《核动力厂、研究堆、核燃料循环设施
中外核安全法规体系
8. 核动力厂定期安全审查
9. 核动力厂营运单位的组织和安全运行管理
10. 核设施周界入侵报警系统
11. 核动力厂的维修、监督和在役检a 查
17
2 我国主要的法律法规
核动力厂的修改 核动力厂调试 核动力厂安全重要仪表和控制系统 核动力厂堆芯管理和燃料装卸 核动力厂抗震设计和鉴定 核动力厂设计中内部火灾和爆炸的防护 核动力厂设计中火灾和爆炸以外内部灾害的防护 核动力厂反应堆冷却剂系统及关联系统的设计 核动力厂反应堆安全壳系统的设计
炼
中
的
应
用
低高小核核医放处
中放用电燃用射置
放射户站料、性前
射性的及循工废废
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废物射究设及的管
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安
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全
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前
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理
放 放 放放
射 射 射射
性 性 性性
废 废 废废
物 物 物物
近 近 近近
地 地 地地
表 表 表表
处 处 处处
条例
放射性废物管 理条例
放射性物品运 输
安全监管条例
中华人民共 和国民用核 设施设备安 全监督管理
条例
电磁辐射污 染控制管理
条例
a
8
民用核设施安全监督管理条 例
核动力厂址 选
安全规定
核动力厂设 计安全规定
核动力厂 运行安全
规定
研究堆设计和 运行安全规定
民用核燃料循 环设施安全规
定
民用核设施质 量保证安全规
我国核电厂役前检查异常情况汇总与典型案例分析
根据生态环境部令第8号《核动力厂、研究堆、核燃料循环设施安全许可程序规定》要求，在核电厂首次装料前，营运单位应向核安全监管机构提交役前检查结果报告，由核安全监管机构对报告进行审查［1］。
截至2020年底，我国运行核电机组有49台［2］。
每台机组首次装料前都按照在役检查大纲和核安全法规标准的要求实施了役前检查工作。
役前检查的主要目的是获取机组初始状态下的数据，为以后在役检查建立比对基准［3］。
尽管设备在制造安装阶段都已实施了无损检查工作，但几乎每台机组役前检查时仍会发现异常情况或超标缺陷。
异常情况的产生原因分析、处理方案和后续跟踪监督措施一直是核安全审评的关注重点。
本文梳理了近年来我国核电厂役前检查发现的异常情况，对典型案例进行了深入分析，为后续役前检查活动的实施和核安全审评提供了经验和建议。
1役前检查异常情况汇总近十年来，我国有38台核电机组按要求开展了役前检查，其中包括岭澳二期3-4号机组、秦山二期3-4号机组、红沿河1-4号机组、宁德1-4号机组、阳江1-6号机组、防城港1-2号机组、方家山1-2号机组、福清1-5号机组、昌江1-2号机组、台山1-2号机组、海阳1-2号机组、三门1-2号机组、田湾3-5号机组，相关异常情况见表1。
上述统计结果表明，设备或管道支撑焊缝、管道环焊缝和插塞焊缝上的超标缺陷在役前检查中检出次数最多，31台核电机组役前检查出现了此类情况，约占检出缺陷总次数的81.57%。
尽管机械设备在制造安装阶段已按规范标准实施了无损检测，但役前检查仍能发现异常或超标缺陷，其原因主要有以下几种。
（1）漏检。
在制造安装阶段，检查程序不完善、检验人员操作不认真等原因导致未能有效地检出超标缺陷，大部分超标缺陷属于这类情况；（2）设备运输、保养不当。
容器、管道焊缝上出现的划伤、磕碰就属于这类情况；（3）制造厂和役前检查单位对同一受检对象所使用的检查技术不同或对规范标准理解的不一致导致检查结果的差异，某些机组的反应堆压力容器焊缝的超标缺陷属于这类情况。
核安全相关法规和部门规章调整情况
附件3核安全相关法规和部门规章调整情况2023年注册核安全工程师执业资格全国统一考试，继续使用注册核安全工程师执业资格考试大纲（2018年版），但其中涉及法规和部门规章调整的，均以最新版本为准。
该版考试大纲发布后至今，涉及到的法规和部门规章调整情况如下：序号大纲中法规规章名称及版本现行法规规章名称及版本修改情况1民用核安全设备监督管理条例—2016民用核安全设备监督管理条例—2019少量修订2放射性同位素与射线装置安全和防护条例-2014放射性同位素与射线装置安全和防护条例-2019少量修订3核电厂安全许可证件的申请和颁发-1993核动力厂、研究堆、核燃料循环设施安全许可程序规定-2019部令8号发布，原规定废止4研究堆安全许可证件的申请和颁发规定-20065核电厂操纵人员执照颁发和管理程序-1993民用核设施操作人员资格管理规定-2021部令22号发布，原规定废止6核电厂营运单位报告制度-1995核动力厂营运单位核安全报告规定-2021部令13号发布，原规定废止7核电厂厂址选择安全规定-1991核动力厂厂址评价安全规定-2023国核安发〔2023〕38号发布8放射性固体废物贮存和处置许可管理办法-2013放射性固体废物贮存和处置许可管理办法-2019根据部令7号修改9民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定-2007民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定-2019根据部令7号修改10民用核安全设备无损检验人员资格管理规定-2007民用核安全设备无损检验人员资格管理规定-2019部令6号发布，原规定废止11民用核安全设备焊工焊接操作工资格管理规定-2007民用核安全设备焊接人员资格管理规定-2019部令第5号发布，原规定废止12进口民用核安全设备监督管理规定-2007进口民用核安全设备监督管理规定-2019根据部令7号修改13放射性物品运输安全许可管理办法-2010放射性物品运输安全许可管理办法-20212019年根据部令7号修改，2021年根据部令20号再次修改14放射性同位素与射线装置安全许可管理办法-2017放射性同位素与射线装置安全许可管理办法-20212019年根据部令7号修改，2021年根据部令20号再次修改15电磁辐射环境保护管理办法-1997——根据部令7号废止16注册核安全工程师执业资格制度暂行规定-2002注册核安全工程师执业资格制度暂行规定-2002根据人力资源社会保障部通知（人社部发〔2022〕8号）相应调整考试报名条件。
