标准规范下载简介
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.pdfICS 17.240 CCS F74
压水堆核电厂辅助系统及二回路系统
Analysiscriterionforradiationsourceterminauxiliaryandsecondary coolantsystermofpressurizedwaterreactornuclearpowerplant
国家市场监督管理总局 发布 国家标准化管理委员会
CJJT 306-2020 城市轨道交通车辆基地工程技术标准.pdfGB/T 42142—2022
范围 规范性引用文件 术语和定义 一般要求… 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 附录B（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·
GB/T 42142—2022
本文件按照GB/T1.1一2020《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。 本文件起草单位：中国核电工程有限公司、中广核工程有限公司。 本文件主要起草人：毛亚蔚、米爱军、李卓然、王晓霞、王炳衡、尤伟、荆春宁、张普忠、杨德锋、田英男 唐邵华、吕炜枫
GB/T 42142—2022
水堆核电厂辅助系统及二回路系
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 和假设条件。
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 假设条件。 本文件适用于压水堆核电厂 任止常运行 回路系统辐射源项的分析
文件没有规范性引用文件
本文件没有规范性引用文件 术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3.1 正常运行normaloperation 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。 注：如放射性核素的种类、数量、化学形态等。 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。 注：如反应堆水池、乏燃料水池冷却和处理系统、化学和容积控制系统、余热排出系统及三废处理系统等、
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计基准源项（即 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，计算模型应能真实反映系统功能及工艺流程 4.4应按屏蔽设计源项能包络正常运行工况下：可能出现的不同源项的原则选取工艺参数
GB/T421421
5. 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。
辅助系统反二回路系统设备辐射源项分析通吊应包含 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； e）累积时间； 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对于有多个人口的设备，应按不同人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人口源项。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 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。 5.5辐射源项分析时应充分分析设备中放射性介质的气态、液态、固态等各类形态。 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 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。 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 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，应做如下分析： a）对于气态放射性介质的体积，其体积等同于设备气相空间的体积； 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 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。 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 时间。通常情况下，可考虑为该设备部件的更换周期。 5.11对有剂量率控制要求的设备，设备源项可根据剂量率控制值及典型的核素比例反推得到， 5.12辅助系统及二回路系统设备辐射源项分析需考虑3核素及超铀核素。分析方法通常为主回路冷 却剂计算分析及在辅助系统中的迁移累积、根据标准反推以及根据实测数据得到的经验反馈等。
6.1反应堆水池和乏燃料水池冷劫和处理系统
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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，应包含情性 气体、碘、钇、钼和绝等放射性同位素以及其他裂变核素、活化腐蚀产物等。 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 下列主要来源： a）乏燃料水池池水； b）反应堆换料水池池水。 6.1.3应包含停堆换料的影响。通常情况下，反应堆换料水池的源项应选择停堆换料工况。 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
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 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进行除硼的含硼量比例高于5×10一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 机组设计特点进行分析。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。 6.3.4硼回收系统前贮槽收集含氢反应堆冷却剂，在设计中其放射性活度可考虑与主冷却剂相同。 6.3.5硼回收系统树脂滞留过滤器，应包含对前级混床和阳床除盐床碎树脂的累积。 6.3.6硼回收系统脱气塔可按对情性气体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。 6.3.7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。 6.3.8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
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6.3.9硼回收系统浓缩液过滤器源项分析时，应充分分析浓缩液中固体悬浮物在过滤器中的滞留。 6.3.10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
6.4.1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包含碘、钇、钼和铂等放射性同 位素以及其他裂变核素、活化腐蚀产物等。 6.4.2在计算核电厂正常工况下反应堆硼和水补给系统的辐射源项时，应包含下列主要来源： a）来自硼回收系统的冷凝液； b）来自硼回收系统的浓缩液。 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。
6.5.1通常情况下，余热排出系统各设备累积的放射性核素应包含情性气体、碘、钇、钼、绝、其他裂变 核素、活化腐蚀产物等。 6.5.2在计算核电厂正常工况下余热排出系统的辐射源项时，应分别分析功率运行和停堆工况，其中 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
通常情况下，核取样系统各设备累积的放射性核素应包含情性气体、碘、钇、钼和铂等放射性 索以及其他裂变核素、活化腐蚀产物等
通带情况下，核最件宗统各设备系积的放射任核累应包含情任 立素以及其他裂变核素、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。
6.7.1通常情况下，核岛疏水排气系统各设备累积的放射性核素应包含情性气体、碘、钇、钼和绝等放 射性同位素以及其他裂变核素、活化腐蚀产物等。 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人核岛 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
通常情况下，固体废物处理系统各设备累积的放射性核素应包含碘、钇、钼和等放射性同位 其他裂变核素、活化腐蚀产物等
a） 来自化学和容积控制系统、反应堆水池和乏燃料水池的冷却和处理系统、硼回收系统、反应堆 硼和水补给系统、废液处理系统、蒸汽发生器排污系统的过滤器滤芯； b）来自化学和容积控制系统、反应堆水池和乏燃料水池的冷却和处理系统、硼回收系统、废液处 理系统、蒸汽发生器排污系统的废树脂； c）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）杂项于废物
c）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，衰变时间即从注人贮槽至排 出贮槽的时间，衰变时间根据实际工艺流程确定。 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，衰变时间即从注人贮槽 至排出贮槽的时间，衰变时间根据实际工艺流程确定。 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 至排出贮槽的时间。 6.8.8对于工艺处理流程相同的过滤器滤芯东莞某污水处理厂截污主干管施工组织设计，应以放射性水平最高的芯子的源项作为该处理流程中的 过滤器滤芯源项。 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 计算条件。 6.8.10固体废物源项的计算，应充分分析蒸发、压缩、水泥固化、降解等工艺流程的影响。 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 比例。
9.1 通常情况下，废液处理系统各设备累积的放射性核素应包含碘、钇、钼和绝等放射性同位素 他裂变核素、活化腐蚀产物等
a）工艺排水，一般是化学物质含量低、放射性浓度高的废液； b）化学排水，一般是化学物质含量高的放射性废液； c）地面排水，一般是化学成分不定、放射性浓度低的废液（其放射性浓度一般情况下低于排放限 值)。 6.9.3工艺排水、化学排水及地面排水，宜结合运行情况考虑源项。通常情况下，按除气主冷却剂的 定比例进行计算，并可结合工艺流程考虑一定的衰变时间。
6.10.1通常情况下，废气处理系统各设备累积的放射性核素应包含情性气体等。 6.10.2在计算核电厂正常工况下废气处理系统的辐射源项时，应根据废气实际来源进行分析，通常为 含氢废气
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位素以及其他裂变核素、活化腐蚀产物核素等。对于采用电离除盐（EDI)净化工艺的排污系统，应结合 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均匀化， 混合体的几何形态由设备形态决定。通常情况下，均匀混合后的源为圆柱体源，其放射性活度浓度应为 放射性水活度浓度乘以体积均匀化因子。 6.11.4蒸汽发生器排污系统树脂滞留过滤器，应分析对前级除盐床碎树脂的累积，通常情况下碗扣支架安全施工施工方案，其累 计活度为混床和阳床累积活度之和的1%。