核安全管理(正式)
2010(11号)文件《关于进一步加强商用核电厂建造阶段核安全管理的通知》
国家核安全局文件国核安发[2010]11号关于进一步加强商用核电厂建造阶段核安全管理的通知中国核工业集团公司，中国广东核电集团公司，中国电力投资集团公司，国家核电技术有限公司：根据《中华人民共和国放射性污染防治法》以及《民用核设施安全监督管理条例》和《民用核安全设备监督管理条例》，为了进一步提高商用核电厂（以下简称核电厂）建造质量，确保核电厂的安全，有关事项通知如下：一、核电厂营运单位必须对核电厂建造阶段的质量与安全承担全面责任，认真履行核安全法规规定的责任和义务，具备相应的组织、人员和管理体系，确保核电厂的建造质量及安全。
二、凡核电厂营运单位通过合同方式将核电厂核岛工程总承包活动，包括设计（含设计管理）、采购、施工（含施工管理）、调试等活动委托给核岛工程总承包单位(如核电工程公司)的，必须在合同中约定双方各自在核电厂建造阶段所应承担安全、质量的责任和义务。
核电厂核岛工程总承包单位对其承接的核电厂核岛工程活动负直接责任，并按照合同的约定，履行相关责任和义务。
总承包单位应具备本通知附件所列的资质条件，能够独立完成核岛及核安全设备的设计管理、采购和施工管理活动，且不能分包。
核电厂营运单位必须保证核电厂建造期间质量保证体系的有效运行，并对总承包单位涉及安全和质量的活动实施监督和检查。
总承包活动不转移且不减轻营运单位对核电厂的全面安全责任。
三、核电厂营运单位和核岛工程总承包单位均必须严格遵守《民用核设施安全监督管理条例》和《民用核安全设备监督管理条例》等核安全法规的要求，接受国家核安全局的监督管理。
核电厂营运单位应在签署核岛工程总承包合同前1个月，将确认的核电厂核岛工程总承包单位上报国家核安全局备案。
四、核电厂营运单位应按照国家有关法律法规要求，委托具有核工程监理经验和相应资质条件的工程监理单位对核岛工程实施监理。
监理单位作为独立于核岛工程总承包合同双方之外的第三方，应当公正、独立、自主地开展监理工作。
核安全管理体系课件
核安全管理体系的重要性
保障公众健康与安全
促进核能事业发展
核安全管理体系的建立与实施，能够 最大限度地减少核事故的风险，保障 公众健康与安全。
核安全管理体系的完善与提高，能够 促进核能事业的发展，推动经济社会 的可持续发展。
国内核事故案例
分析我国一些核事故的原因和教训，如秦山核事故、大亚湾 核事故等，探讨这些事故对我国核安全管理体系的启示和改 进。
行业案例分析
行业核安全管理体系案例
介绍其他行业的核安全管理体系建设情况，如核科研、核技术应用等，分析其核 安全管理体系的特点和优势，以及在核安全管理方面的成功经验。
行业核事故案例
加强与其他国家的核能行业交流与合作，共同应对核安全挑战，分 享最佳实践和经验。
创新发展
鼓励核能技术创新和研发，推动核能行业的可持续发展，为全球气候 变化和能源安全作出贡献。
THANKS
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核安全管理体系的认证与认可
认证与认可目的
对核安全管理体系的符合性和有 效性进行第三方认证或认可，提
高体系的公信力和可靠性。
认证与认可内容
包括体系文件的审查、现场检查 、人员资质等方面的认证或认可
。
认证与认可机构
国内外有多个认证和认可机构， 如国家核安全局、国际原子能机 构等，确保认证和认可结果的国
审核方法
通常采用文件审查、现场 检查、人员访谈等方式进 行，确保获取全面、准确 的信息。
核安全管理体系的评估
评估目的
对核安全管理体系的有效 性进行评估，识别存在的 问题和改进空间，提出改 进建议。
中国核安全管理