国家核安全局关于确认中国实验快堆等核设施安全许可证信息变更的函
国家核安全局关于确认中国实验快堆等核设施安全许可证信息变更的函文章属性•【制定机关】国家核安全局•【公布日期】2020.09.03•【文号】国核安函〔2020〕85号•【施行日期】2020.09.03•【效力等级】部门规范性文件•【时效性】现行有效•【主题分类】核与辐射安全管理正文关于确认中国实验快堆等核设施安全许可证信息变更的函国核安函〔2020〕85号中国原子能科学研究院，华能山东石岛湾核电有限公司：根据《中华人民共和国核安全法》和《核动力厂、研究堆、核燃料循环设施安全许可程序规定》的有关要求，我局对中国原子能科学研究院提交的《关于变更法人代表信息的请示》（原安发〔2020〕820号）、华能山东石岛湾核电有限公司提交的《华能山东石岛湾核电有限公司关于变更华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程建造许可证法定代表人信息的请示》（华能石核执〔2020〕168号）进行了审查，认为相关信息的变更申请符合核设施安全许可证变更的程序要求，现予确认。
具体变更信息见附件。
附件：核设施安全许可证变更信息国家核安全局2020年9月3日附件核设施安全许可证变更信息核设施名称许可证类型许可证号持证单位变更内容中国实验快堆首次装料批准书国核安证字第0904号中国原子能科学研究院法定代表人由万钢变更琦。
中国先进研究堆首次装料批准书国核安证字1213号49-2游泳池式反应堆运行许可证国核安证字第1709号原型微型中子源反应堆运行许可证国核安证字1602号微堆零功率装置运行许可证国核安证字1603号中试厂核临界安全实验装置运行许可证国核安证字1307号DF-VI快中子临界装置运行许可证国核安证字1604号氢化锆固态临界装置运行许可证国核安证字1605号放射性废物管理设施运行许可证国核安证字第1704号中国原子能科学研究院法定代表人由万钢变更琦。
中放废液接收转运站等5座放射性废物管理设施运行许可证国核安函[2017]62号华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程建造许可证国核安证字1216号华能山东石岛湾核电有限公司法定代表人由张廷克变张东辉。
现行核与辐射安全法律法规清单
现行核与辐射安全法律法规清单
我国的核与辐射安全法规体系由法律、行政法规、部门规章、导则以及技术文件组成。
法律由全国人民代表大会或全国人民代表大会常务委员会制定并发布，具有高于行政法规和部门规章的效力。
行政法规由国务院根据宪法和法律制定并发布，具有强制力。
部门规章由国务院有关部门根据法律和国务院行政法规在本部门权力范围内制定并发布，具有法律约束力。
核安全导则由国家核安全局制定并发布，属于推荐性文件。
核安全技术文件由国家核安全局制定并发布，作为技术参考。
现行的核与辐射安全法规共128项，其中法律2项，行政法规7项，部门规章29项，导则90项（截至2019.10.17）。
各部分清单如下：
1．法律
2．行政法规
3．部门规章
4．导则
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关于我国研究堆分类的初步探究
关于我国研究堆分类的初步探究摘要：针对不同类型和不同用途的研究堆，国务院核安全监督管理部门制定了不同的安全许可审批要求和监管要求。
本文结合《中华人民共和国核安全法》，从研究堆分类文件的制定、优化和统一规范等方向，对研究堆的分类进行了初步的探究。
一、研究堆分类探究的背景为了推动我国的核事业安全、有序地发展，我国颁布了《中华人民共和国核安全法》并于2018年1月1日开始施行，该法的第二十二条规定：国家建立核设施安全许可制度，核设施营运单位进行核设施选址、建造、运行、退役等活动，应当向国务院核安全监督管理部门申请许可。
按照该法的第二条规定，研究堆属于核设施的一种，因此，建造营运研究堆必须向国务院核安全监督管理部门申请许可。
对于民用研究堆，由国家核安全局作为国务院核安全监督管理部门进行监管；对于其他研究堆，由国家国防科技工业局作为国务院核安全监督管理部门进行监管。
国家核安全局和国家国防科技工业局对核设施的监管都建立了各自的体系，也对不同类型的核设施/研究堆进行了分类，并对不同类别的研究堆进行差异性的审批许可和监管。
因此，对研究堆的分类进行探究是非常有必要的。
二、民用研究堆的分类探究在《中华人民共和国核安全法》颁布以前，国家核安全局已经建立了一套以核安全法规（HAF）、核安全导则（HAD）和核安全法规技术文件（HAFJ）为依据的民用核设施监管体系，并不断优化完善。
对于民用研究堆的分类，国家核安全局也多次发布相应文件进行规范。
1.制定民用研究堆的分类为了提高我国民用研究堆安全水平，加强对老化民用研究堆的管理，国家核安全局于2006年发布并开始施行《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》（HAF001）实施细则之三《研究堆安全许可证的申请和颁发规定》（HAF001/03），该规定的第四十一条对民用研究堆进行了分类说明：1)Ⅰ类研究堆：对反应堆厂房无密封要求，即使在厂房倒塌或由于堆水池或其它包容结构的正常密封丧失造成堆芯或乏燃料裸露于空气，以及堆芯燃料重大破裂情况下也不违背《研究堆设计安全规定》（HAF201）第2.1 节安全目标要求的研究堆。
按照核安全法规定(3篇)
第1篇摘要：《中华人民共和国核安全法》是我国核安全领域的基石性法律，自2018年1月1日起施行。
