本 “安全导则” 就研究堆的营运组织和人员提出建议，以满足原子能机构《安全标准丛书》第 SSR-3 号《研究堆的安全》的相关要求。它涵盖了研究堆设施的典型营运组织，教育、培训和经验方面的招聘程序和资格，初始和继续培训计划，对安全有直接影响个人的授权程序，以及再认证和再授权的流程。本 “安全导则” 是替代原子能机构《安全标准丛书》第 NS-G-4.5 号的修订版。
本 “安全导则” 就研究堆设计和运行中的辐射防护和放射性废物管理提出建议，以满足原子能机构《安全标准丛书》第 SSR-3 号《研究堆的安全》相关要求。它确定了在设计阶段应考虑的关于促进辐射防护和放射性废物管理的重要组成部分。它还建议在实施运行辐射防护和放射性废物管理计划及其最优化方面的良好实践。本 “安全导则” 是替代原子能机构《安全标准丛书》第 NS-G-4.6 号的修订版。
本 “安全导则” 就建立研究堆调试计划和组织以满足原子能机构《安全标准丛书》第 SSR-3 号《研究堆的安全》的相关要求提供了特定建议。它涵盖了调试阶段、程序、报告和文件，并为新实验设备的调试和改造提供了指导。本出版物中的建议旨在供研究堆的营运组织，监管机构和参与研究堆项目的其他相关组织使用。本 “安全导则” 是替代原子能机构《安全标准丛书》第 NS-G-4.1 号的修订版。
本 “安全导则” 是替代原子能机构《安全标准丛书》第 NS-G-4.4 号的修订版。修订版就制定、拟订和提出研究堆的运行限值和条件以及运行程序提出了特定建议，以满足原子能机构《安全标准丛书》第 SSR-3 号《研究堆的安全》相关要求。本出版物的建议旨在供研究堆的营运组织、监管机构和参与研究堆项目的其他相关组织使用。
放射性物质的运输是世界范围内的一项重要活动。为了确保人员、财产和环境的防护和安全，有必要在国家层级和国际层级制定适当的放射性物质安全运输条例。主管当局通过适用国家条例来管理放射性物质的运输，这些条例应符合相关的国际条例。本 “安全导则” 就主管当局应采取的行动提出建议，以确保遵守放射性物质安全运输的适用法规。
本 “安全导则” 就研究堆的堆芯管理和燃料装卸提供了特定建议，包括新燃料、辐照燃料、堆芯部件和中子源的装卸和贮存，以满足原子能机构《安全标准丛书》第 SSR-3 号《研究堆的安全》相关要求。本出版物的建议旨在供研究堆的营运组织，监管机构和参与研究堆项目的其他相关组织使用。本 “安全导则” 是替代原子能机构《安全标准丛书》第 NS-G-4.3 号的修订版。
本 “安全导则” 就研究堆的维护、定期试验和视察提供了特定建议，以满足原子能机构《安全标准丛书》第 SSR-3 号《研究堆的安全》的相关要求。它就设计考虑因素提供指导，并就实施计划和建立维护、定期试验和视察以及人员甄选、培训和资格认证的组织和责任方面的良好实践提出建议。还包括程序、行政控制和维护设施，以及备件和部件的采购和存储，以及用于维护、定期试验和视察的试验和视察方法和技术。本 “安全导则” 提供的建议针对研究堆的营运组织、监管机构和参与研究堆项目的其他组织。本 “安全导则” 是替代原子能机构《安全标准丛书》第 NS-G-4.2 号的修订版。
本出版物提供了关于研究堆仪器仪表和控制系统以及安全重要软件的特定建议，包括仪器仪表和控制系统架构和相关部件，从传感器到致动器、运行人员界面和辅助设备，以满足原子能机构《安全标准丛书》第 SSR-3 号《研究堆的安全》的相关要求。这些建议和导则适用于新的研究堆仪器仪表和控制系统的设计和配置管理，以及现有研究堆设施仪器仪表和控制系统的现代化。此外，本 “安全导则” 还提供了关于人因工程和人机界面的建议和指导，以及用于安全重要仪器仪表和控制系统的基于计算机的系统和软件。本 “安全导则” 是替代原子能机构《安全标准丛书》第 SSG-37 号的修订版。
本 “安全导则” 为研究堆老化管理提供了实用的指导和建议，以满足原子能机构《安全标准丛书》第 SSR-3 号《研究堆的安全》的相关要求。它旨在供营运组织在建立、实施和改进研究堆老化管理计划时使用，并供监管机构在核实研究堆老化得到有效管理时使用。本 “安全导则” 侧重于管理安全重要的系统、结构和部件的实物老化，并就管理陈旧的安全方面提供指导。本“安全导则”是替代原子能机构《安全标准丛书》第 SSG-10 号的修订版。
本 “安全导则” 是对原子能机构《安全标准丛书》第 SSG-5 号的修订，旨在就转换设施和铀浓缩设施的场址评价、设计、建造、调试、运行和退役准备工作提出建议，以满足原子能机构《安全标准丛书》第 SSR-4 号《核燃料循环设施的安全》规定的适用要求，该标准纳入了从福岛第一核电站事故中吸取的经验教训。经修订的安全导则还反映了转换设施和铀浓缩设施目前的运行实践。本出版物的建议主要针对转换设施和铀浓缩设施的营运组织、监管机构和设计人员。
本 “安全导则” 阐述了与不再使用密封源处置相关的安全问题，并为满足此类设施的安全要求和标准提供了指导。除了就钻孔设施的安全提出建议，例如场址的选择和表征、设计和运行以及关闭和关闭后的安全，本 “安全导则” 还涵盖了包容和隔离的规定，以及处置系统工程部件的性能要求。
本 “安全导则” 的目的是为在执行或管理核电厂二级概率安全评定（PSA）项目时满足原子能机构的安全要求提供建议。因此，它补充了一级概率安全评定的安全导则。本 “安全导则” 的其中一项目标是促进二级概率安全评定的标准框架、标准条款及一套标准文件，以促进监管及外部同行对其结果进行评审。它描述了如果起点是全面的一级概率安全评定，则需要执行的二级概率安全评定的所有要素。