害的清单。其中应考虑核动力厂设计、气候、潜在洪水以及厂址附近交通运输和工业活动的变化。
4.2.7.2.2 对于相应的灾害，该项审查应该利用现行分析技术和数据证明，或者这些灾害的概率足够低或后果足够小，以致不需要任何特殊的防护措施，或者预防和缓解这些灾害的措施是充分的。
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 安全性能是通过评价运行历史而确定的，评价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保存各种事件记录和评价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、维修、试验、检查、更换、修改等的记录也应定期评价，以便识别不安全状态或趋势。对上述评价应进行汇总，以给出核动力厂各年度运行安全性能的全面评价。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。还可以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）。审查时若发现某一性能低于标准性能，则应对可能的原因（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预计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射剂量和排出流数据，前者是核动力厂工作人员承受风险的指标，后者提供了某种环境影响情况。应该审查辐射照射剂量和排出流记录，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管理。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 其他核动力厂经验及研究成果的应用
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经验和研究成果的反馈。
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经验以及一些研究成果能够揭示未知的安全薄弱环节，或者可帮助解决现有的问题。另外，类似（设计、堆龄）核动力厂进行过的定期安全审查的经验可能有可借鉴之处。核动力厂营运单位应该为接受和评价反馈信息作出安排，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经验反馈的成果。对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 组织机构和行政管理
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管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管理对核安全的影响。组织机构和行政管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管理，以确保组织机构和行政管理符合已被采纳的良好实践，不会对风险有不可接受的贡献。审查的方面应包括：管理（包括自我评价和持续改进的安排，核动力厂营运单位的可能影响安全的组织机构或资源变更控制的安排）、人事更替计划、配置控制、技术和合同支持的管理、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，可能很难作出客观评价，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控制的。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控制制度。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：
--正常和异常（包括设计基准事故和事故后）工况下的运行规程；
--超设计基准事故管理规程；
--维修、试验和检查规程；
--工作许可程序；
--核动力厂设计、程序和硬件修改控制程序包括文件更新的控制程序；
--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影响核动力厂安全运行的各种人因现状。
4.2.12.2 说明
人因影响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，不会对风险有不可接受的贡献。特别是，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，应该评价维修方面的人因现状。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帮助下进行该项审查。由于实质上是审查自己的人因表现，难以客观，营运单位可以决定将本审查中的特定要点委托给外部顾问进行审查。对于规模相对小的核动力厂运行的组织来说，更应如此。人因评价是一个复杂的课题，特别是，它牵涉到安全性能、程序和安全分析多种要素。
4.2.13 应急计划
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计划是否充分，是否有足够的应急人员、设施和设备以应付紧急状态，其应急措施是否与地方和国家的应急体系充分相协调，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计划作全面审查，以核实其持续满足要求。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计划。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计划的充分性。应通过定期安全审查核实，应急计划已考虑了核动力厂厂址发生的显著变化、厂址利用情况的显著变化、核动力厂组织机构的变化、应急设备维护和保管存放方面的变化以及厂址周围工业、商业、住宅等方面的发展。
4.2.14 辐射环境影响
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影响的监测大纲
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。若发现有明显的差别，必须对此予以解释，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影响应是不显著的。
4.2.15 总体评价
4.2.15.1 总体评价是对在定期安全审查的全部安全要素审查中发现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价。
4.2.15.2 应编制总体评价报告，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计划，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继续运行该核动力厂“总的风险”的判断。在评价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影响。总体评价应表明满足纵深防御概念安全要求的程度，特别是满足控制反应性、排出堆芯热量和包容放射性物质与控制运行排放这样一些基本安全功能的程度。
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现。
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况；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 营运单位可以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管理。
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“组织机构和行政管理”、“人因”这样一些要素的审查，可以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表明了实施第3章中所述策略的基本程序，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：第一步是准备定期安全审查项目；第二步是执行定期安全审查；第三步是准备纠正行动大纲。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。
图1 核动力厂定期安全审查流程图（略）
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，主要的先决条件是营运单位的定期安全审查的范围和目的、日程安排和预计结果（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来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。
6.2 核动力厂营运单位的活动
6.2.1 步骤1：准备定期安全审查项目（图2）
图2 准备定期安全审查项目的流程图（略）
6.2.1.1 由于定期安全审查是一项庞大的任务，在开始时应组建一个相应的项目管理组，以便在认同的时间范围和预算内实现预计的目标。
6.2.1.2 定期安全审查一般由几个审查组平行实施。因此，应该为如何进行不同安全要素的审查编制指导文件，以保证在定期安全审查中使用系统性的综合一致的方法。这种指导文件应根据一致认可的定期安全审查总的范围进行细化，还应确定适用的安全标准、方法和实践。在大多数情况下，这些安全标准、方法和实践应以现行的国家标准和实践为基础，以反映现行的认识。当国内没有相关标准可以依据时，可参照相关国家或国际现行标准。
