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导则 RG 1.57
(2006年10月颁布草案DG-1158)
一回路反应堆安全壳系统金属部件的设计限值和载荷组合
A 引言
如同联邦法规10 CFR part 50“核电厂通用设计标准”附录A“生产和利用设施的国内许可证”（文献1）中所规定的，本导则描述、用来满足GDC1，GDC2，GDC4和GDC16等一般设计标准要求、美国核管会（NRC)工作人员认可的方法。具体来说，在一般设计标准GDC1“质量标准和记录”中，部分地要求对安全重要的构筑物、系统和部件（SSCs）的设计、制造、安装和测试要执行与安全功能相称的质量标准。
为了强化这些要求，在一般设计标准GDC2“防止自然现象的设计基础”中，要求安全重要结构的设计在不丧失履行安全功能前提下，能够抵抗预期自然现象的影响和正常事故工况的影响。附加，为了确保核电站安全壳的设计能够承受自然现象，有必要规定可能是出现频率函数的最严酷自然现象。同样，在一般设计标准GDC4“环境和动态效应、设计基础”中，要求核电厂安全重要的SSCs设计能够容纳自然现象效应，并且兼容与正常运行、维修、试验和包括冷却剂丧失事故（LOCA)在内的假想事故相关联的环境条件。
美国核管会（NRC）颁发导则，为的是描述和做出NRC工作人员认为可以接受的公共方法，用于实现机构监管的特定部分，工作人员用来评估具体问题或假想事故的技术，和工作人员审查许可证和执照申请所需要的数据。导则不能替代法规，无须符合它们。如果他们提供委员会颁发或延续许可证或执照所要求的调查结果的基础，那么即使方法和解决方案与导则中的不同也被视为可接受的。 考虑公众意见后发布此导则。NRC工作人员鼓励和欢迎意见和建议，以改善出版了的导则，以及纳入目前正在发展的导则项目中。 如果合适用，NRC工作人员将修订现有的导则，目的是采纳意见和反映新的信息或经验。书面意见可以提交到美国核管会行政办公室的规则和指令科，地址为华盛顿特区20555-0001。 颁发的导则分10个宽泛的分支：1，电力电抗器;2，研究堆和试验堆;3，燃料和材料设备;4，环境和选址;5，材料和工厂保护;6，产品;7，运输;8，职业健康;9，反垄断和金融审查;和10，一般。 对单份草案或现行的导则（可复制）的需求应当提给美国核管会复制和分发服务组，华盛顿特区，20555，或传真至（301）415-2289，或电邮至Distribution@nrc.gov。 本指南和其他最近发布的指南的电子副本可通过NRC的公共网站（NRC的电子阅览室馆藏文献，在http://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/下）得到和通过NRC机构范围内的文件访问和管理系统（ADAMS）在http://www.nrc.gov/reading-rm/adams.html得到，登录号ML070310029。 另外，在一般设计标准GDC16“安全壳设计”中，要求提供反应堆安全壳及其关联系统, 目的是建立一个基本的防漏屏障以抵抗放射性对环境不受控制的释放和确保安全重要的设计条件不超过假定事故的所要求条件。最后，在一般设计标准GDC50“安全壳设计基础”中要求设计
的反应堆安全壳结构（包括检修孔，穿透，和安全壳除热系统）能够使结构和内部隔室有能力容许LOCA引起的计算压力和温度条件，不会超出设计的泄漏率并且留有足够的裕量。
对当前持执照反应堆和未来水冷反应堆的申请人及持执照人，10 CFR5 0.44提供了可燃气体的控制要求。本导则描述NRC工作人员可接受的方法，目的是确定所包含的结构载荷和确定安全壳响应以证明其结构完整性。
此外，按照10 CFR Part 50，附录J“水冷动力堆的反应堆安全壳一回路的泄漏测试”的规定，还必须在工厂寿期内定期对安全壳结构的密封性进行测试。附加，当承受来自燃料损坏，金属和水反应，氢燃烧和惰化系统活动的载荷时，10 CFR 50.34（f），10 CFR50.34（f）(3)(v)（A）和（B）要求钢安全壳满足由机械工程师协会（ASME）颁布的锅炉和压力容器（B＆PV）规范的具体条款。
符合这些标准就使得设计的核电厂钢制安全壳能够保证执行阻止或减轻放射性物质扩散的安全壳功能并且能够抵抗自然现象和其他外部事件的影响，维持工厂处于安全状态。
