本 “安全导则” 就如何遵守原子能机构放射性废物管理领域关于安全领导和管理的安全要求提出了建议。它提出了在放射性废物管理的所有步骤中开发和实施安全管理系统的最新导则，重点是有效的领导和安全文化。本出版物旨在供负责指导、计划或管理放射性废物的监管机构和组织使用，它还旨在供支持该组织的放射性废物管理相关安全服务和产品供应商使用。

作为全面应急准备的一部分，本出版物就涉及放射性物质运输应急的准备阶段应作出的安排提供了指导和建议。本 “安全导则” 的指导和建议面向任何国家及其政府，以及监管机构和其他响应组织，包括托运人、承运人和收货人。它支持执行原子能机构《安全标准丛书》第GSR Part 7号为此类应急制定的要求，以及原子能机构《安全标准丛书》第SSR-6（Rev.1）号《国际原子能机构放射性物质安全运输条例》，无论其原因如何。

原子能机构《安全标准丛书》第 SSR-6（Rev.1）号《放射性物质安全运输条例》（2018 年版）规定了放射性物质安全运输的要求。运输放射性物质货包的设计必须符合适用的国家和国际条例。对于需要主管当局批准的货包设计，符合适用条例的文件证据通常被称为货包设计安全报告（PDSR）。对于不需要主管当局批准的货包设计，PDSR也是符合 “运输条例” 适当形式的文件证据。本“安全导则”提供了关于PDSR准备的建议，以证明放射性物质运输的货包设计符合运输条例。本 “安全导则” 旨在供货包设计审批申请人（当货包设计须经主管当局批准时）以及货包设计人和/或托运人（当货包设计不需要主管当局批准时）使用。监管机构将受益于主管当局评定过程的共同结构，设计者和托运人将找到一致的方法来证明货包设计符合监管要求。

本 “安全导则” 提供了关于防止外部事件（不含地震）影响的核装置设计的建议，满足了与遭受外部事件的核装置设计方面相关的适用安全要求。它提供了根据场址危害评价和装置布局确定核装置适当设计的方法和程序。目的是提供设计指导，特别是保护结构、系统和部件免受设计基准外部事件的影响。该导则还提供了关于选择超设计基准外部事件的建议，以检查和核实安全裕度。

本“安全导则”提供了关于在核装置中建立和保持设备资质的结构化方法的建议，以确认此类设备在运行状态和事故工况下安全功能的可靠性能，避免因设备的共因故障导致脆弱性。它主要适用于执行一项或多项安全功能的设备，但也可根据国家要求应用于非安全重要物项。鉴定过程包括电力、仪器仪表和控制、能动机械设备以及与之相关的部件，例如密封件、垫圈、润滑剂、电缆、连接和安装/锚固结构。根据适用规范通过设计确保安全性能的非能动机械部件的鉴定过程不在本出版物的范围内。本“安全导则”中的建议适用于新的核装置，并在合理可行的情况下适用于现有的核装置。

本 “安全导则” 就营运组织提交给监管机构的安全分析报告的结构和内容提供了建议，以获得核电厂选址、建造、调试、运行和退役的授权。它旨在促进营运组织制定安全分析报告以及监管机构检查其完整性和充分性。该出版物是原子能机构《安全标准丛书》第 GS-G-4.1 号《核电厂安全分析报告的格式和内容》的修订版，它将取代该标准。这一修订反映了福岛第一核电站事故和随后进行的压力试验的反馈经验。它还描述了不同国家新建核电厂使用安全分析报告的良好实践和经验、并通报了安全评定方法方面的最新进展。

本 “安全导则” 提供了关于建立适当监管框架的建议、以综合方式和使用分级方法管理天然存在放射性物质（NORM）残留物。它还阐述了角色和责任、NORM 残留物管理的选择、NORM 残留物的长期安全以及豁免和解控。该出版物面向监管机构、营运组织、技术支持组织和其他对NORM残留物管理感兴趣并参与其中的各方。

本“安全导则”就如何满足原子能机构《安全标准丛书》第SSR-2/1（Rev.1）号《核电厂安全：设计》与燃料装卸和贮存系统相关的要求提出了建议。该出版物涉及燃料装卸和贮存系统的设计方面，这些系统仍然是核反应堆运行活动的一部分。它涵盖了核电厂燃料装卸和贮存的以下阶段：在使用新燃料和将新燃料转移到反应堆之前的接收、贮存和视察新燃料，从反应堆移除辐照燃料、并将辐照燃料转移到乏燃料水池，以及将来自乏燃料水池的辐照燃料重新插入反应堆。还就乏燃料水池中辐照燃料或乏燃料的贮存、视察和维修，从乏燃料水池中移除这种燃料的准备工作以及乏燃料水池中燃料桶的装卸和转移提出了建议。

本“安全导则”就如何满足原子能机构《安全标准丛书》第SSR-2/1（Rev.1）号规定的与核电厂反应堆冷却剂系统和辅助系统相关的要求提出了建议。这是原子能机构《安全标准丛书》第NS-G-1.9号的修订版，本“安全导则”将取代它。本出版物考虑了核电厂整个生命周期设计中的开发、经验和实践。它参考并考虑了与核电厂反应堆冷却系统和辅助系统设计相关的其他原子能机构安全标准，还包括在不同电厂状态下实现将余热排出到最终散热器的能力所需的可靠性建议。由于这些系统取决于特定的反应堆技术，因此本“安全导则”分别为加压轻水堆、沸水堆和加压重水堆制定了更适合的建议。

在设计核电厂安全重要物项时，必须考虑内部危害。目的是提供适当的功能来防止内部危害并缓解其影响，以确保安全不受损害。本“安全导则”就危害评定（包括危害组合）和防止核电厂内部危害的设计概念向监管机构、核电厂设计人和许可证持有人提供建议，以满足原子能机构《安全标准丛书》第SSR 2/1（Rev.1）号《核电厂安全：设计》规定的要求。本“安全导则”评审了以下内部危害：火灾、爆炸、飞射物、管道破裂、水淹、构筑物倒塌和坠落物体（重点是重物坠落）、电磁干扰和源自场址边界内的危害物质排放。

人们普遍认为，辅助和支持系统在核电厂的安全运行中起着重要作用。然而，这种系统没有明确的定义。本出版物的目的是为水冷反应堆的核电厂提出辅助和支持系统的逐步定义，描述这些系统共有的一般设计概念和设计建议，并为辅助和支持系统的选择提供特定设计考虑的建议。

本“安全导则”就如何满足受地震危害的新核装置设计方面的适用安全要求提供建议。这些建议的重点是按照最佳实践一致地应用各种方法和程序，对结构、系统和部件进行抗震分析、设计、试验和鉴定。新的建议包括隔震系统的应用，通过分级方法的设计和应用实现抗震裕度。本“安全导则”旨在供参与核装置抗震设计、分析、核实和评审，提供技术支持的组织以及监管机构使用。