HAD 301／05-2021 标准规范下载简介
HAD 301／05-2021 乏燃料后处理设施安全.pdf简介：
HAD 301/05-2021 是关于乏燃料后处理设施的安全简介规范，这通常指的是针对核能发电中核燃料循环后产生的乏燃料（spent nuclear fuel）处理设施的安全管理规定。乏燃料是已经使用过的核燃料棒，由于放射性强度很高，需要经过特殊处理才能安全地储存和最终处置。
这类安全简介可能涵盖了以下内容：
1. 设施概述：对乏燃料后处理设施的基本介绍，包括设施的结构、功能和位置。
2. 安全原则：强调安全第一，预防为主，以及遵守所有适用的国际和国家的安全法规。
3. 风险评估：识别潜在的辐射、化学、物理和机械风险，以及如何管理和减轻这些风险。
4. 安全管理：规定工作许可制度、应急响应计划、安全培训和监督机制。
5. 辐射防护：详细描述如何控制和监测辐射，提供个人防护设备的使用指导。
6. 设备和工艺：介绍设施内的关键设备和技术，包括乏燃料的接收、处理、存储和最终处置方法。
7. 安全操作程序：列出具体的操作步骤和安全程序，包括事故应急处理流程。
8. 安全报告和记录：要求定期的安全评估报告和记录，以便追踪和改进安全性能。
9. 法规遵守：强调设施必须符合所有相关的国际、国家和行业标准。
这类文件的目的是确保乏燃料后处理过程的安全，保护工作人员、公众和环境免受潜在的危害。
HAD 301／05-2021 乏燃料后处理设施安全.pdf部分内容预览：
应在后处理设施设计和运行中考虑人因工程。应重点考虑控制室、远程控 制站和就地工作岗位的人因。至少应在与安全重要的建（构）筑物、系统和部 牛以及运行限值和条件相关的控制、报警和显示方面考虑人因工程。 设施应被设计成人工操作行为具有高可靠性。 人因工程应在设计阶段得到考虑并应包括 （a）确保操作员能够了解到设施的状态和配置； （b）人的失误对安全的潜在影响，考虑操作人员于预的容易程度和系统 对人因失误的容忍度； （c）受到职业照射的可能性。 在后处理设施设计中，应评估设施正常状态（包括维修）下的所有工作场 所，识别在异常工况和事故工况下需要人为干预的场所和时间。目的是为了便 于工作人员活动，确保在人为干预期间安全功能和支持其的建（构）筑物、系 统和部件对人为失误的防御能力。这应该包括优化设计，以防止或减少操作员 失误的可能性，例如，阀门闭锁、控制的隔离和分组、故障识别、逻辑显示以 及隔离工艺系统与安全系统的显示和报警。应特别注意事故工况下操作员需要 快速、准确、容错地识别出问题，并做出适当响应或动作
乏燃料后处理设施安全
乏燃料后处理设施安全
（d）仔细分析手套箱内所有与操作和维修活动有关的手套和物料转移通道 （手套箱与手套箱之间以及进出手套箱的通道）的数量及位置 （e）在手套箱的设计定型之前，考虑采用实体GB／T 37373-2019 智能交通 数据安全服务.pdf，并在制造商处进行厂 的工效学测试； （f）针对手套损坏的可能性，制定手套以及过滤器（如适用）的更换措施。
4.6.1.1职业照射和公众照身
在后处理设施设计阶段，应评价对工作人员的受照剂量，并应随设计进展 完善和细化。工作人员的职业照射评估应包括外照射评估和内照射评估。应在 呆守假设的基础上进行职业外照射的评估，包括： （1）计算外照射时采用如下包络辐射源项： （i）最大存量，包括所有放射性物质的活度、辐射源特征和辐射类型 等； （i）累积因素，例如应考虑管道和设备内放射性物质沉积和吸附； （2）通过以下条件评估外照射：
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（i）工作场所辐射水平（场所剂量率）； （i）工作人员的工作活动类型，活动所需要时间，以及工作人员和（屏 蔽的）辐射源之间的距离； （3）根据情况计算确定上述情况下的屏蔽要求。 估算公众剂量的计算中应包括来自设施内的所有放射性贡献，即直接或间 接的外部照射和因放射性物质的许可排放而通过吸入或食入所致的内照射。对 于剂量计算应采用每种贡献的最大值。应使用保守的和参数估计代表人（群 的公众剂量
