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中华人民共和国国家环境保护标准HJ843-2017研究堆应急相关参数Emergency-RelatedParametersforResearchReactors（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I目次前言..................................................................................................................................................I1适用范围.....................................................................................................................................12规范性引用文件.........................................................................................................................13术语和定义.................................................................................................................................14总则.............................................................................................................................................15数据内容.....................................................................................................................................26研究堆应急相关参数示例.........................................................................................................3附录A研究堆应急相关参数（规范性附录）........................................................................4附录B清华大学核能技术设计研究院10MW高温气冷实验堆（HTR-10）应急相关参数（资料性附录）...............................................................................................................................10附录C中国原子能科学研究院中国实验快堆（CEFR）应急相关参数（资料性附录）17I前言为贯彻《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，规范研究堆应急相关参数，制定本标准。本标准规定了研究堆应急相关参数的范围、内容、格式。本标准的附录A为规范性附录，附录B、附录C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、中国核动力研究设计院。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研究堆应急相关参数1适用范围本标准规定了研究堆应急相关参数的范围、内容、格式。本标准适用于产生和利用中子注量率和电离辐射作研究或其他目的的核反应堆，主要包括低通量研究反应堆、高通量研究反应堆、脉冲反应堆、材料试验反应堆等。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。HAF201研究堆设计安全规定HAF202研究堆运行安全规定HAF001/02/02中华人民共和国民用核设施监督管理条例实施细则之二附件二研究堆营运单位报告制度HAD002/06研究堆应急计划和准备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，有时也称为紧急状态；同时，也泛指立即采取超出正常工作程序的行动。3.2应急相关参数Emergency-relatedparameters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研究堆的应急监管水平，规范研究堆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原则研究堆营运单位向国家核安全监管部门提供的应急相关参数，应该能充分反映研究堆的实际状态、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研究堆核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研究堆核应急，如应急状态分级、堆芯损伤评价、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，研究堆应急相关参数分为设计参数、实时参数和其他测量参数三个类别。2本标准中，设计参数指的是研究堆已确定且与应急相关的静态参数；实时参数指的是研究堆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研究堆在运行期间与应急相关的非实时监测的动态参数。