本导则中包含的信息集合，涵盖了10 CFR part 50 的要求，也即管理和预算办公室（OMB）根据行政管理和预算局控制号3150-0011批准的信息集合。NRC可以既不引导也不赞助（并且个人不需要回应）信息收集要求，除非要求文件显示当前有效的OMB控制号。
B. 讨论
背景
美国机械工程师协会（ASME）出版“核设施部件建造规则”，作为ASME锅炉和压力容器
规范第 III卷（参考文献2）【注1】。
在该卷第一分区的NE分卷中，载列MC级部件，其中包括金属安全壳和附属物，以及无混凝土衬里的混凝土安全壳的金属部分（ASME锅炉和压力容器规范第III卷，第一分区，在下文中简称为“规范”）。然而，现有的行业规范和标准都是基于当前的轻水反应堆类，因此，可能无法充分满足下一代先进反应堆的设计和建造特征。本导则的规定可用于目前的轻水反应堆，以及未来先进的反应堆，如先进的压水反应堆（AP1000）和经济简化沸水堆（ESBWR）。
【注1】ASME锅炉和压力容器规范，第III卷“核部件”，第1区，包括2003年夏季增补的部分 NRC致力于利用业内的共识规范和标准进行设计，建造，以及商业核反应堆设施的准入许可。因此，近期显著的技术进步（在核工业和本规范）已经促使需要修改金属安全壳的导则。为此，为了设计先进反应堆以确保SSCs执行其预期的安全功能，该导则将为使用规范和标准提供指导。虽然该导则仅直接适用于轻水反应堆的金属安全壳，其原理也可应用于非轻水反应堆安全壳，主题由NRC审查。
10 CFR 50.44（b）(2)（i）要求所有目前许可的具有Mark I或Mark II型安全壳的沸水反应堆必须有一个惰化的大气层。10 CFR 50.44（b)（2)(ii)要求所有目前许可的具有Mark III型安全壳的沸水反应堆和具有冰冷凝器安全壳的压水反应堆必须具有控制涉及周围活性燃料区75％燃料包壳的金属-水反应生成的可燃气体的能力，最终不损失安全壳的结构完整性。10 CFR 50.44（b)（5）(v)（B）要求所有目前许可的具有Mark III型安全壳的沸水反应堆和具有冰冷凝器安全壳的压水反应堆，证明系统和部件有必要建立和保持安全停堆和保持安全壳的完整性（完整性含义是指发生包括局部爆炸在内的氢气燃烧的环境条件期间和之后能够执行其原有功能，除非这种爆炸能够被证明是不太可能发生）。
10 CFR50.44（c)（3）要求未来的水冷反应堆安全壳不依赖控制可燃气体的惰化大气层，它必须具有控制涉及周围活性燃料区100％燃料包壳的金属-水反应生成的可燃气体的能力，以便不损失安全壳的结构完整性。10 CFR50.44（c)（5）要求对于未来的水冷反应堆安全壳，申请人必须执行一种证明安全壳结构完整性的分析。这种证明必须使用NRC接受的分析技术，并且有充分的支持理由表明该技术描述了安全壳所涉及结构载荷的响应。分析必须解决一种释放氢气同时伴随氢气燃烧的事故（该氢气由100％的燃料包壳-冷却剂反应生成）。
为了讨论10 CFR50.34（f）和10 CFR50.44（b）和（c）的要求，导则立场C.1.2.3.3 提供了压力载荷的载荷组合，它们来自燃料包壳-金属-水反应、不受控制的氢气燃烧，和从二氧化碳惰化后的事故情况。
部件的设计条件和功能要求提供压力边界：对于可能承受的最不利载荷组合，一回路反应堆安全壳的功能应该反映适当的设计限值(如应力或应变极限)。对于按照规范的NE分卷（规范MC级）制造的部件，NRC的要求提供规定部件设计要求（例如，部件机械和运行载荷）的设计规范。
规范附录B，标题为“业主设计规范”第B-2125段，“载荷组合”陈述：“为了提供服役载荷的完整定义，特定事件的组合必须加以考虑。 因为这些组合是特定系统的一个函数，它弥补核设施特定类型的一部分功能，这节并不直接解决服役载荷而是提供各种不同载荷的应力限值。
对于适当的载荷组合，本导则描述了可以接受的设计限值，以便进一步对安全壳系统金属部件设计提供一致的基础。这样做的目的仅仅是解决由这里识别的那些事件或条件导致的最不利载荷组合（例如载荷组合导致了设计限值或控制设计条件）。这些载荷，无论哪一个都与所要求的安全壳功能相关联，而安全壳功能又与产生失效机理的特定地震事件有关，而失效可能影响安全重要SSCc的功能和/或完整性。后者的载荷涉及安全停堆地震（SSE）的振动运动，设计外部