4.6.1.2危险化学物质的释放
本导则仅涉及能增加放射性危害的化学危害。应依照化学工业中应用的标 准对工作人员的纯化学危害和危险化学物质向环境的释放进行估算和评价
4.6.2.1事故工况安全分析的方法和假设
依据相关法规标准确定事故分析的相关验收准则。 为了估计事故的厂内和厂外后果，事故分析中应考虑可能导致放射性物质 可环境释放或导致丧失屏蔽的物理过程的范围，并应确定包含最坏后果的包络 工况。 应按照相关规定要求评估事故后果
4.6.2.2评估可能的放射性或相关化学后果
乏燃料后处理设施安全
（f）源项（核素、质量、释放速率、温度等）： （g）识别和分析释放的物质在设施内部的输运途径； （h）识别和分析释放的物质在环境中扩散的途径； （i）量化对安全评价中识别的代表人（群）的后果。 分析厂址实际条件及预期条件，包括可能会影响设施运行或在设施释放的 物质输运或能量转移过程中起作用的厂址气象、地质与水文条件。 应采用合格的程序并使用来自合格程序的数据计算物质的环境输运，并考 可能导致对公众最高照射的厂址气象和水文条件。 应识别可能受事故潜在影响的工作人员和公众成员（代表人（群））。识别 内容应包括设施的描述、人口统计学信息以及内照射和外照射途径
放射性废物管理的目标之一是将后处理产生的放射性废物活度和体积减到 最少。 后处理设施的设计应努力确保设施寿期内所有预期产生的废物有指定的处 置路线。应根据处置路线，选择处理工艺。确定处理工艺时应不仪考虑废物中 的放射性核素，还要考虑其化学和物理性质（例如可燃废物）。 后处理设施的设计应尽量将回收、再循环和再利用最大化，以达到废物最 小化和防护与安全最优化，并考虑关于使用回收材料的职业照射与技术限制。 没计应包括实施回收和循环的适当设施，并且在总的废物管理策略中还应包括 将产生的二次废物减到最少的考虑。 在使用现有处置路线的场所，应以每条路线来确定废物处置前处理。应提 共设备和设施（或经确定现有的设备和设施），进行废物特性表征、分类、预处 理、处理以及必要时将废物运输至合适的经确认的处置场、中间贮存场所或进 步处理设施。 对于未确定处置路线的废物，应在设计中综合考虑防护与安全最优化、国 家法规和监管限值，以及潜在处置路线预留接口。由于处置是放射性废物管理 的最后一步，任何采用的废物处置前处理技术和程序应提供与预计废物处置接 要求兼容的废物体和废物包。 设计应尽可能为流出物和废物可能变更处置路线提供措施，以允许将来采
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用新技术、知识和经验的积累或监管变化。这无其适用于后处理设施的气体和 挥发性废物。 在设计中应考虑设施全寿期内必要的暂存废物贮存能力，包括必要的备用 能力，例如预防高放废液贮槽的故障等，
对流出物进行排放管理时，应采取工程措施去除或降低放射性水平和有毒 化学物质的量。设计中应确保在正常运行中满足流出物排放限值，并且避免向 环境的意外排放。 设施设计和运行中应采用适当的工艺和设备以尽可能减少和回收放射性气 态和液态流出物，同时应考虑所回收试剂中成分的变化或积累。根据辐射防护 最优化原则，采取具体的设计措施应确保循环使用的材料是安全的，并适于在 没施中重复利用 应通过工艺尾气处理系统减少后处理排放的气态流出物的活度。在必要的 地方，应设置用于减少放射性碘及其他放射性挥发物质或气态物质排放的设备。 过滤系统通常应包括保护过滤器的除湿器和由高效空气过滤器（HEPA）串联组 成的过滤装置。 应安装监测状态和性能的设备，如： （a）过滤器压差计，用于指示过滤器的更换： （b）排放管道上设置连续取样的放射性活度或气体浓度测量和排放流量 测量装置； （c）用于测试气溶胶过滤系统性能的相关取样装置。 应对需排入环境的液态流出物进行处理，以减少放射性物质和危险化学物 质的排放。适当的地方应考虑使用过滤、离子交换或其他技术，以达到防护与 安全最优化，液态流出物最终排向环境应采用槽式排放的方式。 后处理设施流出物排放系统的设计和排放口位置应进行优化比选，以尽量 扩大排放流出物的稀释和扩散能力，并尽量消除可能有损于含放射性物质流出 物稀释的颗粒物和难溶液滴
