美国能源部良好实践导则PDF电子书下载

第一章　范围 1

1.1　范围 1

1.2　适用 1

1.3　策略与意图 2

1.4　引用文件 3

1.5 ANSI/ANS-8系列标准 3

1.6　维护 4

第二章　适用文件 5

2.1 DOE文件 5

2.1.1 DOE 1300.2A 5

2.1.2 DOE 1324.2A 5

2.1.3 DOE 5000.3B 5

2.1.4　DOE 5480.3 5

2.1.5 DOE 5480.4 6

2.1.6 DOE 5480.11 6

2.1.7 DOE 5480.188 6

2.1.8　DOE 5480.19 6

2.1.9　DOE 5480.20A 6

2.1.10　DOE 5480.21 7

2.1.11 DOE 5480.22 7

2.1.12 DOE 5480.23 7

2.1.13 DOE 420.1 7

2.1.14 DOE 5484.1 7

2.1.15 DOE 5500.2B 7

2.1.16 DOE 5500.3A 8

2.1.17 DOE 5700.6C 8

2.1.18　DOE 6430.1A 8

2.1.19　DOE-STD-3007-93 8

2.1.20 DOE-STD-3013-94 8

2.1.21 DOE/TIC-1 1603-REV.1 8

2.2　其他联邦机构的文件 9

2.2.1 联邦管理法规（CFR） 9

2.2.1.1 10 CFR 70 9

2.2.1.2 10 CFR 71 9

2.2.1.3 10 CFR 830 9

2.2.2 核管理委员会（NRC）文件 9

2.2.2.1 NRC管理导则3.1 10

2.2.2.2 NRC管理导则3.4 10

2.2.2.3 NRC管理导则3.34 10

2.2.2.4 NRC管理导则3.35 10

2.2.2.5 NRC管理导则3.68 10

2.2.2.6 NRC管理导则8.12 10

2.2.2.7 NUREG/BR-0167 11

2.2.2.8　NUREG/CR-1278,SAND80-0200,RX,AN 11

2.2.2.9 NUREG/CR-4639,EEG-2458 11

2.3　非政府文件 11

2.3.1 美国国家标准学会（ANSI） 11

2.3.1.1 ANSI/ANS-8.1-1998 11

2.3.1.2 ANSI/ANS-8.3-1997 11

2.3.1.3 ANSI/ANS-8.5-1996 12

2.3.1.4　ANSI/ANS-8.6-1983,R95 12

2.3.1.5 ANSI/ANS-8.7-1998 12

2.3.1.6 ANSI/ANS-8.9-1987,R95 12

2.3.1.7 ANSI/ANS-8.10-1983,R88 12

2.3.1.8 ANSI/ANS-8.12-1987,R93 12

2.3.1.9 ANSI/ANS-8.15-1981,R95 13

2.3.1.10 ANSI/ANS-8.17-1984,R97 13

2.3.1.11 ANSI/ANS-8.19-1996 13

2.3.1.12 ANSI/ANS-8.20-1991 13

2.3.1.13 ANSI/ANS-8.21-1995 13

2.3.1.14 ANSI/ANS-8.22-1997 13

2.3.1.15 ANSI/ANS-8.23-1997 14

2.3.1.16 ANSI/ANS-10.3-1986 14

2.3.1.17 ANSI/ANS-10.4-1987 14

2.3.1.18 ANSI/IEEE-Std-500-1984 14

2.3.2　有关工业方面的参考文件 14

2.3.2.1 ANS-9 14

2.3.2.2 LA-11627-MS 15

2.3.2.3　PNL-SA-4868，第5次修订版 15

2.3.2.4　LA-3366（修订版） 15

2.3.2.5 NUREG-0492 15

2.3.2.6 DOE/NCT-04 15

2.3.2.7　选定的锕系核素的临界与裂变特性 15

2.3.2.8　LA-10860-MS 16

2.3.2.9　TID-7016，修订3版，LA-12808 16

2.3.2.10　NUREG/CR-6504，第1卷和第2卷（ORNL/TM-13322／第1卷，第2卷） 16

2.3.2.11 NEA/NSC/DOC(95)03/1-Ⅶ 16

2.3.3 杂志论文和会议文集 17

第三章　术语与定义 18

