核臨界安全是核安全的重要組成部分,是核工業(yè)特殊的安全問題。在整個核燃料循環(huán)過程中,核臨界安全是與工藝處于同等重要地位的重大技術(shù)問題,直接影響到工藝的決策。當(dāng)生產(chǎn)線涉及核臨界安全問題時,需予以優(yōu)先考慮。核燃料元件生產(chǎn)是核燃料循環(huán)中重要的一環(huán),其工藝復(fù)雜,當(dāng)其原料為富集鈾時,在之后的所有加工、處理、貯存等各個環(huán)節(jié),都存在核臨界安全問題。因此,對核燃料元件生產(chǎn)線的核臨界安全進行科學(xué)全面評價,對于掌握生產(chǎn)線核臨界安全的實際運行以及有效避免核臨界事故的發(fā)生,具有十分重要的價值和意義。本文以壓水堆核燃料元件化工生產(chǎn)線為評價對象,在核臨界安全標(biāo)準(zhǔn)和壓水堆核燃料元件生產(chǎn)線安全分析報告的基礎(chǔ)上,根據(jù)核臨界安全基本原則并結(jié)合運行經(jīng)驗,對壓水堆核燃料元件化工生產(chǎn)線的核臨界安全運行情況進行分析和評價。主要內(nèi)容包括:明確核臨界安全基本原則,識別生產(chǎn)線核臨界安全控制點,并對設(shè)定的核臨界參數(shù)的安全性進行分析,結(jié)合實際運行數(shù)據(jù),論證生產(chǎn)線各工序的核臨界安全是否滿足管理要求,同時對核臨界安全的管理（包括管理機構(gòu)、人員職責(zé)、管理文件、核臨界報警系統(tǒng)等方面）進行分析和評價,最終得出評價結(jié)論。本文采用的核臨界安全分析模式對于... 

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【學(xué)位級別】：碩士

【文章目錄】：
摘要
Abstract
第1章 緒論
    1.1 選題的背景及意義
    1.2 國內(nèi)外研究現(xiàn)狀
        1.2.1 國內(nèi)外核臨界安全整體研究現(xiàn)狀
        1.2.2 國內(nèi)外核臨界安全標(biāo)準(zhǔn)發(fā)展現(xiàn)狀
    1.3 本文的研究內(nèi)容和方法
第2章 壓水堆核燃料元件化工生產(chǎn)線工藝介紹
    2.1 工藝概述
    2.2 核臨界安全基本原則
        2.2.1 優(yōu)先選用幾何良好設(shè)備
        2.2.2 雙偶然事件原則
        2.2.3 次臨界限值
        2.2.4 盡量少使用管道交接容器
        2.2.5 使用不容易積料的容器
        2.2.6 核臨界參數(shù)的確定
    2.3 核臨界安全控制點分布
第3章 生產(chǎn)線核臨界安全分析
    3.1 氣化工序
        3.1.1 核臨界安全重要設(shè)備
        3.1.2 核臨界參數(shù)安全性分析
        3.1.3 核臨界控制措施
        3.1.4 實際運行數(shù)據(jù)
        3.1.5 核臨界安全改進
        3.1.6 本工序核臨界安全結(jié)論
    3.2 水解工序
        3.2.1 核臨界安全重要設(shè)備
        3.2.2 核臨界參數(shù)安全性分析
        3.2.3 核臨界控制措施
        3.2.4 實際運行數(shù)據(jù)
        3.2.5 本工序核臨界安全結(jié)論
    3.3 沉淀工序
        3.3.1 核臨界安全重要設(shè)備
        3.3.2 核臨界參數(shù)安全性分析
        3.3.3 核臨界控制措施
        3.3.4 實際運行數(shù)據(jù)
        3.3.5 本工序核臨界安全結(jié)論
    3.4 固液分離工序
        3.4.1 核臨界安全重要設(shè)備
        3.4.2 核臨界參數(shù)安全性分析
        3.4.3 核臨界控制措施
        3.4.4 實際運行數(shù)據(jù)
        3.4.5 本工序核臨界安全結(jié)論
    3.5 干燥工序
        3.5.1 核臨界安全重要設(shè)備
        3.5.2 核臨界參數(shù)安全性分析
        3.5.3 核臨界控制措施
        3.5.4 實際運行數(shù)據(jù)
        3.5.5 本工序核臨界安全結(jié)論
    3.6 脫氟還原工序
        3.6.1 核臨界安全重要設(shè)備
        3.6.2 核臨界參數(shù)安全性分析
        3.6.3 核臨界控制措施
        3.6.4 實際運行數(shù)據(jù)
        3.6.5 本工序核臨界安全結(jié)論
    3.7 廢水處理工序
        3.7.1 核臨界安全重要設(shè)備
        3.7.2 核臨界參數(shù)安全性分析
        3.7.3 核臨界控制措施
        3.7.4 實際運行數(shù)據(jù)
        3.7.5 核臨界安全改進
        3.7.6 本工序核臨界安全結(jié)論
    3.8 本章小結(jié)
第4章 核臨界安全管理
    4.1 概述
    4.2 管理機構(gòu)及職責(zé)
        4.2.1 總經(jīng)理
        4.2.2 分管安全副總經(jīng)理
        4.2.3 安全環(huán)保部
        4.2.4 壓水堆核燃料元件生產(chǎn)線負責(zé)人
        4.2.5 壓水堆核燃料元件生產(chǎn)線安全環(huán)境防護科
        4.2.6 核臨界安全工程師
    4.3 管理文件
    4.4 核臨界事故報警系統(tǒng)的管理
        4.4.1 設(shè)置核臨界事故報警系統(tǒng)的必要性
        4.4.2 核臨界事故報警系統(tǒng)功能介紹
        4.4.3 核臨界事故報警系統(tǒng)的管理
    4.5 本章小結(jié)
第5章 結(jié)論與展望
    5.1 結(jié)論
    5.2 展望
參考文獻
致謝



本文編號：3673300