HAD 301／06-2021标准规范下载简介：

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HAD 301／06-2021 铀转化和铀浓缩设施的安全.pdf

转化和铀浓缩设施的安全

序、实验数据、已颁布的标准等方法。 3.5.3进行核临界安全分析时应考虑下列一个或多个要素： 1）丰度：应在所有评估中使用设施内能加工易裂变材料的最大许可丰度； 2）质量：应按照有较大的裕量来评价核临界安全； 3）几何条件：分析应包括设施的布置，管道、容器和其他工艺单元的尺寸， 应考虑到运行期间尺寸上的可能变化； 4）浓度：应采用保守方法。在分析确定可能发生的最大反应性条件时应考 惠到溶液中铀浓度的范围。除非可以证明溶液的均一性，否则应考虑到加工和存 贮设施中铀浓度最不利部分的情形； 5）慢化：应考虑慢化度范围，确定可能发生的最大反应性； 6）反射：应对反射做出保守的假定； 7）中子相互作用：应对所有可能涉及的设施单元之间的中子相互作用给予 考虑，包括所有可能接近单元群的移动单元； 8）中子吸收剂：当在安全分析中考虑时，如果有下降的风险，应在定期测 试中核实中子吸收材料的存在和完好性。核临界计算中应考虑到吸收材料参数的 不确定度

GB/T 6185.1-2016 2型全金属六角锁紧螺母3.6辐射工作场所分区

3.6.1辐射工作场所应按电离辐射照射潜在危险及污染情况分为监督区和控 制区。控制区文根据其工艺操作的方式和放射性潜在危险的情况，分为不同子区 3.6.2控制区和监督区划定明确的边界，出入口配置相应的安全防护设施， 并按规定设置醒目的警告标志或标牌。

3.7放射性物质及化学危险物质包客

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时便于去污和最终退役。特别是在液态六氟化轴的操作区域，应设置两道实体屏 障，还应减少软管的使用，如有使用应确保对其进行充分维护和定期检查。 3.7.1.3设置通风和包容系统是防止放射性气溶胶或有害化学气体污染扩散 的首要方式。通风系统应合理组织气流方向，相邻区域之间保持一定的压差，使 气流方向由清洁区域流向污染区域、低污染区域流向高污染区域。 3.7.1.4通风和包容系统设计时应考虑以下因素： 1）厂房内不同区域之间的压差； 2）换气次数； 3）过滤器的类型； 4）过滤器进出口最大压差； 5）通风和包容系统接口处的气流速度 3.7.2工作人员的防护 3.7.2.1应根据厂房生产性质设置完善的通风系统，避免含有有害物质的气 流流向工作人员，确保工作人员吸入的空气中的放射性和危险化学物质的水平在 限值以下。 3.7.2.2通风系统应保证工作场所有良好的通风换气。不同级别工作场所的 通风换气次数根据工作场所空间大小、人员停留时间、工艺操作特点和污染情况 等因素确定。 3.7.2.3在可能释放大量放射性物质或危险化学物质的区域设置事故排风系 统，尽可能减小事故状态下对工作人员的辐射和化学危害。 3.7.2.4通风系统应设置必要的监测报警系统（如压差测量系统），以便在排 风系统故障或压差超限时报警。 3.7.2.5应设置生产系统检修操作所需的吹扫置换系统，保护工作人员的安 全。 3.7.2.6在可能存在气溶胶污染的区域，过滤器应尽可能靠近污染源安装。 3.7.2.7工作场所应根据生产性质配备必要的气溶胶浓度监测、表面污染监 测、外照射剂量监测系统及有毒有害气体浓度监测报警系统，并根据需要与事故 排风系统联锁。 3.7.3保护环境 3.7.3.1通风和包容系统的排风应根据其来源、性质、污染程度确定合理的 排放形式。

3.7.3.2对流出物进行浓度和总活度监测，确保达标排放。

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3.10系统设计安全要求

3.10.1总体要求 3.10.1.1应根据工艺需求选择合适的生产工艺，采用成熟的或经验证的先进 技术。 3.10.1.2设施的设计应使其对设施和环境的污染最小化，同时便于去污和最

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1）设置符合人机工程学的工作环境：

3.12放射性废物和流出物管理

3.12.1放射性废物管理应以实现放射性废物的最终安全处置为目标。 3.12.2铀转化和铀浓缩设施设计时应采用合理可行技术，控制废物的产生， 使废物最小化。 3.12.3应建立放射性废物贮存设施。贮存设施的设计应考虑放射性废物的类 型、放射性特征、相关危害性及预计贮存期，应便于废物的接收、搬运、贮存和 回取。 3.12.4放射性废物应根据废物的放射性、物理和化学性质进行分类收集，满 足我国《放射性废物分类》的相关规定。 3.12.5放射性废物处理应根据废物特性和后续处置的要求，选择合适的处理 工艺，采用成熟的或经验证的先进技术。 3.12.6废气、废液处理后形成的气态、液态流出物应满足排放要求，