该法旨在保障核安全，预防与应对核事故，安全利用核能，保护公众和从业人员的安全与健康，保护生态环境，促进经济社会可持续发展。
本文将根据核安全法的规定，从核设施安全、核材料和放射性废物安全、核事故应急、信息公开和公众参与、监督检查、法律责任等方面进行详细阐述。
一、核设施安全第一章总则中明确指出，对核设施、核材料及相关放射性废物采取充分的预防、保护、缓解和监管等安全措施，防止由于技术原因、人为原因或者自然灾害造成核事故，最大限度减轻核事故情况下的放射性后果。
（一）核设施的定义核设施包括以下几类：1. 核电厂、核热电厂、核供汽供热厂等核动力厂及装置；2. 核动力厂以外的研究堆、实验堆、临界装置等其他反应堆；3. 核燃料生产、加工、贮存和后处理设施等核燃料循环设施；4. 放射性废物的处理、贮存、处置设施。
（二）核设施安全措施1. 设计安全：核设施的设计必须符合核安全标准，确保在正常运行和事故情况下，核设施能够安全运行。
2. 施工安全：核设施的建设必须按照设计文件进行，确保施工质量，防止施工过程中发生安全事故。
3. 运行安全：核设施运行单位必须严格执行操作规程，加强运行管理，确保核设施安全运行。
4. 退役安全：核设施退役时，必须按照国家规定进行退役处理，确保退役过程安全、环保。
二、核材料和放射性废物安全第一章总则中规定，对核材料及相关放射性废物采取充分的预防、保护、缓解和监管等安全措施，防止由于技术原因、人为原因或者自然灾害造成核事故。
（一）核材料的定义核材料包括以下几类：1. 铀-235材料及其制品；2. 铀-233材料及其制品；3. 钚-239材料及其制品；4. 法律、行政法规规定的其他需要管制的核材料。
（二）放射性废物的定义放射性废物是指核设施运行、退役产生的，含有放射性核素或者被放射性核素污染，其浓度或者比活度大于国家确定的清洁解控水平，预期不再使用的废弃物。
核安全相关法律法规
核安全相关法律法规一、核安全法律法规核安全法律法规是一个庞大的体系，是由国家法律、国务院条例、核安全部门的部门规章等组成。
二、核安全法律法规体系的层次及相互关系三个层次：国家法律、国务院条例、国务院各部委部门规章1，国家法律是法律法规的最高层，起决定性作用。
由它产生的条例或法规的具体内容不能与国家法律相抵触。
在核领域，第一层次的属于国家法律级的有《中华人民共和国放射性污染防治法》，它是我国核领域唯一的法律。
2，国务院条例是国务院的行政法规，是法律法规的第二层次，是国家法律在某一方面的细化，规定了在该方面的法律要求。
在核领域，属于国务院条例级的有：《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》、《中华人民共和国核电厂核事故应急管理条例》、《中华人民共和国核材料管制条例》、《中华人民共和国民用核安全设备监督管理条例》和《中华人民共和国放射性同位素与射线装置放射防护条例》3、国务院各部委部门规章是法律法规的第三层，包括大量的各个层次的规章制度。
对于核安全部门，第三层次属于部门规章级别的包括国务院条例的实施细则（及其附件）和核安全技术要求的行政管理规定等两种。
对于上述的部门规章，是强制性的，必须执行。
其内容不能与国务院的相关条例相矛盾，更不能与国家的有关法律相违背。
如果存在上述问题，则应以高层次的法律法规为准，对规章制度进行修订。
此外，核安全部门还指定与核安全技术要求的行政管理规定相对应的支持性部门规章，包括核安全导则和核安全法规技术文件等两种，其层次低于国务院条例的实施细则（及其附件）和核安全技术要求的行政管理规定。
核安全导则是指导性和推荐性的，描述执行核安全技术要求行政管理规定采取的方法和程序，在执行中可采用该方法和程序，也可采用等效的替代方法和程序。
核安全法规技术文件表明核安全当局对具体技术或执行管理问题的见解，在应用中参照执行。
同时，在核安全领域还应用大量的国家标准、行业标准，也应用大量的国际标准等，这些也属于第三层次。
关于《民用核安全设备目录 修订 》的
附件2关于《民用核安全设备目录（2016年修订）》的解释和说明一、核动力厂及研究堆等核设施通用核安全设备（一）压力容器1.过滤器暂不纳入许可范围，其承压壳体制造单位无需取得压力容器制造许可证。
2.反应堆压力容器或稳压器许可资质可覆盖堆芯补水箱的许可资质。
3.核电厂使用的高压气瓶暂不纳入许可范围。
4.压力容器的许可资质可覆盖同安全级别及以下级别储罐的许可资质。
（二）储罐同上4。
（三）热交换器1.蒸汽发生器许可资质可覆盖非能动余热排出热交换器及其他管壳式热交换器的许可资质。
2.管壳式热交换器许可资质可覆盖套管式热交换器的许可资质。
（四）管道和管配件1.锻制主管道的许可资质可以覆盖波动管的许可资质。
—8—2.仪表管和仪表用管配件属于许可范围。
3.四通、管台、管道堵头暂不纳入许可范围。
4.热交换器传热管许可范围包括直管、弯管、盘管。
5.直管许可范围包括无缝和有缝直管，不包容工艺介质的除外。
6.铜合金材质的传热管暂不纳入许可范围。
（五）泵1.反应堆冷却剂泵分为轴封型、屏蔽型和湿绕组型三类，制造厂应分别申请相应的设计、制造许可资质；设计院所持核安全1级反应堆冷却剂泵设计许可资质不分泵型。
2.反应堆冷却剂泵的本体铸锻件、法兰、高压冷却器和电机壳体属于许可范围，核安全1、2、3级泵的其他零部件不属于许可范围。
（六）控制棒驱动机构包括耐压壳和驱动机构，非压水堆统称反应性控制机构。
（七）风机鼓风机归类为“离心式风机”设备品种。
（八）压缩机压缩机的许可范围仅包括气体压缩机。
（九）阀门1.爆破阀、风阀、仪表阀以及电磁阀等纳入其他类型核安全级阀门许可范围。
2.风阀许可范围仅包括隔离阀、单向阀、调节阀。
3.节流阀纳入调节阀的许可范围。
—9—4.电磁阀许可范围仅包括工艺管道用核安全级电磁阀，阀门执行机构用电磁阀暂不纳入许可范围。
5.防火阀和防冲击波阀暂不纳入许可范围。
（十）支承件1.管道支承件许可范围包括管部支承、根部支承、连接件、可变弹簧支吊架、恒力弹簧支吊架、限制件（横向限制件和管道防甩件）。
