1．引言 1
1.1．目的 1
1.2．范围 1
1.3．总则 1
2．一般准则 2
2.1．人因工程学原则 2
2.2．放射防护 2
2.3．厂址特征 3
2.4．自然事件的防护 3
2.5．人为事件的防护 3
2.6．事件的组合 4
2.7．核动力厂入口的控制 4
2.8．质量要求 4
2.9．在役试验、维护、修理、检查和监测的措施 4
2.10．单一故障 5
2.10.1．概述 5
2.10.2．单一故障准则 5
2.10.3．单一故障准则的适用范围 5
2.10.4．单一故障准则的使用方法 5
2.10.5．附加的要求 6
2.11．设备停役 6
2.12．安全系统的辅助设施 6
2.13．余热向最终热阱输送 6
2.14．防火和防爆 7
2.15．设备故障的影响 7
2.16．多堆核动力厂的共用构筑物、系统和部件 7
2.17．含有可裂变物质或放射性物质的系统 7
2.18．撤离路线和通讯手段 7
2.19．退役 8
3．仪表和控制 8
3.1．总的要求 8
3.2．控制室 8
3.3．应急控制点 8
4．反应堆堆芯 9
4.1．反应堆设计 9
4.2．燃料元件 9
4.3．反应堆堆芯控制 9
4.4．反应堆停堆 9
5．保护系统 10
5.1．保护系统的功能 10
5.2．保护系统的可靠性和可试验性 10
5.3．保护系统和控制系统的分隔 11
6．反应堆冷却剂系统 11
6.1．反应堆冷却剂系统的设计 11
6.2．一回路压力边界的在役检查 11
6.3．反应堆冷却剂装量 12
6.4．反应堆冷却剂的净化 12
6.5．堆芯余热的排出 12
6.6．应急堆芯冷却 12
6.7．应急堆芯冷却系统的检查和试验 12
7．应急动力供应 13
8．安全壳系统 13
8.1．安全壳系统的目的 13
8.2．安全壳结构强度 13
8.3．安全壳的泄漏 13
8.4．安全壳压力试验的能力 14
8.5．安全壳贯穿件 14
8.6．安全壳隔离阀 14
8.7．安全壳构筑物的空气闸门 14
8.8．安全壳内部结构 14
8.9．安全壳的排热 15
8.10．安全壳内空气的净化 15
8.11．包覆层和涂层 15
9．放射防护 15
9.1．原则 15
9.2．放射防护设计 15
9.3．辐射监测的设施 16
9.4．放射性废物的处理 16
9.5．液体放射性物质释放到环境的控制 17
9.6．气载放射性物质的控制 17
10．燃料操作和贮存系统 17
10.1．未辐照的燃料的操作和贮存 17
10.2．辐照过的燃料的操作和贮存 17
定义 19
参与人员名单 27
NUSS计划书目 29