安全分析報告定義
安全分析報告是營運單位與監管機構的一種重要溝通，並且是核電廠許可證審批基礎的一個重要部分和一座設施安全運行基礎的一個重要部分 。因此安全分析報告應當包含有關核電廠及其運行狀況的準確和十分精確的資料，尤其應包括例如安全要求、設計基準、廠址和電廠特徵、運行限值和條件以及安全分析的資料，以便監管機構能夠獨立地評價電廠的安全性。特別是應當論證，該報告自始至終考慮了安全方面的技術因素與人為因素的相互作用。安全分析報告應當提供有關核電廠的足夠資料，儘量減少審批過程中為核安全和輻射安全評定所需要的補充檔案數量。一般實踐安全分析報告包括：
（1）支持申請選址和(或)建造許可的初始(初步)安全分析報告或建造前安全分析報告。
（2）在許可證審批過程中先於申請運行許可的更新(中間)安全分析報告或運行前安全分析報告。在一些國家的許可證審批安排中，構想對核電廠調試頒發正式許可。在這種情況下，根據監管機構對建造前安全分析報告的初步審查結果而修訂的安全分析報告中間版本，應當提交給監管機構，以便證明營運單位對核電廠投入商業運行之前的試運行已經準備就緒。
（3）在核電廠進入首次常規運行之前考慮對中間報告的修訂而最後確定的(最終)安全分析報告(電站安全分析報告)。
安全分析報告由營運單位編寫並提交監管機構，以便監管機構能夠評定向核電廠頒發許可證的合適性。安全分析報告還應當作為營運單位評定核電廠或運行實踐變更的安全影響的基礎。
安全分析報告內容
為了便於安全分析報告的編寫和審查，一般核安全當局會指令性地規定安全分析報告的編寫格式，明確核設施安全分析的闡述方式。這既包括基本方法的闡述，也包括一些特殊情況。在不同的國家，對於安全分析報告的格式有不同的規定和要求。例如，美國採用核管會(NRC)導則RGI.70《核電廠安全分析報告的格式和內容》(共17章)；而在法國，安全分析報告的格式則與RGI.70不同(分3卷)。2004年5月，國際原子能機構(IAEA)正式頒布了安全導則GS-G-4.1《核電廠安全分析報告的格式和內容》(共15章)，其格式與RGI.70及法國也不同 。
相比較而言，RGI.70非常程式化，而且NRC出版了與之配套、用於審查核電廠安全分析報告的詳細的《標準審查大綱》(Standard Review Plan，SRP)(NUREG-0800)，因此，在安全分析報告的編制過程中，RGl.70在世界範圍內被廣泛採用。HAF001/01規定：“核電廠遞交檔案的內容和格式根據國家核安全局的相應要求確定”。根據國家核安全局的要求，我國各核電廠安全分析報告的格式和內容也遵循RGI.70。
在我國安全分析報告的典型內容的格式如下：
第l章、前言和電廠概述
該章提供報告的前言和對電廠的概述，使讀者在不閱讀以後各章的情況下對整個核電廠有一個基本了解，這樣就能更好地從總體上了解整個電廠設計中每個項目有關的安全重要性，以便完成對以後各詳細章節的審評。
第2章、廠址特徵
該章將廠址及其附近地區的地質、地震、水文及氣象方面的資料。連同目前規劃的人口分布、土地使用和廠址上各種活動及管理方法一同提出。目的是指出這些廠址特徵如何影響到核電廠設計和運行準則，並從安全觀點出發表明廠址特徵的適宜性。
第3章、結構、部件、設備及系統的設計
該章應明確說明及論述安全上重要的結構、部件、設備及系統的主要建築設計和工程設計。
第4章、反應堆
在該章中應提交有關確定反應堆在其整個設計壽期內所有運行方式，包括瞬態、穩態和事故工況下執行其安全功能能力的評價和支持性資料。本章還應包括安全分析報告第15章“事故分析”中所需的支持性資料。
第5章、反應堆冷卻劑系統和與之連線的系統
這一章應提供有關反應堆冷卻劑系統和與之連線的系統的資料。對反應堆冷卻劑系統和直至並包括隔離閥的承壓附屬檔案，應給予特殊考慮，上述範圍即反應堆冷卻劑壓力邊界。應提供各種評價，連同必要的支持性資料，以表明反應堆冷卻劑系統能達到其預期的目標。並在所有可預見的反應堆行為造成的正常工況或事故工況下仍能保持其完整性。
第6章、專設安全設施
儘管假想事故很不可能發生，但為了減輕這些事故的後果，仍須設定專設安全設施。這一章即提供核電廠配備的專設設施的詳細資訊，以便對這些設施的性能作適當的評價。
第7章、儀器儀表控制裝置
