6.4应急控制中心
应设置一个与核电厂控制室相分离的应急控制中心，作为发生应急情况时集合应急工作人员的场所。应急控制中心内应提供电厂主要参数和核电厂内及其外围放射性状况的信息。应急控制中心应备有通往核电厂控制室及其他重要地点和厂外应急机构的通讯手段。应尽实际可能，采取适当措施，借以在相当长的时间内有效地保护应急控制中心内的人员，从而防止严重事故对他们的危害。
（3.进一步的指导见安全导则HAF0203。）
7 保护系统（1.进一步的指导见安全导则HAF0207。）
7.1保护系统的功能
保护系统必须具有下述功能：
（1）自动触发有关的系统动作，必要时包括自动触发停堆系统动作，以保证在发生预计运行事件时不超出规定的设计限值；
（2）检测到事故工况并触发为减轻其后果所需的系统动作；
（3） 抑制控制系统自身的不安全动作。
7.2保护系统的可靠性和可试验性
保护系统必须具有与所执行功能相适应的高度可靠性和定期可试验性，保护系统所具有的多重性和独立性必须足以保证：
（1）单一故障不致于导致保护功能的丧失；
（2）保护系统的运行可靠性未经其他方法证明确属可接受时，其任一部件或通道的停役不得导致所需最低限度多重度的丧失。
必须保证正常运行、预计运行事件和事故工况对多通道的影响不致于导致保护系统功能的丧失，或者必须根据其他基准证明该保护系统是可以接受的。必须在实际可行的范围内采用各种设计技术，如可试验性（必要时包括自检能力）、故障安全性能、功能的多样性、部件设计或工作原理的多样性等以防止保护功能的丧失。
除非能通过其他方法获取必要的可靠性，否则保护系统必须具有可在反应堆运行时进行定期功能试验的条件，包括各通道分别进行试验的可能性，以查明可能发生的故障和多重性丧失的缺陷。
设计中必须采取措施尽量减少由于运行人员的行动引起保护系统失效的可能性。
7.3保护系统和控制系统的分隔
为防止保护系统和控制系统之间的相互干扰，必须避免两者之间的相互连接或采用适当的功能隔离。保护系统和控制系统共用相同的信号时，必须采取适当的分隔措施（如有效的去耦），并证明本章所列各安全要求均已得到满足。
8 应急动力供应（1.进一步的指导见安全导则HAF0207。）
安全重要的各种系统和部件，在发生某些假设始发事件后，需要应急动力。应急动力的供应必须足以适应任何假设始发事件与外电源丧失相耦合的要求。所需应急动力的功率因假设始发事件的性质而异。确定各种安全功能所需应急动力的手段时，包括其数量、可用率、持续时间、容量和不间断性等，需要计及所执行的安全功能的性质。
可供选用的应急动力供应措施有许多种，如水轮机、汽轮机、燃气轮机、柴油机和蓄电池等。动力的供应可采取直接驱动设备或通过应急电力系统的方式。
所选用应急动力源设备组合的可靠性和方式，必须与作为其供应对象的安全系统对安全的全部要求相一致，并在发生单一故障情况下满足功能要求。应急动力源必须具有进行功能能力试验的条件。
9 安全壳系统（2.本章的某些要求仅适用于水冷反应堆，进一步的指导见安全导则HAF0212。）
9.1目的
未能证明可使用其他方法限制放射性物质的释放量时，必须设置安全壳系统以抑制事故工况下放射性物质往环境释放，使之保持在可接受限值内。安全壳系统可由密闭的厂房或边界，压力抑制（抑压）子系统（适用于沸水堆）和净化系统组成。安全壳系统可按设计要求采取不同的工程处理方案。
安全壳系统的设计基准中必须考虑到已确定的各种假设始发事件。此外还应考虑用于减轻严重事故后果的设施及严重事故情况下用于保持安全壳完整性的措施。
9.2安全壳结构的强度
安全壳结构（包括通道闸门、贯穿件和隔离阀）必须根据事故工况下所产生的内压（高于或低于大气压）、温度以及飞射物和反作用力等动态效应进行计算，并留有足够的裕量。设计中还必须考虑到其他潜在的能量来源，如化学和辐射分解反应的影响。安全壳结构强度计算中还必须计及自然事件和人为事件的作用。
9.3安全壳的泄漏
安全壳系统必须按事故工况期间的泄漏率不超过规定的最大值的要求进行设计。承压的第一级安全壳可部分或全部置于第二级包容壳内，以收集和控制第一级安全壳在事故工况期间的泄漏释放或储存其泄漏物。
安全壳构筑物以及其他与系统密封性有关的设备和部件的设计和施工，必须适应贯穿件全部安装完毕后的设计压力下进行泄漏率测试的要求。安全壳系统还必须具备在堆的寿期内定期在设计压力或较低压力下重新测定泄漏率的条件，借以作出安全壳设计压力下泄漏率的估计。
9.4安全壳压力试验
安全壳构筑物的设计和建造必须适应核电厂运行前在规定压力下进行压力试验的要求，从而验证其结构的完整性。
9.5安全壳贯穿件
穿过安全壳的贯穿件必须满足与安全壳构筑物相同的设计要求。必须采取保护措施防止管道位移或飞射物、喷射力和管道甩动等事故载荷所产生的反作用力损伤贯穿件。
带有弹性密封或波纹管状胀缩节的贯穿件，必须具有进行与安全壳整体泄漏率测定无关的检漏试验的可能性。
9.6安全壳隔离
为在事故工况下保持安全壳的密闭性，防止放射性物质向环境的释放超过可接受的限值，贯穿安全壳且属于反应堆冷却剂压力边界的组成部分或直接与安全壳空间相连的管线在事故工况下必须能可靠地自动封闭。为达到此目的，在这些管线上一般应串联设置两个合适的安全壳隔离阀。两个隔离阀通常分别装设在安全壳的内侧和外侧。每个阀必须能可靠地独立动作。隔离阀必须尽实际可能靠近安全壳。安全壳的隔离必须满足单一故障准则。
应用上述准则有损于贯穿安全壳系统的可靠性时，可采用其他的隔离方式。
贯穿安全壳、但既非反应堆冷却剂压力边界的组成部分，又不直接与安全壳空间相通的管线，最低限度必须设置一个隔离阀。隔离阀必须位于安全壳外侧，并尽可能靠近安全壳。
9.7安全壳构筑物的气密闸门
人员进入安全壳必须通过双道气密闸门。两道闸门应相互联锁，以保证反应堆运行和事故工况期间至少有一道闸门处于密闭状态。
上述的要求也适用于设备的气密闸门。
9.8安全壳内部结构
安全壳内的隔间之间必须开口，以保持气流畅通。开口的截面必须足以保证事故工况下压力平衡过程中的压差不损坏承压结构或其他对限制事故工况影响有重要作用的系统。