第四章　一般说明 39

4.1　适用 39

4.2 良好实践导则的解释 39

4.3　良好实践导则的维护 40

4.4　文件体系结构 40

4.4.1 课题构成 40

4.4.2 内容组织 40

第五章　详细指导原则 42

5.1　行政管理 42

5.1.1 合同主管或行政主管 42

5.1.1.1 责任 42

5.1.1.2 政策 43

5.1.1.3 组织机构 43

5.1.1.4 大纲的监管 43

5.1.1.5 纠正行动 44

5.1.1.6 资源 44

5.1.1.7　停止工作的政策 44

5.1.2　设施运行经理 44

5.1.2.1　核临界事故报警系统管理 45

5.1.2.2 程序的制定与维护 45

5.1.2.3 人员培训 45

5.1.2.4　设计与程序审评 45

5.1.2.5　构型控制大纲 45

5.1.2.6 自评价 46

5.1.2.7　遵章 46

5.1.2.8　监查响应的批准 46

5.1.2.9 安全文件的编制 46

5.1.2.10　偶然事件分析的文件编制 46

5.1.2.11　设施的停闭 47

5.1.2.12　核临界安全控制措施的保持 47

5.1.2.13 火灾安全计划 47

5.1.2.14　运行布告 47

5.1.2.15　责任的委派 47

5.1.2.16 临界事故撤离路线的安排 47

5.1.2.17　工艺积累的监测 48

5.1.2.18　设施进出及其他核临界安全控制措施 48

5.1.3 生产线／生产管理者 48

5.1.3.1 职权与职责的接受 48

5.1.3.2　标准的执行 49

5.1.3.3　运行的批准 49

5.1.3.4　人员配备与培训 49

5.1.3.5 构型控制 49

5.1.3.6 程序 49

5.1.3.7　维修 49

5.1.3.8 内部监查 50

5.1.3.9 应急计划 50

5.1.3.10 文件管理 50

5.1.3.11 通知 50

5.1.3.12 审评请求 50

5.1.3.13　职权的委托和责任的分配 51

5.1.4 生产线首席监督员 51

5.1.4.1 责任 51

5.1.4.2 培训 51

5.1.4.3 培训保障 51

5.1.4.4 程序制定 52

5.1.4.5 安全实践 52

5.1.4.6 运行审评 52

5.1.4.7　运行审批 52

5.1.4.8　工艺监测 52

5.1.4.9　恢复与偏离评价 53

5.1.4.10　标识与布告 53

5.1.4.11　进出控制 53

5.1.5 裂变材料操作人员 53

5.1.5.1 责任 53

5.1.5.2　操作程序 54

5.1.5.3　操作的停止 54

5.1.5.4 请教 54

5.1.5.5 培训要求 54

5.1.5.6 通知 54

5.1.5.7 应急响应 54

5.1.6　设施维修组织 55

5.1.7 工程和项目组织 55

5.1.7.1 责任 55

5.1.7.2　设计要求的符合 55

5.1.8 临界安全组织 55

5.1.8.1 技术指导 56

5.1.8.2　质量保证 57

5.1.8.3 临界安全组织的人员资格 57

5.1.8.4　熟悉程度的保持 57

5.1.8.5 咨询 58

5.1.8.6 求教 58

5.1.8.7　实施内部评价与监查 59

5.1.8.8　运行操作审评 59

5.1.8.9 程序审评 59

5.1.8.10 事件审评 59

5.1.8.11 工艺事件树／故障树分析 59

5.1.8.12 软件和数据的质量与配置控制 60

5.1.8.13　核临界安全评价 60

5.1.8.14　核临界安全分析 60

5.1.8.15 核临界安全恢复行动 60

5.1.8.16 临界事故报警系统与临界事故探测系统传感器、核临界事故剂量计和撤离区边界屏蔽与配置的评价 61

5.1.8.17 同行审评 61

5.1.8.18　记录的保存 62

5.1.8.19　核临界安全程序 62

5.1.8.20 设计审评 62

5.1.8.21 有效控制措施的选择与批准 62

5.1.8.22　停闭支持 62

5.1.8.23 事故产额的估计 63

5.1.8.24　参加核临界事故报警系统撤离练习 63

5.1.8.25 技术培训支持 63

5.1.8.26 火灾安全计划的审评 63

5.1.8.27　运行经验反馈 63

5.1.8.28　对单位核临界安全审评委员会的支持 63

5.1.9 单位核临界安全审评委员会 64

