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    I C S2 7 .1 2 0 .1 0 F 7 2 a 亘 中华人民共和国国家标准 G B /T13 9 7 6 - - 2 0 0 8 代替G B /T1 3 9 7 6 - - 1 9 9 2 压水堆核电厂运行状态下的放射性源项 R a d i o a c t i v es o u r c et e r mo fP W Rn u c l e a rp o w e rp l a n tf o ro p e r a t i o n a ls t a t e s 2 0 0 8 - 0 7 - 0 2 发布 2 0 0 9 0 4 01 实施 宰瞀粥紫瓣警糌瞥星发布中国国家标准化管理委员会及1 1 1 G B /T1 3 9 7 6 - - 2 0 0 8 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·????????????????????一9 附录F 规范性附录 核电厂确定调整因子的参数值???????????????????l o 附录G 资料性附录 气态流出物源项?????·??··??????·?????··?????1 1 附录H 资料性附录 液态流出物源项··??·?????????····???????????- ·1 5 附录I 资料性附录 氚的释放率???·??··?·????????···??·?·???????2 2 附录J 资料性附录 碳一1 4 的释放率????···?··??????????·????????2 3 刖昌 G B /T1 3 9 7 6 - - 2 0 0 8 本标准参考了美国核协会制定的美国国家标准A N S I /A N S - 1 8 .1 1 9 8 4 、美国核管会的技术文件 N U R E G - 0 0 1 7 1 9 8 5 以及I A E A 的T R SN o .4 2 1 。 本标准代替G B /T1 3 9 7 6 - - 1 9 9 2 压水堆核电厂运行工况下的放射性源项。 本标准与G B /T1 3 9 7 6 1 9 9 2 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 .1 3 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} 增加了碳一1 4 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 G B /T1 3 9 7 6 1 9 9 2 。 1 范围 压水堆核电厂运行状态下的放射性源项 G B /T1 3 9 7 6 - - 2 0 0 8 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话度 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。 E J /T4 2 1 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 下列术语和定义适用于本标准。 3 .1 运行状态o p e r a t i o n a ls t a t e s 符合正常运行和预计运行事件定义的那些工况。 3 .2 正常运行n o r m a lo p e r a t i o n 核电厂在规定的运行限值和条件范围内的运行。 3 .3 预计运行事件a n t i c i p a t e do p e r a t i o n a lo c c u r r e n c e s 设备失效、操作人员失误和管理失误等多方面原因导致的计划外的放射性物质释放,但并没有达到 事故程度的后果。 3 .4 化学废液c h e m i c a lw a s t e 那些去污剂、再生剂或其他化学试剂含量较高的液体。这种废液主要来自去污系统、树脂再生废水 和实验室废水。 3 .5 干净废液c l e a nw a s t e 那些含氚、无氧、低电导率的液体。它们主要来自一次冷却剂系统设备的泄漏水和排放水以及某些 阀和泵密封的泄漏水。这些水通常经过处理后作为一次冷却剂的补给水予以复用。 3 .6 洗涤废液d e t e r g e n tw a s t e 含有洗涤剂、肥皂或类似有机物质的液体。这种液体主要来自洗衣水、人员淋浴水以及那些放射性 水平不高的设备的去污废液。 G B /T1 3 9 7 6 - - 2 0 0 8 3 .7 脏废液d i r t yw a s t e 地面疏水f l o o rd r a i n s 那些无氚、含氧、高电导率的非一次冷却剂水质的液体。它们来自厂房污水收集坑、地面疏水和取 样站疏水。这种液体不用作一次冷却剂的补给水。 3 .8 气态流出物g a s e o u se f f l u e n t 已处理过的含有放射性物质的废气,这些放射性物质是由于核电厂运行而产生的。 3 .9 液态流出物l i q u i de f f l u e n t 已处理过的含有放射性物质的废液,这些放射性物质是由于核电厂运行而产生的。 3 .1 0 分配系数p a r t i t i o nc o e f f i c i e n t 当液体和气体之间处在平衡态时,某一核素在气相内的浓度与液相内的浓度之比。 