ICS27.120.30 EJ F46 备案号：11074-2003 中华人民共和国核行业标准 EJ/T1142-2002 20031251 核燃料后处理厂 之燃料溶解系统安全设计准则 Safety design rule for spent fuel dissolving system ofnuclearfuelreprocessingplant QT 2002-11-20发布 2003-02-01实施 国防科学技术工业委员会发布 EJ/T1142-2002 目 次 前言 1 范围， 2·规范性引用文件 3 术语和定义 总要求 4 5 临界安全 6 试剂加料... 7 溶解。 9 燃料包壳处理， 10溶解液的卸料、 11 溶解废气处理， 12 萃取前溶解液的预处理 13 设备设计.. 14 监测和控制 15.布置.... 16 附录A（资料性附录）安全考虑因素 10 附录B（资料性附录）“"Kr、"H、"C、Ru去除方法 17 EJ/T1142-2002 前言 本标准主要是参照美国材料与试验学会ASTMC1062-86（1990）《核燃料溶解设备的设计、 制造和安装导则》和我国后处理厂溶解系统的设计、运行、事故、经验及我国现行发布的有关标准 编制而成的。 核燃料后处理厂乏燃料溶解系统是后处理厂乏燃料处理的重要组成部分。高温、高腐蚀、高放 ·射性、临界安全是这一系统的特点，设计的成败将直接影响后处理厂的运行、安全与环境保护。 本标准全面、系统地规定了核燃料溶解系统各环节在设计过程中所应遵循的基本要求和安全因 素，从而为我国在核燃料后处理溶解系统的设计提供了较为全面的设计依据。 本标准的附录A、附录B为资料性附录。 本标准由中国核工业集团公司提出。 本标准由核工业标准化研究所妇口。 本标准起草单位：核工业第二研究设计院。 本标准主要起草人：胡本樾、张永平、吕希强。 II EJ/T11422002 核燃料后处理厂 乏燃料溶解系统安全设计准则 1范围 本标准规定了核燃料后处理厂乏燃料溶解系统（乏燃料剪切操作除外）的安全设计准则。 本标准适用于压水堆核电厂、材料试验堆及核潜艇乏燃料溶解系统的设计，亦可供该系统运行、维 修和试验时参考。 2规范性引用文件 下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。凡是注日期的引用文件，其 随后所有的修改单（不包括勘误的内容）或修订版均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标 准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件，其最新 版本适用于本标准。 GB8703辐射防护规定 GB12787 临界事故报警设备 GB15146.1 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 GB15146.2 反应堆外易裂变材料的核临界安全 易裂变材料操作、加工和处理的基本技术准则与次临界限值 GB15146.4 反应堆外易裂变材料的核临界安全 含易裂变物质水溶液的钢质管道交接的核临界安全准则 GB15146.9 反应堆外易裂变材料的核临界安全 核临界事故探测与报警系统的性能及检验的要求 EJ/T849 核燃料后处理厂辐射安全设计规定 EJ/T877 核燃料后处理厂安全设计准则 EJ/T939 核燃料后处理厂建（构）筑物、系统和部件的分级准则 3术语和定义 下列术语和定义适用于本标准。 3. 1 乏燃料溶解系统spentfueldissolvingsystem 乏燃料溶解及相关系统和部件。该系统是后处理厂首端的重要组成部分。其任务是对进厂的乏燃 料元件进行溶解，包括加料、溶解、溶解废气处理、废包壳处理、举取前溶解液预处理、监测及控制等。 3.2 衡算计量accountability 对进出工厂、场地或处理工序的易裂变材料的量进行精确统计以及有关记录的保存和管理。 3. 3 毒物poison 为防止临界而采用的一种溶液或材料，通常是含有一定量的中子吸收截面的一种化学元素，如硼、 1 EJ/T1142-2002 镉、钇等。 3. 4 核临界安全 nuclear criticality safety 含易裂变材料系统的肯定不能维持自持链式核反应的状态或保证这种状态的措施。 3.5 几何安全 geometricallysafe 在含易裂变材料的系统中，依靠设备的形状、尺寸或几何布置使自持链式反应不可能维持。 3.6 几何良好 子favorablegeometry 在可预见的最坏条件下，易裂变材料被维持在次临界状态的几何限值。 3.7 偏倚bias 计算方法的计算结果与实验数据之间的系统不一致性的一种量度。偏倚本身的不确定度则是计算 结果的精密度和实验数据的准确度这两者的量度。 