应建设固定监测站和环境监测实验室，开展
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根据设施正常运行工况和事故工况下可能同环境释放的放射性源项，选用 合理的、经过验证的大气弥散和水弥散评价模式以及剂量估算模式，评价通过 大气、地表水和地下水途径对环境的影响 。应评价化学污染物对环境的影响。
后处理设施的实物保护等级应按一级实物保护等级设计。应根据实物保护 目标的重要程度和潜在风险，合理划定实物保护分区。实物保护系统应确保实 现控制区、保护区、要害区和要害部位的探测、延迟和响应的基本功能，并做 到人防和技防措施有机结合，保证实物保护系统完整、可靠与有效。 应在实物保护系统设计方案确定前，基于设计基准威胁进行实物保护系统 风险评价和有效性评估，验证系统是否满足各项法规标准的要求，分析系统的 薄弱环节、发现系统的缺陷，评估改进 并进行利益代价分析
核材料衡算的主要环节应包括：确定衡算区域，材料的测量，记录的保存， 编制并提交衡算报告，核实并分析决定MUF（物料不明损失量）正确性和准确 度的衡算数据，并进行评价。 乏燃料后处理设施应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。 应设置核材料衡算平衡区。平衡区应尽量与实体边界相一致，应便于接收 发运、转移核材料的准确测量，应避免互相交义，应有利于采用封隔、监视措 施，同时考虑工艺流程、核材料形态、物料放射性及敏感数据的保密性等因素。 应根据工艺流程及核材料形态便于测量等因素设置关键测量点。测量方法 的选择应考虑测量方法本身的准确度和精密度。测量系统应具有追溯性。
乏燃料接收和场内转运应采用轨道或其他平稳的运输方式。应进行辐射屏 蔽，应防止泄漏和临界。产品、放射性废物及其他危险化学品的厂内运输T∕CCES 26-2021 建筑施工扬尘防治与监测技术规程，应 尽可能减少运输环节，选择安全合理的运输方式和运输路线
4.13应急准备与响应
乏燃料后处理设施安全
后处理设施建造周期长，会涉及到较多的设计方和承包方，设计、建造和 前期调试等工作有可能在设施的不同部分中同时进行。作为管理体系的一部分， 营运单位应制定建造阶段质量保证大纲和设计变更程序，以避免在建造过程中 的风险，以确保尽量降低与设计意图之间的偏差。 后处理设施是包含复杂化学工艺和机械操作的大型核设施。后处理设施的 建造应尽可能地便用模块化、标准化的部件，以确保这些部件交付现场前的质 量。 设备在安装前，应尽可能在制造方厂房或现场进行测试和验证。应在建造 和安装前选择合适的时机对特定的安全级物项进行测试和验证，如屏蔽效率的 验证，中子解耦装置测试，临界风险相关的几何尺寸的验证和焊缝检测等
乏燃料后处理设施安全
本导则主要涉及后处理设施安全方面相关的调试。由于后处理设施的复杂 生和高危险性，应严格遵守确定的调试程序，并吸收以往调试和运行中的经验 教训
尽可能将调试工作同设施止式运行一样对待。应通过调试使员工逐渐遵 守运行操作规程。 营运单位应充分利用调试阶段熟悉设施，并在整个组织中培养良好的核安 全文化，积极的行为和态度。在熟悉设施的过程中，应对所有的工况予以考虑： （a）设施正常运行； （b）开车和停车过程； （c）维修或整改工作：
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