民用核安全设备目录(2016修订)
同轴电缆
电缆附件
电气贯穿件
仪控系统机柜
仪控机架、机柜 仪控盘、台、屏、箱
应急柴油发电机组
蓄电池（组）
电源设备
充电器
逆变器
不间断电源
阀门驱动装置
阀门电动装置
电动机
交流电动机 直流电动机
变压器
成套开关设备和 控制设备
配电变压器 交流中压开关柜 交流低压开关柜
直流开关柜
设备种类
核安全机械设备
核安全（1E 级） 电气设备
金属波纹管
闸门
人员/应急闸门 设备闸门
机械贯穿件
法兰
容器类铸锻件
铸锻件
泵阀类铸锻件
支承类铸锻件
设备模块
传感器
温度计
流量计
压力变ห้องสมุดไป่ตู้器
设备种类
核安全（1E 级） 电气设备
核动力厂及研究堆等核设施通用核安全设备
设备类别
设备品种举例
液位计
辐射监测探测器
核测仪表
中压电力电缆
低压电力电缆
电缆
控制电缆 仪表电缆
核动力厂及研究堆等核设施通用核安全设备
设备类别
设备品种举例
电气盘、台、屏、箱
核燃料循环设施后处理厂专用核安全设备
反应炉（器）
萃取设备
储罐
产品贮存容器 贮槽
后处理首端专用设备
箱室设备
热交换器
蒸发器
泵
输运高放溶液的泵
阀门
穿地阀
传感器
吹气装置 临界事故报警仪
堆内构件
控制棒驱动机构
风机
离心式风机 轴流式风机
设备种类
核安全（1E 级） 电气设备
核动力厂及研究堆等核设施通用核安全设备
生态环境部令第8号——核动力厂、研究堆、核燃料循环设施安全许可程序规定
生态环境部令第8号——核动力厂、研究堆、核燃料循环设施安全许可程序规定文章属性•【制定机关】生态环境部•【公布日期】2019.08.26•【文号】生态环境部令第8号•【施行日期】2019.10.01•【效力等级】部门规章•【时效性】现行有效•【主题分类】核与辐射安全管理正文生态环境部令第8号《核动力厂、研究堆、核燃料循环设施安全许可程序规定》已于2019年7月11日由生态环境部部务会议审议通过，现予公布，自2019年10月1日起施行。
1993年12月31日国家核安全局发布的《核电厂安全许可证件的申请和颁发》、2006年1月28日国家核安全局发布的《研究堆安全许可证件的申请和颁发规定》同时废止。
生态环境部部长李干杰2019年8月26日核动力厂、研究堆、核燃料循环设施安全许可程序规定目录第一章总则第二章申请与受理第三章审查与决定第四章变更与延续第五章附则第一章总则第一条为规范民用核动力厂、研究堆、核燃料循环设施等核设施安全许可活动，根据《中华人民共和国核安全法》《中华人民共和国行政许可法》《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》，制定本规定。
第二条在中华人民共和国领域及管辖的其他海域内，民用核动力厂、研究堆、核燃料循环设施（以下统称核设施）的选址、建造、运行、退役等安全许可事项的许可程序，适用本规定。
核设施转让、变更营运单位和迁移等活动的审查批准，适用本规定。
第三条核动力厂、研究堆、核燃料循环设施，是指：（一）核电厂、核热电厂、核供汽供热厂等核动力厂及装置；（二）核动力厂以外的研究堆、实验堆、临界装置等其他反应堆（以下统称研究堆），根据潜在危害由大到小可划分为Ⅰ类、Ⅱ类、Ⅲ类研究堆；（三）核燃料生产、加工、贮存和后处理设施等核燃料循环设施。
核设施配套建设的放射性废物处理、贮存设施的安全许可，应当在主体核设施的安全许可中一并办理许可手续。
第四条核设施营运单位申请核设施安全许可，以及办理核设施安全许可的变更、延续，应当依照本规定，报国家核安全局审查批准。
民用核安全设备目录(2016)修订说明
附件2
关 于 《 民 用 核 安 全 设 备 目 录（2016年修订）》的 解释和说明
一、核动力厂及研究堆等核设施通用核安全设备 （一）压力容器 1.过滤器暂不纳入许可范围，其承压壳体制造单位无需取得压 力容器制造许可证。 2.反应堆压力容器或稳压器许可资质可覆盖堆芯补水箱的许可 资质。 3.核电厂使用的高压气瓶暂不纳入许可范围。 4.压力容器的许可资质可覆盖同安全级别及以下级别储罐的许 可资质。 （二）储罐 同上4。 （三）热交换器 1.蒸汽发生器许可资质可覆盖非能动余热排出热交换器及其他 管壳式热交换器的许可资质。 2.管壳式热交换器许可资质可覆盖套管式热交换器的许可资质。 （四）管道和管配件 1.锻制主管道的许可资质可以覆盖波动管的许可资质。 —8—
— 13 —
1.反应炉（器）许可范围包括草酸钚焙烧炉、玻璃固化熔炉、 草酸钚沉淀反应器。
2.萃取设备许可范围包括共去污萃取设备、铀钚分离萃取设备、 钚萃取设备、钚反萃取设备。
3.产品贮存容器许可范围包括二氧化钚产品贮存容器、高放玻 璃固化体贮存容器。
4.贮槽许可范污系统贮槽、钚线系统贮槽、其它高放溶液贮槽、临 界安全贮槽、核材料衡算槽。
—9—
4.电磁阀许可范围仅包括工艺管道用核安全级电磁阀，阀门执 行机构用电磁阀暂不纳入许可范围。
5.防火阀和防冲击波阀暂不纳入许可范围。 （十）支承件 1.管道支承件许可范围包括管部支承、根部支承、连接件、可 变弹簧支吊架、恒力弹簧支吊架、限制件（横向限制件和管道防甩 件）。 2.设备支承件许可范围仅包括反应堆压力容器支承、稳压器支 承、蒸汽发生器支承、主泵支承、主管道的防甩支承等核安全1级主 设备支承件。 3．阻尼器许可范围包括设备和管道的液压和机械阻尼器。 （十一）波纹管、膨胀节 泵、阀、阻尼器密封中使用的波纹管暂不纳入许可范围。 （十二）机械贯穿件 燃料运输通道贯穿件纳入机械贯穿件许可范围。 （十三）铸锻件 1.铸锻件许可范围仅包括用于制造一回路承压边界中容器、管 道、泵（含电机壳）、阀和主设备支承等核安全1级设备的铸锻件， 以及堆内构件（限于法兰和支承板）。主设备阻尼器和波动管弹簧支 承的铸锻件暂不纳入许可范围。 2.核安全1级泵阀类铸锻件的许可范围包括主要承压部件，如泵 体、泵盖、阀体、阀盖等。 — 10 —
核安全相关法律法规
核安全相关法律法规一、核安全法律法规核安全法律法规是一个庞大的体系，是由国家法律、国务院条例、核安全部门的部门规章等组成。
