EJ-T851-94核电厂技术规格书准则
《核电厂安全级电力系统准则》有关定期试验的说明和
GB 5204-94发布时间:1995-5-1本标准是对GB／T13629《核电厂安全系统准则》和GB12788《核电厂安全级电力系统准则》有关定期试验的说明和补充。
1主题内容与适用范围本标准规定了核电厂安全系统实施定期试验与监测的设计准则与试验要求。
本标准适用于核电厂安全系统的定期试验与监测的设计。
本标准不适用于维修。
2引用标准GB9232数字计算机在核反应堆仪表和控制中的应用GB12788核电厂安全级电力系统准则GB／T13629核电厂安全系统准则HAF0405核电厂调试和运行期间的质量保证3术语3．1安全系统safetysystem与安全有重要关系的系统，用于在任何工况下保证反应堆安全停堆、从堆芯排出热量或限制预计运行事件和事故工况后果。
安全系统包括保护系统、安全驱动系统和安全系统辅助设施。
3．2安全功能Safety function安全系统的或其他对安全重要的物项的规定用途，例如停堆或余热导出。
每一个假定始发事件都可能需要完成一个或多个安全功能。
3．3安全组safety group某一具体假定始发事件发生时，完成所要求动作的全部设备，以保证不会超过设计基准对该事件的规定限值。
3．4定期试验periodic test为探测故障和检查可运行性，按计划的间隔时间所进行的试验。
3．5交迭试验overlap test为了检查整个通道、序列或负载组的功能，在通道、序列或负载组的不同部分或子系统上分段进行试验，不同部分或子系统的试验要覆盖毗连的部件。
3．6负载组load group在一个序列之内，由一个公用电源馈电的母线、变压器、配电装置和负载的组合体。
3．7功能试验function test确定部件或系统执行预期功能的试验。
3．8监测monitoring用来连续指示系统(或子系统)的状态或条件的手段。
3．9试验持续时间test duration从试验开始到试验结束所经历的时间间隔。
3．10试验间隔时间test intervaI在同一个设备或系统上进行同种试验时，两次试验开始时刻之间所经历的时间。
核电厂放射性液态流出物排放的主要技术要求
控制位置
系统排放口 总排放口下游1km处
2 主要技术要求
系统排放口排放浓度限值
除H-3、C-14外其它放射性核素，100Bq/L
总排放口下游1km处浓度限值
总β，1Bq/L；H-3，100Bq/L 对比：法国，总β，；H-3，74Bq/L
国内、外核电厂放射性液态流出物排放管理的实践经验反馈，特别是 放射性液态流出物排放优化管理理念的新发展，均需要在针对核电厂放 射性液态流出物排放技术要求的专项技术标准中予以反映
1 引言
GB14587修订目标
与近年来颁布的法规和标准特别是《中华人民共和国 放射性污染防治法》（2003年）和《电离辐射防护与 辐射源安全基本标准》（GB18871-2002）的具体要 求相协调。
2 主要技术要求
废物最小化原则
在具体执行中，应首先在电厂设计和运行中减少放射 性废液的产生量（包括废液的体积量和放射性总量）； 在废液处理系统和流出物排放系统的设计和运行中， 结合废液处理中产生的固体废物量对液态流出物排放 的放射性总量和浓度进行优化分析[1]，在满足放射性 液态流出物年排放总量和排放浓度限值的前提下，提 出合理的放射性液态流出物排放总量和浓度控制值以 及排放管理目标值。
1 引言
GB14587修订背景
核电形势发展的需要 GB14587-1993的不足
由于当时我国核电发展的条件限制，主要技术条款均针对滨海核电厂 制定，在应用于内陆核电厂时，存在较大的技术争议 法规标准的变化