3 .1 1 分配因子p a r t i t i o nf a c t o r 当液体和气体之间处在平衡态时,某一核素在气相内的量与在气相和液相内的总量的比值。 3 .1 2 放射性卤素r a d i o a c t i v eh a l o g e n s 氟、氯、溴、碘的放射性同位素 其中碘的放射性同位素是剂量计算中的关键性同位素 。 3 .1 3 放射性情性气体r a d i o a c t i v en o b l eg a s e s 氦、氖、氩、氪、氙和氡的放射性同位素 其中氪和氙的放射性同位素是剂量计算中的关键性同位 素 。 3 .1 4 水活化产物w a t e ra c t i v a t i o np r o d u c t s 水中的”0 通过”O n ,p “N 反应形成的”N 。 3 .1 5 源项s o u r c et e r m 在核电厂运行状态下向环境排放的放射性物质数量的年平均计算值。 3 .1 6 蒸汽发生器排污水s t e a mg e n e r a t o rb l o w d o w n 为了保持适当的水化学性质而从蒸汽发生器排出的炉水。 3 .1 7 汽轮机厂房地面疏水t u r b i n eb u i l d i n gf l o o rd r a i n s 高电导率低比活度的疏排水,主要来源于二次系统的泄漏、蒸汽疏水器的排水,取样系统排水及维 修排水。 4 计算主要流体内放射性核素比活度的方法 4 .1 计算前提 4 .1 .1 由参考核电厂运行状态下放射性核素源项推算所考虑的核电厂运行状态下放射性核素的源项。 参考核电厂的主要设计参数见附录A 。 4 .1 .2 所考虑的核电厂其系统流程及核素去除途径与参考核电厂一致。参考核电厂的系统流程及核 2 G B /T1 3 9 7 6 - - 2 0 0 8 素去除途径见附录B 。 4 .1 .3 为便于调整放射性核素比活度,将核电厂主要流体内存在的放射性核素分成六类,见附录c 。 4 .1 .4 参考核电厂主要流体内存在的放射性核素比活度见附录D 。 4 .2 所考虑的核电厂各主要流体内放射性核素比活度的确定 4 .2 .1如果所考虑的核电厂主要设计参数与参考核电厂的标称值一致,则所考虑的核电厂主要流体内 的放射性核素比活度见附录D 。 4 .2 .2 如果所考虑的核电厂的任何主要设计参数 例如反应堆热功率、冷却剂流量或冷却剂质量等 不 等于在附录A 列举的标称值时,需将参考核电厂各主要流体内的放射性核素比活度进行调整。 4 .2 .3 用调整因子进行相应的调整计算。调整因子的计算以式 1 为基础 c 一志 式中 c 放射性核素比活度; s 系统内放射性核素产生率 由本系统产生的或由其他系统流人的 ; m 流体的质量; 放射性核素的衰变常数; 卢一在系统内由于除盐、过滤、泄漏等原因 不包括放射性核素的衰变作用 而导致的放射性核素 的总去除率。 4 .2 .4 所考虑的核电厂主要流体内的放射性核素比活度等于参考核电厂各主要流体内的放射性核素 比活度乘以调整因子。 4 .2 .5 调整因子的计算公式见附录E ,公式中所用到的参数及其取值见附录F 。 5 流出物放射性核素源项 5 .1 气态流出物放射性核素源项参见附录G 。 5 .2 液态流出物放射性核素源项参见附录H 。 5 .3 氚通过液态流出物和气态流出物排向环境的释放率参见附录I 。 5 .4 碳一1 4 通过液态流出物和气态流出物向环境的释放率参见附录J 。 G B /T1 3 9 7 6 - - 2 0 0 8 附录A 规范性附录 参考核电厂主要设计参数 参考核电厂主要设计参数见表A .1 。 表A .1参考核电厂主要设计参数 参数符号 单位 标称值 最大最小 热功率 P M W 34 0 038 0 03o o o 蒸汽流量 F S t /h 6 .8 0 X 1 0 37 .7 1 1 0 35 .9 0 x 1 0 3 一次冷却剂系统内水的质量 w P2 .4 9 1 0 22 .7 2 1 0 22 .2 7 1 0 2 所有蒸汽发生器内水的总质量 w S2 .0 4 1 0 22 .2 7 x 1 0 21 .8 1 1 0 2 反应堆下泄流量 净化 F D t /h 1 .6 8 1 0 11 _ 9 l 1 0 11 .4 5 1 0 1 反应堆下泄流量 硼控所需年平均值 F B t /h 2 .2 7 x l o 一14 .5 4 x l o 一11 .1 3 1 0 1 蒸汽发生器排污水流量 总计 F B D t /h3 .4 0 1 0 14 .5 4 X 1 0 1 2 .2 7 1 0 1 蒸汽发生器排污水中的放射性核素不再返回二 N B Di .o o ‘1 .o oo .9 0 次系统的份额 通过净化系统阳离子除盐器的流量 F A t /h 1 .6 83 .4 0o .o o 流过冷凝液除盐器的流量与蒸汽总流量之比 N CO bo .0 1o .o o 从净化系统流往废气系统的惰性气体总量与由 一次冷却剂系统送往净化系统 不包括硼回收系 yOo .o Io .o o 统 的惰性气体总量之比 8 表中所列的标称值为这样的系统的设计标称值系统中未设置冷凝液除盐器,但设置有蒸汽发生器排污水除 盐器,蒸汽发生器排污水经除盐器处理后返回到主冷凝器。对于铯和铷,该标称值为o .9 。 b 该标称值只适用于不使用冷凝液除盐器的核电厂。对于使用全流量冷凝液除盐的u 型管式蒸汽发生器,N C 的取值为N C - - 1 .0 。