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书书书犐犆犛２７．１２０．１０犆犆犛犉７２中华人民共和国国家标准犌犅／犜１３９７６—２０２１代替犌犅／犜１３９７６—２００８压水堆核电厂运行状态下的放射性源项犚犪犱犻狅犪犮狋犻狏犲狊狅狌狉犮犲狋犲狉犿狅犳狆狉犲狊狊狌狉犻狕犲犱狑犪狋犲狉狉犲犪犮狋狅狉狀狌犮犾犲犪狉狆狅狑犲狉狆犾犪狀狋犳狅狉狅狆犲狉犪狋犻狅狀狊狋犪狋犲狊 ２０２１１２３１发布２０２２０７０１实施国家市场监督管理总局国家标准化管理委员会发布书书书目 次前言Ⅲ…………………………………………………………………………………………………………１ 范围１………………………………………………………………………………………………………２ 规范性引用文件１…………………………………………………………………………………………３ 术语和定义１………………………………………………………………………………………………４ 总体要求２…………………………………………………………………………………………………５ 流出物排放源项分析通用原则２…………………………………………………………………………６ 氚源项分析准则２…………………………………………………………………………………………７ １４Ｃ源项分析准则３………………………………………………………………………………………８ 裂变产物和腐蚀活化产物源项分析准则３………………………………………………………………附录Ａ（资料性） 压水堆核电厂流出物排放源项分析框架７……………………………………………附录Ｂ（资料性） 主要系统和设备预期泄漏率１０…………………………………………………………附录Ｃ（资料性） 乏燃料组件裂变产物逃脱率系数１１……………………………………………………参考文献１２……………………………………………………………………………………………………Ⅰ犌犅／犜１３９７６—２０２１前 言 本文件按照ＧＢ／Ｔ１．１—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／Ｔ１３９７６—２００８《压水堆核电厂运行状态下的放射性源项》，与ＧＢ／Ｔ１３９７６—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１４Ｃ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／ＴＣ５８）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／Ｔ１３９７６—１９９２，２００８年第一次修订；———本次为第二次修订。Ⅲ犌犅／犜１３９７６—２０２１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、１４Ｃ、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。ＧＢ６２４９ 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 狅狆犲狉犪狋犻狅狀犪犾狊狋犪狋犲狊正常运行和预计运行事件两类状态的统称。３．２正常运行 狀狅狉犿犪犾狅狆犲狉犪狋犻狅狀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 犪狀狋犻犮犻狆犪狋犲犱狅狆犲狉犪狋犻狅狀犪犾狅犮犮狌狉狉犲狀犮犲狊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 犮犺犲犿犻犮犪犾狑犪狊狋犲去污剂、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 犱犲狋犲狉犵犲狀狋狑犪狊狋犲含有洗涤剂、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 犳犾狅狅狉犱狉犪犻狀狊无氚、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。１犌犅／犜１３９７６—２０２１３．７流出物 犲犳犳犾狌犲狀狋通常情况下，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 犱犻狊犮犺犪狉犵犲狊狅狌狉犮犲狋犲狉犿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 狆犪狉狋犻狋犻狅狀犳犪犮狋狅狉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ＧＢ６２４９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１４Ｃ。压水堆核电厂裂变产物、腐蚀活化产物、氚和１４Ｃ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９Ｂｅ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。２犌犅／犜１３９７６—２０２１６．１．４ 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、７Ｌｉ和６Ｌｉ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犆源项分析准则７．１ 主冷却剂中１４犆源项７．１．１ 主冷却剂中１４Ｃ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１４Ｃ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１７Ｏ通过１７Ｏ（ｎ，α）１４Ｃ反应产生的１４Ｃ；ｂ） 主冷却剂中溶解１４Ｎ通过１４Ｎ（ｎ，ｐ）１４Ｃ反应产生的１４Ｃ。７．１．３ 由于１４Ｃ半衰期非常长，在反应堆运行寿期内计算１４Ｃ产生量，可不考虑１４Ｃ的衰减。７．１．４ 应采用中子输运程序及中子截面库计算１４Ｃ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１４Ｎ的浓度水平进行评估，在计算设计源项和现实源项时，可对１４Ｎ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１７Ｏ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犆排放源项７．２．１ １４Ｃ的气、液态流出物排放源项应基于主冷却剂中１４Ｃ源项进行分析，主冷却剂中１４Ｃ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１４Ｃ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１４Ｃ占比为９０％，液态１４Ｃ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。３犌犅／犜１３９７６—２０２１８．１．１．２ 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１３１Ｉ活度浓度一般可选为１ＧＢｑ／ｔ～５ＧＢｑ／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１３１Ｉ活度浓度一般可选为０．１ＧＢｑ／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１３１Ｉ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５１Ｃｒ、５４Ｍｎ、５８Ｃｏ、６０Ｃｏ等，对于１１０ｍＡｇ、１２２Ｓｂ、１２４Ｓｂ、６５Ｚｎ、５５Ｆｅ、５９Ｆｅ、９５Ｚｒ和９５Ｎｂ，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