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中国核动力研究设计院：
鉴于你院高通量工程试验堆(49-3堆)已运行较长时间，部分设备已超过设计寿期，为了进一步规范其核安全监管以确保其安全运行，经研究，我局要求你院对49-3堆进行安全再审查工作，并于2004年7月底以前提交49-3堆安全再审查相关文件资料。相关文件资料包括：
1．《研究堆安全再审查安全论证报告》；
2．《研究堆最终安全分析报告》修订版；
3．《研究堆延期运行阶段质量保证大纲》。
请做好有关准备工作。
研究堆安全再审查安全论证报告的基本要求
研究堆安全再审查安全论证应参照IAEA-TECDOC-INSARR 研究堆安全审评导则、IAEA-TECDOC-792研究堆老化管理技术文件、研究堆定期安全审查技术文件等的要求进行，研究堆安全再审查安全论证报告应包括以下内容：
一、 研究堆实际状态评价
研究堆实际状态是否与最终安全分析报告一致。
最终安全分析报告在考虑到延期运行的状态是否满足现行核安全法规要求
研究堆定期试验检查的总结报告
研究堆在役检查的总结报告
研究堆检修、更新、改造的总结报告
构筑物、系统和部件在设计、建造和运行中存在的问题及其解决办法
二、研究堆老化影响评估
必须建立老化管理大纲(可以参照IAEA的研究堆老化管理技术文件IAEA-TECDOC-792)。
必须对影响反应堆安全和寿期的设备、系统进行老化影响评估，主要针对安全重要物项，如：
堆容器
堆芯布置
一回路冷却系统(包括事故冷却系统、补水系统等)
厂房及其通风系统
辐射监测系统
仪表控制系统
专设安全设施
实验装置
应急电源等
三、运行安全绩效评价
营运单位应审查确定研究堆的运行安全绩效以及运行安全绩效的趋势，运行安全绩效的评价包括以下内容：
研究堆运行事件管理的有效性；
安全有关的运行(包括维修、试验和检查等)数据的管理和分析情况；
运行安全绩效指标分析情况：
* 反应堆处于临界状态下的非计划停堆的频度；
* 为了安全操纵员采取非计划停堆的频度及其成功率；
* 选定安全系统的触发(需求)频度；
* 安全系统故障频度；
* 安全系统不可用率；
* 辐照装置的故障率；
* 每年的集体辐照剂量；
* 故障原因趋势(操纵员失误、研究堆问题、行政管理、控制问题)；
* 放射性废物的产生率；
* 所储存核废物的数量；
* 厂区人员辐照剂量；
* 厂外辐照监测数据；
* 放射性排出流数量。
四、 研究堆安全再审查的安全论证
研究堆总体评价，参照IAEA-TECDOC-INSARR(研究堆安全审评导则)
研究堆事故分析，包括对严重事故的考虑
研究堆技术规格书的确定
二○○三年十一月二十日
