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GBT 13976-2008 压水堆核电厂运行状态下的放射性源项PDF文本

ICS27.120.10F72中华人民共和国国家标准GB/T13976一2008代替GB/T13976一1992压水堆核电厂运行状态下的放射性源项Radioactive source term of PWR nuclear power plant for operational states2008-07-02发布2009-04-01实施中华人民共和国国家质量监督检验检疫总局中国国家标准化管理委员会发布筑Z.Z0
GB/T13976-2008目次前言…1范围…12规范性引用文件…………13术语和定义………14计算主要流体内放射性核素比活度的方法……25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(资料性附学亡球的放率心心……23筑Z.Z0
GB/T13976-2008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NUREG-0017:1985以及IAEA的TRS No.421.本标准代替GB/T13976一1992《压水堆核电厂运行工况下的放射性源项》.本标准与GB/T13976一1992相比主要变化如下：一标准名称改为《压水堆核电厂运行状态下的放射性源项》；翻除了原术语“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；一增加了碳-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套财网J.N正本标准起草单位：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筑Z.Z0
GB/T13976-2008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；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/T421三十万千瓦压水堆核电厂核级高效碘吸附器3术语和定义下列术语和定义适用于奉标准，J.NE73.1运行状态operational states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normal operation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anticipated operational occurrences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chemical waste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clean waste那些含氟、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detergent waste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。霸Z.ZC.ET
GB/T13976-20083.7脏废液dirty waste地面疏水floor drains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gaseous ef们uent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liquid effluent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。3.10分配系数partition coefficient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。3.11分配因子partition factor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。3.12放射性卤素radioactive halogens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)。3.13兴可莲列索才刈Z.心ZSU.E放射性惰性气体radioactive noble gases氨、氖、氬、氯、氙和氯的放射性同位素（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)。3.14水话化产物water activation products水中的6O通过sO(n,p)6N反应形成的1sN。3.15源项source term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。3.16蒸汽发生器排污水steam generator blowdown为了保持适当的水化学性质而从蒸汽发生器排出的炉水。3.17汽轮机厂房地面疏水turbine building floor drains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筑Z.Z0
GB/T13976-2008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=-…4…(1m·(+)式中：C-一放射性核素比活度，S一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一流体的质量；入一放射性核素的衰变常数；B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。42.5调整因子的计箕公式见时卖卫套式中所用到的参数及其取值见附录FN正丁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-14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。3筑Z.Z0
GB/T13976-2008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PMW340038003000蒸汽流量FSt/h6.80X107.71×1035.90×103一次冷却剂系统内水的质量WPt2.49×1032.72×1032.27×102所有蒸汽发生器内水的总质量WSt2.04×1022.27X1031.81×102反应堆下泄流量（净化）FDt/h1.68X101.91×101.45×10反应堆下泄流量（硼控所需年平均值）FBt/h2.27×10-14.54×10-11.13×10-1蒸汽发生器排污水流量（总计）FBDt/h3.40×104.54×102.27×10蒸汽发生器排污水中的放射性核素不再返回二NBD1.001.000.90次系统的份额通过净化系统阳离子除盐器的流量FAt/h1.683.400.00流过冷凝液除盐器的流量与蒸汽总流量之比一NCZoT0.o10.00从净化系统流往废气系统的情性气体总量与由一次冷却剂系统送往净化系统（不包括嚼回收系Y00.010.00统)的情性气体总量之比。表中所列的标称值为这样的系统的设计标称值：系统中未设爱冷凝液除盐器，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。对于绝和物，该标称值为0.9。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，NC的取值为NC=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35%，这股务通蒸汽未经冷凝液除盐器的处理。由于核素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：80%：铯、铷：90%；其余核素：90%。即各类核素NC的取值分别为：碘：0.2：绝、钩：0.1：其余核素：0.1。筑Z.Z0
GB/T13976-2008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.漫漏S·NSIFS·S·NC蒸汽发生器蒸汽发生器S·Ns·(1-NC)排气反应堆压力蒸汽主冷凝器容器一次侧二次侧FBD给水NC·S·Ns排污FD冷凝液除盐器NXFA净化除盐器阳离子除盐器NBFB—一用回收系统净化系统箱体除气注：流程图中各特号中的定文见表A.和表R.网图B.1参考核电厂流程图及核素去除途径筑Z.Z0
GB/T13976-2008附录C(规范性附录)放射性核素分类放射性核素分类见表C.1。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素第三类绝、蜘第四类水活化产物（氮16）第五类尔、碳-14第六类其他核素注1：此核素分类只适用于本标准。注2：此核素分类中，第一至第五类核家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筑Z.Z0
GB/T13976-2008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。表D.1参考核电厂主要流体内核素比活度单位为MBa/kg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）Kr-85m5.92001.258×10-4Kr851.591×1003.293×10-Kr-875.55001.110×10-4Kr-881.036×10'02.183×10-6Xe-131m2.701×10105.550×10-Xe133m2.59005.550×10-1Xe1339.620×1001,998×10-3Xe-135m4.81009.990×10-7Xe-135曲出Z目976016.660×10-6Xe137=2.627×10-1Xe1384.44009.250×10-7第2类核素（卤素）Br-840.5922.775×10-s2.775×10-41-1311.6656.660X10-56.660×10-7I-1327.7701.147×10-41.147×10-6I-1335.180×101.776×10-41.776×10-61-1341.258×108.880×10-58.880×10-11-1359.6202.442X10-42.442×10-6第3类核素（铯、包）Rb-887.0301.961×10-59.620×10-Cs-1342.627×10-11.221×10-6.290X10-8Cs1363.219×10-1.480×10-67.400×10-Cs1373.478×10-11.628×10-58.140×10-第4类核素（水活化产物）N-161.480×1033.700×10-33.700×10-6第5类核素（氛）H-33.700×103.700×10-23.700×10-2第6类核素（其他核素）Na-241.7395.550×10-52.775×10-72霸Z.ZC
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