（续） HAD101/07《核电厂厂址查勘》 （1989年国家核安全局发布） HAD101/08《滨河核电厂厂址设计基准洪水的确定》 （1989年国家核安全局发布） HAD101/09《滨海核电厂厂址设计基准洪水的确定》 （1990年国家核安全局发布） HAD101/10《核电厂厂址选择的极端气象事件》 （1991年国家核安全局发布） HAD101/11《核电厂设计基准热带气旋》 （1991年国家核安全局发布） HAD101/12《核电厂的地基安全问题》 （1990年国家核安全局发布）
核动力厂系列包括3个规定和一个附件： HAF101《核电厂厂址选择安全规定》 （1991年国家核安全局发布） HAF102《核动力厂设计安全规定》 （2004年国家核安全局发布） HAF103《核动力厂运行安全规定》 （2004年国家核安全局发布） HAF103/01《核电厂换料、修改和事故停 堆管理》
核 动 力 厂
通 用
研 究 堆
核 燃 料 循 环 设 施
放 射 性 废 物 管 理
核 燃 料 管 制
民 用 核 安 全 设 备 监 督 管 理
放 射 性 物 质 运 输 管 理
射 线放 装射 置性 放同 射位 防素 护与 条 例
通用系列包括了2个条例、3个实施细则、4个实 施细则附件和1个规定：
二、中国的核安全法规体系
我国的法律法规体系分为宪法、法律、法规和 部门规章四个层次，其中法律层次的文件由人民 代表大会制定，法规层次的文件由国务院制定， 国家核安全局可制定有关的部门规章。在核安全 的法律法规方面，目前可划入法律层次的有《中 华人民共和国放射性污染防止法》，但此法律远 远不能覆盖核安全管理的主要方面，因而我国的 核安全管理在法律层次的基础上尚不完备（根据 各国实践，应制定核安全法或原子能法等）。
核安全管理和法规标准
IAEA的简介
• 国际原子能机构为一个专门致力于和平利用原 子能的国际机构 • 于1957年10月正式成立 • 总部设在奥地利维也纳 • 有134个成员国 • 是隶属联合国系统的一个独立的政府间组织 • 联合国系统内核科学技术的专门机构和唯一的 推动核能和平利用的政府间国际组织。
IAEA的主要安全活动
• IAEA的安全职能包括：以确保核能安全为主 要活动，策划国际的核安全标准，策划与核安 全相关的国际公约，主办与核安全相关的各种 专家会议，情报交换等。 • IAEA的重要主要安全活动包括了制定IEAE核 能安全标准文件（IAEA Safety Standard Series ），该文件基于IAEA宪章，制定核设施、辐 射防护、放射性废物、放射性物质运输等 IAEA安全标准文件。
俄罗斯核安全监管模式
• 根据1997年1月21日发布的俄罗斯联邦第 26号总统令规定，俄罗斯国家核能与辐 射安全局、卫生部、国家工矿监督机构 以及俄联邦内务部为负责核能、辐射、 工业与火灾安全的国家管理部门。
俄罗斯联邦核能与辐射安全局
• 是一个联邦行政机构，对原子能利用的安全性行使国 家管理， • 目的是建立一些条件，保障原子能利用设施的雇员（ 工作人员）的人身保护、保护公众和环境免受不可接 受的辐射影响，并防止核材料的扩散和使用失控。 • 主要工作之一就是在核电站的选址、设计、施工、调 试和运行期间对核与辐射安全进行管理。 • 俄罗斯核能与辐射安全局总部、地区办事处以及核能 与辐射安全科技中心确保其肩负的职能得以履行。 • 隶属于俄联邦政府，但在联邦宪法和法案授权与总统 的有关事务方面是直接向总统汇报的。俄罗斯联邦核 能与辐射安全局独立于其它行政部门。
日本核安全监管模式
国家核安全局文件
国核安发[2010]11号
关于进一步加强商用核电厂建造阶段核安全管理的通知
中国核工业集团公司，中国广东核电集团公司，中国电力投资集团公司，国家核电技术有限公司：
根据《中华人民共和国放射性污染防治法》以及《民用核设施安全监督管理条例》和《民用核安全设备监督管理条例》，为了进一步提高商用核电厂（以下简称核电厂）建造质量，确保核电厂的安全，有关事项通知如下：