对于采用在蒸汽冷凝前抽取蒸汽用于预热补给水的u 型管式蒸汽发生器的压水堆,其蒸 汽抽取量的标称份额为蒸汽总流量的3 5 %。这股旁通蒸汽未经冷凝液除盐器的处理。由于核索具有优先进 人湿气分离器/再热器排水和优先从高压缸随被抽取的蒸汽一起抽走的特性,因此,对于这种在主冷凝器前抽 取蒸汽的系统,各类核素不经冷凝液除盐处理的旁通份额分别为碘8 0 %;铯、铷9 0 “;其余核素9 0 %。即各 类核素N c 的取值分别为碘0 .2 ;铯、铷0 .1 ;其余核素0 .1 。 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 参考核电厂系统流程及核素去除途径见图B .1 。 泄磊 G B /T1 3 9 7 6 - - 2 0 0 8 注流程图中各符号中的定义见表A .1 和表F .1 。 图B .1参考核电厂流程图及核素去除途径 5 G B /T1 3 9 7 6 - - 2 0 0 8 放射性核素分类见表C .1 。 附录C 规范性附录 放射性核素分类 表C .1 放射性核素分类 类别核素 第一类惰性气体 第二类卤紊 第三类 铯、铷 第四类 水活化产物 氮1 6 第五类 氚、碳一1 4 第六类其他核索 注1 此核素分类只适用于本标准。 注2 此核素分类中,第一至第五类核素是根据它们在运行状态中或者具有大致相同的化学和物理特性,或者在 系统内具有大致相同的滞留和去除行为予以组合的。将上述五类不易包含的核素统统放在第六类核 素中。 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 参考核电厂主要流体内放射性核素比活度见表D .1 。 G B /l r1 3 9 7 6 m 2 0 0 8 表D .1参考核电厂主要流体内核素比活度单位为M B q /k g 二次冷却剂‘ 核素一次冷却剂‘ 炉水‘ 蒸汽。 第1 类核素 惰性气体 K i ·8 5 m5 .9 2 001 .2 5 8 1 0 6 K r - 8 51 .5 9 1 1 0 1 0 3 .2 9 3 1 0 5 K r _ 8 75 .5 5 00 1 .1 1 0 1 0 6 K I - 8 81 .0 3 6 1 0 1 0 2 .1 8 3 X 1 0 6 X e - 1 3 l m2 .7 0 1 1 0 10 5 .5 5 0 1 0 6 X e - 1 3 3 m2 .5 9 0O 5 .5 5 0 1 0 7 X e _ 1 3 39 .6 2 0 1 0 101 .9 9 8 1 0 5 X e - 1 3 5 m4 .8 1 0O9 .9 9 0 1 0 7 X P l 3 53 .1 4 5 X 1 0 1 0 6 .6 6 0 1 0 - 6 X e _ 1 3 71 .2 5 8O 2 .6 3 7 1 0 7 X e _ 1 3 84 .4 4 0O9 .2 5 0 1 0 7 第2 类棱素 卤素 B r - 8 40 .5 9 22 .7 7 5 1 0 6 2 .7 7 5 1 0 8 卜1 3 11 .6 6 56 .6 6 0 1 0 56 .6 6 0 X 1 0 叫 卜1 3 2 7 .7 7 01 .1 4 7 1 0 41 .1 4 7 1 0 6 I 一1 3 35 .1 8 0 lo l1 .7 7 6 1 0 41 .7 7 6 1 0 6 I1 3 41 .2 5 8 1 0 18 .8 8 0 1 0 58 .8 8 0 1 0 7 卜1 3 5 9 .6 2 0 2 .4 4 2 1 0 4 2 .4 4 2 1 0 6 第3 类核素 铯、铷 R b 8 87 .0 3 01 .9 6 1 1 0 - 59 .6 2 0 1 0 8 C s 一1 3 42 .6 2 7 1 0 ~11 .2 2 1 1 0 5 6 .2 9 0 1 0 8 C 争1 3 63 .2 】9 1 0 ~2】_ 4 8 0 X 1 0 67 .4 0 0 X 1 0 9 C s - 1 3 7 3 .4 7 8 1 0 ~11 .6 2 8 1 0 58 .1 4 0 1 0 8 第4 类核紊 水活化产物 N 1 61 .4 8 0 1 0 33 .7 0 0 1 0 一’3 .7 0 0 1 0 - 6 第5 类核素 氚 H 一33 .7 0 0 1 0 13 .7 0 0 1 0 23 .7 0 0 1 0 2 第6 类核素 其他核素 N a2 41 .7 3 95 .5 5 0 1 0 - - 52 .7 7 5 1 0 7 7 G B /T1 3 9 7 6 - - 2 0 0 8 表D .1 续单位为M B q /k g 二次冷却剂5 核素一次冷却剂‘ 炉水。