GB/T 13976-2021 压水堆核电厂运行状态下的放射性源项

　　ICS 27 . 120 . 10 CCS F 72

　　中 华 人 民 共 和 国 国 家 标 准

　　GB/T 13976—2021代替 GB/T 13976—2008

　　压水堆核电厂运行状态下的放射性源项

　　Radioactivesourceterm ofpressurizedwaterreactornuclearpowerplantfor

　　operationstates

　　2021-12-31 发布 2022-07-01 实施

　　国家市场监督管理总局国家标准化管理委员会

　　发

　　布

　　GB/T 13976—202 1

　　GB/T 13976—202 1

　　前 言

　　本文件按照 GB/T 1 . 1—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。

　　本文件代替 GB/T 13976—2008《压水堆核电厂运行状态下的放射性源项》，与 GB/T 13976—2008相比，除结构调整和编辑性改动外，主要技术变化如下：

　　— 更改了文件的适用范围，文件适用范围不再局限于 U 型管式蒸汽发生器的压水堆核电厂(见第 1 章，2008 年版的第 1 章);

　　— 增加了氚源项分析准则的有关内容(见第 6 章);

　　— 增加了14 C 源项分析准则的有关内容(见第 7 章);

　　— 更改了计算主要流体内放射性核素比活度的方法(见 8 . 1 、8 . 2 , 2008 年版的第 4 章);

　　— 增加了裂变产物和腐蚀活化产物排放源项分析准则(见 8 . 3、8 . 4) 。

　　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/TC 58)提出并归口 。

　　本文件起草单位：上海核工程研究设计院有限公司。

　　本文件主要起草人：邱忠明、梅其良、付亚茹、毛兰方、孙大威、黎辉、丁谦学、高圣钦、丁宏春、周彦。本文件及其所代替文件的历次版本发布情况为：

　　— 1992 年首次发布为 GB/T 13976—1992 , 2008 年第一次修订;

　　— 本次为第二次修订。

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　　压水堆核电厂运行状态下的放射性源项

　　1 范围

　　本文件规定了压水堆核电厂运行状态下流出物排放源项分析的通用原则，以及氚、14 C、裂变产物和腐蚀活化产物的排放源项分析准则。

　　本文件适用于评价压水堆核电厂放射性核素通过液态和气态流出物向环境的年排放量。

　　2 规范性引用文件

　　下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款。 其中，注 日期的引用文件，仅该日期对应的版本适用于本文件;不注 日期的引用文件，其最新版本(包括所有的修改单)适用于本文件。

