GBT13976-2008压水堆核电厂运行状态下的放射性源项.pdf 26页

'ICS27．120．10F72a亘中华人民共和国国家标准GB／T13976--2008代替GB／T13976--1992压水堆核电厂运行状态下的放射性源项RadioactivesourcetermofPWRnuclearpowerplantforoperationalstates2008-07-02发布2009—04—01实施宰瞀粥紫瓣警糌瞥星发布中国国家标准化管理委员会及111 GB／T13976--2008目次前言·⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯·⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯’⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯I1范围⋯⋯⋯⋯···⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯····⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯“12规范性引用文件⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯·⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯···⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯“13术语和定义⋯··⋯·⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯·⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯······⋯···⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯”14计算主要流体内放射性核素比活度的方法⋯⋯⋯⋯·⋯⋯··⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯’’⋯⋯⋯。25流出物放射性核素源项⋯⋯⋯·⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯···⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯·⋯·⋯⋯3附录A(规范性附录)参考核电厂主要设计参数⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯·⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯··⋯4附录B(规范性附录)参考核电厂系统流程及核素去除途径⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯5附录c(规范性附录)放射性核素分类⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯··⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯’’⋯‘‘6附录D(规范性附录)参考核电厂主要流体内放射性核素比活度··⋯⋯·⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯···⋯⋯⋯7附录E(规范性附录)核电厂调整因子计算公式·⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯一9附录F(规范性附录)核电厂确定调整因子的参数值⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯lo附录G(资料性附录)气态流出物源项⋯⋯⋯⋯⋯·⋯⋯··⋯⋯⋯⋯⋯⋯·⋯⋯⋯⋯⋯··⋯⋯⋯⋯⋯11附录H(资料性附录)液态流出物源项··⋯⋯·⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯····⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯-·15附录I(资料性附录)氚的释放率⋯⋯⋯·⋯⋯··⋯·⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯···⋯⋯·⋯·⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯22附录J(资料性附录)碳一14的释放率⋯⋯⋯⋯···⋯··⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯·⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯23 刖昌GB／T13976--2008本标准参考了美国核协会制定的美国国家标准ANSI／ANS-18．1：1984、美国核管会的技术文件NUREG-0017：1985以及IAEA的TRSNo．421。本标准代替GB／T13976--1992《压水堆核电厂运行工况下的放射性源项》。本标准与GB／T13976—1992相比主要变化如下：——标准名称改为《压水堆核电厂运行状态下的放射性源项》；——删除了原术语“3．2活化气体、3．13放射性物质释放率”；增加了“正常运行”、“预计运行事件”、“水活化产物”的术语和定义；——原“3．