研究堆安全分类(试行)

核安全工程师-核安全综合知识-核反应堆与核动力厂-研究堆[单选题]1.研究堆是指主要用来作为（）的核反应堆，也称为非动力反应堆。

A.放射源B.中子源C.科学研究D.制造放射性同位素（江南博哥）正确答案：B[单选题]2.研究堆的类型按（）分为零功率堆、普通中子辐照反应堆和高通量堆。

A.功率大小B.中子通量大小C.中子产生方式D.中子能谱正确答案：B[单选题]3.研究堆的类型按（）分为次临界装置、临界堆和脉冲堆。

A.中子通量的大小分B.中子产生的方式C.中子能谱D.中子能量分布形式正确答案：B[单选题]4.研究堆的类型按（）分为热中子堆和快中子堆。

A.中子能量分布形式B.中子通量的大小C.中子产生的方式D.中子能谱正确答案：D[单选题]5.从安全性和防止核扩散特性考虑，国际原子能机构建议民用研究堆采用富集度不超过（）%的低富集度铀来制造核燃料。

A.5B.10C.15D.20正确答案：D[单选题]6.对反应堆功率达到（）的高功率研究堆，其设计、运行和严重事故风险管理应参考核动力厂动力堆的规定。

A.几兆瓦B.十几兆瓦C.几十兆瓦D.一百兆瓦正确答案：C[单选题]7.下列属于研究堆的辐射屏蔽系统的是（）。

A.生物屏蔽B.监测仪器屏蔽C.辐照孔道屏蔽D.以上三者均包含正确答案：D[单选题]8.研究堆利用（）研究物质的静态结构和动态信息，已成为具有特殊的研究手段，在物理、化学、生物学、冶金学和材料科学等方面，得到了广泛的应用。

A.热中子散射实验B.堆中子活化分析C.材料分析D.辐照研究正确答案：A[单选题]9.我国的核安全法规HAF201《研究堆的设计安全规定》规定了研究堆设计与运行中应采取的保障安全的（），以及安全监管的（）。

A.方法、要求B.措施、框架C.要求、范围D.方案、目的正确答案：B[单选题]10.我国从（）年开始建造研究堆，于该年6月建成了第一座研堆。

A.1954B.1958C.1962D.1966正确答案：B[单选题]11.到目前为止，我国现有在役民用研究性核反应堆(包括临界装置和微堆)（）座。

研究堆安全分类（征求意见稿）国家核安全局2006年1月核安全导则HADxxxxx研究堆安全分类本导则自发布之日起实施本导则由国家核安全局负责解释1 引言1.1 目的鉴于动力堆与研究堆以及不同类型研究堆之间存在重要差异，以及国内外数十年研究堆核安全管理的经验，对研究堆进行安全分类从而为研究堆选址、设计、建造、调试、运行和退役各个阶段的活动和安全监督管理提供指导是非常必要的。

为此，特编制本安全导则，指导研究堆安全分类。

本导则采用放射性潜在风险准则进行研究堆安全分类。

该准则是根据与反应堆有关的放射性潜在风险，及其为满足《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》，《研究堆设计安全规定》，《研究堆运行安全规定》和有关的安全导则及规范标准的要求所需采取的安全措施，综合二者的分析结果，作为研究堆安全分类的准则。

本导则在分类的同时还明确各类研究堆的安全要求，以确保研究堆的安全设计和安全运行。

1.2 范围1.2.1 本导则中确定的研究堆安全分类准则和安全要求适用于包括临界装置设施在内的研究堆的厂址评价、设计、建造、调试、运行和退役，也应尽实际可能适用于在役的研究堆。

