非能动部件 1
        毋需依赖外部输入而执行功能的部件。非能动部件内一般没有活动的组成部分，其功能的执行系在感受到某种参数，如压力、温度、流量的变化后完成。然而，基于不可逆动作或变化、又十分可靠的部件，可划为这个类别。
        实体分隔
        （1）几何分隔（增大间距、改变走向等）；
        （2）设置适当的屏障；
        （3）前两者的结合。
    假设始发事件
        经鉴明可能导致预计运行事件或事故工况及其后续故障效应的事件 2 。
        规定限值
        由国家核安全部门确定或认可的限值。
        质量保证
        为使物项或服务与规定的质量要求相符合并提供足够的置信度所必需的一系列有计划的系统化的活动。
    ①非能动部件的例子有：热交换器、管道、容器、电缆和构筑物。应强调指出，实际上这一定义只能是比较笼统的（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、喷射泵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。
    ②假设始发事件的主要原因有：可信的设备故障和人员差错（核电厂内外）、人为事件或自然事件。核电厂假设始发事件的清单（明细表）必须经国家核安全部门认可。
        多重性
        通过设置数量高于最低需要的单元或系统（相同的或不同的），以达到任一单元或系统的失效不致于引起所需总体安全功能丧失的措施。
        余热
        放射性衰变和停堆后裂变所产生的热量以及积存在反应堆结构材料中和传热介质中的热量之总和。
        安全功能
        为安全着想必须完成的特定目的。
        安全组合
        用于完成某一特定假设始发事件下所必需的各种动作的设备组合，其使命是防止事件的后果超过设计基准规定的限值。
        安全系统整定值
        为防止出现超过安全限值的状态，在发生预计运行事件和事故工况时启动有关自动保护装置的触发点。
        单-故障
        导致某一部件不能执行其预定安全功能的一种随机故障。由单一随机事件引起的各种继发故障，均视作单一故障的组成部分。
        厂址、厂区
        具有确定的边界，在核电厂管理人员有效控制下的核电厂所在领域。
        厂区人员
        在厂内工作的全部人员，包括在编的和临时的。
        厂址选择
        为核电厂选择合适厂址的过程，包括针对有关设计基准的评定。
        试验
        为确定或验证物项的性能是否符合规定要求，使之置于一组物理、化学、环境或运行条件考验之下的活动。
        最终热阱
        接受核电厂所排出余热的大气或水体，或两者的组合。
        废物处理
        有利于安全或经济的改变废物特性的处理过程，其三种基本途径为：
        （1）减容；
        （2）去除废物中的放射性核素；
        （3）改变成分。
        设计基准外部事件
        与某个外部事件或几个外部事件组合有关，能表达其特征，选定用于核电厂全部或其任何部分的设计参数值。
        外围地带
        直接围绕厂区、须在人口分布和密度、山地和水的利用等方面考虑采取应急措施的可能性的地带。
        区域
        足以把与某一现象有关的或某一特定事件影响所及的所有特征都包含在内的足够大的一个地理区域。
        物项
        材料、零件、部件、系统、构筑物以及计算机软件的通称。
        客观证据
        基于观察、测量或试验的、可被验证的、关于某物项或服务质量的定量或定性资料、记录或事实说明。
    合格人员
        符合特定要求、具备一定条件、而且被正式指定执行规定任务和承担责任的人员。
        能动断层
        在地表或接近地表处有可能引起明显错动的断层。
        对供方的评价
        对供方的 进行评价，以确定供方是否有能力生产或提供规定质量的物项或服务，并是否有能力提供据以验收其物项或服务的证据。
        运行人员
        厂区人员当中参加核电厂运行的人员。
        运行记录
        记载着核电厂运行情况的历史资料，如仪表记录纸、各种证书、运行日志、计算机打印输出和磁带等。
        核电厂运行管理者
        由核电厂营运单位（或其主管部门）委任的负责指挥核电厂运行，并承担直接安全责任的人员（或组织）。
        安全限值
        过程变量的各种限值，核电厂在这些限值范围内运行已证明是安全的。    
        记录
        为各种物项或服务的质量以及影响质量的各种活动提供客观证据的文件。
        技术规格书（技术条件）
        一种书面规定，说明产品、服务、材料或工艺必须满足的要求，并指出确定这些规定的要求是否得到满足的程序。
        文件
        对于质量保证有关的活动、要求、程序或结果加以叙述、定义、说明、报告或证明的文字记录或图表资料。
        检验
        检查工作的一部分，包括对材料、部件、供应品或服务进行调查，在只靠这种调查就能判断的范围内确定它们是否符合规定的要求 1 。
        不符合项
        性能、文件或程序方面的缺陷，因而使某一物项的质量变得不可接受或不能确定。
        监查
        通过对客观证据的调查、检查和评价，为确定所制定的程序、细则、技术规格书、规程、标准、行政管理计划或运行大纲及其他文件是否齐全适用，是否得到切实遵守以及实施效果如何而进行的审核并提出书面报告的工作。
    ①质量保证检验一般采用无损检验，包括手动检验、计量和测量。
    附录I
   
    核电厂厂址选择安全导则目录
   
   
        HAF0101（91）核电厂厂址选择中的地震问题.
        HAF0102核电厂的地震分析及试验
        HAF0103核电厂厂址选择的大气弥散问题
        HAF0104核电厂厂址选择及评价的人口分布问题
        HAF0105核电厂厂址选择的外部人为事件
        HAF0106核电厂厂址选择中的放射性物质水力弥散问题
        HAF0107核电厂厂址选择与水文地质的关系
        HAF0108核电厂的地基安全问题
        HAF0l09核电厂厂址查勘
        HAF0ll0滨河核电厂厂址设计基准洪水的确定
        HAF01ll滨海核电厂厂址设计基准洪水的确定
        HAF0112核电厂厂址选择的极端气象事件    
        HAF0l13核电厂设计基准热带气旋