1运行工况”改为“3．1运行状态”，对部分术语的定义进行了修改}——删除了直流式蒸汽发生器的相关内容；——修改了源项计算中主要设计数据、主要流体内核素比活度数据、调整因子的参数值和未经处理的洗涤废液放射性物质向环境的释放率数据}——增加了碳一14的源项。本标准的附录A、附录B、附录C、附录D、附录E、附录F为规范性附录，附录G、附录H、附录I和附录J为资料性附录。本标准由中国核工业集团公司提出。本标准由全国核能标准化技术委员会归口。本标准起草单位：上海核工程研究设计院。本标准主要起草人：梅其良、何忠良、邓理邻。本标准所代替标准的历次版本发布情况为：——GB／T13976—1992。 1范围压水堆核电厂运行状态下的放射性源项GB／T13976--2008本标准规定了压水堆核电厂运行状态下一次冷却剂、蒸汽发生器炉水和蒸汽内放射性核素比话度的确定方法及液态流出物和气态流出物源项的确定方法。本标准计算的源项适用于评价通过液态和气态流出物释放到环境中去的放射性核素的年平均排放量。本标准采用的数据是基于使用锆包壳二氧化铀燃料的压水堆核电厂。本标准仅适用于采用U型管式蒸汽发生器的压水堆核电厂。2规范性引用文件下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单(不包括勘误的内容)或修订版均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。EJ／T421三十万千瓦压水堆核电厂核级高效碘吸附器3术语和定义下列术语和定义适用于本标准。3．1运行状态operationalstates符合正常运行和预计运行事件定义的那些工况。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设备失效、操作人员失误和管理失误等多方面原因导致的计划外的放射性物质释放，但并没有达到事故程度的后果。3．4化学废液chemicalwaste那些去污剂、再生剂或其他化学试剂含量较高的液体。这种废液主要来自去污系统、树脂再生废水和实验室废水。3．5干净废液cleanwaste那些含氚、无氧、低电导率的液体。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。3．6洗涤废液detergentwaste含有洗涤剂、肥皂或类似有机物质的液体。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。 GB／T13976--20083．7脏废液dirtywaste地面疏水floordrains那些无氚、含氧、高电导率的非一次冷却剂水质的液体。它们来自厂房污水收集坑、地面疏水和取样站疏水。这种液体不用作一次冷却剂的补给水。3．8气态流出物gaseouseffluent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。3．9液态流出物liquideffluent已处理过的含有放射性物质的废液，这些放射性物质是由于核电厂运行而产生的。3．10分配系数partitioncoefficient当液体和气体之间处在平衡态时，某一核素在气相内的浓度与液相内的浓度之比。3．11分配因子partitionfactor当液体和气体之间处在平衡态时，某一核素在气相内的量与在气相和液相内的总量的比值。3．12放射性卤素radioactivehalogens氟、氯、溴、碘的放射性同位素(其中碘的放射性同位素是剂量计算中的关键性同位素)。3．13放射性情性气体radioactivenoblegases氦、氖、氩、氪、氙和氡的放射性同位素(其中氪和氙的放射性同位素是剂量计算中的关键性同位素)。3．14水活化产物wateractivationproducts水中的”0通过”O(n，p)“N反应形成的”N。3．15源项sourceterm在核电厂运行状态下向环境排放的放射性物质数量的年平均计算值。3．16蒸汽发生器排污水steamgeneratorblowdown为了保持适当的水化学性质而从蒸汽发生器排出的炉水。3．17汽轮机厂房地面疏水turbinebuildingfloordrains高电导率低比活度的疏排水，主要来源于二次系统的泄漏、蒸汽疏水器的排水，取样系统排水及维修排水。4计算主要流体内放射性核素比活度的方法4．1计算前提4．1．1由参考核电厂运行状态下放射性核素源项推算所考虑的核电厂运行状态下放射性核素的源项。参考核电厂的主要设计参数见附录A。4．1．2所考虑的核电厂其系统流程及核素去除途径与参考核电厂一致。参考核电厂的系统流程及核2 GB／T13976--2008素去除途径见附录B。4．1．3为便于调整放射性核素比活度，将核电厂主要流体内存在的放射性核素分成六类，见附录c。4．1．4参考核电厂主要流体内存在的放射性核素比活度见附录D。4．2所考虑的核电厂各主要流体内放射性核素比活度的确定4．2．1如果所考虑的核电厂主要设计参数与参考核电厂的标称值一致，则所考虑的核电厂主要流体内的放射性核素比活度见附录D。4．2．2如果所考虑的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)不等于在附录A列举的标称值时，需将参考核电厂各主要流体内的放射性核素比活度进行调整。4．2．3用调整因子进行相应的调整计算。调整因子的计算以式(1)为基础：c一志式中：c——放射性核素比活度；s——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人的)；m——流体的质量；^——放射性核素的衰变常数；卢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所考虑的核电厂主要流体内的放射性核素比活度等于参考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，公式中所用到的参数及其取值见附录F。