二、核安全法律法规体系的层次及相互关系三个层次：国家法律、国务院条例、国务院各部委部门规章1，国家法律是法律法规的最高层，起决定性作用。
由它产生的条例或法规的具体内容不能与国家法律相抵触。
在核领域，第一层次的属于国家法律级的有《中华人民共和国放射性污染防治法》，它是我国核领域唯一的法律。
2，国务院条例是国务院的行政法规，是法律法规的第二层次，是国家法律在某一方面的细化，规定了在该方面的法律要求。
在核领域，属于国务院条例级的有：《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》、《中华人民共和国核电厂核事故应急管理条例》、《中华人民共和国核材料管制条例》、《中华人民共和国民用核安全设备监督管理条例》和《中华人民共和国放射性同位素与射线装置放射防护条例》3、国务院各部委部门规章是法律法规的第三层，包括大量的各个层次的规章制度。
对于核安全部门，第三层次属于部门规章级别的包括国务院条例的实施细则（及其附件）和核安全技术要求的行政管理规定等两种。
对于上述的部门规章，是强制性的，必须执行。
其内容不能与国务院的相关条例相矛盾，更不能与国家的有关法律相违背。
如果存在上述问题，则应以高层次的法律法规为准，对规章制度进行修订。
此外，核安全部门还指定与核安全技术要求的行政管理规定相对应的支持性部门规章，包括核安全导则和核安全法规技术文件等两种，其层次低于国务院条例的实施细则（及其附件）和核安全技术要求的行政管理规定。
核安全导则是指导性和推荐性的，描述执行核安全技术要求行政管理规定采取的方法和程序，在执行中可采用该方法和程序，也可采用等效的替代方法和程序。
核安全法规技术文件表明核安全当局对具体技术或执行管理问题的见解，在应用中参照执行。
同时，在核安全领域还应用大量的国家标准、行业标准，也应用大量的国际标准等，这些也属于第三层次。
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。
《核动力厂、核燃料讯号设施、研究堆营运单位的应急准备和应急响应》3项国家核安全到则
核动力厂营运单位的应急准备和应急响应.pdf核燃料循环设施营运单位的应急准备和应急响应.pdf 研究堆营运单位的应急准备和应急响应.pdf附件1核安全导则HAD002/01-2019核动力厂营运单位的应急准备和应急响应国家核安全局2019年11月29日批准发布国家核安全局目录1 引言 (1)1.1目的 (1)1.2范围 (1)2 应急预案及相关文件的制定 (1)2.1不同阶段应急准备和应急响应要求 (1)2.2应急预案的制定 (3)2.3应急预案执行程序 (3)2.4应急预案的协调 (4)3 应急组织 (4)3.1概述 (4)3.2应急组织的主要职责和基本组织结构 (4)3.3应急指挥部 (5)3.4应急行动组 (5)3.5与场外核应急组织的接口 (7)4 应急状态及应急行动水平 (7)4.1应急状态分级 (7)4.2应急行动水平 (8)5 应急计划区 (9)5.1确定应急计划区的原则 (9)5.2应急计划区的确定 (9)6 应急设施和应急设备 (10)6.1概述 (10)6.2主控制室 (10)6.3辅助控制室 (11)6.4应急控制中心 (11)6.5技术支持中心 (12)6.6运行支持中心 (12)6.8评价设施与设备 (13)6.9辐射监测设施与设备 (14)6.10辐射防护设施与设备 (15)6.11急救和医疗设施与设备 (15)6.12应急撤离路线和集合点 (15)6.13可居留性要求 (15)7 应急响应和防护措施 (16)7.1概述 (16)7.2干预原则和干预水平 (16)7.3应急状态下的响应行动 (17)7.4应急通知 (18)7.5应急监测 (18)7.6评价活动 (18)7.7运行控制与补救行动 (19)7.8应急防护措施 (19)7.9应急照射的控制 (20)7.10医学救护 (21)8 应急终止和恢复行动 (21)8.1应急状态的终止 (21)8.2恢复行动 (22)9 应急响应能力的保持 (22)9.1培训 (22)9.2演习 (23)9.3应急设施、设备的维护 (23)9.4应急预案的复审与修订 (23)10 记录和报告 (24)10.1记录 (24)10.2报告 (24)附录A 有关选址阶段应急工作的要求 (27)附录B 核动力厂营运单位场内核事故应急预案的格式和内容 (29)附录C 核动力厂营运单位场内核事故应急预案执行程序清单示例 (34)附录D 核动力厂应急组织结构框架举例 (35)附录E 初始条件和应急行动水平矩阵示例 (36)附录F 应急控制中心抗震及防洪要求 (37)1 引言1.1 目的核动力厂的选址、设计、建造、运行和退役均需严格按照核安全法规进行。
《核设施退役安全评价(征求意见稿)》编制说明
附件3《核设施退役安全评价（征求意见稿）》编制说明一、起草背景核设施从选址、设计、建造、运行、安全关闭、退役，历经一个完整的生命周期。
退役是核设施生命周期的终点，是全寿期管理的一个重要环节，也是涉及放射性废物管理和环境保护的一项重要活动。
我国核工业事业经过半个多世纪的发展，早期建造的核设施（包括各类反应堆，如核电厂、生产堆、研究堆等，核燃料循环设施以及放射性废物处理设施等），已完成或即将完成其历史使命，即将面临退役。
其中少数正在进行退役或已基本完成退役。
但是，整体而言我国核设施退役还处在起步阶段，核设施退役安全监管方面的法规、标准还不健全。
国际原子能机构（IAEA）于2008年发布了核安全导则WS-G-5.2《使用放射性材料设施退役的安全评价》，指导各成员国开展核设施退役安全评价。
经过多年的实践和应用，该导则得到了广泛认可。
截至2017年底，全世界共有110多座核电厂、48座实验堆或原型堆、250多座研究堆以及一些核燃料循环设施停闭，其中17座核电厂已经完成退役。
美国作为世界核大国之一，也是核设施退役领域的大国，是世界上完成核设施退役数量最多的国家，在核设施退役领域积累了丰富的经验。
据不完全统计，截至2017年，美国共完成了7座核反应堆退役。
