HJ 844-2017
基本信息
标准号： HJ 844-2017
中文名称：核燃料循环设施应急相关参数
标准类别：环境保护行业标准(HJ)
标准状态：现行
出版语种：简体中文
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标准分类号
关联标准
出版信息
相关单位信息
标准简介
HJ 844-2017.Emergency-Related Parameters for Nuclear Fuel Cycle Facilities.
1适用范围
HJ 844规定了核燃料循环设施应急相关参数的范围、内容、格式。
HJ 844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-related parameter
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。
1适用范围
HJ 844规定了核燃料循环设施应急相关参数的范围、内容、格式。
HJ 844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-related parameter
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。
标准图片预览
标准内容
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
适用范围
规范性引用文件
术语和定义
数据内容..
典型事故.
A核燃料循环设施设计参数（规范性附录）录B核燃料循环设施实时参数（规范性附录）录
C核燃料循环设施其他测量参数（规范性附录）录
D核燃料循环设施典型事故（资料性附录）5
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适用范围
核燃料循环设施应急相关参数
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。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。HAFOO1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。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
为厂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1
5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。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。环纯化循环：2AX柱-2BX柱-2BS柱中子计数率控制值、高浓环贮槽氢气浓度硝酸转化及产品包装：草酸环沉淀反应器中环质量、草酸环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。
5.2实时参数
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、3m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、临界事故辐射水平、火灾报警信号，地面气象站：风向、风速。
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：浓度、氢气浓度、电导率、酸度值、临界事故辐射水平、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。环纯化循环：中子计数率、氢气浓度。硝酸环转化及产品包装：环质量、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。
5.3其他测量参数
铀转化设施、离心分离设施、压水堆核燃料制造设施5.3.1
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：环境辐射空气吸收剂量率。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。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。4
附录A
核燃料循环设施设计参数
（规范性附录）
表A.1给出了钟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
UF4转化
UFe转化
冷凝液化
冷凝液化
F2生产系
HF系统
放射性控
安全监测
生产能力
一级流化床设计温度
二级流化床设计温度
HF进气设计流量
流化床尾气中HF含量
氟化反应器设计温度
F2进气设计流量
级冷凝器冷凝设计温度
一级冷凝器液化设计温度
一级冷凝器设计压力
级冷凝器设计装料量
二级冷凝器冷凝设计温度
三级冷凝器液化设计温度
二级冷凝器设计压力
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
