（２）取走全部燃料组件和易取走的放射性部件和废物后，把放射性构件和大部件妥善地埋藏处置；
（３）取走全部放射性物质，对留下的构件彻底去污，直到允许不加限制地使用。
在某些情况下，可以解体反应堆以便装运到另一个地方后使用。
１８．２ 营运单位在退役前必须向国家核安全部门提交退役申请及退役报告，经批准后方可退役。
１８．３ 在反应堆运行寿期内，营运单位要始终想到退役方面的事情。当检修或修改反应堆时应保存反应堆更改后的图纸。处理沾污或辐照过的构件、系统和部件的经验应记录，以便于制订反应堆的退役计划。
附录一 名词解释
本规定中下列名词术语的含义为：
厂区、厂址
具有确定的边界，受反应堆营运单位有效控制的反应堆所在地区。
反应堆
本规定中所用的反应堆一词专指研究堆或临界装置。
反应堆运行组
在反应堆运行负责人领导下从事反应堆运行的全体人员。
反应堆运行管理机构
由反应堆营运单位为运行反应堆所建立并承担直接安全责任的机构。
主管部门（反应堆主管部门）
对反应堆营运单位负有领导责任的国务院或省、自治区、直辖市人民政府的有关行政机关。
正常运行
反应堆在规定的运行限值和条件范围内的运行，包括停堆状态、功率运行、停堆过程、启动、维修、试验和换料等。
安全
保护所有人员免于受过量放射危害。
安全技术条件
包括安全限值、安全系统整定值、安全运行限制条件、监督要求、行政和组织上的要求。
安全系统
与安全有重要关系的系统，用于在任何情况下保证反应堆安全停堆、从堆芯排出热量、和（或）限制预计运行事件和事故工况的后果。
安全系统整定值
使自动保护装置开始动作的过程变量或参数值。
安全限值
对过程变量的各种限值，反应堆在这些限值范围内运行已证明是安全的。
安全重要物项
包括下列各项：
（１）其误动作或故障可能使厂区人员或周围公众受到过量照射的构筑物、系统和部件；
（２）防止预计运行事件发展成事故工况的构筑物系统和部件；
（３）用以减轻构筑物、系统或部件误动作或故障后果的设施。
运行
为了使已建反应堆及与之相联的实验装置能安全地工作而进行的所有活动，包括维修、换料、在役检查及有关的其他活动。
运行工况
指符合正常运行和预计运行事件定义的那些工况（参看“正常运行”和“预计运行事件”）。
运行限制条件
对每种反应堆运行工况应遵守的通过行政措施建立的对设备和运行的强制性规定。
运行限值和条件
为保证反应堆安全运行，经国家核安全部门批准，用以确定参数限值、设备功能和性能及人员水平等方面的整套规定。
实验装置
装在堆内或反应堆周围。利用反应堆的中子通量和电离辐射束进行研究、试验、同位素生产以及其他工作的单个或整套装置。
放射性释放限值
为使现场人员和公众的受照剂量符合主管部门或国家核安全部门规定的剂量要求而规定的放射性排出物的限值。
