GB/T 42142-2022 压水堆核电厂辅助系统及二回路系统辐射源项分析准则（正式版）

压水堆核电厂辅助系统及二回路系统辐射源项分析准则国家市场监督管理总局国家标准化管理委员会IGB/T42142—2022 Ⅲ 1 1 14通则 1 2 3 6附录A(资料性)典型压水堆核电厂辅助系统及二回路系统流体内主要核素及分类 7 8ⅢGB/T42142—2022本文件按照GB/T1.1—2020《标准化工作导则第1部分：标准化文件的结构和起草规则》的规定起草。请注意本文件的某些内容可能涉及专利。本文件的发布机构不承担识别专利的责任。本文件由全国核能标准化技术委员会(SAC/TC58)提出并归口。1GB/T42142—2022压水堆核电厂辅助系统及二回路系统辐射源项分析准则本文件规定了压水堆核电厂在正常运行工况下，辅助系统及二回路系统辐射源项分析遵循的方法2规范性引用文件本文件没有规范性引用文件。3术语和定义3.1核电厂在规定的运行限值和条件范围内的运行。3.2辐射源项sourceterm压水堆核电厂辅助系统及二回路系统正常运行工况下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。3.3辅助系统auxiliarysystems反应堆冷却剂系统的支持系统和相关服务系统。4.1辅助系统及二回路系统辐射源项分析适用于压水堆核电厂正常运行工况下辅助系统及二回路系统相关的辐射安全分析及屏蔽设计。4.2辐射源项分析时，应基于一回路设计源项进行计算分析。一回路设计源项基于设设计基准包壳破损率所对应的一回路裂变产物源项),需考虑主冷却剂辐射源项的瞬态值及冷停堆峰值。4.3系统和设备源项的计算应基于该系统的运行模式，计2GB/T42142—20225一般要求5.1应分析核电厂辅助系统及二回路系统中主要放射性核素及其分布与迁移累积机理。典型压水堆核电厂辅助系统及二回路系统流体内主要核素及分类见附录A。5.2辅助系统及二回路系统设备辐射源项分析通常应包含下列因素：a)系统/设备入口源项；b)设备流量；c)放射性介质体积；d)设备处理效率；f)放射性核素组成及其衰变常数。5.3应包含设备在工艺流程中的前后级关系：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。5.4对于有多个入口的设备，应按不同入口流入放射性物质量占总流入量的比例进行加权分析。在不能进行加权分析的情况下，应选择其中放射性水平最高的源项作为设备的入口源项。对于前级设备出口放射性活度浓度或剂量率水平有控制要求的，后级设备的入口源项按此控制要求进行计算。对于接5.6如设备持续运行，在源项分析时流量应选取该设备的额定流量。如设备间断运行，则源项分析时流量应按间断运行中每个时间间隔对应的流量进行分析。若无法确定每个时间间隔对应的流量，可按5.7放射性介质的体积应按其形态划分并进行分析。对于混合物理形态的放射性介质，其体积按各形a)对于气态放射性介质的体积，其体积等同于设备气b)对于液态放射性介质的体积，其体积应等同于设备的有效容积；c)对于固态放射性介质的体积，其体积应等同于可有效累积放射性核素部分的固体体积。5.8应包含放射性核素的物理化学性质，根据系统及设备技术规范合理选取处理效率，适当考虑保守性。计算有过滤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5.9当衰变影响不可忽略时，应包含核素在管道内迁移过程中的衰变。5.10计算某一时刻设备的累积放射性核素时，累积时间为从开始接收放射性核素到该时刻所经历的5.12辅助系统及二回路系统设备辐射源项分析需考虑β核素及超铀核素。分析方法通常为主回路冷3GB/T42142—20226辅助系统辐射源项分析6.1反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统6.1.1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，应包含惰性6.1.2在计算核电厂正常工况下反应堆水池和乏燃料水池冷却，以及处理系统的辐射源项时，应包含a)乏燃料水池池水；b)反应堆换料水池池水。6.1.4当计算反应堆换料水池放射性核素控制水平时，可按照水池表面辐射分区剂量率要求反推，核素组分应根据反应堆及水池的运行特点确定。6.2化学和容积控制系统a)余热排出系统没有投入的情况下，来自一条6.2.4应分析N-16和N-17在设备和管道中的迁移和衰变。6.2.5对于采取停堆氧化运行的机组，应包含冷停堆峰值在过滤器上的累积。累积时间应包括停堆氧化运行前后冷却剂降温过程。6.2.6应包含前级除盐床碎树脂在树脂滞留过滤器上的累积。6.3硼回收系统a)从化学和容积控制系统下泄管线、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b)在燃耗末期，从化学和容积控制系统下泄来的送c)送至未被污染的混床除盐器进行除硼的含硼量比例高于5×10-⁶的冷凝液以及反应堆换料停堆前处理反应堆冷却剂。