HJ8442017核燃料循环设施应急相关参数

中华人民共和国国家环境保护标准HJ844-2017核燃料循环设施应急相关参数Emergency-RelatedParametersforNuclearFuelCycleFacilities（发布稿）本电子版为发布稿。请以中国环境科学出版社出版的正式标准文本为准。2017-7-7发布2017-8-1实施环境保护部发布I目次前言......................................................................................................................................................I1适用范围.....................................................................................................................................12规范性引用文件.........................................................................................................................13术语和定义.................................................................................................................................14总则.............................................................................................................................................15数据内容.....................................................................................................................................26典型事故.....................................................................................................................................4附录A核燃料循环设施设计参数（规范性附录）.................................................................5附录B核燃料循环设施实时参数（规范性附录）...............................................................10附录C核燃料循环设施其他测量参数（规范性附录）.......................................................15附录D核燃料循环设施典型事故（资料性附录）..............................................................16I前言为贯彻《中华人民共和国环境保护法》《中华人民共和国放射性污染防治法》和《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》，保护环境，保障人体健康，规范核燃料循环设施应急相关参数，制定本标准。本标准规定了核燃料循环设施应急相关参数的范围、内容、格式。本标准的附录A～附录C为规范性附录，附录D为资料性附录。本标准由环境保护部核设施安全监管司、科技标准司组织制定。本标准主要起草单位：环境保护部核与辐射安全中心、中国核电工程有限公司郑州分公司。本标准环境保护部2017年7月7日批准。本标准自2017年8月1日起实施。本标准由环境保护部解释。1核燃料循环设施应急相关参数1适用范围本标准规定了核燃料循环设施应急相关参数的范围、内容、格式。本标准适用于民用核燃料循环设施，主要包括铀转化设施、离心分离设施、压水堆核燃料制造设施、乏燃料后处理设施。2规范性引用文件下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件，仅所注日期的版本适用于本文件。凡是不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本文件。HAF001民用核设施安全监督管理条例HAF002核电厂核事故应急管理条例HAF301民用核燃料循环设施安全规定HAD002/07-2010核燃料循环设施营运单位的应急准备与应急响应3术语和定义下列术语和定义适用于本标准。3.1应急Emergency需要立即采取某些超出正常工作程序的行动以避免事故发生或减轻事故后果的状态。有时又称为紧急状态。3.2应急相关参数Emergency-relatedparameter核事故应急准备和响应需要使用的参数，应急相关参数可分为设计参数、实时参数和其他测量参数。4总则4.1目的为了提高国家核安全监管部门对核燃料循环设施的应急监管水平，规范核燃料循环设施营运单位向国家核安全监管部门提供的应急相关参数。4.2原则核燃料循环设施营运单位向国家核安全监管部门提供的应急相关参数，应该能充分反映核燃料循环设施的实际状态、事故发展进程、辐射水平及环境影响，满足国家核安全监管部门对核燃料循环设施核事故应急监督管理的要求。4.3用途本标准中规定的应急相关参数主要用于核燃料循环设施核事故应急，如应急状态分级、事故后果评价等。4.4分类根据参数随时间变化的特点以及获取来源，核燃料循环设施应急相关参数分为设计参数、实时参数和其他测量参数等。