標準解讀

《GB 15146.2-2008 反應堆外易裂變材料的核臨界安全 第2部分:易裂變材料操作、加工、處理的基本技術(shù)規(guī)則與次臨界限值》相對于其前版《GB 15146.2-1994 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(shù)準則與次臨界限值》,主要在以下幾個方面進行了更新和調(diào)整:

  1. 技術(shù)內(nèi)容的更新:新版標準根據(jù)國際上最新的核安全研究成果和技術(shù)進展,對易裂變材料的操作、加工、處理過程中的核臨界安全要求進行了修訂,確保技術(shù)指導與國際最佳實踐保持一致。

  2. 安全限值的調(diào)整:對次臨界安全限值進行了重新評估和校正,以更精確地反映當前對核臨界現(xiàn)象理解的深化,提供更為嚴格和科學的安全界限,增強防止核臨界事故的能力。

  3. 規(guī)則細化:在基本技術(shù)規(guī)則方面,2008版標準細化了具體的操作程序、監(jiān)控措施以及應急預案等內(nèi)容,為實際工作提供了更加詳盡的操作指南,提高了可執(zhí)行性和安全性。

  4. 風險管理方法的引入:新標準可能融入了更多現(xiàn)代風險管理理念,強調(diào)在易裂變材料管理全過程中實施風險評估與控制,包括對潛在危險源的識別、風險分析及相應的緩解措施。

  5. 術(shù)語與定義的完善:隨著核科學技術(shù)的發(fā)展,相關(guān)專業(yè)術(shù)語也在不斷演變。2008版標準對關(guān)鍵術(shù)語和定義進行了修訂和完善,確保了標準語言的準確性和時代性。

  6. 合規(guī)性和可追溯性:增強了標準與國際原子能機構(gòu)(IAEA)相關(guān)安全導則的接軌,提高了標準的國際兼容性,便于國際交流與合作,同時也方便企業(yè)遵循國際認可的安全規(guī)范。

  7. 格式與結(jié)構(gòu)優(yōu)化:新版標準可能在文檔結(jié)構(gòu)和表述上做了優(yōu)化,使其更易于閱讀、理解和執(zhí)行,提升了用戶的使用體驗。


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  • 現(xiàn)行
  • 正在執(zhí)行有效
  • 2008-09-19 頒布
  • 2009-08-01 實施
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文檔簡介