放污法和GB18871等新法规和新标准的陆续发布，对我国核电厂放射 性液态流出物的排放提出了许多新的要求，这些新的要求在原国家标准 中没有得到充分的体现 国内外经验
核电厂技术规格书
一、核电厂为什么需要技术规格书？
为了保证核电厂的运行安全，采取了许 多的安全措施，如核电厂设置了大量的安 全系统，并且通过事故分析来表明安全系 统能够在预计运行事件和设计基准事故工 况下有合适的功能，从而将后果限制在验 收准则的范围内。
但是问题在于，虽然设置了大量的安 全系统，但是如果不能保证这些安全系 统处于可运行状态，或者核电厂重要的 初始参数没有处在事故分析的假设范围 之内，则瞬态或事故的后果可能超出可 接受的范围。技术规格书的作用就是对 核电厂正常运行或预计运行事件下的重 要初始参数和安全系统的配置进行管理， 使其处于正确的
·说明· 进入模式4仅要求一条辅助给水管路其中一 台电动泵是可运行的。
适用范围：
模式1、2和3。 模式4，当依靠蒸汽发生器排出热量时。
措施
状态
需采取的措施
A.一台透平驱动的辅助 A.1恢复蒸汽供应至可运行
给水泵的供汽回路不 的状态。
可运行。
B.处于模式1、2或3[ B.1恢复辅助给水管路至可 对于非状态A的原因] 运行的状态 一条辅助给水管路不 可运行
完成时间
7天 与 从故障发现10天 内满足运行限制 条件
72小时 与 从故障发现10天 内满足运行限制 条件
C.对于状态A[或B]不 满足需采取的措施及 相关的完成时间。 或 处于模式2或3辅助时 给水管路两条不可运 行。
D.处于模式1、2或3[3] 条辅助给水管路不 可运行
C.1进入模式3。 与 C.2进入模式4。
对于其他类型的核电厂，必须根据其 设计特点来确定运行模式的划分，而不 能简单地模仿压水堆核电厂。
四、安全限值
在西屋公司的技术规格书中，确定了两 种安全限值，分别用来保护堆芯燃料的完 整性和反应堆冷却剂系统的完整性。
工程建设行业标准：核工业工程
◎〖EJ/T 170—76〗密封防护门◎〖EJ/T 171—76〗铸铁防护门◎〖EJ 269—84〗α、γ和射线外照射个人剂量监测规定◎〖EJ 270—84〗核电站辐射防护规定◎〖EJ 275—85〗铀矿地质生产安全规程◎〖EJ/T311-94〗压水堆核电厂工程设计用文字代号和图形符号◎〖EJ 312—88〗压水堆核电厂运行及事故工况分类◎〖EJ313-88〗压水堆核电厂系统部件安全等级的划分◎〖EJ/T 314—88〗压水堆核电厂事故分析安全评据◎〖EJ/T 315—88〗压水堆核电厂与环境有关的事故分析方法◎〖EJ 316—88〗压水堆核电厂厂内辐射分区设计准则◎〖EJ 317—88〗压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则◎〖EJ/T 318—92〗压水堆核电厂反应堆设计准则◎〖EJ/T 319—92〗压水堆核电厂反应堆热工——水力设计准则◎〖EJ/T 320—98〗压水堆核电厂反应堆总体设计准则◎〖EJ/T 321—98〗压水堆核电厂堆内构件设计准则◎〖EJ/T 322—94〗压水堆核电厂反应堆压力容器设计准则◎〖EJ/T 323—98〗压水堆核电厂燃料组件设计准则◎〖EJ/T 324—88〗压水堆核电厂燃料相关组件设计准则◎〖EJ/T 325—88〗压水堆核电厂反应堆冷却剂系统设计准则◎〖EJ/T 327—88〗压水堆核电厂安全壳喷淋系统设计准则◎〖EJ/T 328—88〗压水堆核电厂余热排出系统设计准则◎〖EJ/T 330—98〗压水堆核电厂控制室撤离设计准则◎〖EJ/T 331—92〗失水事故后流体系统的安全壳隔离装置◎〖EJ/T 332—88〗压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则◎〖EJ/T 