《核燃料循環設施應急相關參數》是2017年8月1日實施的一項行業標準。
基本介紹
- 中文名：核燃料循環設施應急相關參數
- 標準號：HJ 844－2017
- 實施日期：2017-08-01
- 發布日期：2017-07-07
- 技術歸口：環境保護部
- 批准發布部門：生態環境部
起草單位,適用範圍,
起草單位
環境保護部核與輻射安全中心。
適用範圍
本標準適用於民用核燃料循環設施，主要包括鈾轉化設施、離心分離設施、壓水堆核燃料製造設施、乏燃料後處理設施。
《核燃料循環設施應急相關參數》是2017年8月1日實施的一項行業標準。
《核燃料循環設施應急相關參數》是2017年8月1日實施的一項行業標準。起草單位環境保護部核與輻射安全中心。適用範圍本標準適用於民用核燃料循環設施，主要包括鈾轉化設施、離心分離設施、壓水堆核燃料製造設施、乏燃料後處理設施。...
核燃料設施抗震設計首要的是確定設計基準地震，確定設計基準地震的一種普遍方法是在假定歷史上發生的最強烈的地震的基礎上適當加強，以便獲得設計廠房的波譜(頻率和加速度之間的關係)。（2）風荷載設計 核燃料循環設施必須設計成能抵抗設計基準極端天氣情況，用來設計或評估核燃料循環設施受影響的典型極端天氣情況是風荷載...
核燃料循環設施安全要求 《核燃料循環設施安全要求》是2014年11月17日實施的一項行業標準。起草單位 核工業標準化研究所。起草人 郭建新、連哲莉等。
核燃料循環放射性流出物歸一化排放量管理限值 本標準規定了在正常運行工況下核燃料循環各設施釋放到環境的氣載和液態放射性流出物的歸一化排放量的管理限值。本標準適用於鈾礦山、水冶廠、同位素分離廠、鈾元件廠、核動力堆（含供熱堆）及後處理廠等核設施。
核設施轉讓、變更營運單位和遷移等活動的審查批准，適用本規定。第三條 核動力廠、研究堆、核燃料循環設施，是指：（一）核電廠、核熱電廠、核供汽供熱廠等核動力廠及裝置；（二）核動力廠以外的研究堆、實驗堆、臨界裝置等其他反應堆（以下統稱研究堆），根據潛在危害由大到小可劃分為Ⅰ類、Ⅱ類、Ⅲ類研究...
核燃料循環有3種主要型式：①一次通過。使用過的燃料元件不進行後處理，而直接作為廢物加以處置。②熱中子堆中再循環。使用過的燃料元件經後處理回收其中未用完的鈾和新產生的鈽，返回重新製造元件，循環使用。③快中子增殖堆中再循環。快中子增殖堆燃料由鈽和貧化鈾構成。使用過後，經後處理回收其中鈾和鈽，返回循環...
核燃料閉合循環 核燃料閉合循環是2020年公布的電力名詞。定義 對核電廠乏燃料組件進行後處理,從中回收鈾、鈽重複利用的核燃料使用方式。在快中子增殖堆中多次重複使用回收的鈾、鈽,可使鈾的總利用率提高到60%~70%。出處 《電力名詞》。
核電廠每生產1kW·h電量需花費在核燃料循環方面的費用。核燃料循環成本是核電廠發電成本的重要構成之一，有兩種概念，相應有兩種計算方法。 概念一:核電廠為生產1kW·h電量需花費在核燃料循環方面的全部費用。它既包括運行過程中所消耗核燃料的費用，又包括為維持反應堆臨界而長期積壓在反應堆內的那部分核燃料的費用。
高溫氣冷堆核燃料循環是核燃料循環的一種。高溫氣冷堆核燃料的利用是在采JIJ全陶瓷燃料元件，以石墨作慢化劑，以惰性氣體作冷卻劑的高溫氣冷堆內進行的。其特點是安全，可G作為·種熱源。可l 1J 3=熱電聯供、進行煤的氣化或天然氣的蒸汽重整。當高溫氣冷堆氦氣出門溫度提高到95n C:時、其上藝熱是夭然氣的...
