核燃料后处理

1、要求本标准适用于核燃料后处理厂的放射性废物的管理2 引用标准GB 8703 辐射防护规定GB 9132 低、中水平放射性固体废物的浅地层处置规定GB 9133 放射性废物分类标准GB 11217 核设施流出物监测的一般规定GB 11806 放射性物质安全运输规定GB 11929 高水平放射性废液贮存厂房设计规定GB 12379 环境核辐射监测规定GB 12711 低、中水平放射性固体废物包装安全标准GB 13367 辐射源和实践的豁免原则GB 14500 放射性废物管理规定GB 14569 低、中水平放射性废物固化体性能要求3靡物管理的目标和要求3.1 核燃料后处理厂的放射性废物管理必须遵循GB14500-93第4章所规定的总目标和辐射防护、环境保护要求。
3.2 放射性废物管理设施或实践应保证操作人员和公众所受到的照射剂量不超过GB8703所规定的剂量限值，并应在考虑经济和社会因素的条件下，使其辐射照射保持在“可合理达到的尽量低”水平3.3 气态和液态流出物释放的放射性物质其总活度或浓度不得超过管理部门规定的限值，严格防止或控制非计划排放3.4 由核燃料后处理厂运出的放射性固体。

2、变同位素生产厂等过程检测和控制的设计亦应参照使用。
2 引用标准EJ 724 核燃料后处理厂防火准则EJ 849 核燃料后处理厂辐射安全设计规定EJ 877 核燃料后处理厂安全设计准则EJ/T 939 核燃料后处理厂建（构筑物、系统和部件的分级准则3设计总则3.1 自控仪表工程设计必须根据生产和安全要求，实现生产过程的检测和控制，保证生产安全正常运行，工艺生产处于非运行状态时，自控仪表也应起到必要的监测和控制作用。
3.2 按照EJ849规定，自控仪表运行维护中工作人员所受的辐照剂量及放射性物质的弥散，必须限制在辐射安全规定范围内3. 3 仪表和计算机的显示，必须使操作人员随时都能充分、及时地掌握工厂的运行或非运行状态。
3.4 报警系统应给出视觉昕觉信号，准确反映运行正常和异常状态，并发出相应指示使操作员能正确判断并及时采取措施。
3.5 按照EJ877规定，对于与安全有关的仪表和控制系统应根据分级符合相应的设计要求和规定，重要参数的仪表和控制系统应冗余。
3.6 用于核辐射场所中的自控仪表设备应选用适合于核辐射场所中使用的可靠性高的能远距离调试和快速拆装的标准产品和成熟的控制技术。
新产品。

3、发布国防科学技术工业委员会发布EJ/T 1142一2002目次H111223445556679907 法方除丰Au nn 回素二因叫虑1h理考1也全vh乱uu安吨牛幸）料理蜘充录录盯义料M卸处解制和附附引定全装料壳的气溶计控愤地收液废前设和1性和求安器加包解解取各测置备资到围范语要界解剂解料言范规术总临溶试溶燃溶溶萃设监布设AB录录AHVin“叫UA峰F同d卢hu前1234567891111luu配问EJ/T 1142一2002目。
吕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。

4、 -2006 目次前言. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . I I l范围.1 2 规范性引用文件. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1 3 术语和定义. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .。