首页 核燃料循环设施的报告制度(1995年) 4 运行阶段事件报告 4.1 报告准则 4.1.1 核燃料循环设施的报告制度(1995年) 4.1.1 4 运行阶段事件报告 4.1 报告准则 4.1.1 违反安全限值和条件的事件 例如:(1)核燃料元件厂的气化罐工作压力和气化温度超过规定的限值; (2) UF6水解液铀浓度、料浆槽内ADU浆体含水量等超过规定的限值; (3) 核燃料后处理厂在乏燃料接收和储存中违反安全限值,如接收和储存的乏燃料数量超过技术规定的限值,乏燃料组件特性(富集度、冷却时间等)不满足技术规定的要求,以及起吊设… (4) 剪切、溶解、共去污等工艺的重要设备操作和运行超过所规定的安全限值和运行限制条件; (5) 偏离临界控制参数及条件的事件; (6) 废物储存、处理及处置中违反安全限值及条件的事件等。 4.1 目录 (2)