6.3.3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6.3.6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包含前级设备的过滤因子。4GB/T42142—20226.3.10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。a)来自硼回收系统的冷凝液；b)来自硼回收系统的浓缩液。6.4.3在硼酸贮存箱接收的浓缩液，应包含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。停堆工况下余热排出系统的辐射源项考虑的主要来源为反应堆主冷却剂系统热段的主冷却剂。6.6核取样系统6.6.2在计算核电厂正常工况下核取样系统的辐射源项时，应分析下列来源：a)来自反应堆主冷却剂的取样样品；b)来自废液处理系统的取样样品；c)来自废气处理系统的取样样品；d)来自蒸汽发生器二次侧和蒸汽发生器排污系统的取样样品；e)其他辅助系统的取样样品。6.7.2在计算核电厂正常工况下核岛疏水排气系统的辐射源项时，应分析下列情况时产生并进入核岛疏水排气系统的所有放射性气体和液体废物：a)正常运行；b)换料或维修的停堆和随后的启动；c)设备检修；d)设备检修前的疏水；e)事故后的泄漏。6.8固体废物处理系统5GB/T42142—2022c)来自废液处理系统的含硼浓缩液；d)来自废液处理系统的废活性炭；e)杂项干废物。6.8.3固体废物源项应充分分析固体废物处理系统的工艺处理能力。6.8.4固体废物处理系统的废树脂贮槽源项应为可接收的放射性活度浓度最高的废树脂源项，通常考虑为化学和容积控制系统产生的废树脂的源项。6.8.5经过废树脂贮槽贮存后的树脂源项，应分析树脂在贮槽中的衰变，衰变时间即从注入贮槽至排6.8.6经过浓缩液贮槽贮存后的浓缩液源项，应分析浓缩液在贮槽中的衰变，衰变时间即从注入贮槽6.8.7经过活性炭贮槽贮存后的活性炭源项，应分析活性炭在贮槽中的衰变，衰变时间即从注入贮槽6.8.8对于工艺处理流程相同的过滤器滤芯，应以放射性水平最高的芯子的源项作为该处理流程中的6.8.9废树脂与过滤器滤芯的源项，可采用满足其更换条件时所设定的监测报警阈值作为反推源项的6.8.11经水泥固化的废树脂固化桶源项，应包含废树脂桶的包容率，并考虑废树脂与水泥的混合6.9废液处理系统6.10废气处理系统6.11蒸汽发生器排污系统6GB/T42142—2022其工艺功能进行分析。6.11.2在计算核电厂正常工况下蒸汽发生器排污系统的辐射源项时，应分析的主要来源为蒸汽发生器二次侧的放射性液体。6.11.3在计算再生热交换器及非再生热交换器时，应分析放射性水、非放射性水及不锈钢的放射性水活度浓度乘以体积均匀化因子。计活度为混床和阳床累积活度之和的1%。6.12通风系统6.12.3计算时，应分析通风系统对应区域的主要泄漏源及其泄漏率以及通风去除系数综合分析通风系统内气载放射性源项。7二回路系统辐射源项7.1在计算二回路系统的辐射源项时，应分析的主要来源为通过蒸汽发生器传热管一次侧向二次侧泄漏的极少量主冷却剂。7.2蒸汽发生器二次侧气液相放射性源项，应以一回路冷却剂裂变产物设计基准源项为计算条件。典型压水堆核电厂二回路系统稳、瞬态放射性水平估算参数表见附录B。7.3二回路系统辐射源项的计算，应包含蒸汽发生器传热管的泄漏。可结合运行电厂实际经验进行蒸汽发生器泄漏率的假设。通常情况下，泄漏设定为固定的常年泄漏累加换料周期中某一段时间内假想7.4二回路系统辐射源项计算应分为稳态工况和瞬态工况。7GB/T42142—2022(资料性)典型压水堆核电厂辅助系统及二回路系统流体内主要核素及分类典型压水堆核电厂辅助系统及二回路系统流体内主要核素及分类见表A.1。表A.1典型压水堆核电厂辅助系统及二回路系统流体内主要核素及分类类别核素类别核素惰性气体Kr-85m其他裂变核素Kr-85Kr-87Kr-88Xe-133mXe-133Nb-95Xe-135Tc-99mXe-138Ru-103碘Ru-106Te-131mTe-131Te-132Te-134钇、钼、铯Cs-134Ba-140Cs-136La-140Cs-137Ce-141Cs-138Ce-143Y-90Pr-143Y-91Ce-144Mo-99Pr-144活化腐蚀产物Cr-51N-16和N-17N-16和N-17Mn-54Fe-59Co-58Co-60 Ag-110m8(资料性)典型压水堆核电厂二回路系统稳、瞬态放射性水平估算参数表典型压水堆核电厂二回路系统稳、瞬态放射性水平估算参数表见表B.1。表B.1典型压水堆核电厂二回路系统稳、瞬态放射性水平估算参数参数名称物理意义单位N二回路系统水中某一放射性核素的