1、UDC 621. 039.51 539. 16 F72 、GB/T 13976 92 Radioactive source term of PWR nuclear power plant for operational states 1992-12-17发布1993-07-01 国委主辈辈才迂监督局发布 目次 1 主题内容与适用范围. . . . . . . ( 1 2 引用标准. . . . . . . ( 1 3 术语. . . . . . u. . .0. . 1 ) 4 计算主要流体内放射性核素比活度的方法. . . . 附录C放射性核素分类(补充件. . . . . . 7 ) F
2、附录D参考压水堆核电厂主要流体内核素比活度(补充件). . ( 7 附录E压水堆核电厂调整因子计算公式补充件. . . . ( 12 ) 附录F压水堆核电厂确定调整因子的参数(补充件). . . . 13 ) 附录G气体排出流源项(补充件). (14) 附录H液体排出流源项(补充件). . . . (18 ) 附录I氟的释放率补充件). . . . . . . ( 26 ) J L 1民、鸣叫一一吧GB!T 13976-92 家标准工况下的放 中华人民共和厂压水一lyIO卡IIRadioactive source term of PWR nuclear power plant for oper
3、ational states 主题内容与适用范围本标准规定了压水堆核电厂运行工况下一次冷却剂、蒸汽发生器炉水利蒸汽内放射性核素比活度的确定方法及液体排出流和气体排出流源项的确定方法。本标准计算的源项适用于评价通过液体和气体排出流释放到环境中去的年平均放射性核素排放量。引用标准2 核级高效殃吸附器E 421 术语3 3. 1 运行工况指符合正常运行和预计运行事件定义的那些工况。3.2 活化气体因遭受中子辐照而活化成具有放射性的气体物质(包括氧、氮和氢等元素)。3.3 化学废液流通常是指那些含有较高数量的去污剂、再生剂或其他化学试剂的流体。这种废液流主要来自树脂再生废水利实验室废水。3.4 干净废
4、液流通常是指那些含章在、无氧、低电导率的q_液流。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. 5 洗涤废液流含有洗涤剂、肥皂或类似有机物质的液流。这种液流主要来自洗衣水、人员淋浴水以及那些放射哇物质含量不高的设备的去污废液。3.6脏废液流地板疏水)通常指那些无策、含氧、电导率高的非)次冷却剂水质的液流。它们来自厂房污水收集坑、地板疏水和取样站疏水。这种液流不宜于用作次冷却剂的补给水。3. 7 气体排出流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。3.8液体排出流己处理过的含有放射
5、性物质的废液流，这些放射性物质是由于核电厂运行而产生的。3.9 分配系数一一一一一一一一1993-07-01实施1 国家技术监督局1992-12-17批准一(一一一一一一ik4卢咀-由且，-，.牛牛_ c_ V b L GB/T 13976-92 当液体和气体处在平衡态时，气相内核素比活度(浓度)与液相内核素比活度(浓度)之比。3.10 分、配因子当液体和气体处在平衡态时，在气相内核素的量与在气相和液相内核素总量的比值。3. 11 放射性卤素氟、氯、澳、碗的放射性同位素(其中映的放射性同位素是辐射照射评价中的关键性同位素)0 3. 12 放射性惰性气体氮、氛、氧、氮、佩和氛的放射性同位素(其中
6、氮和佩的放射性同位素是辐射照射评价中的关键性同位素)。3.13 放射性物质释放率核电厂在运行工况下释放到环境中的放射性物质的年平均值。3. 14 源项本标准中指在核电厂运行工况下向环境排放的放射性物质的组分及其数量的计算平均值。3. 15 蒸汽器发生器排污水为了保持适当均水化学性质而从蒸汽发生器排出的炉水。3. 16 汽轮机厂房地极疏水高电导率低比活度的疏排水，主要来源于二次系统的泄漏、蒸汽输水器的排水，取祥系统排水及维修排水。4 计算主要流体内放射性核素比活庸的方法4. 1 计算前提4. 1. 1 由参考压水堆核电厂运行工况下放射性核素源项推算所考虑的压水堆核电厂运行工况下放射性核素的源项。
