EJ T 317-1998 压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则.pdf

1、ICS 27. 120. 20 F 65 备襄号：1343-1998E.J 中华人民共和国核行业标准EJ/T 317-1998 压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则Design criterion of radiation shield in the PWR nuclear power plant 11111 llf,JlI 川1998-03-25发布1998-09-01实施中国核工业总公司发布EJ/T 317-1998 前丰田口随着我国核工业的发展，工程技术水平的提高和实践经验的增强，同时，由于ICRP60号报告的正式出版，EJ317-88的某些数值和内容已不符合当前工程技术设计的要求。因此，我们在

2、对EJ317-88进行全面复审的基础上，编制了本标准。和EJ317-88相比，主要是对辐射分区和事故摞项以及剂量率限值进行了修改和补充规定。另外，对某些内容做了更精确、合理的描述。本标准自生效之日起，同时代替EJ317-88。本标准由全国核能标准化技术委员会提出。本标准起草单位：核工业第二研究设计院。本标准主要起草人z华旦、刘正晖。1范围中华人民共和国核行业标准压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则Design criterion of radiation shield In the PWR nuclear power plant 本准则规定了压水堆核电厂辐射屏蔽设计的基本要求。本准则适用于压水堆核电厂

3、辐射屏蔽设计。2 51用标准EJ/T 317-1998 代替EJ317-88 下列标准所包含的条文，通过在本标准中引用而构成为本标准的条文。本标准出版时，所示版本均为有效。所有标准都会被修订，使用本标准的各方应探讨使用下列标准最新版本的可能性。GB 8703-88辐射防护规定GB 13976-92 压水准核电厂运行工况下的放射性源项3总则J. 1 为保障核电厂工作人员及周围居民的辐射安全，保持环境，根据GB8703-88等有关法规，特制定本世计准则J.2 有关辐射防护设施的设置均须符合本设计准则。3.3 屏蔽设计的目的g确保核电厂工作人员及居民所接受的外照射当量剂量低于相应的设计目标值f确保反

4、应堆压力容器和材料的辐射损伤安全3.4屏蔽设计的主要任务：3.4.1 辐射源强及分布计算包括计算反应堆带功率运行、停堆、更换燃料和各种事故工况下堆本体中子和辐射源及通量密度分布，计算反应堆主、辅系统中放射性裂变产物、腐蚀产物以及各种核反应产物的话度及分布，计算存放和运输带有放射性物质的系统和设备辐射源及分布。3.4.2 确定核电厂厂房内的辐射分区和剂量设计目标值3.4.3 考虑潜在照射的影响在设计基准事故和某些严重事故条件下，进行主控室和应急管理中心的屏蔽设计。分析主控室的可居留性和某些事故区攘的可接近性。3.4.4 选定中子和射线减弱计算的方式及其相应的配套参数。3.4.S 选择屏蔽体材料、

5、拟定布置方式、确定屏蔽体厚度3.4.6 给出各种工况下主、辅厂房各典型部位的辐射场，为反应堆安全运行和检修、辐射中国撞工业总公司1”18-03-25批准”8-0，但实施EJ/T 317-1998 监测以及设备和仪表的辐照寿命设计提供依据3.4.7 与核电厂有关工艺系统设计，以及与通风、给排水和土建结构等多种工种配合，全面落实各项设计要求。3.5 在确保安全的前提下，屏蔽设计应遵从尽量缩小体积、减轻重量和降低造价的原则。方案设计要进行优化比较。在设计中还应贯彻方便运行和检修人员操作的原则。4屏蔽设计依据4. 1 遵照职业性工作人员年剂量限值的规定，核电厂厂内控制区的辐射分区及在正常运行工况下各区