5流出物放射性核素源项5．1气态流出物放射性核素源项参见附录G。5．2液态流出物放射性核素源项参见附录H。5．3氚通过液态流出物和气态流出物排向环境的释放率参见附录I。5．4碳一14通过液态流出物和气态流出物向环境的释放率参见附录J。 GB／T13976--2008附录A(规范性附录)参考核电厂主要设计参数参考核电厂主要设计参数见表A．1。表A．1参考核电厂主要设计参数参数符号单位标称值最大最小热功率PMW340038003ooo蒸汽流量FSt／h6．80X1037．71×1035．90x103一次冷却剂系统内水的质量wP2．49×1022．72×1022．27×102所有蒸汽发生器内水的总质量wS2．04×1022．27x1021．81×102反应堆下泄流量(净化)FDt／h1．68×1011_9l×1011．45×101反应堆下泄流量(硼控所需年平均值)FBt／h2．27xlo一14．54xlo一11．13×10—1蒸汽发生器排污水流量(总计)FBDt／h3．40×1014．54X1012．27×101蒸汽发生器排污水中的放射性核素不再返回二NBDi．oo‘1．ooo．90次系统的份额通过净化系统阳离子除盐器的流量FAt／h1．683．40o．oo流过冷凝液除盐器的流量与蒸汽总流量之比NCObo．01o．oo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往净化系统(不包括硼回收系yOo．oIo．oo统)的惰性气体总量之比8表中所列的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，但设置有蒸汽发生器排污水除盐器，蒸汽发生器排污水经除盐器处理后返回到主冷凝器。对于铯和铷，该标称值为o．9。b该标称值只适用于不使用冷凝液除盐器的核电厂。对于使用全流量冷凝液除盐的u型管式蒸汽发生器，NC的取值为NC--1．0。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份额为蒸汽总流量的35％。这股旁通蒸汽未经冷凝液除盐器的处理。由于核索具有优先进人湿气分离器／再热器排水和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汽的系统，各类核素不经冷凝液除盐处理的旁通份额分别为：碘：80％；铯、铷：90“；其余核素：90％。即各类核素Nc的取值分别为：碘：0．2；铯、铷：0．1；其余核素：0．1。4 附录B(规范性附录)参考核电厂系统流程及核素去除途径参考核电厂系统流程及核素去除途径见图B．1。泄磊GB／T13976--2008注：流程图中各符号中的定义见表A．1和表F．1。图B．1参考核电厂流程图及核素去除途径5 GB／T13976--2008放射性核素分类见表C．1。附录C(规范性附录)放射性核素分类表C．1放射性核素分类类别核素第一类惰性气体第二类卤紊第三类铯、铷第四类水活化产物(氮16)第五类氚、碳一14第六类其他核索注1：此核素分类只适用于本标准。注2：此核素分类中，第一至第五类核素是根据它们在运行状态中或者具有大致相同的化学和物理特性，或者在系统内具有大致相同的滞留和去除行为予以组合的。将上述五类不易包含的核素统统放在第六类核素中。6 附录D(规范性附录)参考核电厂主要流体内放射性核素比活度参考核电厂主要流体内放射性核素比活度见表D．1。GB／lr13976m2008表D．1参考核电厂主要流体内核素比活度单位为MBq／kg二次冷却剂‘核素一次冷却剂‘炉水‘蒸汽。第1类核素(惰性气体)Ki·85m5．92001．258×10—6Kr-851．591×10103．293×10—5Kr_875．55001．110×10—6KI"-881．036×10102．183X10—6Xe-13lm2．701×10105．550×106Xe-133m2．590O5．550×107Xe_1339．620×10101．998×10—5Xe-135m4．810O9．990×10—7XPl353．145X10106．660×10-6Xe_1371．258O2．637×10—7Xe_1384．440O9．250×10—7第2类棱素(卤素)Br-840．5922．775×10—62．775×108卜1311．6656．660×10—56．660X10叫卜1327．7701．147×10—41．147×10—6I一1335．180×lol1．776×10—41．776×106I1341．258×1018．880×10—58．880×107卜1359．6202．442×10—42．442×10—6第3类核素(铯、铷)Rb887．0301．961×10-59．620×10—8Cs一1342．627×10～11．221×10—56．290×108C争1363．2】9×10～2】_480X10—67．400X10—9Cs-1373．478×10～11．628×10—58．140×10—8第4类核紊(水活化产物)N—161．480×1033．700×10一’3．700×10-6第5类核素(氚)H一33．700×1013．700×10—2第6类核素(其他核素)Na241．7395．550×10--52．775×10—77 GB／T13976--2008表D．1(续)单位为MBq／kg二次冷却剂5核素一次冷却剂‘炉水。蒸汽6Cr-511．147×10—14．810×10—62．331×10—8Mn545．920×10—22．405×10—51．221×10--8Fe_554．440×10—21．