7、4. 1. 2 所考虑的核电厂与参考压水堆核电广样为采用U型管式或直流式蒸汽发生器的压水堆核电厂，两者设计参数或相同或有差异，参考压水堆核电广的主要设计参数见附录A(补充件)。4. 1. 3 所考虑的压水堆核电厂其系统流程及饺京去除途径与参考压水堆核电厂一致。参考压水堆核电厂的系统流程及核素去除途径见附录B(补充伴)。4. 1. 4 为便于调整放射性核素比活度，将压水堆核电厂主要流体内存在的放射性核素分成六类见附录C(补充件)J。4. 1. 5 参考压水堆核电厂主要流体内存在的放射性核素比活度见附录D(补充件)0 4.2 所考虑的压水堆核电厂各主要流体内放射性核素比活度的确定。4.2. 1 如
8、果所考虑的压水堆核电厂主要设计参数与参考核电厂一致，则所考虑的压水堆核电厂主要流体内的放射性核素比活度同附录D。4.2.2 如果所考虑的压水堆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)不在附录A列举的数值时，只需将参考核电广各主要流体内的放射性核素比活度进行调整就得到所考虑核电厂各主要流体内的放射性核素比活度。4.2.3 用调整因子进行相应的调整计算。调整因子的原理计算公式如下2S c 三m. (十卢)式中.c-一放射性核素比活度$., s一一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入的hm一一-流体的质量t( 1 ) GB/T 13976-92 、 .
9、放射性核素的衰变常数sF一一在系统内由于除盐、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 所考虑的压水堆核电厂主要流体内的放射性核素比活度等于参考压水堆核电厂各主要流体内的放射性核素比活度乘以调整因子。4.2.5调整因子的计算公式见附录E(补充件h公式中所用到的参数及其取值见附录F(补充件)。甸排出流放射性核素源项核电厂向环境排放含有放射性核素的液态排出流和气态排出流。5. 1 气态排出流放射性核素源项见附录G(补充件)。5.2 液态排出流放射性核素源项见附录H(补充件)。5.3 氟通过液态排出流和气态排出流排向环境。统的释放率见附录l(补充件。, 5
10、 r 、 一吨。-hijJe-tlgjtill-、-163lt斗lIJIf-i GB/T 13976 92 附录A 参考压水堆核电厂主要设计参数(补充件)表Al采用U型管式蒸汽发生器参考压水堆核电厂主要设计参数参数符号单位标称值最大热功率P MW 3400 3 800 蒸汽流量FS tfh 6.80XI0 7. 71XI03 一次冷却剂系统均水的重量研pt 2.49X10 2. 72X 10 所有素汽发生器内/立的总重量ws t 2.04X10 Z.72X10 反应堆f附流量净化FD t/h 1. 68XI0 1. 91X10 反应堆F泄流量(棚控所需年平均FB t/h 2.27 X 10-
11、4. 54X 10- 值)蒸汽发生器排污流量(总计)FBD t/h 3.40Xl0 4.54X10 排污流中的放射性核素不再返回NBD 1. 001) 1. 00 二次系统的分额通过净化系统阳床除盐器的流量FA t/h 1. 68 3.40 流过冷凝液除盐器的流量与蒸汽NC 0 0.01 总流量之比从净化系统流往废气系统的惰性气体总量与由一次冷却剂革统送Y 0.01 。往净化系统(不包括棚回收系统)的惰性气体且量之比最3000 5. 90X 10 Z.27X10 2.27X10 1. 45X10 1. 13 X 10- 2.27X10 0.90 0.00 0.00 0.00 注.1)表中所列的