一、核电厂营运单位必须对核电厂建造阶段的质量与安全承担全面责任，认真履行核安全法规规定的责任和义务，具备相应的组织、人员和管理体系，确保核电厂的建造质量及安全。
对有资质要求的岗位，相应人员应取得国务院有关监管或主管部门要求的资质证书。注册核安全工程师不应少于20人。
1.3质保人员
应至少有30名专职质保（QA）人员，其中质保负责人应为注册核安全工程师，具有高级技术职称及10年以上质量管理工作的经验。
2. 资质要求
2.1具有法人资格。
2.2持有民用核安全设备设计许可证（必须包括核岛主设备），具备核电厂核岛设计及设计管理能力。
2.3 具有国务院有关主管部门颁发的核电相关资格证书，如：核工业行业设计甲级资质、核电工程咨询甲级资质（工程项目管理）、特种设备设计（压力容器等）许可证，以及国家核安全局认为必要的其他资质。
3. 业绩要求
五、核电厂营运单位不得将核岛工程总承包活动中的设计管理、采购、施工管理活动委托给不具备核电厂核岛工程总承包资质的单位。
六、核电厂营运单位自行进行核电厂核岛工程的设计管理、采购、施工管理或调试的，以及核电项目工程总承包单位，也应当具备本通知附件中的资质条件。
中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例
中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例发文号：（一九八六年十月二十九日国务院发布）发布单位：（一九八六年十月二十九日国务院发布）【章名】第一章总则第一条为了在民用核设施的建造和营运中保证安全，保障工作人员和群众的健康，保护环境，促进核能事业的顺利发展，制定本条例。
第二条本条例适用于下列民用核设施的安全监督管理：（一）核动力厂（核电厂、核热电厂、核供汽供热厂等）；（二）核动力厂以外的其他反应堆（研究堆、实验堆、临界装置等）；（三）核燃料生产、加工、贮存及后处理设施；（四）放射性废物的处理和处置设施；（五）其他需要严格监督管理的核设施。
第三条民用核设施的选址、设计、建造、运行和退役必须贯彻安全第一的方针；必须有足够的措施保证质量，保证安全运行，预防核事故，限制可能产生的有害影响；必须保障工作人员、群众和环境不致遭到超过国家规定限值的辐射照射和污染，并将辐射照射和污染减至可以合理达到的尽量低的水平。
【章名】第二章监督管理职责第四条国家核安全局对全国核设施安全实施统一监督，独立行使核安全监督权，其主要职责是：（一）组织起草、制定有关核设施安全的规章和审查有关核安全的技术标准；（二）组织审查、评定核设施的安全性能及核设施营运单位保障安全的能力，负责颁发或者吊销核设施安全许可证件；（三）负责实施核安全监督；（四）负责核安全事故的调查、处理；（五）协同有关部门指导和监督核设施应急计划的制订和实施；（六）组织有关部门开展对核设施的安全与管理的科学研究、宣传教育及国际业务联系；（七）会同有关部门调解和裁决核安全的*。
第五条国家核安全局在核设施集中的地区可以设立派出机构，实施安全监督。
国家核安全局可以组织核安全专家委员会。
该委员会协助制订核安全法规和核安全技术发展规划，参与核安全的审评、监督等工作。
第六条核设施主管部门负责所属核设施的安全管理，接受国家核安全局的核安全监督，其主要职责是：（一）负责所属核设施的安全管理，保证给予所属核设施的营运单位必要的支持，并对其进行督促检查；（二）参与有关核安全法规的起草和制订，组织制订有关核安全的技术标准，并向国家核安全局备案；（三）组织所属核设施的场内应急计划的制订和实施，参与场外应急计划的制订和实施；（四）负责对所属核设施中各类人员的技术培训和考核；（五）组织核能发展方面的核安全科学研究工作。
民用核安全设备监督管理条例(500号令)
民用核安全设备监督管理条例（2007年7月21日国务院发布）第一章 总 则第一条为了加强对民用核安全设备的监督管理，保证民用核设施的安全运行，预防核事故，保障工作人员和公众的健康，保护环境，促进核能事业的顺利发展，制定本条例。
