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HAF003HAF003核电厂质量保证安全规定（1991年7月27日国家核安全局令第1号发布 1991年修改））本规定自1991年7月27日起实施本规定由国家核安全局负责解释1 引言概述本规定对陆上固定式热中子反应堆核电厂的质量保证提出了必须满足的基本要求。
本规定提出的质量保证原则，除适用于核电厂外，也适用于其他核设施。
为了保证核电厂的安全，必须制定和有效地实施核电厂质量保证总大纲和每一种工作（例如厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役）的质量保证分大纲。
本规定对制定和实施这些大纲提出了原则和目标。
各种质量保证大纲所遵循的原则是相同的。
必须指出：在完成某一特定工作中（例如在厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役中），对要达到的质量负主要责任的是该工作的承担者，而不是那些验证质量的人员。
质量保证大纲应包括为使物项或服务达到相应的质量所必需的活动，验证所要求的质量已达到所必需的活动，以及为产生上述活动的客观证据所必需的活动。
质量保证是“有效管理”的一个实质性的方面。
通过有效管理促进达到质量要求的途径是：对要完成的任务作透彻的分析，确定所要求的技能，选择和培训合适的人员，使用适当的设备和程序，创造良好的开展工作的环境，明确承担任务者的个人责任等。
概括来说，质量保证大纲必须对所有影响质量的活动提出要求及措施，包括验证需要验证的每一种活动是否已正确地进行，是否采取了必要的纠正措施。
质量保证大纲还必须规定产生可证明已达到质量要求的文件证据。
各部门执行本规定的具体方法（对于整个核电厂和各种工作）可以有所不同，但在任何情况下，都必须遵循本规定所确定的原则，制定详细的执行程序。
还必须指出：质量保证大纲必须周密制定，便于实施，并保证技术性的和管理性的工作两者充分地结合。
范围本规定对核电厂的厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役期间的质量保证大纲的制定和实施提出了原则和目标。
这些原则和目标适用于对安全重要物项和服务的质量具有影响的各种工作，例如设计、采购、加工、制造、装卸、运输、贮存、清洗、土建施工、安装、试验、调试、运行、检查、维护、修理、换料、改进和退役。
核电厂址选择3．1 一般规定3．1．1 厂址选择应符合国家能源政策、国家核电中长期发展规划和国家核安全规划，按照国家核安全法规和核电建设前期工作的规定进行。
3．1．2 厂址选择阶段划分应按初步可行性研究阶段和可行性研究阶段开展工作。
初步可行性研究工作前期宜开展厂址普选工作，筛选推荐出2个或2个以上可能厂址；初步可行性研究阶段应明确提出优先候选厂址和备选厂址；可行性研究阶段应排除厂址颠覆性因素，研究确定厂址相关设计基准。
新建工程、超规划容量(台数、容量)扩建工程均应开展初步可行性研究工作；在原审定规划容量内扩建的工程，可直接开展可行性研究工作。
3．1．3 厂址选择的过程中应考虑与厂址所在区域的城镇或工业发展总体规划、土地利用总体规划、水域环境功能区划之间的相容性，靠近电力负荷中心和水源充足地区，应避开能动断层、人口密度高及饮用水水源保护区、自然保护区、风景名胜区等环境敏感区。
3．1．4 厂址选择应调查研究厂址地区电网结构、电力负荷、厂址条件(地形、地震、地质、水文、气象、交通运输、大气弥散和水体弥散)、厂址环境(人口分布、工农业生产情况及人为外部事件)，应提出工程建设方案(建设用地、供水、大件运输、电力出线、占地拆迁、防洪排涝、对外协作和施工条件)，并应对厂址进行技术经济综合比较，按相对优劣条件进行厂址排序。
3．1．5 厂址选择应考虑核电厂设置非居住区和规划限制区的要求，综合评价该范围内的土地占用、人口搬迁，以及厂址环境、交通、地方区域规划和经济发展等方面对厂址优劣条件的影响。
3．1．6 厂址选择应合理规划厂址工程用地，满足核电厂规划容量建设所需的厂区、厂外设施和施工临建设施的用地规模，并应符合核电厂工程建设用地指标的有关规定。
3．1．7 选址时应符合国家有关工程建设土地利用的有关规定，应节约用地，应充分利用建设用地，宜利用未利用地，不占或少占农用地。
3．1．8 厂址不宜占用铁路、公路、引水和排水干渠、泄洪区、工程管网干线等现有设施，并应少拆迁民房，减少人口搬迁。
附件一：HAF102核动力厂设计安全规定（2004年4月18日国家核安全局批准发布，2004年修改）本规定自2004年 4 月18日起实施本规定由国家核安全局负责解释1 引言1.1 目的本规定提出了陆上固定式热中子反应堆核动力厂的核安全原则，确定了保证核安全所必需的基本要求。
这些要求适用于核动力厂安全功能及相关的构筑物、系统和部件，并适用于核动力厂中的安全重要规程。
规定中只强调设计中必须满足的要求，对于如何满足这些要求则不作具体规定。
附件Ⅰ、Ⅱ与本规定具有同等法律效力。
附录Ⅰ是对本规定的说明和补充。
本规定适用于核动力厂设计、制造、建造、运行和监督管理。