該章所提供的資料重點放在保護系統的儀表及其有關設備上，應提供調節系統和儀表裝置的分析，特別是調節系統引起瞬態方面的考慮。這些瞬態如不及時終止，就會引起燃料損傷，放射性物質釋放或其他公害。
第8章、電力系統
電力系統是運行期間反應堆冷卻泵和其他廠用設備用電以及異常與事故狀態期間保護系統和專設安全設施用電的電源。該章的資料應旨在確立與安全相關的電力系統功能的充分性，並確保這些系統具有符合現行準則的足夠冗餘度、獨立性及可檢驗性的要求。
第9章、輔助系統
該章應提供核電廠各個輔助系統的資料，應指明對電廠安全停堆或保護公眾健康和安全必不可少的系統及說明。闡述有關係統和主要部件的設計依據，各系統如何滿足設計依據的安全評價，為驗證系統的能力和可靠性擬進行的試驗和檢查，以及所需要的儀表裝置和控制器。
第10章、蒸汽—電力轉換系統
該章應提供有關電廠蒸汽—電力轉換系統的資料，包括蒸汽系統和汽輪機發電機組，即二迴路冷卻劑系統，由於該部分與保護公眾免受輻照關係不大，因此，不需做詳盡的描述但應提供足夠的資料以便審評者對二迴路裝置(即蒸汽—電力轉換系統)有一個全面的了解。
第11章、放射性廢物的管理
該章應敘述核電廠對含有放射性物質的三廢(廢液、廢氣和廢固)的處置能力。以及監測放射性廢物釋放的儀器、儀表。該章應包括在正常運行與預期運行事件下，擬建的放射性廢物處理系統在系統設計、釋放的控制和監測方面滿足相關法規的要求及相應管理導則的建議，放射性物質釋放按相關規定，保持在合可行儘量低的水平。
第12章、輻射防護
這一章應提供在正常運行和預期運行事件期間輻射防護方法的資料以及對操作人員和建造人員職業性輻照的估計資料。同時還應提供申請者為了符合相關輻射防護標準和相應管理導則而採用的有關設施與設備的設計、計畫與程式大綱、技術與方法等資料。
第13章、運行管理
該章應提供校電廠準備工作和運行計畫的有關資料。其目的是要求申請者保證建立和保持一個具有適當規模和技術能力的工作機構，以及保證執照持有者遵循的運行計畫能充分保護公眾的健康和安全。
第14章、初始試驗大綱
這一章應提供有關核電廠系統、部件的初始試驗大綱資料，提供的資料應提到試驗大綱各主要階段，包括運行前試驗、初始裝料和初始臨界、低功率試驗和功率提升試驗。初步安全分析報告應敘述申請者的初始試驗大綱的總計畫，表明接通常需要事先安排的事項已予以適當考慮。
第15章 、事故分析
該章分析核電廠對假想的擾動、設備誤動作或失效的回響。所分析的情況為具有代表性的可能發生的、或必須予以考慮的典型始發事件。該安全分析對選擇運行限制條件、限定安全系統的整定值和從公眾健康與安全的觀點出發確定部件與系統的設計技術條件有重要作用。這些分析是國家和安全局審查建造許可證和運行執照申請的焦點。分析應包括對假想裂變產物釋放後果的估計，該釋放後果可能引起的危險不會超過任何構想的可信事故引起的危險。
第16章 、技術規格書
規格書旨在說明對核電廠的運行所規定的限值、條件及其要求，目的之一就是保護公眾的健康和安全。
第17章 、質量保證
為了保證擬建核電廠的設計、建造和運行符合適用的管理要求和許可證申請中規定的設計基準，申請者必須制訂質量保證大綱。在該章中，申請者應對已制訂的並要在核電廠設計、建造、運行前試驗和運行過程中執行的質量大綱進行描述。
另外，國家核安全局於1992年12月發布了核安全法規技術檔案HAFJ0042《核電廠安全分析報告的標準格式和內容第18章人因工程與控制室》。這章應包括控制室設計工作的組織機構和設計準則控制室的設計，包括人因工程原則的體現；安全參數顯示功能的設定，包括人因工程原則的體現。
國際原子能機構IAEA安全導則第GS-G-4.1號《核電廠安全分析報告和內容》規定的核電站安全分析報告主要格式及主要內容與RGI.70有一定的出入，其主要章節有：
第一章：引言
第二章：核電廠總體描述
第三章：安全管理
第四章：廠址評價
第五章：總體設計方面
第六章：核電廠系統的設計描述和符合性
第七章：安全分析
第 8 章：調試
第 9 章：運行方面
第 10 章：運行限值和條件
第 11 章：輻射防護
第 12 章：應急準備
第 13 章：環境方面
第 14 章：放射性廢物管理
第 15 章：退役和壽期終止方面