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3.12.7气态流出物排放设施应设连续取样监测系统及就地测量或实验室测 量措施。流出物中铀及其他大气污染物的排放浓度分别按照EJ1056、GB16297 的相关规定执行。 3.12.8铀转化和铀浓缩设施应设置含铀废水处理厂房，对整个设施产生的放 射性废液进行收集和净化处理，同时回收废液中的铀。 3.12.9液态流出物排放应采用槽式排放，排放前须经过取样监测。流出物中 铀、氟等的排放浓度分别按照EJ1056、GB8978的相关规定执行。 3.12.10放射性固体废物按下列要求进行处理、暂存或处置： 1）放射性比活度小于GB18871规定的豁免值时，经审批后按一般工业废物 处理； 2）大于豁免值的石灰渣、废树脂等极低水平放射性废物存放于专用的废渣 库，定期填埋处置； 3）氟化渣、炭化渣等含可回收铀的废物在废物暂存库暂存，定期集中处理 并回收其中的铀； 4）沾污管道、阀门、部件或设备等经清洗检测合格后回用，报废的暂存于 发物暂存库，定期进行处理； 5）对于棉织物、橡皮垫圈等可燃固体废物，集中暂存定期焚烧或压缩减容 处理。 3.12.11放射性废物暂存前应按GB12711的有关规定进行包装。废物暂存库 应符合GB11928和EJ1056等有关规定的要求。 3.12.12用于处置的废物包应满足废物处置设施的废物接收准则

3.13应急准备与响应

3.13.1营运单位应在对设施事故状态及其后果分析的基础上，对场内的应 急设施、应急准备和应急撤离路线作出安排，提出应急预案的初步方案，其内容 应包括营运单位拟设置的应急组织及其职责的框架，应急状态划分、应急计划区 （如有）范围的初步测算及其环境概况，主要应急设施与设备的基本功能和位置 散离路线，场内、外应急组织、资源及接口的安排等。 3.13.2应考虑那些导致或可能导致放射性物质释放，从而危及工作人员、 公众健康及环境安全的潜在核事故。所考虑的事故范围不仅要包括预期的运行工 兄和事故工况，而且应考虑那些发生概率更低，但后果更严重的事故，包括环境

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后果比设计基准事故更大的事故（包括严重事故）。 3.13.3在设施设计阶段，应根据HAD002/07《核燃料循环设施营运单位的 应急准备和应急响应》的要求，设置相应的应急设施

3.14.1应根据国家主管部门批准的核设施设计基准威胁，建立相应的实物保 护系统。 3.14.2应按照EJ1054的要求确定核材料和核设施实物保护等级， 3.14.3根据实物保护等级将核材料固定场所划分为控制区和保护区，实行分 区保护和管理。 3.14.4实物保护系统应保证实现探测、延迟和反应三要素的协调；完善实物 呆护各类设备的功能；做到人防和技防措施的有机结合，确保系统的完整性、可 靠性与有效性。 3.14.5实物保护系统的设计还应符合HAD501/01和EJ/T1054的规定。

3.15.1在确保设施安全运行的同时，设施设计过程中应： 1）考虑设施分区布置，尽可能减少受污染区域的数量； 2）选择耐腐蚀、耐磨且便于去污的材料： 3）采取措施避免不必要的化学品或放射性物质累积； 4）确保主要系统部件和可能污染区域易于清理，便于退行 3.15.2设计阶段应编制初步退役计划，内容应包括： 1）基本安全问题的考虑； 2）预期的退役策略； 3）论证采用现有或待开发的退役技术实施退役的安全性； 4）退役设施与在役设施公用辅助系统的接口安排； 5）退役过程对环境的影响； 6）退役废物管理； 7）退役费用及筹措方式和保障机构

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3.16.1对于特定的工艺区域，应考虑在紧急状态下设施安全关闭的方法。 3.16.2设计中应考虑操作现场危险物贮存量最小化。 3.16.3铀转化和铀浓缩设施应按GB12379规定设立环境辐射监测机构，并 配备必要的测量设施。