1.2 范围1.2.1本规定阐述了安全重要构筑物、系统和部件为实现核动力厂的安全运行和防止或减轻可能危及安全的事件后果所必须满足的设计要求。
本规定还提出了进行全面安全评价的要求，以确定核动力厂在各种运行状态和事故工况下可能产生的潜在危险。
这种安全评价过程涉及确定论安全分析和概率论安全分析这两种互补的技术。
这些分析必须考虑假设始发事件，包括可能单独地或组合地影响安全的诸多因素。
这些事件有如下几种类型：(1)源自核动力厂运行本身；(2)由人员行动引起；(3)直接与核动力厂及其环境有关。
1.2.2本规定还涉及到极不可能发生的事件，例如可能导致大量放射性释放的严重事故，设计中对此类事件提供预防或缓解措施是适当的和可行的。
1.2.3 本规定不考虑下列事件：(1)极不可能发生的外部自然事件或人为事件（诸如陨石或人造卫星撞击）；(2)极不可能影响核动力厂安全的工业事故；(3)由核动力厂运行引起的非放射性影响。
1.2.4本规定中的核动力厂主要系指用于发电或其他供热应用（诸如集中供热或海水淡化）而设计的，采用水冷反应堆的陆上固定式核动力厂。
本规定原则上也适用于其他类型的陆上固定式热中子反应堆核动力厂。
2 安全目标和纵深防御概念2.1 安全目标2.1.1总的核安全目标：在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人员、社会和环境免受危害。
HAF102核动力厂设计安全规定（2004年4月18日国家核安全局批准发布，2004年修改）本规定自2004年 4 月18日起实施本规定由国家核安全局负责解释1 引言1.1 目的本规定提出了陆上固定式热中子反应堆核动力厂的核安全原则，确定了保证核安全所必需的基本要求。
这些要求适用于核动力厂安全功能及相关的构筑物、系统和部件，并适用于核动力厂中的安全重要规程。
规定中只强调设计中必须满足的要求，对于如何满足这些要求则不作具体规定。
附件Ⅰ、Ⅱ与本规定具有同等法律效力。
附录Ⅰ是对本规定的说明和补充。
本规定适用于核动力厂设计、制造、建造、运行和监督管理。
1.2 围1.2.1本规定阐述了安全重要构筑物、系统和部件为实现核动力厂的安全运行和防止或减轻可能危及安全的事件后果所必须满足的设计要求。
本规定还提出了进行全面安全评价的要求，以确定核动力厂在各种运行状态和事故工况下可能产生的潜在危险。
这种安全评价过程涉及确定论安全分析和概率论安全分析这两种互补的技术。
这些分析必须考虑假设始发事件，包括可能单独地或组合地影响安全的诸多因素。
这些事件有如下几种类型：(1)源自核动力厂运行本身；(2)由人员行动引起；(3)直接与核动力厂及其环境有关。
1.2.2本规定还涉及到极不可能发生的事件，例如可能导致大量放射性释放的严重事故，设计中对此类事件提供预防或缓解措施是适当的和可行的。
1.2.3 本规定不考虑下列事件：(1)极不可能发生的外部自然事件或人为事件（诸如陨石或人造卫星撞击）；(2)极不可能影响核动力厂安全的工业事故；(3)由核动力厂运行引起的非放射性影响。
1.2.4本规定中的核动力厂主要系指用于发电或其他供热应用（诸如集中供热或海水淡化）而设计的，采用水冷反应堆的陆上固定式核动力厂。
本规定原则上也适用于其他类型的陆上固定式热中子反应堆核动力厂。
2 安全目标和纵深防御概念2.1 安全目标2.1.1总的核安全目标：在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人员、社会和环境免受危害。
（完整版）HAF核安全法规目录体系简介（新）中华人民共和国核安全法规体系简介二○一二年中华人民共和国核安全法规体系简介一、核安全法规文件体系包括：第一层次：《中华人民共和国放射性污染防治法》第二层次：由国务院发布的“行政法规”，共7个；第三层次：由国家核安全局及相关部门发布的“部门规章”，共21个；第四层次：由国家核安全局发布的“核安全导则”，共约70个；第五层次：由国家核安全局发布的“技术文件”，近百个。
其中第一、第二、第三层次的文件通称为“核安全法规”。
二、中华人民共和国核安全法规——法规是必须遵循的1995年国家核安全局出版过核安全法规汇编1998年国家核安全局对1995年版汇编进行了补充和修订，重新进行了编号。
目前的核安全法规共分8个系列：HAF系列HAF 0xx/yy/zz——通用系列HAF 1xx/yy/zz——核动力厂系列HAF 2xx/yy/zz——研究堆系列HAF 3xx/yy/zz——核燃料循环设施系列HAF 4xx/yy/zz——放射性废物管理系列HAF 5xx/yy/zz——核材料管制系列HAF 6xx/yy/zz——民用核安全设备监督管理系列HAF 7xx/yy/zz——放射性物质运输管理系列目前我国共有五个行政法规（核安全法规）HAF001 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例（1986）HAF002 核电厂核事故应急管理条例（1993）HAF501 中华人民共和国核材料管制条例（1987）HAF400放射性废物安全管理条例（2011）HAF600民用核安全设备监督管理条例（2007）HAF700 放射性物品运输安全管理条例（2009）HAF 