乏燃料后处理设施安全

后处理设施在设计上应考虑对主要设备进行维修的措施。设计上应尽量考 虑远距离维修并设置相应的专用维修设备，预留远距离维修设备的操作空间、 保存设备的三维设计数据信息

4.1.3设计基准和安全分析

括设计基准事故和设计扩展工况）。应采用确定论、工程判断辅以风险分析进行 设施的安全分析，识别始发事件给排水标准规范范本，给出每类始发事件发生的原因、后果及预防 措施。在安全分析的基础上，确定安全级物项的设计基准。 在后处理设施设计基准事故始发事件分析中，应针对下列危害予以特别考 虑： （a）丧失冷却； （b）丧失电力； （c）核临界事故； （d）内部和外部火灾： （e）放热化学反应； （f）内部和外部爆炸： （g）内部和外部水淹； （h）跌落和有关操作事件： （i）自然灾害； （j）小型飞行器撞击。 应逐一评估每个工艺过程的运行状态和事故工况。假如事件可能同时对同 一厂址的几个设施构成威胁，除了评估对每个设施的影响外，还应开展厂址层 面的评估。

4.1.4建（构）筑物、系统和部件

应尽量降低设计基准事故发生的可能性，通过建（构）筑物、系统和部件 分级来控制相关辐射后果。 后处理设施安全等级的确定主要依据物项承担的安全功能及其重要程度， 并以确定论为主，辅以风险分析和工程判断，将物项划分为安全级和非安全级 划分物项安全等级时，应综合考虑物项所执行的安全功能，物项包容放射性物 质的种类、数量、毒性、状态以及物项的可更换性（可修复性），物项失效后的 后果及可能性，物项需要投入运行的时效性及持续时间等因素。

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应首先确定系统的安全等级，系统内履行或支持系统安全功能的设备（或 部件）应与系统同属一个安全级别，未特别指明的设备（或部件）亦认为与系 统安全等级保持一致。在不同安全级别的建（构）筑物、系统和部件之间应提 供合适的接口设计，以保证较低安全等级物项功能失效不影响较高等级的安全 功能。同时，用于监测和检查安全系统、设备（或部件）执行相关安全功能的 物项，以及事故后监测的物项或对安全系统、部件性能恢复起重要作用的物项： 均应与被监测、检查的物项同属一个安全等级。 针对每种安全级别的建（构）筑物、系统和部件的设计，应相应确定与结 购和力学有关的设计基准，包括各种工况下的荷载组合。荷载组合应包括以下 几种荷载：静荷载、动荷载、应力荷载、热荷载（包括火灾）、风荷载和地震 龙卷风、飞射物及爆炸状态下的异常荷载等。应将安全级建（构）筑物设计成 在运行状态和设计基准事故工况下有能力执行其安全功能。 与核安全功能有关的一切活动应规定相应的质量保证要求，安全级物项的 质量保证应贯穿在对物项质量有影响的各项工作的全过程，包括：设计、采购 加工、制造、装卸、运输、贮存、清洁、装配、安装、检查、试验、调试运行 维护检修和改进等。原则上安全等级高则质量保证等级高，并应综合考虑制造 工艺的复杂程度、设计制造经验、工艺成熟性、供货史、标准化生产等因素。 除了在安全分析中确定的安全级建（构）筑物、系统和部件外，正常运行 中使用的其他仪表和控制系统也与后处理设施总体安全相关。这些系统包括显 示与记录仪表、控制部件和报警与通讯系统，它们虽然用于限制工艺波动和事 件，但未被确定为安全级物项。这些建（构）筑物、系统和部件应是高质量的， 应提供充分且可靠的控制和适当的仪表，将参数保持在规定范围内，并在必要 时启动自动安全功能。在这些系统使用计算机或可编程设备的地方，应证明硬 件和软件按照建立的管理体系经过适当的设计、制造、安装和测试。对于软件 应包括确认和验证。后处理设施应设置报警系统，在紧急事件（例如临界、火 灾和超过设计值的高辐射水平）中启动部分或全部撤离，