333—88〗压水堆核电厂控制棒驱动机构设计准则◎〖EJ/T 335—98〗压水堆核电厂假想管道破损事故防护设计准则◎〖EJ/T 336—88〗压水堆核电厂核供汽系统布置准则◎〖EJ/T 337—88〗压水堆核电厂核供汽系统电加热保温设计准则◎〖EJ/T 338—88〗压水堆核电厂核供汽系统疏水和放气设计准则◎〖EJ/T 339—88〗压水堆核电厂安全阀和卸压阀管系统设计准则◎〖EJ/T 340—88〗压水堆核电厂核供汽系统与汽轮机厂房接口设计准则◎〖EJ/T 341—98〗压水堆核电厂核蒸汽系统补给水要求◎〖EJ/T 342—88〗压水堆核电厂核供汽系统供氮、供氢、供氧的要求◎〖EJ/T 343—88〗压水堆核电厂与安全有关的冷却水系统设计准则◎〖EJ/T 344—88〗压水堆核电厂电缆敷设和隔离准则◎〖EJ/T 345—88〗压水堆核电厂水化学技术条件◎〖EJ/T 346—88〗粒子加速器工程设施辐射防护设计规范◎〖EJ 348—88〗铀矿冶辐射防护设计规定◎〖EJ 355—88〗x、γ外照射个人剂量监测质量保证规定◎〖EJ 359—89〗铀矿井排氡通风技术规范◎〖EJ 380—89〗开放型放射物质实验室辐射防护设计规范◎〖EJ/T 386—99〗三十万千瓦压水堆核电厂安全有关的通风管道支架设计规定◎〖EJ/T 399—89〗三十万千瓦压水堆核电厂工艺系统辅助设备安装技术条件◎〖EJ/T 420—89〗三十万千瓦压水堆核电厂安全重要土建结构抗龙卷风设计规定◎〖EJ/T 450—89〗三十万千瓦压水堆核电厂设备及材料现场贮存管理规定◎〖EJ/T480—89〗三十万千瓦压水堆核电厂一回路系统施工设计规定◎〖EJ/T 508—90〗三十万千瓦压水堆核电厂防护涂层规范◎〖EJ/T 514—90〗研究性反应堆建筑物采暖、通风与空气净化系统设计规范◎〖EJ/T 534—91〗核电厂安全级电路电缆系统的设计和安装◎〖EJ/T 551—91〗铀矿资源评价规范◎〖EJ/T 552—91〗铀矿山水文地质、工程地质规程◎〖EJ/T 559—91〗核供热站设计安全原则和基本要求◎〖EJ/T 561—91〗压水堆停堆冷却准则◎〖EJ/T 570—91〗压水堆安全重要流体系统单一故障准则◎〖EJ/T 571—91〗核电厂保卫系统电气设备准则◎〖EJ/T 572—91〗核电厂安全系统设备设计鉴定◎〖EJ/T 574—91〗核电厂安全级控制仪表盘（屏）和机架的设计与鉴定◎〖EJ/T 588—91〗核燃料后处理厂退役辐射防护规定◎〖EJ/T 590—91〗核电厂安全级电路电缆通道系统设计安装和鉴定准则◎〖EJ/T 603—91〗试验堆安全系统准则◎〖EJ/T 626—92〗核电厂电气、仪表和控制设备的安装、检查和试验要求◎〖EJ/T 635—92〗压水堆核电厂硼回收系统设计准则◎〖EJ/T 637—92〗核电厂安全有关通信系统◎〖EJ/T 649—92〗核电厂电缆系统设计及安装准则◎〖EJ/T 650—92〗核电厂大型铅酸电池设计和安装准则◎〖EJ/T 669—92〗压水堆核电厂化学和容积控制系统设计准则◎〖EJ/T 759.1—2000〗核电厂控制器和屏幕显示的应用第一部分控制器◎〖EJ/T 759.2—2000〗核电厂控制器和屏幕显示的应用第二部分屏幕的应用◎〖EJ/T 760—93〗核电厂安全重要的仪表和控制系统的供电要求◎〖EJ/T 762—93〗脉冲堆核测量系统设计准则◎〖EJ/T 763—93〗轻水试验研究反应堆水质技术条件◎〖EJ/T 764—93〗重水研究堆水质技术条件◎〖EJ/T 780—93〗脉冲堆控制棒驱动机构设计准则◎〖EJ/T 789—93〗核设施辐射屏蔽设计一般原则◎〖EJ/T 794—93〗铀水冶厂尾矿库安全设计规定◎〖EJ/T 808—94〗铀燃料元件厂设计准则◎〖EJ/T 809—94〗铀燃料元件厂抗震设计分级◎〖EJ/T 816—94〗压水堆核电厂应急堆芯冷却地坑设计准则◎〖EJ/T 833—94〗铀矿冶建设岩土工程勘察规范◎〖EJ/T 834—94〗压水堆核电厂辅助给水系统设计准则◎〖EJ 877—94〗核燃料后处理厂安全设计准则◎〖EJ 878—94〗乏燃料离堆贮存水池安全设计准则。