放射性同位素与射线装置安全和防护条例（2005）每个核安全行政法规下又有若干实施细则、实施细则附件等部门规章，目前共有24个部门规章通用系列：HAF001/01 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之一——核电厂安全许可证件的申请和颁发HAF001/01/01 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之一附件——核电厂操纵人员执照颁布发和管理程序HAF001/02 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之二——核设施的安全监督HAF001/02/01 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之二附件一——核电厂营运单位报告制度HAF001/02/02 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之二附件二——研究堆营运单位报告制度HAF001/02/03 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之二附件二三——核燃料循环设施的报告制度HAF001/03中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之三——研究堆安全许可证件的申请和颁发规定HAF002/01 核电厂核事故应急管理条例实施细则之一——核电厂营运单位的应急准备和应急响应核动力厂系列：HAF101 核电厂厂址选择安全规定HAF102 核电厂设计安全规定HAF103 核电厂运行安全规定HAF103/01 核电厂运行安全规定附件一——核电厂换料、修改和事故停堆管理研究堆系列HAF201 研究堆设计安全规定HAF202 研究堆运行安全规定核燃料循环设施系列HAF301 民用核燃料循环设施安全规定放射性废物管理系列HAF401 放射性废物安全监督管理规定核材料管制系列HAF501 中华人民共和国核材料管制规定HAF501/01 中华人民共和国核材料管制条例实施细则民用核安全设备监督管理系列HAF601民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定HAF602 民用核安全设备无损检验人员资格管理规定HAF603 民用核安全设备焊工焊接操作工资格管理规定HAF604 进口民用核安全设备监督管理规定放射性物质运输管理系列放射性物品运输安全许可管理办法（部令第11号）放射性同位素与射线装置管理系列放射性同位素与射线装置安全许可管理办法（总局令第31号）关于修改《放射性同位素与射线装置安全许可管理办法》的决定（部令第3号）三、核安全导则——指导性的文件、推荐的实践，以便满足法规的要求1992年国家核安全局出版过“核安全导则汇编”1998年国家核安全局对1992年版汇编进行了补充、修订并重新进行了编号核安全导则也是按8个系列分类的HAD系列约70个导则其中：核动力厂系列中对应于HAF101 核电厂厂址选择安全规定有：HAD101/01 核电厂厂址选择中的地震问题HAD101/06 核电厂厂址选择与水文地质的关系HAD101/12 核电厂地基安全问题等12个安全导则对应于HAF102核电厂设计安全规定有HAD102/01 核电厂设计总的安全原则HAD102/02 核电厂的抗震设计与鉴定HAD102/07 核电厂堆芯的安全设计HAD102/13 核电厂应急动力系统等15个导则对应于HAF103 核电厂运行安全规定有HAD103/01 核电厂运行限值和条件HAD103/02 核电厂调试程序HAD103/06 核电厂安全运行管理HAD103/08 核电厂维修等9个导则在通用系列中，对应于HAF003核电厂质量保证安全规定有：HAD003/01 核电厂质量保证大纲的制定HAD003/06 核电厂设计中的质量保证HAD003/08 核电厂物项制造中的质量保证HAD003/03 核电厂物项和服务采购中的质量保证等10个导则四、核安全技术文件、技术报告这类文件是专家们的技术见解、推荐的建议，甚至有一些是方法探讨，不是必须遵循的，可以参考使用，这类技术报告往往是国际原子能机构的技术报告的翻译稿。
附件HAF102-2016核动力厂设计安全规定（2016年修订，2016年10月26日国家核安全局批准发布）1引言1.1目的为实现核动力厂的安全运行，防止或减轻可能危及安全的事件后果，本规定提出了核动力厂安全重要的构筑物、系统和部件的设计，以及规程和组织流程所必须满足的要求。
本规定适用于核动力厂设计、建造、运行和退役阶段的分析、验证和审查，技术支持以及核安全监督。
1.2范围1.2.1本规定提出了进行全面安全评价的要求，以确定核动力厂在各种运行状态和事故工况下可能产生的潜在危险。
安全评价过程涉及确定论安全分析和概率论安全分析这两种互为补充的技术，分析中必须考虑各种假设始发事件，包括可能单独地或组合地影响安全的诸多因素。
这些事件有如下几种类型：（1）源自核动力厂运行本身；（2）由人员行为引起；（3）与核动力厂及厂址环境直接相关。
