各有关单位：

　　根据研究堆核安全管理工作的需要，我局委托苏州核安全中心对《研究堆设计安全规定》和《研究堆运行安全规定》进行修订。

　　为了确定修订方案，我局定于2007年4月10日上午9时，在环保总局二楼多功能厅对修订方案进行研讨，请你单位届时派有关专家参加。

联系人：国家核安全局顾剑峰(010)66556361

附件：

　　1.会议名额分配表

　　2.《研究堆设计安全规定》和《研究堆运行安全规定》修订方案

　　3.新旧研究堆安全要求（规定）内容对比修订建议

二○○七年三月二十三日

主题词：环保 核安全 研究堆 通知

附件1：

会议名额分配表

附件2：

《研究堆设计安全规定》和《研究堆运行安全规定》修订方案

　　一．任务来源和目的

　　《研究堆设计安全规定》、《研究堆运行安全规定》是我国核安全法规体系中的一个重要组成部分，对研究堆设计、运行的有关方面都给出了明确的规定，并且是制定有关研究堆设计、运行安全导则的基础。

　　国家核安全局成立后，于1995年6月6日发布了HAF201《研究堆设计安全规定》、HAF202《研究堆运行安全规定》。该两规定是参照国际原子能机构（IAEA）的《研究堆设计安全法规》（IAEA No.35-S1 （1993年））、《研究堆运行安全法规》（IAEA No.35-S2 （1993年））编写而成的。

　　随着科学技术的进步、核安全研究的发展，包括计算机技术等在研究堆上的逐渐应用，以及世界各国研究堆运行和管理经验的不断积累，IAEA全面地开展了对研究堆安全法规的修订工作，并于2005年9月正式公布了《研究堆安全要求》（No.NS-R-4），它是1993年原子能机构出版的《研究堆设计安全法规》（IAEA No.35-S1）、《研究堆运行安全法规》（IAEA No.35-S2）的修订本。

　　国家核安全局对新的管理要求及新技术的发展应用十分重视，为了将我国研究堆的设计、运行及管理提高到一个新的水平，与国际先进水平接轨，决定对95年版两个规定参照IAEA 2005年公布的No.NS-R-4进行修订。

　　二．IAEA《研究堆安全要求》修改的主要内容说明

　　与95版《研究堆设计安全规定》、《研究堆运行安全规定》(也即IAEA 93版《研究堆设计安全法规》（No.35-S1）、《研究堆运行安全法规》（No.35-S2）)相比，《研究堆安全要求》(下简称《安全要求》)在格式和内容方面有较大改动，其结构更加合理，内容更加明确、充实，适应当前研究堆的实际状况和进一步发展。

　　不同之处主要表现为以下几个方面：

　　(1) 结构上作了重大调整，将原两个《规定》合并为一个《安全要求》，原HAF201、HAF202分别成为《安全要求》的第6章(设计)和第7章(运行)，将有关“安全目标”、“选址”和“退役”的内容分别从两规定中剥离出来，成为《安全要求》的第2章(安全目标、概念和原则)、第5章(厂址评价)和第8章(退役)，增加第3章(行政监管)和第4章(安全管理和验证)。

　　(2)在《安全要求》第1章“引言”中，新增一节“分级(类)方案，说明了研究堆分级(类)的理由及应考虑的因素，强调应采用分级(类)方案，根据与反应堆有关的潜在危险来应用研究堆安全要求。

　　(3) 在《安全要求》第2章“安全目标、概念和原则”中，增加了“安全概念和原则、纵深防御概念”、“法律基础结构和监管基础结构”、“安全管理”、“安全验证”、“安全的技术方面”等六节，这六节阐述了安全概念和原则，提出了实施纵深防御概念，建立法律和监管基础结构，采取安全管理和安全验证措施，以及在装置的设计和寿期中适用的技术原则（安全的技术方面），其中在“安全概念和原则”一节中明确提出了纵深防御概念有五个层次(增加了对超设计基准事故防御的第四层次)，而在95版《研究堆设计安全规定》中纵深防御概念为四个层次。

　　(4)《安全要求》新增第3章“行政监管”，该章包括“总要求”、“法律体系”、“监管部门”、“执照申请过程”、“检查和执法”等五节，提出了核设施行政监管方面的要求。

　　(5)在《安全要求》新增的第4章“安全管理和验证”中，新增“安全验证”一节，提出了安全评价、自我评价和同行评审等方面要求，同时对原散落在两规定中的有关“营运单位的责任”和“质量保证”的内容进行了修改和补充。

　　(6) 在《安全要求》第5章“厂址评价”中，新增“地震”、“地表断层作用”、“极端和罕见的气象条件”、“洪水”、“岩土工程危害”、“极端的人为灾害”、“拟选地区特征的特殊要求”、“危害监测”等八节，详细提出了调查和评价这些厂址特性的要求。