压力（如果有的话），以及诱发压缩应力的其它载荷。除地震外的其他自然现象的影响，比如龙卷风、飓风和洪水，本导则都没有考虑，因为第一类混凝土屏蔽建筑物通常保护钢安全壳免受屏蔽外发生的龙卷风、飓风和洪水的影响。本导则解决的载荷组合还有，封闭在抗震I类结构的一回路反应堆安全壳部件应当设计成能承受适当的自然现象影响而没有其他防护。
载于本指南中的方法是直接相关的规范第III卷。作为第III卷规定的设计限值适用于为一回路反应堆安全壳维持其承压完整性提供保证。一回路反应堆安全壳系统的金属结构包括执行围堵功能的所有部件，如（1）的密封容器，（2）贯穿组件并进入开口，和（3）管道系统安装于密封容器喷嘴或贯穿组件并包括隔离安全壳所需的所有泵和阀门。
被归类为ASME规范MC级（即按照规范第NE分卷的规则制造的部件）的唯一部件是金属密封容器，包括它的零件及附属物【注2】。这样的零件和附属物可以包括机械、电气的、和管道贯穿组件【注3】，波纹管式伸缩节和入口。如同NE-1120条款所要求，被定义为一回路金属围堵系统部件的管道、泵和阀门，按照规范1级或规范2级部件进行建造。根据想要的服役功能要求，任何不属于储存容器的一部分的管道贯穿件或附属物，应按照规范1级或规范2级部件进行建造。
【注2】“零件”和“附属物”的定义参见规范NCA-9200。 【注3】 贯穿组件是零件或附属物，它们是所要求的允许管道，机械装置，和电气连接，能够穿过密闭容器外壳或头部和保持密封的完整性，同时补偿诸如温度和压力的波动和地震运动。 除了上面的讨论外，10 CFR还50.55a还规定建立在ASME锅炉和压力容器规范第XI卷，IWE分卷基础上的考试要求（参考文献3），这涉及到金属安全壳和混凝土安全壳的内衬。
钢制安全壳的极限值承载力
为了与目前工作人员立场一致，导则中增加了钢制安全壳极限值承载力的新指南。这些指南正在考虑被列入NUREG-0800“核电厂安全分析报告的标准审查大纲”（SRP）(参考文献4)中更新的3.8.2节“钢安全壳”中。
C.导则立场
1. 规范MC级容器，电气和机械贯穿组件以及作为容器零件或附属物的其它贯穿组件（不包括波纹管型膨胀节）。
对于地震工程标准，10 CFR part50，附录S“核电厂的地震工程标准”将适用于运行基准地震（OBE）和安全停堆地震（SSE）。在这种方式下，OBE起检查地震级别作用：低于此地震，对公众的健康和安全的影响不大：高于此地震，将要求持执照人关闭工厂并检查是否有损坏。
一回路金属安全壳系统的规范MC级部件（完全属于抗震I类结构【注4】)中应当设计成能够在设计限值内承受下述载荷和载荷组合。
1.1载荷
D--死载荷。
L--活载荷，包括由平台柔性变形引起的和吊装引起的所有载荷（如果有的话）。
Pt--试验压力。
Tt--试验温度。
T0--基于最关键的瞬态或稳态条件，在启动、正常运行，或停机时的热效应和载荷。
R0--基于最关键的瞬态或稳态条件，在启动、正常运行，或停机时管子反作用力。
P0--由于安全壳内部或外部压力变化造成的外压载荷。
E--由OBE, 包括晃动效应, 产生的载荷，如果有的话。
E’--由SSE,包括晃动效应, 产生的载荷，如果有的话。。
Pa --由假设的管道破裂事故（包括假想的小破口或中等破口的管道破裂）、池涌和次生的水动力响应【注5】产生的压力载荷
Ta---由假设的管道事故、池涌和次生的水动力响应【注5】产生的热载荷。
Ra --由假设的管道事故、池涌和次生的水动力响应【注5】产生的管道反力。
【注4】一回路反应堆安全壳系统部件是抗震I类，按照导则1.29“抗震设计分类”（参考文献5）进行抗震设计。如果SSE发生，抗震I类SSCs被设计成保持其功能。 【注5】对于载荷组合1.2.3.1（4），1.2.3.3（3）和1.2.3.4（2），一个小的或中等的管道破裂被假设。对于所有其他载荷组合的失水事故（LOCA），设计基的LOCA被假设。 Ps--由假设的管道事故、池涌和次生的水动力响应【注5】产生的全部压力载荷。
Ts--由假设的管道事故、池涌和次生的水动力响应【注5】产生的全部热载荷。
Rs--由假设的管道事故、池涌和次生的水动力响应【注5】产生的全部管道反力。
Yr--在设计基准事故期间已破裂管道上反力产生的结构等效静载荷。
Yj--在设计基准事故期间已破裂管道上的结构射流冲击等效静载荷。
Ym--由导弹对结构的冲击或设计基准事故期间例如管道抖动产生的等效静载荷。
