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GB／T 42290-2022 压水堆核电厂气载放射性源项分析和控制规范.pdf

压水堆核电厂气载放射性源项分析和

Analysisandcontrolspecificationsforairborneradioactivesourcetermof pressurizedwaterreactornuclearpowerplant

国家市场监督管理总局 发布 国家标准化管理委员会

技术交底-北京建工集团-通用-室内外排水GB/T 42290—2022

范围 规范性引用文件 术语和定义 通则 气载放射性源项分析方法 气载放射性控制要求 ··....·....S 气载放射性控制措施 附录A（资料性）厂房内泄漏源及其蒸发源对应的泄漏率和蒸发率……… 附录B（资料性）气相分配因子… 附录（资料性）辐射分区设计特征..…..…..…..….……..….…..…..…..… 附录D（资料性）气载放射性常规监测点 ............. 附录E（资料性）燃料元件破损情况下气载放射性控制和辐射防护的要求及措施· 附录F（资料性）典型压水堆核电厂气载放射性污染识别和管理体系 附录G（资料性）典型压水堆核电厂负压工作棚（SAS）使用与管理

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、中核核电运行管理有限公司、福建福清核电有限公司 中广核工程有限公司。 本文件主要起草人：毛亚蔚、米爱军、尤伟、徐亚、张普忠、王炳衡、王晓霞、高桂玲、曾进忠、倪伟、 郭行、杜瑞、潘跃龙、熊军

水堆核电厂气载放射性源项分析

压水堆核电厂气载放射性源项分析和 控制规范

压水堆核电厂气载放射性源项分析和 控制规范

本文件规定了压水堆核电厂厂房内气载放射性源项的分析方法、重要参数选取原则以及气载放射 性的控制要求 本文件适用于压水堆核电厂运行状态厂房内气载放射性源项的分析和控制，其他类型核电厂可参 考执行。

文件没有规范性引用文件

下列术语和定义适用于本文件。 3.1 气载放射性源项airborneradioactivesourceterm 由空气或其他气体介质所载带的放射性源项。 注：通常是放射性气溶胶、放射性气体与蒸汽的总称。 3.2 自由空间体积freevolume 核设施厂房内气体可以自由到达的空间对应的体积。 3.3 通风去除系数ventilationremovalcoefficient 核设施厂房内通风系统通风流量与厂房自由空间体积的比值。 3.4 泄漏率leakagerate 单位时间内系统或设备中的放射性液体或气体的泄漏量。 3.5 蒸发率evaporationrate 单位时间内系统或设备中的放射性液体的蒸发量。 3.6 气相分配因子gaseouspartitionfactor 当气体和液体之间处在平衡态时，某一核素在气相中的量与在气相和液相内的总量的比值。

4.2 2压水堆核电厂在评估厂房内的气载放射性水平时，由于辐射源的源项、通风流量、泄漏率或蒸发率 等参数因核电厂运行状态的不同而存在差异，参数选取时应包含合理的保守性。 4.3压水堆核电厂在设计和运行时，应明确厂房的气载放射性源项控制要求，并根据不同区域和操作 制定相应的控制措施。

气载放射性源项分析方法

压水堆核电厂气载放射性物质来源应包含： a） 传送放射性介质的系统和设备的泄漏，及其在厂房自由空间体积中形成的气相分配； b) 12 散口设备、设施中放射性液体的蒸发导致放射性物质在气相中的分配。 在平衡状态下，考虑气载放射性物质在自由空间内均匀分布，核素的气载放射性活度浓度可用 1）进行计算

气载放射性源项分析重要参数

C=（LR)A（PF);/(V入）

6.1.1厂房或隔间自由空间通常为建筑空间减去建筑结构、设备、管道所占体积之后的空间。 6.1.2反应堆厂房自由空间体积，主要考虑内层安全壳内反应堆大厅相连通的空间的体积。内外层安 全壳之间的空间需另外单独计算。 6.1.3核燃料厂房自由空间包括乏燃料操作大厅和其他房间，通常核燃料厂房气载放射性分析时主要 考虑乏燃料贮存水池上方乏燃料操作大厅的空间体积。 6.1.4若厂房内各个房间的具体通风流量、泄漏率和蒸发率可以确定，则可结合具体房间的自由空间 体积，分析各个房间的气载放射性源项；若具体房间的通风流量、泄漏率和蒸发率无法确定，可将整个厂 房看作一个贯通的自由空间，不考虑结构墙体的分割