第二条本条例所称民用核安全设备，是指在民用核设施中使用的执行核安全功能的设备，包括核安全机械设备和核安全电气设备。
民用核安全设备目录由国务院核安全监管部门商国务院有关部门制定并发布。
第三条民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动适用本条例。
民用核安全设备运离民用核设施现场进行的维修活动，适用民用核安全设备制造活动的有关规定。
第四条国务院核安全监管部门对民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动实施监督管理。
国务院核行业主管部门和其他有关部门依照本条例和国务院规定的职责分工负责有关工作。
第五条民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验单位，应当建立健全责任制度，加强质量管理，并对其所从事的民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动承担全面责任。
民用核设施营运单位，应当对在役的民用核安全设备进行检查、试验、检验和维修，并对民用核安全设备的使用和运行安全承担全面责任。
第六条民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动应当符合国家有关产业政策。
国家鼓励民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验的科学技术研究，提高安全水平。
第七条任何单位和个人对违反本条例规定的行为，有权向国务院核安全监管部门举报。
国务院核安全监管部门接到举报，应当及时调查处理，并为举报人保密。
第二章 标 准第八条民用核安全设备标准是从事民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动的技术依据。
第九条国家建立健全民用核安全设备标准体系。
制定民用核安全设备标准，应当充分考虑民用核安全设备的技术发展和使用要求，结合我国的工业基础和技术水平，做到安全可靠、技术成熟、经济合理。
民用核安全设备标准包括国家标准、行业标准和企业标准。
民用核设施安全监督管理条例
民用核设施安全监督管理条例Document number【980KGB-6898YT-769T8CB-246UT-18GG08】民用核设施安全监督管理条例第一章总则第一条为了在民用核设施的建造和营运中保证安全，保障工作人员和群众的健康，保护环境，促进核能事业的顺利发展，制定本条例。
第二条本条例适用于下列民用核设施的安全监督管理：（一）核动力厂（核电厂、核热电厂、核供汽供热厂等）；（二）核动力厂以外的其他反应堆（研究堆、实验堆、临界装置等）；（三）核燃料生产、加工、贮存及后处理设施；（四）放射性废物的处理和处置设施；（五）其他需要严格监督管理的核设施。
第三条民用核设施的选址、设计、建造、运行和退役必须贯彻安全第一的方针；必须有足够的措施保证质量，保证安全运行，预防核事故，限制可能产生的有害影响；必须保障工作人员、群众和环境不致遭到超过国家规定限值的辐射照射和污染，并将辐射照射和污染减至可以合理达到的尽量低的水平。
第二章监督管理职责第四条国家核安全局对全国核设施安全实施统一监督，独立行使核安全监督权，其主要职责是：（一）组织起草、制定有关核设施安全的规章和审查有关核安全的技术标准；（二）组织审查、评定核设施的安全性能及核设施营运单位保障安全的能力，负责颁发或者吊销核设施安全许可证件；（三）负责实施核安全监督；（四）负责核安全事故的调查、处理；（五）协同有关部门指导和监督核设施应急计划的制订和实施；（六）组织有关部门开展对核设施的安全与管理的科学研究、宣传教育及国际业务联系；（七）会同有关部门调解和载决核安全的纠纷。
