为贯彻落实《中华人民共和国核安全法》相关要求，进一步规范核动力厂营运单位核安全报告制度，生态环境部起草了《核动力厂营运单位核安全报告规定(征求意见稿)》和编制说明(见附件1、附件2)，现公开征求意见。各机关团体、企事业单位和个人均可提出意见和建议。有关意见和建议请书面反馈生态环境部(电子文档同时发至联系人邮箱)。征求意见截止时间为2020年8月14日，逾期未反馈视为无意见。
节选该规范部分内容：
为规范核动力厂营运单位核安全报告制度，根据《中华人民共和国核安全法》《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》，制定本规定。
对核安全负有全面责任的核动力厂营运单位应执行核安全报告规定，向国家核安全局和地区核与辐射安全监督站提交下述报告：定期报告、重要活动报告、建造阶段事件报告、运行阶段 事件报告和核事故应急报告。
采用原工艺进行更换或维修后，不能完全恢复或确认安全 重要构筑物、系统和设备规定的安全功能。例如：采用打磨方式去 除压力容器接管焊缝中的超标缺陷，通过力学分析评价以确认缺陷 去除区域的结构完整性。
采用新工艺进行更换或维修安全重要的构筑物、系统和设备。例如：采用与设备制造阶段不同的焊接工艺对设备焊缝进行现 场焊接返修。 无法采用更换、维修等处理手段，采用分析评价和论证后 原样接受的方式处理。例如：
(1)反应堆压力容器役前检查发现接管与安全端焊缝存在超 标夹渣显示，通过断裂力学分析评价后原样接受;
(2)现场安装时发现管道局部壁厚不满足设计要求，重新进 行力学分析评价后原样接受;
(3)安全壳混凝土强度试验结果不满足验收标准，经分析评 价后原样接受，或者安全重要构筑物混凝土浇注出现严重的质量问 题等。
调试试验的结果不满足调试大纲中与安全有关的验收 准则。例如：稳压器安全阀功能试验时，安全阀的开启压力不满足安全准则等。
土建、安装、调试后物项状态与技术规格书、图纸等技术 条件的要求不一致，判断同类型机组也可能发生类似问题。例如：
(1)主泵垂直支承出厂装配与设计图纸不一致，而同类型机 组判断也存在相同问题;
(2)蒸汽发生器传热管弯管部位防振条偏移，并且判断同类 型机组的蒸汽发生器防振条也存在偏移问题;
(3)混凝土安全壳部分应变监测仪表安装错误，导致试验过 程中部分测点读数异常，判断同类型机组也存在相同问题等。
构成核动力厂安全屏障的重要设备、构筑物受到严重损 伤，导致其安全功能不能满足或不能确定满足要求。例如：
(1)压力容器、主泵泵壳等设备在现场运输、吊装过程中意 外跌落，造成设备损伤;
(2)螺栓等部件脱落导致反应堆冷却剂系统压力边界等严重 损伤;
(3)由于混凝土浇注缺陷，导致预应力孔道密封性试验或灌 浆过程中安全壳钢衬里鼓包等。
在安全重要构筑物、系统和设备的土建、安装和调试等活动中发生原设计未预计的情况，导致安全功能可能受到不利影响。
导致下列反应堆停堆保护系统和专设安全设施自动或手动触发的事件
(1)反应堆保护系统，包括紧急停堆或事故保护停堆;
(2)安全壳隔离系统，包括主蒸汽隔离阀、主给水隔离阀 等;
(3)应急堆芯冷却系统，包括高压安注、中压安注和低压安 注系统，以及承担低压注入功能的余热排出系统;
(4)辅助或应急给水系统;
(5)安全壳热量排出及泄压系统，包括安全壳喷淋和通风冷 却系统;
(6)主控室可居留系统;
(7)应急动力电源，如应急柴油发电机。
上述系统触发不包含以下情况：
(1)该动作为试验或反应堆运行期间预先安排的一部分;
(2)该动作无效，且动作发生时该系统已退出在线状态或动 作发生时安全功能已经完成。 由于本准则中的这些系统用于缓解事故后果，所以这些系统应 在需要时能够执行其安全功能，且不应该受到频繁或不必要的挑战。因此，上述系统的正常触发和误触发都应当报告。
由于单一系列可缓解事件后果，所以系列级的动作应当按照本 准则报告。通常，由于复杂系统的单一设备本身不能缓解事故后 果，因此单一设备动作不须按照本准则报告。如一台应急柴油发电机可用来缓解事故后果，所以应急柴油发电机动作应当按照本准则报告。如果一个设备(如稳压器安全阀)足以缓解事故后果，因此 该设备动作应当按照本准则报告;如果一个设备(如一台高压安注 泵)不足以缓解事故后果，则该设备动作无须按照本准则报告。