5.1.9.1 组成 64

5.1.9.2 对管理者的指导 64

5.1.9.3 事件调查 64

5.1.9.4　单位核临界安全审评委员会年度审评 64

5.1.9.5　请求的响应 66

5.2　人员的选择、资格、培训和配备大纲 66

5.2.1 运行操作与支持人员大纲 67

5.2.2　单位核临界安全工作人员大纲 67

5.2.3 参访者和文秘人员 69

5.2.4　监查员资格 69

5.2.4.1　符合性监查 69

5.2.4.2 质量监查 70

5.3　操作、贮存和运输——计划、程序、要求和控制措施 70

5.3.1 对运行操作计划和程序的一般要求 71

5.3.1.1 启动、运行操作和修改 71

5.3.1.2　核临界安全参数的鉴别 71

5.3.1.3 单一故障安全保证 71

5.3.1.4　程序的简便易行 72

5.3.1.5 程序的审评 72

5.3.1.6 补充 72

5.3.1.7　运行偏离 72

5.3.1.8　程序的修改 73

5.3.2 加工处理 73

5.3.2.1 总平面布置图、流程图与设备布置图 73

5.3.2.2　材料组分的程序描述 73

5.3.2.3　许用材料量的程序描述 73

5.3.2.4 间距要求的程序描述 74

5.3.2.5 材料收集与运输的程序性规范 74

5.3.2.6 行政管理措施的程序性规范 74

5.3.3 裂变材料的接收与检查 74

5.3.3.1 核验 74

5.3.3.2　材料的放置 74

5.3.4　裂变材料的贮存 75

5.3.4.1 容器设计 75

5.3.4.2 容器准则 75

5.3.4.3　容器描述 75

5.3.4.4　容器的标识与封闭 76

5.3.4.5　容器的通风 76

5.3.4.6 钚或233U的包装 76

5.3.4.7　钚的贮存监测 76

5.3.4.8　设施的设计准则 77

5.3.4.9　贮存技术条件 77

5.3.4.10　贮存设施的总平面布置与设备布置 77

5.3.4.11 关于慢化与反射材料的警告 78

5.3.4.12　材料的移出与返回 78

5.3.4.13 非必需材料的排除 78

5.3.4.14　备用状态检查 78

5.3.4.15 布告 78

5.3.4.16 指示 79

5.3.4.17 应急计划 79

5.3.4.18　对贮存要求的违背 79

5.3.4.19　运输容器的利用 79

5.3.4.20　材料约束 79

5.3.4.21 自燃材料 80

5.3.4.22　热量的排除 80

5.3.5　裂变材料的运输 80

5.3.5.1 场内转移 80

5.3.5.1.1 场内转移的安全分析 80

5.3.5.1.2 操作程序 80

5.3.5.2　场外运输 81

5.3.6　布告与标识 81

5.3.6.1 裂变材料操作、贮存和工作场所等的布告 81

5.3.6.1.1 指明存在裂变材料的布告 81

5.3.6.1.2　标志 82

5.3.6.1.3 贮存布告 82

5.3.6.1.4 工艺限值 82

5.3.6.1.5 布告的一致性 82

5.3.6.1.6　行政管理布告 83

5.3.6.1.7　注意或禁止 83

5.3.6.1.8　布告与操作员辅助程序的可视性 83

5.3.6.2　裂变材料标识要求 83

5.3.6.2.1 标识 83

5.3.6.2.2 补加标识 83

5.3.6.2.3　应包含的信息 84

5.3.6.2.4　特殊需要 84

5.3.6.2.5　未辐照反应堆燃料或靶件 84

5.3.6.2.6 已辐照反应堆燃料或靶件 84

5.3.6.3 空容器 84

5.4　临界事故报警与临界事故探测系统 84

5.4.1 需要临界事故报警系统覆盖的情况 85

5.4.2 需要临界事故探测系统覆盖的情况 86

5.4.3 不需要临界事故报警系统和临界事故探测系统的情况 87

5.4.3.1 有屏蔽的操作 87

5.4.3.2 已获得许可或认证的货包 87

5.4.3.3 相信不可能发生临界事故的情况 88

5.4.4 设计要求 88

5.4.4.1　辐射探测特性 88

5.4.4.2 报警逻辑 88

5.4.4.3 故障警告 89

5.4.4.4　报警目的 89

5.4.4.5 探测器的抗饱和性能 89

5.4.4.6 报警装置的还原 89

5.4.4.7 自动报警 90

5.4.4.8 响应检验 90

5.4.4.9 误报和系统弱点的最少化 90

5.4.4.10　备用电源 90