三级冷凝器设计压力
三级冷凝器设计装料量
3m容器装料量
炭反应器夹套温度
电解槽设计温度
电解槽设计压力
电解槽设计液位
HF贮罐设计有效容积
HF蒸发罐设计压力
HF蒸发罐设计温度
放射性气载流出物排放限值
放射性液态流出物排放限值
HF浓度报警整定值
氢气泄漏报警整定值
重要度
按铀计的年生产能力
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
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
满足流化床UF4转化率的HF进气流量满足流化床转化率的最小过剩量在考虑材料腐蚀和确保UF.转化率的条件下，氟化反应器的设计温度
满足氟化反应器UF6转化率的F2进气流量在冷凝时，确保UF6气体达到设计冷凝效率的温度
在液化时，防止UFe液化过压的温度冷凝器包容UF。气体的设计压力冷凝器内允许的最大装料量
在冷凝时，确保UF。气体达到设计冷凝效率的温度
确保UF。气体安全转移的温度
包容UF气体的设计压力
冷凝器内允许的最大装料量
在冷凝时，确保UF气体达到设计冷凝效率的温度
确保UF气体安全转移的温度
包容UF。气体的设计压力
冷凝器内允许的最大装料量
3m容器内允许的最大装料量
满足净化要求的安全运行温度
满足电解槽安全运行的温度
满足电解槽安全运行的压力
满足电解槽安全运行的液位
HF贮罐设计的贮存量
HF蒸发罐安全运行的压力
HF蒸发罐安全运行的温度
国家核安全监管部门批复的排放量控制值国家核安全监管部门批复的排放量控制值发生HF、F2、UFs泄漏的报警值
发生氢气泄漏的报警值
注：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。
离心级联
卸料系统
零位线系
供料系统
精料取料
贫料取料
液化均质
放射性控
安全监测
分离能力
表A.2离心分离设施设计参数说明表单位
tswU/a
供料干管压力
精料出口压力
卸料贮罐设计压力
凝冻器设计温度
零位罐设计压力
加热箱设计温度
冷风箱设计温度
取料容器设计装料量
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
压热罐设计温度
压热罐设计压力
安全箱设计压力
受料容器设计装料量
放射性气载流出物排放限值
放射性液态流出物排放限值
HF浓度报警整定值
临界事故报警系统整定值
重要度
以吨分离功计的年分离能力
确保级联工艺系统安全运行的供料干管压力范围
确保级联工艺系统安全运行的精料出口压力范围
在离心级联运行故障情况下，确保将级联单元系统内的物料抽至卸料贮罐内的规定压力确保UF。气体达到设计冷凝效率的温度稳定零位线系统的规定压力
在液化时，防止UF6液化过压的设计温度在冷凝时，确保UF。气体达到设计冷凝效率的温度
取料容器内允许的最大装料量
在冷凝时，确保UF。气体达到设计冷凝效率的温度
取料容器内允许的最大装料量
在冷凝时，确保UF。气体达到设计冷凝效率的温度
在液化时，防止UF6液化过压的设计温度在液化时，防止UF6液化过压的设计温度包容UF。气体的设计压力
包容UF。气体的设计压力
受料容器内允许的最大装料量
国家核安全监管部门批复的排放量控制值国家核安全监管部门批复的排放量控制值发生UF6泄漏的报警值
发生临界事故的报警值
千法化工
转化系统
湿法化工
转化系统
芯块制备
放射性控
安全监测
表A.3压水堆核燃料制造设施设计参数说明表参数
生产能力
组件类型
气化罐设计温度
气化罐设计压力
UF6气体输送管道保温层设
计温度
转炉设计压力
转炉设计温度
换向阀保护气体设计压力
稳定化气体设计压力
气化罐设计温度
气化罐设计压力
UF6气体输送管道保温层设
计温度
ADU干燥设计速率
ADU干燥设计温度
脱氟还原炉设计压力
脱氟还原炉设计温度
烧结炉设计压力
放射性气载流出物排放限值
放射性液态流出物排放限值
辐射工作场所气溶胶浓度报
警整定值
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
重要度
按铀计的组件年生产生能力
生产线制造的组件类型，如AP1000、AFA3G、VVER
在液化时，防止UF6液化过压的设计温度包容UF气体的设计压力
防止UF6冷凝的安全运行温度范围防止发生氢气内爆和减少气溶胶泄漏的转炉内安全运行压力范围
确保UO2粉末含水率低于规定值的转炉温度范围
换向阀通入的隔离气体压力范围通入检查料斗内气体的压力范围在液化时，防止UF6液化过压的设计温度包容UF.气体的设计压力
防止UF6冷凝的安全运行温度范围确保ADU粉末含水率低于规定值的进料速率范围
确保ADU粉末含水率低于规定值的温度范围
防止发生氢气内爆和减少气溶胶泄漏的脱氟还原炉内压力范围
确保UO2粉末含水率低于规定值的脱氟还原炉温度范围
防止发生氢气内爆和减少气溶胶泄漏的烧结炉内压力范围
国家核安全监管部门批复的排放量控制值国家核安全监管部门批复的排放量控制值工艺厂房中选定位置处满足工作人员操作条件的控制值
发生UF.泄漏或HF泄漏的报警值
发生氢气泄漏的报警值（V/V）
发生UF泄漏报警值（与检漏罐pH值报警整定值二选一）