6、屏蔽设计的外照射剂量当量率目标值如表1所示。表1名称剂量当量率说明mSv/h 常规工作区运衍。1每周工作小子40h间断工作区口.l 每周工作小子4h限定工作区lO 特许进入4. 2 在设计基准事故情况下，确保允许进入控制区并进行必要操作的工作人员中的任何个人在操作期间通过内、外照射途径全身所接受的有效剂量当量小于或等于SOmSv.在严重事故情况下，除下列几种情况之外，应急工作人员的受照应控制在职业照射最大年限值50mSv之内ga）为了抢救生命或防止严重的损伤pb）承担旨在避免大的集体剂量的行动$c）承担旨在防止灾害性条件的恶化的行动。对于承担b）和c）行动时，应尽力使工作人员的受照控制在lOO

7、mSv以下，承担a）行动时，应尽力使工作人员的受照控制在500mSv以下4.3 控制堆本体各部件所受辐照满足所用材料的要求4.4 为限制核发热的影响，保证屏蔽体性能的稳定和完整性，对普通硅酸盐棍凝土屏蔽体在满足如下条件下时，一般不做进一步的校核g的内表面的中子通量密度不大于5lOn/cm2 s 1 b）内表面的射线通量密度不大于4l010MeV/cm2 s1 d沿混凝土屏蔽体厚度方向最大温差小于100m;d）边界最高温度704. 5 为了限制热中子活化产物的辐射影响，对于停堆后人员可能进入的部位，正常运行工况下其热中子通量密度小于1105n/cm2 s. 2 EJ/T 317-1998 5辐射

8、源强及其分布计算依据s. 1 正常运行工况下的摞强，应按额定热功率负荷因于为80%和长期运行相当于平衡循环末期计算。5.2 在堆芯辐射源强计算中，应考虑裂变中子和射线、裂变产物的蜕变射线、材料的俘获和活化射线等。5,3 在反应堆主、辅冷却因路辐射摞强及其分布计算中，应考虑活化、衰变、腐蚀积累、净化、稀释、浓缩和冷停堆等因素计算腐蚀产物放射性活度时，可根据同类型反应堆的经验数值或经试验验证的程序计算的数值进行反应堆正常运行工况下，计算一次冷却剂中裂变产物放射性活度时，可采用两种方法：a）假定堆内燃料包壳破损率为长期保挣o.25%。包亮破损的燃料元件其裂变碎芹的逃脱率系数为gKr和Xe闰位素Br、

9、Rb、I和Cs同位素Mo、Tc和Ag同位素Te同位素Sr和Ba向位素6.5 io-8s 1, 1. 3 io-as ; 2. 0 10 s-11 1. 0 io-1s-1; 1. 0 10 11s-1; Y、Zr、Nb,Ru,Rh,La,Ce和Pr同位素1. 6 10-12s-1. 用于三废处理摞项采用GB13976-92的规定b）采用相当于37GBq/tl-131当量的一回路冷却剂裂变产物比活度三废处理摞项采用下列假设g假设在整个燃料循环周期，1/4时间一回路冷却剂比活度为0.55GBq/tl-131当量，1/2时间一回路冷却剂比活度为4.44GBq/tl-131当量，1/4时间一回路冷却剂

10、比活度为37GBq/tl-131当量。该假设中的1-131当量的计算公式如下，1-131当量l-131的量I-132的量30+1-133的量4+1-134的量50+I-135的量105,4 计算乏燃料的活度，按平衡换料组件平均燃耗和比功率历史进行5.5 发生设计基准事故时的最大包络辐射项按大LOCA考虑，假设事故发生在燃料循环周期的末尾包壳与燃料之间间酿中的放射性释放按如下原则考虑g包壳与燃料之间间隙中含有堆芯惰性气体总量的2%和总殃量的3%1对于长半衰期的Kr邸，应考虑30%的值F计算中应考虑安全壳内包括喷淋、吸酣、衰变等各种减弱因素5.6 严重事故时需运行的设备的惊项按如下原则考虑z源项分