813×10—69．250×10—9F}591．110×10—24．440×10—72．257×10—9Co-581．702×1017．030×10—63．478×10—8Co-601．961×10—28．140×1074．070×10—9Zn_651．887×10—27．770×10—73．700×10—9Sr_895．180×10—32．109×1071．073×10—9Sr_904．400×10—41．813×10一89．250×10—11St-913．552×1021．036×10—65．180×10—9Y-91m1702×10--21．184×10—75．920×10—10Y一911．924×10一‘7．770×1094．070×10—11Y一931．554×10—14．440×10—52．257×10—8Zr951．443×10—25．920×10—72．923×10—9Nbu951．036×10—24．070×10—72．109×10—9MO一992．368×10—19．250×10--64．440X10—8Tc-99m1．739×10—14．070×1062．109×108R小1032．775×10—11．147×10呐5．920×10—8Ru-1063．3301．369×10一‘6．660×10—7Arllom4．810×10—21．961X10—69．990×10—9Te_129m7．030×10—32．886×10—71．443×10—9Te_1298．880X10叫8．140×10—64．070X10--8Te_131m5．550×1021．998×10一。9．990×lO一9Te_1312．849×10—11．073×10—65．550×10—9Te-1326．290×1022．442×1061．221X10—8Ba一1404．810×10—11．924×10--59．620×10—8La-1409．250×1013．441X1031．702×10—7Ce_14l5．550×10—32．257×10—71．147×10—9Ce_1431．036×10叫3．700×10—61．887×10--8Ce_1441．443×10_15．920×10—63．034×10—9W-1879．250×10—23．219X10—51．628×10—8Np-2398．140×1023．108×10—61．554X10—88进入下泄管路的一次冷却剂放射性核索比活度。b根据一次侧向二次侧的泄漏率为3．9X10—4kg／s的计算值。。蒸汽发生器内炉水的放射性核素比活度。d离开蒸汽发生器的蒸汽内放射性核素比活度。8 附录E(规范性附录)核电厂调整因子计算公式核电厂调整因子计算公式见表E．1。表E．1核电厂调整因子计算公式8GB／T13976--2008二次冷却剂元素类别一次冷却剂(^)。炉水蒸汽1兰：里!!!墨!!±盟鲁·，lW尸·P。(R1+^)21：里!!!坠±盟·(r2+^)·川2坠WS·(+^)，“-即·P．(Rz+^)3￡：旦!!!墨!!±盟W·(+^)·¨·(n+^)^川WP·P。(R。+^)WS。41．0WS5WS。-(‰+^)，61：里!!!墨!±型·(^+^)^”可可可i干万‘，6WP·P。(Re+^)a式中各参量的物理意义参见附录A和附录F，其中脚码n为参考核电厂的标称值。b^为用于计算一次冷却剂比活度的调整因子，在二次冷却剂比活度调整计算中也将用到它。。^为核素的衰变常数，1／h。d在蒸汽发生器内惰性气体很快从水中析出，因此炉水内气体放射性物质的含量程低可以忽略不计。蒸汽内惰性气体比活度近似等于一次侧往蒸汽发生器内的泄漏率与蒸汽流量的比值。这些惰性气体随主冷凝器排气释放出去。。氚的比活度与下列因素有关：1)核电厂内氚化水的总量；2)氚的产生率，包括一次冷却剂的活化氚的产生率及燃料中氚的泄漏率；3)氚化水参与再循环的份额或从核电厂排放的数量；表D．1列举的氚的比活度是具有中等水平氚化水再循环情况下的典型值。 GB／T13976--2008附录F(规范性附录)核电厂确定调整因子的参数值核电厂确定调整因子的参数值见表F．1。表F．1核电厂确定调整因子的参数值核素类型符号说明单位123456阳离子除盐器对核素的去ⅣAO0o．90o．9‘除份额净化除盐器对核素的去除NBOo．990．50O．98份额R．去除率一一次冷却剂5h一’9．o×lO一‘6．7×lO一23．7×lO一206．6×10一2蒸汽发生器内蒸汽比活度NS1．o×10一25．o×10一31．o5．o×lO一3与炉水比活度之比冷凝液除盐器对核素的去NXo．oo．9o．5o．oo．9除份额去除率一二次冷却剂。h_11．7×lO11．5xlo叫1．7×lo一1FL一次侧向二次侧的泄漏率kg／s3．9×lO一43．9×10一‘3．9×lO一43．9×10‘3．9×lO一43．9×lO-48该项是有效去除项，即包括了淀积等机制的去除作用，对钼和腐蚀产物等核素淀积的去除作用是相当可观的。6当核电厂的设计参数不等于表A．1列举的标称值时，用下式计算R。的数值：对于第1类核素：R。=FB+(FDw--PFB)‘Y对于第2、3、6类核素R¨，。=FD。NB+(1N雾手‘FB+FA‘ⅣA’。氚的比活度与下列因素有关：1)核电厂内氚化水的总量；2)氚的产生率，包括一次冷却剂的活化氚的产生率及燃料中氚的泄漏率；3)氘化水参与再循环的份额或从核电厂排出的数量。表D．1列举的氚的比括度是具有中等氘化水再循环情况下的典型值。o在蒸汽发生器内惰性气体很快从炉水中析出并随着蒸汽离开蒸汽发生器，因此炉水内放射性气体的含量很低，可以忽略不计。蒸汽内情性气体比活度近似等于一次侧往二次侧的惰性气体泄漏率与蒸汽总流量的比值。这些惰性气体随主冷凝器排气释放出去。。当核电厂的设计参数不等于附录A表A．