标准解读
《GB 15146.10-2001 反应堆外易裂变材料的核临界安全 固定中子吸收体的应用安全要求》这一标准着重于规定了反应堆外处理易裂变材料时,采用固定中子吸收体以确保核临界安全的具体安全要求。对比未明确提及的其他标准或先前版本(因具体对比对象未给出,以下内容基于一般性原则阐述可能的变更方向),该标准可能包含以下几方面的更新或强化:
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安全限值与准则:新标准可能根据最新科研成果和国际安全实践,调整了固定中子吸收体的使用浓度、布置密度等关键参数的安全限值,以更精确地控制反应性,提升安全性。
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风险评估方法:引入或优化了风险评估流程,要求在设计和操作过程中采用更为系统和定量的方法来识别、分析潜在的临界事故风险,并制定相应的预防和缓解措施。
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材料与设计规范:针对固定中子吸收体的材质选择、结构设计及性能测试提出了更详细或更严格的要求,确保其在各种工况下都能有效抑制核连锁反应,防止意外临界事件的发生。
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操作与维护指南:标准中可能新增或修订了操作人员的培训要求、日常检查程序以及维护保养规范,强调通过规范化管理减少人为错误,提高整体安全管理水平。
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应急响应计划:明确了在发生涉及固定中子吸收体失效或误操作等紧急情况下的应急响应流程和措施,包括快速干预策略和信息报告机制,以减轻可能的后果。
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监管与审核:加强了对设施合规性的监督审查机制,要求定期进行安全审查和性能验证,确保所有环节持续满足最新的安全标准。
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文档记录与追溯性:强调了从设计、建造到运行全周期的文档管理重要性,要求保持详细记录,便于追溯和持续改进。
请注意,上述内容为基于标准更新通常会涉及的方面所做的假设性概括,并非直接比较得出的确切变更点。实际的变更细节需参考该标准与被比较标准的具体条款。
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- 现行
- 正在执行有效
- 2001-10-24 颁布
- 2002-04-01 实施
文档简介
IC5.27.120.30F09中华人民共和国国家标准GB15146.10—2001反应堆外易裂变材料的核临界安全固定中子吸收体的应用安全要求NuclearcriticalitysafetyforfissilematerialsoutsidereactorsSafetyrequirementsfortheuseoffixedneutronabsorbers2001-10-24发布2002-04-01实施中华人民共和国发布国家质量监督检验检疫总局
GB15146.10-2001目次前言范围2引用标准定义··一般安全要求设计要求·。安全评价7核实与检查
GB15146.10-2001本标准7.1.2、7.1.3为推荐性的,其余为强制性的固定中子吸收体在许多场合可被用作核临界控制措施之一,用以确保正常和异常运行操作条件下所需要的次临界安全裕度,使更加经济有效地发挥设施或设备的作用。GB15146.2—1994《反应堆外易裂变材料的核临界安全易裂变材料操作、加工、处理的基本技术淮则与次临界限值》对利用中子吸收体进行核临界安全控制作了一般规定。本标准补充了GB15146.2—1994以及GB15146.8—1994《反应堆外易裂变材料的核临界安全堆外操作、财存、运输轻水堆燃料单元的核临界安全准则》中的有关要求,对固定中子吸收体在反应堆外核设施的设计、建造和运行中的应用提出了更加详细的安全要求。在本标准中.所谓固定中子吸收体是指作为设施、设备或燃料部件的有机组成部分并按要求发挥核临界安全控制作用的中子吸收体。本标准参考美国国家标准ANSI/ANS-8.21—1995《固定中子吸收体在非反应堆核设施中的应用》编制而成·其技术内容与后者等效·但在结构方面作了必要的调整.并将引用标准替换为我国的相应标准。本标准由中国核工业总公司提出本标准起草单位:核工业标准化研究所本标准主要起草人:糕凤官。
中华人民共和国国家标准反应堆外易裂变材料的核临界安全固定中子吸收体的应用安全要求GB15146.10-2001NuclearcriticalitysafetyforfissilematerialsoutsidereactorsSafetyrequirementsfortheuseoffixedneutronabsorbers范围本标准规定了作为反应堆外核设施和易裂变材料工艺设备的有机组成部分.并提供核临界安全控制作用的固定中子吸收体的应用安全要求。本标准适用于操作、加工、处理和贴存易裂变材料的设施的设计、建造和运行。本标准也适用于与易裂变材料的运输有关的设备。2引用标准下列标准所包含的条文,通过在本标准中引用而构成为本标准的条文。本标准出版时,所示版本均为有效。所有标准都会被修订,使用本标准的各方应探讨使用下列标准最新版本的可能性GB15146.1—1994反应堆外易裂变材料的核临界安全核临界安全行政管理规定!反应堆外易裂变材料的核临界安全GB15146.2—1994易裂变材料操作、加工、处理的基本技术准则与次临界限值HAF0400(91)核电厂质量保证安全规定3定义本标准采用下列定义3.1核临界安全nuclearcriticalitysafety预防核临界事故和减轻核临界事故后果的措施,其中最根本的是防止意外发生中子链式反应的措施3.2中子吸收体neutronabsorber能俘获中子的材料。3.3固定中子吸收体fixedneutronabsorber与易裂变材料的所在位置成既定几何关系的固态中子吸收体。3.4馒化体moderator通过对中子的散射而使中子能量降低的材料。3.5固定慢化体fixedmoderator与固定中子吸收体及易裂变材料的所在位置成既定几何关系的慢化体3.6中子吸收体系统neutronabsorbersystem固定中子吸收体、固定慢化体和其他具有某种已知核
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