12、标称值为这样的系统的设计标称值=系统中未设置冷凝液除盐器但设置有排污流除盐器，排好流经除盐器处理后返回到主冷凝器。对于绝和锄，该标称值为0.9。4 2)该标称值只适用于不使用冷凝液除盐器的压水堆核电厂。对于使用全流量冷凝液除盐助U型管式蒸汽发生器，NC的取值为NCl. 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分额为蒸汽总流量的35%。这股旁通蒸汽未经冷凝液除盐嚣的处理。由于核煮具有优先进入湿气分离器/再热器排水利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内的系统，各类核素不经冷凝液除盐处理的旁通分额分别为2硕
13、.80%，铅、伽:90%;其余核事:90%。且H各类核素N的取值分别为腆:O. 2;铠、伽:O. 1;其余核素，0.10 1 、GB/T 13976-92 表A2采用直流式蒸汽发生器参考压水堆核电厂主要设计参数范围参数符号单位标称值最大最热功率P MW 3400 3800 3000 蒸汽流量FS 飞Ih6.80XI0 7.71XI0 S.90XI0 反应堆冷却剂系统内水的重量WP t 2. 49X10 2. 72XI0 2. 27XIO 斗所有蒸汽发生器内水的总重量WS t 4. 54X 10 1) 1) 反应堆下泄流量(净化FD t/h 1. 68X 10 1. 91XI0- 1. 45XI
14、0- 反应堆下泄流量(跚控所需的年平FB t/h 2. 27X 10- 4.54XIO- 1. 13XI0- 均值通过净化系统阳床除盐器的流量FA t/h 1. 68 3.40 0.00 流过J冷凝液除盐器的流量与蒸汽总流量之比NC O. 652) 0.75 0.55 从净化系统流往废气系统的惰性气体总量与由一次冷却剂系统送Y 往净化系统(不包括翻回收系统。.000.01 0.00 的惰性气体总量之比注，1)对于采用直流式蒸汽发生器的核电厂，二次冷却剂的J愚蠢并不是一个重要参数，因为对于大多数同位素，衰变的去除作用影响并不大.h -_._- 2)对于使用冷凝液除盐器的核电厂，二次冷却剂流经除盐
15、器的流量与蒸汽总量之比的标称值为0.650对于采用金流量冷凝液除盐的直流式蒸汽发生器压水堆核电厂.NC=1.0;如果采用在冷凝器前抽取蒸汽用于预热补给水，蒸汽抽取量的标称值为蒸汽总流量的35%0由于核索具有优先进入湿气分离器/再热器排水和优先从高压缸随被捕取的蒸汽起被抽走的特性，因此对于这种在主冷凝器前摘取蒸汽的系统，各类核素不经冷凝液除盐器处理的.旁通分额分，lJU为z破，80%，铠、铀，90%j其余核萦，90%oBP对各类核素NC的取值分别.腆:O. 1;绝、伽;O. 1;其余核素:0.10 5 d一十一一一 年)牛牛岛.，! G/T 13976-92 径途除去素核及国军sf) 流件录统充
16、附呵叫什电核堆水压考参N乙FS.NS一.冷踵攘除盐器B 幢幢事气主冷医器gmuCFBI JYNtJ d-m zl A-wsfg再rp P (Rs) (，十r，) WS 注1)式中各参量的物理意义参看附录A表A2和附录F.2) f，为用于计算反应堆堆水比活度的调整因子，在二次冷刮叫比活度调整计算中也将用到它。3)为核素的衰变常数.)/h.。佩的比活度与下列因素有关za.核电厂内氟化水的总量;b.侃的产生率，包括一次冷却剂的活化策的产生率以及燃料中侃的泄漏率，C氟化水参于再循环的份额或从核电厂排出的数量。表D2J1J举的佩的比活度是具有中等氟化水再循环情况下的典型值。5) R.r为参考堆的数值BP
17、附录F中给出的数值。WP.p为参考堆的数值即附录A表A2中给出的数值。附录E压水堆核电厂确定调整因子的参数(补充件表Fl压水准核电厂确定调整因子的参数值JC 素类型符号说明量钢l 2 3 4 5 6 NA 阳离子除盐器对核素的去除份额。0.91) NB 净化除盐器对核素的去除份额。0.99 0.5 。0.98 去除率反应堆冷却s- 2.5X10- 1. 9X10- 1. 0X10- 。3) 1. 8X10- R. 剂(h- ) 9.0X10- 6.7X10- 3.7X10- 。6.6X10- 蒸汽发生扣4) 1. OX 10- 5. OX 10- 6) 1. 0 5.0XIO- 器内蒸汽汽发生
