标准解读
《GB/T 13976-2008 压水堆核电厂运行状态下的放射性源项》与前一版《GB/T 13976-1992 压水堆核电厂运行工况下的放射性源项》相比,主要在以下几个方面进行了更新和调整:
-
适用范围的明确与扩展:2008版标准对压水堆核电厂运行状态下放射性源项的定义和分类进行了更详细的阐述,同时考虑了技术进步和运行经验的积累,将适用范围扩展到包括了更多类型的压水堆核电厂运行场景,提高了标准的通用性和实用性。
-
数据更新与精确化:随着核电站运行数据的积累和技术分析能力的提升,2008版标准基于更广泛的实测数据和高级计算模型,对放射性释放的量化评估进行了更新,提供了更为精确的放射性源项数据,有助于更准确地评估核电厂运行对环境及公众健康的影响。
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安全标准与国际接轨:新版标准在制定过程中参考了国际原子能机构(IAEA)的最新导则和国际上的先进实践,增强了标准的科学性和国际兼容性。这不仅体现在放射性源项的分类和量化方法上,也包括了对放射性物质控制和管理原则的更新,确保了我国压水堆核电厂的安全管理水平与国际水平保持一致。
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增加了风险评估与管理内容:2008版标准强调了对运行状态下放射性源项的风险评估方法,引入了风险管理的理念,要求核电厂运营者不仅要关注放射性释放的量值,还要评估这些释放可能带来的风险,并采取相应的预防和缓解措施。
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规范性与可操作性的增强:为提高标准的执行效率和可操作性,2008版标准对测量技术、数据处理方法以及报告格式等方面给出了更具体、明确的要求,便于核电厂在实际操作中遵循和执行。
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环境保护与可持续发展考量:新标准更加注重环境保护和可持续发展的原则,要求在评估放射性源项时充分考虑对环境的长期影响,促进核能利用与环境保护的和谐共生。
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文档简介
犐犆犛27.120.10
犉72
中华人民共和国国家标准
犌犅/犜13976—2008
代替GB/T13976—1992
压水堆核电厂运行状态下的放射性源项
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20080702发布20090401实施
中华人民共和国国家质量监督检验检疫总局
发布
中国国家标准化管理委员会
书
犌犅/犜13976—2008
目次
前言!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!Ⅰ
1范围!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!1
2规范性引用文件!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!1
3术语和定义!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!1
4计算主要流体内放射性核素比活度的方法!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!2
5流出物放射性核素源项!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!3
附录A(规范性附录)参考核电厂主要设计参数!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!4
附录B(规范性附录)参考核电厂系统流程及核素去除途径!!!!!!!!!!!!!!!!5
附录C(规范性附录)放射性核素分类!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!6
附录D(规范性附录)参考核电厂主要流体内放射性核素比活度!!!!!!!!!!!!!!7
附录E(规范性附录)核电厂调整因子计算公式!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!9
附录F(规范性附录)核电厂确定调整因子的参数值!!!!!!!!!!!!!!!!!!!10
附录G(资料性附录)气态流出物源项!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!11
附录H(资料性附录)液态流出物源项!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!15
附录I(资料性附录)氚的释放率!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!22
附录J(资料性附录)碳14的释放率!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!23
书
犌犅/犜13976—2008
前言
本标准参考了美国核协会制定的美国国家标准ANSI/ANS18.1:1984、美国核管会的技术文件
NUREG0017:1985以及IAEA的TRSNo.421。
本标准代替GB/T13976—1992《压水堆核电厂运行工况下的放射性源项》。
本标准与GB/T13976—1992相比主要变化如下:
———标准名称改为《压水堆核电厂运行状态下的放射性源项》;
———删除了原术语“3.2活化气体、3.13放射性物质释放率”;增加了“正常运行”、“预计运行事
件”、“水活化产物”的术语和定义;
———原“3.1运行工况”改为“3.1运行状态”,对部分术语的定义进行了修改;
———删除了直流式蒸汽发生器的相关内容;
———修改了源项计算中主要设计数据、主要流体内核素比活度数据、调整因子的参数值和未经处理
的洗涤废液放射性物质向环境的释放率数据;
———增加了碳14的源项。
本标准的附录A、附录B、附录C、附录D、附录E、附录F为规范性附录,附录G、附录H、附录I和
附录J为资料性附录。
本标准由中国核工业集团公司提出。
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:上海核工程研究设计院。
本标准主要起草人:梅其良、何忠良、邓理邻。
本标准所代替标准的历次版本发布情况为:
———GB/T13976—1992。
Ⅰ
犌犅/犜13976—2008
压水堆核电厂运行状态下的放射性源项
1范围
本标准规定了压水堆核电厂运行状态下一次冷却剂、蒸汽发生器炉水和蒸汽内放射性核素比活度
的确定方法及液态流出物和气态流出物源项的确定方法。
本标准计算的源项适用于评价通过液态和气态流出物释放到环境中去的放射性核素的年平均排
放量。
本标准采用的数据是基于使用锆包壳二氧化铀燃料的压水堆核电厂。
本标准仅适用于采用U型管式蒸汽发生器的压水堆核电厂。
2规范性引用文件
下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。凡是注日期的引用文件,其随后所有
的修改单(不包括勘误的内容)或修订版均不适用于本标准,然而,鼓励根据本标准达成协议的各方研究
是否可使用这些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件,其最新版本适用于本标准。
EJ/T421三十万千瓦压水堆核电厂核级高效碘吸附器
3术语和定义
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