定义 1
1．引言 9
目的（101-102） 9
范围（103-106） 9
2．安全原则 10
安全目标（201-203） 10
纵深防御（204-209） 10
3．一般的设计准则 11
辐射防护（301-304） 11
安全功能（305-307） 12
动力厂安全特征（308-309） 12
设计基准（310-314） 13
严重事故（315-317） 14
动力厂的质量（318-321） 14
在役试验、维护、修理、检查和监测的措施（322-323） 15
系统和部件的可靠性设计（324-346） 15
操作员作业优化的设计（347-353） 19
向最终热阱的输热（354-356） 19
防火和防爆（357-359） 20
与设备故障有关的影响（360-361） 20
多堆核动力厂中构筑物、系统和部件的共用（362） 20
含可裂变材料或放射性物质的系统（363） 21
撤离路线和通信手段（364-366） 21
核动力厂入口的控制（367） 21
退役（368） 21
4．反应堆堆芯 21
反应堆设计（401-402） 21
燃料元件（403-405） 22
反应堆堆芯控制（406） 22
反应堆停堆（407-414） 22
5．反应堆冷却剂系统 23
反应堆冷却剂系统的设计（501-505） 23
一回路压力边界的在役检查（506-509） 24
反应堆冷却剂的装量（510） 24
反应堆冷却剂的净化（511） 24
堆芯余热的排出（512-513） 24
应急堆芯冷却（514-515） 25
应急堆芯冷却系统的检查和试验（516） 25
6．信息和控制设施 25
一般要求（601-603） 25
控制室（604-606） 26
补充控制点（607） 26
应急控制中心（608） 26
7．保护系统 27
保护系统的功能（701） 27
保护系统的可靠性和可试验性（702-705） 27
保护系统和控制系统的分隔（706） 27
8．应急动力源（801-803） 28
9．安全壳系统 28
安全壳系统的用途（901-902） 28
安全壳结构的强度（903） 28
安全壳的泄漏（904-905） 29
安全壳压力试验的能力（906） 29
安全壳贯穿件（907-908） 29
安全壳的隔离（909-911） 29
安全壳的空气闸门（912-913） 30
安全壳的内部构筑物（914） 30
安全壳的排热（915） 30
安全壳内大气的净化（916-917） 30
包覆层和涂层（918） 30
10．辐射防护 31
原则（1001-1002） 31
辐射防护的设计（1003-1007） 31
辐射监测的手段（1008-1009） 32
放射性废物的处理（1010-1011） 32
液体放射性物质向环境释放的控制（1012） 33
气载放射性物质的控制（1013-1014） 33
11．燃料装卸和贮存系统 33
未辐照燃料的装卸和贮存（1101） 33
辐照燃料的装卸和贮存（1102） 33
12．设计确认 34
安全分析（1201-1205） 34
设备的合格鉴定（1206-1207） 35
质量保证（1208） 35
附件：假想始发事件 36
参与人员名单 39
NUSS计划书目 43
与核动力厂安全有关的国际原子能机构出版物选录 49