5.11设计安全分析和评价
        核燃料循环设施许可建造前，其设计必须经过安全分析和评价，以确认安全重要构筑物、系统和部件（或设备）的设计基准，并证实整个核燃料循环设施的设计足以保证各种运行状态和事故工况下的辐射照射和放射性物质释放不超过国家规定的相应限值。
        营运单位在初步安全分析报告中，必须对其核燃料循环设施的设计及安全分析的结果进行足够详细的描述以便于国家核安全部门在批准发放建造许可证前对核燃料循环设施的安全特性进行独立审评。
        6 调试与运行
        6.1总的要求
        必须保证核燃料循环设施的运行按照设计要求和国家核安全部门批准的许可证条件进行。营运单位必须拥有为实现这一目标所需要的所有设备、人员和管理体制，并对这一目标的实现负责。
        6.2运行限值与条件 必须根据核燃料循环设施的最终设计和安全分析与环境影响评价以及调试结果制定包括技术和管理两个方面的运行限值和条件。必须根据运行经验和有关安全特性的实际变化，对运行限值和条件进行复审或修改。
        运行限值和条件以及对运行限值和条件的修改必须经国家核安全部门审评和批准。
        6.3调试
        必须制定调试大纲，并按调试大纲对核燃料循环设施进行调试，以验证整个核燃料循环设施（特别是安全重要物项）均已按批准的要求建成并能按设计意图发挥功能；同时收集安全运行所需要的基础数据（特别是那些对安全具有特殊重要意义的部件和设备的诊断数据）和验证正常运行规程的正确性。
        调试大纲必须经国家核安全部门认可。
        必须按调试大纲要求将调试结果写成书面文件，以便于国家核安全部门审评。
        6.4运行安全管理
        6.4.1安全管理机构及职责
        必须建立和保持适当的职责分明的安全管理机构，并配备称职的负责人和足够数量的合格工作人员，以胜任和有效地履行各项安全管理职责。安全管理机构必须保证核燃料循环设施以安全的方式运行，并严格遵守运行限值和条件。
        6.4.2培训
        必须制定并执行培训和再培训大纲，对运行人员、维修人员和其他与安全有关的人员进行充分的培训和再培训，使他们能有效地履行其职责。必须定期对培训和再培训大纲进行复审或修改，以保持其有效性。
        6.4.3运行规程
        必须保证所有与安全有关的运行操作均按正式批准的、详细的、最新版本书面规程进行。运行规程必须符合所批准的运行限值与条件，并留有适当的安全裕量。同时，运行规程还必须对在运行状态和事故工况下应采取的行动作出明确的规定，并便于运行操作人员执行。
        必须对所有运行规程定期进行复审或修改，并将所作的修改及时通知有关人员。
        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应急计划与准备
        必须根据对核燃料循环设施潜在事故后果严重程度的评价和厂址特征，制定相应的应急计划，并作好所规定的应急准备，以确保可能的紧急事态一旦发生时能够实施各项预先计划的措施，控制或抑制放射性物质的释放和减轻事故后果。
        营运单位必须在核燃料循环设施开始运行前将其应急计划（包括实施程序清单）提交国家核安全部门审评，并按批准的计划进行相应的应急演习。在核燃料循环设施运行寿期内，营运单位必须对其应急计划定期进行复审或修改，并在可行的范围内定期进行所规定的演习。
        6.6运行安全评价
        6.6.1运行前的安全评价
        核燃料循环设施许可运行前，必须对其运行安全进行分析与评价，以确认其设计、建造、运行规程及管理措施足以保证其运行符合设计要求，而不会对厂址内外人员的健康与安全造成危害。
        营运单位必须在最终安全分析报告中对这种分析与评价的结果进行足够详细的描述以便于国家核安全部门在批准发放运行许可证前对核燃料循环设施的运行安全进行独立审评。
        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
        7.1总的要求
        核燃料循环设施运行寿期终止后，营运单位必须负责使其安全退役，并确保退役工作人员和公众所受到的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平。
        只有经国家核安全部门批准之后，营运单位才能终止其责任。
        7.2退役的实施
        核燃料循环设施的退役必须按照退役大纲进行。实施中必须确保安全并明确规定组织安排。退役大纲的内容必须包括为使放射性废物得到安全处置并使退役完成后所需监视最少而应采取的一切步骤与措施。