发生UF6泄漏报警值（与检漏罐电导率报警整定值二选一）免费标准下载网bzxz
发生临界事故的报警值
乏燃料接
收览存
元件剪切
及料液制
共去污
分离循环
铀纯化循
硝酸铀酰
转化产品
包装及四
价轴制备
环纯化循
硝酸环转
化及产品
工艺废气
处理系统
排风净化
表A.4乏燃料后处理设施设计参数说明表单位
年生产能力
平均燃耗
最高燃耗
冷却时间
235U初始铀富集度
乏燃料水池贮存设计能力
燃耗设计范围
冷却时间
水池表面辐射水平控制值
贮存水池池水温度设计值
水池液位设计值
溶解器温度
溶解器液位设计值
溶解器负压
操作有机溶剂设备温度
1BS柱中子计数率控制值
235U富集度
操作有机溶剂设备温度
蒸发器设计温度
蒸发器设计压力
蒸发器加热饱和蒸汽设计压
流化床设计温度
2AX柱-2BX柱-2BS柱中子
计数率控制值
操作有机溶剂设备温度
高浓环贮槽氢气浓度
草酸环沉淀反应器中环质量
草酸环沉淀反应器中子计数
率控制值
干燥焙烧炉负压
高效过滤器压差
进入碘吸附器的工艺尾气温
高效过滤器压差
MW·d/tU
MWd/tU
MW·d/tU
年处理乏燃料的能力
处理的乏燃料燃耗平均值
可以处理的乏燃料燃耗最高值
反应堆卸料至进行后处理的最短时间后处理厂允许处理乏燃料的235U初始最高富集度
乏燃料贮存水池和破损乏燃料组件贮存水池内允许存储乏燃料组件量
乏燃料贮存水池内允许存储乏燃料组件的燃耗范围
反应堆卸料至允许进入乏燃料水池进行贮存的最短时间
在最大存储量情况下，离液面0.5m高度处★
的剂量率控制值
确保对组件冷却和减小蒸发的温度确保对组件冷却和最小屏蔽层厚度的最低池水液位
满足溶解速度要求的安全运行温度溶解器有效容积的液位高度
满足溶解器安全溶解的负压范围确保低于烃类溶剂稀释剂闪点的最高允许温度
确保1BS（补充萃取）柱内环物料积累量低于规定值的最高中子计数值
考虑临界安全，允许操作的235U富集度最大值
确保低于烃类溶剂稀释剂闪点的最高允许温度
防止发生“红油”爆炸所允许的最大温度蒸发器设计承受压力
防止蒸发器发生“红油”爆炸所规定的加热饱和蒸汽最大压力
在考虑材料腐蚀、产品转化率和含水率的条件下，流化床的设计温度
确保2AX柱（萃取）、2BX柱（反萃）和2BS柱（补充萃取）柱内的环物料积累量低于规定值的最高中子计数值
确保低于烃类溶剂稀释剂闪点的最高允许温度
防止高浓环贮槽发生氢气爆炸所允许的最高氢气浓度
防止发生临界事故所允许的最大环质量确保草酸环沉淀反应器内的环物料积累量低于规定值的最高中子计数值
抑止放射性物质或有害物质向外泄漏的最低负压
确保排风系统安全运行的压差值防止水蒸汽冷凝影响吸附效率而确定的最低温度
确保排风系统安全运行的压差值系统
高放、中
放废液处
硝酸环转
化及产品
工艺废气
处理系统
排风净化
高放、中
放废液处
1AW高
放废液贮
放射性控
安全监测
表A.4乏燃料后处理设施设计参数说明表（续）参数
蒸发器设计温度
蒸发器加热饱和蒸汽设计压
废液的有机相含量
草酸环沉淀反应器中环质量
草酸环沉淀反应器中子计数
率控制值
干燥焙烧炉负压
高效过滤器压差
进入碘吸附器的工艺尾气温
高效过滤器压差
蒸发器设计温度
蒸发器加热饱和蒸汽设计压
废液的有机相含量
贮罐设计有效容积
贮罐设计液位
贮罐氢气浓度
贮罐压力
贮罐废液温度
放射性气载流出物排放限值
气态氙排放限值
放射性液态流出物排放限值
公众剂量约束值
辐射工作场所辐射水平报
警整定值
辐射工作场所中子剂量率报
警整定值
辐射工作场所气溶胶浓度报
警整定值
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
μGy/h
μSv/h
重要度
防止发生“红油”爆炸所允许的最大温度防止蒸发器发生“红油”爆炸所规定的加热饱和蒸汽最大压力
废液中有机相允许的最高浓度
防止发生临界事故所允许的最大环质量确保草酸环沉淀反应器内的物料积累量低于规定值的最高中子计数值
抑止放射性物质或有害物质向外泄漏的最低负压
确保排风系统安全运行的压差值防止水蒸汽冷凝影响吸附效率而确定的最低温度
确保排风系统安全运行的压差值防止发生“红油”爆炸所允许的最大温度防止蒸发器发生“红油”爆炸所规定的加热饱和蒸汽最大压力
废液中有机相允许的最高浓度
楚罐设计贮存量
贮罐有效容积的液位高度
防止高浓环贮槽发生氢气爆炸所允许的最高氢气浓度
抑止放射性物质或有害物质向外泄漏的规定的压力范围
保证废液安全贮存的规定温度
国家核安全监管部门批复的排放量控制值国家核安全监管部门批复的排放量控制值国家核安全监管部门批复的排放量控制值国家核安全监管部门批复的排放量控制值工艺厂房中选定位置处满足工作人员操作条件的规定值
工艺厂房中选定位置处满足工作人员操作条件的规定值
工艺厂房中选定位置处满足工作人员操作条件的规定值
确定发生临界事故的报警值
包容放射性物质，防止泄漏和倒流，规定的压力范围
包容放射性物质，
防止泄漏和倒流，规定的
压力范围
包容放射性物质，防止泄漏和倒流，规定的压力范围
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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
适用范围
规范性引用文件
术语和定义
数据内容..
