民用核燃料循环设施安全规定(doc 14)emgf.docx

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1、民用核燃燃料循环环设施安安全规定定本规定自自一九九九三年六六月十七七日起实实施 本本规定由由国家核核安全局局负责解解释1 引言言 1.1目目的本规定的的目的是是根据中中华人民民共和国国民用核核设施安安全监督督管理条条例所所规定的的安全原原则，对对民用核核燃料循循环设施施（以下下简称核核燃料循循环设施施）的安安全提出出必须满满足的基基本要求求。1.2范范围本规定适适用于民民用核燃燃料的生生产、加加工、贮贮存和后后处理设设施，不不包括核核燃料在在反应堆堆内使用用的安全全要求。 本规定定的内容容涉及核核燃料循循环设施施的选址址、设计计、建造造、调试试、运行行和退役役。本规规定只规规定核燃燃料循环环设

2、施的的安全必必须满足足的基本本要求，对对不同类类型的核核燃料循循环设施施应如何何满足这这些要求求则不作作具体规规定；同同时，本本规定也也不对特特定类型型核燃料料循环设设施的安安全提出出专门要要求，根根据实际际需要将将制定相相应的安安全导则则，作为为本规定定的说明明和补充充，对有有关安全全问题提提出更具具体的要要求和较较详细的的指导原原则。 本规定定不考虑虑核燃料料循环设设施的非非辐射安安全问题题，除非非由其可可能引起起辐射危危害。关关于核材材料管制制方面的的要求遵遵照核材材料管制制有关规规定。2 安全全职责 2.1营营运单位位的主要要职责营运单位位必须对对其核燃燃料循环环设施的的安全负负全面责

3、责任，直直至其核核燃料循循环设施施退役终终了或其其责任已已合法地地转移为为止。其其主要职职责是： （11）按照照国家有有关核安安全法规规的要求求向国家家核安全全部门申申请所规规定的安安全许可可证件，提提交批准准和发放放安全许许可证件件所需要要的安全全分析报报告和其其他有 关资料料，并保保证这些些报告和和资料符符合要求求。 （22）保证证其核燃燃料循环环设施的的选址、设设计、建建造、调调试、运运行和退退役符 合本规规定和其其他有关关安全法法规与标标准的要要求，遵遵循所规规定的许许可证条条件。 （3）建建立保证证其核燃燃料循环环设施的的安全符符合有关关要求的的制度和和管理体体制， 责任明明确。 （

4、4）制制定并定定期复审审和修改改各种工工况下用用以保证证其核燃燃料循环环设施安安全 的的各种规规程、大大纲和计计划。 （5）确确保有数数量足够够、受到到充分培培训和能能胜任其其职责的的合格工工作人员员，并为为工作人人员完成成任务提提供相应应的条件件。 （66）建立立并保存存所有安安全重要要活动的的记录，按按要求定定期向国国家核安安全部门门提交报报告；发发生偏离离运行状状态的事事件或事事故时，立立即按报报告制度度报告事事件或事事故的性性质、范范围和后后果，以以及所采采取的补补救措施施。 （77）接受受国家核核安全部部门对其其核燃料料循环设设施安全全的监督督检查。2.2主主管部门门的主要要职责核燃

5、料循循环设施施的主管管部门对对所属核核燃料循循环设施施的安全全负领导导责任，其其主要职职责是： （11）对所所属核燃燃料循环环设施的的安全工工作实施施领导和和管理，保保证给予予所属核核燃料循循环设施施的营运运单位必必要的支支持，并并对其进进行督促促检查。 （2）参参与有关关核燃料料循环设设施安全全法规的的起草和和制订，组组织制订订有关核核燃料循循环设施施安全的的技术标标准。 （3）组组织所属属核燃料料循环设设施的营营运单位位按照本本规定和和其他有有关核安安全法规规的要求求制订和和实施应应急计划划。2.3国国家核安安全部门门的主要要职责国家核安安全部门门对核燃燃料循环环设施的的安全实实施监督督，

6、其主主要职责责是： （1）制制定有关关核燃料料循环设设施的安安全法规规和导则则，审查查认可有有关安全全标准。 （2）按按照本规规定和其其他有关关安全法法规的要要求，审审评核燃燃料循环环设施营营运单位位提交的的安全分分析报告告和其他他有关资资料，批批准颁发发相应的的安全许许可证件件。 （33）对核核燃料循循环设施施的选址址、设计计、建造造、调试试、运行行和退役役实施安安全监督督检查，核核实核燃燃料循环环设施的的安全是是否符合合有关法法规、标标准和所所规定的的许可证证条件。 （4）对对不符合合法规、标标准或许许可证条条件的事事项，要要求予以以纠正或或补救，必必要时，采采取强制制性措施施。3 安全全