Fl--发生冷却剂丧失事故(LOCA)后引发安全壳洪水产生的载荷（如果有的话）。
Pg1--由100％燃料包壳金属水反应中释放氢气的事故造成的压力。
Pg2--由不可控的氢燃烧产生的压力。
Pg3--假设二氧化碳是惰性催化剂，由事故后惰化产生的压力。
看RG1.7（参考文献6）附加指南，关于由于可燃气体浓度引起的压力载荷Pg3。
1.2 载荷组合和设计限值
如果按照以下指南，给定的载荷和载荷组合是可以接受的。下面的载荷组合包括用来设计安全壳的所有载荷组合或者在工厂预期寿命内承受的所有载荷组合。
1.2.1 试验条件
包括验证其安全壳的泄漏完整性的试验条件。在这种情况下，该载荷组合包括：
D + L + Tt + Pt
1.2.2 设计条件
包括在工厂预计使用寿命内所有的设计安全壳容器或部分所用的全部设计载荷。这样的载荷包括基于设计基准事故产生的设计压力，设计温度和其他机械载荷。在这种情况下，载荷组合包括：
D + L + Pa + Ta + Ra
1.2.3 服役条件
在这些情况下，载荷组合包括A级服役限值，B级服役限值，C级服役限值，D级服役限值和发洪水后的条件。当考虑它们在结构中的动态效果的时候，可以把载荷与其实际发生的时间历史结合起来。
1.2.3.1 A级的服役限值
这些服役限值适用于该安全壳所承受的服役载荷，包括安全壳功能所要求的工厂或系统的设计基准事故条件，那些归类为B级、C级、D级或测试载荷的除外。相应于这些限值的载荷组合如下：
（1）正常的工厂运行条件
D + L +T0+R0+P0
（2）在与多个安全泄压阀（SRV）驱动下正常的工厂运行条件
D + L + Ts + Rs + Ps
（3）LOCA
D + L +Ta+ Ra + Pa
（4）多个SRV驱动与小的或中等的管道断裂事故的组合
D + L +Ta+ Ra+ Pa + Ts + Rs + Ps
（5）正常工厂运行的条件与事故后惰化的氢控制系统的意外全驱动的组合
[参考10 CFR 50.34（f)(3)(v)(B)(1）]
D + L + T0+R0+P0+Pg3
（6）压力试验载荷, 该载荷确保安全壳将安全地抵抗由二氧化碳惰化导致的计算压力
[参考10 CFR 50.34（f）(3)(v))(B)(2)]
D + 1.10×Pg3
1.2.3.2 B级服役限值
这些服役限值包括A级载荷服役限值，再加上由于自然现象导致工厂必须保持运行的附加载荷。与这些限值相应的载荷组合如下：
（1）基于一回路LOCA的设计与OBE的组合（如果E ≤E’的三分之一，则仅需要考虑对循环载荷的贡献）
D + L +Ta+ Ra + Pa+ E
(2) 工厂运行条件与OBE的组合（如果E ≤E’的三分之一，则仅需要考虑对循环载荷的贡献）
D + L +T0+ R0 + P0+ E
（3）工厂运行条件与OBE、多SRV驱动的组合（如果E ≤E’的三分之一，则仅需要考虑对循环载荷的贡献）
D + L + Ts + Rs + Ps+ E
（4）LOCA与引起一个SRV排放的单一活动部件失效的组合
D + L + Ta + Pa+ Ra + Ts + Rs + Ps
1.2.3.3 C级的服役限值
这些服役限值包括A级载荷服役限值，再加上由于自然现象要求工厂安全停堆的附加载荷。与这些限值相应的载荷组合如下：
（1）LOCA与SSE的组合
D + L +Ta+ Ra+ Pa + E’
（2）工厂运行条件与SSE的组合
D + L + T0+R0+P0+ E’
（3）多个SRV驱动与小的到中等的管道破裂事故和SSE两者的组合
D + L +Ta+ Ra + Pa+ Ts + Rs + Ps+ E’
（4）死载荷加上一种释放氢气的事故产生的压力，这种氢气由100％燃料包壳-金属-水反应生成并伴随着氢气的燃烧
[参考10 CFR 50.34（f）（3）（v）（A）（1）；10 CFR 50.44 ]
D + Pg1 + Pg2
【注】：在该载荷组合中，Pg1 + pg2 应当不小于310 kPa（45 psig），不要求进行不稳定评价。] （5）恒载+意外释放产生的100%的氢产生的压力燃料包层金属水反应伴随着增加的压力，
从事故后的惰化抑爆，假设二氧化碳作为惰化抑爆剂
[参考10 CFR 50.34（f）（3）（v）（A）（1）；10 CFR 50.44 ]
D + Pg1 + Pg3