另外，共有20座核电厂和示范堆、4座研究堆和试验堆、13座复杂材料厂址、11座铀回收设施以及3座核燃料循环设施正在实施退役。
在核安全监管方面，美国也建立了健全的监管体系，分为五个层次，即国家法律、联邦法规、管理导则、技术文件以及核电标准与规范。
2002年，美国核管会（NRC）出版了技术文件《Consolidated Decommissioning Guidance （NUREG-1757）》，共分为三卷，第一卷是《Decommissioning Process for Materials Licensees》；第二卷是《Characterization,Survey, and Determination of Radiological Criteria》；第三卷是《Financial Assurance,Recordkeeping,and Timeliness》。
研究堆核安全监管简介
三、研究堆分类管理
3.1 分类管理目的
研究堆千差万别，其堆型、用途、功率水平、设计原理、
运行方式、安全特性具有多样性的特点。与核动力堆相比 ，大多数研究堆给公众造成危害的可能性较小，但对运行 人员的风险则较大。不同类型的研究堆，它们的安全设计 要求、事故分析和事故处理方法也有很大的差别。因此对
为此，国家核安全局组织苏州核安全中心，遵照我国现有 的核安全法规，结合国内外数十年研究堆核安全管理的经 验，参考国际上已发布的与研究堆分类相关的文件，编制 了《研究堆安全分类》。
三、研究堆分类本技术文件正文部分共有3章及1个附录： 第1章为“引言”。
。
二是“对于功率水平超过几十兆瓦的研究堆和某些特殊的研究堆 ( 如均匀研究堆或快中子研究堆)可能需要超出本导则范围的其它要 求，在某些方面可能需要采用核动力堆相应的安全导则”。 三是“对于功率为几十千瓦的具有较低风险的研究堆和临界装置， 可能适宜采用详尽程度低于本导则要求的堆芯管理和燃料装卸大纲 /维修、定试和在役检查大纲/调试大纲”。
二、研究堆许可证件的申请和颁发
安全许可证件的申请和颁发 安全许可证件的申请和颁发程序 安全许可证件的申请 安全许可证件的申请需提交资料
二、研究堆许可证件的申请和颁发
2.1 安全许可证件的申请和颁发
厂址选择 ：《研究堆厂址选择审查意见书》 建 造 ：《研究堆建造许可证》
调
二、研究堆许可证件的申请和颁发
申请《研究堆运行许可证》
(一)《研究堆最终安全分析报告》(修订版)； (二) 《研究堆环境影响报告批准书》及环境保护验收相关
文件；
(三)《研究堆装料后调试报告和试运行报告》；
HAF001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颁布机关：国务院颁布时间：1986-10-29实施时间：1986-10-29修订时间：发文文号：时效性：有效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。
核动力厂、研究堆、核燃料循环设施安全许可程序规定
核动力厂、研究堆、核燃料循环设施安全许可程序规定(自2019年10月1日起施行)目录第一章总则第二章申请与受理第三章审查与决定第四章变更与延续第五章附则第一章总则第一条为规范民用核动力厂、研究堆、核燃料循环设施等核设施安全许可活动，根据《中华人民共和国核安全法》《中华人民共和国行政许可法》《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》，制定本规定。
第二条在中华人民共和国领域及管辖的其他海域内，民用核动力厂、研究堆、核燃料循环设施（以下统称核设施）的选址、建造、运行、退役等安全许可事项的许可程序，适用本规定。
核设施转让、变更营运单位和迁移等活动的审查批准，适用本规定。
第三条核动力厂、研究堆、核燃料循环设施，是指：（一）核电厂、核热电厂、核供汽供热厂等核动力厂及装置；（二）核动力厂以外的研究堆、实验堆、临界装置等其他反应堆（以下统称研究堆），根据潜在危害由大到小可划分为Ⅰ类、Ⅱ类、Ⅲ类研究堆；（三）核燃料生产、加工、贮存和后处理设施等核燃料循环设施。
核设施配套建设的放射性废物处理、贮存设施的安全许可，应当在主体核设施的安全许可中一并办理许可手续。
第四条核设施营运单位申请核设施安全许可，以及办理核设施安全许可的变更、延续，应当依照本规定，报国家核安全局审查批准。
第二章申请与受理第五条核设施营运单位，应当具备保障核设施安全运行的能力，并符合下列条件：（一）有满足核安全要求的组织管理体系和质量保证、安全管理、岗位责任等制度；（二）有规定数量、合格的专业技术人员和管理人员；（三）具备与核设施安全相适应的安全评价、资源配置和财务能力；（四）具备必要的核安全技术支撑和持续改进能力；（五）具备应急响应能力和核损害赔偿财务保障能力；（六）法律、行政法规规定的其他条件。
第六条核设施营运单位应当按照有关核设施场址选择的要求完成核设施场址的安全评估论证，并在满足核安全技术评价要求的前提下，向国家核安全局提交核设施场址选择审查申请书和核设施选址安全分析报告，经审查符合核安全要求后，取得核设施场址选择审查意见书。
放射性物质管理办法
放射性物质管理办法放射性物质管理办法(2005年10月修订)第一条、为了防止放射性污染，保护环境，保障人体健康，促进放射性物质开发与合理利用，加强和规范放射性物质管理，根据《中华人民共和国放射性污染防治法》《城市放射性废物管理办法》《放射性同位素与射线装置放射防护条例》及有关规定，结合我校的实际情况，制定本办法。
第二条、与放射性物质相关用语的含义：（一）放射性污染，是指由于人类活动造成物料、人体、场所、环境介质表面或者内部出现超过国家标准的放射性物质或者射线。
（二）核设施，是指核动力厂（核电厂、核热电厂、核供汽供热厂等）和其他反应堆（研究堆、实验堆、临界装置等）；核燃料生产、加工、贮存和后处理设施；放射性废物的处理和处置设施等。
（三）核技术利用，是指密封放射源、非密封放射源和射线装置在医疗、工业、农业、地质调查、科学研究和教学等领域中的使用。
（四）放射性同位素，是指某种发生放射性衰变的元素中具有相同原子序数但质量不同的核素。
