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第一章　范围1

1.1　范围1

1.2　适用1

1.3　策略与意图2

1.4　引用文件3

1.5 ANSI/ANS-8系列标准3

1.6　维护4

第二章　适用文件5

2.1 DOE文件5

2.1.1 DOE 1300.2A5

2.1.2 DOE 1324.2A5

2.1.3 DOE 5000.3B5

2.1.4　DOE 5480.35

2.1.5 DOE 5480.46

2.1.6 DOE 5480.116

2.1.7 DOE 5480.1886

2.1.8　DOE 5480.196

2.1.9　DOE 5480.20A6

2.1.10　DOE 5480.217

2.1.11 DOE 5480.227

2.1.12 DOE 5480.237

2.1.13 DOE 420.17

2.1.14 DOE 5484.17

2.1.15 DOE 5500.2B7

2.1.16 DOE 5500.3A8

2.1.17 DOE 5700.6C8

2.1.18　DOE 6430.1A8

2.1.19　DOE-STD-3007-938

2.1.20 DOE-STD-3013-948

2.1.21 DOE/TIC-1 1603-REV.18

2.2　其他联邦机构的文件9

2.2.1 联邦管理法规（CFR）9

2.2.1.1 10 CFR 709

2.2.1.2 10 CFR 719

2.2.1.3 10 CFR 8309

2.2.2 核管理委员会（NRC）文件9

2.2.2.1 NRC管理导则3.110

2.2.2.2 NRC管理导则3.410

2.2.2.3 NRC管理导则3.3410

2.2.2.4 NRC管理导则3.3510

2.2.2.5 NRC管理导则3.6810

2.2.2.6 NRC管理导则8.1210

2.2.2.7 NUREG/BR-016711

2.2.2.8　NUREG/CR-1278,SAND80-0200,RX,AN11

2.2.2.9 NUREG/CR-4639,EEG-245811

2.3　非政府文件11

2.3.1 美国国家标准学会（ANSI）11

2.3.1.1 ANSI/ANS-8.1-199811

2.3.1.2 ANSI/ANS-8.3-199711

2.3.1.3 ANSI/ANS-8.5-199612

2.3.1.4　ANSI/ANS-8.6-1983,R9512

2.3.1.5 ANSI/ANS-8.7-199812

2.3.1.6 ANSI/ANS-8.9-1987,R9512

2.3.1.7 ANSI/ANS-8.10-1983,R8812

2.3.1.8 ANSI/ANS-8.12-1987,R9312

2.3.1.9 ANSI/ANS-8.15-1981,R9513

2.3.1.10 ANSI/ANS-8.17-1984,R9713

2.3.1.11 ANSI/ANS-8.19-199613

2.3.1.12 ANSI/ANS-8.20-199113

2.3.1.13 ANSI/ANS-8.21-199513

2.3.1.14 ANSI/ANS-8.22-199713

2.3.1.15 ANSI/ANS-8.23-199714

2.3.1.16 ANSI/ANS-10.3-198614

2.3.1.17 ANSI/ANS-10.4-198714

2.3.1.18 ANSI/IEEE-Std-500-198414

2.3.2　有关工业方面的参考文件14

2.3.2.1 ANS-914

2.3.2.2 LA-11627-MS15

2.3.2.3　PNL-SA-4868，第5次修订版15

2.3.2.4　LA-3366（修订版）15

2.3.2.5 NUREG-049215

2.3.2.6 DOE/NCT-0415

2.3.2.7　选定的锕系核素的临界与裂变特性15

2.3.2.8　LA-10860-MS16

2.3.2.9　TID-7016，修订3版，LA-1280816

2.3.2.10　NUREG/CR-6504，第1卷和第2卷（ORNL/TM-13322／第1卷，第2卷）16

2.3.2.11 NEA/NSC/DOC(95)03/1-Ⅶ16