中广核集团有限公司技术标准草案
核电厂水化学处理系统调试导则编制说明（征求意见稿）2012年4月8日一.任务来源及计划要求；1、任务来源。
本标准是根据《国家能源局关于核电标准制修订计划的通知》（国能科技[2011]48号）的安排编制。
能源局常规岛标准体系表总编号135，计划号“能源2011H084”。
由中广核工程有限公司、中广核设计有限公司、国核工程有限公司、西安热工研究院、苏州热工研究院5家单位负责承担《核电厂水化学处理系统调试导则》标准的编写任务，主编单位为中广核工程有限公司。
2、计划要求。
根据课题任务书相关要求，本标准各阶段草案的完成时间安排如下：2011年11月30日，完成初稿；2011年12月30日，完成征求意见稿及编制说明；2012年5月30日，完成送审稿及编制说明；2012年11月30日，完成报批稿及编制说明。
二.编制过程1、主要起草人及工作分工：文功谦，负责本标准编写过程组织、审查，标准结构定位，定期召开研讨会议等；邵玉林，负责本标准的资料收集与分析、提炼、电厂实际情况调研、编写通用部分、设备单体调试、循环水加药、制氯部分，以及文字校对等工作；李新民，负责标准中离子除盐部分的编写；刘加合，负责标准中二回路加药、取样部分的编写；滕维忠，负责标准中预处理部分和精处理部分编写。
2、编制原则：本标准的编制按照GB/T1.1-2009 “标准化工作导则第1部分：标准的结构和编写”进行编制；本标准描述了核电厂水化学处理调试内容、试验方法，并针对核电厂水化学处理系统的特点，对系统的单体调试、分系统调试过程做出了基本的技术指南。
本标准编写坚持适用性、准确性和可操作性原则，力求能够指导核电厂水化学处理系统调试试验。
标准条款力求科学、简洁、准确、适用、易于操作，使标准使用者可方便地贯彻执行。
3、编制组内部讨论情况：2011年5月19日在苏州举行了《核电厂水化学处理系统调试导则》编写方案的审查会议，会议讨论了该导则所涉及的内容及相关编写要求，与会各位专家对该导则编写大纲、内容均进行了认真讨论，并对相应的章节进行分工编写达成一致意见：确定了课题组成员（含参编单位）；标准的编制大纲要求及具体章节的编排；明确了主、参编单位的任务分工、编制了推进计划；交流各单位关于核电厂水化学处理系统调试的技术条件要求资料。
核电厂设计安全规定(1991修改)
核电厂设计安全规定(1991修改)文章属性•【制定机关】国家核安全局•【公布日期】1991.07.27•【文号】国家核安全局令第1号•【施行日期】1991.07.27•【效力等级】部门规章•【时效性】现行有效•【主题分类】核能及核工业,电力及电力工业正文核电厂设计安全规定（1991年7月27日国家核安全局令第1号发布1991年修改）本规定是中华人民共和国核电厂安全法规的第二部分本规定自一九九一年七月二十七日起实施本规定由国家核安全局负责解释1引言1.1目的本规定提出了陆上固定式热中子反应堆核电厂的核安全原则，确定了保证核安全所必需的基本要求。
这些要求的适用范围包括安全重要的构筑物、系统和部件以及有关规程和程序。
规定中只强调设计中必须满足的要求，对于如何满足这些要求则不作具体规定。
附录I所列安全导则是对本规定的说明和补充。
本规定适用于核电厂设计、制造、建造、运行和监督管理。
1.2范围本规定阐述了构筑物、系统和部件为满足安全运行以及防止（或减轻）可能危及安全的事件后果所应遵守的设计方法和设计要求。