5.4.4.11　抗震性能 90

5.4.4.12 响应时间 91

5.4.4.13　探测准则 91

5.4.4.14　灵敏度 91

5.4.4.15 间距 92

5.4.4.16 信号 92

5.4.4.17 可靠性 92

5.4.5　检验 93

5.4.5.1 初始 93

5.4.5.2　维修后 93

5.4.5.3 辐射 93

5.4.5.4 定期 93

5.4.5.5 纠正行动 94

5.4.5.6 程序 94

5.4.5.7 记录 94

5.4.6 配置分析 94

5.4.6.1 屏蔽与配置分析 94

5.4.6.2 产额估计 95

5.4.7　运行的熟悉 95

5.4.7.1 对临界事故报警系统报警的响应 95

5.4.7.2 应急程序 95

5.4.7.3 对信号的熟悉 95

5.4.7.4 信号演示 96

5.4.7.5 报警信号的定期演示 96

5.4.7.6　年度撤离练习 96

5.4.7.7　参访人员培训 96

5.5　应急准备 97

5.6　核临界安全控制原则与方法 97

5.6.1 双偶然事件原则（应用） 100

5.6.1.1 事件要求 101

5.6.1.2 事件范围 106

5.6.1.3　双偶然事件分析 106

5.6.1.4 事件控制措施的可靠性 106

5.6.1.5 事件控制的次临界度裕量 106

5.6.1.6 相关事件的处理 107

5.6.1.7 工程或行政控制措施的鉴别 107

5.6.1.8 双偶然事件原则的例外 107

5.6.1.9 优先采用的控制体系 108

5.6.1.10　行政管理措施的避免 108

5.6.1.11 双偶然事件原则的豁免 108

5.6.2 通用核临界安全控制原则与实践 108

5.6.2.1 安全保证 108

5.6.2.2 可能的临界评价 108

5.6.2.3　燃耗信用 109

5.6.2.4 贮存 109

5.6.2.5　特种锕系元素评价 109

5.6.2.6　次临界中子增殖测量 109

5.6.2.7 临界事故报警系统 109

5.6.2.8　工艺与设备设计 109

5.6.2.9　过程分析 110

5.6.2.10　次临界基点 110

5.6.2.11　运行操作程序 110

5.6.2.12　裂变材料豁免量 110

5.6.3 对核临界安全及其控制重要的核特性 110

5.6.3.1　几何控制 111

5.6.3.1.1 对设备设计的依赖 111

5.6.3.1.2 易裂变溶液的转移 111

5.6.3.1.3　几何控制裕量 111

5.6.3.1.4　控制监测 111

5.6.3.1.5　热绝缘问题 111

5.6.3.1.6　贮槽设计 112

5.6.3.1.7　地面疏水 112

5.6.3.1.8 意外转移 112

5.6.3.1.9 回流的防止 112

5.6.3.2 间距（相互作用）控制 112

5.6.3.2.1 贮存与转移 112

5.6.3.2.2　贮存格架的完整性 112

5.6.3.3 中子吸收剂（毒物）控制 113

5.6.3.3.1 适用性 113

5.6.3.3.2 拉西环 113

5.6.3.3.3　代表性样品 113

5.6.3.3.4 最小可溶毒物浓度 113

5.6.3.3.5 可溶毒物监测 113

5.6.3.4　浓度（密度）控制 114

5.6.3.4.1 工艺过程中密度的改变 114

5.6.3.5　慢化控制 114

5.6.3.5.1 中子慢化的监督 115

5.6.3.5.2 间隙慢化的考虑 115

5.6.3.5.3 非水慢化的考虑 115

5.6.3.5.4 固定防火系统 115

5.6.3.5.5 慢化材料的排除 115

5.6.3.5.6 消防系统中水的使用 115

5.6.3.6　反射控制 115

5.6.3.6.1 关于中子反射的假设 116

5.6.3.6.2 反射控制的避免 116

5.6.3.6.3 消防系统中水的使用 116

5.6.3.7　质量控制 116

5.6.3.7.1　超批量投料 116

5.6.3.7.2　双批量投料 116

5.6.3.7.3　材料形态 116

5.6.3.8　体积控制 116

5.6.3.8.1　体积限值 117

5.6.3.9 富集度或同位素控制 117

5.7　核临界安全设计与分析指导原则 117

5.7.1 范围 117

5.7.2　核临界安全控制设计过程概述 118

5.7.2.1 主要项目 118

