（１７）退役计划（见１８．２条）；
（１８）其他有关资料。
２．７ 反应堆营运单位必须根据运行限值和条件制定运行规程。
２．８ 反应堆营运单位必须为编制、保管和分发本规定要求所作的记录和报告作出安排。
２．９ 反应堆营运单位必须挑选合格人员并给予必要的培训，使他们能在反应堆各种正常工况和事故工况下按照运行规程正确地履行职责。
３ 运行安全分析报告
３．１ 安全分析报告必须包括足够资料，以便国家核安全部门能独立作出反应堆的安全评价。提交资料的格式、范围和细目要符合国家核安全部门的要求，安全报告内容见安全导则ＨＡＦ１００１，《研究堆和临界装置安全分析报告的典型内容》。
３．２ 安全分析报告要包括以下内容：
（１）厂址及其环境的描述；
（２）建堆的目的，反应堆设计、运行和实验所遵循的基本安全原则，（包括所用的法规、标准和规范），设计基准内部和外部始发事件，以及为保护厂区人员和公众安全为目的的安全系统性能的描述；
（３）反应堆系统的描述，包括目的、接口、仪表、检查维护和所有运行工况以及事故工况下的性能；
（４）设计、采购、建造、调试和运行方面的质量保证大纲的描述；
（５）对预计安排在反应堆内进行的，对安全具有重要影响的任何形式的实验的安全问题的检查；
（６）相类似反应堆系统的运行经验的回顾；
（７）假设始发事件及其后果的安全分析，包括足够的资料和计算，以便有条件进行独立评价；
（８）反应堆及其实验设备的运行安全技术条件，包括安全限值和安全系统整定值、安全运行的限制条件、设备监测要求、组织和管理上的要求。这些安全技术条件可作为安全分析报告的一部分，或编成单独的文件（见导则ＨＡＦ１００１《研究堆和临界装置安全分析报告的典型内容》）。
３．３ 反应堆营运单位必须分阶段向国家核安全部门递交下列报告：
（１）在设计建造阶段，提交初步安全分析报告；
（２）装料前提交最终安全分析报告；
（３）申请颁发运行许可证前，递交修订的最终安全分析报告。
上述分阶段的安全分析报告随同许可证申请，经审查批准后方可开始建造。装载核燃料正式运行。
３．４ 当反应堆的修改影响到原安全分析报告的适用性时，应对报告中受影响的部分重新评价并递交更新的安全分析报告。
４ 事件和事故分析
４．１ 必须作出反应堆事件和事故分析，以评价反应堆对一系列假设始发事件（如设备误动作或故障、运行人员误操作或外部事件）的响应。这些事件既可导致预计运行事件，也可导致事故工况。必要时，评价也应该包括考虑实验设备本身的安全及其对反应堆的影响。事件和事故分析必须证明运行的安全裕度或风险度是可接受的。事件和事故分析是确定反应堆安全技术条件的依据。
４．２ 在安全分析中，必须考虑假设始发事件及其后果，并且：
（１）必须保证已经考虑足够宽的事故谱；