7、目标 3.1总总目标建立并保保持有效效的防御御措施，保保护工作作人员、公公众和环环境免遭遭辐射危危害。3.2辐辐射防护护目标确保在正正常运行行状态下下核燃料料循环设设施内及及由核燃燃料循环环设施释释放出的的放射性性物质所所引起的的辐射照照射保持持在合理理可行尽尽量低的的水平，并并低于国国家规定定限值，确确保事故故引起的的辐射照照射的程程度得到到缓解。 3.3技技术安全全目标采取一切切合理可可行的措措施预防防事故；对设计计中考虑虑的所有有事故，要要确保其其辐射影影响是可可接受的的，并确确保那些些会导致致严重辐辐射后果果的事故故发生的的可能性性极低。4 厂址址选择 4.1厂厂址要求求核燃料循循环设

8、施施的厂址址、厂址址所在区区域及其其周围环环境必须须满足下下列要求求： （11）在核核燃料循循环设施施寿期内内不会发发生严重重影响核核燃料循循环设施施安全的的外部自自然事件件和人为为事件，或或者能够够采取合合理可行行的措施施将可能能发生的的事件 的影响响减至可可以接受受的程度度。 （22）在核核燃料循循环设施施正常运运行状态态下，厂厂址与核核燃料循循环设施施综合影影响所造造成的对对公众的的辐射照照射能保保持在合合理可行行尽量低低的水平平，并符符合国家家的规定定。 （33）事故故状态下下，能够够（包括括能够采采取适当当的应急急措施）使使公众免免遭不可可接受的的辐射照照射。 4.22厂址评评价 4

9、4.2.1必须须考虑的的因素 评价一一个候选选厂址是是否符合合4.11节提出出的厂址址要求时时，必须须综合考考虑以下下诸方面面的因素素： （11）厂址址所在区区域可能能发生的的影响核核燃料循循环设施施安全的的外部事事件，如如地震、洪洪水及极极端气象象事件等等自然事事件和火火灾、爆爆炸及飞飞机坠毁毁等人为为事件。 （2）可可能影响响核燃料料循环设设施运行行和事故故状态下下释放的的放射性性物质向向人体转转移的厂厂址特征征及其环环境特征征，如地地形、气气象、水水文、生生态、土土地和水水资源的的利用等等。 （33）与评评价个人人和群体体可能受受到的辐辐射危害害及必要要时采取取应急措措施有关关的特征征，

10、如人人口密度度与分布布、交通通和通讯讯等。 4.22.2厂厂址评价价文件 必须将将厂址评评价结果果写成足足够详细细的文件件，以供供国家核核安全部部门进行行独立审审评。该该文件的的内容必必须包括括： （11）按44.2.1的要要求，对对厂址的的各项特特征所作作的评价价及其结结果。 （2）与与厂址有有关的设设计基准准外部事事件及相相应的设设计基准准。 （33）所采采用的评评价模型型和分析析方法。 （4）选选定当前前厂址的的理由。5 设计计与建造造 5.1总总的要求求核燃料循循环设施施的设计计与建造造必须采采用经过过试验和和工程经经验证明明为有效效的技术术，综合合考虑减减轻事故故后果的的专设安安全设

11、施施和限制制事故发发生频率率的安全全系统的的设置及及可靠性性要求，为为本规定定第3章章所提出出的安全全目标的的实现提提供合理理的保证证。5.2对对外部事事件破坏坏效应的的防御核燃料循循环设施施的设计计必须与与其厂址址特征及及环境条条件相适适应；其其安全重重要构筑筑物、系系统和部部件的设设计基准准和建造造质量必必须为防防御可能能的外部部自然事事件和人人为事件件的破坏坏效应提提供合理理的保障障。 55.3辐辐射安全全5.3.1放射射性物质质的包容容与控制制 必须须设置适适当的密密封屏障障系统，提提供可靠靠的密封封功能和和足够的的包容能能力，将将放射性性物质限限制在规规定部位位或场所所，使运运行状态