生產堆核燃料循環是一個化學化工術語。生產堆核燃料循環 是核燃料循環的一種。核燃料的首端過程和後端過程和其他 般核燃料循環相同。核燃料在反應堆內的過程主要用於生 產易裂變材料或其他材料，或用來進行工業規模的輻照，如生 產懷、氖及同位素等。生產堆通常指產釘反應堆。生產堆核燃 料循環必須包括乏燃料...
一次通過式核燃料循環 一次通過式核燃料循環是電力學名詞，指核電廠乏燃料組件不進行回收鈾、鈽再利用的後處理而直接儲存起來的核燃料使用方式。對鈾資源利用來說它是不經濟的。一次通過式核燃料循環
輕水堆核燃料循環是一個化學化工術語。輕水堆核燃料循環nLrlear fuel cycle of light water reae- 20r是核燃料循環中比較重要的一種。核燃料的利用是在 普通水作冷卻劑和慢化劑的反應堆內進行的二它包括仄水堆 和沸水堆，以生產電能為目的，是世界上建造數量最多的動力 堆型。輕水堆必須採用適當濃縮的袖作燃料，...
8.1核燃料的危害與安全 8.1.1核燃料的化學毒性及防護 8.1.2核燃料的輻射危害與防護 8.1.3裂變核燃料的臨界安全 8.1.4火災預防 8.2核安全監管 8.2.1核安全監管組織機構 8.2.2我國核與輻射安全法規狀態 8.2.3核安全監管主要內容 8.2.4核燃料循環設施的分類和基本安全要求 8.3核燃料應急與放射性...
介紹核 燃料的生產、注反應堆中使用和回收利用的全過程的有夭知 識二是從事核科學技術教學、研究與管理人員必須’拿握的內 容。它包括:(1)核燃料循環il首端過程即核資fi開發和燃料 加l一;t(2)核燃料在反應堆中的使用及反應堆的堆yu與發展; (3)核燃料循環的後端即乏燃料後處理及廢物處置等.
核燃料循環經濟學 核燃料循環經濟學是專門研究核燃料桅環中各個環節的經濟問題，以得到能和常規能源 竟爭的條件。對鈾礦石和提煉的成本，燃料濃縮度和燃料兀 件的製造成本，燃料循環時i即燃耗程度、乏燃科兒件和轉 換及r技的易裂變材料的處理成本，放射性廢物的處置成木 等均要加以研究，以給出址佳組合條件.
閉合核燃料循環1o5ed nurlear fuel ryclc與一次通過燃 料循環不同，對乏燃料元件進行後處理，以網收未用完的易裂 變材料235 Li和2i9P，可轉換材料21#,和'-''-Th及新生成的易 裂變材料239和233經過純化，重新使用.形成閉合循 環。這對節約投資和充分利用針、鈾資源都卜分有意義。 如再對...
核燃料循環體是由鈾礦勘探、開採、精製和化學轉化、鈾富集和燃料組件製造組成的前段，燃料組件使用，以及由乏燃料組件儲存、運輸、後處理和復用回收的易裂變核素、放射性廢物處理和處置組成的後段三階段組成的全過程。核燃料循環體以反應堆為中心，劃分為堆前部分（前段）和堆後部分（後段）。核反應堆是核電站的心臟...
燃料循環指的是核燃料從鈾礦地質勘探開始，經歷的一系列工藝過程。 核燃料循環的存在由裂變能源的特點決定。核燃料不能一次耗盡，必須定期從堆內卸出，經後處理、再富集和再製造，構成一個循環過程。形式分類 核燃料循環有3種主要形式：①一次通過。使用過的燃料元件不進行後處理，而直接作為廢物加以處置。在反應堆...
核燃料循環中核材料取樣通則 《核燃料循環中核材料取樣通則》是1996年8月1日實施的一項行業標準。備案信息 備案號：0033-1996
核燃料循環系統所產生的廢物，包括鈾或釷的採礦、水冶、精製、富集、燃料元件製造、反應堆運行、乏燃料後處理、有關設施退役和有關研究開發活動所產生的放射性廢物。waste from nuclear fuel cycle 由於核燃料循環系統涵蓋的範圍很大，不同環節產生的廢物的特性有很大的差別。例如從廢物體積來說，鈾礦冶廢物約占核燃料...
