美利体育登录入口官网:EJ/T 20078-2014
核燃料循环设施安全要求
Safety requirement of nuclear fuel cycle facilities
EJT20078-2014, EJ20078-2014
- 标准号
- EJ/T 20078-2014
- 别名
- EJT20078-2014, EJ20078-2014
- 发布
- 2014年
- 国际标准分类(ICS)
- 27.120 核能工程
- 总页数
- 40页
- 发布单位
- 行业标准-核工业
- 当前最新
- EJ/T 20078-2014
- 引用标准
- EJ/T 1054 GB 14500 GB 18871-2002 GB/T 19597 HAD 002/07 IAEA NS-R-3
- 本体
- 设计基准事故
- 适用范围
- 本附录给出了核燃料循环设施实现安全设计的方法，包括输入数据、鉴别危险、危险评估、建立运行限值和条件以及安全技术措施的证明五 H.2 "输入数据 H. 2.1 输入数据包括: a) 采用使用的产品、 b) 4 c) ? H.2.2 安全 燃料循环设施中安全功外 al) 防止放射性材 走误变热) 并 b) 外照射的防折 c) 预防核临界 H. 3 鉴别危险 H.3.1 鉴别所有外 a) 外部危险， b) 辐射危险和 SUN Ha H.3.2 主要非核場內 a) 能量和流体( b) 电或化学材料人 c) 机械故障，包所 cae Rt 后果的那些功能，核 构完整性、冷却〈带 部危险〈放射性和化学危险) ，包括: 定的列表。 H.4 危險評估 H.4.1 事故情形的发展与假想始发 H.4.1.1 将鉴别危险步骤中鉴别出的亿轩 险类型〈例如失去密封、核临界、火灾) BS H. 4. 1.2 假想始 件是设计中鉴别为能引起预期运 件或事故条件的事件。假想始发事件会导致 大量放射性和/或放射性物质及相关化学危险物质〈品) 〈取决于危险) 的释放。 H.4.2 事故情形后果的評估 應估計每個事故情形或每組事故情形對工作人員、公眾和環境的後果。 H. 4.3 鉴别安全重要SSCs及它们的安全要求 H. 4. 3.1 对于可能导致不可接受后果的情形，应鉴别 H. 4. 3. 2 "安全重要SSCs是防止出现始发事件及缓解 年来形成事故情形。可以按照事故和危 現必要安全功能的安全重要SSCs。 故后果的屏障。 EJ/T 20078一2014 H. 4.3.3 设计基准事故是设施根据确定的设计标准《如后凡保持在指定限值内) 設計防御的事故。這 改正是设施设计时采取设计技术措施防御的事故。设计技术措施用来防止事故发生或如果事故发生 後緩解事故的後果。如果某些事故與同樣的識別危險有關, 可以將它們作為有代表性限度情形的一組, 並且因此它們具有一套相同的安全重要SSCs,對於核臨界事故, 實施具體預防措施(例如雙偶 则)。 ARLE 规定了对核临界事故的缓解措施及后朵的评价。因此，核临界事故的绥解措施和後果評價 不是设计基准事故方法必需部分。 H.4.3.4 设施状态见表H, 1。应明确说明设计基准事故与预期运行事件并评估它们的可能后果。通过确 保所有设计基 疏和预期运行事件的可能后果可接受达到安全设计。 表H.1 设施状态 事故条件 设计基准事故 行 预期运行事件 严重事故 正常 在指定运行限值和条件内的运行; 預期運行事件: 設施運行壽期內預期至少發生一次的工藝偏離正 不引起对安全重要物项的严重破坏， 或不導致事故條件。 行的事件，但是考虑到适当的设计预设条件， H. 4. 3.5 "确定应急准备和响应计划，明确为确保所有场外后果是可接受钓所需要采取的缓解措施。 山4.3.6 為了執行安全分析,使用限度假设假定设计基准事故。 H. 4. 4 减轻的事故后果和概率的评估 如果采取缓解措施后，事故的后果和/或发生概率仍不可接受， 结果可接受。 H.5 建立运行限值和条件 H.5.1 应清楚地规定运行限值和条件。 出5.2 運行限值和條件是一套事先設立的設備和人員的參數限值、动作能力和性能水平的规则，应由 负责许可设施安全运行的监管机构批准运行限值和条件。 H.6 安全技術措施的證明 编制设施的许可文件。 複評價並修改安全重要SSCs直到 bea 34 Pe AW OM 國 核行业标准 循环设施安全要求 EJT 20078一2014 * 邮政编码;100091 電話: 010-62863505 總裝備部軍標出版發行部印刷車間印刷 BREA BLO究 * 2015年2 月第1版 2015 年2月第1次印刷 ee 1-50 定价71.00 元 2n14 EI/T 2nn7e
| 术语 | 描述 |
|---|---|
| 安全重要SSCs Safety Significant System Components | 指对核设施安全具有重要作用的系统或组件，其故障可能导致严重的安全后果 |
| 设计基准事故 Design Basis Accident | 核设施设计中考虑的、用来确定安全措施的基准事故，其后果必须被设计措施所防御 |
| 预期运行事件 Expected Operational Event | 核设施在其运行寿期内预期至少发生一次的工艺偏离，但不会引起安全重要物项的严重破坏 |
| 运行限值和条件 Operational Limits and Conditions | 一套事先设立的美利体育官网首页网址和人员的参数限值、动作能力和性能水平的规则，用于保障设施安全运行 |
| 应急准备和响应计划 Emergency Preparedness and Response Plan | 为应对核事故或紧急情况而制定的计划，明确需要采取的缓解措施和响应步骤 |
美利体育登录入口官网: EJ/T 20078-2014 中提到的仪器美利体育官网首页网址
| 核燃料循环设施 | 用于核燃料循环过程的设施，包括核燃料的提取、处理、再加工等 |
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