第五条国家核安全局在核设施集中的地区可以设立派出机构，实施安全监督。
国家核安全局可以组织核安全专家委员会。
该委员会协助制订核安全法规和核安全技术发展规划，参与核安全的审评、监督等工作。
第六条核设施主管部门负责所属核设施的安全管理，接受国家核安全局的核安全监督，其主要职责是：（一）负责所属核设施的安全管理，保证给予所属核设施的营运单位必要的支持，并对其进行督促检查；（二）参与有关核安全法规的起草和制订，组织制订有关核安全的技术标准，并向国家核安全局备案；（三）组织所属核设施的场内应急计划的制订和实施，参与场外应急计划的制订和实施；（四）负责对所属核设施中各类人员的技术培训和考核；（五）组织核能发展方面的核安全科学研究工作。
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编订：__________________单位：__________________时间：__________________核安全管理(正式)Standardize The Management Mechanism To Make The Personnel In The Organization Operate According To The Established Standards And Reach The Expected Level.Word格式 / 完整 / 可编辑文件编号：KG-AO-8778-58核安全管理(正式)使用备注：本文档可用在日常工作场景，通过对管理机制、管理原则、管理方法以及管理机构进行设置固定的规范，从而使得组织内人员按照既定标准、规范的要求进行操作，使日常工作或活动达到预期的水平。
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第一章：核安全基本原理能源战略选择核电厂营运者的目的是向公众用户提供经济、可靠的电力。
他们的责任就是遵守国家有关法律，确保公众与环境的安全。
核安全的定义：核安全就是核设施在其设计、制造、运行及停役期间为保护公众及环境受可能的放射性危害所采取的所有措施的总和。
这些措施包括：确保核设施的正常运行预防事故的发生限制可能的事故后果第一章：核安全基本原理：纵深防御纵深防御原则就是考虑到技术的、人为的以及组织管理上的失效，而为此设立的多层次的防御线。
－预防：防止缺陷的产生；－监督：通过控制、测试和监测等手段提前或及时发现设备缺陷；－行动和措施：限制缺陷出现的后果并避免其重复出现。
压力容器的纵深防御采用以下的特殊办法：对于第一道防御来说，必须考虑：－部件、材料的选择；－设计、计算的裕度；－对制造质量的严格控制。
对于第二道防御来说，必须加强对以下项目的控制：－使用过程中的在役检查，包括无损探伤；－材料受辐照程度。
第一章：核安全基本原理：三道屏障根据纵深防御的设计原则，核电厂在放射性产物与人所处的环境之间，设置了多道屏障，力求最大限度地包容放射性物质，尽可能减少放射性物质向周围环境的释放。
屏障的数量和性能取决于风险的大小。
当反应堆运行时，有以下三道屏障：燃料元件包壳；一回路压力边界；安全壳。
燃料元件包壳秦山二期650MW的压水堆堆芯有30000多根燃料元件，这些燃料元件的包壳就构成了核电厂的第一道屏障。
裂变产物有固态的、也有气态的，它们中的绝大部分都被容纳在二氧化铀燃料芯块内，只有气态的裂变产物能部分地扩散出芯块，进入芯块和包壳之间的间隙内。
燃料元件包壳的工作条件是相当苛刻的，它既要受到强烈中子辐照、高温高速冷却剂的腐蚀、侵蚀，又要受到热的、机械的应力作用。
第一道屏障的可能缺陷就是包壳的破损。
上面的工作条件都可能造成这一破损。
包壳一旦破损，裂变产物就将穿过包壳进入一回路冷却剂中。
一回路压力边界第二道屏障：一回路压力边界将放射性产物包容在一回路冷却剂内。
