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ASME 第 III 条对安全或风险贡献最小的物品的替代要求
轻水反应堆机组首次建造时，系统、结构和部件被确定性地分为两类：安全相关或非安全相关。这些分类决定了建造是否符合核法规（安全相关）或工业法规（非安全相关）。当前的法规和规范最初是基于这种方法制定的。20 世纪 90 年代中期，开始从确定性规则转向基于评估堆芯损坏频率 (CDF) 和大型早期释放频率 (LERF) 的风险知情方法。这种转变主要是出于确保将工厂资源引导到对工厂安全案例风险最高、影响最大的领域的愿望。