4.2主要安全功能的设计要求

4.2.1.1一般要求

应尽可能的通过工程措施进行临界安全控制

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的临界风险时，设计中优先采用双偶然原则的方法预防临界。工艺设计应根据 临界安全限值，留有足够的安全裕量。应为任何影响临界安全的工艺条件提供 可靠的探测手段和及时的纠正措施，临界安全相关的安全级仪表应满足单一故 障准则。 应对易裂变材料状态或临界控制方法改变的系统界面进行专门评价。应关 注所有运行状态和事故工况下发生或可能发生的渐变状态、中间状态或瞬时状 态。 设计上应避免可能导致沉淀或水解的试剂意外进入到含较多易裂变物质的 设备中，以预防料液中易裂变物质发生沉淀或水解，避免临界风险。 后处理设施设计中应综合考虑质量、浓度、慢化、几何、核素组成、富集 度、密度、反射、相互作用和中子吸收等临界安全控制参数。应优先采用几何 控制作为主要临界控制方法。设计上应考虑为可能的泄漏提供临界安全的接收 容器，以确保泄漏的液体排入或通过倒空路径进入临界安全容器。在临界安全 控制采用中子毒物控制时，设计上应提供足够的裕量，并充分考虑寿期内中子 毒物可能因老化、降解等因素导致的损失。必要时可提供对毒物性能进行监测 评价的手段，防止中子毒物有效性降低或丧失。 若采用燃耗信任制进行临界安全分析，应格控制燃料富集度及其对应的 最小燃耗限值要求。 设计上应考虑易裂变材料的窜料、积累、溢流和载带的可能性。应看重考 患料液泄漏在热容器或热管道上可能发生的蒸发、结晶，并考虑是否需要采取 以下施： （a）设置接液盘（或地坑）回收泄漏液体，使泄漏液远离热容器，并将其 导入几何良好的收集容器； （b）在接液盘（或地坑）中设置液位测量装置或液体探测器； （c）定期检查、不间断闭路电视摄像监视和充足的照明， 需充分考虑采取附加的设计措施来探测含易裂变固体（浆液）的料液或固 体（粉未）传送系统的泄漏或发生的异常，并采取适当的临界控制措施。 结合临界安全分析情况，应在必要的地方设置探测易裂变物质积累和存量 的仪表，这些仪表也可用于退役期间核实设备中的易裂变物质存量。

4.2.1.2核临界安全评价

核临界安全评价的目的是论证后处理设施中设备的设计与运行条件，以控

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制参数保持在次临界范围内。凡含有易裂变物质的系统和设备都应当进行临界 安全评价。 核临界安全评价时应紧密结合设施的工艺流程，判别各工艺过程中易裂变 材料物理、化学性质及其他异常事件可能造成的临界安全条件变化，并应对易 裂变物质状态和临界控制方法存在变化的系统接口进行重点评价。 核临界安全评价应包括分析评价所有运行状态和设计基准事故下的次临界 犬态。临界安全分析要识别外部和内部危害，并确定放射性后果。 临界安全分析应采用保守方法并考虑以下方面： （a）物理参数的不确定性，最佳慢化条件的可能性及慢化剂和易裂变物 质的非均相分布； （b）预计运行事件，如果不能表明事件是独立的，就要考虑事件的组合； （c）可能由内部和外部危害引发的设施状态变化。 临界安全分析的计算机程序应是合格的、经验证和经确认的。所有程序应 在其适用范围内被恰当的使用，并选用合适的核反应截面数据库。 可以通过指定质量、体积、浓度或几何尺寸等物理参数的临界安全限值， 作为临界安全分析的一部分。安全限值需要考虑其他参数的保守值（或最坏情 兄值），例如最佳慢化或中子毒物的实际最小值。评价应论证在所有正常、异常 和设计基准事故工况下各参数总是处于的安全限值之内

4.2.1.3缓解措施

根据国家标准，考虑工艺、布置并通过临界安全分析，在可能发生临界 事故的场所，设置足够灵敏和可靠的临界事故探测与报警系统。 应根据纵深防御要求对用于缓解临界事故后果的额外的屏蔽、远距离操作 及其他设计措施等进行评价

4.2.2包容放射性物质

后处理设施应充分考虑α密封特点，按照独立性、互补性、亢余性原则，设 置适当的密封系统，提供可靠的密封和足够的包容，将放射性物质限制在规定 部位或场所，使运行状态和事故工况下规定部位或场所之外遭受放射性物质污 染的可能性减至最小，并保证任何放射性物质释放所造成的污染在运行状态下 低于规定限值，事故工况下低于可接受限值。 后处理设施应设置三道静态屏障，根据安全分析结果也可能需要增加设置

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建筑物通风系统（包括子系统、过滤装置和其他排放控制设备等）的评估 和设计应考虑： （a）静态屏障（热室、手套箱和建筑物）的类型和设计： （b）根据所包含的危害进行区域划分； （c）潜在气溶胶的特性（即气溶胶的预计或实际正常水平）； （d）表面污染水平和污染水平升高的风险； (e）维修要求。 在设施内工艺尾气系统的压力最低，用于收集并处理工艺产生的大部分放 射性蒸汽、放射性气体和气溶胶。应注意设置有效的洗涤、倒空和收集系统以 减少污染和放射性物质的积累，并便于退役。 通风系统的各级过滤应依照相关标准进行设计，并进行过滤性能的测试试 验。 对于涉及粉末操作的工艺环节，初级过滤器应尽可能的靠近污染源，以减 少粉未在通风管内可能的积累。应特别注意易裂变物质以粉未的形式在非几何 良好的通风管处的积累。 应根据安全评价结果判断是否需要备用风机，风机应安装压差或故障报警 系统。 除非火灾发生概率很小或火灾危害后果可接受，否则应设置防火阀以防正 火灾经通风管蔓延，并保持防火分区的完整性