保障压力边界完整性的手段之一是减少可能存在的泄漏。
当余热排出系统（RRA）连接到一回路上后，一回路压力边界便扩大了。
一回路压力边界定义如下：1、包括控制棒驱动机构本体的反应堆压力容器；2、蒸汽发生器的一次侧；3、主泵；4、稳压器；5、稳压器的安全阀组；6、一回路各主要部件之间的连接管道、阀门和配件；7、连接辅助系统或支持系统的管道、配件和阀门，直到并包括每条管路中的第二个隔离阀（从高压侧算起）。
安全壳安全壳即包容一回路的主厂房。
它将反应堆、冷却剂系统的主要设备和主管道包容在内。
它能阻止放射性产物向环境的释放。
构成了反应堆与环境之间的最后一道屏障。
安全壳包括：－反应堆主厂房本身，它是由带钢内衬的钢筋混凝土壁组成的。
－安全壳贯穿件，包括设备、材料出入舱、人员进出舱、电缆、管道贯穿件。
所有这些贯穿件的设计均是尽可能密封和完整的。
对于管道贯穿件，在安全壳的内外侧均安装有隔离阀或逆止阀，以保证安全壳的密封和完整性。
－同时第三道屏障还可以延伸，它包括： ??蒸汽发生器 SG）与反应堆厂房之间的管道； ??蒸汽发生器外壳； ??蒸汽发生器管板； ??蒸汽发生器U型管； ??给水管道； ??蒸汽发生器的排污与取样管道。
三道屏障失效实际上，必须同时存在以下三个条件，放射性产物才有可能大量地向环境释放：燃料元件有破损，或者燃料发生了熔化；事故导致放射性产物向反应堆厂房内的释放，如一回路管道破裂；安全壳的密封性丧失。
破裂事故可能使第二、第三两个条件同时存在，如果再有燃料元件包壳破损，就会有明显的放射性释放。
核安全的三大功能第一大功能：反应性控制第二大功能：控制堆芯的冷却第三大功能：对放射性产物的屏障控制核安全发展--经验教训1979年3月28日发生在美国的三里岛事故； 1986年4月28日发生在乌克兰（前苏联）的切尔诺贝利事故。
核安全文化 INSAG-4报告对核安全文化做出了如下的定义，即：核安全文化是存在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。
第二章：设计期间的核安全考虑纵深防御设计思想――两种不同但互补的安全分析方法确定论方法：核电厂的设计基本上以确定论方法的分析结果为依据，确定论方法后来得到了概率风险理论的补充。
概率风险理论：概率风险评价法PRA 是应用概率风险理论对核电厂安全性进行评价，这是近年来发展的一种新的评价方法。
确定论法是根据以往的经验和社会可接受程度，人为地将事故分为“可信”与“不可信”两类，而PRA 法则认为事故并不存在“可信”与“不可信”的截然界限，仅仅是事故发生的概率有大小之别。
风险可接受风险的定义：风险是指人们从事的某项活动，在一定的时间内给人类带来的危害。
这种危害不仅取决于事件发生的频率，而且还与事件发生后所引起后果的大小有关。
就核电厂而言，其风险主要来自事故工况下向环境释放的放射性物质所导致的辐射危害。
剩余风险：所谓剩余风险，就是指即使采取了防范措施而依然存在的风险。
核电厂及其系统的设计必须使得其风险在图中所示的允许范围内。
核电厂可接受的风险取决于：事件发生的概率与放射性后果的乘积设计考虑的事件外部及内部事件核电厂厂房、系统及设备的设计和配置，是根据确定论法的设计原则，考虑到电厂内部及外部的事件进行的。
这些事件包括：―内部事件系统与设备的故障引起的事故；内部侵害事件，如火灾，由于某些流体系统泄漏导致的内涝等。
―外部事件：如地震、洪水、爆炸、冰冻、飞机坠落等。
运行工况分类第一类工况：正常运行第二类工况：中等频率事件第三类工况：稀有事故第四类工况：假想事故（极限事故）故障的预防：单一故障准则单一故障准则事故工况下保证安全功能的系统及其辅助设施，如果某一部件发生故障，系统的整体功能必须不受影响。
所考虑的故障包括：对电气系统而言，假定任意时刻需要某系统投运时，该系统的任意一部件失效。
并假定该失效的危害性最大。