6.2.2若厂房内各个房间的具体通风流量可以确定，可结合具体房间的自由空间体积、泄漏率和蒸发 率等参数，分析各个房间的气载放射性源项；若具体房间的通风流量无法确定，则参考6.1.4，采用对应 自由空间体积内通风系统的总通风流量。 6.2.3若厂房内针对不同运行工况启用不同的通风系统，仅考虑对应工况下对气载放射性物质具有去 除作用的通风系统的通风流量。

6.3.1各厂房在不同运行工况下对应不同的泄漏源或蒸发源，其对应的泄漏率或蒸发率的取值应分析 具体运行工况。 6.3.2泄漏率和蒸发率与运行工况相关，气载放射性源项分析时应分析对应运行工况下的具体数值 典型压水堆核电厂厂房对应的泄漏率和蒸发率参数见附录A。 6.3.3乏燃料池水的蒸发率应综合考虑水池表面积、水池表面通风流速、其所在厂房的温度、气压及相 对湿度等影响因素。

气相分配因子受温度、气压、相对湿度等因素影响，各厂房应根据自由空间体积内的相关参数计算 对应的气相分配因子。典型压水堆核电厂厂房中不同核素的气相分配因子见附录B。

7.1.1厂房内的气载放射性污染水平应满足厂房分区设计要求。典型压水堆核电厂厂房相应辐射分 区气载污染控制水平见附录C。 7.1.2设计中应防止放射性相关系统的设备及管道的泄漏；对于设计中考虑的泄漏，应保证以可控的 方式进行收集和处理；应设置一系列实体屏障以便有效的将气载放射性物质包容在特定区域；应分析针 对不同厂房和/或区域设置专门的通风系统，并设置合理的启用条件；应提供监测手段以便及时发现各 种泄漏。 7.1.3通风系统设计应确保气流从气载污染风险较低的区域流向气载污染风险较高的区域，气载污染 区相对于相邻清洁区应保持负压。工作人员可达的操作区域应保证一定的通风流量，相应区域的换气 次数设计一般不应小于： a）绿区每小时为1次； b）黄区每小时为2次； c）红橙区或可能出现“碘污染”的区域，每小时为4次。 7.1.4通风系统应降低特定区域内气载放射性物质的浓度，以满足该区域的设计要求。通风系统排风 口的流量应大于进风口的流量，以保持房间的负压。 7.1.5用以去除气载放射性物质的通风系统，应设置相应的过滤设备，确保排出气体的放射性浓度低 于规定限值，并处于可合理达到尽量低的水平。具有过滤装置的通风系统一般包括主控制室空调系统， 外围设备间通风系统、核燃料厂房通风系统、安全壳内部净化系统、安全壳空气监测系统及辅助厂房通 风系统。 7.1.6应避免通风系统出风口位置正对有解体需求的放射性设备，以避免从风口吹出的气流造成放射

或区域，当污染水平超过设定闽值时应发出报警，并且联动相关风机、风阀等设备动作

工作人员的辐射危害。 8.2当核电厂的厂房气载放射性辐射监测中发现工作场所气载放射性水平发生异常变化时，应对工作 场所采取隔绝污染源、通风换气、空气净化、区域隔离和辐射警示等措施，并对进入工作场所的人员加以 限制。 8.3对于固定式辐射监测系统和用于连续监测的移动式气载放射性监测仪器，应定期巡检其运行状态 和跟踪监测数据的变化情况，当监测仪表出现超阈值报警时，应及时响应处理并开展原因调查。 8.4进人可能存在气载放射性污染的区域，如功率运行期间反应堆厂房，应预先分析和评估该区域内 气载放射性水平，必要时通过设置过滤净化系统来减少大气中的放射性污染水平。 8.5在对包含气载放射性物质的工艺系统进行开口作业前，应通过工艺系统的扫气操作降低系统开口 作业导致的气载放射性污染风险。对于核电厂废气处理系统的开口工作，还应防止系统内可能残留的 气载放射性物质的扩散。 8.6核电厂在实施具有气载放射性污染风险的检修工作前，应先进行辐射风险分析，必要时设置具备 净化功能的负压工作棚，或者在系统、设备的开口处加装抽吸设施建立局部负压，防止检修期间气载放 射性物质的扩散。典型压水堆核电厂负压工作棚使用与管理要求见附录G。 8.7核电厂通风系统的检修应避开厂房内放射性解体检修工作比较集中的时间段，为工作人员提供适 宜的工作环境，减少气载放射性污染风险和降低工作人员的辐射剂量。 8.8核电厂应配备适应多种场合的气载放射性个体防护用品和设备，并对个体防护用品的使用进行培 训。常用的个体防护用品有口罩、半面罩、全面罩、碘面罩、自给式呼吸器、气面罩、气衣等，应根据工作 场所的气载放射性污染类型、气载放射性污染水平、现场工作条件、作业时间等因素选择使用。

