特定安全導則2024目導 背景(1.1- 目的(1.7- 范圍(1.9- 結構(1.15- 研發設施的通用安全考 概述(2.1- 研發設施的許可證發放(2.3- 管理系統(2.16- 場址評價(3.1- 設 概述(4.1- 安全功能(4.11- 假想始發事件(4.49- 儀器儀表和控制(4.100- 人因的考慮(4.108- 安全分析(4.112- 應急準備和響應(4.126- 放射性廢物管理(4.129- 其他設計注意事項(4.133- 工程建造(5.1- 調試(6.1- 運 研發機構的特征(7.1- 人員的資格和培訓(7.5- 設施運行(7.10- 維護和定期試驗(7.21- 改造的控制(7.27- 臨界安全(7.33- 輻射防護(7.37- 工業和化學安全(7.56- 放射性廢物管理(7.60- 應急準備和響應(7.68- 退役準備(8.1- 準備步驟(8.5- 退役過程(8.7- 參考文 附錄 附錄 附錄III安全重要結構、系統和部件及安全功 附錄IV運行限值和條 背景全》[1]補充，包括附錄V中專門涉及研發設施的部分。它涉及研發設施從I和附件II1：對特定物質的化學、物理、機械和輻射特性進行小比例物理化學過程來研究不同類型具危害性的燃料或材料。在研究新型或新穎目的范圍和研發設施。NS-R-5（Rev.1）[1]附錄V規定了對研發設施特定要求。原子能機構《安全標準叢書》第GSRPart2號[2]關于滿足安全領導3.1號《設施和活動管理系統的適用》[3]和原子能機構《安全標準叢書》第GS-G-3.5號《核裝置管理系統》[4]。法律和政府框架以及監管監督的安全與類型2研發設施相關的安全導則也可在原子能機構相應類型核燃準叢書》第GSRPart3號《國際輻射防護和輻射源安全基本安全標準》[7GSRPart3[7]GSG-7GSRPart4（Rev.1）號《設施和活動安全評定》[9]1，以及結構23部分描述了在設施45678部分提供了在研發設施退役時滿足安III提供了本“安全導則”所涵蓋的兩類研發設施的典型加工路線；附錄III提供了按加工區域分類，舉例說明研發設施中安全重要結構、系統和部件；附錄IV提供了研發設施的運行限值和條件概述在研發設施中，易裂變材料和其他放射性物質可以以不同的形態存（內必須考慮研發設施所用物質的化學毒性（例如，如果六氟化鈾排放出研發設施的安全分析還應論述這些化學品及其可能混合（例如廢物或研發設施的許可證發放行和假想事故所產生劑量的評定GSRPart4（Rev.1）[9]23定應為具有安全重要性的所有運行活動和響應預計運行事件和事故的活動制訂的程序，詳細確定參與設施或活動的成員需要具備的能1燃料循環設施的許可證文件（或安全論證文件）是支持設施或活動安全的論據和證據的集根據GSRPart3[7]3.9e)段，營運組織必須進行環境影響評定，變更的程序，……對變更的評定和評審的程度必須與其安全重要性相NS-R-5（Rev.1）[1]4.26“營運組織必須根據國家監管要求定期開展安全評審，以確認許可證管理系統這些管理程序和組織規定也應反映GSRPart2[2]設施的領導應鼓勵和加強組織各級的學習和質疑態度，以及堅持保原子能機構《安全標準叢書》第NS-R-3（Rev.1）號《核裝置場址評[13]規定了包括核燃料循環設施在內的大多數陸基核設施場址的評價要這些標準的安全重要性統籌考慮，并與監管機構協商一致。