EJ 877-1994核燃料后处理厂安全设计准则.pdf

EJ中华人民共和国核行业标准EJ 877-94核燃料后处理厂安全设计准1994-10-24 发布1995-01-01 实施中国核工业总公司发布 目次主题内容与适用范围(1)2引用标准(1)3术语(1)安全原则(2)5总的安全准则(2)6封闭系统(6)工艺厂房布置原则(7)8 仪表与控制装量 (8)9系统和部件安全设计要求(9)(12)附录 A假设始发事件(补充件)(14) EJ 877--94对防止临界有重要意义的场所，应提供有关工艺参数的控制和监测所需要的仪表和报警系统。9系统和部件安全设计要求9.1 设计原则系统和部件的设计必须保证其执行相应安全功能的可靠性。可通过以下一种或几种措施给予保证。9.1.1 多重性多重性即利用超过最少数量的成套设备或部件来完成某一给定的安全功能。多重性容许一组设备或部件发生故障或不能被利用，而又不丧失系统的功能。就多重目的而言，可以使用相同的或不同的设备或部件。9.1.2多样性采用多样性原则来减少某些共因故障发生的可能性，以提高某些系统的可靠性。应检查这些潜在故障的起因，以确定何处可有效地采用多样性原则。例如可采用不同的属性的多重部件，这些属性可以是不同的工作原理、不同的物理变量、不同的运行工况和由不同的制造厂商生产等。9.1.3 独立性设计中可采用下述独立性原则,增进系统的可靠性：a、 保持多重系统部件之间的独立性;b。 保持系统部件和假想始发事件效应之间的独立性。例如，次假设始发事件不得使某一安全系统发生故障或失效，或不得使为减轻该事件后果所需的安全功能发生故障或失效，c.保持不同安全等级的系统或部件之间的应有的独立性，d、 保持安全重要物项和对安全不重要的物项之间的独立性。在系统的设计中应采用功能隔离及实体分隔来获得独立性。9.1.4可检验性对安全重要的建(构)筑物、系统和部件，设计中必须考虑在后处理厂运行期间能够对其进行有效的检查、修复和试验，其有效程度必须保证它们在运行期间能够执行其安全功能，又不使辐射工作人员受到过量的辐射照射。如果在设计上无法对安全重要的建(构)筑物、系统和部件进行在役检查、修复和试验，则必须采取预防性安全措施，以避免潜在的、不易被发现的事故。9.2临养安全设计要求9. 2. 1 应采用燃料的最大反应性作为临界安全计算基准。除非在主管部门可接受的证明基础上，才可采用燃耗信用。这种证明必须包括燃料处理前的直接测定。9.2.2 系统和部件的设计应使易裂变物质的存留量尽可能减至最少。为此，系统和设备应能通畅地进行倒空，且不能倒空的容积尽量小，管道和设备室覆面要有一定坡度。9. 2. 3 在临界计算时,必须考愿设备制造公差和腐蚀造成的误差。还应考虑体积和浓度测9 EJ 877—94量误差、易裂变物质的积累(如结疤和吸附)和相夹带引起的易裂变物质的富集。9.2.4凡带有夹套和蛇管的设备,在临界计算时必须包括夹套和蛇管。9.2.5在正常运行状态和事故工况下，凡处理或贮存易裂变物质的设备必须不发生影响安全功能的变形或损坏。9.2.6应尽可能避免碱性试剂、水和其它可引起易裂变物质发生沉淀和聚合的试剂管道直接引入含可裂变物质的容器中。在有必要引入上述物质的情况下，其接受容器必须是几何安全或质量控制的。9.2.7必须确保几何安全容器中的物料不能直接向非几何安全容器中输送。9.2.8必须确保几何安全容器、几何良好容器和加固体中子毒物的容器中的易裂变物质不能引入到未采取任何临界控制措施的系统中。9.2.9必须避免产生超过临界计算设计基准的工况。例如，应避免在萃取柱由于环内循环而超过环浓度限值，应避免因相夹带造成的环在有机溶剂中的积累超过限值等。9. 2.10临界分析计算时,必须考虑含易裂变物质的设备之间的相互影响以及周围环境的影喇，包括管道交叉、设备室和邻近物体的相互作用。9.2.11对于不是按完全中子反射设计的系统，必须采取特别措施及操作上的限以确保该系统不被水淹及大量中子反射和慢化物质进入该系统附近部位。9.2.12 临 界分析应该遵循双偶然性原则。在有足够屏蔽保证情况下，可不遵循双偶然性原则。9.2. 13 对临界安全重要的仪表应按照单一故障原则设计。9.2.14防止因失去冷却造成含易裂变物质的溶液自浓缩。9. 3 辐射屏蔽设计要求GB8703有关条款规定并逢循合理可行尽量低的原则。9.3.2不同区域间的贯穿件必须保持密封。贯穿屏蔽体孔道必须进行局部等效屏蔽补偿。9.3.3不同屏蔽效应的屏蔽材料结合部位应对斜穿射线进行必要的屏蔽补偿。9. 4易裂变物质衡算计量必须提供能对易裂变物质进行衡算计量的手段，包括衡算计量区域划分、衡算计量控制点的设置、衡算计量数据的获取(包括记录、传输和处理)及其相应仪表和分析装置。核燃料的管制必须符合 HAF 0601 的要求。9. 5乏燃料装卸贮