（8）能贮存可疑或已损坏燃料元件或燃料组件；
（9）具有正确的辐射防护措施；
（10）为采用燃料贮存水池系统的反应堆提供下列措施：
（i）控制已辐照燃料在装卸和贮存池中的水质和放射性活度；
（ii）监测和控制燃料储存水池的水位及检测水池泄漏。
12 设计的确认（1.进一步指导见安全导则HAF0211.）
12.1安全分析
核电厂设计中必须进行安全分析，从而通过迭代过程制定和确认安全重要物项的设计基准，并保证整个核电厂的设计符合国家核安全部门为核电厂各种工况所制定的辐射剂量和放射性物质释放的规定限值和可接受限值。
核电厂安全分析的范围包括：
（1）运行限值和条件满足核电厂正常运行要求的验证；
（2）与电厂设计和核电厂位置相对应的假设始发事件特征的描述；
（3）源自假设始发事件的事件序列的分析和评价；
（4）分析结果与放射性接受准则和设计限值的比较；
（5）设计基准的制定与确认；
（6）预计运行事件和事故工况可通过自动安全系统的响应，并结合规定的运行人员的行动，进行处理的验证。
必须验证分析方法的适用性，核电厂设计的安全分析必须根据电厂的重大变化和运行经验及时进行修正。
除了按上述过程制定设计基准之外，还应考虑严重事故的概率和后果，以达到下述目的：
（1）确认假设始发事件后果的突然升级不致于立即引发设计基准事故；
（2）确定可降低严重事故概率或减轻严重事故后果的设施；
（3）提供恰当的应急规程。
必要时应作概率安全评价。
12.2设备的合格鉴定
设备合格鉴定的程序必须确定设备在整个寿期内，能满足处于需要作用时的环境条件（如振动、温度、压力、喷射流冲击、辐射、湿度）下执行安全功能的要求。上述环境条件必须包括预计到的正常运行、预计运行事件和事故工况期间的变化。在合格鉴定程序中必须考虑到设备预定寿期内各种因素的效应（如老化）。设备经受到外部自然事件的影响并需要在外部自然事件期间或事件发生后执行安全功能之处，合格鉴定程序中必须列入有关自然现象对设备影响的条件。
此外，在合格鉴定程序中必须列入与可合理预计的以及因特定运行工况引起的（如安全壳泄漏率定期试验期间的）异常环境条件有关的要求。预期需要在严重事故期间运行的设备（如某些仪表）应在可能范围内进行相应的合格鉴定。
12.3质量保证（1.进一步指导见安全导则HAF0406。）
必须制定并实施用于设计过程各个阶段的质量保证大纲，此大纲必须遵循HAF0400（91）《
核电厂质量保证安全规定》的要求。
名词解释
在核电厂安全规定中下列名词术语的含义为：
运行状态
正常运行或预计运行事件两类状态的统称。
正常运行
核电厂在规定运行限值和条件范围内的运行，包括停堆状态、功率运行、停堆过程、启动、维护、试验和换料。
预计运行事件（2.属于预计运行事件的事例有：正常电源断电和汽轮机脱扣、核电厂正常运行中个别部件的误动作、控制设备中个别元件失灵和主泵断电等。）
在核电厂运行寿期内预计可能出现一次或数次的偏离正常运行的各种运行过程，由于设计中已采取相应措施，这类事件不致于引起安全重要物项的严重损坏，也不致导致事故工况。
事故（事故状态）
事故工况和严重事故两类状态的统称。
事故工况
以偏离（3.偏离的例子有较大的燃料破损、冷却剂丧失事故等。）运行状态的形式出现的事故，事故工况下放射性物质的释放可由恰当设计的设施限制在可接受限值以内，严重事故不在其列。
设计基准事故
核电厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况。
严重事故
严重性超过事故工况的核电厂状态，包括造成堆芯严重损坏的状态。
事故处理
为使核电厂恢复到受控安全状态并减轻事故后果而采取的一系列阶段性行动，行动阶段的顺序如下：
（1）事故序列在发展中，但尚未超出核电厂设计基准的阶段；
（2）发生严重事故，但堆芯尚未损坏的阶段；
（3）堆芯损坏后的阶段。
上述八个术语相互间的关系参见附图1。
核安全（安全）
完成正确的运行工况、事故预防或缓解事故后果从而实现保护厂区人员、公众和环境免遭过量辐射危害。
安全系统（1.安全系统包括保护系统、安全执行系统和安全系统辅助设施。安全系统的部件可以专用于执行安全功能，亦可在某些运行状态下执行安全功能而在另一些状态下执行非安全功能（见附图2）。）
安全上重要的系统，用于保证反应堆安全停堆、从堆芯排出余热或限制预计运行事件和事故工况的后果。
保护系统
有各种电器件、机械器件和线路（从传感器到执行机构的输入端）组成的产生与保护功能相联系的信号系统。
安全执行系统
由保护系统触发用以完成必需的安全动作的设备组合。
安全系统辅助设施
为保护系统和安全执行系统提供所需的冷却、润滑和能源等服务的设备组合。
上述五个术语相互间的关系参见附图2。
可接受限值
国家核安全部门认可的限值。
能动部件（1.能动部件的例子有：泵、风机、继电器和晶体管等。应强调指出实际上这一定义只能是比较笼统的（非能动部件的定义也是如此）。某些部件，如爆破膜、逆止阀、安全阀、喷射器和某些固态电子器件等，需要对其特性进行专门研究后始可列属能动部件或非能动部件。）
依靠触发、机械运动或动力源等外部输入而行使功能，因而能以主动态影响系统的工作过程的部件（参见“非能动部件”）。
调试（2.审批过程通常以厂址选择、设计、建造、调试、运行和退役命名的六个主要阶段组成。六个阶段中若干阶段可交叉进行，如建造或调试和运行。）
核电厂已安装的部件和系统投入运行并进行性能验证，以确认是否符合设计要求、是否满足性能标准的过程。调试由反应堆装载燃料前和反应堆进入临界、链式裂变反应在持续进行中两种条件下的试验组成。
共因故障（1.例如设计缺陷、制造缺陷、运行和维修差错自然事件、人为事件、信号饱和或源自其它操作、故障或环境条件改变的意外的级联效应。）
由特定的单一事件或起因导致若干装置或部件功能失效的故障。
建造
包括核电厂的部件制造组装、土建施工、部件和设备的安装及有关联的试验在内的过程。