在大多數情況極端天氣條件和洪水SSG-SSG-9號《核裝置場址評價中地震危害》[15]，原子能機構《安全標SSG-21號《核裝置場址評價中火山危害》[16]，和原子能機構基礎設施（例如場外應急響應的設計條款或其他應急條款，以滿足GSRPart7[11]GS-G-概述最為重要，因為主要通過設計和適當的運行程序消除風險（NS-R-5（Rev.1）[1]467部分研發設施的主要安全功能主要的安全功能（見NS-R-5（Rev.1）[1]6.37－6.53段和第V.10段）是指，失去這些功能可能導致臨界、放射性或化學排放或照射，專用工程設計要求6.43－6.51段和第V.4－V.66.37－6.396.52段和第V.7段指出對放射性物質的密封要求；6.40－6.42段和第Ｖ.8設計基準事故與安全分析2與預計運行事件和設計基準事故（或等效安全重要結構、系統和部件安全分析所確定的設計措施旨在防止出現安全裕度降低的任何異常[1]6.66.8－6.12III列出了具有代表性的安全功能及其安全功能預防臨界研發設施應通過嚴格遵守NS-R-5（Rev.1）[1]6.456.49段2研發設施應符合NS-R-5（Rev.1）[1]附錄I、附IIIIIIV的要求，其中規定了適用于特定示范型設施的要[1]附錄II的要求2NS-R-5（Rev.1）[1]6.4－6.9V.1III-103應以臨界質量最小的典型材料為基油和類似的含氫物質是研發設施中常見的慢化劑，或可能在事故工況下存在的（NS-R-5（Rev.1）[1]5.6段化劑與易裂變材料不均勻分布的可能性（例如，芯塊制造過程中使用3質量裕度為：安全限值（在運行限值和條件下允許的最大數量）與次臨界限值（有效中子keff<1keff<0.95）之間的差值。反射：應保留不同假設中最保守的裕度，例如：(i假設處理單元周圍(ii)考慮實際中子反射效應，例如在處理單元內或周NSR-5（Rev.1）[1]I－IV中確定的相關運行工況核實其有效性。研用于進行分析的任何方法都應使用保守的數據和假設，并且應對應用程序進行充分的核實和驗證。相關詳細指導請參見SSG-27[10]。keff值的影響SSG-27[10]4.20－4.25段。保護公眾免受輻射照射和保護環境輻射照射的防護取決于對輻射源的量級、照射時間以及受照者與輻試驗和視察。NS-R-5（Rev.1）[1]6.19段規定了安全重要物項的設計要))室；(c)二回路（如通風管道）應最小化，必要時拆除或簡化二回路。應該是正當的，因為即使少量的α活化物質也會造成嚴重的污染危害。以便探測所發生的異常工況并疏散工作人員。必須明確識別和標記工作人靜態包容系統應至少由放射性物質和環境之間的兩個獨立的靜生意外泄漏或成為排放源。包容或密封的物項應按其歷史記錄所示的受污設計中應考慮提供能夠確定這類物項內放射性水平的設備。廢物容器和其研發設施中的衰變熱控制通常應依賴于限制熱室和手套箱等場所的回流。排放空氣應經過濾（4.35段。通風系統應包括串聯過濾器，以便在正常運行期間過濾空氣，保護工作人以確保和控制此屏障的有效性。此設計規范應包括以下方面的規范書：焊手套箱等設備4.44－4.46段。任何輻射屏蔽的設計都應符合與職業照射相關的安全目標（見NS-R-5（Rev.1）[1]6V.1段其依據是關于材料移動、占用時間風部件，以將放射性物質的所有環境流出物項減少到可接受的水平。44設施周圍環境進行檢測。NS-R-5（Rev.1）[1]附錄第I.9II.14段、第假想始發事件NS-R-5（Rev.1）[1]附錄I列出了可適用于研發設施的若干假想始發4.108－4.111段。設計的系統應該在事件發生期間和之后繼續連內部危害火災的風險后果應按情況用發生頻率或概率的估計加以評定。分析還應評模的結果可提供有價值的信息，以此作出決策依據，或識別可能存在的隱一旦在某個火警區內出現火警就應得到有效控制，不致蔓延到該區域裝好滅火材料的自動或手動消防裝置應安裝在可能發生火警和火災后5.6段指出：“在臨界安全評定中，必須涉及滅火劑（如水、惰性氣應考慮到核臨界風險仔細評定安裝自動噴水裝置。通風柜、手套箱和關于化學、有毒、易燃易爆物質的若干設計要求見NS-R-5（Rev.15（Rev.1）[1]6.554.61－4.63段相關水淹的建議也適用泵、閥門和管道等設備和部件的泄漏可導致放射性物質、易裂變材天然氣、丙烷）或液體的泄漏可導致爆炸和/或火災。