（五）放射源，是指除研究堆和动力堆核燃料循环范畴的材料以外，永久密封在容器中或者有严密包层并呈固态的放射性材料。
（六）射线装置，是指x线机、加速器、中子发生器以及含放射源的装置。
（七）伴生放射性矿，是指含有较高水平天然放射性核素浓度的非铀矿（如稀土矿和磷酸盐矿等）。
（八）放射性废物，是指含有放射性核素或者被放射性核素污染，其浓度或者比活度大于国家确定的清洁解控水平，预期不再使用的废弃物。
第三条、放射性物质管理贯彻国家对放射性污染的防治方针：“预防为主、防治结合、严格管理、安全第一。
”第四条、学校实行放射性物质使用审批制度，校属单位在教学、科研、生产中使用放射性物质，必须事先经学校审批，并按规定履行报批手续。
程序是：1、使用单位立项、申请，提供立项申请书和可行性报告；2、学校审批，主管校领导审核，学校校长办公会议决定，校长签字批准；3、学校上级主管部门批准或备案；4、政府环保、卫生、公安部门批准，办理有关手续。
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附件2《核动力厂、研究堆、核燃料循环设施安全许可程序规定(征求意见稿)》编制说明一、编制背景《中华人民共和国核安全法》（以下简称核安全法）于2017年9月1日由第七十三号主席令发布，自2018年1月1日起施行。
核安全法确认了1986年发布的《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》关于核设施安全许可制度等一系列核安全监管制度，但对于具体行政许可的设立和申请行政许可的条件等方面进行了一些调整。
同时，核安全法还规定了核设施分级分类管理的原则、定期安全评价和核设施停闭管理等要求。
《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》建立了国家对核设施的实施安全许可制度，规定由国家核安全局负责制定和颁发核设施安全许可证件。
根据该条例，国家核安全局针对核电厂、研究堆制定了相应实施细则来规范许可证件的申请和颁发。
（一）1993年12月31日，国家核安全局发布了《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（HAF001/01-1993）》，明确了申请核电厂安全许可证件的条件和申请程序。
（二）2006年3月1日，国家核安全局发布了《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（HAF001/03-2006）》，明确了申请研究堆安全许可证件的条件和申请程序。
我国《核电厂安全许可证件的申请和颁发（HAF001/01-1993）》和《研究堆安全许可证件的申请和颁发规定（HAF001/03-2006）》已施行多年，在指导核电厂和研究堆安全许可和证件管理方面、以及核安全监督方面取得较好的效果，但在实践中，上述两个管理规定也暴露出一些不足。
尤其是在《中华人民共和国核安全法》正式实施之后，对《核电厂安全许可证件的申请和颁发（HAF001/01-1993）》和《研究堆安全许可证件的申请和颁发规定（HAF001/03-2006）》进行完善和修订就显得尤为重要。
另外，我国尚未制定民用核燃料循环设施安全许可证件的管理规定，需要针对核燃料循环设施的特点制定相关规定。
2017年10月27日，国家核安全局局长办公会决定，在原《核电厂安全许可证件的申请和颁发（HAF001/01-1993）》以及《研究堆安全许可证件的申请和颁发规定（HAF001/03-2006）》的基础上，制定针对包含核动力厂、研究堆、核燃料循环设施在内的核设施安全许可证件的管理文件。
二、编制原则在进行了相关调研和分析基础上，经讨论，确定了以下编制原则。
（一）以核安全法及核设施安全监督管理条例规定的行政许可事项为本规定行政许可的依据；（二）行政许可程序原则上满足行政许可法的要求，特殊程序满足核安全法的要求。
参考《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》《核电厂安全许可证件的申请和颁发（HAF001/01-1993）》、《研究堆安全许可证件的申请和颁发规定（HAF001/03-2006）》，对许可的申请材料进行适当的整合调整；（三）充分考虑本管理办法与我国已颁布法律、法规、部门规章的衔接，尤其需要满足行政许可法的一般要求，以及反映出核安全法的特殊要求；（四）考虑《核电厂安全许可证件的申请和颁发（HAF001/01-1993）》《研究堆安全许可证件的申请和颁发规定（HAF001/03-2006）》的使用经验及我国核设施的具体现状和监管实践；（五）考虑国务院关于减少行政许可审批环节的要求；遵照行政许可和行政审批各自负责、互不为前置的要求；考虑到生态环境部（国家核安全局）事权范围内的审批事项，不要求申请单位重复提交材料；（六）编制过程中适当体现核设施安全分类监管的原则。
三、主要章节结构和解释（一）主要章节本规定正文部分共有6章39条和6个附表，内容分别如下。
第一章为总则。
主要规定了制定本规定的目的和依据、适用的核设施范围和安全许可的类型等。
第二章为核设施安全许可事项的申请和受理。
规定了申请核设施安全许可的资质条件，申请程序，所需材料等具体要求。
规定了核设施终止运行后的法律义务。
规定了核设施营运单位申请许可的材料关于真实性、准确性和格式的要求。
第三章为审查与决定。
本章规定了审批核设施安全许可证件的时限要求，许可证件的记载内容范围等相关事项。
规定了承担技术审评任务的技术支持单位的责任和专家委员会咨询的职能。
规定了许可证申请审查过程中征求意见的要求和信息公开的要求。
第四章为变更和延续。
本章规定了申请核设施安全许可条件变更和许可证有效期延续所需程序、材料等具体要求，以及核设施迁移、长期停堆（运）等的审批要求。
第五章为罚则。
本章规定了核设施营运单位违反相关法律条款所需承担的法律责任和处罚依据。
第六章为附则，对办法中的术语进行定义。