4.2.2.2工作人员防

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尽量减少正常工况下工作人员防护装备的使用。 在设计阶段应考虑气溶胶监测设备的安装。系统的设计和监测点位置的选 择应考虑下列因素： （a）工作人员最可能所处位置； （b）设施内空气气流； （c）疏散区域和疏散路线； （d）检修时临时控制区域等。 为避免污染通过工作人员扩散，工作人员污染监测设备的控制点应选择在 气闸出口，以及与可能被污染区域之间的屏障处。在实际可行范围内，它们应 位于靠近有污染危险的工作区 工具和设备应尽可能地不通过气闻或屏障进行转移。当必须转移时，需对 工具和设备进行检测。设计中应考虑为轻污染工具和设备设置专门的存放位置； 较高污染的物项应去污后再重复使用，或直接送至废物出口。

4.2.2.3保护公众和环境

用于减少气溶胶的通风系统设备，应根据安全分级的结果确定其在正常运 行和事故工况下的工作状态， 后处理设施应对烟排放进行连续监测，以及对设施周围环境进行监测。 为了尽可能实现泄漏的早期探测，应将工艺产生的废液向废液处理设施的转运 设计成批式转运。应设置对设备密封屏障损坏的监测手段（例如设备室气溶胶 探测、设备室地坑探测、收集容器液位探测和取样等）。 流出物排放监测系统包括在线监测和取样监测，应满足正常运行流出物排 放控制和事故释放源项监测需求。流出物排放监测系统应满足取样代表性要求， 应尽可能降低探测限，应能监测气态和液态流出物中主要放射性核素。应根据 受纳水体的特性，选择适当的液态流出物排放方式

屏蔽辐射的目的是通过单独或组合使用下列措施保持剂量低于国家相关法 规标准中规定的限值： （a）通过工艺控制和管理，以及去污或清洗尽可能限制运行与维修期间辐 射源项； （b）采用适当屏蔽措施屏蔽辐射源： （c）通过合理设计工作位置或采 作等增加辐射源与工作人员

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4.2.4冷却与导出衰变热

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放射性衰变释热、化学反应放热及物理放热、冷却、蒸发工艺等可能会导 致以下工况： （a）溶液沸腾； （b）辐射或临界安全有关的状态变化（例如熔融、浓缩、结晶、含水率 变化等）； （c）车 转向自催化的化学反应（例如形成可能爆炸的红油），或其他可能加 速的化学反应和火灾： （d）石 破坏包容屏障部件： （e）辐射防护屏蔽性能下降； （f）中子吸收材料或中子解耦装置的性能下降。 冷却系统的设计应防止失控的放射性物质向环境释放，防止对工作人员和 公众的辐射照射，并防止核临界事故，尤其是高放废液贮槽和二氧化环容器。 应通过安全分析确定用来导出衰变热和化学反应热的冷却系统的冷却能力 并评估冷却系统的有效性和可靠性，以及相应的应急供电。应设置有效的冷却 系统，以导出衰变热、反应放热等，并配备相应的动力供应。应评估冷却系统 冷却能力、有效性和可靠性。设计上应尽可能采用非能动系统进行冷却

防正辐解气体及其他爆炸物或易燃物质达

水（包括冷却水）或有机物的辐解会导致降解产物的产生和积累，降解产 物可能易燃、易爆（例如H2、CH4、过氧化物、有机硝酸盐或亚硝酸盐（红油），） 或有腐蚀性（例如Cl2、H2O2），可能会破坏密封屏障。应尽可能的提供稀释系 充（空气或性气体）以防止容器中爆炸性的气体混合物积累。对于产品容器 和其他系统，设计应考虑产生腐蚀和气体增压的（例如二氧化环粉末或含环废 物辐解水分导致的增压）可能和后果。 设计应确保监测工艺参数，提供报警系统，并将存量减到最少，以防止化 学爆炸，例如蒸发器运行过程中可能产生的红油、萃取循环中可能产生的叠氮 酸盐等。 自燃金属（来自剪切之燃料或丢除包壳时产生的错屑）可能导致火灾或爆 炸。设计上应避免意外积累并提供必要的情性环境。 为确保泄漏收集系统和溢流收集系统中不出现危险的或不相容的混合物， 设计时应评估所有可能因素，如：