1.2.2本规定不涉及极不可能影响核安全的一般工业安全和由—3—核动力厂运行所引起的非放射性影响。
1.2.3本规定中的核动力厂主要是指为发电或其他供热应用（诸如集中供热或海水淡化）而设计的，采用水冷反应堆的陆上固定式核动力厂。
1.2.4其他类型或采用革新技术的反应堆设计可参照本规定，但应经过细致的评价和判断。
2安全目标和纵深防御概念2.1安全目标2.1.1基本安全目标：在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人与环境免受放射性危害。
2.1.2为了实现基本安全目标，必须采取以下措施：（1）控制在运行状态下对人员的辐射照射和放射性物质向环境的释放；（2）限制导致核动力厂反应堆堆芯、乏燃料、放射性废物或任何其他辐射源失控事件发生的可能性；（3）如果上述事件发生，减轻这些事件产生的后果。
2.1.3基本安全目标适用于核动力厂的所有活动，包括规划、选址、设计、制造、建造、调试、运行和退役，以及有关放射性物质的运输、乏燃料和放射性废物的管理等。
2.2辐射防护设计2.2.1为了实现基本安全目标，辐射防护设计必须保证在所有—4—运行状态下核动力厂内的辐射照射或由于该核动力厂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。
HAF003 核电厂质量保证安全规定核安全法规HAF003(91)HAF003核电厂质量保证安全法规(1991年7月27日国家核安全局令第1号发布 1991年修改)本规定是中华人民共和国核电厂安全法规的第四部分本规定自一九九一年七月二十七日起实施本规定由国家核安全局负责解释1目录第一章引言 ..................................................................... ........................................................................ (3)1(1 概述 ..................................................................... ........................................................................ .. (3)1(2 范围 ..................................................................... ........................................................................ .. (3)1(3 责任 ..................................................................... ........................................................................ ........... 4 第二章质量保证大纲 ..................................................................... ........................................................................42(1 概述 ..................................................................... ........................................................................ .. (4)2(2 程序、细则及图纸 ..................................................................... . (5)2(3 管理部门审查 ..................................................................... (5)第三章组织 ..................................................................... ........................................................................ .. (6)3(1责任、权限和联络 ..................................................................... .. (6)3(2 单位间的工作接口 ..................................................................... . (6)3(3 人员配备与培训 ..................................................................... .. (7)第四章文件控制 ..................................................................... ........................................................................ .. (7)4(1 文件的编制、审核和批准 ..................................................................... . (7)4(2 文件的发布和分布 ..................................................................... . (7)(3文件变更的控制 ..................................................................... .................................................................. 7 4 第五章设计控制 ..................................................................... ........................................................................ .. (8)5(1 概述 ..................................................................... ........................................................................ . (8)5(2 设计接口的控制 ..................................................................... .. (8)5(3 设计控制 ..................................................................... ........................................................................ .. (8)5(4 设计的变更 ..................................................................... .........................................................................8 第六章采购控制 ..................................................................... ........................................................................ .. (9)6(1 概述 ..................................................................... ........................................................................ . (9)6(2 对供方的评价和选择 ..................................................................... . (10)6(3 对所购物项和服务的控制 ..................................................................... .. (10)第七章物项控制 ..................................................................... ........................................................................ (10)7(1 材料、零件和部件的标识和控制...................................................................... .. (10)7(2 装卸、贮存和运输 ..................................................................... .. (11)7(3维护 ..................................................................... ........................................................................ ............ 11 第八章工艺过程 ..................................................................... ........................................................................ ...... 11 第九章检查和试验控制 ..................................................................... (11)9(1 检查大纲 ..................................................................... ........................................................................ (11)9(2 试验大纲 ..................................................................... ........................................................................ (12)9(3 测量和试验设备的标定和控制...................................................................... (12)9(4 检查、试验和运行状态的显示...................................................................... (13)第十章对不符合项的控制 ..................................................................... .. (13)10(1概述 ..................................................................... ........................................................................ . (13)10(2 对不符合项的审查和处理...................................................................... (13)第十一章纠正措施 ..................................................................... ........................................................................ .. 14 第十二章记录 ..................................................................... ........................................................................ . (14)12(1质量保证记录的编写 ..................................................................... (14)12(2 质量保证记录的收集、贮存和保管 ..................................................................... (14)第十三章监查 ..................................................................... ........................................................................ (15)13(1 概述 ..................................................................... ........................................................................ (15)13(2 监查的计划安排? .................................................................... . (15)2第一章引言1(1 概述1(1(1 本规定对陆上固定式热中子反应堆核电厂的质量保证提出了必须满足的基本要求。
核动力厂设计安全规定(2004年 4月 18日国家核安全局批准发布,2004年修改本规定自 2004年 4 月 18日起实施本规定由国家核安全局负责解释目录第一章引言第二章安全目标和纵深防御概念第三章安全管理要求第四章主要技术要求第五章核动力厂设计要求第六章核动力厂系统设计要求1 引言1.1 目的本规定提出了陆上固定式热中子反应堆核动力厂的核安全原则,确定了保证核安全所必需的基本要求。
这些要求适用于核动力厂安全功能及相关的构筑物、系统和部件,并适用于核动力厂中的安全重要规程。