2.3.3 杂志论文和会议文集17

第三章　术语与定义18

第四章　一般说明39

4.1　适用39

4.2 良好实践导则的解释39

4.3　良好实践导则的维护40

4.4　文件体系结构40

4.4.1 课题构成40

4.4.2 内容组织40

第五章　详细指导原则42

5.1　行政管理42

5.1.1 合同主管或行政主管42

5.1.1.1 责任42

5.1.1.2 政策43

5.1.1.3 组织机构43

5.1.1.4 大纲的监管43

5.1.1.5 纠正行动44

5.1.1.6 资源44

5.1.1.7　停止工作的政策44

5.1.2　设施运行经理44

5.1.2.1　核临界事故报警系统管理45

5.1.2.2 程序的制定与维护45

5.1.2.3 人员培训45

5.1.2.4　设计与程序审评45

5.1.2.5　构型控制大纲45

5.1.2.6 自评价46

5.1.2.7　遵章46

5.1.2.8　监查响应的批准46

5.1.2.9 安全文件的编制46

5.1.2.10　偶然事件分析的文件编制46

5.1.2.11　设施的停闭47

5.1.2.12　核临界安全控制措施的保持47

5.1.2.13 火灾安全计划47

5.1.2.14　运行布告47

5.1.2.15　责任的委派47

5.1.2.16 临界事故撤离路线的安排47

5.1.2.17　工艺积累的监测48

5.1.2.18　设施进出及其他核临界安全控制措施48

5.1.3 生产线／生产管理者48

5.1.3.1 职权与职责的接受48

5.1.3.2　标准的执行49

5.1.3.3　运行的批准49

5.1.3.4　人员配备与培训49

5.1.3.5 构型控制49

5.1.3.6 程序49

5.1.3.7　维修49

5.1.3.8 内部监查50

5.1.3.9 应急计划50

5.1.3.10 文件管理50

5.1.3.11 通知50

5.1.3.12 审评请求50

5.1.3.13　职权的委托和责任的分配51

5.1.4 生产线首席监督员51

5.1.4.1 责任51

5.1.4.2 培训51

5.1.4.3 培训保障51

5.1.4.4 程序制定52

5.1.4.5 安全实践52

5.1.4.6 运行审评52

5.1.4.7　运行审批52

5.1.4.8　工艺监测52

5.1.4.9　恢复与偏离评价53

5.1.4.10　标识与布告53

5.1.4.11　进出控制53

5.1.5 裂变材料操作人员53

5.1.5.1 责任53

5.1.5.2　操作程序54

5.1.5.3　操作的停止54

5.1.5.4 请教54

5.1.5.5 培训要求54

5.1.5.6 通知54

5.1.5.7 应急响应54

5.1.6　设施维修组织55

5.1.7 工程和项目组织55

5.1.7.1 责任55

5.1.7.2　设计要求的符合55

5.1.8 临界安全组织55

5.1.8.1 技术指导56

5.1.8.2　质量保证57

5.1.8.3 临界安全组织的人员资格57

5.1.8.4　熟悉程度的保持57

5.1.8.5 咨询58

5.1.8.6 求教58

5.1.8.7　实施内部评价与监查59

5.1.8.8　运行操作审评59

5.1.8.9 程序审评59

5.1.8.10 事件审评59

5.1.8.11 工艺事件树／故障树分析59

5.1.8.12 软件和数据的质量与配置控制60

5.1.8.13　核临界安全评价60

5.1.8.14　核临界安全分析60

5.1.8.15 核临界安全恢复行动60

5.1.8.16 临界事故报警系统与临界事故探测系统传感器、核临界事故剂量计和撤离区边界屏蔽与配置的评价61

5.1.8.17 同行审评61

5.1.8.18　记录的保存62

5.1.8.19　核临界安全程序62

5.1.8.20 设计审评62

5.1.8.21 有效控制措施的选择与批准62

5.1.8.22　停闭支持62

5.1.8.23 事故产额的估计63

5.1.8.24　参加核临界事故报警系统撤离练习63

5.1.8.25 技术培训支持63

5.1.8.26 火灾安全计划的审评63

5.1.8.27　运行经验反馈63

5.1.8.28　对单位核临界安全审评委员会的支持63