　　(7) 在《安全要求》第6章“设计”中，新增“设计理念”一节，该节增加“验收准则和设计导则”一小节；“设计总要求”增加了“构筑物、系统和部件的分级”、“设计基准”、“假设始发事件和设计基准事故”、“厂址相关特征”、“内部事件”、“外部事件”、“火灾和爆炸”、“专设安全设施”、“检查、试验和维修”、“人因和人机工效学考虑”、“材料的选择和老化”、“长期停堆”等小节；“具体设计要求”增加了“辐射防护系统”、“燃料装卸和贮存系统”两小节，“具体设计要求”中的其它小节如“反应堆堆芯和反应性控制系统”、“反应堆停堆系统”、“反应堆保护系统”、“反应堆冷却剂系统及相关系统”、“包容体”、“仪表与控制”、“供电系统”也作了一定修改，其中“反应堆保护系统”、“仪表与控制”增加了计算机技术在这些系统应用的要求。

　　(8) 在《安全要求》第7章“运行”中，增加了“培训、再培训和资质认证”、“防火安全”、“安全评价和老化相关问题”、“延期关闭”等节，其它章节如“组织措施”、“运行限值和条件”、“调试”、“运行程序”、“检查、定期试验和维修”、“堆芯管理和燃料装卸”、“应急计划”、“实物保护”、“记录和报告”、“研究堆的应用和修改”、“辐射防护”也作了较大修改。

   (9) 《安全要求》第8章“退役”，较原来增加了五款内容。

   (10) 关于超设计基准事故。《安全要求》对于超设计基准事故的管理提出了明确要求，并将超设计基准事故对策作为第四层次的防御，这是《安全要求》与95版《研究堆设计安全规定》的重大差别之处。在95版《研究堆设计安全规定》中，仅在§4.3“设计的安全分析”中提出了“对超设计基准事故可进行分析，以便制定应急计划及进行事故处理”的较原则性要求。而《安全要求》对于超设计基准事故的管理如何在研究堆设计中加以落实要求明确，如对“反应堆堆芯和燃料设计”、“应急堆芯冷却”、“包容体”、“辐射防护系统”和“厂房和构筑物”等都提出明确要求。

　　(11) 《安全要求》新增了附件I“典型的研究堆的安全功能”、附件II“需要特别注意的研究堆的运行问题”二部分内容。

　　三．修订方案

　　(一)修订方案1：

　　1) 基本以IAEA安全标准丛书No.NS-R-4为蓝本进行修订，维持参照蓝本的主要结构，即保持设计安全要求、运行安全要求两部分内容合二为一；

　　2) 考虑与我国已颁布法律、法规、部门规章的衔接，对相关内容进行增、删，如删除第3章“行政监管；

　　3) 考虑原HAF201、HAF202的使用经验反馈及我国研究堆的具体现状(具有各种厂址条件和堆型等)，对相关内容进行增、删，如对原HAF201、HAF202的有关内容予以保留；

　　4) 编制过程中注意与我国工业标准和规范的接口。

　　(二)修订方案2：

　　1)维持目前《研究堆设计安全规定》、《研究堆运行安全规定》单独发布的形式，以《研究堆安全要求》第6章“设计”、第7章“运行”为蓝本进行修订；

　　2) 第2章“安全目标、概念和原则”、第5章“厂址评价”的内容回归至HAF201、第8章“退役”的内容回归至HAF202；

　　3) 第4章“安全管理和验证”内容分拆后放入HAF201、HAF202；

　　4) 第3章“行政监管”的内容不采用；

　　5) 考虑原HAF201、HAF202的使用经验反馈及我国研究堆的具体现状(具有各种厂址条件和堆型)，对相关内容进行增、删，如原HAF201、HAF202的有关内容予以保留；

　　6) 编制过程中注意与我国工业标准和规范的接口。

　　修订者主张采用第一种方案，其理由如下：

　　1)符合国家核安全局制定核安全法规、导则以IAEA相应文件为蓝本的原则；

　　2)基于研究堆的特点，可以不必按核动力厂的法规体系划分为设计、运行法规，而将涉及研究堆各阶段的核安全要求(实际上主要核安全要求还是针对设计、运行)归并为一个规定，可能更便于营运单位和核安全监管部门的应用和实施；

　　3)IAEA正在以《安全要求》为基础编制新的研究堆安全导则，修订已发布的安全导则，采用此种方案便于我国新研究堆导则的制定和旧研究堆导则的修订。

　　四、具体的修订意见

　　修订者将新旧研究堆安全要求(规定)内容进行了详细对比，并提出了具体的修订建议，详见《新旧研究堆安全要求(规定)内容对比及修订建议》。