        营运单位必须将所制定的退役大纲和相应的退役安全分析报告报国家核安全部门审评，获得批准后方可付诸实施。
        退役的最终状态必须经国家核安全部门会同国家其它有关部门批准。
        8 质量保证
        8.1基本要求
        必须根据HAF0400《核电厂质量保证安全规定》所规定的原则，制定和有效地实施核燃料循环设施的质量保证大纲。质量保证大纲的应用必须与规定物项对安全的重要程度相适应，并必须覆盖设施全寿期过程中的所有安全重要活动。
        8.2质量保证责任
        营运单位必须对其核燃料循环设施质量保证大纲的制定、实施和评价负责。营运单位可以委托其他单位制定和实施其核燃料循环设施质量保证大纲的全部或其中的一部分，但必须对大纲的有效性负责。
        8.3质量保证大纲
        质量保证大纲必须及早制定并报国家核安全部门审核，以适应工程实际 进展的需要。必须定期对质量保证大纲的执行状况和适用性进行审查，发现 问题时，必须采取纠正措施。
        所制定的质量保证大纲必须：
        （1）明确规定大纲所适用的物项、服务和工艺；
        （2）明文规定负责计划和执行质量保证活动的组织结构及各有关组织和人员的责任与权力；
        （3）对影响规定物项质量的各项活动进行有效的控制，保证控制的严格程度与物项的安全重要性相一致；
        （4）考虑影响质量的各项活动的技术方面，为保证认可的工程标准、规范、技术条件和实践经验经过核实并得到遵守作出规定，除了管理性方面的控制之外，还应对要达到的技术目标的确切表述作出规定；
        （5）保证影响质量的各项活动是在合适的控制条件下完成的，控制条件应包括达到质量要求所需要的环境条件、设备条件和技能等；
        （6）确保必要时采用适当的特殊控制手段、工艺处理、试验设备和专门技能，以达到规定的质量要求，并确保采用适合的检查和检验方法对质量进行证实；
        （7）确保所有影响规定物项质量的活动均按适合于该项活动的程序、细则或图纸完成，程序、细则和图纸应包括适当的定性和（或）定量的验收准则；
        （8）确保实施影响规定物项质量的各项活动的人员受到适当的培训或指导，使之达到和保持应有的技术熟练程度；
        （9）确保质量保证记录制度的建立和执行。
        名词解释
        本规定中使用的一些特定术语的定义如下。
        核燃料
        含有易裂变核素的材料，放在反应堆内能使自持核裂变链式反应得以实现。
        民用核燃料循环设施
        指民用核燃料的生产、加工、贮存及后处理设施，或这些设施中的任何一种。
        核安全（安全）
        完成正确的运行工况，事故预防或缓解事故后果从而实现保护厂区人员、公众和环境免遭过量辐射危害。
        许可证条件
        指国家核安全部门根据有关法规批准颁发的安全许可证件中所规定的许可活动及其必须遵守的条件。
        运行状态
        正常运行和预计运行事件这两类状态的统称。
        安全重要构筑物、系统和部件（或设备）
        具有和执行核安全功能的构筑物、系统和部件（或设备），包括其功能丧失可能使工作人员或公众受到过量辐射照射的构筑物、系统和部件（或设备）以及用以缓解事故可能引起的辐射照射的程度的构筑物、系统和部件（或设备）。
        安全重要活动
        指涉及或影响安全重要构筑物、系统和部件（或设备）的功能或质量的任何活动，例如厂址选择和安全重要物项的设计、采购、加工、制造、运输、贮存、清洗、土建施工、安装、试验、调试、运行、检查、维护、修理、装料、修改及退役等。
        密封屏障系统
        指由一道或多道独立的实体屏障连同相应的辅助设备（包括通风设备）所构成的系统，该系统能有效地限制或防止正常和异常条件下放射性物质向工作场所或环境的释放。
        核临界安全
        含易裂变材料的系统的肯定不能维持自持链式核反应的状态或保证这种状态的措施。
        单元
        进行核临界安全设计或管理时作为一个整体考虑的易裂变材料系统。
        核临界事故
        由于链式反应的失控所造成的意外事故。
        辅助设施与系统
        指保持核燃料循环设施安全所必需的公用与支持性设施与系统，包括水、电、汽、气等的供应设施与系统，以及通讯系统等。