如存在此類流體，則手套箱中的壓力過大，可能導致氣溶膠污染物和/或危害物質濃度增GSRPart4（Rev.1）[9]10規定評定結構、系統和部件（包括起（見NS-R-5（Rev.1）[1]4.42段和附件I設計成能承受重物墜落。吊裝裝置的設計應有高的置信度杜絕發生重物墜一些化學過程可能受到輻射分解的影響產生次生危害。放射性物質外部危害如NS-R-5（Rev.1）[1]6.21和震級都會有所增加，目的是獲得在設計研發設施時使用的設計地震反應譜（即頻率和地面加速度之間的關系外部火災和爆炸的危害可能來自研發設施附近的各種危害源，如石通用方法是對極端天氣條件使用確定性設計基準值，并評定這種事設計規定將根據危害的類別及其對研發設施安全的影響而有所不強風能夠將汽車或電線桿等物體抬起和推動。在研發設施的設計階段應考慮到此類飛射物撞擊的可能性，同時考慮到它們的初始撞擊以及與混凝土墻碰撞和從混凝土墻剝落或其他動量傳遞機制可能產生的次級碎止產生不可接受的影響，如冷卻回路凍結或對通風和冷卻系統產生不利影如果風險低到可以接受程度則無需進一步評價。NS-G-3.1[17]第5部分和NS-R-5（Rev.1）[1]5.52部分提出了相應的為了評價撞擊的后果或設計是否足以抵御飛機撞擊，只應考慮可信儀器儀表和控制儀器儀表同等事故；(4)5。所獲得的相關設施和實驗狀況的信5設計擴展工況是假想事故工況，不作為設計基準事故考慮，但在設施設計過程中按照最佳控制系統控制室位置控制收集相關信息并加以監控。此類控制應設置在研發設施中的某些和外部可能對運行人員和控制室的運行構成直接威脅的事件。在控制室的正常運行的安全相關儀器儀表和控制系統正常運行與安全相關的儀器儀表和控制系統應與實驗儀器儀表分NS-R-5（Rev.1）[1第9.60段和II.25段要求，配備滿足負壓和消防要求的儀器儀表和控制裝的劑量儀監控和控制職業輻射劑量，特別是在配有使用X射線和密封設備來控制γ和中子全身照射；運行事故的安全相關儀器儀表和控制系統設計基準事故用的與安全相關的儀器儀表和控制系統人因的考慮6.156.16段提出了與人因相關的要求。為需要可靠和快速保護的事故序列提供故障安全設備和自動控制系安全分析運行狀態安全分析（Rev.1[1]2.2段（即保見參考文獻[22]附件I。事故工況下的安全分析定包括最嚴重后果的包絡情況（見NS-R-5（Rev.1）[1]2.62.10－2.124.24段能流出物的遷移或能量傳導，見NS-R-5（Rev.1）[1]5部分。應急準備和響應根據GSRPart7[11]、GS-G-2.1[12]和NS-R-5（Rev.1）[1]9.62段，為充12設施內所有實驗2的研發設施，原子能機構安全導則中界定了與相應類型和原子能機構《安全標準叢書》第SSG-42號《核燃料后處理設施的安全》放射性廢物管理概述NS-R-5（Rev.1）[1]6.31－6.34段確定了對研發設施產生的放射性性廢物處置前管理》[25]規定了放射性廢物處置前管理的通用要求，《安全[26]提供了進一步的指導。參考文獻[27、28]提供了關于放射性廢物防護最優化的進一步信息。關于核燃料循環實驗室放射性廢物處置前管理的特定指導見原子能機構《安全標準叢書》第SSG-45號《醫學、工業、農業、研究和教育中使用放射性物質所產生的放射性廢物處置前管理》[29]，而可能SSG-40SSG-41號《核燃料循環設施的放射性廢物的處置前管理》[31]。原子能機構的安全標準要求在實際可行的情況下盡量減少放射性廢物的產生。設廢物的產生：GSRPart5[25]8規定了放射性廢物的產生和控制的一種良好實踐。SSG-27[10]提供了關于處理含有易裂變材料廢物的指導，也包括關于質量控制的指導。