4.1铀转化和铀浓缩设施建（构）筑物、系统及设备的建造、安装应符合相 关法规和标准规范要求。 4.2营运单位应制定建造阶段质量保证大纲，确保建造阶段充分满足设计要 求；应按质量保证大纲的要求保留施工记录。 4.3应制定设计变更程序，准确记录建造期间对设施所作的变更，并对其影 问作出评价。 4.4为确保安全重要/安全相关建（构）筑物、系统和设备按照设计规范和设 计意图进行建造、装配、安装和建立，营运单位应组织设计单位向建设单位进行 技术交底。 4.5为不断提高设计水平，营运单位在建造期间除对建造过程进行控制之外 不应将施工建造情况及时反馈给设计单位。 4.6铀浓缩设施在建设中宜使用模块化组件，以使设备在安装之前可在制造 商车间进行测试和验证，这有助于设备的调试、维护和退役。应对组件和线缆进 行明确标识。 4.7设施建造完成后应进行调试，验证其是否满足设计的核安全要求， 4.8建造和调试过程可能重叠。在调试过程中可能存在放射性物料，应加强 建造过程中的防护。 4.9调试前应制定调试大纲，并按调试大纲对转化和铀浓缩设施进行调试 周试大纲应至少包括：调试的组织机构和职责、调试阶段、调试内容、进度安排、 周试程序、审查和核实的方法、偏差和缺陷的处理、主要审查点和控制点等。 4.10各系统验证应在正式运行之前完成。营运单位应利用调试阶段熟悉设 施。设施管理人员应利用调试阶段在整个单位建立一种积极的安全文化和行为准 则。 4.11在设施调试及运行期间，应将工作人员的剂量估算值与实际剂量进行

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比较。如果操作中实际剂量高于剂量估算值，应采取纠正措施，包括对许可文件 进行必要的修改，增加安全装置或更改操作规程。 4.12调试过程的所有调试结果应在设施寿期内妥善保管。 4.13调试完成后应编制调试报告。调试报告应至少包括：试验结果、数据 分析、结果评价、偏差和缺陷分析、纠正行动及依据等。 4.14如果正在建设的铀转化和铀浓缩设施场区内或附近已有正在运行的其 也核设施，应保证正在建设设施工作人员的安全。新建设施营运单位应针对正在 运行的核设施潜在事故，制定相应的应急预案，并进行相应的应急准备

5.1运行安全管理机构

营运单位应建立和保持适当的职责分明的安全管理机构，并配备称职的负责 人和足够数量的合格工作人员，以胜任和有效地履行各项安全管理职责

5.2.8应进行与铀浓缩操作有关的核临界安全培训。 5.2.9应定期对工作人员进行基本辐射安全的培训

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5.3.1在正常情况下，为了确保铀转化和铀浓缩设施在运行限值和条件之内 良好地运行，营运单位应制定一系列更严格的内控限值和条件。这些内控限值和 条件应清晰、适用，便于操作人员理解。 5.3.2应制定运行程序，按工艺流程列出所有运行限值和条件。附录B和附 录C列出了铀转化和铀浓缩设施各工序的运行限值和条件示例。 5.3.3应设定设施的通用限值，例如： 1）设施允许的铀的最高丰度； 2）供料限值； 3）设施及工艺过程最大允许存量。 5.3.4应确保铀仅存在于其贮存区及操作区域内。应制定辐射、气溶胶和表 面污染的日常监测大纲。 5.3.5应制定工艺流程的具体操作规程

5.4.1营运单位应建立核材料管理机构，全面负责核材料衡算管理工作。 5.4.2营运单位应建立核材料衡算制度，设置核材料平衡区、关键测量点及 核材料测量系统， 5.4.3营运单位应建立核材料的实物盘存制度，并按规定对各材料平衡区的 核材料进行盘存。 5.4.4营运单位应按规定提交核材料账目与衡算报告。 5.4.5核材料衡算的相应记录应妥善保存

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5.8.1在转化和铀浓循设施中任何修改都应采用标准修改程序。这种过程 应采用修改控制单或等效的管理工具。修改控制单应包括对修改内容及其原因的 描述。 5.8.2修改控制单应经过有资格且经验丰富的人员仔细检查和批准，以核实 安全论据的确凿性。 5.8.3修改控制单应指出修改完成后需要更新哪些文件；应执行文件控制程 ，以确保及时更新相应的文件。 5.8.4修改控制单应规定修改后系统再次投入运行前所需的功能检查 5.8.5设施的修改应定期进行检查，以确保若干安全重要性较小的修改所产 生的综合影响不会对设施的整体安全产生不可预见的影响

5.9.1应建立行政制度，确保运行场所和设备得到维护、照明充分、出入便 利，并对临时贮存加以控制和限制。

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5.9.2应确保安全重要建（构）筑物、系统和设备、管线和仪器的标识和标 签准确、易辨认并处于良好的维护状态

5.10 维修、定期试验和检查

5.11.1总则 5.11.1.1在铀转化和铀浓缩设施运行期间，对工作人员和公众的辐射危害主 要是吸入含铀气溶胶。 5.11.1.2转化和铀浓缩设施正常运行时，外照射和内照射剂量率相对较低 应做好应急准备缓解核临界事故后果。