次临界装置设施不受这些要求的约束。

1.2.2 本导则中研究堆系指主要用于为研究和放射性同位素生产等目的而产生和利用辐射的核反应堆。

不包括用于发电、船用推进、海水淡化或区域供热的核反应堆。

该术语涵盖反应堆堆芯、实验装置以及与反应堆相关实验装置有关的所有其他设施。

1.2.3 本导则推荐了按照研究堆可能的潜在风险进行研究堆安全分类的准则和执行程序。

该安全分类为确定那些可能对公众和环境造成放射性危害的研究堆的安全要求奠定基础。

1.2.4 功率水平超过几十兆瓦的研究堆、快堆以及利用高压和高温回路、冷中子源和热中子源等实验装置（例如用于检验有害物质的反应堆）的反应堆根据营运组织提出建议，并须经监管机构核准可适用本导则。

但是可能需要适用一些动力堆标准和/或补充安全措施。

国家核安全局关于发布《研究堆定期安全审查》和《研究堆长期停堆安全管理》两项核安全导则的通知
文章属性
•【制定机关】国家核安全局
•【公布日期】2017.04.10
•【文号】国核安发[2017]81号
•【施行日期】2017.04.10
•【效力等级】部门规范性文件
•【时效性】现行有效
•【主题分类】核与辐射安全管理
正文
关于发布《研究堆定期安全审查》和
《研究堆长期停堆安全管理》两项核安全导则的通知
国核安发[2017]81号环境保护部各核与辐射安全监督站、核与辐射安全中心、辐射环境监测技术中心，苏州核安全中心，中机生产力促进中心，北京核安全审评中心，中国核工业集团公司，中国核工业建设集团公司，中国华能集团公司，国家电力投资集团公司，中国广核集团有限公司：
为进一步完善我国核与辐射安全法规体系，提高我国研究堆安全监管水平，我局组织制定了核安全导则《研究堆定期安全审查》（HAD202/02-2017）和《研究堆长期停堆安全管理》（HAD202/03-2017），现予以发布。

导则自发布之日起实施。

附件：1.研究堆定期安全审查
2.研究堆长期停堆安全管理
国家核安全局
2017年4月10日。

附件3民用核燃料循环设施分类原则与基本安全要求（征求意见稿）编制说明二〇一四年十一月民用核燃料循环设施分类原则与基本安全要求（征求意见稿）编制说明一、背景、任务来源及法律定位1.背景在2011年福岛事故后检查中，发现中核四〇四有限公司所处地区的地震动比原先的评价结果有明显增高，需要应用新的地震动对中核四〇四有限公司的核燃料循环设施的抗震能力进行重新校核，以确定其是否满足安全要求。

鉴于中核四〇四有限公司地区有铀纯化转化设施、乏燃料贮存设施、后处理设施、高放废物处理设施等多种类型核燃料循环设施，且有些设施已运行多年，有些设施尚未建设，其抗震安全要求应不尽相同。

于是需要对核燃料循环设施抗震要求进行分类。

参考我国研究堆分类管理、我国军用核设施管理以及美国、IAEA对非堆核设施分类管理的实践，核安全三司决定组织环境保护部核与辐射安全中心、中国核工业集团公司共同编制通用的民用核燃料循环设施分类原则和基本安全要求。

此外，我国民用核燃料循环设施领域相应部门规章欠缺，缺少系统的核安全导则、标准和规范。

有些方面是参考核电站，有些问题又是采取常规工业标准，在执行过程中也未形成明确文件或规定。

亟需制定民用核燃料循环设施分类原则和基本安全要求以规范核燃料循环设施的安全管理。

2．任务来源根据核安全三司工作单[2014]52号（燃），环境保护部核与辐射安全中心、中国核燃料有限公司及几家核燃料循环设施设计单位承担《民用核燃料循环设施分类原则与基本安全要求》（以下简称本文件）的编制工作。

3.法律定位本文件规定了核燃料循环设施的分类原则，该原则是制定核燃料循环设施安全要求和安全监管相关规章和导则的基础；本文件规定了核燃料循环设施基本安全要求，是制定核燃料循环设施安全要求相关规章和导则的基础。