1列举的标称值时，用下式计算^的数值；对于第2、3、6粪核素：rz^。=FBD‘NBD+等藩Fs‘Nc‘Nx2水的活化物在一次冷却剂内的化学和物理特性变化不定，难以确定。除盐器对它们几乎没有去除作用。其比活度由它们本身的衰变决定。10 GB／T13976--2008附录G(资料性附录)气态流出物源项G．1核电厂气态流出物中含有放射性惰性气体、放射性碘同位素、其他放射性微粒、氚、氩一41和碳一14等。G．2气态流出物中所含放射性核素主要来源于：a)废气处理系统；b)蒸汽发生器排污系统；c)主冷凝器抽气器排气；d)安全壳净化排气；e)辅助厂房、汽轮机厂房以及乏燃料贮存区的通风排气；f)二次系统泄漏的蒸汽；g)蒸汽的大气排放时排出的蒸汽或进行低功率物理实验时排放的蒸汽；h)e)条内没有包括的厂房的通风排气。注1：g)和h)两种来源的气载放射性物质的含量较低，惰性气体年排放时小于37GBq／8；对于L131小于37MBq／a。在气载放射性物质源项计算中，排放量低于上述量级的来源均可以忽略。注2：气载放射性物质排放量的计算模型中，应考虑核电厂运行状态下一次冷却剂的连续脱气和因核电厂冷停堆除气排往废气处理系统的废气，还应考虑蒸汽发生器排污水处理系统排气中含有的碘。G．3厂房通风系统排出的放射碘同位素G．3．1厂房通风系统排出碘的化学形式及各厂房排出碘所占比例见表G．1。表G．1厂房排风中排出碘的化学形式及其所占比例碘的化学形式安全壳辅助厂房汽轮机厂房燃料贮存厂房微粒碘o．09o．04o．Ol元素碘o．21o．780．17HOIo．21o．22o．57有机碘o．49o．53o．258尚无测量到其他类型碘的相关数据。G．3．2在厂房通风系统排气中碘的释放率与一次冷却剂中1-131的比活度有关。为便于比较，用归一化的释放率表示通过厂房通风排放出去的碘。表G．2给出了各主要放射性厂房通风系统未经处理的排风中平均1-131归一化释放率。G．4从厂房通风系统排风中排出的未经处理的放射性微粒的释放率见表G．3。 GB／T13976—2008表G．2厂房通风系统未经处理的排风中平均1-131归一化释放率“5单位为(GBq／a)／(MBq／kg)工况安全壳辅助厂房。汽轮机厂房a功率运行期间8．o×10⋯0．72f3．8×103换料／维修停堆期间O．322．594．2×1028归一化的1-131释放率是每单位一次冷却剂1-131释放率[(GBq／a)／(MBq／kg)]。o在各种工况下归一化的释放率是放射性核素H31的有效泄漏率。它是厂房内一次冷却剂的泄漏率及碘在泄漏水和气相中分配的组合效果。对于汽轮机厂房，在确定其有效泄漏率时，必须考虑在蒸汽发生器内从水央带至蒸汽内的I=131。。将表中给出的归一化释放率乘以核电厂一次冷却剂的b131比活度(MBq／kg)，即为该核电厂通过辅助厂房通风系统的实际释放率(GBq／a)。o将表中给出的归一化释放率乘以蒸汽发生器炉水中I131的比活度(MBq／kg)，再乘以附录F中的蒸汽发生器内碘的分配系数NS，即为汽轮机厂房通风系统的实际释放率(GBq／a)。。该释放率是指每天泄漏的一次冷却剂内1-131总活度的百分数，它是厂房内一次冷却剂泄漏率与碘在泄漏水和测量的气体内分配的组合。为了得到功率运行期间反应堆厂房通风系统1-131的释放率(GBq／a)，将表中给出的归～化释放率乘以该核电厂一次冷却剂内1-131比活度(MBq／kg)，并根据该核电厂安全壳通风系统采取的具体净化方法，得到安全壳通风系统的实际释放率。1包括来自乏燃料水池区通风的贡献。表G．3从厂房通风系统排风中排出的未经处理的放射性微粒的释放率“。单位为GBq／a核素安全壳辅助厂房燃料贮存池区废气系统Cr_513．404×10—11．184×10—26．660X10—35．180×104Mm541．961×10—12．886×10--31．110×10—27．770×10—5Co-573．304×102NAbNA6NAbC0-589．250X10—17．030×10—27．770×10—13．219×10一‘Co-609．620×10—21．887×10—23．034×10—15．180X10—4Fe-599．990×10—21．850X103NAb6．660X10“Sr-894．810×10--I2．775×10—27．770×10—21．628×10—5Sr-901．924×10叫1．073×10—22．960Xi0—26．290×104Zr-95NAo3．700×1021．332×10一‘1．776×10一‘Nb_956．660X10—21．1i0×10—28．880X10—21．369×10—4Ru-1035．920×10—28．510×10—41．406X10—31．184×10—4Ru-106NA52．220X10一‘2．553×10—39．990×10一，Sb-125NAb1．443X10一‘2．109×10—3NAoCs_1349．250×10—21．998×10—26．290×10—21．221×103Cs一1361．184×10—11．776×10—3NAo1．961×10一‘C5-1372．035Xi0--I2．664×10—29．990×i0—22．849×10—3Ba-140NA‘1．480×10—2NA68．510×10—4Ce_1414．810×10—29．620X10一‘1．628X10—58．140X10—58表列数据为运行的核电厂的典型测量值。bNA——在该厂房的通风排风中，未检测到该核素。假定该核素在总排放量中所占的份额小于1“。。由表G．3得出，各个厂房通风系统排出的放射性微粒占排出微粒总量的份额分别为：安全壳占63％；辅助厂房占5％；乏燃料贮存水池占31“；废气处理系统小于1％。 GB／T13976--2008G．5厂房通风系统排放的放射性情性气体G．5．