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(a) 设计防冒槽监测或溢流系统以防止不可控的泄漏： （b） 收集泄漏用的接液盘（或地坑）及其排出路径； （c） 收集容器； (d） 漏液返回路径； （e） 途经热室（设备室）的系统泄漏进入热室（设备室）地坑的可能； (f) 试剂溢流或泄漏进入工作区的可能。

4.3.1内部始发事件

后处理设施中的火灾危害与以下物项有关： （a）易燃物质，例如自燃材料、溶剂、化学反应活性物质和电缆： b）潜在易燃物质，例如用于中子屏蔽的聚合物、工艺运行废物、办公废 物等。 火灾可能会破坏密封屏障，从而导致放射性物质或毒性物质的扩散；也可 能破坏中子毒物、或因灭火介质的加入改变慢化或反射条件、或改变工艺设备 几何尺寸而导致临界事故等。 4.3.1.1.1火灾危害性分析 火灾危害性分析包括系统地鉴别火灾的起因，评估火灾的潜在后果，以及 特定区域火灾发生概率等。火灾危害性分析应包括潜在的直接或间接涉及核材 料的外部和内部火灾。火灾危害性分析用于评估易燃材料的存量和可能的火源， 并对火灾预防、探测、缓解和灭火措施进行系统分析。对于复杂且高危害的情 况，必要时应使用计算机建模辅助进行火灾危害性分析。应采取适当的预防措 施防止火灾发生和蔓延，例如合理划分防火分区。 火灾危害性分析也应包括对火灾预防、探测、缓解和灭火措施进行系统分 析。 后处理设施火灾危害性分析的一个重要内容，是鉴别出设施内需要特别考 虑的区域。进行火灾危害性分析的区域应包括： （a）加工或存放易裂变物质的区域； （b）加工或存放放射性物质的区域； （c）手套箱，特别是加工环材料的手套箱：

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（d）使用或贮存易燃或可燃化学品的工作间和实验室； （e）加工易自燃的金属粉未的区域，如剪切系统含锆粉的区域： （f）高火灾荷载的区域，例如有机废物贮存区； （g）安全级物项所在的房间，其性能下降可能会造成放射后果，例如通 风系统最后一级过滤器的房间和安全级变配电室等； （h）工艺控制室或辅助系统控制室； (i）撤离路线。 4.3.1.1.2火灾预防、探测与缓解 应通过一整套措施降低火灾风险，尽量确保不发生火灾；如果发生，应能 探测、限制并抑制火灾蔓延；采取了预防措施但仍发生火灾时，缓解措施应起 乍用，将火灾的后果降到最小。 为了达到预防火灾和缓解火灾后果的双重目标，应采取一些有效措施，主 要包括： （a）尽量减少单个区域的可燃物荷载，包括助燃的化学品，如氧化剂； （b）非放射性危险物质的贮存区与使用区域隔离； （c）设计安装火灾探测系统，以早期探测并准确确定着火位置，迅速发出 火灾警报，必要时应设置自动灭火装置； （d）依据功能要求和耐火等级选择相关材料，包括建筑材料、工艺材料 和手套箱部件以及贯穿件材料： （e）尽可能的将建筑物和通风管道分区，以防止火灾蔓延； （f）使用可燃液体或气体避免超可燃性限值； （g）抑制或限制潜在火源，如明火、电火花等，并与可燃材料隔离； （h）隔离热源或加热的表面： （i）灭火介质应符合相关安全分析的要求，尤其是应符合核临界安全控制 要求。例如，应避免灭火剂（主要是消防水）导致临界事故。 房间、热室（设备室）和手套箱通风系统的设计和控制应实现预防和缓解 火灾的多重目标。在尽可能长时间保持动态密封系统、保护最后一级过滤的同 时，还要限制火灾蔓延。排烟系统（如有）设计应考虑放射性包容。 通风系统的设计应特别考虑防火要求，包括： （a）应限制可燃粉尘和其他材料的积累； （b）通风管道应具有气密性、耐热、耐腐蚀：

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（c）动态密封的通风管道和过滤器应经适当的设计，确保它们不成为消 防系统的薄弱环节； （d）在火灾蔓延的可能性较高时，应在通风系统中安装防火阀，并且应 仔细考虑分析其对通风的影响； （e）应分析过滤器介质的阻燃性，如有必要应使用火花抑制器来保护过 滤器； （f）应评价在火灾中过滤器和风机的安装位置是否会对其运行性能造成 影响； （g）在发生重大火灾时为了有助于控制火灾，应仔细分析减少或切断通风 气流的必要性。 贯穿防火分区和防火墙边界的管线设计上应确保火灾不会蔓延。 根据相关法规和安全评价，在设计中应考虑针对火灾和临界事故的撤离路 线。在消防安全或核临界安全影响不严重的地方，应尽可能沿同样的路线撤离 以减少撤离路线的数量