犐犆犛 犉 中 華 人 民 共 和 國 國 家 標 準 犌犅 代替 反應堆外易裂變材料的核臨界安全 第部分:易裂變材料操作、加工、處理 的基本技術(shù)規(guī)則與次臨界限值 犖狌犮犾犲犪狉犮狉犻狋犻犮犪犾犻狋狔狊犪犳犲狋狔犳狅狉犳犻狊狊犻犾犲犿犪狋犲狉犻犪犾狊狅狌狋狊犻犱犲狉犲犪犮狋狅狉狊 犘犪狉狋:犅犪狊犻犮狋犲犮犺狀犻犮犪犾狆狉犪犮狋犻犮犲狊犪狀犱狊狌犫犮狉犻狋犻犮犪犾犾犻犿犻狋狊犳狅狉 犺犪狀犱犾犻狀犵,狆狉狅犮犲狊狊犻狀犵犪狀犱狅狆犲狉犪狋犻狅狀狊狑犻狋犺犳犻狊狊犻犾犲犿犪狋犲狉犻犪犾狊發(fā)布 實施 中華人民共和國國家質(zhì)量監(jiān)督檢驗檢疫總局 發(fā) 布 中 國 國 家 標 準 化 管 理 委 員 會 書 犌犅 目次 前言 ! 范圍 ! 規(guī)范性引用文件 ! 術(shù)語和定義 ! 基本技術(shù)規(guī)則 ! 計算方法的確認 ! 易裂變核素的單參數(shù)限值 ! 多參數(shù)控制 ! 附錄 (資料性附錄)可能造成工藝條件變化的典型事件 ! 附錄 (資料性附錄)計算方法確認示例 ! 附錄 (資料性附錄)關(guān)于計算方法的討論 ! 參考文獻 ! 書 犌犅 前言本部分的全部技術(shù)內(nèi)容為強制性。 反應堆外易裂變材料的核臨界安全迄今已經(jīng)發(fā)布了下列個部分: 第部分:核臨界安全行政管理規(guī)定(代替 ) 第部分:易 裂 變 材 料 操 作、加 工、處 理 的 基 本 技 術(shù) 規(guī) 則 與 次 臨 界 限 值 (代 替 ) 第部分:易裂變材料貯存的核臨界安全要求(代替 ) 含易裂變物質(zhì)水溶液的鋼質(zhì)管道交接的核臨界安全準則 钚天然鈾混合物的核臨界控制準則和次臨界限值 硼硅酸鹽玻璃拉希環(huán)及其應用準則 次臨界中子增殖就地測量安全規(guī)定 第 部 分:堆 外 操 作、貯 存、運 輸 輕 水 堆 燃 料 單 元 的 核 臨 界 安 全 準 則 (代 替 ) 核臨界事故探測與報警系統(tǒng)的性能及檢驗要求 固定中子吸收體的應用安全要求 基于限制和控制慢化劑的核臨界安全 本部分為 的第部分。 本部分代替 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(shù)準則與次臨界限值。 本部分與 相比主要變化如下: 增加了前言和附錄 (資料性附錄); 將“計算方法的驗證”(版)改為“計算方法的確認”(本版第章),并增加了一般要求; 將 的次臨界限量列入本版第章; 對助動詞“必須”改為“應當”、“宜”或“可以”。 本部分的附錄 、附錄 和附錄 為資料性附錄。 本部分由全國核能標準化技術(shù)委員會提出。 本部分由全國核能標準化技術(shù)委員會歸口。 本部分起草單位:核工業(yè)標準化研究所、中國原子能科學研究院、中國工程物理研究院。 本部分主要起草人:禚鳳官、朱慶福、喬錄成。 本部分于年首次發(fā)布。 犌犅 反應堆外易裂變材料的核臨界安全 第部分:易裂變材料操作、加工、處理 的基本技術(shù)規(guī)則與次臨界限值范圍 的本部分規(guī)定了反應堆外易裂變材料操作、加工、處理的基本技術(shù)規(guī)則和一些幾何形狀 簡單的易裂變材料單體的次臨界限值,并對確立核臨界安全評價用計算方法的有效性和適用范圍提出 了要求。有關(guān)核臨界安全行政管理的基本要求見 。 本部分適用于反應堆外易裂變材料的操作、加工和處理。 本部分不適用于受控條件下易裂變材料的裝配操作(如臨界實驗)。規(guī)范性引用文件 下列文件中的條款通過本部分的引用而成為本部分的條款。凡是注日期的引用文件,其隨后所有 的修改單(不包括勘誤的內(nèi)容)或修訂版均不適用于本部分,然而,鼓勵根據(jù)本部分達成協(xié)議的各方研究 是否可使用這些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件,其最新版本適用于本部分。 反應堆外易裂變材料的核臨界安全钚天然鈾混合物的核臨界控制準則和次臨界 限值術(shù)語和定義 下列術(shù)語和定義適用于 的本部分。 有效增殖因子犽犲犳犳犲犳犳犲犮狋犻狏犲犿狌犾狋犻狆犾犻犮犪狋犻狅狀犳犪犮狋狅狉(犽犲犳犳) 物理上,是某一時間間隔內(nèi)所產(chǎn)生的中子總數(shù)(不包括強度不是裂變率函數(shù)的中子源所產(chǎn)生的中 子)與同一時間間隔內(nèi)因吸收和泄漏而損失的中子總數(shù)之比。 臨界事故犮狉犻狋犻犮犪犾犻狋狔犪犮犮犻犱犲狀狋 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。 核臨界安全,臨界安全狀狌犮犾犲犪狉犮狉犻狋犻犮犪犾犻狋狔狊犪犳犲狋狔 預防臨界事故和減輕臨界事故的后果,其中首要的是防止此類事故發(fā)生。 受控參數(shù)犮狅狀狋狉狅犾犾犲犱狆犪狉犪犿犲狋犲狉 使其數(shù)值保持在規(guī)定的限制范圍內(nèi)的參數(shù)。 次臨界限值狊狌犫犮狉犻狋犻犮犪犾犾犻犿犻狋 為受控參數(shù)規(guī)定的能使

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