5.1.9 单位核临界安全审评委员会64

5.1.9.1 组成64

5.1.9.2 对管理者的指导64

5.1.9.3 事件调查64

5.1.9.4　单位核临界安全审评委员会年度审评64

5.1.9.5　请求的响应66

5.2　人员的选择、资格、培训和配备大纲66

5.2.1 运行操作与支持人员大纲67

5.2.2　单位核临界安全工作人员大纲67

5.2.3 参访者和文秘人员69

5.2.4　监查员资格69

5.2.4.1　符合性监查69

5.2.4.2 质量监查70

5.3　操作、贮存和运输——计划、程序、要求和控制措施70

5.3.1 对运行操作计划和程序的一般要求71

5.3.1.1 启动、运行操作和修改71

5.3.1.2　核临界安全参数的鉴别71

5.3.1.3 单一故障安全保证71

5.3.1.4　程序的简便易行72

5.3.1.5 程序的审评72

5.3.1.6 补充72

5.3.1.7　运行偏离72

5.3.1.8　程序的修改73

5.3.2 加工处理73

5.3.2.1 总平面布置图、流程图与设备布置图73

5.3.2.2　材料组分的程序描述73

5.3.2.3　许用材料量的程序描述73

5.3.2.4 间距要求的程序描述74

5.3.2.5 材料收集与运输的程序性规范74

5.3.2.6 行政管理措施的程序性规范74

5.3.3 裂变材料的接收与检查74

5.3.3.1 核验74

5.3.3.2　材料的放置74

5.3.4　裂变材料的贮存75

5.3.4.1 容器设计75

5.3.4.2 容器准则75

5.3.4.3　容器描述75

5.3.4.4　容器的标识与封闭76

5.3.4.5　容器的通风76

5.3.4.6 钚或233U的包装76

5.3.4.7　钚的贮存监测76

5.3.4.8　设施的设计准则77

5.3.4.9　贮存技术条件77

5.3.4.10　贮存设施的总平面布置与设备布置77

5.3.4.11 关于慢化与反射材料的警告78

5.3.4.12　材料的移出与返回78

5.3.4.13 非必需材料的排除78

5.3.4.14　备用状态检查78

5.3.4.15 布告78

5.3.4.16 指示79

5.3.4.17 应急计划79

5.3.4.18　对贮存要求的违背79

5.3.4.19　运输容器的利用79

5.3.4.20　材料约束79

5.3.4.21 自燃材料80

5.3.4.22　热量的排除80

5.3.5　裂变材料的运输80

5.3.5.1 场内转移80

5.3.5.1.1 场内转移的安全分析80

5.3.5.1.2 操作程序80

5.3.5.2　场外运输81

5.3.6　布告与标识81

5.3.6.1 裂变材料操作、贮存和工作场所等的布告81

5.3.6.1.1 指明存在裂变材料的布告81

5.3.6.1.2　标志82

5.3.6.1.3 贮存布告82

5.3.6.1.4 工艺限值82

5.3.6.1.5 布告的一致性82

5.3.6.1.6　行政管理布告83

5.3.6.1.7　注意或禁止83

5.3.6.1.8　布告与操作员辅助程序的可视性83

5.3.6.2　裂变材料标识要求83

5.3.6.2.1 标识83

5.3.6.2.2 补加标识83

5.3.6.2.3　应包含的信息84

5.3.6.2.4　特殊需要84

5.3.6.2.5　未辐照反应堆燃料或靶件84

5.3.6.2.6 已辐照反应堆燃料或靶件84

5.3.6.3 空容器84

5.4　临界事故报警与临界事故探测系统84

5.4.1 需要临界事故报警系统覆盖的情况85

5.4.2 需要临界事故探测系统覆盖的情况86

5.4.3 不需要临界事故报警系统和临界事故探测系统的情况87

5.4.3.1 有屏蔽的操作87

5.4.3.2 已获得许可或认证的货包87

5.4.3.3 相信不可能发生临界事故的情况88

5.4.4 设计要求88

5.4.4.1　辐射探测特性88

5.4.4.2 报警逻辑88

5.4.4.3 故障警告89

5.4.4.4　报警目的89

5.4.4.5 探测器的抗饱和性能89

5.4.4.6 报警装置的还原89

5.4.4.7 自动报警90

5.4.4.8 响应检验90

5.4.4.9 误报和系统弱点的最少化90

