确定论安全分析要素与设计、实际状态、设备合格鉴定、老化、概率论安全分析、安全性能、 因、应急计划等要素存在接口。其他安全要素的审查反馈是其审查中发现的与确定论安全分析有 差项。

在评价FSAR中的事故分析的有效程度时，需要考虑的原则及具体审查步骤如下： a）现有的事故分析是否反映核电厂的实际情况（包括核电厂实际的设计、运行模式、燃料管 理模式、核电厂技术规格书、运行规程、应急运行规程及构筑物、系统和部件的实际状态 及在本次定期安全审查所覆盖的周期末它们的预计状态）。具体步骤： 1） 对于每个事故分析，需要确定所涉及的核电厂构筑物、系统和部件，以及相关的电厂运行 文件（如核电厂技术规格书、运行规程、应急运行规程）： 2） 根据其他要素（核电厂设计；构筑物、系统和部件的实际状态；设备合格鉴定及相关的综 合专题）的输入，判断核电厂构筑物、系统和部件的实际状态在相关的事故分析完成之后 是否发生改变，从而确定核电厂构筑物、系统和部件的实际状态是否与当前的事故分析中 的相关假设保持一致； 3） 确定核电厂运行文件（如核电厂技术规格书、运行规程、应急运行规程等）在相关的事故 分析完成之后是否发生改变，进而确定这些核电厂运行文件是否与当前事故分析的相关假 设保持一致。 b）现有的事故分析是否满足相关的核安全法规、导则、标准及国家核安全监管部门的审评要求。 具体步骤： 1）对于每个事故分析，需要调研相关的核安全法规、导则、标准及国家核安全监管部门的审 评要求；这些要求一般是针对事故分析的始发事件选取、分析准则、分析方法、计算机程 序和验收准则： 2） 进行新旧法规、导则、标准的比对，确定相关要求在现有的事故分析完成之后是否发生改 变或者是否出现了新的要求； 3）对现有的事故分析进行审查，确定现有的事故分析与相关要求的符合程度。 c）参考同类核电厂的事故分析所用准则、方法和计算机程序，以及国际上事故分析方面的良好实 践和研究成果，找出现有的事故分析的偏差。具体步骤：

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1）对于每个事故，收集其他同类核电厂的安全分析报告中对该事故进行分析的概要信息，包 括始发事件的选取、分析的假设、准则、方法、使用的计算机程序、分析结果及验收准则 等； 2）参照以上的信息，找出现有的事故分析的偏差。 此外还需要对始发事件清单的完整性进行审查。 经审查后，如果发现现有的事故分析不够完整或某些分析不再有效，对经总体评价后确定的弱项提 出改进建议。

6.2.1严重事故相关论证分析资料审查

具体审查步骤为： a）对于每一项严重事故相关的论证分析，确定所涉及的核电厂构筑物、系统和部件； b) 根据其他要素（核电厂设计；构筑物、系统和部件的实际状态；设备合格鉴定及相关的综 合专题）的输入，确定核电厂构筑物、系统和部件的实际状态是否与当前论证分析中的相 关假设保持一致； ) 调研严重事故相关的核安全法规、导则、标准及国家核安全监管部门的审评要求，确定现 有严重事故相关的论证分析与这些要求的符合程度； 参照其他核电厂的严重事故分析论证资料，识别现有的严重事故分析的偏差： e) 根据分析结果，判断分析中考虑的严重事故应对措施是否充分： f) 对相关的应急运行规程或者严重事故管理导则进行审查，判断这些程序中是否正确体现这 些应对措施： g) 评估应对严重事故的设备（包括仪表）的可用性、可达性是否满足要求； 对经总体评价后确定的弱项，提出改进建议

6.2.2严重事故管理导则（SAMG）的审查

2）结合国内外严重事故方面的最新研究成果、核电厂的设计和实际状态、其他核电厂在SAMG 方面的实践经验，对各个导则中的主要技术内容（如计算图表、正面的和负面的效应描述 等）进行审查，对其有效性进行评价； 3）对经总体评价后确定的弱项提出改进建议

确定论安全分析要素的审查流程参见附录A。

定论安全分析要素审查过程中，对于支撑审查结论的必要依据，应形成书面的记录。审查结果 应的书面报告。审查报告应以事实依据、分析计算结果及相应的审查记录为基础。报告和记录 定的内容和格式要求进行编制，并确保内容的真实性。

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压力容器标准附录A （资料性附录） 确定论安全分析要素审查流程图（图A.1)

图A.1确定论安全分析要素审查流程图