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1、ICS点击此处添加ICS号点击此处添加中国标准文献分类号中华人民共和国国家标准GB/T XXXXXXXXX压水堆核电厂辅助系统及二回路辐射源项分析准则Radiation source term in auxiliary and secondary coolant systerm analysis criterion of PWR nuclear power plant点击此处添加与国际标准一致性程度的标识XXXX - XX - XX发布XXXX - XX - XX实施目次前言II1 范围12 规范性引用文件13 术语和定义14 总则15 辅助系统各子系统辐射源项分析准则36 二回路系统辐射源项
2、6附录A（资料性附录）典型核电厂辅助系统及二回路流体内核素及分类8附录B（资料性附录）典型核电厂辅助系统及二回路系统主要放射性设备及累积核素9附录C（资料性附录）典型核电厂各主要设备源项计算方法及公式14附录D（资料性附录）典型核电厂二回路稳、瞬态放射性水平估算参数表17附录E（资料性附录）一回路主冷却剂及二回路辐射源项计算方法18前言本标准按照GB/T1.12009标准化工作导则 第1部分：标准的结构和编写给出的规则起草。本标准由全国核能标准化技术委员会提出。本标准由全国核能标准化技术委员会归口。本标准起草单位：中国核电工程有限公司，深圳中广核工程设计有限公司。本标准主要起草人：XXX。II
3、GB/T XXXXXXXXX压水堆核电厂辅助系统及二回路辐射源项分析准则1 范围本标准遵照辐射防护原则和要求，指导和规定了压水堆核电厂在正常运行工况下，辅助系统及二回路辐射源项分析应遵循的原则、方法和假设条件。本标准适用于压水堆核电厂在正常运行工况下，辅助系统及二回路辐射源项的分析。2 规范性引用文件下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件，仅所注日期的版本适用于本文件。凡是不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本文件。GB 18871 电离辐射防护与辐射源安全基本标准3 术语和定义下列术语和定义适用于本文件。3.1正常运行 normal operation
4、核电厂在规定的运行限值和条件范围内的运行。3.2源项 source terms安全评价与环境影响评价中的一个常用术语，指给定的辐射源实际或可能释放的辐射和（或）放射性物质以及能量等的有关数据，如放射性核素的种类、数量、化学形态、释放的模式与速率等。3.3设备源项 device source terms压水堆核电厂辅助系统及二回路各设备用于屏蔽设计的源项。4 总则4.1 核电厂辅助系统及二回路系统中主要放射性核素及设备应尽可能完备，应充分考虑放射性核素在设备中的分布与其迁移和累积机理。4.2 辅助系统及二回路设备辐射源项计算中，应考虑多重因素对辐射源项形成产生的影响。通常情况下，影响因素包括：a
5、)入口源项；b)设备流量；c)放射性介质体积；d)处理效率；e)累积时间；f)各核素衰变常数。4.3 辅助系统及二回路系统各设备辐射源项计算时，应基于一回路屏蔽设计源项进行计算。需考虑主冷却剂的瞬态值及冷停堆峰值。4.4 辅助系统及二回路系统各设备辐射源项计算时，应按工艺流程对设备前后级关系进行梳理。通常情况下，应明确如下事项：a)设备所在系统与其他系统之间的流程关系；b)设备所在系统中各设备的流程关系；c)设备在所在系统中所需要实现的功能或作用；d)设备所处理的介质可能的来源。4.5 设备源项的计算模型应能真实反映系统功能及工艺流程。4.6 系统和设备源项的计算应基于该系统的运行模式。4.7