　　GB 6249 核动力厂环境辐射防护规定

　　3 术语和定义

　　下列术语和定义适用于本文件。

　　3.1

　　运行状态 operationalstates

　　正常运行和预计运行事件两类状态的统称。

　　3.2

　　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。

　　3.3

　　预计运行事件 anticipatedoperationaloccurrences

　　在核电厂运行寿期内预计至少发生一次的偏离正常运行但又不引起安全重要物项损坏的各种运行过程。

　　3.4

　　化学废液 chemicalwaste

　　去污剂、再生剂或其他化学试剂含量较高的液体。

　　注：这种液体主要来自去污系统、树脂再生废水和实验室废水。

　　3.5

　　洗涤废液 detergentwaste

　　含有洗涤剂、肥皂或类似有机物质的液体。

　　注：这种液体主要来自洗衣水、人员淋浴水以及那些放射性水平不高的设备的去污废液。

　　3.6

　　疏水 floordrains

　　无氚、含氧、高电导率的非主冷却剂水质的液体。

　　注：这种液体主要来自厂房污水收集坑、地面疏水和取样站疏水。

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　　3.7

　　流出物 effluent

　　通常情况下，核电厂以气体、气溶胶、粉尘和液体等形态排入环境并在环境中得到稀释和弥散的放射性物质。

　　3.8

　　排放源项 dischargesourceterm

　　在核电厂运行状态下主要放射性物质向环境的年排放量。

　　3.9

　　分配因子 partitionfactor

　　当液体和气体之间处在平衡时，某一核素在气相内的量与在气相和液相内总量的比值。

　　4 总体要求

　　压水堆核电厂运行状态下流出物排放源项相关的总体要求应符合 GB 6249 的要求。

　　5 流出物排放源项分析通用原则

　　5 . 1 压水堆核电厂运行状态流出物排放源项分为设计排放源项和现实排放源项两类。

　　5 . 2 设计排放源项用于核电厂选址阶段的环境影响评价，以判定厂址的适宜性;也用于核电厂建造阶段的环境影响评价，以判定核电厂的设计是否满足环境保护要求;也用于运行阶段的环境影响评价，以支持运行阶段的排放量申请值确定。

　　5 . 3 现实排放源项应指导流出物监测和环境监测系统的设计及监测计划的制定，并应指导环境影响现状评价。

　　5 . 4 设计排放源项应保守，用于设计排放源项计算的基本假设和参数应是保守的。

　　5 . 5 现实排放源项应现实，用于现实源项计算的基本假设和参数应真实地反映核电厂的实际运行情况。

　　5 . 6 排放源项分析涉及的核素类别应包括裂变产物、腐蚀活化产物、氚和14 C。 压水堆核电厂裂变产物、腐蚀活化产物、氚和14 C 的源项分析框架见附录 A。

　　6 氚源项分析准则

　　6 . 1 主冷却剂中氚源项

　　6 . 1 . 1 主冷却剂中氚源项应分为设计源项和现实源项两类，两类源项均宜基于机理模型进行计算，现实源项也可基于经验反馈数据进行确定。

　　6 . 1 . 2 主冷却剂中氚源项计算应全面考虑其产生途径，主要产生途径一般包括：

　　a) 燃料裂变(三元裂变)产生的氚通过扩散或包壳破损处泄漏进入主冷却剂中;

　　b) 主冷却剂中硼与中子的反应;

　　c) 可燃中子吸收体中产生的氚通过扩散或包壳破损进入主冷却剂中;

　　d) 主冷却剂中锂与中子的反应;

　　e) 主冷却剂中氘与中子的反应;

　　f) 次级源棒中9 Be产生的氚通过扩散或包壳破损处泄漏进入主冷却剂中。

　　6 . 1 . 3 通过燃料棒包壳、可燃毒物棒和次级源棒包壳的氚释放份额，与包壳的材料相关。 在设计源项和现实源项计算时，可分别采用偏保守和偏现实的释放份额。

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　　6. 1 .4 对于采用 LiOH 作为 pH 值控制剂的核电厂，在计算设计源项和现实源项时，应结合核电厂的具体设计要求，对 LiOH、7 Li 和6 Li 的浓度进行偏保守和偏现实的考虑。

　　6 . 1 . 5 应采用中子输运程序及中子截面库计算氚产生率。

　　6 . 1 . 6 对于设计源项，可保守认为核电厂全部满功率运行，即负荷因子可取 1 . 0;对于现实源项，可采用核电厂设计中给出的负荷因子。

　　6 . 2 氚排放源项

　　6 . 2 . 1 氚的气、液态流出物排放源项应基于主冷却剂中氚源项进行分析，主冷却剂中氚设计源项用于设计排放源项分析，现实源项用于现实排放源项分析，分析时可认为主冷却剂中年度氚总量，按照一定的气、液分配比例以气态和液态的形式释放进入环境中。