典型百万千瓦级压水堆核电厂厂房内泄漏源及其蒸发源对应的泄漏率和蒸发率参数 所示

瓦级压水堆核电厂厂房内泄漏源及其蒸发源对应的泄漏率和蒸发率参数如表A.1

千瓦级压水堆核电厂厂房内泄漏源及其蒸发源对

典型压水堆核电厂厂房中不同核素的气相分配因子如表B.1所示

B.1 典型压水堆核电厂不同核素的气相分配因子

附录C （资料性） 辐射分区设计特征 典型压水堆核电厂厂房辐射分区设计特征如表C.1所示，

表C.1 典型压水堆核电厂辐射分区设计特征

注：DAC为导出空气浓度，参考人在这一浓度（Bq/m²）的空气中吸人2000h即达到年摄人量限值（ALI)。根据 GB18871提供的各种核素的待积有效剂量转换系数，据此求出ALI.再计算得到DAC。

GB/T 42219-2022标准下载典型压水堆核电厂气载放射性常规监测点如表D.1所示。

附录D （资料性） 气载放射性常规监测点

附录D （资料性） 气载放射性常规监测点

D.1 典型压水堆核电厂气载放射性常规监测点

期间燃料组件破损时的要

气载放射性控制要求和措施具体如下： a）持续跟踪辐射监测系统中安全壳空气放射性活度浓度监测道、核辅助厂房通风系统气体放射 性活度浓度监测道、烟肉排气放射性活度浓度监测道等数据变化情况，异常情况及时通报； b）准备足够数量辐射监测仪表和碘防护面罩等辐射防护用品； C） 增加核辅助厂房相关区域的防护措施：反应堆厂房工艺疏水地坑向核辅助厂房工艺疏水地坑 排水时碘的防护和控制；硼回收系统除气塔房间、废气系统压缩机/衰变箱房间进入限制，进人 人员需要佩戴碘面罩等； d）涉及到主回路系统或设备开口操作，如更换过滤器滤芯等，需佩戴碘面罩或气面罩； e) 2 提高工艺系统对碘的净化效果； fD 工作人员如需进入反应堆厂房，除需要批准许可外，还需要制定和实施气载放射性污染防护 措施。

气载放射性控制要求和措施具体如下： a）大修前一周至热停堆前： 1）电厂制定降低一回路放射性气态裂变产物方案； 2）确认需要进人大修主线计划跟踪的行动已纳人主线计划； 3）进人热停堆两小时前完成对反应堆厂房工艺疏水箱和地坑的排水，以减少后续检修人员 进人反应堆厂房，尤其是该地坑附近的内照射风险； 4）持续维持核辅助厂房相关区域的防护措施，直至低低水位结束，经辐射防护评价后解除。 b）热停堆至主冷却剂泵停运： 1）辐射防护工程师根据反应堆厂房内的气载放射性污染水平确定并发布进反应堆厂房的防 护要求； 2）安全壳换气通风系统投运后，辐射防护工程师再次确定进入反应堆厂房人员的防护要求； 3）在满足主冷却剂泵停运条件后还应根据辐射防护最优化原则，尽可能保持主冷却剂泵的 运行，使放化指标尽可能低。 C） 13 主要检修工作的辐射防护控制： 1）对稳压器开人孔、拆除热电偶机械密封、开压力容器顶盖、装卸料、燃料厂房倒料、破损燃 料离线吸检查、卸料后换料水池排水、低低水位检修等工作过程进行严格控制； 2）稳压器开人孔、蒸汽发生器开一次侧人孔、主系统大口径阀门解体（直径大于或等于 80mm)等工作场所需布置负压工作棚（安装除碘风机）； 3）检修期间工作场所布置移动式碘（滤盒定期更换）、气溶胶及情性气体监测仪表，并进行跟 踪评价； 4）检修期间监视辐射监测系统数据的变化：

5） 1M7 检修期间除工作必须的人员以外某市区电网工程施工组织设计，其他人员暂时撤离工作场所或反应堆厂房； 6）检修期间工作人员佩戴气面罩或碘面罩； 7 ）工作结束后，辐射防护工程师通过辐射监测系统数据和现场测量数据判断是否解除工作 场所进人限制。 H) 工作场所碘监测仪表、反应堆厂房辐射监测系统碘通道数据的辐射防护要求见表E.1。

表E.1辐射防护要求