如NS-R-5（Rev.1）[1]第V.15段所化學調質和去污（即減少廢物體積、清除廢物放射性核素和改變廢物成分）和處置（即廢物固化和包裝然后再長期貯存、處理和處置的優選技術和程序按照既定或預期接收要求提供廢物形式和或廢氣和廢液排放的管理其他設計注意事項手套箱和熱室濾真空吸塵器輻射防護屏蔽新燃料貯存設計根據臨界安全分析的結論，新燃料的貯存設施應設計包括燃料的固維護設計去污和拆除能有一個停工待檢點（H點在這個停工待檢點上，在下一階段工作開始在建造基礎研究和分析研究（1）等復雜的設施時，應使用模冷調試施分為設備單獨物項試驗和系統整體試驗方式有系統地進行（NS-R暖調試根據GSRPart7[11]，研發設施的應急安排應在下一個調試階段之前括：(1)檢查氣溶膠放射性物質；(2)(3)檢查氣體排放熱調試研發設施運行許可證一般是在第三階段開始之前發給營運組織。在與調試計劃協調一致的基礎上，監管機構應將停工待檢點（H點）和或見SSG-12號《核裝置許可證審批過程》[33]。在這一階段，熱試將在持證改變安全設施或工作細則（67部分標準叢書》第SF-1號《基本安全原則》[34]4、56。研發機構的特征“營運組織必須對設施運行期間的安全承擔總體責任。營運組織必須NS-R-5（Rev.1）[1]9.49.5段詳細說明了運行、維護和控制改造III所述，在研發設施中開展的某些運行活動更適合人員的資格和培訓NS-R-5（Rev.1）[1]4.104.248.4事件教訓（包括此類設施和其他設施設施運行6和64.126－4.1287.24－7.26段。維護和定期試驗在對研發設施進行維護時，應特別考慮到表面污染或氣溶膠放射性改造的控制9.35段規定在研發設施中實施改造控制程序。NS-R-5（Rev.1）[1]3.10段確定的監管機構正式授權，應特別需要臨界安全界危害的程序（NS-R-5（Rev.1）[1]9.499.50段疏散練習和/或演習（7.68－7.71段關于應急準備第V.14段輻射防護NS-R-5（Rev.1）[1]9.369.37工作人員的輻射防護應成為正在運行的研發設施決策過程的一部物項貯存和廢物分類。任何污染程度高或輻射程度高的區域都應加以記錄內部輻照控制評定內部照射的方法可以基于收集空氣取樣數據。在正常工況和事GSRPart3[7]3.94段）和密封空間進入的工業安全要求，此類操作需要外部照射控制工業和化學安全應根據國家法規制定健康監視計劃，例行監控研發設建造作人員的健康狀況，見GSRPart3[7]3.76(f)3.1083.109段。作為健康監視計劃的一部分，應視需要考慮所使用和生產的化學品和材料的放射針對化學品危害的指導。這些指導可包括眼睛保護、反應危害和毒性等專放射性廢物管理廢液管理相關的要求。GSRPart5[25]規定了放射性廢物處置前管理的通用G-3.3號《放射性廢物處理、操作和貯存管理系統》[35]提供了可能與示范為空氣去污系統制定的性能標準應明確規定更換過濾器或洗滌器介在轉移到污染區之前，可通過去除去物項中不必要的包裝來減少固31]。此類加工應根據分離后廢物的特性進行選擇。根據國家法規，在合理可行的范圍內處理過程中產生的廢物應盡可能回收或再利用，可能時或從監管控制中解控。應采用減少和/或盡量減少廢物產生的清潔方法，例如，平。GSRPart3[7]附表I列出了適用于許多研發設施的解控標準。應急準備和響應7.69－7.71段就GSRPart7[11]、GS-G-2.1[12]和原子能機構《安及NS-R-5（Rev.1）[1]9.62－9.675.175.18段適用于研發4.126－4.128段規定的應急安排應考慮研發并在計劃和評定的基礎上進行，以確保退役運行期間和之后工作人員和公GSRPart6號1設施內的任α液體設備中，α表面污染可能需要用不同于運行期間使用的化學準備步驟退役過程關的指導可見原子能機構《安全標準叢書》第SSG-47號《核電廠、研究堆退役而部署的人員有適當的經驗和資格從事這類工作。它們應該清楚地了解這些工作的控制制度，以便保持可接受的環境條件并應用適用的健康和通過使用適當的技術和程序避免污染擴散。特別是應盡量減少用于去程度，應符合監管機構根據GSRPart6[37]和GSRPart3[7]附表I制定的標產品評 驗和分處理/