12、态和事故故工况下下规定部部位或场场所之外外遭受放放射性物物质污染染的可能能性减至至最小；并保证证任何放放射性物物质外逸逸所造成成的污染染在运行行状态下下低于规规定限值值，事故故工况期期间低于于可接受受限值。 5.33.2放放射性物物质厂内内转移的的控制核核燃料循循环设施施的设计计应使放放射性物物质在厂厂内的转转移减到到最少。对对于必需需的放射射性物质质在厂内内的转移移，必须须提供在在正常和和可能的的异常条条件下均均具有足足够安全全性的转转移系统统和设备备，并采采取相应应的辐射射屏蔽和和监测等等措施，以以防止放放射性物物质泄漏漏和工作作人员意意外受照照。 55.3.3放射射性废物物的管理理与排放

13、放控制 核燃料料循环设设施的设设计应使使放射性性废物的的产生量量减至最最小。必必须设置置相应的的放射性性废物管管理系统统，使设设施运行行所产生生的放射射性废物物得到适适当的分分类、收收集、处处理、贮贮存或处处置；使使排放至至环境的的放射性性物质的的浓度和和总量，在在运行状状态下保保持在规规定限值值以下并并符合合合理可行行尽量低低原则，事事故工况况下不超超过可接接受限值值。 55.3.4工作作人员的的受照控控制 必必须设置置足够的的辐射屏屏蔽和防防护手段段，并为为工作人人员提供供尽可能能缩短其其受照时时间的有有效的工工作环境境和设备备，使工工作人员员所受到到的照射射，在运运行状态态下能保保持在规

14、规定限值值以下并并符合合合理可行行尽量低低原则，事事故工况况下不超超过可接接受限值值。 55.3.5辐射射监测设设备 必必须设置置用于在在运行状状态和事事故工况况下进行行充分辐辐射防护护监督的的设备。5.4易易裂变材材料的核核临界安安全5.4.1单元元的核临临界安全全 必须须提供可可靠的设设计特性性，使（并并通过核核临界安安全分析析证明）易易裂变材材料单元元在任何何运行状状态和事事故工况况下均保保持次临临界状态态。 55.4.2多单单元阵列列的核临临界安全全 必须须考虑阵阵列中单单元间的的相互作作用，提提供可靠靠的设计计特性，使使（并通通过核临临界安全全分析证证明）阵阵列在任任何运行行状态和和

15、事故工工况下均均保持次次临界状状态。 5.44.3核核临界事事故的探探测与报报警 在在可能发发生核临临界事故故的场所所，必须须设置足足够灵敏敏和可靠靠的核临临界事故故探测与与报警系系统，并并保持事事故缓解解措施的的可用性性。5.5防防火与防防爆必须根据据火灾与与爆炸危危险性分分析，提提供预防防、探测测、扑灭灭、限制制和控制制：火灾灾与爆炸炸的措施施和能力力，使外外部和内内部事件件引起火火灾和爆爆炸的可可能性及及其 后后果减至至最小。5.6辅辅助设施施与系统统 辅助设施施与系统统的设计计必须考考虑事故故工况和和应急条条件下的的需要，必必须评价价供电、供供水等辅辅助设施施与系统统的容量量和可靠靠性

16、对安安全重要要构筑物物、系统统和部件件的功能能完整性性的影响响，必要要时采取取相应的的防范措措施。 5.77事故应应急能力力必须根据据需要提提供适当当的事故故应急措措施与能能力，包包括设置置事故报报警、应应急通讯讯、人员员撤离和和医疗救救治等必必要的应应急设施施与设备备。5.8核核材料衡衡算管理理与实物物保护 核燃料循循环设施施的核材材料衡算算管理与与实物保保护必须须符合中中华人民民共和国国核材料料管制条条例和和其他有有关法规规的要求求。核燃燃料循环环设施的的设计与与建造必必须为满满足上述述要求提提供相应应的条件件。5.9其其他安全全要求5.9.1检查查、试验验与维修修考虑 必须为为安全重重要

17、系统统和部件件（或设设备）的的检查、试试验和维维修提供供方便和和条件，以以保持它它们执行行安全功功能的能能力。 5.99.2安安全重要要物项的的共用 核燃料料循环设设施的安安全重要要构筑物物、系统统和部件件（或设设备）不不应与其其他核设设施共用用，除非非能够证证明这种种共用不不会影响响参与共共用的任任何设施施执行其其安全功功能的能能力（包包括由事事故工况况恢复安安全状态态的能力力）。 5.99.3退退役考虑虑 核燃燃料循环环设施的的设计必必须考虑虑采取能能够简化化退役活活动的措措施，如如尽可能能减少被被污染部部件与设设备的数数量，便便于构筑筑物和设设备去污污，以及及采用易易于清除除放射性性废物