可能危及安全的事件统称为假设始发事件。
假设始发事件用于确定核电厂物项的设计基准。
它们包含多种可能单独地或相互组合后影响安全的因素。
这些因素有如下几种类型：（1）与核电厂厂址及其环境有关联的因素；（2）由人员行动引起的因素；（3）源自核电厂本身运行的因素。
本规定不考虑下列事件：（1）极不可能发生的事件（对严重事故的考虑见3.5条）；（2）能导致核电厂厂址区域的全面破坏而又不能加以防范的人为事件和自然事件；（3）绝无可能影响核电厂安全的工业事故；本规定不考虑核电厂对环境的非放射性影响。
第5章和第9章的某些要求只适用于水冷堆。
2安全原理2.1安全目标核能与任何一种对于人类和环境具有一定风险的工业活动一样，均须尽力降低风险。
核能的风险与电离辐射（以下简称辐射）有关。
因此核安全的最终安全目标为：建立并保持对辐射危害的有效防御，保护厂区人员、公众和环境。
核工业标准
核行业标准EJ/T 306-1994 核行业标准EJ/T 307-1996 核行业标准EJ 308-1987 核行业标准EJ 312-1988 核行业标准EJ 314-1988 核行业标准EJ/T 316-2001 核行业标准EJ/T 317-1998 核行业标准EJ/T 318-1992 核行业标准EJ/T 319-1992 核行业标准EJ/T 320-1998 核行业标准EJ/T 321-1998 核行业标准EJ/T 322-1994 核行业标准EJ/T 323-1998 核行业标准EJ 324-1988 核行业标准EJ 325-1988 核行业标准EJ 327-1988 核行业标准EJ 328-1988 核行业标准EJ/T 330-1998 核行业标准EJ/T 331-1992 核行业标准EJ 332-1988 核行业标准EJ 333-1988 核行业标准EJ/T 335-1998 核行业标准EJ 336-1988 核行业标准EJ 337-1988 核行业标准EJ 338-1988 核行业标准EJ 339-1988 核行业标准EJ 340-1988 核行业标准EJ/T 341-1998 核行业标准EJ 342-1988 核行业标准EJ 343-1988 核行业标准EJ 344-1988 核行业标准EJ 345-2005 核行业标准EJ 346-1988 核行业标准EJ 348-1988 核行业标准EJ 349.1-1988 核行业标准EJ 349.2-1988 核行业标准EJ/T 349.3-1997 核行业标准EJ/T 349.4-1998 核行业标准EJ/T 350-1994 核行业标准EJ 353-1988 核行业标准EJ/T 354-1994 核行业标准EJ 359-1989 核行业标准EJ 360-1989 核行业标准EJ 362-1989 核行业标准EJ/T 363-1998 核行业标准EJ/T 364-1993 核行业标准EJ 366-1989 核行业标准EJ 369-1989 核行业标准EJ 370-1989 核行业标准EJ 371-1989
EJT855-1994 钚铍中子源
F 51
EJ/T 855—1994
钚铍中子源
1994-07-18 发布 1994-12-01 实施 中国核工业总公司发布
附加说明： 本标准由中国核工业总公司核燃料局提出。 本标准由中国核工业总公司四○四厂负责起草。 本标准主要起草人：刘德良。
1 主题内容与适用范围 本标准规定了钚铍中子源的技术要求、检验方法、检验规则和产品标志、包装、运输等
内容。 本标准适用于钚-238 与金属铍所制成的钚铍中子源。
2 引用标准 GB 4075 密封放射源分级 GB 4076 密封放射源一般规定 GB 11806 放射性物质安全运输规定 EJ/T 804 放射性同位素产品代号