【正文】 —20% 范圍的濃縮鈾等 態(tài) 其中要求建立完整、可靠的實體屏障。中華人民共和國核材料管制條例實施細則（ HAF0601）第 25條規(guī)定了我國核材料的實物保護等級劃分。2.上述各組成部分是否運行正常，能發(fā)揮預定效果，這是實物保護有效性要求。實物保護要求有效性和完整性。實物保護是一個綜合性的概念。1.45三、 平衡區(qū)劃分的原則是：（ 1）平衡區(qū)的劃分應盡量與實體邊界相一致；（ 2）平衡區(qū)的大小應有利于核材料的準確測量和行政管理；（ 3）平衡區(qū)的劃分應充分采用封隔 /監(jiān)視系統(tǒng)，以減少測量44（ MBA）和關鍵測量點（ KMP） PE—— 衡算周期期末存量， kg。K—— 已知損失量， kg；Y—— 周期內(nèi)調(diào)出量， kg；式中， MUF—— 不平衡差， kg；否則，就認為核材料未達到閉合平衡，有可能存在核材料的丟失、盜竊或非法轉移。 42 核材料衡算采用閉合平衡的方法。核材料衡算方法1.41二、 ––––制定應急行動計劃。––––核材料衡算與控制。––––實物保護。4.3.在核能、核技術廣泛應用的今天，如何防范有預謀的核走私和極端恐怖集團的襲擊以及恐怖分子利用核材料進行恐怖活動，也是核材料管制的目的之一。保護國家和人民群眾的安全，促進核能事業(yè)的發(fā)展 ”。間接使用核材料2.直接使用核材料三、 二、 一、核材料管制的目的、基本要求和采取 的對策 16關）、密封性和動作時間等參數(shù)（ 2）整體試驗檢查在正常運行或事故瞬態(tài)情況下設施的總體能力（調(diào)節(jié)、保護等能力）。－閥門，主要是狀態(tài)變化（全開 ←→ 全－電動泵，流量、壓頭、振動等參數(shù)要試驗的主要設備有兩類：－設備的試驗35 還需要注意的是，試驗程序必須能證實試驗完成之后被試驗的設備已恢復到它的正常運行方式。這些文件應該由試驗大綱、試驗程序等組成，還應包括與定期試驗有關的管理文件。 大綱中應該對試驗的范圍、項目、方法、頻度以及可以接受的準則加以規(guī)定。 定期試驗是核電廠重要物項監(jiān)督大綱的重要部分。 核動力廠的定期試驗33役檢查的監(jiān)督，并將役前 /在役檢查結果報告報送國家核 查和全壽期在役檢查的依據(jù)。《在役檢查大綱》是該核電廠執(zhí)行役前檢326． 規(guī) 范體系的差異。而在 規(guī) 定的水 壓試驗壓 力方面有差異， 這 是二個不同由于法國和美國關于水 壓試驗 的要求不完全一致，因明 顯 不同。系 統(tǒng)壓 力 試驗 的目的不同，系 統(tǒng)壓 力 試驗 的 壓 力就會系統(tǒng)的壓力試驗的基礎。要的，是在役檢查的基礎，因而是核設施運行安全役前檢查是十分重在核設施投入正常因此，人們稱役前檢運行開始前的役前檢查，目的是為了建立設備或在役檢查的 “可達性 ”問題，除了涉及到人員和檢驗設備的幾何空間的可達性外，還涉及到檢驗方法的可達性。設計階段就應對系統(tǒng)、部件及其布置的設計進行審查，以保證所有要求的檢驗和試驗都能順利進行。3. 對 在役檢查的 設計考慮在役檢查規(guī)范的應用的前提、基礎是核動力廠的的部件與設備的設計、制造和安裝都符合了建造規(guī)范的要求；反而言之，如果核動力廠的某部件或設備的設計、制造或安裝不能滿足該部件或設備的相應建造規(guī)范要求時，則不能或至少不能原樣使用有關的在役檢查規(guī)范的有關要求。 