为了防止爆炸引起放射性物质释放，应在设计阶段考虑以下措施： （a）正常和异常情况下，保持不相容的化学物质的分隔； （b）通过参数（例如浓度、温度、压力）控制，以预防出现导致爆炸的 情况； （c） 使用泄爆装置来降低非放射性物质爆炸的影响 (d） 限制爆炸性物质的质量或浓度； (e） 通过通风系统的设计，避免形成爆炸性气氛，或保持爆炸性气体浓 度低于爆炸下限； （f）通过设备或结构设计，以确保可承受爆炸影响： （g）尽量采用火灾或爆炸风险低的工艺。 化学品应贮存在工艺或实验区域以外的通风良好的区域

4.3.1.3吊运事件

吊运操作中，机械、电气故障或人的失误会导致核临界控制、包容、屏蔽 或其他安全级系统及有关控制的性能降低，或纵深防御水平的降低。设计上应 采取以下措施： （a）尽可能减少提升重物的需求，尤其在设施内应尽量使用轨道运输或其

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他稳定的运输方法； （b）尽可能降低跌落和碰撞的后果，例如尽量降低提升高度，开展容器极 限跌落验证，开展地面可承受跌落重物冲击的评价，安装减震装置及规定安全 行进路线等； （c）通过适当的设计，尽量降低机械操作系统的故障频率，如采用带有多种故 障安全功能（例如刹车、钢丝绳，断电时动作和联锁）的控制系统。 上述措施应辅以工效学设计、人因分析和合适的管理控制措施来实现

4.3.1.4其他设备故障

4.3.1.5公用系统丧失

在设计上应对丧失公用系统的影响及对其的相关要求进行系统分析。 设计应能应对潜在的短期和长期公用系统（如电力供应）丧失带来安全后 果。设计上应考虑单一设备物项和整入设施的辅助系统丧失，在多个设施的 址，还应考虑后处理设施附属和辅助设施（例如废物处理和贮存设施以及其他 内设施）的辅助系统丧失。 电力供应系统应高度可靠。在失去正常供电的情况下，根据设施状态和安 全分析的要求，应能向相关安全级物项提供可靠的应急供电，包括： （a）热量导出系统： （b）辐解释氢的稀释系统： （c）某些动态密封系统的排风风机； （d）火灾探测系统； （e）辐射防护监测系统； （f）临界报警系统； （g）与上述物项相关的仪控系统； （h）应急照明

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应考虑在发生重大外部事件情况下，较长时间内提供应急动力的需求。设 计应确定在长时间公用系统失效情况下，需保持可用状态的安全级建（构）筑 物、系统和部件。 设计应明确后处理设施恢复供电的时顺表，主要考虑以下因素： （a）物项“当前电力状态”，如启闭、使用应急动力运行、失去备用动力的 时间等； （b）恢复正常运行物项的安全重要性或优先权； （c）运行状态切换过程中的电力供应中断： （d）后处理设施内物项的初始电力需求，供应能力和容量。 同时，设计应制定电力恢复的应急程序 对丧失电力供应或其他辅助服务的评估应作为后处理设施整体安全评估的 部分。一般性辅助供应的丧失也可能有安全后果，例如仪表和控制用压缩空 气、工艺设备用冷却水、通风系统和惰性空气供应等。设计中，应采取措施以 确保它们的供应或提供其他确保安全的手段，包括： （a）根据安全评估，辅助系统，如储气罐、不间断电源或冷却系统等， 应设计有足够的可靠性，尽可能的多样性和亢余性； （b）对所有的辅助系统，应在设计中评估其丧失后安全上可接受的最长 持续时间； （c）根据安全分析，针对丧失供气，气动阀应设计成故障安全的； （d）冷却水丧失可能导致某些部件的故障，例如蒸发器的冷凝器、柴油 发电机和通风系统中的冷凝器或除湿器等。设计中应提供充足的备用容量或独 立尔余的供应

4.3.1.6管道或容器泄漏

后处理设施所采用的设备材料，应尽可能选择耐腐蚀材料。所有密封屏障 的设计应足以承受所有性能恶化情况的综合影响，尤其应注意总体与局部效应 如腐蚀、侵蚀、机械磨损、温度、热循环、震动、辐射和辐解。 在安装有冷却回路的地方，特别是在放射性较高的系统中，设计应考虑包 活冷却水侧的腐蚀、水化学、辐解（例如过氧化产物）以及冷却剂停滞（无冷 却要求或存在余冷却系统的情况）等效应。 为满足包容要求，应收集并回收第一道密封屏障的所有泄漏，例如采取接 夜盘或热室钢覆面与集水坑等措施。当储存大量高放废液时，应通过安全分析