閉式燃料循環指鈾鈽的再循環，或在熱堆或在快堆中再循環以期獲得燃料的有效利用。核能系統的核燃料循環指從鈾礦開採到核廢物最終處置的一系列工業生產過程，它以反應堆為界分為前、後兩段。核燃料在反應堆中使用之前的工業過程，稱為核燃料循環前段，它包括鈾礦勘查開採、礦石加工冶煉、鈾濃縮和燃料組件加工製造；核...
主要內容包括國內外新核燃料循環體系的概況，鈾礦的勘探、開採和分離提取，並闡述了鈾濃縮（同位素分離）的基本原理和主要技術；核燃料元件的基本結構和設計，輕水反應堆、快中子堆、高溫氣冷堆的燃料製造加工工藝、安全管理以及發展趨勢；乏燃料的輸送方法及安全對策、濕法儲存方式及乾法儲存方式的主要設施設備以及各國乏...
“核燃料循環技術與裝備協同創新中心”以南華大學為牽頭單位，中國原子能科學研究院、中國核動力研究設計院、山河智慧型裝備股份有限公司等3家單位為協同單位，中核四O四有限公司、核工業北京化工冶金研究院、核工業西南物理研究院、中核四川環保工程有限責任公司、中核建中核燃料元件有限公司、新疆中核天山鈾業有限公司、中核...
利用反應堆系統本身的特性，在商用核燃料循環中通過處理的材料，對於核擴散具有更高的防止性，保證難以用於核武器或被盜竊；為了評價核能的核不擴散性，DOE針對第四代核電站正在開發定量評價防止核擴散的方法。華能山東石島灣核電廠高溫氣冷堆核電站示範工程已於2008年開始建設，工程將於2013年11月投產發電。這是中國第...
第6章 核燃料循環 1 核燃料循環的基本類型 1.1 鈾一鈽燃料循環 1.2 鈾一釷燃料循環 2 核燃料循環的組成 2.1 鈾礦地質勘探 2.2 鈾礦的開採 2.3 鈾的冶煉 2.4 鈾同位素分離 2.5 核燃料組件的製作 2.6 堆芯輻照 2.7 核燃料的後處理 2.8 乏燃料運輸 2.9 乏燃料儲存 2.10 放射性廢物的處理和...
1. 壓水堆核電站主迴路系統 壓水堆核電站的一迴路系統與二迴路系統完全隔開，它是一個密閉的循環系統。該核電站的原理流程為：主泵將高壓冷卻劑送入反應堆，一般冷卻劑保持在120～160個大氣壓。在高壓情況下，冷卻劑的溫度即使300℃多也不會汽化。冷卻劑把核燃料放出的熱能帶出反應堆，並進入蒸汽發生器，通過...
在核燃料循環方面，已建立了較為完整的供應保障體系，為核電站安全穩定運行提供了可靠的保障，可以滿足已投運核電站的燃料需求。在核能技術研發方面，實驗快中子增殖堆和高溫氣冷實驗堆等多項關鍵技術取得了可喜進展。在核安全法規及核應急體系建設方面，結合國核心電的實際情況，我國已經初步建立了與國際接軌的核安全法規...
核設施，是指：（一）核電廠、核熱電廠、核供汽供熱廠等核動力廠及裝置；（二）核動力廠以外的研究堆、實驗堆、臨界裝置等其他反應堆；（三）核燃料生產、加工、貯存和後處理設施等核燃料循環設施；（四）放射性廢物的處理、貯存、處置設施。核材料，是指：（一）鈾-235材料及其製品；（二）鈾-233材料及其製品...
例如為了檢查輔助給水泵額定流量、揚程等運行參數，則必須在主給水泵不工作時進行。該類試驗周期為一個燃料循環。還要模仿在一根主給水管線破裂的情況下輔助給水系統的供水能力，試驗周期為三個燃料循環。此外，還要在每次換料大修時做主給水泵跳閘信號或電動主給水泵母線電壓低信號觸發下電動輔助給水泵的自起動試驗和輔助...