1、ICS 27.120.10 F 69 备案号:38384-2013 ?、1主中华人民共和国能源行业标准NB/T 20194-2012 代替盯/T317-1998 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 2012-10-19发布2013-03-01实施国家能源局发布NB/T 20194-2012 目次前言. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
2、. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 11 l 范围. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1 2 规范性引用文件. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
3、. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1 3 术语和定义. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1 4 总则.2 5 屏蔽设计依据.2 6 辐射源及其分布计算依据.3 7 屏蔽体材料的选择.5 8 屏蔽设计和计算.5 附录A(资料性附录设计过程实施策略.
4、7 表A.1给出了设计工作各阶段的实施策略。.7 表A.1设计过程实施策略.7 参考文献.8 I NB/T 20194-一2012II 目。昌本标准按照GB厅1.1-2009给出的规则起草。本标准代替EJ厅317-1998100 禁止进入5.3 在设计基准事故情况下，应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、外照射途径所接受的有效剂量小于等于50mSv。在超设计基准事故情况下，如果未发生堆芯熔化则也应如此控制。对给定的一些严重事故情景，在屏蔽设计上应适当考虑。5.4 控制堆本体等部件所受辐照满足所用材料的要求。5.5 为限制核发热的影响，应保证屏蔽体性能的稳定和
5、完整，对普通硅酸盐混凝土屏蔽体在满足如下条件时，一般不做进一步的校核:a) 内表面中子注量率不大于5xl09皮mLs)l):b) 内表面的y射线能量注量率不大于4xl0HMeV/(cm气);c) 沿混凝土屏蔽体厚度方向最大温差小于100.C/m;d) 边界环境空气最高温度70.C。5.6 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较长时间操作的部位，正常运行工况下其热中子注量率通常小于1义10坷cm2吟。6 辐射源及其分布计算依据6. 1 正常运行工况下的源强，应按额定热功率负荷囚子和长期运行(相当于平衡循环末期)计算。6.2 在堆芯辐射源强计算中，应考虑裂变中子和y射线、裂变产
6、物的蜕变y射线、材料的俘获和活化Y射线等。6.3 在反应堆主、辅冷却回路辐射源强及其分布计算中，应考虑活化、衰变、燃料包壳破损及表面污染、腐蚀积累、净化、稀释、浓缩和冷停堆等因素。典型的压水堆核电厂一回路冷却剂和二回路冷却剂中的活度数值可根据同类型反应堆的经验数值或经试验验证的程序进行计算。如将GB厅13976-2008附录D中的数值用于屏蔽设计时，应乘以某个合理的保守因子。1) 根据NRCNUREG/CR-46521中给出的相关结论，当核电厂寿期内混凝土内表面中子注量大于lX10飞/cm时，普通混凝土的抗压强度和弹性模量等会发生退化。3 NB/T 20194-2012 计算腐蚀产物放射性活度
7、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，由于计算模式的复杂性和可用参数的局限性，通常只能计算稳态运行下的几种核素，如51Cr、54Mn、59Fe、58CO和60CO等主要核素，对于瞬态和冷停堆情况下的峰值释放以及管壁上的沉积，则需要依靠运行的实际测量值。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长期保持0.25%，包壳破损的燃料元件裂变碎片的逃脱率系数可以采用表2中的值:表2包壳破损的燃料元件的裂变碎片逃脱率系数兀紊Kr和Xe同位素Br、Rb、I和Csl司位素Mo、Tc和Ag同位素Te 同位素Sr和Ba同位
8、素Y、Zr、Nb、Ru，Rh, La、Ce;fllPr同位素b) 采用相当于37GBq/t的1311当量的一回路冷却剂裂变产物比活度。1311当量的计算公式如下:逃脱率系数6.5x 1O.Ss.1 1.3 x 1O.Ss.1 2.0xl0.9S.1 1.0x 1O.9s.1 1.0x 10.11S.1 1.6x 1O.12S.1 1311当量等于(1311的量)加上(1321量的1/30)加上(1331的1/4)加上(1341的1/50)加上(1351量的1/10) 6.4 计算乏燃料的活度，可按平衡换料组件平均燃耗和比功率历史进行。6. 5 发生设计基准事故时的最大包络辐射源项按大LOCA考
9、虑，并假设事故发生在燃料循环周期的末尾。如果燃料元件能始终保持足够的冷却，包壳与燃料之间间隙中的放射性释放按如F原则考虑:一一-包壳与燃料之间间隙中含有堆芯惰性气体总量的5%、卤素的5%矛rJ碱金属的5%，在0.5h内全部释入安全壳内;一一计算中应考虑安全壳内包括喷淋、吸附、衰变等各种减弱因素。6. 6 严重事故时，源项计算按照如下原则考虑:源、项分为两级，事故期间从燃料中释放进入安全壳的元素份额假设见表3。表3事故期间从燃料中释放进入安全壳的元素份额元素一级源项(%)二级源项(%)Kr、Xe100 100 I、Br40 75 Cs、Rb30 75 Te、Se、Sb5 30.5 Sr、Ba2
