標準解讀
GB 15146.2-1994 是一項中國國家標準,專注于反應堆外易裂變材料的核臨界安全領域。該標準詳細規(guī)定了在操作、加工、處理易裂變材料過程中的基本技術準則及確保安全的次臨界限值。以下是其主要內容的概述:
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適用范圍:本標準適用于所有涉及反應堆外部環(huán)境中易裂變材料的操作、加工和處理活動,旨在防止意外達到或接近核臨界狀態(tài),確保人員安全與環(huán)境防護。
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基本定義:標準首先明確了易裂變材料、核臨界、次臨界狀態(tài)、中子吸收體、幾何布置等因素的定義,為后續(xù)技術要求奠定基礎。
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技術準則:
- 材料控制:強調對易裂變材料的嚴格量化管理,包括材料的接收、儲存、轉移及使用過程中的精確計量,確保不超過預設的安全限值。
- 幾何控制:規(guī)定了材料存放和處理時的幾何布置原則,以避免形成有利于中子倍增的結構,如限制材料的尺寸、形狀及相互間的距離。
- 中子吸收體的使用:要求在必要時添加中子吸收材料(如硼、鎘等),以進一步抑制中子的增殖,保證系統(tǒng)維持在次臨界狀態(tài)。
- 物理參數監(jiān)控:提倡定期進行中子通量、臨界安全參數的監(jiān)測與計算分析,確保操作條件符合安全設計要求。
- 應急措施:制定應急計劃,包括緊急停機程序、疏散方案及事故后的輻射監(jiān)測與處理措施,以應對可能的核臨界事件。
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次臨界限值:確立了一系列基于實驗數據和理論計算的安全閾值,這些限值用于指導實際操作中材料的數量、配置及條件設定,確保即使在最不利情況下也不致于接近核臨界狀態(tài)。
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培訓與資質:強調參與易裂變材料操作、加工和處理的人員需接受專門培訓,了解核臨界安全知識,具備執(zhí)行安全規(guī)程的能力,并通過相應資質認證。
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記錄與審核:要求建立完善的記錄保持體系,詳細記錄材料流動、安全檢查、維護及異常情況處理等信息,并定期進行內部及外部安全審核,以持續(xù)改進安全管理水平。
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文檔簡介
upc621.039.54F09中華人民共和國國家標準GB15146.2-94反應堆外易裂變材料的核臨界安全易裂變材料操作、加工、處理的基本技術準則與次臨界限值Nuclearcriticalitysafetyforfissilematerialsoutsidereactor-BasictechnicallCcessingandoperationsoffissilematerials1994-07-07發(fā)布1995-01-01實施國家技術監(jiān)督局發(fā)布
中華人民共和國國家標準反應堆外易裂變材料的核臨界安全易裂變材料操作、加工、處理的GB15146.2-94基本技術準則與次臨界限值Nucleareriticalitysafetyforfissilematerialsoutsidereactor-Basictechnicalcriteriaandsubcriticallimitsforhandlingprocessingandoperationsoffissilematerials1主題內客與適用范圍本標準規(guī)定了反應堆外易裂變材料操作、加工、處理的核臨界安全基本技術準則和一些幾何形狀簡單的易裂變材料單體的次臨界限值。關于核臨界安全行政管理的基本要求,見GB15146.1。本標準適用于反應堆外易裂變材料的操作、加工和處理。本標準不適用于受控條件下易裂變材料的組裝(如臨界實驗)引用標準反反應堆外易裂變材料的核臨界安全GB15146.1核臨界安全行政管理規(guī)定反應堆外易裂變材料的核臨界安全GB15146.5懷-天然全由混合物的核臨界控制準則和次臨界限值3術語3.1有效增殖系數A.r含易裂變材料的有限大系統(tǒng)內,某一時悶隔內產生的中子總數(不包括由中子源產生的中子)與同一時間間隔內因吸收和泄漏而損失的中子總數之比。3.2臨界事故意外發(fā)生的自持或發(fā)散的中子鏈式反應所造成的能量釋放事件,3.3核臨界安全(臨界安全)預防臨界事故和減輕臨界事故后果的措施,其中最基本的是防止意外發(fā)生中子鏈式反應的措施3.4受控參數要求其數值保持在規(guī)定限值范圍之內的參數。3.5次臨界限值(限值)哈受控參數規(guī)定的能使系統(tǒng)在規(guī)定條件下肯定處于次臨界狀態(tài)的限制性數值;確定此種限值時應給導出它時所用的計算和實驗數據的不確定度;留有適當的裕量.但不考慮意外事件(如投雙批料、樣品分析結果不正確等)。3.6面密度垂直投影在某平面單位面積上的易裂變材料的總質量。對于無限大的均
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