蒸汽6 C r - 5 11 .1 4 7 1 0 1 4 .8 1 0 1 0 62 .3 3 1 1 0 8 M n5 45 .9 2 0 1 0 22 .4 0 5 1 0 51 .2 2 1 1 0 - - 8 F e _ 5 54 .4 4 0 1 0 21 .8 1 3 1 0 69 .2 5 0 1 0 9 F } 5 91 .1 1 0 1 0 24 .4 4 0 1 0 72 .2 5 7 1 0 9 C o - 5 81 .7 0 2 1 0 1 7 .0 3 0 1 0 6 3 .4 7 8 1 0 8 C o - 6 01 .9 6 1 1 0 28 .1 4 0 1 0 7 4 .0 7 0 1 0 9 Z n _ 6 51 .8 8 7 1 0 27 .7 7 0 1 0 73 .7 0 0 1 0 9 S r _ 8 95 .1 8 0 1 0 32 .1 0 9 1 0 7 1 .0 7 3 1 0 9 S r _ 9 04 .4 0 0 1 0 4 1 .8 1 3 1 0 一89 .2 5 0 1 0 1 1 S t - 9 13 .5 5 2 1 0 2 1 .0 3 6 1 0 65 .1 8 0 1 0 9 Y - 9 1 m17 0 2 1 0 - - 21 .1 8 4 1 0 75 .9 2 0 1 0 1 0 Y 一9 11 .9 2 4 1 0 一‘7 .7 7 0 1 0 9 4 .0 7 0 1 0 1 1 Y 一9 31 .5 5 4 1 0 1 4 .4 4 0 1 0 52 .2 5 7 1 0 8 Z r9 51 .4 4 3 1 0 2 5 .9 2 0 1 0 72 .9 2 3 1 0 9 N b u 9 51 .0 3 6 1 0 24 .0 7 0 1 0 72 .1 0 9 1 0 9 M O 一9 92 .3 6 8 1 0 19 .2 5 0 1 0 - - 64 .4 4 0 X 1 0 8 T c - 9 9 m 1 .7 3 9 1 0 1 4 .0 7 0 1 0 6 2 .1 0 9 1 0 8 R 小1 0 32 .7 7 5 1 0 1 1 .1 4 7 1 0 呐5 .9 2 0 1 0 8 R u - 1 0 63 .3 3 01 .3 6 9 1 0 一‘6 .6 6 0 1 0 7 A r l l o m 4 .8 1 0 1 0 21 .9 6 1 X 1 0 69 .9 9 0 1 0 9 T e _ 1 2 9 m 7 .0 3 0 1 0 3 2 .8 8 6 1 0 71 .4 4 3 1 0 9 T e _ 1 2 98 .8 8 0 X 1 0 叫 8 .1 4 0 1 0 64 .0 7 0 X 1 0 - - 8 T e _ 1 3 1 m5 .5 5 0 1 0 2 1 .9 9 8 1 0 一。9 .9 9 0 l O 一9 T e _ 1 3 12 .8 4 9 1 0 11 .0 7 3 1 0 65 .5 5 0 1 0 9 T e - 1 3 2 6 .2 9 0 1 0 2 2 .4 4 2 1 0 6 1 .2 2 1 X 1 0 8 B a 一1 4 0 4 .8 1 0 1 0 1 1 .9 2 4 1 0 - - 59 .6 2 0 1 0 8 L a - 1 4 09 .2 5 0 1 0 1 3 .4 4 1 X 1 0 3 1 .7 0 2 1 0 7 C e _ 1 4 l5 .5 5 0 1 0 32 .2 5 7 1 0 71 .1 4 7 1 0 9 C e _ 1 4 31 .0 3 6 1 0 叫3 .7 0 0 1 0 61 .8 8 7 1 0 - - 8 C e _ 1 4 41 .4 4 3 1 0 _ 1 5 .9 2 0 1 0 63 .0 3 4 1 0 9 W - 1 8 79 .2 5 0 1 0 2 3 .2 1 9 X 1 0 51 .6 2 8 1 0 8 N p - 2 3 9 8 .1 4 0 1 0 2 3 .1 0 8 1 0 61 .5 5 4 X 1 0 8 8 进入下泄管路的一次冷却剂放射性核索比活度。 b 根据一次侧向二次侧的泄漏率为3 .9 X 1 0 4k g /s 的计算值。 。蒸汽发生器内炉水的放射性核素比活度。 d 离开蒸汽发生器的蒸汽内放射性核素比活度。 8 附录E 规范性附录 核电厂调整因子计算公式 核电厂调整因子计算公式见表E .1 。 表E .1核电厂调整因子计算公式8 G B /T1 3 9 7 6 - - 2 0 0 8 二次冷却剂 元素类别一次冷却剂 。 炉水蒸汽 1 兰里 墨 ±盟 鲁·,l W 尸·P 。 R 1 2 1 里 坠±盟 · r 2 ·川2坠W S · ,“ - 即·P . R z 3 £旦 墨 ±盟 W · ·¨· n 川 W P ·P 。 R 。 W S 。W S 。 41 .0 W SW S 5 W S 。- ‰ , 6 1 里 墨 ±型 · ” 可可可i 干万‘,6 W P ·P 。 R e a 式中各参量的物理意义参见附录A 和附录F ,其中脚码n 为参考核电厂的标称值。 b 为用于计算一次冷却剂比活度的调整因子,在二次冷却剂比活度调整计算中也将用到它。 。 为核素的衰变常数,1 /h 。 d 在蒸汽发生器内惰性气体很快从水中析出,因此炉水内气体放射性物质的含量程低可以忽略不计。蒸汽内惰 性气体比活度近似等于一次侧往蒸汽发生器内的泄漏率与蒸汽流量的比值。这些惰性气体随主冷凝器排气 释放出去。 。氚的比活度与下列因素有关1 核电厂内氚化水的总量;2 氚的产生率,包括一次冷却剂的活化氚的产生率及 燃料中氚的泄漏率;3 氚化水参与再循环的份额或从核电厂排放的数量;表D .1 列举的氚的比活度是具有中 等水平氚化水再循环情况下的典型值。 G B /T1 3 9 7 6 - - 2 0 0 8 附录F 规范性附录 核电厂确定调整因子的参数值 核电厂确定调整因子的参数值见表F .1 。 表F .1核电厂确定调整因子的参数值 核素类型 符号说明单位 123456 阳离子除盐器对核素的去 ⅣAO0o .900o .9 ‘ 除份额 净化除盐器对核素的去除 N BOo .9 90 .500O .9 8 份额 R . 