3.8 双偶然事件原则doublecontingencyprinciple 核临界安全设计的基本原则之一。指工艺设计应留有足够大的安全系数，使得在各有关工艺条件 中，至少必须同时或相继发生两种独立的、不大可能的改变，才有可能导致核临界事故。 4总要求 4.1乏燃料溶解系统的设计目标是： a）在为萃取循环提供合格料液的前提下，尽量减少试剂耗量和废气处理量； b）确保本系统能履行其核安全功能。应合理确定本系统向环境释放的放射性物质和其它有害物质 占该后处理厂向环境释放量的份额，以便确保不因本系统的原因而使后处理厂区人员和公众受 到的辐射剂量限值高于环境影响评价规定的剂量限值。 4.2总的安全准则以及系统和部件安全设计要求应符合EJ/T877中的相应规定。 4.3方案设计（或初步设计）必须严格按照设计程序经有关部门、专家评审后确定。 4.4设计所需要的基础数据、公式、标准和规范等设计输入必须验证无误后方可应用，并且必须在设 计文件中注明来源。设计输入的管理应符合有关规定。当这些设计输入有所变更时，必须编制文件并注 明日期。 4.5设计文件、设计计算书、质量保证文件、质量记录及其它有关记录都应存档备查。 5临界安全 5.1溶解系统的设计必须考虑临界安全间题，经过临界安全审评，审评应由不参与设计工作的有资格 的专家担任。按核安全法规要求临界分析计算和安全审评。如在设计、运行中进行了修改或必要时，应 重新进行临界分析计算和安全审评，以确保设备寿期内的临界安全条件。 5.2临界控制的必要性和方法取决于乏燃料的同位素组成和溶解器材料、构形及周围材料对溶解系统 临界安全的影响，其临界控制可单独或联合采用下述方法： a）几何安全控制； b）毒物控制（可溶毒物或固态毒物） c）易裂变材料浓度控制； d）富集度控制： e）质量控制。 2 EJ/T1142—2002 应优先采用几何安全控制的方法。 5.3如采用在溶解液中加入可溶中子毒物的方法，必须确保毒物浓度和分布在溶解过程中均处于预定 的范围内。毒物的加入量应该用两种不同的独立的方法加以监测。在正常运行工况和可信的事故工况下， 应确保毒物浓度维持在预定的范围内。 5.4当采用可溶中子毒物的溶解器设有蛇管或夹套时，必须考虑蛇管或夹套内传热介质泄漏到溶解器 内的影响，并应考虑冷却或加热介质中杂质的影响。同时必须考虑溶解液向冷却或加热回路泄漏的可能， 设计中必须设置泄漏检测和报警装置，并提供阻止泄漏溶液流向人员逗留区的安全措施，同时应确保临 界安全。 5.5如采用质量控制方法，应确保溶解加料不超过临界安全限值，为此，除通过行政管理进行控制外， 设计还应提供加料量计量仪表，以强化运行行政管理。同时，应防止易裂变元素含量比设计基准值高的 元件装入溶解器。行政管理应符合GB15146.1和GB15146.2的规定。 5.6溶解系统必须按照寿期内可能遇到的最大反应性的燃料元件进行设计，并应考虑在正常运行工况 和可信的异常工况或事故工况下的变化。 5.7如采用几何安全控制的溶解器，应考虑设备制造公差和寿期内预期的腐蚀，计算中留有适当的裕 度，还应提供在最高液位时及设计荷载压力条件下设备变形的裕度，或者补充加强措施，以防止在安装 和操作荷载条件下设备的变形。 5.8溶解器的设计应考虑易裂变材料碎屑沉积或产生沉淀的可能，一旦发生上述情况，溶解器应处于 次临界状态。设计中必须采取措施将这些沉积物或沉淀去除或转移，并确保不把这些固体转移到非几何 安全的容器中。 5.9如果用富集度控制，应确保乏燃料富集度不超过安全限值，为此应设有富集度监测装置。 5.10溶解器仪表必须能提供准确的容积测量数据。当容积测量仪表对溶解器的安全和控制特别重要 时，可考虑安装两套仪表。 5.11溶解器的设计应符合双偶然事件原则的要求。 5.12必须评估溶解器或溶解液贮槽与其它相邻容器内容物之间的核相互作用。评估时，应以处于最大 反应性状态下的各设备装料为基准。还必须考虑来自设备室墙、地面和项板及其它邻近物体（如设备、 管道）的中子反射作用。可在几何良好设备或部件之间装入中子吸收材料（如镉、、硼），以使设备 或部件之间的中子相互作用减小。 5.13对于不是按完全反射设计的溶解器系统，必须采取特别措施并在操作上予以限制，以确保该系统 设备室不出现大量滤水及大量中子反射和慢化物质进入该系统附近部位的事件。可将溶解器布置在一个 单独的设备室内来实现这一要求。 5.14收集溶解器或其它贮槽泄漏或溢流溶液的集水坑的设计也必须确保临界安全.集水坑必须采取像 填加拉西环状中子毒物那样的临界安全措施。集水坑的形状和尺寸应能安全收集任一容器在发生设计基 准事故最坏的一种情况下产生的最大可信溶液量。集水坑必须装设液位监测和报警仪表，并装设溶液转 送装暨，把泄漏液输送到几何良好的容器中。该容器不应因加入集水坑的泄漏液而导致临界事故。 5.15当系统操作易裂变材料的量足以产生潜在的临界