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来确定备用贮槽的数量。 核临界安全评估应考虑腐蚀对含有易裂变物质的设备尺寸的潜在影响，例 如当核临界控制方式是几何控制时，工艺容器壁厚变化造成的影响。应考虑固 定中子毒物支撑结构的腐蚀，在中子毒物与工艺介质接触的地方，应考虑中子 毒物的自身腐蚀。根据安全和技术要求，应优化工艺参数使腐蚀速率可接受， 同时需综合考虑减少废物量、提高工艺性能和效率等因素。

4.3.1.7内部水淹

4.3.1.8危险化学品的使用

后处理设施应依据化工标准和国家法规要求，对工作人员的化学危害以及 危险化学物质向环境释放进行保守的评估。应通过设计在其固有安全的物理条 牛下选择或使用危险化学品。 基于安全评价，设计应考虑后处理设施中可能导致不安全情况的设备故障 或损坏所引起的危险化学物质释放的影响。应考虑危险化学物质的直接作用（可 能导致腐蚀、溶解和损坏）及间接作用（导致控制室的撤离或对工作人员有毒 的影响）的可能性。

4.3.2外部始发事件

4.3.2.1一般要求

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后处理设施设计时应根据外部危害（自然或人为灾害）的性质及严重性进 行逐个识别和评价。

后处理设施设计时应进行详细的地震评价，以确保设计满足安全性、可靠 性要求，包括地震可能引发的下列事件： (a）失去冷却； （b）辅助系统丧失，包括公用系统； （c）密封功能丧失（静态和动态）； （d）安全功能的失效，无法确保地震后设施回到安全状态及保持安全状 态，包括建（构）筑物功能和预防其他危害的功能（例如火灾、爆炸、重物跌 落和水淹）失效； （e）对临界安全功能的影响，例如： 一变形（几何控制） 一移位（几何控制、固定毒物） 一材料损失（几何控制、可溶毒物）。 应确保在设计基准地震后，人员可接近和操作备用控制室或紧急控制盘。 垃对保持后处理设施处于安全、稳定状态的监测设备和环境的监测设备进行测 试，并使用适当的保守方法进行合格性鉴定，包括使用地震模拟平台。 根据后处理设施厂址特征和位置，应在设施设计中说明由地震引起的海啸 或其他极端水潘的影响

4.3.2.3外部火灾和爆炸

4.3.2.4外部有毒危害

应评估毒性和室息危害，以核实预期最大气体浓度满足安全要求。也应确 保外部毒性或室息危害不会对设施的控制造成不利影响

4.3.2.5极端天气条件

应通过设计保证后处理设施抵御 非评价中设别极端大条件。通 （a）保持冷却系统在极端温度和其他极端条件下可用的能力：

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潜在漏入途径（密封破口）。在任何情况下，含易裂变物质的设备均应能预防核 临界事故的发生。手套箱的设计应承受水淹的动态效应，且所有手套箱贯穿件 均应高于任何潜在的洪水水位。应通过设计对电气和仪控系统、应急动力系统 （电池和动力产生系统）和控制室加以保护。设计应确保在极端事件中相关物 项可连续执行其必要的功能，

4.3.2.7小型飞行器撞击或外部飞射物危害

后处理设施选址时应避开飞机航线。根据厂址评价中识别的风险，后处理 没施的设计应承受设计基准撞击（其他小型飞行器）。对于评价撞击的后果或用 来抵御小型飞行器撞击或二次飞射物撞击的设计的充分性，只考虑现实的撞击 青景、设备旋转的情景或建（构）筑物失效情景。这些情景需要知道可能的撞 击角度或由于装载的燃料导致的潜在的火灾和爆炸。一般情况下，不能排除小 型飞行器撞击导致的火灾。应制定和实施消防和应急准备响应的具体要求

4.3.2.8陆生、水生的植物和动物群落

后处理设施设计中应考虑与陆生和水生群落大范围相互影响的可能性，包 括可能限制或堵塞冷却水及通风的入口和出口，害虫对电气和仪表线缆的影响 及它们进入废物贮存区等。在有必要对陆生和水生群落采取物理控制或化学控 制措施的地方，应对其进行风险评价。

4.4.1安全重要的仪表和控制系统

与后处理厂安全稳定运行相关的仪控系统主要包括： (a）临界控制： 一取决于临界控制方法，控制参数视情况应包括质量、浓度、酸度、 同位素组成或易裂变物质含量以及慢化剂的量