1一次冷却剂系统内惰性气体每天以总量的3％的速率泄漏到安全壳空气中，并依此计算通过安全壳通风系统排向环境的放射性惰性气体释放率。G．5．2辅助系统厂房内一次冷却剂的总泄漏率为8．4×10kg／s，所漏出冷却剂中的惰性气体全部进入厂房空气。G．5．3汽轮机厂房内蒸汽的泄漏率为2．14×lO～kg／s，所漏出蒸汽中所含气体全部进入厂房空气中。G．6安全壳通风排放的氩一41对于每台机组，氩一41的平均释放率为1．258TBq／a(34Ci／a)。在安全壳通风或净化排风时，这些氩一41全部释放到大气中。G．7安全壳通风频率和空气净化G．7．1为了换料和维修，假设核电厂每年至少有两次冷停堆，因而安全壳每年至少有两次净化排风。G．7．2对于在运行期间利用装备的小直径通风管(直径小于0．2m)连续通风净化的核电厂，除考虑每年两次冷停堆的空气净化排放外，还应考虑在核电厂运行状态下，小风量连续排风的贡献。G．7．3对于运行期间不进行小风量净化的核电厂，按每年通风净化22次的频率确定安全壳的净化排风量。G．7．4凡配备有内循环和通风净化系统的核电厂，应考虑该系统对排风中所含碘的去除作用。在对安全壳空气净化处理前，安全壳内循环净化系统对安全壳内的空气预先进行净化处理。内循环净化系统的流量取核电厂具体设计值。除非另有说明，否则认为在安全壳净化排风前，内循环净化系统已工作了16h，并假定放射性气载物质只与安全壳自由容积内70％的空气混合(混合效率为70％)。G．8活性炭吸附器对碘的去除效率及高效微粒空气过滤器对微粒的去除效率G．8．1高效微粒空气过滤器对微粒的去除效率为99％(去污因子为100)。G．8．2凡参照行业标准EJ／T421要求设计的活性炭吸附器，对所有形式的碘的去除效率列在表G．4中。表G．4活性炭吸附器对碘的去除效率对放射性碘的去除效率／活性炭床深％o．05m(2in)：用于安全壳内部的空气过滤系统90O．05m(2in)：用于安全壳外部的空气过滤系统，相对湿度为70％700．102m(4in)：用于安全壳外部的空气过滤系统，相对湿度为70％900．150m(6in)：用于安全壳外部的空气过滤系统，相对湿度为70％99G．9括性炭延迟系统活性炭延迟系统滞留时间计算见式(G．1)：T一6．87×10。^dK／F式中：T——活性炭吸收的滞留时间，d；K——动力学吸收系数，cm3／g；M——活性炭吸收体的质量，t；F——系统流量，m3／rain。13 GB／T13976--2008表G．5给出动力学吸收系数K的数值。表G．5动力学吸收系数K单位为cm3／g运行温度25℃运行温度一17．8℃核素露点7．2℃露点一17．8℃露点-40℃露点一28．9℃Kr18．52570105Xe33044011602410G．10主冷凝器抽气中的放射性碘的释放率G．10．1在主冷凝器抽气器排放的未经处理的排气中放射性碘的归一化释放率为1．7(TBq／a)／(MBq／kg)。G．10．2该归一化释放率是放射性碘的有效释放率。它是流往主冷凝器的蒸汽流量、碘在主冷凝器和抽气器排气间的分配、蒸汽发生器内二次侧水与蒸汽之间碘的分配的综合效应。将归一化释放率乘以二次冷却剂内碘同位素的比活度(MBq／kg)再乘以表F．1中给出的硖的分配系数(Ns)，即为通过主冷凝器抽气器排气排放的放射性碘的实际释放率。G．11蒸汽发生器排污系统扩容箱排气中放射性碘的释放率考虑蒸汽发生器排污系统扩容箱排气中放射性碘的释放率按两种情况考虑：a)若核电厂排污扩容箱的排风是经扩容箱排风冷却器冷却后排放的，或者是通过主冷凝器抽气器排放的，则可不考虑通过排污扩容箱排风排放的放射性碘核素，即认为扩容箱中碘的分配因子为零；b)如果扩容箱的排气直接排人大气，在扩容箱内碘的分配因子为0．05。G．12废气处理系统的输入流量应按系统的设计容量确定废气处理系统流向废气储存箱的输人流量。如果没有现成的数据，可采用下列数据作初步计算：a)对于废气处理系统中不采用氢复合器的核电厂，对每座反应堆，从废气处理系统流向废气储存箱的输入流量为0．2m3／h(STP)；b)对于废气处理系统中采用氢复合器的核电厂，对每座反应堆，从废气处理系统流向废气箱储存箱的输人流量为0．035m3／h(STP)。 附录H(资料性附录)液态流出物源项GB／T13976--2008H．1核电厂液态流出物中含有放射性碘同位素、铯和铷，其他放射性微粒、氚和碳-14。H．2在估计核电厂运行状态下液态流出物中的放射性核素排放量时，应考虑下列主要来源：a)为了保持核电厂水的平衡或为了控制核电厂内氚的积累，在硼回收系统工艺过程中形成的已处理过的废液；b)从脏废液或各种废液系统排放的已处理过的废液；c)从蒸汽发生器排污处理系统排放的已处理过的废液；d)从化学废液或者从冷凝液除盐器再生系统排放的已处理过的废液；e)从汽轮机厂房地面疏水以及污水坑的排放废液；f)厂内洗涤液。H．3运行核电厂各股待处理废液的日平均输入流量和预计比活度见表H．1。表H．1核电厂待处理废液日平均输入流量及预计比活度待处理废液日平均输人流量／(甜／d)。采用u型管式蒸汽发生器，排污水经处理后再循环至二次冷却剂系统的核电厂采用排污处理系统，处理后来源液体不再循环相对活度6采用带超声波采用不带超声树脂清洗器的波树脂清洗器采用粉末式冷到冷凝器或二深床冷凝液除的深床冷凝液凝液除盐器次冷却剂系统的核电厂盐器除盐器a)一次冷却剂泵密0．0760．1封泄漏水一次冷却剂b)一次冷却剂的泄系统(安全漏[包括除a)项0．0381．67。外的各种泄漏途壳内)径]c)一次冷却剂设备1．90．001疏排水a)一次冷却剂系统0．301．0设备排放水b)乏燃料池管道疏2．650．001一次冷却剂排水系统(安全壳外)c)一次冷却剂取样0．760．05系统排放水d)辅助厂房地板0．"760．760．1疏水 GB／T13976--2008表H．