1 目的与范围
1.1 目的
本导则给出了核燃料循环前段设施安全分析报告的标准格式与内容，为营运单位编写安全分析报告提供具体指导，并为安全分析报告的审查提供依据。
1.2 范围
本导则中核燃料循环前段设施（以下简称“设施”）是指铀转化、铀浓缩和元件制造设施，包括配套建设的放射性废物处理、贮存设施。
本导则适用于营运单位编写初步安全分析报告和终安全分析报告。其他铀燃料加工设施，其安全分析报告的编写，也可以参考本导则的规定。
2 一般要求
2.1 安全分析报告应满足国务院核安全监督管理部门对设施建造和运行进行独立审查与评估的需要。
2.2 初步安全分析报告主要内容如下：
a）应对厂址特征进行详细描述，提供厂址相关数据，分析厂址特征是否会影响设施设计和安全运行，明确保障设施设计和安全运行的厂址条件；
b）应对设施设计基准和主要设计准则进行详细描述，提供确定这些基准和准则的技术依据。主要设计准则包括厂房和工艺设备的*限设计条件及主要设计参数的数值范围、安全保护、特殊安全考虑等；
c）应对工艺厂房的设计进行详细描述，包括厂房设计特征、生产线及安全重要设备的厂房布置特征、辅助系统和公用系统的设计特征，并分析和评价用于防御设计基准事故和设计基准外部事件的特殊设计特性；
d）应对工艺原理、工艺流程及运行参数等进行详细描述，应从工艺系统、设备、仪表和控制等层面分析所有系统及设备均按照设计准则为正常和异常条件提供了适当的安全裕度，并分析和评价安全重要或影响安全的每个系统及其设备预防或缓解事故的能力；
e）应描述放射性废物分类并给出源项，描述放射性废物及危险废物处理或整备系统的设计，确保所有放射性和危险废物都得到适宜的处理、贮存；
应对辐射源及其辐射特征、辐射防护设计进行详细描述，分析说明所有辐射照射的来源都处在严格的技术和管理措施控制之下，保证在所有运行状态下的辐射照射或任何计划排放放射性物质引起的辐射照射低于规定限值，且可合理达到的尽量低；保证在事故状态下采取措施减轻放射性后果；
g）在加工、处理、操作和贮存易裂变材料过程中，应详细描述临界安全控制措施、管理制度和程序，给出操作易裂变材料的工艺系统和设备的核临界安全分析；
h）应结合设施内部危险开展事故分析，分析数据和有关说明性资料能够表明对各种潜在危险已完成了必要的分析，并设计了适当的构筑物、系统和设备来抵御这些内部危险，并缓解事故后果；
i）应对组织机构、培训大纲和调试大纲等进行说明，应对设计中所考虑的应急措施和退役进行必要的描述；
j）应依据安全分析和评价给出并说明运行限值和条件；
k）简要描述建造质量保证大纲；
l）应结合工艺流程说明核材料衡算与控制的系统设计。
2.3 终安全分析报告应在初步安全分析报告基础上对设施的终设计、厂址特征数据、安全重要物项、终安全分析和补充资料进行详尽的描述，应对以下内容进行重点描述：
a）应对在初步安全分析报告完成后的补充资料进行描述；
b）应详细说明对初步安全分析报告中确定的设计准则、设计基准或设计所作的修改及所有新的设计准则、设计基准和设计，应对每一项修改进行安全评价；
c）应按终的或修改后的设计补充和完善工艺系统与设备及其安全保障；
d）应对终的工艺系统和设备进行详细的核临界安全分析；
e）应按终的或修改后的设计及补充资料对设施进行详细和完整的事故分析；
f）应对运行管理和装投料前调试报告进行说明，应对应急预案要点和退役考虑进行必要的描述；
g）应依据终的安全分析和评价给出并详细说明运行限值和条件；
h）简要描述建造质量保证大纲；
i）应结合终设计说明核材料衡算与控制的系统、测量分析和评估方法。
2.4 安全分析报告应是独立、完整的文件。安全分析报告的详细程度应与设施的实际规模、原辅材料、产品、加工方法（物理、化学或机械的）与工艺特点、安全保障能力和厂址特征等相匹配，初步安全分析报告和终安全分析报告强调的重点及相应部分的详细程度应与相应阶段的许可证颁发审查要求相适应。若设施存在核临界风险时，应按照附录Ⅰ中“8 核临界安全”开展核临界安全分析。
2.5 根据审查需要，营运单位应提供充分的资料和数据，以使国务院核安全监督管理部门能够对安全分析报告的结论作出正确判断。
3 具体要求
3.1 安全分析报告中使用的专门术语、代号和符号若与通常含义不同时应给出明确定义。
3.2 安全分析报告的内容应尽可能简明。如果使用诸如图纸、地图、曲线图、工艺流程图和表格等能恰当、明了和方便地表述报告的内容，则应尽可能采用。
3.3 安全分析报告中使用的图表应清楚易读，比例适当，不需使用辅助手段阅读。
3.4 对于安全分析报告中涉及专利或营运单位要求保密的资料，应单独提交。提交时应标以明显的标志，并附上要求对这些资料保密的理由。
4 报告的标准格式与内容
本导则所规定的安全分析报告的标准格式与内容见附录Ⅰ。
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