因此本文件的法律定位属于部门规章层次。

本文件的法律定位属于我国核燃料循环设施领域基础性的技术规章。

本文件提出了核燃料循环设施分类原则，给出了分类实例，提出了各类核燃料循环设施在选址、设计、建造和运行的基本安全理念和要求，提出了多设施厂址评价原则，提出了已有设施安全评价的指导原则。

研究堆物项分级规范加速驱动次临界系统是一种新型的核废料嬗变、核燃料增殖及能量生产的核能系统。

该系统主要由质子加速器、散裂靶和次临界堆组成,利用加速器产生的质子轰击重金属散裂靶产生的散裂中子驱动反应堆中的核燃料发生核反应,实现嬗变处理核废料、增殖核燃料、生产能量等功能。

铅铋合金具有良好的中子学、热工水力学和安全特性,铅铋冷却反应堆被选作中国加速驱动次临界堆的主要发展方向。

中国科学院核能安全技术研究所FDS团队完成了加速器驱动次临界铅铋冷却反应堆的概念设计。

反应堆的物项(构筑物、系统和部件)对反应堆的安全影响程度不同,因此需要根据物项对反应堆安全重要影响程度的不同将物项进行分类,这就是反应堆的安全分级。

反应堆物项安全等级的正确划分是各项管理要求和规定的基础。

正确划分铅铋冷却反应堆安全等级是选择和采用合适的抗震水平、设计规范和质量保证等级的前提。

因此,在铅铋冷却反应堆的设计阶段,就必须对铅铋冷却反应堆物项进行安全等级的划分。

目前,国际上还没有公布针对铅铋冷却反应堆物项安全分级的规范和导则。

本论文以铅铋冷却反应堆为研究对象进行安全分级方法的初步研究。

首先,调研了国内外针对压水堆、沸水堆的确定论安全分级方法和risk-informed的安全分级方法;其次,根据上述确定论安全分级方法的一般流程,采用主逻辑图法推导出适用于铅铋冷却反应堆的安全功能,然后对安全功能进行安全等级的划分,最后确定出安全功能适用的物项,这就是针对铅铋冷却反应堆的确定论安全分级方法;再次,根据铅铋冷却反应堆的特点提出了针对铅铋冷却反应堆的risk-informed的安全分级方法体系;最后分别运用以上两种方法对铅铋冷却反应堆的冷却剂系统和铅铋工艺系统进行实例分级研究。

通过上述两种方法的对比分析可以得出,risk-informed安全分级适用范围有限,但risk-informed安全分级比确定论安全分级更加详细和合理。

未来主要工作可以考虑放在对铅铋冷却反应堆其它系统的确定论安全分级和risk-informed的安全分级上,并通过分级结果进一步完善上述两种安全分级方法。

附录
我国在役民用研究堆安全分类示例
序号 堆 名 营运单位 堆 型 设计功率 分 类
1 重水研究堆 中国原子能院重水堆 10MW Ⅱ类研究堆
2 49-2游泳池式反应堆 中国原子能院轻水堆 3.5MW Ⅱ类研究堆
3 原型微型反应堆 中国原子能院轻水堆 27kW Ⅰ类研究堆
4 微堆零功率装置 中国原子能院临界装置 — Ⅰ类研究堆
5 氢化锆固态临界装置 中国原子能院临界装置 — Ⅰ类研究堆
6 DF-VI快中子临界装置 中国原子能院临界装置 — Ⅰ类研究堆
7 中试厂核临界安全实验装置 中国原子能院临界装置 — Ⅰ类研究堆
8 中国实验快堆(CEFR) 中国原子能院快堆 65MW Ⅲ类研究堆
9 中国先进研究堆（CARR） 中国原子能院轻水堆 60MW Ⅲ类研究堆
10 屏蔽实验反应堆 清华大学 轻水堆 1MW Ⅱ类研究堆
11 5MW低温核供热反应堆 清华大学 轻水堆 5MW Ⅱ类研究堆
12 10MW高温气冷实验堆 (HTR-10) 清华大学 石墨气冷堆10MW Ⅱ类研究堆
13 高通量工程试验堆 中国核动力院轻水堆 125MW Ⅲ类研究堆
14 岷江试验堆 中国核动力院轻水堆 5MW Ⅱ类研究堆
15 中国脉冲堆 中国核动力院轻水堆 1MW Ⅱ类研究堆
16 18-5临界装置 中国核动力院临界装置 — Ⅰ类研究堆
17 高通量工程试验堆临界装置 中国核动力院临界装置 — Ⅰ类研究堆
18 深圳微型反应堆 深圳大学 轻水堆 30kW Ⅰ类研究堆
19 医院中子照射器 北京凯佰特科
技有限公司
轻水堆 30kW Ⅰ类研究堆
—6—。