典型事故.
A核燃料循环设施设计参数（规范性附录）录B核燃料循环设施实时参数（规范性附录）录
C核燃料循环设施其他测量参数（规范性附录）录
D核燃料循环设施典型事故（资料性附录）5
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适用范围
核燃料循环设施应急相关参数
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。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。HAFOO1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。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
为厂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1
5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。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。环纯化循环：2AX柱-2BX柱-2BS柱中子计数率控制值、高浓环贮槽氢气浓度硝酸转化及产品包装：草酸环沉淀反应器中环质量、草酸环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。
5.2实时参数
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、3m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、临界事故辐射水平、火灾报警信号，地面气象站：风向、风速。
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：浓度、氢气浓度、电导率、酸度值、临界事故辐射水平、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。环纯化循环：中子计数率、氢气浓度。硝酸环转化及产品包装：环质量、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。
5.3其他测量参数
铀转化设施、离心分离设施、压水堆核燃料制造设施5.3.1
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：环境辐射空气吸收剂量率。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。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。4
附录A
核燃料循环设施设计参数
（规范性附录）
表A.1给出了钟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
UF4转化
UFe转化
冷凝液化
冷凝液化
F2生产系
HF系统
放射性控
安全监测
生产能力
一级流化床设计温度
二级流化床设计温度
HF进气设计流量
流化床尾气中HF含量
氟化反应器设计温度
F2进气设计流量
级冷凝器冷凝设计温度
一级冷凝器液化设计温度
一级冷凝器设计压力
级冷凝器设计装料量
二级冷凝器冷凝设计温度
三级冷凝器液化设计温度
二级冷凝器设计压力
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
三级冷凝器设计压力
三级冷凝器设计装料量
3m容器装料量
炭反应器夹套温度
电解槽设计温度
电解槽设计压力
电解槽设计液位
HF贮罐设计有效容积
HF蒸发罐设计压力
HF蒸发罐设计温度
放射性气载流出物排放限值
放射性液态流出物排放限值
HF浓度报警整定值
氢气泄漏报警整定值
重要度
按铀计的年生产能力
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
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
满足流化床UF4转化率的HF进气流量满足流化床转化率的最小过剩量在考虑材料腐蚀和确保UF.转化率的条件下，氟化反应器的设计温度
满足氟化反应器UF6转化率的F2进气流量在冷凝时，确保UF6气体达到设计冷凝效率的温度
在液化时，防止UFe液化过压的温度冷凝器包容UF。气体的设计压力冷凝器内允许的最大装料量