去除率一一次冷却剂5 h 一’ 9 .o l O 一‘6 .7 l O 一23 .7 l O 一2 06 .6 1 0 一2 蒸汽发生器内蒸汽比活度 N S1 .o 1 0 一2 5 .o 1 0 一31 .o5 .o l O 一3 与炉水比活度之比 冷凝液除盐器对核素的去 N Xo .oo .9o .5o .oo .oo .9 除份额 去除率一二次冷却剂。 h _ 11 .7 l O 1 1 .5 x l o 叫1 .7 l o 一1 F L 一次侧向二次侧的泄漏率k g /s 3 .9 l O 一43 .9 1 0 一‘3 .9 l O 一43 .9 1 0 ‘3 .9 l O 一43 .9 l O - 4 8 该项是有效去除项,即包括了淀积等机制的去除作用,对钼和腐蚀产物等核素淀积的去除作用是相当可观的。 6 当核电厂的设计参数不等于表A .1 列举的标称值时,用下式计算R 。的数值 对于第1 类核素R 。 F B F D w - - P F B ‘Y 对于第2 、3 、6 类核素R ¨,。 F D 。N B 1 N 雾手‘F B F A ‘ⅣA ’ 。氚的比活度与下列因素有关1 核电厂内氚化水的总量;2 氚的产生率,包括一次冷却剂的活化氚的产生率及 燃料中氚的泄漏率;3 氘化水参与再循环的份额或从核电厂排出的数量。表D .1 列举的氚的比括度是具有中 等氘化水再循环情况下的典型值。 o 在蒸汽发生器内惰性气体很快从炉水中析出并随着蒸汽离开蒸汽发生器,因此炉水内放射性气体的含量很 低,可以忽略不计。蒸汽内情性气体比活度近似等于一次侧往二次侧的惰性气体泄漏率与蒸汽总流量的比 值。这些惰性气体随主冷凝器排气释放出去。 。当核电厂的设计参数不等于附录A 表A .1 列举的标称值时,用下式计算 的数值; 对于第2 、3 、6 粪核素r z 。 F B D ‘N B D 等藩F s ‘N c ‘N x 2 水的活化物在一次冷却剂内的化学和物理特性变化不定,难以确定。除盐器对它们几乎没有去除作用。其比 活度由它们本身的衰变决定。 1 0 G B /T1 3 9 7 6 - - 2 0 0 8 附录G 资料性附录 气态流出物源项 G .1 核电厂气态流出物中含有放射性惰性气体、放射性碘同位素、其他放射性微粒、氚、氩一4 1 和碳一 1 4 等。 G .2 气态流出物中所含放射性核素主要来源于 a 废气处理系统; b 蒸汽发生器排污系统; c 主冷凝器抽气器排气; d 安全壳净化排气; e 辅助厂房、汽轮机厂房以及乏燃料贮存区的通风排气; f 二次系统泄漏的蒸汽; g 蒸汽的大气排放时排出的蒸汽或进行低功率物理实验时排放的蒸汽; h e 条内没有包括的厂房的通风排气。 注1 g 和h 两种来源的气载放射性物质的含量较低,惰性气体年排放时小于3 7G B q /8 ;对于L 1 3 1 小于3 7M B q /a 。 在气载放射性物质源项计算中,排放量低于上述量级的来源均可以忽略。 注2 气载放射性物质排放量的计算模型中,应考虑核电厂运行状态下一次冷却剂的连续脱气和因核电厂冷停堆除 气排往废气处理系统的废气,还应考虑蒸汽发生器排污水处理系统排气中含有的碘。 G .3 厂房通风系统排出的放射碘同位素 G .3 .1 厂房通风系统排出碘的化学形式及各厂房排出碘所占比例见表G .1 。 表G .1厂房排风中排出碘的化学形式及其所占比例 碘的化学形式安全壳辅助厂房汽轮机厂房燃料贮存厂房 微粒碘 o .0 9o .0 4o .O l 元素碘 o .2 1o .2 1o .7 80 .1 7 H O Io .2 1o .2 2o .5 7 有机碘 o .4 9o .5 3o .2 5 8 尚无测量到其他类型碘的相关数据。 G .3 .2 在厂房通风系统排气中碘的释放率与一次冷却剂中1 - 1 3 1 的比活度有关。为便于比较,用归一 化的释放率表示通过厂房通风排放出去的碘。表G .2 给出了各主要放射性厂房通风系统未经处理的 排风中平均1 - 1 3 1 归一化释放率。 G .4 从厂房通风系统排风中排出的未经处理的放射性微粒的释放率见表G .3 。 G B /T1 3 9 7 6 2 0 0 8 表G .2 厂房通风系统未经处理的排风中平均1 - 1 3 1 归一化释放率“5 单位为 G B q /a / M B q /k g 工况 安全壳辅助厂房。汽轮机厂房a 功率运行期间 8 .o 1 0 ?0 .7 2 f3 .8 1 0 3 换料/维修停堆期间 O .3 22 .5 94 .2 1 0 2 8 归一化的1 - 1 3 1 释放率是每单位一次冷却剂1 - 1 3 1 释放率[ G B q /a / M B q /k g ] 。 o 在各种工况下归一化的释放率是放射性核素H 3 1 的有效泄漏率。它是厂房内一次冷却剂的泄漏率及碘在泄 漏水和气相中分配的组合效果。对于汽轮机厂房,在确定其有效泄漏率时,必须考虑在蒸汽发生器内从水央 带至蒸汽内的I 1 3 1 。 。将表中给出的归一化释放率乘以核电厂一次冷却剂的b 1 3 1 比活度 M B q /k g ,即为该核电厂通过辅助厂房通 风系统的实际释放率 G B q /a 。 o 将表中给出的归一化释放率乘以蒸汽发生器炉水中I1 3 1 的比活度 M B q /k g ,再乘以附录F 中的蒸汽发生器 内碘的分配系数N S ,即为汽轮机厂房通风系统的实际释放率 G B q /a 。 