6、 工艺参数的选取应使得屏蔽设计源项包络正常运行工况下可能出现的源项。4.8 辅助系统及二回路系统各设备辐射源项计算时，应充分考虑设备中放射性介质的气态、液态、固态等各类形态。其放射性活度浓度的单位应与其形态保持一致，气态为Bq/m3,液态为Bq/m3，固态为Bq/kg。4.9 通常情况下，辅助系统及二回路系统各设备的入口源项与前级设备出口的源项一致。4.10 对于多个入口的设备，应按流入放射性设备的比例进行加权考虑。在不能进行加权考虑的情况下，应选择其中放射性水平最高的源项作为设备的入口源项。4.11 前级设备出口的源项，应充分考虑前级设备的出口辐射监测控制条件。对于前级设备出口放射性活度浓度
7、有控制要求的，后级设备的入口源项按此控制要求进行计算。4.12 对于接收的介质来源复杂，无法通过对工艺流程进行简化建模或参数选取得到入口源项的设备，可参考运行经验进行合理假设。4.13 如设备持续运行，在源项计算中的流量应选取该设备的额定流量。如设备间断运行，则源项计算中的流量应按间断运行中每个时间间隔对应的流量进行考虑。若无法确定每个时间间隔对应的流量，可按平均流量考虑，通常情况下，平均流量为处理总量除以设备总运行时间。4.14 放射性介质的体积应按其形态划分并进行考虑。对于混合物理形态的放射性介质，其体积按各形态所占空间分别考虑；对于单一物理形态的放射性介质，通常情况下，应做如下考虑：a）
8、对于气体放射性介质的体积，其体积应等同于设备气相空间的体积。b) 对于液体放射性介质的体积，其体积应等同于设备的有效容积。c) 对于固体放射性介质的体积，其体积应等同于可有效累积放射性核素部分的固体体积。4.15 处理效率应按核素的物理化学属性划分，并参考设备技术规格书中给出的处理效率范围进行选取。4.16 计算有过滤、净化功能的设备辐射源项时，其处理效率可分别针对该设备本身的放射性累积及计算其出口源项等两种情况选取不同的参数。通常情况下，针对该设备本身的放射性累积，按可在设备上积累放射性核素活度浓度最高的处理效率选取；针对其出口源项的计算，按可在设备上积累放射性核素活度浓度最低的处理效率选取
9、。4.17 计算放射性核素在设备上的累积时，应充分考虑核素的衰变。4.18 考虑核素在管道内迁移过程中衰变时，应以半衰期作为重要参考因素。对于迁移时间的改变会对其放射性产生显著影响的核素，应考虑其在管道中的衰变。对于迁移时间的改变不会对其放射性产生显著影响的核素，通常不考虑其在管道中的迁移时的衰变。4.19 计算某一时刻设备的累积放射性核素时，累积时间应考虑为从接收放射性核素初始到该时刻所经历的时间。4.20 通常情况下，放射性核素在设备上的累积时间考虑为该设备累积放射性物质部件的更换周期。4.21 特殊情况下，设备源项计算可根据剂量率控制值及典型的核素比例反推得到，如分析阈值控制条件下的设备
10、源项时。4.22 典型核电厂辅助系统及二回路流体内核素及分类见附录A,典型核电厂辅助系统及二回路系统主要放射性设备及累积核素见附录B,典型核电厂各主要设备源项计算方法及公式见附录C。典型核电厂二回路稳、瞬态放射性水平估算参数表见附录D。5 辅助系统各子系统辐射源项分析准则5.1反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统分析准则5.1.1 通常情况下，反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统各设备累积的放射性核素应考虑惰性气体、I、Y、Mo、Cs、其他裂变核素、活化腐蚀产物等。5.1.2 在计算核电厂正常工况下反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统的辐射源项时，应考虑下列主要来源：a) 乏燃料水池池水；b)