10、12 Ru , Rh , Pd、Mo、Tc、Co0.25 0.5 La, Zr、Nd、Eu、Nb、Pm、Pr、Sm、Y、Cm、Am0.02 0.52 Ce、Np、PU0.05 0.55 当用来确定事故状态下设备的鉴定及规定人员接近设各的条件，特别是确定厂内应急操作规程中需要遵循的条件，以及用于事故后取样系统设计、主控室和I应急控制中心的可居留性分析时，应使用一级源工页。4 NB/T 20194-2012 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，应使用二级源项。7 屏蔽体材料的选择7. 1 堆本体和乏燃料运输容器的屏蔽体材料选择，应同时满足屏蔽中子和y射线的功能要求。7.2 在核电厂
11、运行寿期内，屏蔽体材料应始终满足设计要求。7.3 应选用性能稳定、无毒、无特殊气昧、容易获得、运输方便和价格低廉的材料。8 屏蔽设计和计算 8. 1 屏蔽设计在初步设计阶段，应完成整个核电厂源强及其分布的计算，选定各种屏蔽材料，完成堆本体等主要屏蔽的设计。在施工图设计阶段，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。8.2 屏蔽设计剂量计算点，应按人员相对辐射源所处位置选取，其原则为t一一伊面源取距屏蔽墙表面30cm处:一一上部源取距地板面上200cm处或可能的最高位置:一一下部源取距地板面上60cm处:一一对非均匀分布源，计算点应与源强为最大处相对应。8.3 剂量率的计算应在参数和
12、源的选取上考虑适当的保守性，剂量率计算值宜小于该区场剂量率上限目标值的50%。8.4 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数，以保证计算精度和保守性。8.5 堆本体及其周围的屏蔽计算，应着重考虑以下儿个问题:a) 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源分布和堆芯外的中子和y射线注量率分布:b) 堆结构材料(包括压力容器)辐照损伤的计算:c) 堆外核测仪表系统探测器位置处热中子和y射线注量率以及探测器导管内辐射释热的确定:d) 堆腔环缝和贯穿管道等的漏束辐射。8. 6 一次屏蔽和二次屏敲密切相关，在确保安
13、全的前提下应予以合理配置。8. 7 迷宫的设计，应使各类射线、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，应确保剂量率不超过该处的设计目标值。当迷宫口的剂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制甘移动。/ 8.8 管道穿行及孔缝处理要求:a) 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当的裕量:b) 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:c) 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
14、拐弯穿行以及合理调整嵌入件和l孔缝位置等措施:d) 在人员工作位置处，如果任何1旷的屏蔽体面积上，由于孔缝造成的局部削弱在屏蔽体表面处造成的局部外照射剂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100cm2, 则这样的削弱是允许的:5 NB/T 20194-2012 e) 在无人工作处，由于孔缝等造成的局部削弱的外照射剂量率可适当增加，但使邻近工作人员接受的附加外照射剂量率不应超过设计目标值的10%。8.9 事故工况下的屏蔽设计要求:6 a) 应按事故的可能进程分析确定放射性物质的迁移，尤其是涉及操作点和流体活度，从而确定相应的剂量场:b) 应按事故规程确定各类事故情况下需要进行
15、操作的物项，从而确定相应的紧要点和受照工作量:c) 评价事故工况下操作人员可能的受照剂量和确定必要的屏蔽手段:d) 对于放射性物质排入安全壳或某建筑形成的辐射源，其直接照射或散射(包括天空反散射)的影响应予以考虑，必要时设置附加屏蔽体。附录A(资料性附录)设计过程实施策略表A.1给出了设计工作各阶段的实施策略。表A.1设计过程实施策略设计目标优化过程/ 设计阶段个人剂量集体剂量待完成的辐射分区目标目标研究方案设计所有辐射士作设施总值各方案优不涉及人员的平均值缺点比较更新前一阶段更新前一阶段建立初步设计选定方案的数值的数值初步分区工作人员平均更新前一阶段重要点位使用技术设计值最终确定的数值并决策
16、的操作DSTIRST/AS 优化T评估,.1 / 施工图设计各类工作人员按任务(详细设计)的目标值最终更新细化精确核定NB/T 20194-2012 剂量率个人和集体剂量CDR FDR EWV 不涉及根据数据库估算EWV参照相关运行不涉及初估计经验更新EWV估算值各工作场所的计算值初步估算值根据运行和精确核定维修规程详细估算7 NB/T 20194-2012 参考文献1 NUREG/CR-4652 Concrete Component Aging and Its Significance Relative to Life Extension of Nuclear Power Plants, 1986. 8 NFON-寸。FONZ中华人民共和国能源行业标准压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则NB/T 20194-2012 * 原子能出版社出版核工业标准化研究所发行北京海淀区骚子营1号院邮政编码:100091 电话:010-62863505 J总装备部军标出版发行部印刷车间印刷版权专有不得翻印* 2013年3月第l次印刷定价36.00元2013年3月第1版印数1-200