在冷凝时，确保UF。气体达到设计冷凝效率的温度
确保UF。气体安全转移的温度
包容UF气体的设计压力
冷凝器内允许的最大装料量
在冷凝时，确保UF气体达到设计冷凝效率的温度
确保UF气体安全转移的温度
包容UF。气体的设计压力
冷凝器内允许的最大装料量
3m容器内允许的最大装料量
满足净化要求的安全运行温度
满足电解槽安全运行的温度
满足电解槽安全运行的压力
满足电解槽安全运行的液位
HF贮罐设计的贮存量
HF蒸发罐安全运行的压力
HF蒸发罐安全运行的温度
国家核安全监管部门批复的排放量控制值国家核安全监管部门批复的排放量控制值发生HF、F2、UFs泄漏的报警值
发生氢气泄漏的报警值
注：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。
离心级联
卸料系统
零位线系
供料系统
精料取料
贫料取料
液化均质
放射性控
安全监测
分离能力
表A.2离心分离设施设计参数说明表单位
tswU/a
供料干管压力
精料出口压力
卸料贮罐设计压力
凝冻器设计温度
零位罐设计压力
加热箱设计温度
冷风箱设计温度
取料容器设计装料量
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
压热罐设计温度
压热罐设计压力
安全箱设计压力
受料容器设计装料量
放射性气载流出物排放限值
放射性液态流出物排放限值
HF浓度报警整定值
临界事故报警系统整定值
重要度
以吨分离功计的年分离能力
确保级联工艺系统安全运行的供料干管压力范围
确保级联工艺系统安全运行的精料出口压力范围
在离心级联运行故障情况下，确保将级联单元系统内的物料抽至卸料贮罐内的规定压力确保UF。气体达到设计冷凝效率的温度稳定零位线系统的规定压力
在液化时，防止UF6液化过压的设计温度在冷凝时，确保UF。气体达到设计冷凝效率的温度
取料容器内允许的最大装料量
在冷凝时，确保UF。气体达到设计冷凝效率的温度
取料容器内允许的最大装料量
在冷凝时，确保UF。气体达到设计冷凝效率的温度
在液化时，防止UF6液化过压的设计温度在液化时，防止UF6液化过压的设计温度包容UF。气体的设计压力
包容UF。气体的设计压力
受料容器内允许的最大装料量
国家核安全监管部门批复的排放量控制值国家核安全监管部门批复的排放量控制值发生UF6泄漏的报警值
发生临界事故的报警值
千法化工
转化系统
湿法化工
转化系统
芯块制备
放射性控
安全监测
表A.3压水堆核燃料制造设施设计参数说明表参数
生产能力
组件类型
气化罐设计温度
气化罐设计压力
UF6气体输送管道保温层设
计温度
转炉设计压力
转炉设计温度
换向阀保护气体设计压力
稳定化气体设计压力
气化罐设计温度
气化罐设计压力
UF6气体输送管道保温层设
计温度
ADU干燥设计速率
ADU干燥设计温度
脱氟还原炉设计压力
脱氟还原炉设计温度
烧结炉设计压力
放射性气载流出物排放限值
放射性液态流出物排放限值
辐射工作场所气溶胶浓度报
警整定值
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
重要度
按铀计的组件年生产生能力
生产线制造的组件类型，如AP1000、AFA3G、VVER
在液化时，防止UF6液化过压的设计温度包容UF气体的设计压力
防止UF6冷凝的安全运行温度范围防止发生氢气内爆和减少气溶胶泄漏的转炉内安全运行压力范围
确保UO2粉末含水率低于规定值的转炉温度范围
换向阀通入的隔离气体压力范围通入检查料斗内气体的压力范围在液化时，防止UF6液化过压的设计温度包容UF.气体的设计压力
防止UF6冷凝的安全运行温度范围确保ADU粉末含水率低于规定值的进料速率范围
确保ADU粉末含水率低于规定值的温度范围
防止发生氢气内爆和减少气溶胶泄漏的脱氟还原炉内压力范围
确保UO2粉末含水率低于规定值的脱氟还原炉温度范围
防止发生氢气内爆和减少气溶胶泄漏的烧结炉内压力范围
国家核安全监管部门批复的排放量控制值国家核安全监管部门批复的排放量控制值工艺厂房中选定位置处满足工作人员操作条件的控制值
发生UF.泄漏或HF泄漏的报警值
发生氢气泄漏的报警值（V/V）
发生UF泄漏报警值（与检漏罐pH值报警整定值二选一）
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发生临界事故的报警值
乏燃料接
收览存
元件剪切
及料液制
共去污
分离循环
铀纯化循
硝酸铀酰
转化产品
包装及四
价轴制备
环纯化循
硝酸环转
化及产品
工艺废气
处理系统
排风净化
表A.4乏燃料后处理设施设计参数说明表单位
年生产能力
平均燃耗
最高燃耗
冷却时间
235U初始铀富集度