11、 反应堆换料水池池水。5.1.3 反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统的入口源项应考虑停堆换料的影响。通常情况下，反应堆换料水池的源项考虑选择停堆运行工况作为计算的条件。5.1.4 反应堆乏燃料水池中的源项控制应考虑水池表面所满足的辐射分区要求。应根据水池的运行特点选取具有代表性的谱型进行源项分析。5.2化学和容积控制系统分析准则5.2.1 通常情况下，化学和容积控制系统各设备累积的放射性核素应考虑惰性气体、I、Y、Mo、Cs、其他裂变核素、活化腐蚀产物、N-16和N-17等。5.2.2 在计算核电厂正常工况下化学和容积控制系统的辐射源项时，应考虑下列主要来源：a) 余热排出系统没有投入的情况
12、下，来自一条环路的冷段引出的主冷却剂；b) 余热排出系统投入的情况下，经过余热排出系统的主冷却剂。5.2.3 在计算化学和容积控制系统中的热交换器时，应考虑密度及体积的均匀化。5.2.4 应考虑N-16和N-17在设备和管道中的迁移和衰变。5.2.5 对于采取氧化运行的机组，应考虑放射性核素以冷停堆峰值在过滤器上的积累。累积时间应包括氧化运行前冷却剂降温过程和氧化运行后冷却剂降温氧化过程所经历的时间。5.2.6 树脂滞留过滤器应考虑对前级除盐床碎树脂的累积。5.3硼回收系统分析准则5.3.1 通常情况下，硼回收系统各设备累积的放射性核素应考虑惰性气体、I、Y、Mo、Cs、其他裂变核素、活化腐蚀
13、产物等。5.3.2 在计算核电厂正常工况下硼回收系统的辐射源项时，应考虑下列主要来源：a) 化学和容积控制系统下泄管线和核岛疏水排气系统的反应堆冷却剂排水槽来的含氢反应堆冷却剂；b) 在燃耗末期，从化学和容积控制系统下泄来的送至阴床除盐器除硼的反应堆冷却剂。c) 送至未被污染的混床除盐器和树脂滞留过滤器进行除硼的含硼量5ppm的冷凝液以及反应堆换料停堆前处理反应堆冷却剂。5.3.3 硼回收系统在一个燃料循环周期内需处理的含氢反应堆冷却剂总水量应结合实际运行情况及机组设计特点进行考虑。通常情况下，需同时考虑满功率运行及负荷跟踪运行所处理的水量。5.3.4 硼回收系统前贮槽收集含氢反应堆冷却剂，在
14、设计中其放射性活度可考虑与主冷却剂相同。5.3.5 硼回收系统树脂滞留过滤器应考虑对前级除盐床碎树脂的累积，通常情况下，其累计活度为混床和阳床累积活度之和的1%。5.3.6 硼回收系统脱气塔可按对惰性气体100%除气考虑，脱气塔气相活度浓度可按气体全部滞留在塔内计算。脱气塔液相活度浓度的计算应考虑前级设备的过滤因子，通常按低于主冷却剂一个量级进行考虑。5.3.7 硼回收系统蒸发器、浓缩液监测槽源项按浓缩后的脱气塔液相源项考虑。5.3.8 硼回收系统冷凝液冷凝器及冷凝液监测槽源项按除盐、过滤、脱气及冷凝后的冷却剂考虑。5.3.9 硼回收系统浓缩液过滤器应考虑对浓缩液中悬浮固体的去除。5.3.10
15、 硼回收系统阴床除盐器用于燃耗末期，对从化学和容积控制系统下泄来的反应堆冷却剂进行除硼处理。5.4反应堆硼和水补给系统分析准则5.4.1 通常情况下，反应堆硼和水补给系统各设备累积的放射性核素应考虑I、Y、Mo、Cs、其他裂变核素、活化腐蚀产物等。5.4.2 在计算核电厂正常工况下硼和水补给系统的辐射源项时，应考虑下列主要来源：a) 来自硼回收系统的冷凝液；b) 来自硼回收系统的浓缩液。5.4.3 在硼酸贮存箱接收的浓缩液应考虑技术规范对运行过程中排往硼酸贮存箱中硼回收系统浓缩液的活度浓度的限制。5.5余热排出系统分析准则5.5.1 通常情况下，余热排出系统各设备累积的放射性核素应考虑惰性气体、I、Y、Mo、Cs、其他裂变核素、活化腐蚀产物等。5.5.2 在计算核电厂正常工况下余热排出系统的辐射源项时，应考虑的主要来源为反应堆主冷却剂系统热段的主冷却剂。5.6核取样系统分析准则5.6.1 通常情况下，核取样系统各设备累积的放射性核素应考虑惰性气体、I、Y、Mo、Cs、其他裂变核素、活化腐蚀产物等。5.6.2 在计算核电厂正常工况下核取样系统的辐射源项时，应考虑下