5.7.2.1.1 初步工艺危险审评 118

5.7.2.1.2　设计过程与设计审评 118

5.7.2.1.3　运行前工艺危险审评 119

5.7.2.2 涉及现有设备修改的项目 121

5.7.2.2.1 工艺危险审评的筛选 121

5.7.2.2.2 初步工艺危险审评 121

5.7.2.2.3 运行前工艺危险审评 121

5.7.3 六项基本核临界安全控制设计目标 121

5.7.3.1 目标1——利用优先控制措施体系来控制发生临界的概率 122

5.7.3.2 目标2——鉴别清楚潜在临界情景 122

5.7.3.3 目标3——尽实际可能消除潜在临界情景 122

5.7.3.4 目标4——证明临界危险低到可以接受的水平 123

5.7.3.5 目标5——评价临界安全控制措施的可操作性 123

5.7.3.6 目标6——核临界安全控制设计的文件化 123

5.7.4 控制临界风险的手段 123

5.7.4.1 临界安全控制的三种基本手段 125

5.7.4.1.1 无源工程控制 125

5.7.4.1.2 有源工程控制 126

5.7.4.1.3　行政管理控制 126

5.7.4.2 临界安全控制方法 127

5.7.4.2.1 几何控制 127

5.7.4.2.2 间距控制 132

5.7.4.2.3 中子毒物 134

5.7.4.2.4 易裂变核素浓度控制 136

5.7.4.2.5 慢化控制 137

5.7.4.2.6 反射控制 139

5.7.4.2.7 质量控制 139

5.7.4.2.8 富集度或同位素组分控制 140

5.7.4.2.9 密度控制 140

5.7.5 潜在临界情景的鉴别 141

5.7.5.1 有助于成功鉴别的四种办法 142

5.7.5.2 实现临界情景鉴别的方法 142

5.7.5.2.1 利用逻辑模型鉴别事故情景 142

5.7.5.2.2　直接设定事故情景 144

5.7.5.2.3 演绎法逻辑树举例 146

5.7.6 潜在临界情景的消除 150

5.7.7 潜在临界情景可接受性的判断 151

5.7.7.1　双偶然事件分析的含义与应用 151

5.7.7.2 实施双偶然事件原则和进行事件分析的基本步骤 154

5.7.7.3 可作为事件屏障的条件 154

5.7.7.3.1 事件屏障失效概率可接受性的定量准则 154

5.7.7.3.2　独立性准则 156

5.7.7.3.3 两种控制措施同时崩溃发生率的量化 156

5.7.7.4双偶然事件控制手段的特殊而显著的标识 156

5.7.8 临界安全控制措施的可操作性 157

5.7.8.1 临界安全重要控制措施的标识 157

5.7.8.2　控制措施可操作性的考查 157

5.7.8.3 引入良好人因工程实践 158

5.7.8.4　设计的一致性 158

5.7.8.5 便于采样 158

5.7.8.6　便于检查和维修 159

5.7.8.7 便于冲洗 160

5.7.8.8　预计工艺变化 160

5.7.8.9 考虑火灾控制系统 160

5.7.9　核临界安全控制设计的文件化 161

5.7.9.1 核临界安全控制设计方案的文件化 162

5.7.9.2　核临界安全控制设计的文件化 164

5.7.10　举例 165

5.8　软件的质量保证与适用性认定 165

5.8.1 软件要求 165

5.8.2 计算方法的检验 166

5.8.3　软件配置的控制 166

5.8.4　计算方法的认定 166

5.8.5 程序使用者的证实 167

5.9　核临界安全评价细则 167

5.9.1 对核临界安全评价执行人员的要求 168

5.9.2　核临界安全评价的实施与文件编制 168

5.9.2.1 同行审评 170

5.9.2.2 NCSE文件编制 171

附录A　人员选择、资格、培训和配备大纲 172

A.1　运行操作与支持人员大纲 172

A.1.1 人员熟练程度的延续 173

A.1.2 核裂变链式反应与事故后果 173

A.1.3 裂变系统内中子的行为 173

A.1.4 临界事故史 174

A.1.5 对核临界事故报警信号的响应 174

A.1.6　核临界安全参数 174

A.1.7 政策与程序 174

A.1.8　评价 174

A.2　单位的核临界安全人员 175

A.2.1　资格 175

A.2.2　职业技能 177

A.2.2.1　分析 178

A.2.2.2　评价 179

A.2.2.3　实施 180