乏燃料水池贮存设计能力
燃耗设计范围
冷却时间
水池表面辐射水平控制值
贮存水池池水温度设计值
水池液位设计值
溶解器温度
溶解器液位设计值
溶解器负压
操作有机溶剂设备温度
1BS柱中子计数率控制值
235U富集度
操作有机溶剂设备温度
蒸发器设计温度
蒸发器设计压力
蒸发器加热饱和蒸汽设计压
流化床设计温度
2AX柱-2BX柱-2BS柱中子
计数率控制值
操作有机溶剂设备温度
高浓环贮槽氢气浓度
草酸环沉淀反应器中环质量
草酸环沉淀反应器中子计数
率控制值
干燥焙烧炉负压
高效过滤器压差
进入碘吸附器的工艺尾气温
高效过滤器压差
MW·d/tU
MWd/tU
MW·d/tU
年处理乏燃料的能力
处理的乏燃料燃耗平均值
可以处理的乏燃料燃耗最高值
反应堆卸料至进行后处理的最短时间后处理厂允许处理乏燃料的235U初始最高富集度
乏燃料贮存水池和破损乏燃料组件贮存水池内允许存储乏燃料组件量
乏燃料贮存水池内允许存储乏燃料组件的燃耗范围
反应堆卸料至允许进入乏燃料水池进行贮存的最短时间
在最大存储量情况下，离液面0.5m高度处★
的剂量率控制值
确保对组件冷却和减小蒸发的温度确保对组件冷却和最小屏蔽层厚度的最低池水液位
满足溶解速度要求的安全运行温度溶解器有效容积的液位高度
满足溶解器安全溶解的负压范围确保低于烃类溶剂稀释剂闪点的最高允许温度
确保1BS（补充萃取）柱内环物料积累量低于规定值的最高中子计数值
考虑临界安全，允许操作的235U富集度最大值
确保低于烃类溶剂稀释剂闪点的最高允许温度
防止发生“红油”爆炸所允许的最大温度蒸发器设计承受压力
防止蒸发器发生“红油”爆炸所规定的加热饱和蒸汽最大压力
在考虑材料腐蚀、产品转化率和含水率的条件下，流化床的设计温度
确保2AX柱（萃取）、2BX柱（反萃）和2BS柱（补充萃取）柱内的环物料积累量低于规定值的最高中子计数值
确保低于烃类溶剂稀释剂闪点的最高允许温度
防止高浓环贮槽发生氢气爆炸所允许的最高氢气浓度
防止发生临界事故所允许的最大环质量确保草酸环沉淀反应器内的环物料积累量低于规定值的最高中子计数值
抑止放射性物质或有害物质向外泄漏的最低负压
确保排风系统安全运行的压差值防止水蒸汽冷凝影响吸附效率而确定的最低温度
确保排风系统安全运行的压差值系统
高放、中
放废液处
硝酸环转
化及产品
工艺废气
处理系统
排风净化
高放、中
放废液处
1AW高
放废液贮
放射性控
安全监测
表A.4乏燃料后处理设施设计参数说明表（续）参数
蒸发器设计温度
蒸发器加热饱和蒸汽设计压
废液的有机相含量
草酸环沉淀反应器中环质量
草酸环沉淀反应器中子计数
率控制值
干燥焙烧炉负压
高效过滤器压差
进入碘吸附器的工艺尾气温
高效过滤器压差
蒸发器设计温度
蒸发器加热饱和蒸汽设计压
废液的有机相含量
贮罐设计有效容积
贮罐设计液位
贮罐氢气浓度
贮罐压力
贮罐废液温度
放射性气载流出物排放限值
气态氙排放限值
放射性液态流出物排放限值
公众剂量约束值
辐射工作场所辐射水平报
警整定值
辐射工作场所中子剂量率报
警整定值
辐射工作场所气溶胶浓度报
警整定值
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
μGy/h
μSv/h
重要度
防止发生“红油”爆炸所允许的最大温度防止蒸发器发生“红油”爆炸所规定的加热饱和蒸汽最大压力
废液中有机相允许的最高浓度
防止发生临界事故所允许的最大环质量确保草酸环沉淀反应器内的物料积累量低于规定值的最高中子计数值
抑止放射性物质或有害物质向外泄漏的最低负压
确保排风系统安全运行的压差值防止水蒸汽冷凝影响吸附效率而确定的最低温度
确保排风系统安全运行的压差值防止发生“红油”爆炸所允许的最大温度防止蒸发器发生“红油”爆炸所规定的加热饱和蒸汽最大压力
废液中有机相允许的最高浓度
楚罐设计贮存量
贮罐有效容积的液位高度
防止高浓环贮槽发生氢气爆炸所允许的最高氢气浓度
抑止放射性物质或有害物质向外泄漏的规定的压力范围
保证废液安全贮存的规定温度
国家核安全监管部门批复的排放量控制值国家核安全监管部门批复的排放量控制值国家核安全监管部门批复的排放量控制值国家核安全监管部门批复的排放量控制值工艺厂房中选定位置处满足工作人员操作条件的规定值
工艺厂房中选定位置处满足工作人员操作条件的规定值
工艺厂房中选定位置处满足工作人员操作条件的规定值
确定发生临界事故的报警值
包容放射性物质，防止泄漏和倒流，规定的压力范围
包容放射性物质，
防止泄漏和倒流，规定的
压力范围
包容放射性物质，防止泄漏和倒流，规定的压力范围
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