18、和和被污染染物品的的措施等等。 55.9.4邻近近核设施施影响的的考虑 位于其其他核设设施附近近的核燃燃料循环环设施，其其设计与与运行必必须保证证该设施施与其他他核设施施的组合合影响不不给公众众的健康康与安全全造成不不可接受受的危害害。5.100质量要要求核燃料循循环设施施安全重重要构筑筑物、系系统和部部件（或或设备）的的设计、制制造、建建造、试试验和维维护必须须采用适适用的经经认可的的标准，必必须使之之达到与与其所执执行的安安全功能能的重要要性相适适应的质质量要求求。 55.111设计安安全分析析和评价价核燃料循循环设施施许可建建造前，其其设计必必须经过过安全分分析和评评价，以以确认安安全重

19、要要构筑物物、系统统和部件件（或设设备）的的设计基基准，并并证实整整个核燃燃料循环环设施的的设计足足以保证证各种运运行状态态和事故故工况下下的辐射射照射和和放射性性物质释释放不超超过国家家规定的的相应限限值。 营运单单位在初初步安全全分析报报告中，必必须对其其核燃料料循环设设施的设设计及安安全分析析的结果果进行足足够详细细的描述述以便于于国家核核安全部部门在批批准发放放建造许许可证前前对核燃燃料循环环设施的的安全特特性进行行独立审审评。6 调试试与运行行6.1总总的要求求必须保证证核燃料料循环设设施的运运行按照照设计要要求和国国家核安安全部门门批准的的许可证证条件进进行。营营运单位位必须拥拥有

20、为实实现这一一目标所所需要的的所有设设备、人人员和管管理体制制，并对对这一目目标的实实现负责责。 66.2运运行限值值与条件件 必须须根据核核燃料循循环设施施的最终终设计和和安全分分析与环环境影响响评价以以及调试试结果制制定包括括技术和和管理两两个方面面的运行行限值和和条件。必必须根据据运行经经验和有有关安全全特性的的实际变变化，对对运行限限值和条条件进行行复审或或修改。 运行限限值和条条件以及及对运行行限值和和条件的的修改必必须经国国家核安安全部门门审评和和批准。6.3调调试必须制定定调试大大纲，并并按调试试大纲对对核燃料料循环设设施进行行调试，以以验证整整个核燃燃料循环环设施（特特别是安安

21、全重要要物项）均均已按批批准的要要求建成成并能按按设计意意图发挥挥功能；同时收收集安全全运行所所需要的的基础数数据（特特别是那那些对安安全具有有特殊重重要意义义的部件件和设备备的诊断断数据）和和验证正正常运行行规程的的正确性性。 调调试大纲纲必须经经国家核核安全部部门认可可。必须须按调试试大纲要要求将调调试结果果写成书书面文件件，以便便于国家家核安全全部门审审评。6.4运运行安全全管理6.4.1安全全管理机机构及职职责必须须建立和和保持适适当的职职责分明明的安全全管理机机构，并并配备称称职的负负责人和和足够数数量的合合格工作作人员，以以胜任和和有效地地履行各各项安全全管理职职责。安安全管理理机

22、构必必须保证证核燃料料循环设设施以安安全的方方式运行行，并严严格遵守守运行限限值和条条件。 6.44.2培培训必须须制定并并执行培培训和再再培训大大纲，对对运行人人员、维维修人员员和其他他与安全全有关的的人员进进行充分分的培训训和再培培训，使使他们能能有效地地履行其其职责。必必须定期期对培训训和再培培训大纲纲进行复复审或修修改，以以保持其其有效性性。 66.4.3运行行规程 必须保保证所有有与安全全有关的的运行操操作均按按正式批批准的、详详细的、最最新版本本书面规规程进行行。运行行规程必必须符合合所批准准的运行行限值与与条件，并并留有适适当的安安全裕量量。同时时，运行行规程还还必须对对在运行行

23、状态和和事故工工况下应应采取的的行动作作出明确确的规定定，并便便于运行行操作人人员执行行。 必必须对所所有运行行规程定定期进行行复审或或修改，并并将所作作的修改改及时通通知有关关人员。营运单位有责任向国家核安全部门报送其运行规程。 6.4.4监督、检查、试验和维修 必须制定并执行安全重要物项的监督、检查、试验和维修大纲，确保在符合辐射防护原则下对安全重要构筑物、系统和部件（或设备）进行适当的监督、检查、试验和维修，使其功能可靠性和有效性保持与设计要求一致。 6.4.5修改 对安全重要物项以及运行限值与条件和运行规程的修改必须进行安全分析，并按规定程序进行鉴定、审查、批准和记录，使所作的修改不降