规定中只强调设计中必须满足的要求,对于如何满足这些要求则不作具体规定。
附件Ⅰ、Ⅱ与本规定具有同等法律效力。
附录Ⅰ是对本规定的说明和补充。
本规定适用于核动力厂设计、制造、建造、运行和监督管理。
1.2 范围1.2.1本规定阐述了安全重要构筑物、系统和部件为实现核动力厂的安全运行和防止或减轻可能危及安全的事件后果所必须满足的设计要求。
本规定还提出了进行全面安全评价的要求,以确定核动力厂在各种运行状态和事故工况下可能产生的潜在危险。
这种安全评价过程涉及确定论安全分析和概率论安全分析这两种互补的技术。
这些分析必须考虑假设始发事件,包括可能单独地或组合地影响安全的诸多因素。
这些事件有如下几种类型:(1源自核动力厂运行本身;(2由人员行动引起;(3直接与核动力厂及其环境有关。
1.2.2本规定还涉及到极不可能发生的事件,例如可能导致大量放射性释放的严重事故,设计中对此类事件提供预防或缓解措施是适当的和可行的。
1.2.3 本规定不考虑下列事件:(1极不可能发生的外部自然事件或人为事件(诸如陨石或人造卫星撞击;(2极不可能影响核动力厂安全的工业事故;(3由核动力厂运行引起的非放射性影响。
1.2.4本规定中的核动力厂主要系指用于发电或其他供热应用(诸如集中供热或海水淡化而设计的,采用水冷反应堆的陆上固定式核动力厂。
本规定原则上也适用于其他类型的陆上固定式热中子反应堆核动力厂。
HAF核电厂厂址选择安全规定
公司内部档案编码：[OPPTR-OPPT28-OPPTL98-OPPNN08] 核电厂厂址选择安全规定 本规定是中华人民共和国核电厂安全法规的第一部分
本规定自一九九一年七月二十七日起实施 本规定由国家核安全局负责解释 1引言 本规定提出了陆上固定式热中子反应堆核电厂在厂址选择中在核安全方面应遵循的准则和程序。
本规定的范围包括与运行状态及事故状态（包括那些会导致需要采取应急措施的事故状态）有关的厂址的和厂址与核电厂相互影响的各种因素以及对安全有重要影响的所有外部自然事件和人为事件.
本规定的目的是给出适用于运行状态及事故状态（包括那些会导致需要采取应急措施的事故状态）的准则和程序，以提出关于下述各项内容的基本要求：
（1）规定许可证申请者必须提供的推荐厂址的资料范围； （2）评价推荐厂址，以保证能充分考虑到与厂址有关的自然现象及特征；
（3）分析厂址区域的人口特点和在核电厂整个预计寿期内执行应急计划的能力； （4）确定与厂址有关的设计基准； （5）规定许可证申请者在厂址评价中的任务； （6）说明国家核安全部门在厂址评价中的任务。 本规定条所列总准则用于： （1）选择若干推荐厂址，并评价它们是否适合于核电厂的建造和运行； （2）确定与厂址有关的安全要求； （3）针对某个特定核电厂的厂址，评价其可接受性。 本规定至条为用于下述三方面问题的具体准则： （1）厂址所在区域对核电厂的影响； （2）核电厂对厂址所在区域的影响； （3）人口因素的影响。 第4章和第5章为用于满足上述准则要求的安全评价程序。 核电厂厂址选择过程，通常包括对一个大的地区的调查和研究。以选择一个或若干个候选厂址（厂址查勘）①，继而详细评价那些候选厂址。本规定主要考虑厂址的详细评价。 本规定的宗旨是评价那些与厂址有关的而且必须考虑的因素，以保证核电厂在整个寿期内与厂址的综合影响不致构成不能接受的风险②。本规定的内容并未考虑核电厂的非放射性环境影响评价，关于这方面的内容应遵循其他的有关规定。本规定的内容只包括那些与辐射安全有关的厂址选择及评价方面的问题。
建造在合适的厂址上的核电厂的安全性，可以通过高质量的设计、建造、调试、运行及退役得到保证。
一个厂址的可接受性是与拟建核电厂的设计密切相关的。从安全观点来看，如果与厂址有关的问题在技术上有办法解决，从而保证核电厂在建造和运行期间对该地区居民的风险降低到可接受的程度，则这个厂址就符合要求。
本规定主要考虑与核电厂的厂址选择有关的低概率严重事件，这些事件也必须在特定核电厂的设计中加以考虑。对那些后果虽然较轻，但发生概率较高，会显着增加总的风险的事件，也应当在核电厂设计中加以考虑。
在核电厂厂址选择工作中，除应执行本规定外，还应符合核设施安全监督管理、环境保护、辐射防护和其他方面有关规定。
核电厂厂址选择工作是核电厂建造可行性研究中的一项重要工作，必须按照基本建设程序进行。 附录I所列的安全导则是对本规定的说明和补充。 ①详见安全导则HAF0109。 ②本规定所说的“风险”是指某一导致放射性物质释放的特定事件的概率与该事件辐射后果的乘积。全面的风险分析，应包括按顺序地从分析所有始发事件开始，考虑它们各自的发展过程，附以概率数字，直至最后得出这些事件对个人和公众所产生的后 果考虑。到目前在概率和后果评价的定量分析方法方面的研究仍处于发展阶段，因此，本规定所采用的风险评价方法只是部分利用这一分析法及规定概率方面的要求，以补充现行传统的确定论分析法和工程判断法。
2许可证申请者和国家核安全部门的任务
许可证申请者的任务 许可证申请者必须负责向国家核安全部门提出厂址评价报告，充分地说明在该厂址上能够建造拟建的核电厂，并能在整个预计寿期内安全运行。这个评价必须根据本规定的准则和要求、国家核安全部门规定的补充准则及其他有关规定进行。