5.4.4.10　备用电源90

5.4.4.11　抗震性能90

5.4.4.12 响应时间91

5.4.4.13　探测准则91

5.4.4.14　灵敏度91

5.4.4.15 间距92

5.4.4.16 信号92

5.4.4.17 可靠性92

5.4.5　检验93

5.4.5.1 初始93

5.4.5.2　维修后93

5.4.5.3 辐射93

5.4.5.4 定期93

5.4.5.5 纠正行动94

5.4.5.6 程序94

5.4.5.7 记录94

5.4.6 配置分析94

5.4.6.1 屏蔽与配置分析94

5.4.6.2 产额估计95

5.4.7　运行的熟悉95

5.4.7.1 对临界事故报警系统报警的响应95

5.4.7.2 应急程序95

5.4.7.3 对信号的熟悉95

5.4.7.4 信号演示96

5.4.7.5 报警信号的定期演示96

5.4.7.6　年度撤离练习96

5.4.7.7　参访人员培训96

5.5　应急准备97

5.6　核临界安全控制原则与方法97

5.6.1 双偶然事件原则（应用）100

5.6.1.1 事件要求101

5.6.1.2 事件范围106

5.6.1.3　双偶然事件分析106

5.6.1.4 事件控制措施的可靠性106

5.6.1.5 事件控制的次临界度裕量106

5.6.1.6 相关事件的处理107

5.6.1.7 工程或行政控制措施的鉴别107

5.6.1.8 双偶然事件原则的例外107

5.6.1.9 优先采用的控制体系108

5.6.1.10　行政管理措施的避免108

5.6.1.11 双偶然事件原则的豁免108

5.6.2 通用核临界安全控制原则与实践108

5.6.2.1 安全保证108

5.6.2.2 可能的临界评价108

5.6.2.3　燃耗信用109

5.6.2.4 贮存109

5.6.2.5　特种锕系元素评价109

5.6.2.6　次临界中子增殖测量109

5.6.2.7 临界事故报警系统109

5.6.2.8　工艺与设备设计109

5.6.2.9　过程分析110

5.6.2.10　次临界基点110

5.6.2.11　运行操作程序110

5.6.2.12　裂变材料豁免量110

5.6.3 对核临界安全及其控制重要的核特性110

5.6.3.1　几何控制111

5.6.3.1.1 对设备设计的依赖111

5.6.3.1.2 易裂变溶液的转移111

5.6.3.1.3　几何控制裕量111

5.6.3.1.4　控制监测111

5.6.3.1.5　热绝缘问题111

5.6.3.1.6　贮槽设计112

5.6.3.1.7　地面疏水112

5.6.3.1.8 意外转移112

5.6.3.1.9 回流的防止112

5.6.3.2 间距（相互作用）控制112

5.6.3.2.1 贮存与转移112

5.6.3.2.2　贮存格架的完整性112

5.6.3.3 中子吸收剂（毒物）控制113

5.6.3.3.1 适用性113

5.6.3.3.2 拉西环113

5.6.3.3.3　代表性样品113

5.6.3.3.4 最小可溶毒物浓度113

5.6.3.3.5 可溶毒物监测113

5.6.3.4　浓度（密度）控制114

5.6.3.4.1 工艺过程中密度的改变114

5.6.3.5　慢化控制114

5.6.3.5.1 中子慢化的监督115

5.6.3.5.2 间隙慢化的考虑115

5.6.3.5.3 非水慢化的考虑115

5.6.3.5.4 固定防火系统115

5.6.3.5.5 慢化材料的排除115

5.6.3.5.6 消防系统中水的使用115

5.6.3.6　反射控制115

5.6.3.6.1 关于中子反射的假设116

5.6.3.6.2 反射控制的避免116

5.6.3.6.3 消防系统中水的使用116

5.6.3.7　质量控制116

5.6.3.7.1　超批量投料116

5.6.3.7.2　双批量投料116

5.6.3.7.3　材料形态116

5.6.3.8　体积控制116

5.6.3.8.1　体积限值117

5.6.3.9 富集度或同位素控制117

5.7　核临界安全设计与分析指导原则117

5.7.1 范围117

5.7.2　核临界安全控制设计过程概述118