。该释放率是指每天泄漏的一次冷却剂内1 - 1 3 1 总活度的百分数,它是厂房内一次冷却剂泄漏率与碘在泄漏水 和测量的气体内分配的组合。为了得到功率运行期间反应堆厂房通风系统1 - 1 3 1 的释放率 G B q /a ,将表中给 出的归~化释放率乘以该核电厂一次冷却剂内1 - 1 3 1 比活度 M B q /k g ,并根据该核电厂安全壳通风系统采取 的具体净化方法,得到安全壳通风系统的实际释放率。 1 包括来自乏燃料水池区通风的贡献。 表G .3 从厂房通风系统排风中排出的未经处理的放射性微粒的释放率“。 单位为G B q /a 核素安全壳辅助厂房燃料贮存池区废气系统 C r _ 5 13 .4 0 4 1 0 11 .1 8 4 1 0 26 .6 6 0 X 1 0 35 .1 8 0 1 0 4 M m 5 41 .9 6 1 1 0 12 .8 8 6 1 0 - - 31 .1 1 0 1 0 27 .7 7 0 1 0 5 C o - 5 73 .3 0 4 1 0 2 N A bN A 6N A b C 0 - 5 89 .2 5 0 X 1 0 17 .0 3 0 1 0 27 .7 7 0 1 0 13 .2 1 9 1 0 一‘ C o - 6 09 .6 2 0 1 0 21 .8 8 7 1 0 23 .0 3 4 1 0 15 .1 8 0 X 1 0 4 F e - 5 9 9 .9 9 0 1 0 21 .8 5 0 X 1 0 3 N A b 6 .6 6 0 X 1 0 “ S r - 8 94 .8 1 0 1 0 - - I2 .7 7 5 1 0 27 .7 7 0 1 0 21 .6 2 8 1 0 5 S r - 9 0 1 .9 2 4 1 0 叫1 .0 7 3 1 0 2 2 .9 6 0 X i 0 2 6 .2 9 0 1 0 4 Z r - 9 5N A o3 .7 0 0 1 0 2 1 .3 3 2 1 0 一‘1 .7 7 6 1 0 一‘ N b _ 9 56 .6 6 0 X 1 0 21 .1 i 0 1 0 28 .8 8 0 X 1 0 21 .3 6 9 1 0 4 R u - 1 0 35 .9 2 0 1 0 28 .5 1 0 1 0 41 .4 0 6 X 1 0 31 .1 8 4 1 0 4 R u - 1 0 6 N A 52 .2 2 0 X 1 0 一‘2 .5 5 3 1 0 39 .9 9 0 1 0 一, S b - 1 2 5N A b1 .4 4 3 X 1 0 一‘2 .1 0 9 1 0 3N A o C s _ 1 3 49 .2 5 0 1 0 21 .9 9 8 1 0 26 .2 9 0 1 0 21 .2 2 1 1 0 3 C s 一1 3 6 1 .1 8 4 1 0 11 .7 7 6 1 0 3 N A o1 .9 6 1 1 0 一‘ C 5 - 1 3 72 .0 3 5 X i 0 - - I2 .6 6 4 1 0 29 .9 9 0 i 0 22 .8 4 9 1 0 3 B a - 1 4 0 N A ‘1 .4 8 0 1 0 2N A 68 .5 1 0 1 0 4 C e _ 1 4 14 .8 1 0 1 0 29 .6 2 0 X 1 0 一‘1 .6 2 8 X 1 0 58 .1 4 0 X 1 0 5 8 表列数据为运行的核电厂的典型测量值。 bN A 在该厂房的通风排风中,未检测到该核素。假定该核素在总排放量中所占的份额小于1 “。 。由表G .3 得出,各个厂房通风系统排出的放射性微粒占排出微粒总量的份额分别为安全壳占6 3 %;辅助厂房 占5 %;乏燃料贮存水池占3 1 “;废气处理系统小于1 %。 G B /T1 3 9 7 6 - - 2 0 0 8 G .5 厂房通风系统排放的放射性情性气体 G .5 .1 一次冷却剂系统内惰性气体每天以总量的3 %的速率泄漏到安全壳空气中,并依此计算通过安 全壳通风系统排向环境的放射性惰性气体释放率。 G .5 .2 辅助系统厂房内一次冷却剂的总泄漏率为8 .4 1 0k g /s ,所漏出冷却剂中的惰性气体全部 进入厂房空气。 G .5 .3 汽轮机厂房内蒸汽的泄漏率为2 .1 4 l O ~k g /s ,所漏出蒸汽中所含气体全部进入厂房空 气中。 G .6 安全壳通风排放的氩一4 1 对于每台机组,氩一4 1 的平均释放率为1 .2 5 8T B q /a 3 4C i /a 。在安全壳通风或净化排风时,这些 氩一4 1 全部释放到大气中。 G .7 安全壳通风频率和空气净化 G .7 .1 为了换料和维修,假设核电厂每年至少有两次冷停堆,因而安全壳每年至少有两次净化排风。 G .7 .2 对于在运行期间利用装备的小直径通风管 直径小于0 .2m 连续通风净化的核电厂,除考虑每 年两次冷停堆的空气净化排放外,还应考虑在核电厂运行状态下,小风量连续排风的贡献。 G .7 .3 对于运行期间不进行小风量净化的核电厂,按每年通风净化2 2 次的频率确定安全壳的净化排 风量。 G .7 .4 凡配备有内循环和通风净化系统的核电厂,应考虑该系统对排风中所含碘的去除作用。在对 安全壳空气净化处理前,安全壳内循环净化系统对安全壳内的空气预先进行净化处理。内循环净化系 统的流量取核电厂具体设计值。