研究堆和临界装置运行安全规定文章属性•【制定机关】国家核安全局•【公布日期】1988.08.01•【文号】[88]国核安法字076号•【施行日期】1988.08.01•【效力等级】部门规范性文件•【时效性】现行有效•【主题分类】核能及核工业正文研究堆和临界装置运行安全规定（〔８８〕国核安法字０７６号１９８８年８月国家核安全局发布）本规定自发布之日起实施。

本规定由国家核安全局负责解释。

１引言１．１研究堆和临界装置（以下称反应堆）的安全运行需要合乎要求的设计、建造、管理和监督。

本规定主要涉及的是管理和监督方面的问题，本规定适用于反应堆全寿期，包括修改和更新。

１．２本规定确定了反应堆安全运行所必须满足的最低要求。

其目的是保证在反应堆运行过程中，不使厂区人员和公众受到过量的放射危害。

１．３根据“民用核设施安全监督管理条例”的规定，国家对反应堆实行许可证管理制度。

本规定提出了申请反应堆安全许可证件的程序及应递交的文件。

１．４本规定附录二所列的导则是对本规定的说明和补充。

２监督管理职责２．１反应堆营运单位对反应堆的安全运行承担全面责任。

２．２反应堆主管部门对反应堆的安全运行负领导责任。

２．３反应堆的运行安全必须接受国家核安全部门的监督。

２．４为保证反应堆的安全运行，国家核安全部门、主管部门和反应堆营运单位必须相互了解和相互尊重。

２．５国家核安全部门在反应堆运行监督方面的主要职责为：（１）审批颁发反应堆运行许可证；（２）核准并颁发操纵人员执照；（３）审查批准反应堆运行限值和条件；（４）核实反应堆营运单位是否正确遵循运行限值和条件，是否履行所有与安全有关的其它职责，必要时从安全出发采取强制性行动，包括命令反应堆停堆和修改。

２．６反应堆营运单位必须根据国家核安全部门的要求，递交或提供下列文件和资料：（１）安全分析报告（见３．１条）；（２）运行限值和条件（见５．１条）；（３）有关偏离运行限值和条件的报告（见５．７条）；（４）定期试验和检查计划（见６．３条）；（５）定期试验和检查结果（见６．６条）；（６）运行规程（见８．１条）；（７）调试大纲和调试阶段审查报告（见１１．１条）；（８）调试试验结果（见１１．４条）；（９）属于安全范畴内的修改方案及其审核意见（见１２．１条）；（１０）反应堆应急计划（见１４．１条）；（１１）质量保证大纲（见１６．２条）；（１２）废物管理大纲和有关文件（见１７．１条）；（１３）排出流排放限值以及监测和控制排放的方法和规程（见１７．４、１７．５条）；（１４）人员配备、资格审查、培训和再培训大纲（见５．７、７．７条）；（１５）与审查预计运行事件和事故工况有关的定期运行总结报告和记录（见９．６条）；（１６）人员受照射的报告（见１３．７条）；（１７）退役计划（见１８．２条）；（１８）其他有关资料。