5.7.2.1 主要项目118

5.7.2.1.1 初步工艺危险审评118

5.7.2.1.2　设计过程与设计审评118

5.7.2.1.3　运行前工艺危险审评119

5.7.2.2 涉及现有设备修改的项目121

5.7.2.2.1 工艺危险审评的筛选121

5.7.2.2.2 初步工艺危险审评121

5.7.2.2.3 运行前工艺危险审评121

5.7.3 六项基本核临界安全控制设计目标121

5.7.3.1 目标1——利用优先控制措施体系来控制发生临界的概率122

5.7.3.2 目标2——鉴别清楚潜在临界情景122

5.7.3.3 目标3——尽实际可能消除潜在临界情景122

5.7.3.4 目标4——证明临界危险低到可以接受的水平123

5.7.3.5 目标5——评价临界安全控制措施的可操作性123

5.7.3.6 目标6——核临界安全控制设计的文件化123

5.7.4 控制临界风险的手段123

5.7.4.1 临界安全控制的三种基本手段125

5.7.4.1.1 无源工程控制125

5.7.4.1.2 有源工程控制126

5.7.4.1.3　行政管理控制126

5.7.4.2 临界安全控制方法127

5.7.4.2.1 几何控制127

5.7.4.2.2 间距控制132

5.7.4.2.3 中子毒物134

5.7.4.2.4 易裂变核素浓度控制136

5.7.4.2.5 慢化控制137

5.7.4.2.6 反射控制139

5.7.4.2.7 质量控制139

5.7.4.2.8 富集度或同位素组分控制140

5.7.4.2.9 密度控制140

5.7.5 潜在临界情景的鉴别141

5.7.5.1 有助于成功鉴别的四种办法142

5.7.5.2 实现临界情景鉴别的方法142

5.7.5.2.1 利用逻辑模型鉴别事故情景142

5.7.5.2.2　直接设定事故情景144

5.7.5.2.3 演绎法逻辑树举例146

5.7.6 潜在临界情景的消除150

5.7.7 潜在临界情景可接受性的判断151

5.7.7.1　双偶然事件分析的含义与应用151

5.7.7.2 实施双偶然事件原则和进行事件分析的基本步骤154

5.7.7.3 可作为事件屏障的条件154

5.7.7.3.1 事件屏障失效概率可接受性的定量准则154

5.7.7.3.2　独立性准则156

5.7.7.3.3 两种控制措施同时崩溃发生率的量化156

5.7.7.4双偶然事件控制手段的特殊而显著的标识156

5.7.8 临界安全控制措施的可操作性157

5.7.8.1 临界安全重要控制措施的标识157

5.7.8.2　控制措施可操作性的考查157

5.7.8.3 引入良好人因工程实践158

5.7.8.4　设计的一致性158

5.7.8.5 便于采样158

5.7.8.6　便于检查和维修159

5.7.8.7 便于冲洗160

5.7.8.8　预计工艺变化160

5.7.8.9 考虑火灾控制系统160

5.7.9　核临界安全控制设计的文件化161

5.7.9.1 核临界安全控制设计方案的文件化162

5.7.9.2　核临界安全控制设计的文件化164

5.7.10　举例165

5.8　软件的质量保证与适用性认定165

5.8.1 软件要求165

5.8.2 计算方法的检验166

5.8.3　软件配置的控制166

5.8.4　计算方法的认定166

5.8.5 程序使用者的证实167

5.9　核临界安全评价细则167

5.9.1 对核临界安全评价执行人员的要求168

5.9.2　核临界安全评价的实施与文件编制168

5.9.2.1 同行审评170

5.9.2.2 NCSE文件编制171

附录A　人员选择、资格、培训和配备大纲172

A.1　运行操作与支持人员大纲172

A.1.1 人员熟练程度的延续173

A.1.2 核裂变链式反应与事故后果173

A.1.3 裂变系统内中子的行为173

A.1.4 临界事故史174

A.1.5 对核临界事故报警信号的响应174

A.1.6　核临界安全参数174

A.1.7 政策与程序174

A.1.8　评价174

A.2　单位的核临界安全人员175

A.2.1　资格175

A.2.2　职业技能177

A.2.2.1　分析178

A.2.2.2　评价179