除非另有说明,否则认为在安全壳净化排风前,内循环净化系统已工作 了1 6h ,并假定放射性气载物质只与安全壳自由容积内7 0 %的空气混合 混合效率为7 0 % 。 G .8 活性炭吸附器对碘的去除效率及高效微??掌似鞫晕⒘5娜コ?G .8 .1 高效微??掌似鞫晕⒘5娜コ饰? 9 % 去污因子为1 0 0 。 G .8 .2 凡参照行业标准E J /T4 2 1 要求设计的活性炭吸附器,对所有形式的碘的去除效率列在 表G .4 中。 表G .4 活性炭吸附器对碘的去除效率 对放射性碘的去除效率/ 活性炭床深 % o .0 5m 2i n 用于安全壳内部的空气过滤系统9 0 O .0 5m 2i n 用于安全壳外部的空气过滤系统,相对湿度为7 0 %7 0 0 .1 0 2m 4i n 用于安全壳外部的空气过滤系统,相对湿度为7 0 % 9 0 0 .1 5 0m 6i n 用于安全壳外部的空气过滤系统,相对湿度为7 0 % 9 9 G .9 括性炭延迟系统 活性炭延迟系统滞留时间计算见式 G .1 T 一6 .8 7 1 0 。 d K /F 式中 T 活性炭吸收的滞留时间,d ; K 动力学吸收系数,c m 3 /g ; M 活性炭吸收体的质量,t ; F 系统流量,m 3 /r a i n 。 1 3 G B /T1 3 9 7 6 - - 2 0 0 8 表G .5 给出动力学吸收系数K 的数值。 表G .5 动力学吸收系数K单位为c m 3 /g 运行温度2 5 ℃运行温度2 5 ℃运行温度2 5 ℃运行温度一1 7 .8 ℃ 核素 露点7 .2 ℃ 露点一1 7 .8 ℃露点- 4 0 ℃露点一2 8 .9 ℃ K r1 8 .52 57 01 0 5 X e3 3 04 4 011 6 024 1 0 G .1 0 主冷凝器抽气中的放射性碘的释放率 G .1 0 .1 在主冷凝器抽气器排放的未经处理的排气中放射性碘的归一化释放率为1 .7 T B q /a / M B q /k g 。 G .1 0 .2 该归一化释放率是放射性碘的有效释放率。它是流往主冷凝器的蒸汽流量、碘在主冷凝器和 抽气器排气间的分配、蒸汽发生器内二次侧水与蒸汽之间碘的分配的综合效应。将归一化释放率乘以 二次冷却剂内碘同位素的比活度 M B q /k g 再乘以表F .1 中给出的硖的分配系数 N s ,即为通过主冷 凝器抽气器排气排放的放射性碘的实际释放率。 G .1 1蒸汽发生器排污系统扩容箱排气中放射性碘的释放率考虑 蒸汽发生器排污系统扩容箱排气中放射性碘的释放率按两种情况考虑 a 若核电厂排污扩容箱的排风是经扩容箱排风冷却器冷却后排放的,或者是通过主冷凝器抽气 器排放的,则可不考虑通过排污扩容箱排风排放的放射性碘核素,即认为扩容箱中碘的分配因 子为零; b 如果扩容箱的排气直接排人大气,在扩容箱内碘的分配因子为0 .0 5 。 G .1 2 废气处理系统的输入流量 应按系统的设计容量确定废气处理系统流向废气储存箱的输人流量。如果没有现成的数据,可采 用下列数据作初步计算 a 对于废气处理系统中不采用氢复合器的核电厂,对每座反应堆,从废气处理系统流向废气储存 箱的输入流量为0 .2m 3 /h S T P ; b 对于废气处理系统中采用氢复合器的核电厂,对每座反应堆,从废气处理系统流向废气箱储 存箱的输人流量为0 .0 3 5m 3 /h S T P 。 附录H 资料性附录 液态流出物源项 G B /T1 3 9 7 6 - - 2 0 0 8 H .1 核电厂液态流出物中含有放射性碘同位素、铯和铷,其他放射性微粒、氚和碳- 1 4 。 H .2 在估计核电厂运行状态下液态流出物中的放射性核素排放量时,应考虑下列主要来源 a 为了保持核电厂水的平衡或为了控制核电厂内氚的积累,在硼回收系统工艺过程中形成的已 处理过的废液; b 从脏废液或各种废液系统排放的已处理过的废液; c 从蒸汽发生器排污处理系统排放的已处理过的废液; d 从化学废液或者从冷凝液除盐器再生系统排放的已处理过的废液; e 从汽轮机厂房地面疏水以及污水坑的排放废液; f 厂内洗涤液。 H .3 运行核电厂各股待处理废液的日平均输入流量和预计比活度见表H .1 。 表H .1核电厂待处理废液日平均输入流量及预计比活度 待处理废液日平均输人流量/ 甜/d 。 采用u 型管式蒸汽发生器,排污水经处理后再 循环至二次冷却剂系统的核电厂 采用排污处理 系统,处理后 来源 液体不再循环 相对活度6 采用带超声波采用不带超声 树脂清洗器的波树脂清洗器采用粉末式冷 到冷凝器或二 深床冷凝液除的深床冷凝液凝液除盐器 次冷却剂系统 的核电厂 盐器除盐器 a 一次冷却剂泵密 0 .0 7 60 .0 7 60 .0 7 60 .0 7 60 .1 封泄漏水 一次冷却剂 b 一次冷却剂的泄 系统 安全 漏[ 包括除a 项 0 .0 3 80 .0 3 80 .0 3 80 .0 3 81 .6 7 。 外的各种泄漏途 壳内 径] c 一次冷却剂设备 1 .91 .9 1 .91 .90 .0 0 1 疏排水 a 一次冷却剂系统 0 .3 00 .3 00 .3 00 .3 01 .0 设备排放水 b 乏燃料池管道疏 2 .6 52 .6 52 .6 52 .6 50 .0 0 1 一次冷却剂 排水 系统 安全 壳外 c 一次冷却剂取样 0 .7 60 .7 60 .7 60 .7 60 .0 5 系统排放水 d 辅助厂房地板 0 .