　　6 . 2 . 2 气、液分配比例应基于核电厂设计，并结合其他同类型核电厂运行经验数据等综合确定。 一般可取气态氚占比为 10% ,液态氚占比为 90%。

　　7 14 C源项分析准则

　　7. 1 主冷却剂中14 C源项

　　7 . 1 . 1 主冷却剂中14 C 源项应分为设计源项和现实源项两类，两类源项均应基于机理模型进行计算，也可采用经验反馈数据。

　　7 . 1 . 2 主冷却剂中14 C 源项计算应全面考虑其产生途径，一般包括：

　　a) 主冷却剂水分子中17 O 通过17 O(n,α)14 C反应产生的14 C;

　　b) 主冷却剂中溶解14 N 通过14 N(n, p)14 C反应产生的14 C。

　　7 . 1 . 3 由于14 C半衰期非常长，在反应堆运行寿期内计算14 C产生量，可不考虑14 C 的衰减。

　　7 . 1 . 4 应采用中子输运程序及中子截面库计算14 C产生率。

　　7 . 1 . 5 对于设计源项，可保守认为核电厂全部满功率运行，即负荷因子可取 1 . 0;对于现实源项，可采用核电厂设计中给出的负荷因子。

　　7 . 1 . 6 可根据核电厂预期的水化学策略等对主冷却剂中14 N 的浓度水平进行评估，在计算设计源项和现实源项时，可对14 N 的浓度进行偏保守和偏现实的考虑。

　　7 . 1 . 7 主冷却剂水分子中17 O 的量相对较确定，在计算设计源项和现实源项时，可采用相同的数据，无需进行差别考虑。

　　7 . 2 14 C排放源项

　　7 . 2 . 1 14 C 的气、液态流出物排放源项应基于主冷却剂中14 C 源项进行分析，主冷却剂中14 C设计源项用于设计排放源项分析，现实源项用于现实排放源项分析，分析时可认为主冷却剂中年度14 C 总量，按照一定的气、液分配比例以气态和液态的形式释放进入环境中。

　　7 . 2 . 2 气、液分配比例应基于核电厂设计，并结合其他同类型核电厂运行经验数据等综合确定。 一般可取气态14 C 占比为 90%,液态14 C 占比为 10%。

　　8 裂变产物和腐蚀活化产物源项分析准则

　　8 . 1 主冷却剂源项

　　8 . 1 . 1 裂变产物

　　8 . 1 . 1 . 1 裂变产物源项包括用于设计排放源项分析的源项及用于现实排放源项分析的现实源项。

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　　8 . 1 . 1 . 2 用于设计排放源项分析的源项应保守考虑核电厂运行中可能的各种瞬态情况(包括预计运行事件)导致的主冷却剂中核素活度浓度的增加，并作为计算设计排放源项的基础。 该源项对应的剂量等效131 I 活度浓度一般可选为 1 GBq/t~5 GBq/t。

　　8 . 1 . 1 . 3 现实源项一般应根据核电厂正常运行时的经验数据得到，并作为计算现实排放源项的基础。该源项对应的剂量等效131 I 活度浓度一般可选为 0.1 GBq/t。

　　8 . 1 . 1 . 4 源项分析中的裂变产物的核素谱可与设计基准源项的核素谱相一致。 即用于设计和现实排放源项分析的主冷却剂裂变产物源项，是通过对设计基准源项按照剂量等效131 I 活度浓度的比例进行调整计算得到。

　　8 . 1 . 2 腐蚀活化产物

　　8 . 1 . 2 . 1 在对腐蚀活化产物进行分析时，应全面考虑到与主冷却剂接触材料可能引入的重要腐蚀活化产物，一般设计中应考虑的主要腐蚀活化产物核素为51 Cr、54 Mn、58 Co、60 Co 等，对于110m Ag、122 Sb、124 Sb、 65 Zn、55 Fe、59 Fe、95 Zr 和95 Nb,应根据核电厂的实际设计特点来确定是否需要考虑。