如应急柴油发电机。
对于流体机械系统而言，又分为能动部件，即需要这类部件的机械运动来完成系统功能的部件（如泵，阀门等）；非能动部件，如管道、容器等。
如安注系统、安喷系统、REA系统等。
故障的预防：共模故障的预防所谓共模故障是指两个互为冗余的或相同的系统或设备同时失效。
这种失效的原因是多方面的，可能是设计的原因，或是设备制造的原因，也可能是运行期间由于检修状态设置等的原因，或地震、洪水等外部原因。
核电厂的设计利用了两大原理来限制共模故障的产生，这就是实体隔离和多样化。
侵害的防御核电厂安全相关的设备（QSR）必须考虑对以下侵害的防御：外部侵害：地震、飞机坠落、工业环境、洪水、冰冻内部使害：火灾、内部水淹、高能管道破裂、内部抛射物、来自汽轮发电机组的抛射物每一种侵害的防御都从预防、监督与监测和行动与措施这3个纵深防御层次来进行的。
第四章：运行期间的核安全（一）运行期间核安全的控制：核电厂运行期间对核安全的控制就是要获得并向公众及核安全局确保核电厂本身及其营运方法与核安全要求的真正的一致性，同时维持核电厂的生产能力。
核安全的要求：核安全要求分为两部分，一部分就是核安全法规，另一部分与设计及运行期间经验反馈有关，这一部分包括：技术规格书、场内应急计划以及定期试验监督大纲。
这些要求同样是从预防，监督与监测，措施与行动三级来阐述的。
运行期间的核安全要求是通过以下形式实施的：预防通过对技术规格书的遵守，保证机组维持在正常运行范围。
监督与监查定期试验大纲；维修大纲；再鉴定试验；事故工况的处理事故处理规程；场内应急计划；场外应急计划。
预防：运行技术规格书机组的运行技术规格书由六部分组成。
它将机组的正常运行分成九个标准状态：换料冷停堆、维修冷停堆、正常冷停堆、单相中间停堆（RRA连接）、?双相中间停堆（RRA连接）、?正常中间停堆（RRA退出）、?热停堆?、热备用?、功率运行?。
对每一运行状态，均包括以下方面的内容：反应性；燃料的冷却；放射性产物的包容；辅助与支持功能；出现设备不可用状态时应采取的措施。
前三部分与核安全功能相关，辅助与支持功能为设备和系统的正常功能提供必要的辅助手段（电、气、冷却水等）。
运行技术规格书的适用范围运行技术规格书由技术法则组成，其目的在于保证机组正常运行时的核安全。
通过运行规程来实现。
运行技术规格书不适用于事故工况。
此时，核安全的保证是由事故处理规程来保证的。
运行技术规格书的作用运行技术规格书的第一个作用：定义反应堆的正常运行边界运行技术规格书的第二个作用：规定所需的设备和系统运行技术规格书的第三个作用：规定应采取的措施可用与不可用（I0）的定义可用与不可用（I0）的定义某一系统或设备可用，是指该设备或系统在无任何延时的情况下，能够充分表明它有能力完成其设计的功能。
保证其本身功能及其控制的辅助设施是可用的。
定期试验大纲中与这些系统或设备相关的定期试验已正常执行，且其试验结果是满意的。
正常执行是指遵守规定的试验周期、运行方式、周期裕度等。
可用的设备可以是停运的。
所有与上述条件不相符合的系统或设备，均认为是不可用的。
不可用性（I0）的性质不可用可以是：突发的：它是某一相关设备功能异常的意外发现，是通过运行设施的某一手段检测到的。
这一类型的不可用称作突发性的不可用，它是随机出现的。
计划性的：这类不可用的出现周期和原因是预先设定的和可知的（如预防性维修大纲或定期试验大纲的执行）。
这类不可用称计划性不可用，它是确定的。
其它：既非突发的也非计划性的，这种形式的不可用是由对某一修改进行再鉴定，或者是因为进行某种特殊试验而导致在试验期间设备不可用，但这种试验不是因为发生设备缺陷。
不可用（I0）第一组：退防时限15天，这一组的事件表明三道屏障失效的风险增加，放射性后果超过设计限值的机会增加。
第二组：退防时限≥15天，这一组的事件是：事故工况下对机组进行控制、诊断和监测的设备本系统失效。