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考虑燃耗信任制时，临界安全分析要求的具体控制参数，如剪切或 溶解前乏燃料组件燃耗测量 一临界控制依靠可溶毒物时，临界安全分析所要求的具体控制参数， 如试剂供料浓度测量； （b）工艺控制：重要的安全相关控制系统用于： 一导出衰变热 一稀释由于辐解生成的氢气或其他来源的氢气 一监测容器液位 一对温度和其他参数进行控制以防止爆炸： （c）火灾探测系统； （d）手套箱控制和设备室控制： 一设备室和手套箱的动态密封监测 一设备室和手套箱地坑的液位监测； (e）通风控制： 一监测和控制压差，确保后处理设施的所有区域的空气沿正确的流向， 即流向污染更严重的区域 一监测通风（烟卤）流量，以监测环境排放； （f）职业照射控制： 一应使用带有实时显示和报警的灵敏剂量计，以监测职业照射剂量 一应使用便携式设备和固定式设备来监测全身和手部受到的或中子 辐射 一气溶胶连续空气监测器的安装应尽可能靠近工作区，以确保尽早探 测到空气中扩散的放射性气溶胶 一表面污染探测装置的安装和布置应靠近相关工作区且应靠近该工作 区域房间的出口 一出入口通道控制应使用相关的探测器和联锁； （g）对液体和气体排放控制的监测，应包括用于环境排放的取样系统的操 作监测； 应提供仪表以监测以下工况下设施的变量和系统： （1）正常运行； (2）预计运行事件：

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（3）设计基准事故； （4）后果比设计基准事故严重的事故（包括设计扩展工况）。 监测的目标是确保获得设施所处状态的充足的信息，并依据设施正常运行 程序、应急程序或设施各种状态的事故管理指南（视情况而定）做出正确响应 的计划和正确行动。 应提供充分和可靠的控制和适当的仪表，以监测和控制影响工艺安全和设 施基本安全的所有主要参数。这些参数包括辐射水平、空气污染条件、流出物 排放、临界条件、火灾情况和通风情况。这些仪表应能提供满足设施安全和可 靠运行必需的任何其他信息。应采取措施自动测量并记录安全重要参数的相关 数值。 根据安全分析和纵深防御要求，仪表和控制系统应具有穴余性和/或多样性 以确保其适当的可靠性和可用性。这应包括必要时为仪表提供可靠的、不间断 供电

后处理设施中，许多区域由于辐射水平和/或气溶胶污染水平高而无法接近 或难于接近。应尽可能地避免进入这种区域对仪表、就地指示器或控制站进行 操作、观察或维修。在不能避免将仪表布置于这样环境中时，应采用独立外壳 或屏蔽，以适当保护仪表或人员

应通过下列手段监测后处理设施运行的偏离： （1）实时监测仪表； （2）在线分析仪表： （3）就地取样分析，例如核实非放试剂配制工艺所需的浓度； （4）实验室远程取样分析，例如分析中心等。 后处理设施在进行取样分析仪表选型时，应考虑以下因素： （a）设备的可用性及其精度和准确度、可靠性、稳定性： （b）针对关键工艺点的取样分析，应确保将“有代表性”的样品进行送样 和测量分析，且样品的实时性应满足工艺需求，必要时可通过不同的分析方法 或分析仪器核实分析结果的有效性； （c）必要的校准与测试，例如在线或离线校准与测试； （d）维修和更换的人因工程学设计，包括剂量考虑和及时性间题

乏燃料后处理设施安全

后处理设施中，许多化学工艺的安全取决于从位于工艺关键点的容器或设 备中取得的样品的化学和放射化学分析的准确性和及时性。对于这些关键取样 点，有关样品取样和标记、安全传输到分析实验室、测量和向运行人员报告等， 应形成文件，并作为管理体系的一部分。应考虑使用条形码编码方法或类似系 统进行样品标识，以减少失误的几率。 针对取样操作应分析发生职业照射和人因失误的可能性，并应尽量使用自 动取样系统

在运行和事故工况下，充分的非能动安全重要建（构）筑物、系统和部件 的设计应作为首选，其次是能动安全重要的建（构）筑物、系统和部件，他们 都比行政控制更可靠。自动系统应是高度可靠的，其设计的目的是将工艺参数 保持在运行限值和条件之内，或将工艺过程带入安全稳定的状态（通常指停车 状态）。 当行政控制作为一种选择时，选择自动系统还是行政控制的准则应基于运 行人员是否有足够响应时间，以及基于对动作失败带来的风险和危害的谨慎考 虑。当运行人员需要从许多可能的选项中选择最佳响应时，应考虑提供简单的 自动或手动响应动作和/或非能动设计特征。，如果操作人员未能采取充分或及 时的行动，应通过额外的纵深防御措施限制事件的安全后果。 特别是设计措施的层次结构（非能动设计特性的应用优于能动设计特性的 应用，最后是管理控制（操作员动作））应根据分级方法及可用的反应时间（宽 限期）确定。应考虑采用纵深防御原则，避免对安全性能或安全控制构成威胁 操作人员应获取足够的信息，以监测远程动作和自动动作的启动及设施响 应。应尽可能优先独立显示动作的实际效果，例如流量计显示停止或启动而不 又仅是阀位置指示器。按实际情况，所有显示（仪表、计算机、设施和工艺示 意图或模拟显示器）和所有控制室与控制站应遵循工效学良好实践。仪表布局 及信息呈现，都应一目了然地向操作员提供设施状态和性能，以帮助操作员迅 速且准确地了解设施状态、做出正确的决定和准确地执行决定。 装置应能够以有效的方式提供图像和声音指示偏离正常工况和能影响安全 的运行状态。信息显示的方式应能使操作员容易确定设施是否处于安全状态。 如果不是处于安全状态，操作员能易于采取恰当的操作，以将设施恢复到安全 稳定的状态。