1(续)待处理废液Et平均输入流量／(m3／d)‘采用u型管式蒸汽发生器，排污水经处理后再循环至二次冷却剂系统的核电厂采用排污处理系统，处理后来源液体不再循环相对活度-采用带超声波采用不带超声树脂清洗器的波树脂清洗器采用粉末式冷到冷凝器或二深床冷凝液除的深床玲凝液凝液除盐器次冷却剂系统的核电厂盐器除盐器a)二次冷却剂取样5．310一t系统排放水b)冷凝液除盐器树11．445．4——10—8脂的输送溶液c)冷凝液除盐器再根据再生频度3．212．9——及再生水体积生溶液计算d)超声波树脂清洗56．8——2X10—6二次冷却剂器溶液系统e)冷凝液粉除盐器——30．72×10—6反洗水f)蒸汽发生器排按设计流程——取设计值污水计算g)汽轮机厂房地面按主蒸汽比活27．3度乘相应的分疏水配系数而得a)厂内洗衣设备1．1b)热淋浴排水可忽略洗涤和去污c)洗手池排水0．76系统d)设备和墙面去污0．15清洗水总计112．499．671．939．98本表所给出的流量和比括度为测量的典型值，废液输入量及其比活度变化很大，在计算液体源项时t表中数据可供参考。b为便于比较和计算，应以一次冷却剂的比活度为单位表示各股废液的放射性水平，相对活度是把废液的比活度表示成一次冷却剂比活度的份额或倍数。c因为泄漏水中约有40％的水立即闪蒸，使泄漏水的比活度提高，因而倍数大于1。o为计算通过该项排放的放射性物质量，可利用表H．3列举的比括度进行计算。16 GB／T13976—-2008H．4在废液处理系统中，去除放射性核素的途径有：a)放射性核素在收集、处理和排放期间的衰变；b)处理系统中各种处理设备对核素的去除作用。主要处理设备有除盐器、过滤器、蒸发器、反渗透装置等，还应考虑设备表面对核素的吸附作用。H．5核电厂废液处理系统中各种净化设备的去污因子见表H．2。表H．2各种系统净化设备的去污因子(DF)处理系统去污因子(DF)除盐器阴离子Cs，Rb其余核素一次冷却剂下泄流(CVCS)100250废液处理系统(H+OH)102(10)2(10)102(10)混床蒸发器冷凝液(H+OH一)5l10硼回收系统10210蒸汽发生器排污系统102(10)10(10)102(10)阳床(任何系统)1(1)10(10)阴床(任何系统)102(10)1(1)粉末床(Powdex)(任何系统)10(10)2(10)10(10)蒸发器除碘外其余核素碘各种废液103102硼回收系统103102洗涤废液单独使用的蒸发器102反渗透装置所有核素洗涤废液30其余废液系统10过滤器对所有核素DF一1注1：对串联使用的除盐器，第二个除盐器使用括号内的DF。注2：本标准列举的各种废液处理设备的去污因子是该设备在核电厂寿期内(包括停堆期在内)预计的对放射性核素的平均去除性能。注3：在确定废液处理系统的总去污因子时，应考虑下列因素：a)系统的总去枵因子为该系统内各项处理设备的去污因子的乘积；b)在废液处理过程中，不考虑处理设备对惰性气体、氚和水的括化产物(N一16)的去除，即对它们的去污因子为1；c)凡选择使用(根据需要选用)的设备或者在正常流程中不用的设备，在确定系统的总去污因子时均不予以考虑。由于处理设备对不同核素的去除性能各不相同，因此应按核素的分类分别列出系统对各类核素的总去污因子。注4：在确定除盐器的去污因子时，考虑了下列因素：a)除盐器的去污因子与进入除盐器人口处料液的放射性物质浓度和离子浓度有关，与离子交换树脂的交换能力有关。在相同运行条件下，去污因子随进人料液的放射性物质浓度和离子浓度的增加而增大，随着料液在树脂中穿透深度的增大而减小。表列数值为核电厂在寿期内的平均数值；b)对于串联使用的两个除盐器，通常第一个除盐器的DF比第二个的要高一些，但对于铯、铷，由于第一个除盐器去除了料液中的大部分竞争核素(如钠)。第二个除盐器具有比第一个除盐器更强的离子交换，表列数值考虑了这一因素。17 GB／T13976--2008IL6废液处理系统处理前的收集时间、处理时间、排放时间和排放份额H．6．1为了考虑在收集、处理和排放期间内核素的衰变，可按下列准则确定收集、处理和排放时间。H．6．1．1收集时间如果系统装有备用收集箱，则按充至80％箱体设计容量确定其收集时间，见式(H．1)：，0．8V1c一1F式中：Tc——收集时间，d；V——收集箱体的容量，m3；G一废液的输人流量，m3／d。如果只有一个箱体，则按充至40％箱体设计容量确定其收集时间，见式(H．2)：T。一—0．F4V⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯⋯(H．2)"JrH．6．1．2处理和排放时间在废液处理系统中考虑衰变去除作用的处理和排放时间的计算如下。设废液处理系统流程见图H．1：18图H．1废液处理系统流程简图流程简图中：A——流程图中第1个箱体的容量，m3；B——由设备的最大流量规定的限制处理流量的设备；c——流程图中排放前最后一个箱体的容量，rn3；R-——限流设备的流量(B设备的流量)，m3／d；R。——向最后一个箱体另外添加的废液的流量，m3／d；R。——箱体C的排放泵的排放流量，m3／d。处理天数L计算如下：有备用箱体，见式(H．3)：1、一0．8A19一Rb无备用箱体，见式(H．4)：，一!坐19一Rb排放天数n计算如下：有备用箱体，见式(H．5)：个0．8C18—1F园由亩日 无备用箱体，见式(H．6)：110．4C“一百■算得TD和Td后验算它们是否满足下列条件：有备用箱体：GB／T13976--20080．8C>L(Rb+R。)无备用箱体：0．4C>T。(Rb+R。)如果满足则考虑衰变作用的处理和排放时间为：衰变时间一T。+0．5Td如果不满足，则不考虑排放期间的衰变作用，即：衰变时间一LH．6．2废液处理系统处理时间和排放时间计算例题设有图H．2所示的废液处理流程及其相应的输入流量，根据H．6．1．