【注】：在载荷组合，PG1 + pg3 应当不小于310 kPa（45 psig），不要求进行不稳定的评价。 1.2.3.4 D级服役限值
这些服役限值包括其他适用的服役限值和安全壳所要求的动态性质的载荷。对应于这些限值载荷组合见下面：
（1）LOCA,局部动态载荷和SSE的组合
D + L +Ta+ Ra + Pa +Yr+ Yj + Ym + E’
（2）多个SRV动作，小的或中等的管道断裂事故，SSE，局部动态载荷的组合
D + L +Ta+ Ra + Pa ++ Yr + Yj + Ym + PS + Ts + Rs+ E’
（3）OBE与LOCA后引发安全壳洪水载荷的组合
D + L +Fl+ E
1.3 设计限值
对于上面导则1.2描述的载荷组合，假如发现总应力是在由NE-3221.1，NE-3221.2,NE-3221.3和NE-3221.4等条款定义的限值内，则是可接受的。
1.4 屈曲效应的处理
地震、热和压力载荷要求考虑壳体屈曲。更复杂几何形状的壳屈曲和规范NE-3133条款覆盖的加载条件应当按照ASME规范Case N-284-2中描述的准则加以考虑，导则1.84（参考文献7）对此悬而未决【注6】。这个问题的一个可以接受的方法是进行非线性分析。
【注6】
规范 Case N-284,“金属安全壳屈曲的设计方法，MC类第III卷，第1分区” 目前正在修订。正如导则1.193所讨论的（参考文献8），N-284的修订版1不能被NRC接受。 N-284的修订版2正在校正印刷错误，提出建议，并确定由NRC工作人员辩识错误，并预计发布时得到批准。 2. 波纹管膨胀节（也即ASME规范MC类容器的零件或附属物）
波纹管膨胀节属于完全封闭在规范抗震I类结构的MC类零件或附件属物，其设计应当能够承受上节导则1所规定的载荷及载荷组合（如果有的话）的设计限值，并补充规范在NE-3366.2（b）细则中规定的设计限值。
混凝土安全壳的极限承载能力
应当执行非线性有限元分析，以确定混凝土安全壳的极限安全能力。附加信息指南在SRP 3.8.2中提供。
D.实施
本节的目的是为申请人及持执照人提供有关 NRC工作人员计划的信息，以便使用本导则。期望本导则无须磨合（backfit）或批准发行。
申请人或持执照人提出或先前已建立了可接受的替代方法（符合NRC导则的特定部分）的那些情况除外，在活的导则（active guide）中描述的方法将反映公众的意见并将用于评估（1）提交施工许可证、标准厂房的设计认证、营业执照、早期的网站许可证和组合执照的申请；及（2）送审经营反应堆的持执照人主动提出启动系统的修改，如果建议的修改与本导则所提供的主题有明确关系的话。
监管分析/ 磨合（BACKFIT）分析
对于本导则的监管分析和磨合分析，可用于在草案法规指南DG-1158“一回路反应堆安全壳系统金属部件的设计限值和载荷组合”（参考文献11）。 NRC的2006年10月发行的DG-1158，征求公众对导则1.57第1版的草案发表意见。
参考文献
1. U.S. Code of Federal Regulations, Title 10, Energy, Part 50, “Domestic Licensing of Production and Utilization Facilities.”【注7】
2. ASME Boiler & Pressure Vessel Code, Section III,“Rules for Construction of
Nuclear Facility Components,” Division 1, Subsection NE, “Class MC Components,” 2001 Edition with 2003 Addenda, American Society of Mechanical Engineers, New York, New York.【注8】
3. ASME Boiler & Pressure Vessel Code,Section XI, “Rules for Inservice Inspection of Nuclear Power Plant Components,” 2001 Edition with 2003 Addenda, American Society of Mechanical Engineers, New York, New York.