18、器NS 比活度与炉水比活直流式蒸4) 1. 0 1. 0 1. 0 1. 0 1. 0 汽发生器 度之比NX 冷凝液除盐器对核素的去除份额0.0 O. 9 0.5 。0.0 O. 9 13 一一一一一一一一一一一千一g GB/T 13976-92 续表FlJC 素类型符号说明量钢l 2 3 4 5 6 扣型管式s- 4.7XI0吨4.2XI0- 6) 3) 4.7XI0- 4) 去除率汽发生器(h- ) 1. 7 X 10 1. 5X10- 1. 7XI0- 二次冷却r. :f Tp(Rb + R,) 无备用箱体zO. 4C T，(Rb十R，) 排量噩噩. ( H3 ) .( H4 ) . (
19、 H5 ) .( H6 ) GB/:r 1 3976 -,- 92-如果满足则考虑衰变作用的处理和排放时间为.衰变时间=Tp + O. 5Td 如果不满足，则不考虑排放期间的衰变作用，即g衰变时间=TP06.3废液处理系统处理时间和排放时间计算例题设有图H1所示的废液处理流程及其相应的输入流量，根据H6.2条叙述的方法，其处理时间为2排放时间为g验算z0.8X75.7m =0.7d , 0.06 m /min X 1 440 min/d 0.8 X 151. 4 m d=2.1d O. 04m /min X 1 440 min/d 0.8 X 151. 4/(2 m/d+ 0.06 m/min
20、 X 1440 min/d) = 1. 37 d 因为该值大于Tp(0.7 d)，故可考虑衰变作用的处理和排放时间为3句，T, + 0矶=O. 7 d + t X 2. 1 d = 1. 75 d 地植疏水3.8m/d1号地握水贮鲁罐75.m2号尴11璋水贮存植75.7田匮幢幢盐器10.四m.牺inl匾植蘸盎嚣。.回m/min洗撮Jl被2皿d 1导班攘取样糖151.4圃， 2号庭被取#箱t51.4m 、排擅罩。.问m/miD!图H2废液处理衰变时间计算例题流程图23 J GB/T 13976-9,2 H6.4 处理后废液排放份额处理后废浓的排放份额在10%100%之间，旦与下列因素有关&. 在
21、设备因故障而停周期间，废液系统处理废液的能力;b. 废液产生量波动情况;c 对侃的控制程度，d. 贮存箱承受波动的能力。H6. 4. 1 小排放份额(10%)只能用于系统设计具有大幅度废液循环或者即使在设备故障停工或预计运行事件情况下系统也有足够的能力使处理后的废液得以复用。H6. 4. 2 对蒸汽发生器排污处理系统，根据系统能力按具体情况可以考虑小于10%的排放份额。H7 预计运行事件对废液源项的影响H7.1 将已算出的源项，按每座反应堆增加5.92GBq/a(0.16 C/a) ，作为因误操作等预计运行事件而导致的非计划排放的放射性物质排放量的增加量，并认为增加的排放量的同位素组成与己算出
22、的源项是相同的。H7.2 蒸发器因维修每周连续有2天停止使用，引起下列调整:H7. 2.1 如果系统有两天内产生的废液的暂存容量或者另有备用蒸发器可投入使用，则不必对这一因素进行调整。H7. 2. 2 如果具有的贮存能力小子两天，则对超出贮存容量的废液按下列原则考虑。a. 对于干净废液、脏废液系统经替代设备处理后，按杂质量高的系统的排放份额计算处理后的排放量。b. 对于化学废液流:超过系统贮存容量的多余废液或应该使用替代蒸发器而在替代蒸发器投入使用前产生的废液，均按直接排往环境处理。H7. 2. 3 储存能力a. 如果有两个以上储存箱，假定李故开始时一个箱体己充至80%，其余箱体是空的;如果仅