附表1、《核设施场址选择审查意见书申请书》格式附表2、《核设施建造许可证申请书》格式附表3、《核设施运行许可证申请书》格式附表4、《核设施运行许可证有效期延续申请书》格式附表5、《核设施转让申请书》格式附表6、《核设施退役申请书》格式（二）具体条款的说明第一条规定了规章制定的依据和目的。
本规定制定的目的是规范民用核设施的安全许可的实施。
因作为核设施一部分的放射性废物处理、贮存和处置设施不包括在本规定，所以本规定名称定为《核动力厂、研究堆、核燃料循环设施安全许可程序规定》。
第二条规定了适用的核设施类别和许可事项等。
适用的核设施类型有：核动力厂、研究堆、核燃料循环设施；许可事项包括：上述核设施的选址、建造、运行、退役，以及核设施转让、变更营运单位等活动。
第三条规定了核动力厂、研究堆、核燃料循环设施的具体所指。
对上述核设施进行了细化描述，其中对研究堆按照潜在风险大小作了分类的描述；规定了为上述核设施配套建设的放射性废物处理、贮存设施的安全许可包含在主体设施的安全许可中。
第四条作为申请和变更行政许可的一般规定。
规定了核设施营运单位申请核设施安全许可，以及办理安全许可的变更、延续，应当依照本规定的程序和要求，报国家核安全局审查批准。
第五条规定了申请核设施安全许可的营运单位应该具备的基本条件。
本条第一款规定“申请核设施安全许可的营运单位，应具有合法登记的企业法人或事业单位法人资格”，这是对核安全法关于核设施营运单位应当具备的条件的细化。
我国的核设施营运单位除了营运核动力厂等核设施的企业法人，还有营运研究堆等核设施的科研院所等事业法人。
核设施营运单位作为核设施安全许可证持有者，对所营运的核设施的安全承担全面责任。
因此营运单位必须具备履行其义务、承担其责任所必需的能力和条件，从而保证核安全责任的有效落实。
本条关于申请核设施安全许可的营运单位的资格，法律依据为核安全法第十五条。
对于具体条款，应该另行制订相应文件作出具体的规定。
第六条规定了场址选择审查意见书的申请要求。
《核电厂安全许可证件的申请和颁发（HAF001/01-1993）》第四条规定“核电厂的厂址选择：在国家有关部门批准核电厂可行性报告之前，必须取得国家核安全局《核电厂厂址选择审查意见书》。
”《研究堆安全许可证件的申请和颁发规定（HAF001/03-2006）》中第四条也规定了“在国家有关部门批准研究堆可行性报告之前，必须取得国家核安全局《研究堆厂址选择审查意见书》。
”这与中央简化行政审批，不得设置前置条件的精神相抵触。
核安全法对核设施选址的阶段也未做前置限制。
因此，在本条款中删除《核电厂安全许可证件的申请和颁发（HAF001/01-1993）》《研究堆安全许可证件的申请和颁发规定（HAF001/03-2006）》中前置性行政许可的相关内容，只要求核设施营运单位在选址阶段需要取得国家核安全局关于核设施的场址选择审查意见书。
第七条规定了核设施建造许可证的申请要求。
本条规定了核设施营运单位申请核设施建造许可证应该提交的材料和许可证有效期。
与场址选择审查意见书的申请材料相比，在建造许可证申请阶段增加了企业法人营业执照或者事业单位法人证书副本，以及法人代表身份证件复印件（加盖营运单位公章）一项。
主要考虑是场址选择审查意见书更多的是对场址本身的安全评价，评价意见与场址有关，申请单位可以不必然是未来的建设或者营运单位。
但在建造许可证申请阶段，许可申请单位必然为营运单位，应该满足营运单位的相关资格要求，作为行政许可申请人的确认，有必要提供法人证明材料。
核设施建造许可证的有效期为十年，法律依据为核安全法第二十六条。
第八条规定了可以简化行政许可环节的情形。
根据简化行政审批和“放管服”的要求，规定了可以在申请建造许可时一起向国家核安全局提交核设施场址安全分析报告的情形。
这些情形中，有些核设施比较简单，或是不必要单独审查场址安全性，在建造许可证审查期间一并审查场址安全性，完全可以满足法规要求和工程建设的需要。
根据实际安全需求和监管实践，对于新选场址拟建核设施为I 类研究堆的，因其风险水平较其他研究堆低，其选址和建造许可可以合并申请。
对于在已有场址新建研究堆的，如果新建研究堆的类别不高于已有研究堆的，其选址许可和建造许可也可以合并申请。
在现有核燃料生产基地内建设的核燃料循环前端设施（铀纯化转化、铀浓缩和元件制造设施），由于其基于现有场址且场址安全性已得到充分评价，营运单位可将选址与建造许可申请合并办理。
对于由工厂制造和总装的浮动式或移动式核动力装置，由于其在制造以及装料和调试期间，其对场址外部条件的依存度不大，同时，相关场址在其相关环节已履行过手续，故规定如果其场址已经过安全评价并得到批准的，后续设施的建造可合并申请选址与建造许可。
允许核设施营运单位合并申请场址选择审查意见书与建造许可证，不是取消了某一许可，而是在程序上允许两个许可一起申请，从而简化营运单位的负担和提高行政水平。
合并申请许可的条件应该满足于两个阶段中较高的条件，从而保证不降低安全要求。
第九条规定了核设施运行许可证的申请要求。
第一款规定了核设施申请运行许可证的时机和运行许可证所调整的活动。
第二款规定按核安全法要求，申请运行许可证需提交的材料。
第十条规定了核设施营运申请运行许可证需要补充提交的材料。
核安全法规定了核设施营运单位申请核设施运行许可证所需提交的材料如下。
（一）核设施运行许可证申请书；（二）最终安全分析报告；（三）质量保证文件；（四）应急预案；（五）法律、行政法规规定的其他材料。
根据之前核安全监督审评的实践和《核电厂安全许可证件的申请和颁发（HAF001/01-1993）》《研究堆安全许可证件的申请和颁发规定（HAF001/03-2006）》针对原首次装料批准书的要求，为了满足运行许可证的技术审评和监督需要，还需要营运单位根据工程建设调试进展补充提交下列资料。
（一）调试大纲；（二）维修大纲（I类研究堆及核燃料循环设施不适用）；（三）在役检查大纲（I类研究堆及核燃料循环设施不适用）；（四）装换料大纲（I类研究堆及核燃料循环设施不适用）；（五）役前检查结果报告（I类研究堆及核燃料循环设施不适用）；（六）实验和应用大纲（研究堆之外的核设施不适用）；（七）核设施装料前调试报告。