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对于放射性物质和重要试剂的转运，除了具体的安全措施以外，作为纵深 防御的一部分，应尽可能采取下列措施，以便能尽早探测到运行事件： （1）在单元、建筑物或设施之间使用批式转运； （2）转运前，对每批物品进行特征记录； （3）使用授权程序，充许接收装置授权启动转运和监视转运过程。 当转运自动启动时，尤其是对于经常性转运，应考虑恰当自动探测启动或 停止转运故障方法，

立设置控制室，以集中主要数据显示、设施基本状况的控制和报警。控制 室所在区域应为设施内放射性水平较低的区域，将职业照射减到最小。对于特 殊工艺，可能需要设置专门的控制室，就地控制室允远程监视操作，从而降低 工作人员的照射风险。控制室设计时应特别识别那些可能对工作人员、控制室 的运行以及对后处理设施自身控制构成直接威胁的内部事件和外部事件

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

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在设计开始之初，人因工程方面的专家和有经验的操作员就应参与进来。 应考虑的方面包括： （a）工效学要求应用于工作场所设计，应考虑以下几个方面： 一良好的人机接口设计，例如，合理布局电子控制面板，使其显示所 有必要但不多余的信息； 一取样系统的可靠性和易用性的； 一工作环境，例如，设备有良好的可达性，并且周围有足够的空间； 良好的照明，包括应急照明；为了让区域易于保持清洁，适度抛光表面。 （b）为需要可靠且快速保护的事故序列提供故障安全设备和自动控制系 统； （c）功能分配，在具体应用中应考虑自动动作与操作员（即手动）动作的 优缺点； （d）适应和促进良好的任务设计和工作组织的设计规定，尤其是在维修期 间，自动控制系统可能被禁用： （e）通过对操作员响应的任务分析，确定在最严苛的事件期间所需的最低 安全人员配置水平和技能组合要求； （f）考虑设施寿期内对额外空间和准入需求； （g）为所有专用工具和设备提供专用的贮存场所： （h）为设备和公用设施选择合适的位置，并进行清晰、一致和明确的标识， 以便于维修、测试、清洁和更换； （i）尽量减少使用个人防护设备的额外需求。如有必要，应仔细注意选择 和设计此类设备。 应考虑提供计算机辅助工具，协助操作人员对事件进行探测、诊断和响应。 手套箱设计和操作中，应考虑下列具体的工效学因素： （a）手套箱内部设备的设计应考虑可能导致伤害工作人员的潜在的传统工 业危害，包括手套破口和/或工作人员皮肤伤口和/或可能的包容失效引起的内照 时； （b）手套箱布置的区域，应易于接近手套箱，且周围有足够的空间，并具 有良好的可见性； （c）应考虑手套箱密封和手套箱窥视窗密封的维修要求，包括进行维修操作时 个人防护设备的需求：

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（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，考虑采用实体模型，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。

后处理设施的安全分析应评价各种危害和放射性物质所处位置，确保对整 个设施、所有活动进行综合评价。 应识别所有假想始发事件及其引起的事件情景，并进行详细分析，以确定 安全级建（构）筑物、系统和部件以及运行限值与条件。 后处理设施的安全分析应与设计的进程送代进行，以实现下列目标： （a）运行期间工作人员和公众的剂量在可接受限值与运行限值内，并符 合防护与安全最优化； （b）设计基准事故对公众的放射性和化学后果在对事故工况规定的限值 内，并符合防护与安全最优化： （c）制定适当的运行限值与条件。 由于后处理设施涉及使用各种各样的设备、材料和工艺，使用包络工况时 应具体分析其适用性。只有在严格分析之后表明一组事故在典型包络工况范围 内时，才能使用该方法。但是，在减少不必要的重复的安全分析方面，使用这 样的包络工况仍然较为重要，应在可行且合理时尽量使用

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。应使用保守的模型和参数估计代表人（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

不锈钢标准4.6.2.2评估可能的放射性或相关化学后果