　　8 . 1 . 2 . 2 可基于设计基准主冷却剂腐蚀活化产物源项开展设计排放源项的分析，现实源项可为设计基准源项一定的比例，具体可根据设计情况分析确定。

　　8 . 1 . 2 . 3 用于设计排放源项分析的源项应保守考虑核电厂运行中可能的各种瞬态情况(包括预计运行事件)导致的主冷却剂中核素活度浓度的增加，并作为计算设计排放源项的基础。 该源项对应设计基准腐蚀活化产物的源项。

　　8 . 2 二回路冷却剂源项

　　8 . 2 . 1 用于设计排放源项分析的二回路冷却剂源项的计算应以对应的主冷却剂源项为基础，进一步考虑蒸汽发生器一次侧向二次侧的泄漏得到，也可根据二回路的放射性水平进行分析。 一回路向二回路的泄漏率的确定可以运行核电厂的经验数据为基础，同时考虑一定的包络性。

　　8 . 2 . 2 对于现实源项，考虑到核电厂实际运行过程中，二回路放射性水平很低，可不对二回路现实源项进行评价。

　　8 . 3 液态流出物排放源项

　　8 . 3 . 1 液态流出物排放源项计算时，应考虑的废液来源一般包括：

　　a) 主冷却剂调硼排水;

　　b ) 泄漏液;

　　c) 设备疏水;

　　d) 取样疏水;

　　e) 蒸汽发生器排污流的处理和二回路冷却剂的泄漏;

　　f) 化学废液;

　　g) 厂内洗涤废液。

　　8 . 3 . 2 液态流出物排放源项计算时，应综合考虑各类废液的产生量，化学与容积控制系统、废液处理系统等对各类废液的净化作用，同时还应考虑各类废液的收集时间、活度水平差异等因素。

　　8 . 3 . 3 对于主冷却剂中调硼产生的废液，若不回收利用，在进入废液系统进行处理前，可考虑化学与容积控制系统除盐床的净化作用。

　　8 . 3 . 4 对于其他进入废液处理系统进行处理的废液，应详细考虑其各类废液的来源、废液活度浓度以及废液产生量等，如设备疏水、地面疏水、取样疏水等，可根据系统设计或根据核电厂运行经验进行确定。

　　8 . 3 . 5 对于设计排放源项和现实排放源项，其对应的冷却剂活度水平不同，废液处理系统的净化能力

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　　也应有所区别，包括除盐床的去污能力、除盐床的投入数量等。 在分析时，应对废液处理系统针对各类废液的净化能力进行详细评估和确定，主要考虑的去除途径包括放射性核素在收集、处理和排放期间的衰变，主要处理设备如除盐床、过滤器、蒸发器等净化设备对核素的去除等，应考虑寿期内去污因子的平均值。

　　8 . 3 . 6 应基于计算得到槽式排放口处各类废液中放射性核素的排放量以及废液量给出槽式排放口处的排放浓度，论证其是否可以满足 GB 6249 中对槽式排放口处浓度的控制要求。 后续应基于年废液排放量、槽式排放口处的浓度控制值和计算的核素谱得到槽式排放口处各放射性核素的年排放总量。

　　8 . 3 . 7 对于其他厂房的废液排放量(如化学废液及洗涤废液)，可根据其实际的废液来源、活度水平及处理措施等进行评价，并可结合同类型核电厂的运行经验反馈等进行源项的确定，若其总活度水平相对核岛厂房低得多，在分析时可根据实际情况不予考虑。

　　8.3.8 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。

　　8 . 4 气态流出物排放源项

　　8 . 4 . 1 总体原则

　　8 . 4 . 1 . 1 气态流出物的分析需综合考虑其各类释放来源，一般应包括：

　　a) 从主冷却剂中泄漏到安全壳大气中的放射性核素通过安全壳通风向环境的释放;

　　b) 工艺流体泄漏的放射性核素通过辅助厂房通风向环境的释放;

　　c) 燃料操作区域的通风导致的放射性核素向环境的释放;

　　d) 放射性核素经过放射性废气处理系统后向环境的释放。

　　8 . 4 . 1 . 2 对于其他厂房的释放，其在废物处理的过程中产生的放射性废气量相对很少，可根据其实际的水平进行综合考虑，若其活度水平相对以上其他途径的释放非常小，则可不予考虑。