5数据内容5.1设计参数研究堆重要的设计参数包括以下内容。燃料元件：形状、材料、最大线功率、燃料最高温度、燃料元件表面最高温度。堆芯：燃料数、235U装量、额定热功率、额定核功率、最大中子注量率、平均中子注量率、燃料元件破损率、堆芯冷却剂流量、堆芯入口冷却剂温度、堆芯出口冷却剂温度。反应堆容器：冷却剂液位、设计压力、设计温度。一回路系统：冷却剂类型、冷却剂装量、冷却剂流量、冷却剂泄漏率、冷却剂入口温度、冷却剂出口温度。余热排出系统：一回路冷却剂入口流量、一回路冷却剂入口温度、一回路冷却剂出口温度。二回路系统：工作介质类型、工作介质装量、工作介质流量、工作介质泄漏率。热交换器：一次侧工作介质入口流量、一次侧工作介质出口温度、二次侧工作介质入口流量、二次侧工作介质入口温度、二次侧工作介质出口流量、二次侧工作介质出口温度。一回路系统包容体：净空间容积、设计压力、设计温度、设计泄漏率。乏燃料贮存设施：乏燃料贮存容量、设计温度。废气贮存设施：数量、废气贮存量、设计压力、设计温度。废液贮存设施：数量、废液贮存量、设计压力、设计温度。放射性控制：堆芯放射性核素积存量、一回路冷却剂中放射性核素活度浓度、乏燃料放射性活度。研究堆设计参数说明参见附录A表A.1。附录中重要度为“★”的是必须提供的参数，重要度为空的可根据研究堆的实际情况自由选择，下同。5.2实时参数研究堆重要的实时参数包括以下内容。堆芯：核功率、热功率、功率倍增周期、中子注量率、堆芯出口冷却剂温度。反应堆容器：反应堆容器冷却剂液位、反应堆容器压力。一回路冷却系统：一回路冷却剂流量、一回路冷却剂泄漏率。余热排出系统：一回路冷却剂入口流量、一回路冷却剂入口温度、一回路冷却剂出口温度。热交换器：一次侧工作介质入口流量、一次侧工作介质出口温度、二次侧工作介质入口流量、二次侧工作介质入口温度、二次侧工作介质出口流量、二次侧工作介质出口温度。一回路系统包容体：压力、温度。乏燃料贮存设施：温度。放射性控制：工艺流放射性核素活度浓度、工艺间总β活度浓度、工艺间总γ活度浓度、工艺间碘活度浓度、工艺间气溶胶活度浓度、工艺间γ剂量率、烟囱排出流惰性气体活度浓度、烟囱排出流碘活度浓度、烟囱排出流气溶胶活度浓度。地面气象站：风向、风速。研究堆实时参数说明参见附录A表A.2。5.3其他测量参数研究堆重要的其他测量参数包括以下内容。3取样监测：烟囱排出流放射性核素活度浓度、放射性废液排出流核素活度浓度。环境监测：环境γ辐射空气吸收剂量率。研究堆其他测量参数说明参见附录A表A.3。6研究堆应急相关参数示例本标准附录B、C示例性地给出了典型研究堆应急相关参数。4附录A研究堆应急相关参数（规范性附录）表A.1给出了研究堆营运单位向国家核安全监管部门提供的设计参数，表A.2给出了研究堆营运单位向国家核安全监管部门提供的实时参数，表A.3给出了研究堆营运单位向国家核安全监管部门提供的其他测量参数。表A.1研究堆设计参数说明表系统参数单位重要度备注燃料元件形状-★燃料元件的几何形状（棒、球、板等）材料-★燃料元件组成（芯体、包覆层、包壳等）尺寸mm与燃料元件几何形状相对应的燃料元件的大小（直径、长度、宽度、厚度等）最大线功率kW/m★单位长度的裂变功率最大值燃料最高温度℃★燃料芯体温度的安全限值燃料元件表面最高温度℃★燃料元件表面温度的安全限值每盒燃料组件所包含燃料元件数个装入堆芯的一个单元所包含的燃料元件总数（适用于有燃料组件的情况）堆芯形状-堆芯的几何形状（圆柱、锥形等）尺寸mm与堆芯几何形状相对应的等效堆芯的大小（直径、高度等）体积m3堆芯活性区体积燃料数个★装入堆芯的一个单元（燃料元件、燃料组件等）的总数UO2装量kg新燃料中UO2的总质量235U装量kg★新燃料中235U的总质量235U富集度%新燃料中235U占总铀的质量份额额定热功率MWth★额定工况下，单位时间内裂变产生的能量与系统产生热量的加和额定核功率MW★额定工况下，单位时间内裂变产生的能量额定电功率MWe额定工况下，单位时间内输出的电能最大功率密度MW/m3单位体积裂变功率的最大值平均功率密度MW/m3单位体积裂变功率的平均值最大中子注量率n/(cm2·s)★单位时间单位面积的最大中子数（分能群）平均中子注量率n/(cm2·s)★单位时间单位面积的平均中子数（分能群）燃耗范围MWd/t卸出堆芯内单个乏燃料元件燃耗的最小值和最大值燃料元件破损率%★破损燃料元件数占堆芯燃料元件总数的份额堆芯冷却剂流量kg/s★冷却剂流经堆芯的流量堆芯入口冷却剂温度℃★堆芯入口冷却剂的平均温度堆芯出口冷却剂温度℃★堆芯出口冷却剂的平均温度反应堆容器形状-盛装堆芯的容器（压力容器、水池等）的几何形状尺寸mm与反应堆容器几何形状相对应的反应堆容器的大小（直径、高度等）冷却剂液位mm★反应堆容器内冷却剂的液位高度设计压力MPa★压力容器设计的最高压力设计温度℃★正常情况下，设定的压力容器金属截面的温度平均值表A.1研究堆设计参数说明表（续）5系统参数单位重要度备注一回路系统冷却剂类型-★如水、钠、氦等冷却剂装量kg★一回路系统内冷却剂的总量冷却剂流量kg/s★一回路系统内冷却剂的总流量冷却剂泄漏率m3/d★一回路系统冷却剂的设计基准泄漏率冷却剂压力MPa一回路系统冷却剂的工作压力冷却剂入口温度℃★一回路冷却剂流入堆芯的温度冷却剂出口温度℃★一回路冷却剂流出堆芯的温度余热排出系统一回路冷却剂入口流量kg/s★一回路冷却剂流入余热排出系统入口处的流量一回路冷却剂入口压力MPa一回路冷却剂流入余热排出系统入口处的压力一回路冷却剂出口压力MPa一回路冷却剂流出余热排出系统出口处的压力一回路冷却剂入口温度℃★一回路冷却剂流入余热排出系统入口处的温度一回路冷却剂出口温度℃★一回路冷却剂流出余热排出系统出口处的温度二回路系统工作介质类型-★如水、蒸汽、钠等工作介质装量kg★二回路系统内工作介质的总量工作介质流量kg/s★二回路系统内工作介质的总流量工作介质泄漏