“ 7 6 0 .7 6 0 .7 60 .7 60 .1 疏水 G B /T1 3 9 7 6 - - 2 0 0 8 表H .1 续 待处理废液E t 平均输入流量/ m 3 /d ‘ 采用u 型管式蒸汽发生器,排污水经处理后再 循环至二次冷却剂系统的核电厂 采用排污处理 系统,处理后 来源 液体不再循环 相对活度- 采用带超声波 采用不带超声 树脂清洗器的波树脂清洗器采用粉末式冷 到冷凝器或二 深床冷凝液除的深床玲凝液凝液除盐器 次冷却剂系统 的核电厂 盐器除盐器 a 二次冷却剂取样 5 .35 .35 .3 5 .31 0 一t 系统排放水 b 冷凝液除盐器树 1 1 .44 5 .4 1 0 8 脂的输送溶液 c 冷凝液除盐器再 根据再生频度 3 .21 2 .9 及再生水体积 生溶液 计算 d 超声波树脂清洗 5 6 .8 2 X 1 0 6 二次冷却剂 器溶液 系统 e 冷凝液粉除盐器 3 0 .72 1 0 6 反洗水 f 蒸汽发生器排 按设计流程 取设计值 污水计算 g 汽轮机厂房地面 按主蒸汽比活 2 7 .32 7 .32 7 .32 7 .3度乘相应的分 疏水 配系数而得 a 厂内洗衣设备 1 .11 .11 .11 .1 b 热淋浴排水可忽略可忽略可忽略可忽略 洗涤和去污 c 洗手池排水 0 .7 60 .7 6 0 .7 6 0 .7 6 系统 d 设备和墙面去污 0 .1 50 .1 50 .1 50 .1 5 清洗水 总计 1 1 2 .49 9 .67 1 .93 9 .9 8 本表所给出的流量和比括度为测量的典型值,废液输入量及其比活度变化很大,在计算液体源项时t 表中数据 可供参考。 b 为便于比较和计算,应以一次冷却剂的比活度为单位表示各股废液的放射性水平,相对活度是把废液的比活 度表示成一次冷却剂比活度的份额或倍数。 c 因为泄漏水中约有4 0 %的水立即闪蒸,使泄漏水的比活度提高,因而倍数大于1 。 o 为计算通过该项排放的放射性物质量,可利用表H .3 列举的比括度进行计算。 1 6 G B /T1 3 9 7 6 - 2 0 0 8 H .4 在废液处理系统中,去除放射性核素的途径有 a 放射性核素在收集、处理和排放期间的衰变; b 处理系统中各种处理设备对核素的去除作用。主要处理设备有除盐器、过滤器、蒸发器、反渗 透装置等,还应考虑设备表面对核素的吸附作用。 H .5 核电厂废液处理系统中各种净化设备的去污因子见表H .2 。 表H .2 各种系统净化设备的去污因子 D F 处理系统 去污因子 D F 除盐器 阴离子C s ,R b 其余核素 一次冷却剂下泄流 C V C S 1 0 0 2 5 0 废液处理系统 H O H 1 0 2 1 0 2 1 0 1 0 2 1 0 混床蒸发器冷凝液 H O H 一 5l1 0 硼回收系统 1 0 2 1 0 蒸汽发生器排污系统 1 0 2 1 0 1 0 1 0 1 0 2 1 0 阳床 任何系统 1 1 1 0 1 0 1 0 1 0 阴床 任何系统1 0 2 1 0 1 1 1 1 粉末床 P o w d e x 任何系统 1 0 1 0 2 1 0 1 0 1 0 蒸发器 除碘外其余核素 碘 各种废液 1 0 31 0 2 硼回收系统 1 0 31 0 2 洗涤废液单独使用的蒸发器 1 0 21 0 2 反渗透装置所有核素 洗涤废液 3 0 其余废液系统 1 0 过滤器对所有核素D F 一1 注1 对串联使用的除盐器,第二个除盐器使用括号内的D F 。 注2 本标准列举的各种废液处理设备的去污因子是该设备在核电厂寿期内 包括停堆期在内 预计的对放射性 核素的平均去除性能。 注3 在确定废液处理系统的总去污因子时,应考虑下列因素 a 系统的总去枵因子为该系统内各项处理设备的去污因子的乘积; b 在废液处理过程中,不考虑处理设备对惰性气体、氚和水的括化产物 N 一1 6 的去除,即对它们的去污 因子为1 ; c 凡选择使用 根据需要选用 的设备或者在正常流程中不用的设备,在确定系统的总去污因子时均不 予以考虑。 由于处理设备对不同核素的去除性能各不相同,因此应按核素的分类分别列出系统对各类核素的总去污 因子。 注4 在确定除盐器的去污因子时,考虑了下列因素 a 除盐器的去污因子与进入除盐器人口处料液的放射性物质浓度和离子浓度有关,与离子交换树脂的 交换能力有关。在相同运行条件下,去污因子随进人料液的放射性物质浓度和离子浓度的增加而增 大,随着料液在树脂中穿透深度的增大而减小。表列数值为核电厂在寿期内的平均数值; b 对于串联使用的两个除盐器,通常第一个除盐器的D F 比第二个的要高一些,但对于
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    13976-2008 压水堆核电厂运行状态下的放射性源项 13976--2008 GBT13976-2008 1 3976--2008 压水堆核电厂运行状态下
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    GBT13976-2008压水堆核电厂运行状态下的放射性源项.rar,13976-2008,压水堆核电厂运行状态下的放射性源项,13976--2008,GBT13976-2008,1,3976--2008,压水堆核电厂运行状态下
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