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5.11.1.3在维修/修改过程中应采取的防护措施包括： 1）在处理铀转化设施中氟化反应器产生的氟化渣之前，应估算其外照射剂 量； 2）采取如下措施，以减少职业照射： a）识别风险； b）在许可范围内采取防护措施（如使用口罩、防护服和防护手套、时间 限制等的个人和集体防护措施）。 3）测量维修/修改期间的职业照射剂量： 4）执行信息反馈以获得可能的改进， 5.11.1.4排风在排入大气之前应尽可能合理可行地去除放射性物质，使公众 的受照剂量得到控制。 5.11.1.5应制定并实施辐射防护大纲。辐射防护大纲的监测结果应与运行限 直和条件进行比较，并在必要时采取纠正行动， 5.11.2内照射剂量控制 5.11.2.1内照射应通过以下方式控制： 1）对内照射剂量相关的所有参数设定管理限值，例如气溶胶浓度、污染水 平等； 2）应定期检查、测试和维修通风系统以确保其满足设计要求；应定期对通 风罩和污染区域入口进行气流检查；应定期检查和记录空气过滤器之间的压降； 3）应保持对设施内辅助系统的高标准要求，应使用不会引起放射性气溶胶 农度升高的清洁技术，如使用带有高效微粒空气过滤器的真空清洁器： 4）应定期对设施和设备的污染情况进行检查； 5）应明确划分出污染区域； 6）应对工作场所空气进行连续监测，以在放射性气溶胶浓度超过控制限值 时发出报警： 7）必要时，应在可能污染的区域使用移动式空气取样装置； 8）当空气污染监测结果较高时应迅速实施调查； 9）在人员和设备离开污染区域前应进行污染检测，必要时进行去污处理。 应对工作场所出入口进行控制，防止污染扩散；应提供更衣间和去污设施： 10）当进行诸如设备拆装、定期检查、测试与维护等工作时可能导致场所气 容胶浓度增加，应使用临时通风或密封措施：

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5.12.1在处理235U丰度大于1%的铀浓缩设施中，应严格执行控制核临界安全 的运行限值和条件。

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5.12.2在进行铀回收、容器清洗及尾气处理操作过程中应采取措施预防核临 界。 5.12.3涉及核临界安全的任何运行操作，应按操作规程的规定执行。 5.12.4现行的操作规程应定期进行审查。 5.12.5在对涉及易裂变材料的操作进行改变之前，应进行核临界安全分析和 评价，确保整个操作过程或整个工艺流程在正常条件和可信的异常条件下均处于 次临界安全状态。 5.12.6执行维修工作时应采取措施预防核临界

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5.13.5.1应制定贫料处置计划。 5.13.5.2应对贫料贮存容器进行老化管理，使用记录和跟踪系统定期检查物 料贮存量及贮存容器状态，确保容器的完整性。 5.13.5.3应定期检查贫料贮存场地

5.14工业与化学安全

5.15放射性废物和流出物管理

5.15.1营运单位应制定放射性废物管理大纲和相关程序，明确放射性废物最 小化管理措施和管理目标值。 5.15.2放射性废气、废液应经有效处理后排放，向环境排放的放射性物质的 量和浓度须低于规定限值。 5.15.3应尽可能对化学品进行回收再利用 5.15.4放射性固体废物应根据废物特性进行适当处理后处置。可燃废物通过 焚烧可实现最大程度的减容；可压实废物通过压实的方法进行减容；大体积废物 可通过切割、解体等技术进行预处理。 5.15.5应对铀转化设施氟化过程产生的氟化渣进行处理以回收其中的铀，其 余残料应安全贮存。为了限制照射剂量，应延迟处理氟化渣，以使234Th、228Th 充分衰变。 5.15.6在废物处理过程中应采取措施防止放射性物质扩散

5.16运行事故管理大纲

5.16.1应根据安全分析结果制定运行事故管理大纲， 5.16.2事故管理大纲包括事故预防和缓解措施，以及在发生事故情况下使设

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施恢复到可保持安全工况的受控状态的准则。 5.16.3事故管理大纲应考虑与核活动有关的化学危害。 5.16.4事故管理大纲应确定监测设施状态和事故严重程度所需的仪器仪表， 以及用于控制事故或减轻后果的设备，

5.17应急准备与响应

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附录A转化和铀浓缩设施特征

JC/T 2166-2013 夹层玻璃用聚乙烯醇缩丁醛(PVB)胶片铀转化和铀浓缩设施的安全

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轴转化和轴浓缩设施的安全

轴转化和轴浓缩设施的安全

注：为安全相关系统和设备：“为安全重要系统和设备

轴转化和轴浓缩设施的安全

轴转化和轴浓缩设施的安全

SY/T 6980-2014 海上油气生产设施的废弃处置注："为安全相关统和设备：为安全重要要统和设备