本标准中，设计参数指的是核燃料循环设施已确定且与应急相关的静态参数，实时参数指的是核燃料循环设施在运行期间与应急相关的实时监测的动态参数，其他测量参数指的是核燃料循环设施在运行期间与应急相关的非实时监测的动态参数。25数据内容5.1设计参数5.1.1铀转化设施铀转化设施重要的设计参数包括以下内容。UF4转化系统：一级流化床设计温度、二级流化床设计温度。UF6转化系统：氟化反应器设计温度。冷凝液化系统：一级冷凝器冷凝设计温度、一级冷凝器液化设计温度、一级冷凝器设计装料量、二级冷凝器冷凝设计温度、二级冷凝器液化设计温度、二级冷凝器设计装料量、三级冷凝器冷凝设计温度、三级冷凝器液化设计温度、三级冷凝器设计装料量、3m3容器装料量。安全监测系统：HF浓度报警整定值、氢气泄漏报警整定值。核燃料循环设施设计参数说明参见附录A。附录中重要度标为“★”的是必须提供的参数，重要度为空的可根据核燃料循环设施的实际情况自由选择，下同。5.1.2离心分离设施离心分离设施重要的设计参数包括以下内容。卸料系统：卸料贮罐设计压力、凝冻器设计温度。供料系统：加热箱设计温度。精料取料系统：冷风箱设计温度、取料容器设计装料量。贫料取料系统：冷风箱设计温度、取料容器设计装料量、冷热风箱冷凝设计温度、冷热风箱液化设计温度。液化均质系统：压热罐设计温度、安全箱设计压力、受料容器设计装料量。安全监测系统：HF浓度报警整定值、临界事故报警系统整定值。5.1.3压水堆核燃料制造设施压水堆核燃料制造设施重要的设计参数包括以下内容。干法化工转化系统：气化罐设计温度、转炉设计压力。湿法化工转化系统：气化罐设计温度、ADU干燥设计温度、脱氟还原炉设计压力。芯块制备系统：烧结炉设计压力。安全监测系统：HF浓度报警整定值、氢气泄漏报警整定值、检漏罐电导率报警整定值、检漏罐酸度报警整定值、临界事故报警系统整定值。5.1.4乏燃料后处理设施乏燃料后处理设施重要的设计参数包括以下内容。乏燃料接收贮存：水池表面γ辐射水平控制值、贮存水池池水温度设计值。元件剪切及料液制备：溶解器温度、溶解器液位设计值。硝酸铀酰转化产品包装及四价铀制备：蒸发器设计温度。钚纯化循环：2AX柱-2BX柱-2BS柱中子计数率控制值、高浓钚贮槽氢气浓度。硝酸钚转化及产品包装：草酸钚沉淀反应器中钚质量、草酸钚沉淀反应器中子计数率控制值。高放、中放废液处理：蒸发器加热饱和蒸汽设计压力。1AW高放废液贮存：贮罐氢气浓度、贮罐废液温度。安全监测系统：临界事故报警系统整定值、工艺设备压力控制值、设备室/热室压力控制值、橙区压力控制值。35.2实时参数5.2.1铀转化设施铀转化设施重要的实时参数包括以下内容。核燃料循环设施实时参数说明参见附录B。UF4转化系统：一级流化床温度、二级流化床温度。UF6转化系统：氟化反应器温度。冷凝液化系统：一级冷凝器温度、一级冷凝器装料量、二级冷凝器温度、二级冷凝器装料量、三级冷凝器温度、三级冷凝器装料量、3m3容器装料量。放射性控制：气载流出物放射性活度浓度。安全监测系统：HF浓度、氢气浓度、火灾报警信号。地面气象站：风向、风速。5.2.2离心分离设施离心分离设施重要的实时参数包括以下内容。卸料系统：卸料贮罐压力、凝冻器温度。供料系统：加热箱温度。精料取料系统：冷风箱温度、取料容器装料量。贫料取料系统：冷风箱温度、取料容器装料量、冷热风箱温度。液化均质系统：压热罐内部温度、冷风箱温度、受料容器装料量。放射性控制：气载流出物放射性活度浓度。安全监测系统：HF浓度、临界事故γ辐射水平、火灾报警信号。地面气象站：风向、风速。5.2.3压水堆核燃料制造设施压水堆核燃料制造设施重要的实时参数包括以下内容。干法化工转化系统：气化罐温度、转炉压力。湿法化工转化系统：气化罐温度、ADU干燥温度、脱氟还原炉压力。芯块制备系统：烧结炉压力。放射性控制：气载流出物放射性活度浓度。安全监测系统：HF浓度、氢气浓度、电导率、酸度值、临界事故γ辐射水平、火灾报警信号。地面气象站：风向、风速。5.2.4乏燃料后处理设施乏燃料后处理设施重要的实时参数包括以下内容。乏燃料接收贮存：水池表面γ辐射水平、贮存水池池水温度。元件剪切及料液制备：溶解器温度、溶解器液位。硝酸铀酰转化产品包装及四价铀制备：蒸发器温度。钚纯化循环：中子计数率、氢气浓度。硝酸钚转化及产品包装：钚质量、中子计数率。高放、中放废液处理：蒸发器加热饱和蒸汽压力。1AW高放废液贮存：贮罐氢气浓度、贮罐废液温度。放射性控制：气载流出物放射性活度浓度。安全监测系统：临界事故γ辐射水平、火灾报警信号、工艺设备压力、设备室/热室压力、橙区压力。地面气象站：风向、风速。45.3其他测量参数5.3.1铀转化设施、离心分离设施、压水堆核燃料制造设施铀转化设施、离心分离设施、压水堆核燃料制造设施重要的其他测量参数包括以下内容。环境监测：环境γ辐射空气吸收剂量率。5.3.2乏燃料后处理设施乏燃料后处理设施重要的其他测量参数包括以下内容。取样监测：乏燃料水池中放射性核素活度浓度、高放废液中放射性核素活度浓度。环境监测：环境γ辐射空气吸收剂量率。核燃料循环设施其他测量参数说明参见附录C。6典型事故本标准在确定应急相关参数过程中所考虑的核燃料循环设施典型事故见附件D。5附录A核燃料循环设施设计参数（规范性附录）表A.1给出了铀转化设施营运单位向国家核安全监管部门提供的设计参数，表A.2给出了离心分离设施营运单位向国家核安全监管部门提供的设计参数，表A.3给出了压水堆核燃料制造设施营运单位向国家核安全监管部门提供的设计参数，表A.4给出了乏燃料后处理设施营运单位向国家核安全监管部门提供的设计参数。表A.1铀转化设施设计参数说明表系统参数单位重要度备注设施生产能力tU/a按铀计的年生产能力UF4转化系统一级流化床设计温度℃★在考虑材料腐蚀和确保UF4转化率的条件下，一级流化床的设计温度二级流化床设计温度℃★在考虑材料腐蚀和确保UF4转化率的条件下，二级流化床的设计温度HF进气设计流量Nm3/h满足流化床UF4转化率的HF进气流量流化床尾