A.2.2.4　确认 180

A.2.2.5 适任能力的延续 181

A.2.3　资格认定过程 181

A.2.3.1　原则 181

A.2.3.2　水平分级 183

A.2.3.2.1　入门 183

A.2.3.2.2 实习员 184

A.2.3.2.3　专家 185

A.2.3.2.4　高级专家 186

A.2.3.2.5　领导级专家 186

A.2.3.3　职能专业 187

A.2.3.4　适任能力的延续 188

A.2.3.5　要求 188

A.2.3.5.1　教育 190

A.2.3.5.2　经验 191

A.2.3.5.3　培训 192

A.2.3.5.4　在岗培训 193

A.2.3.5.5　专业水平提高 195

A.2.3.5.6　个人特征 195

A.2.3.6　综合资格 196

A.2.4　专用分级资格认定大纲 197

A.2.5 专用职能资格认定大纲 197

A.2.6　适任能力的延续 197

A.2.7　文件与记录 199

A.2.8　评价与文件 199

附录B　分级处理方法 200

B.1 临界安全分析与核临界安全评价的分级处理 200

B.1.1 分析与评价的级别 200

B.1.1.1　A级 201

B.1.1.2　B级 201

B.1.1.3 C级 202

B.1.2　设施裂变材料操作的复杂程度 203

B.1.2.1 Ⅰ类 203

B.1.2.2 Ⅱ类 203

B.1.2.3 Ⅲ类 203

B.1.2.4　Ⅳ类 204

B.1.3　分析的内容 204

B.1.3.1　操作描述 204

B.1.3.2 裂变材料形态 204

B.1.3.3 可信的操作条件变化 205

B.1.3.4　事故情景分析 205

B.1.3.5 对CAS或CDS的需求 205

B.1.3.6 安全控制措施描述 205

B.1.3.7　核临界安全评价（NCSE）摘要 206

B.1.4　核临界安全分析和评价的实施 206

B.1.5　分级处理的结果 206

附录C　两种偶然事件同时出现的等待时间估计［1］ 208

C.1　引言 208

C.1.1 双偶然事件原则概述 208

C.1.2 马尔科夫（Markov）模型 208

C.1.3　概率描述 209

C.2　通用马尔科夫模型 209

C.3　对称情况 213

附录D　核临界安全控制设计示例 215

D.1　双偶然事件分析 215

D.1.1 示例1 215

D.1.1.1 潜在临界情景的鉴别——逻辑框图 217

D.1.1.2 对照双偶然事件原则进行的评价 217

D.1.1.2.1 双偶然事件两重屏障的鉴别 217

D.1.1.2.2 双偶然事件屏障的合格要求 218

D.1.1.3 每种偶然事件屏障的控制手段的鉴别 222

D.1.1.4 相对于其他核临界安全目标的审评 223

D.2　消除不必要临界情景示例 223

D.2.1 例1——消除干燥区的潜在水源 223

D.2.2 例2——消除原动力 224

D.2.3 例3——消除浓度过高的可能性 224

D.3　无源工程特性和装置示例 225

D.3.1 空气隔断 225

D.3.2 气压密封管 225

D.3.3 临界疏水装置 226

D.3.4　核安全盲板 227

D.3.5 大管道尺寸 228

D.3.6 限流孔 228

D.3.7　相对高度 229

D.4　有源保护装置的示例 229

D.4.1 安全爆破盘 229

D.4.2　止回装置 230

D.4.3　辐射监测系统 230

附录E　软件配置控制程序 232

E.1　具体责任 232

E.1.1　合同单位安全组织的管理者 232

E.1.2 软件系统队 233

E.1.3 功能系统管理员 234

E.1.4 系统管理员 234

E.1.5 单位核临界安全组织 235

E.1.6　软件开发者 236

E.2　软件标识 236

E.3　软件管理 237

E.4　软件变更程序 237

E.5　不合格报告程序 238

E.6　软件测试 239

附录F　计算技术适用性认定示例 247

F.1　临界实验的选择与描述 247

F.2　计算方法的选择与描述 248

F.3　相同和不同之处的说明 250

F.4　输入参数 251

F.5　可接受准则 251

F.6　适用范围 254

F.7　认定示例 255

附录G　杂志与会议上发表的论文的目录与会议文集目录 270

索引 307

缩写词 311

图目录 313

表目录 314

格式目录 315