　　8 . 4 . 2 反应堆厂房

　　8 . 4 . 2 . 1 可参考系统设计情况及运行核电厂经验等，合理评价主冷却剂泄漏到反应堆厂房的泄漏量。主要系统和设备的预期泄漏率见附录 B。

　　8 . 4 . 2 . 2 应根据主冷却剂及厂房的温度、压力等因素合理评估闪蒸份额。

　　8 . 4 . 2 . 3 应根据厂房的通风设计，合理考虑通风净化作用及过滤器对相应核素的去污因子，如高效微粒空气过滤器对粒子的去污因子可取为 100,活性炭吸附器对碘的去污因子可取为 10 。

　　8 . 4 . 2 . 4 对于反应堆厂房对核素的滞留以及衰变去除，可根据具体设计特点分析考虑。

　　8 . 4 . 3 辅助厂房

　　8 . 4 . 3 . 1 可参考系统设计情况及运行核电厂经验等，合理评估工艺流体泄漏到辅助厂房的泄漏量。

　　8 . 4 . 3 . 2 应根据辅助厂房流体及厂房温度、压力等因素合理评估惰性气体、碘和粒子的分配因子。

　　8 . 4 . 3 . 3 应根据厂房的设计合理考虑通风净化系统的净化作用。

　　8 . 4 . 4 燃料操作区域

　　燃料操作区域的气载放射性主要来自贮存在乏燃料水池内的存在破损的乏燃料组件的释放和乏燃料水池水的蒸发。 其分析原则一般应包括：

　　a) 对于设计排放源项和现实排放源项，分析时燃料破损率应区别对待，可以设计基准燃料破损率为基础，考虑冷却剂活度水平的差异后根据剂量等效131 I 的活度浓度调整得到。

　　b) 若乏燃料池设置有过滤器除盐床，应考虑其对乏燃料池的净化作用。同时，应基于设计情况，确定乏燃料池的蒸发率。

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　　c) 在计算乏燃料池中破损乏燃料组件的释放时，裂变产物的逃脱率系数见附录 C 中的值。

　　8 . 4 . 5 放射性废气处理系统

　　8 . 4 . 5 . 1 在计算排放量时，应基于设计情况评估放射性废气的来源及输入量，并可针对设计排放源项和现实排放源项两类源项确定适应的数据。

　　8.4.5.2 分析排放源项时，应根据放射性废气处理系统的设计情况，考虑 Kr 和 Xe 的延迟、衰变时间。

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　　附 录 A

　　(资料性)

　　压水堆核电厂流出物排放源项分析框架

　　压水堆核电厂流出物排放源项分析框架图见图 A.1~图 A.4。

　　图 A.1 裂变产物源项分析框架图

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　　图 A.2 腐蚀活化产物源项分析框架图

　　图 A.3 氚源项分析框架图

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　　图 A.4 14 C源项分析框架图

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　　附 录 B

　　(资料性)

　　主要系统和设备预期泄漏率

　　主要系统和设备预期泄漏率见表 B. 1 。

　　表 B.1 主要系统和设备预期泄漏率

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　　附 录 C

　　(资料性)

　　乏燃料组件裂变产物逃脱率系数

　　乏燃料组件中裂变产物逃脱率系数见表 C. 1 。

　　表 C.1 乏燃料组件裂变产物逃脱率系数

　　GB/T 13976—202 1

　　参 考 文 献

　　[1] NB/T 20529 压水堆核电厂辐射防护设计准则

　　[2] NB/T 20530 压水堆核电厂运行状态设计基准源项分析准则

　　[3] ANS/ANSI-55.6 Liquid radioactive waste processing system for light water reactor plants