A.2.2.3　实施180

A.2.2.4　确认180

A.2.2.5 适任能力的延续181

A.2.3　资格认定过程181

A.2.3.1　原则181

A.2.3.2　水平分级183

A.2.3.2.1　入门183

A.2.3.2.2 实习员184

A.2.3.2.3　专家185

A.2.3.2.4　高级专家186

A.2.3.2.5　领导级专家186

A.2.3.3　职能专业187

A.2.3.4　适任能力的延续188

A.2.3.5　要求188

A.2.3.5.1　教育190

A.2.3.5.2　经验191

A.2.3.5.3　培训192

A.2.3.5.4　在岗培训193

A.2.3.5.5　专业水平提高195

A.2.3.5.6　个人特征195

A.2.3.6　综合资格196

A.2.4　专用分级资格认定大纲197

A.2.5 专用职能资格认定大纲197

A.2.6　适任能力的延续197

A.2.7　文件与记录199

A.2.8　评价与文件199

附录B　分级处理方法200

B.1 临界安全分析与核临界安全评价的分级处理200

B.1.1 分析与评价的级别200

B.1.1.1　A级201

B.1.1.2　B级201

B.1.1.3 C级202

B.1.2　设施裂变材料操作的复杂程度203

B.1.2.1 Ⅰ类203

B.1.2.2 Ⅱ类203

B.1.2.3 Ⅲ类203

B.1.2.4　Ⅳ类204

B.1.3　分析的内容204

B.1.3.1　操作描述204

B.1.3.2 裂变材料形态204

B.1.3.3 可信的操作条件变化205

B.1.3.4　事故情景分析205

B.1.3.5 对CAS或CDS的需求205

B.1.3.6 安全控制措施描述205

B.1.3.7　核临界安全评价（NCSE）摘要206

B.1.4　核临界安全分析和评价的实施206

B.1.5　分级处理的结果206

附录C　两种偶然事件同时出现的等待时间估计［1］208

C.1　引言208

C.1.1 双偶然事件原则概述208

C.1.2 马尔科夫（Markov）模型208

C.1.3　概率描述209

C.2　通用马尔科夫模型209

C.3　对称情况213

附录D　核临界安全控制设计示例215

D.1　双偶然事件分析215

D.1.1 示例1215

D.1.1.1 潜在临界情景的鉴别——逻辑框图217

D.1.1.2 对照双偶然事件原则进行的评价217

D.1.1.2.1 双偶然事件两重屏障的鉴别217

D.1.1.2.2 双偶然事件屏障的合格要求218

D.1.1.3 每种偶然事件屏障的控制手段的鉴别222

D.1.1.4 相对于其他核临界安全目标的审评223

D.2　消除不必要临界情景示例223

D.2.1 例1——消除干燥区的潜在水源223

D.2.2 例2——消除原动力224

D.2.3 例3——消除浓度过高的可能性224

D.3　无源工程特性和装置示例225

D.3.1 空气隔断225

D.3.2 气压密封管225

D.3.3 临界疏水装置226

D.3.4　核安全盲板227

D.3.5 大管道尺寸228

D.3.6 限流孔228

D.3.7　相对高度229

D.4　有源保护装置的示例229

D.4.1 安全爆破盘229

D.4.2　止回装置230

D.4.3　辐射监测系统230

附录E　软件配置控制程序232

E.1　具体责任232

E.1.1　合同单位安全组织的管理者232

E.1.2 软件系统队233

E.1.3 功能系统管理员234

E.1.4 系统管理员234

E.1.5 单位核临界安全组织235

E.1.6　软件开发者236

E.2　软件标识236

E.3　软件管理237

E.4　软件变更程序237

E.5　不合格报告程序238

E.6　软件测试239

附录F　计算技术适用性认定示例247

F.1　临界实验的选择与描述247

F.2　计算方法的选择与描述248

F.3　相同和不同之处的说明250

F.4　输入参数251

F.5　可接受准则251

F.6　适用范围254

F.7　认定示例255

附录G　杂志与会议上发表的论文的目录与会议文集目录270

索引307

缩写词311

图目录313

表目录314

格式目录315