国家核安全部门的任务 国家核安全部门有责任独立、全面地进行厂址的评审工作，以便确定拟建的核电厂可否在该厂址上建造和安全运行。
3厂址选择准则
从核安全的观点考虑，核电厂厂址选择的主要目的，是保护公众和环境免受放射性事故释放所引起的过量辐射影响，同时对于核电厂正常的放射性物质释放也应加以考虑。在评价一个厂址是否适于建造核电厂时，必须考虑以下几方面的因素：
（1）在某个特定厂址所在区域可能发生的外部自然事件或人为事件对核电厂的影响；
（2）可能影响所释放的放射性物质向人体转移的厂址特征及其环境特征；
（3）与实施应急措施的可能性及评价个人和群体风险所需要的有关外围地带的人口密度、分布及其他特征。
总准则 3.1.1必须调查和评价可能影响核电厂安全的厂址特征。必须调查运行状态和事故状态下可能受辐射后果影响的区域的环境特征。对所有这些特征在核电厂的整个寿期内予以观察和监控。
必须根据影响核电厂安全的自然事件和外部人为事件及各种现象的发生频率和严重程度，对推荐的核电厂厂址的安全性进行审查。
必须评价核电厂所在区域内影响核电厂安全的自然因素和人为因素在其预计寿期内可预见的演变，并在核电厂整个寿期内也必须监控这些因素，特别是人口增长率和人口分布特征。如有必要，必须采取适当措施，以保证总的风险保持在可接受的低水平。
必须对推荐的厂址和核电厂进行综合考虑以确定其设计基准外部事件。必须选择所有与重大的辐射风险有关的外部事件作为考虑事项，并确定其设计基准。由外部事件引起的辐射风险不应超过由内部事故所引起的辐射风险。
必须确定用于核电厂设计的有关外部事件的设计基准。对于一个外部事件（或事件的组合）来说，核电厂设计基准参数值的选择，应保证在发生设计基准事件时或之后能使与该事件（或事件组合）相关的安全重要构筑物、系统和部件保持其完整性，并且仍不丧失其功能。
对厂址全面评价后，如果证明所推荐的措施不能对设计基准外部事件所带来的破坏提供充分的保护，则必须认为在该厂址上不适合于建造所推荐的核电厂。 在确定有关外部事件的设计基准时，应考虑它们与周围条件（例如水文、水文地质和气象条件）的组合。同时还应考虑反应堆的运行状态。
必须评价与厂址有关的设计基准，并将其写入供国家核安全部门审查的申请文件中。这些设计基准必须得到国家核安全部门同意后，才能开始核电厂的有关部分的建造。如果对那些与厂址有关的设计基准仍有争议，而又不能在实际上提供足够的保护措施，因而认定该厂址是不合适的，则必须在这些有争议的问题得到解决以后，才能动工建造核电厂。
调查和研究的结果必须形成详尽的文件，以供国家核安全部门的独立审查。
在分析所选厂址是否合适时，必须考虑新燃料、乏燃料及放射性废物的贮存和运输等问题。
应考虑放射性排出流与非放射性排出流之间的相互作用的可能性。例如热或化学物质与放射性物质在液态排出流中的相互作用。
对每个推荐的厂址，还必须考虑包括厂址所在区域的人口分布、饮食习惯、土地和水的利用情况以及该区域其他放射性释放物所产生的辐射影响等有关因素，以评价核电厂在运行状态及事故状态（包括那些可能导致需要采取应急措施的事故状态）下对厂址所在区域的居民可能产生的辐射影响。 应尽可能在厂址选择过程的第一个阶段就确定该厂址总的装机容量。如果需要将核电总装机容量提高到高于原先批准的水平时，必须对该厂址的适合性进行重新评价。
对于所有可能影响安全和确定厂址设计基准参数的活动，都必须执行质量保证大纲。质量保证大纲可按有关规定执行①。
①详见安全规定HAF0400（91）
确定外部自然事件设计基准的准则 对推荐厂址，必须充分调查研究与设计基准自然事件有关的可能影响安全的所有厂址特征。
必须列举推荐厂址所在区域内可能存在或可能发生的各种自然现象，并应根据它们对核电厂安全运行产生影响的可能性进行分类。应采用这个分类来明确那些必须确定设计基准的重要自然现象。
必须收集厂址所在区域内发生过的上述重要自然现象及其严重程度的历史资料，并认真分析其可靠性、准确性和完整性。
必须采用恰当方法为重要自然现象确定设计基准自然事件。必须证明这些方法与厂址所在的区域内特征及目前的技术水平是相适应的。
采用某一方法确定设计基准自然事件而应研究的区域范围，必须大到足以包括对确定设计基准自然事件及其特性有影响的所有特征及地区。 必须将重要自然现象表示为推求核电厂有关自然事件设计基准的输入项。
在确定设计基准事件时，必须采用该厂址的特定资料；对无法获得的资料，则可采用与该厂址所在区域相类似的其他区域的适用的数据资料。
确定外部人为事件设计基准的准则 1 对于推荐厂址，必须充分调查研究可能影响安全的与设计基准外部人为事件有关的所有厂址特征。
必须查明核电厂厂址所在区域内在某些情况下存在的可能危及核电厂安全的设施和人为活动，并应根据其影响安全的严重程度予以分类。并且应当采用这个分类来明确那些用于确定设计基准的重要人为事件。必须考虑在土地利用方面可预见到的重大变化，例如现有设施和人为活动的发展或高度危险性的设施的建造等。
必须收集有关上述重要人为事件的发生频率和严重程度的资料，分析其可靠性、准确性和完整性。
必须采用恰当的方法确定设计基准人为事件。必须证明这个方法与厂址所在区域的特征及目前的技术水平是相适应的。
必须将每一重要人为事件表示为导出核电厂有关人为事件设计基准的输入项。
