标准解读
《GB 15146.7-1994 反应堆外易裂变材料的核临界安全 次临界中子增殖就地测量安全规定》这一标准着重于规范反应堆外处理易裂变材料时,进行次临界中子增殖的就地测量操作的安全要求,以防止意外达到核临界状态,确保人员安全与环境防护。然而,您未提供另一个具体的标准或版本以进行比较,因此直接对比变更内容无法完成。
如果目的是理解该标准本身的关键要点而非比较,可以概述如下:
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范围界定:标准明确了适用范围,即针对反应堆外部环境中易裂变材料处理过程中的核临界安全控制,特别是涉及次临界状态下中子数量增长的现场测量方法与安全准则。
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安全原则:规定了实施测量前必须遵循的基本安全原则,包括对材料配置、几何构型、中子吸收体布置的具体要求,以及如何通过计算和实验验证确保操作的次临界性。
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测量技术和方法:详细阐述了推荐的中子探测技术、测量仪器的选择、校准方法及数据处理流程,以确保测量结果的准确性和可靠性。
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操作程序:制定了详细的操作程序指南,包括工作人员培训、工作许可证制度、紧急停机措施以及事故应急响应计划,以降低潜在风险。
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监督与记录:强调了执行测量过程中必须进行的监督活动和详细记录保持,确保所有操作可追溯,便于后续审查和分析。
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质量保证:要求建立并执行严格的质量保证体系,覆盖设备维护、校验、人员资质等方面,以保障所有安全措施得到有效执行。
由于缺乏对比基准,以上内容仅是对该标准核心内容的概述,并非对比分析结果。如需对比特定版本或标准的变更,请提供详细的比较对象。
如需获取更多详尽信息,请直接参考下方经官方授权发布的权威标准文档。
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- 现行
- 正在执行有效
- 1994-07-07 颁布
- 1995-01-01 实施
文档简介
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