2叙述的方法，其处理时间为：TP一丽而而0．8忑X页75．再7m瓣3一o．7d19一O．06m3／min×1440min／d⋯排放时间为：Td=丽石0而．8五X1页51．而4m蕊s一2．1d“。F面i可盂五可1丽面一“1“验算：0．8×151．4m3／(2m3／d+0．06ril3／rain×1440min／d)一1．37d因为该值大于Tp(o．7d)，故可考虑衰变作用的处理和排放时间为：L+0．5Td—o．7d+寺×2．1d一1．75d地面琉水3．8m％图H．2废液处理衰变时间计算例题流程图捧放泵0．04m‰“ GB／T13976--2008It．6．3处理后废液排放份额H．6．3．1处理后废液的排放份额在10％～100％之间，且与下列因素有关：a)在设备因故障而停用期间，废液系统处理废液的能力；b)废液产生量波动情况；c)对氚的控制程度；d)贮存箱承受波动的能力。H．6．3．2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运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。H．6．3．3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。IL7预计运行事件对废液源项的影响H．7．1将已算出的源项，按每座反应堆增加5．92GBq／a(0．16Ci／a)，作为因误操作等预计运行事件而导致的计划外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已算出的源项是相同的。H．7．2蒸发器因维修每周连续有2天停止使用，引起下列调整：lL7．2．1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。H．7．2．2如果具有的贮存能力小于两天，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，按杂质含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：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。H．7．2．3储存能力a)如果有两个以上储存箱，假定事故开始时一个箱体已充至80％，其余箱体是空的，如果仅有一个储存箱，假定事故开始时已充至40％。b)系统的有效去污因子(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。例如对一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102(参看表H2)，由于每周停止使用两天，但它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—i————J。__——一≈700要X10。5+喜X10一H．8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H．3。将洗涤废液的释放率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}L2列举的去污因子考虑净化系统对该废液去污效果。H．9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；c)若系统采用超声波树脂清洗器，除盐器的再生周期为8d，若不采用超声波清洗器的系统，再生周期为1．2d，每次再生溶液的用量取系统的设计值。 表H．3计算的未经处理的洗涤废液放射性物质释放率GB／T13976--2008释放率／核素[(GBq／a)／机组]P-326．660×10—3Cr-511．739×10—1Mn541．406×10一1Fe-552．664×10—1Fe-598．140×10—2Co-582．923X10—1C0_60S．180×10—1Ni636．290X10—2SP803．256×10一3SP904．810×10一4Y一913．108×10—3Zr_954．0"70×10—2Nb一957．030×102Mo_992．220×10—3Ru-1031．073X10一2Ru_1063293×10—1Ag-110m4．440×10—2Sb_1241591×10一2卜13lS．920×10—2Cs一1344．070×10—1Cs一1361．369X10一2Cs一1375．920×10—1Bali,103．367×102Ce-14l8．510×10—3Ce-1441．4,t3×10—1总计3．3321 GB／T13976--2008附录I(资料性附录)氚的释放率I．1核电厂在运行状态下，氚的平均释放率为14．8(GBq／a)／MW，即0．4(Ci／a)／MW。经由液态流出物和气态流出物排放到环境中。I．2经由液相途径排放的氚的数量取决于液体的排放体积(二次系统排放的废液除外)。在计算中把排放液体折算成氚的比活度为37MBq／kg的一次冷却剂；经液相途径排放的氚的数量最大可达氚的计算排放总量的90％(如果超过90％，则取90％)。I．3氚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％。 附录J(资料性附录)碳一14的释放率J．1核电厂在运行状态下，碳-14的平均释放率为130．8(MBq／a)／MW。排放到环境中。J．2核电厂中的碳一“主要以气态形式向环境释放，占总释放量的99％。形式占75％～95％，CO。形式占5％～25％。J．3核电厂中碳一14小部分以液态形式向环境释放，占总释放量的1％。GB／T13976--2008经液态流出物和气态流出物在气态碳一14中，碳氢化合物'