11、为两级，事故期间从燃料中释融的裂变产物份额假设为23 EJ/T 317-1998 裂变产物一级酒项%二级摞项（%）Kr 、Xe50 100 I 、Br50 100 Cs、Rb50 100 Te、Se、Sb。15 Sr、Ba。10 Ru 、Rn、Pd、Mo、Tc。3 (La、Nd、Eu、Ce、Pr、Pm、Sm、u、Np、Pu、Am、Cm)。o. 3 Zr,Nb 。0.3 当用来确定事故状态下设备的鉴定及规定人员接近设备的条件，特别是确定厂内应急操作规程中应遵循的条件，以及用于事故后取祥系统设计和主控制室和应急中心的可居留性分析时，用一级源项当用来确定仪表装置的量程和实施最终规程的系统设计时，用二

12、级源项。6屏蔽体材料的选择6. 1 堆本体和乏燃料运输容器的屏蔽体材料选择，应满足屏蔽中子和Y射线的功能要求6. 2在核电厂运行寿期内，屏蔽体材料应始终满足设计要求。6.3应该选用性能稳定、无毒、无特殊气昧、容易挺得、运输方便利价格低廉的材料7 屏蔽设计和计算7.1 屏蔽设计可分为初步设计、技术设计和施工设计阶段。在初步及技术设计阶段，要完成整个核电厂惊强及其分布的计算，选定各种屏蔽材料，完成堆本体等主要屏蔽的设计。在施工设计阶段，应最后校核全部屏蔽设计，并确定必要的施工安装技术要求。7.2 屏蔽设计剂量计算点，应按人员所处位置选取，其原则为g侧面源取距屏蔽墙表面30cm处F上部、源取距地板面

13、上200cm或可能的最高位置F下部源取距地板面上60cm处s对非均匀分布惊，计算点应与摞强为最大处相对应。7.3剂量当量率的计算在参数和掘的选取上考虑适当的保守性。7.4 屏蔽计算方法可根据不同设计对象，选用点核积分、离散纵标以及蒙特卡洛等方法。计算中应配套使用评价过的参散，以保证计算精度。7.S 堆本体的屏蔽计算，应着重考虑以下几个问题za）在燃料芯块、包壳、冷却剂、反射层、堆内结构部件和主屏蔽体内的辐射摞分布和堆芯外的中子和通量密度分布Fb）堆结构材料包括压力容器辐照损伤的计算p4 EJ/T 317-1998 c）电离室位置处热中子和射线通量密度以及电离室导管内辐射释热的确定pd）堆腔环缝

14、和贯穿管道等的漏柬辐射。7.6 一次屏蔽和二次屏蔽密切相关，在确保安全的前提下应予以合理配置。7.7 燃料贮存和装卸系统的屏蔽设计，应确保操作人员的安全。7.8 迷宫的设计，必须使各类射线只有经过墙面（包括地板及屋顶多次散射充分减弱后方可到达迷宫口处，直接贯穿屏蔽体到达迷宫口处的贡献应小于散射辐射的贡献，并要确保总的剂量当量率不超过该处的设计目标值。当迷宫口的剂量当量率超过设计目标值时，应在出口处设置防护门。迷宫的设计应方便设备的移动。7.9 管道穿行及孔缝处理要求z7.9. 1 在屏蔽设计和工艺布置中，应特别重视贯穿件孔缝和嵌入件对屏蔽体防护性能的局部削弱，并对可能存在大面积削弱的部位留有适

15、当的裕量。7.9.2 对可拆卸屏蔽体、防护门、人孔及设备安装的盖板等的设计，应避免有直通缝存在，避免与周围屏蔽体衔接处存在薄弱环节。7.9.3 为降低屏蔽体被局部削弱的影响，可采用增设局部屏蔽体，管道在屏蔽体内拐弯穿行以及合理调整嵌入件及孔缝位置等措施。7.9.4 在人员工作位置处，如果任何1时的屏蔽体面积上，由于孔缝等造成的局部削弱在屏蔽体表面处造成的局部外照射剂量当量率的增加不超过工作位置处设计目标值的5倍，且面积不超过lOOc时，则这样的削弱是允许的。7.9.S 在无人工作处，由于孔缝等造成的局部削弱的外照射剂量当量率可适当增加，但使邻近工作人员接受的附加外照射剂量当量率不得超过设计目标值的10%。5 ”AWAF【ihr间的H同国