23、有一个储存箱，假定事故开始时已充至40%。b. 有效系统去污因子(DF)，由于假定蒸发器每周因维修有连续两天要停止工作，因此在决定系统去污因子时，对于既没有两天备用贮存能力又没有备用设备的系统，应按一周内的实际工作情况决定该系统的有效去污因子。例如对-个由蒸发器和除盐器串联组成的系统，假定该系统中蒸发器去污因子为103除盐器为10(参看表H幻，由于每周停止使用两天，但官有一天的备用贮存能力，因而按每周计算该系统的有效去污因子为DF =.,_ l唱会已700(fxlo + X 10 ) H8 洗涤废液放射性释放率具有厂内洗衣装置的核电厂，其未经处理的洗涤废液的释放率列于表H3。将洗涤废液的释放率
24、加到调整以后的废液源项中，即为该核电厂通过液体途径排向环境的年平均排放量。如果洗涤废液也经处理后才予以排放，可按表H2列举的去污因子考虑净化系统对该废液去污效果。H9 冷凝液除盐器再生废液放射性释放率按下列条件确定冷凝液除盐器再生废液内所含有的放射性物质量:a 冷凝液的比活度为离开蒸汽发生器的蒸汽的比活度，但蒸汽中所含的惰性气体已经过冷凝器抽气器排到环境中，因而冷凝液中不再含有惰性气体。b. 除盐器中已积累的放射性物质，在再生期间被再生溶液全部去除.且全部进入再生液中。24 -、 、GB!T 13976-92 C. 若系统采用超声波树脂清洗器，除盐器的再生周期为8d，不采用超声波清洗器的系统，
25、再生周期为1.2 d，每次再生溶液的用量取系统的设计值。表H3计算的未经处理的洗涤废液放射性物质释放率释放率(GBq/al/反应堆素核P-32 6. 660X 10- Cr-51 1.739 X 10-1 Mn-S4 1. 406X10- Fe-55 2. 664X 10- Fe-59 8. 140X 10- Co-58 2. 923XI0- Co-60 5. 180X10- Ni-63 6. 290X 10- Sr-80 3. 256XI0- Sr-90 4. 810X 10寸Y-91 3.108X lO- Zr-95 4. 070X 1 0- Nb-95 7.03GXI0- Mo-99 2
26、. 220XI0 Ru-l03 1. 073XI0 Ru-l06 3. 293X 10- Ag-llOm 4.440XI0-r Sb-124 1. 50l X 10- 1-131 5: 920X 10- Cs-134 4. 070)之10-1Cs-136 1. 369X 10- Cs-137 5. 920X 10- Ba-140 3.367XI0- Ce-141 8. 510X 10- Ce-144 1. 443X10 总计3.33 25 一一一一一一一一一、GB/T 1397692 若系统不采用超声波清洗器，再生周期为1.2 d.每次再生溶液的用量取系统的设计值。附录E氟的释放率(补充件)1
27、1 压水堆核电厂在运行工况下，佩的平均释放率为14.8(GBq/a)/MW，P O. 4(Ci/a)/MW经由液体排出流和气体排出流排放到环境中。12 经由液相途径排放的氟的数量取决于液体的排放体积(二次系统排放的废液除夕忡。在计算中把排放液体折算成氟的比活度为37MBq/kg的一次冷却剂。经液相途径排放的氟的数量最大可达佩的计算排放总量的90%(如果超过90%，则取90%)。日侃的总释放率中除去液相排放外，其余经由气相排放。在气相排放中，经由反应堆厂房通风的排放量占20%;经由辅助厂房通风的排放量占80%。26 附加说明z本标准由中国核工业总公司提出。本标准由上海核工程研究设计院负责起草e本标准主要起草人卢玉永、张良。, , r (京)新登字023号 r Nmil队由问川H筒。 中华人民共和国国家标准压水堆核电厂运行工况下的放射性源项GB/T 13976一92* 中国标准出版社出版(北京复外三里河)中国标准出版社北京印刷厂印刷新华书店北京发行所发行各地新华书店经售版权专有不得翻印晤开本880X 1230 1/16 印张2字数59千字1993年12月第一版1993年12月第一次印刷印数1-1500 4陪书号，155066 1-10045 定价4.80元* 标目229-06