24、低保证 安全的能力。影响到颁发运行许可证依据的安全重要构筑物、系统和部件（或设备）的修改和运行限值与条件的修改（见6.2节），以及原先由国家核安全部门批准的文件的修改，必须在实施前经国家核安全部门批准。 6.4.6运行辐射防护 必须制定并执行运行辐射防护大纲，该大纲应包括辐射防护管理限值以及技术上和管理上所采取的预防措施，以确保涉及辐射照射的所有活动均按规定进行和受到监督，并符合合理可行尽量低原则。必须随着经验的积累，对运行辐射防护大纲进行相应的复审或修改。 6.4.7记录和报告管理 必须建立适当的记录和报告管理制度，以保证记录、报告和它们的保存与分发符合有关要求。6.5应应急计划划与准备备必

25、须根据据对核燃燃料循环环设施潜潜在事故故后果严严重程度度的评价价和厂址址特征，制制定相应应的应急急计划，并并作好所所规定的的应急准准备，以以确保可可能的紧紧急事态态一旦发发生时能能够实施施各项预预先计划划的措施施，控制制或抑制制放射性性物质的的释放和和减轻事事故后果果。 营营运单位位必须在在核燃料料循环设设施开始始运行前前将其应应急计划划（包括括实施程程序清单单）提交交国家核核安全部部门审评评，并按按批准的的计划进进行相应应的应急急演习。在在核燃料料循环设设施运行行寿期内内，营运运单位必必须对其其应急计计划定期期进行复复审或修修改，并并在可行行的范围围内定期期进行所所规定的的演习。6.6运运行

26、安全全评价6.6.1运行行前的安安全评价价 核燃燃料循环环设施许许可运行行前，必必须对其其运行安安全进行行分析与与评价，以以确认其其设计、建建造、运运行规程程及管理理措施足足以保证证其运行行符合设设计要求求，而不不会对厂厂址内外外人员的的健康与与安全造造成危害害。营运运单位必必须在最最终安全全分析报报告中对对这种分分析与评评价的结结果进行行足够详详细的描描述以便便于国家家核安全全部门在在批准发发放运行行许可证证前对核核燃料循循环设施施的运行行安全进进行独立立审评。6.6.2运行期间的安全评价 在核燃料循环设施运行寿期内，营运单位必须组织专家，定期对其核燃料循环设施的运行安全，包括安全重要物项的

27、检查试验及维修记录、运行规程、运行经验、核临界安全、辐射防护实践以及重要异常事件的调查结论等进行分析和评价，并在必要时采取纠正措施，以保证核燃料循环设施的运行始终符合设计要求和所批准的许可证条件。7 退役役 7.1总总的要求求核燃料循循环设施施运行寿寿期终止止后，营营运单位位必须负负责使其其安全退退役，并并确保退退役工作作人员和和公众所所受到的的辐射照照射保持持在合理理可行尽尽量低的的水平。 只有经经国家核核安全部部门批准准之后，营营运单位位才能终终止其责责任。7.2退退役的实实施核燃料循循环设施施的退役役必须按按照退役役大纲进进行。实实施中必必须确保保安全并并明确规规定组织织安排。退退役大纲

28、纲的内容容必须包包括为使使放射性性废物得得到安全全处置并并使退役役完成后后所需监监视最少少而应采采取的一一切步骤骤与措施施。 营营运单位位必须将将所制定定的退役役大纲和和相应的的退役安安全分析析报告报报国家核核安全部部门审评评，获得得批准后后方可付付诸实施施。 退退役的最最终状态态必须经经国家核核安全部部门会同同国家其其它有关关部门批批准。8 质量量保证 8.1基基本要求求必须根据据HAFF04000核核电厂质质量保证证安全规规定所所规定的的原则，制制定和有有效地实实施核燃燃料循环环设施的的质量保保证大纲纲。质量量保证大大纲的应应用必须须与规定定物项对对安全的的重要程程度相适适应，并并必须覆覆