2. 核動力廠實施在役檢查的前 提和 基礎28判斷它們對核電廠繼繼續(xù)安全運行是否可接受，因此，有必其單一和組合結果對核電廠運行壽期的影響是難核動力廠的在役檢查1．在役檢查的目的核動力廠的在役檢查二． 15已完成的試驗全部作廢，必須分析故障原因，并加以改進后再抽取一臺樣機重新安排試驗，即按試驗項目的順序排列，從第一項開始順序進行，直到完成全部試驗為止。 失水工況模擬試驗25④ 試 老 幅 驗 化 熱 試 老 機 全殼內(nèi)環(huán)境溫度，壓力的變化以及安全殼抗震試驗 。l輻照老化試驗 (輻照劑量應不低于相應位l機械老化試驗 。規(guī)要求的質量保證體系的有效控制下進行。都必須在符合法③ 予以證實；① 222．部件與 設備的環(huán)境鑒定④ 分析和試驗相結合的方法。試驗法分析法（包括核電廠）服役的核級機械部件與設備在核設施的全壽期內(nèi)，在 運行狀態(tài)（包括 ∶正常運行和預計運行事件）和事故狀態(tài)的設計基準事故工況下， 各種穩(wěn)態(tài)和瞬態(tài)的荷載的條件下保持其可運行性和功能能力；，能夠對在核設施（包括核電廠）服役的核級部件與設備的可運行性和功能能力，以及壓力邊界的結構完整性進行可靠的驗證性試驗和檢驗。核級設備 設計的基本核安全要求（包括核電廠）服役的核級設備與部件在核設施的全壽期內(nèi)能夠承受 運行狀態(tài)（包括 ∶正常運行和預計運行事件）和事故狀態(tài)的設計基準事故工況下， 各種穩(wěn)態(tài)和瞬態(tài)的荷載，并保持其設備與部件壓力邊界的結構完整性；結構完整性 ∶對于設備的承壓部件而言，是指對承壓部件的壓力邊界在不同荷載作用下其變形特征的限制，例如 ∶發(fā)生彈性變形、部件 結構不連續(xù)的區(qū)域中大的塑 性變形或 部件 結構的整體塑 性 變形（其結果會使部件喪失尺寸的穩(wěn)定性）， 不允許出現(xiàn)部件壓力邊界的破裂。核級機械設備的設計與制造通常遵循國家核安全局認可的國外成熟規(guī)范、標準進行，如 ∶美國機械工程師學會 AMSE制定的《鍋爐與壓力容器規(guī)范》相關卷冊；或法國核島設備設計和建造規(guī)則協(xié)會 AFCEN制訂的《壓水堆核島機械設備設計和建造規(guī)則 RCCM》和《壓水堆核電廠在役檢查規(guī)則RSEM》。 核級部件、設備的核安全級別與建造規(guī)范、標準之間的關系③ ② ① 2.安全 4級為非核安全級，執(zhí)行常規(guī)產(chǎn)品相應的標準和質量保證要求（例如 ∶ISO9001）。 安全級、質量級、質量保證級對于某一具體部件與設備而言原則上是一致的。 所有的核安全級部件與設備 (核安全 3級 )均為抗震 Ⅰ 類，即要求部件與設備能夠抵御 “安全停堆地震（ SSE） ”核級機械 部件與 設備的核安全分級 ① 安全級 ∶ 分為安全 1級、安全 2級、安全 3 級和安全 4級（非安全級）； ② 抗震分類 ∶ 分為抗震 I類和抗震 II類。15二． 換、退役等都必須在國家核安全局的獨立監(jiān)督下制造、安裝、試驗、運行、在役檢查、維修、更所有的核級部件與設備的相關活動，包括設計、(6)證體系。(5)14核級設備與常規(guī)產(chǎn)品在設計、制造、質量控制與