4. NUREG-0800, “Standard Review Plan for the Review of Safety Analysis Reports for Nuclear Power Plants,” U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC.【注5】
5. Regulatory Guide 1.29, “Seismic Design Classification,” U.S.Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC.【注9】
6. Regulatory Guide 1.7, “Control of Combustible Gas Concentrations in Containment,” U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC.
7. Regulatory Guide 1.84, “Design, Fabrication, and Materials Code Case Acceptability, ASME Section III,” U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC.
8. Regulatory Guide 1.193, “ASME Code Cases Not Approved for Use,” U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC.
9. Draft Regulatory Guide DG-1158, “Design Limits and Loading Combinations for Metal Primary Reactor Containment System Components,” U.S. Nuclear Regulatory
Commission, Washington, DC.【注10】
【注7】
本文列出的所有NRC导则可以电子方式通过电子阅览室在NRC的公共Web站点，在http://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/cfr/得到。副本也可从NRC公开的文件中检索或复制,地址：11555 Rockville Pike，MD;对PDR的邮件地址是USNRC PDR，华盛顿，DC20555，电话（301）415-4737或（800）397-4209，传真：（301）415-3548;电子邮件PDR@nrc.gov。 【注8】
规范及其附录的副本可从美国机械工程师协获得的，Three Park Avenue, New York, New York 10016-5990. 【注5】
本文列出的所有NUREG-系列报告是由美国核管理委员会发布的。副本也可从NRC公开的文件中检索或复制,地址：11555 Rockville Pike，MD;对PDR的邮件地址是USNRC PDR，华盛顿，DC20555，电话（301）415-4737或（800）397-4209，传真：（301）415-3548;电子邮件PDR@nrc.gov。 副本可按现行费率从美国政府印刷局，P.O.Box 37082，华盛顿特区20402-9328，电话（202）512-1800，或从国家技术信息服务（NTIS）在5285 Port，Royal Road，弗吉尼亚州22161，在网上http://www.ntis.gov，电话：（800）553-NTIS（6847）或（703）605-6000，或传真至（703）605-6900。NUREG-0800也可以电子方式通过电子阅览室到NRC的公共网站，
http://www.nrc.gov/ reading-rm/doc-collections/nuregs/。
【注9】
这里列出所有导则由美国核管理委员会公布。凡ADAMS登录号被标识，指定导则的电子版通过NRC的ADAMS 在http://www.nrc.gov/reading-rm/adams.html得到。所有其他监管导游都可以电子方式通过电子阅览室NRC的公共网站上网站，在http://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/reg-guides/。导则的单一副本也可通过复制和分发服务组，ADM，USNRC，华盛顿免费索取，DC 20555-0001 ，或传真至（ 301 ） 415-2289 ，或电邮至DISTRIBUTION@nrc.gov。 活的导则(active guide)也可从国家技术信息服务（NTIS）上的一个固定订单上购买。有关此服务的详细信息可联系NTIS得到（错误！仅主文件可以）地址在at 5285 Port Royal Road Springfield,Virginia 22161 ，网上http://www.ntis.gov ，电话：（800） 553- NTIS （ 6847 ）或（ 703 ） 605-6000 ，或传真至（ 703 ）605-6900 。副本也可从NRC的公共档案室查阅或抄录（PDR），这是位于11555 Rockville Pick，Rockville,马里兰州;在PDR的邮寄地址是USNRC PDR，华盛顿特区20555-0001 。PDR也可电话在（301）415-4737或（800）397-4209达到，传真（301）415-3548，并通过电子邮件PDR@nrc.gov。 【注10】
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