29、盖设施施全寿期期过程中中的所有有安全重重要活动动。8.2质质量保证证责任营运单位位必须对对其核燃燃料循环环设施质质量保证证大纲的的制定、实实施和评评价负责责。营运运单位可可以委托托其他单单位制定定和实施施其核燃燃料循环环设施质质量保证证大纲的的全部或或其中的的一部分分，但必必须对大大纲的有有效性负负责。8.3质质量保证证大纲质量保证证大纲必必须及早早制定并并报国家家核安全全部门审审核，以以适应工工程实际际 进展展的需要要。必须须定期对对质量保保证大纲纲的执行行状况和和适用性性进行审审查，发发现 问问题时，必必须采取取纠正措措施。 所制定定的质量量保证大大纲必须须： （11）明确确规定大大纲所适

30、适用的物物项、服服务和工工艺； （2）明明文规定定负责计计划和执执行质量量保证活活动的组组织结构构及各有有关组织织和人员员的责任任与权力力；（33）对影影响规定定物项质质量的各各项活动动进行有有效的控控制，保保证控制制的严格格程度与与物项的的安全重重要性相相一致； （44）考虑虑影响质质量的各各项活动动的技术术方面，为为保证认认可的工工程标准准、规范范、技术术条件和和实践经经验经过过核实并并得到遵遵守作出出规定，除除了管理理性方面面的控制制之外，还还应对要要达到的的技术目目标的确确切表述述作出规规定； （5）保保证影响响质量的的各项活活动是在在合适的的控制条条件下完完成的，控控制条件件应包括括

31、达到质质量要求求所需要要的环境境条件、设设备条件件和技能能等； （6）确确保必要要时采用用适当的的特殊控控制手段段、工艺艺处理、试试验设备备和专门门技能，以以达到规规定的质质量要求求，并确确保采用用适合的的检查和和检验方方法对质质量进行行证实； （77）确保保所有影影响规定定物项质质量的活活动均按按适合于于该项活活动的程程序、细细则或图图纸完成成，程序序、细则则和图纸纸应包括括适当的的定性和和（或）定定量的验验收准则则； （88）确保保实施影影响规定定物项质质量的各各项活动动的人员员受到适适当的培培训或指指导，使使之达到到和保持持应有的的技术熟熟练程度度； （99）确保保质量保保证记录录制度的

32、的建立和和执行。名词解释释 本规定中中使用的的一些特特定术语语的定义义如下。 核燃料料 含有有易裂变变核素的的材料，放放在反应应堆内能能使自持持核裂变变链式反反应得以以实现。 民用核核燃料循循环设施施 指民民用核燃燃料的生生产、加加工、贮贮存及后后处理设设施，或或这些设设施中的的任何一一种。 核安全全（安全全） 完成正正确的运运行工况况，事故故预防或或缓解事事故后果果从而实实现保护护厂区人人员、公公众和环环境免遭遭过量辐辐射危害害。 许许可证条条件 指指国家核核安全部部门根据据有关法法规批准准颁发的的安全许许可证件件中所规规定的许许可活动动及其必必须遵守守的条件件。 运运行状态态 正常常运行和

33、和预计运运行事件件这两类类状态的的统称。 安全重重要构筑筑物、系系统和部部件（或或设备） 具有和和执行核核安全功功能的构构筑物、系系统和部部件（或或设备），包包括其功功能丧失失可能使使工作人人员或公公众受到到过量辐辐射照射射的构筑筑物、系系统和部部件（或或设备）以以及用以以缓解事事故可能能引起的的辐射照照射的程程度的构构筑物、系系统和部部件（或或设备）。 安全重重要活动动 指涉涉及或影影响安全全重要构构筑物、系系统和部部件（或或设备）的的功能或或质量的的任何活活动，例例如厂址址选择和和安全重重要物项项的设计计、采购购、加工工、制造造、运输输、贮存存、清洗洗、土建建施工、安安装、试试验、调调试、

34、运运行、检检查、维维护、修修理、装装料、修修改及退退役等。 密封屏屏障系统统 指由由一道或或多道独独立的实实体屏障障连同相相应的辅辅助设备备（包括括通风设设备）所所构成的的系统，该该系统能能有效地地限制或或防止正正常和异异常条件件下放射射性物质质向工作作场所或或环境的的释放。 核临界界安全 含易裂裂变材料料的系统统的肯定定不能维维持自持持链式核核反应的的状态或或保证这这种状态态的措施施。 单单元 进进行核临临界安全全设计或或管理时时作为一一个整体体考虑的的易裂变变材料系系统。 核临界界事故 由于链链式反应应的失控控所造成成的意外外事故。 辅助设设施与系系统 指指保持核核燃料循循环设施施安全所所必需的的公用与与支持性性设施与与系统，包包括水、电电、汽、气气等的供供应设施施与系统统，以及及通讯系系统等。