HJ8422017压水堆核电厂应急相关参数

中华人民共和国国家环境保护标准HJ842-2017压水堆核电厂应急相关参数Emergency-RelatedParametersforPresurrizedWaterReactorNuclearPowerPlants（发布稿）本电子版为发布稿。请以中国环境科学出版社出版的正式标准文本为准。2017-7-7发布2017-8-1实施环境保护部发布I目次前言..................................................................................................................................................I1适用范围.....................................................................................................................................12规范性引用文件.........................................................................................................................13术语和定义.................................................................................................................................14总则.............................................................................................................................................15数据内容.....................................................................................................................................26应急相关参数示例.....................................................................................................................3附录A压水堆核电厂应急相关参数（规范性附录）............................................................4附录BAP1000机组应急相关参数示例（资料性附录）....................................................11附录CEPR机组应急相关参数示例（资料性附录）.........................................................18附录DM310机组应急相关参数示例（资料性附录）.......................................................25附录EVVER机组应急相关参数示例（资料性附录）......................................................32附录FCNP300机组应急相关参数示例（资料性附录）...................................................39I前言为贯彻《中华人民共和国环境保护法》《中华人民共和国放射性污染防治法》和《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》，保护环境，保障人体健康，规范压水堆核电厂应急相关参数，制定本标准。本标准规定了压水堆核电厂应急相关参数的范围、内容、格式。本标准的附录A为规范性附录，附录B~F为资料性附录。本标准由环境保护部核设施安全监管司、科技标准司组织制定。本标准主要起草单位：环境保护部核与辐射安全中心、苏州热工研究院有限公司。本标准环境保护部2017年7月7日批准。本标准自2017年8月1日起实施。本标准由环境保护部解释。1压水堆核电厂应急相关参数1适用范围本标准规定了压水堆核电厂应急相关参数的范围、内容和格式。本标准适用于压水堆核电厂应急相关参数的确定，其他堆型核电厂可参照执行。2规范性引用文件下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件，仅所注日期的版本适用于本文件。凡是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。HAF102核动力厂设计安全规定HAF002/01核电厂营运单位的应急准备和应急响应HAD002/01-2010核动力厂营运单位的应急准备和应急响应3术语和定义下列术语和定义适用于本标准。3.1应急Emergency需要立即采取某些超出正常工作程序的行动以避免核电厂核事故发生或缓解事故可能产生的后果的状态。有时又称为紧急状态。同时，也是泛指立即采取超出正常工作程序的行动。3.2应急相关参数Emergency-relatedparameters核事故应急准备和响应需要使用的参数，应急相关参数可分为设计参数、实时参数和其他测量参数。4总则4.1目的为了提高国家核安全监管部门对核电厂的应急监管水平，规范压水堆核电厂营运单位向国家核安全监管部门提供的应急相关参数。4.2原则压水堆核电厂营运单位向国家核安全监管部门提供的应急相关参数，应能充分反映压水堆核电厂的实际状态、事故发展进程、辐射水平及环境影响，满足国家核安全监管部门对核电厂核事故应急监督管理的要求。4.3用途本标准中规定的应急相关参数主要用于压水堆核电厂核事故应急，如应急状态分级、堆芯损伤评价、事故后果评价等。4.4分类根据参数随时间变化的特点以及获取来源，压水堆核电厂应急相关参数分为设计参数、实时参数和其他测量参数等。本标准中设计参数指的是压水堆核电厂已确定且与应急相关的静态参数，实时参数指的是压水堆核电厂在运行期间与应急相关的实时监测的动态参数，其他测量参数指的是压水堆核电厂在运行期间与应急相关的非实时监测的动态参数。25数据内容5.1设计参数压水堆核电厂重要的设计参数包括以下内容。机组：额定热功率。堆芯：堆芯积存量、燃料组件数、堆芯热功率、堆芯活性区高度、堆芯燃料平均线功率、压力容器设计温度。一回路：额定一回路冷却剂流量、反应堆冷却剂系统总容积、稳压器安全阀开启压力。二回路：二回路蒸汽流量（额定功率）、蒸汽发生器水装量、蒸汽发生器出口蒸汽压力（额定功率）、蒸汽最大湿度（额定功率）、给水温度（额定功率）、蒸发器安全阀开启压力。安全壳：安全壳内径、安全壳内总容积、安全壳内自由空间容积、安全壳设计压力（绝对）、安全壳设计温度、安全壳设计泄漏率。安注系统：高压安注泵作上充泵时额定流量、高压安注时的最大流量、低压安注额定流量。压水堆核电厂设计参数说明参见附录A表A.1。附录中重要度标为“★”的是必须提供的参数，重要度为空的可根据压水堆核电厂的实际情况自由选择，下同。5.2实时参数压水堆核电厂重要的实时参数包括以下内容。机组：机组热功率、机组核功率、机组电功率。堆芯：中间量程中子通量、源量程中子通量、紧急停堆状态、堆芯出口温度、反应堆冷却剂饱和裕度。一回路：一回路硼浓度、反应堆冷却剂系统放射性水平、反应堆冷却剂系统压力、反应堆冷却剂系统流量、稳压器水位、稳压器卸压阀开度、稳压器安全阀开度。二回路：主给水流量、蒸汽流量、蒸汽发生器压力、蒸汽发生器液位（宽量程）、蒸汽发生器液位（窄量程）、蒸汽发生器蒸汽放射性水平、蒸汽发生器安全阀开度、蒸汽发生器泄漏率、汽轮机旁排放阀开度、大气释放阀开度、冷凝器抽气放射性水平、冷凝器压力。核辅助系统：化容系统上充流量、化容系统下泄流量、化容系统容积控制箱液位、主冷却剂泵轴封水流量、除盐水箱水位、重要厂用水流量。安全壳：安全壳内压力（宽量程）、安全壳内压力（窄量程）、安全壳内温度、安全壳空气γ辐射水平、安全壳氢浓度、安全壳隔离状态、安全壳地坑水位、安全壳地坑水温度、安全壳喷淋状态、安全壳喷淋流量、换料水池γ辐射水平。安注系统：换料水箱水位、低压安注水流量、高压安注水流量（直接注入）、高压安注水流量（经硼注入箱）、安注热段流量、安注冷段流量、安注箱水位、安注箱压力。放射性控制：主控室辐射水平、烟囱流出物放射性水平（惰性气体）（窄量程）、烟囱流出物放射性水平（惰性气体）（宽量程）。乏燃料水池：乏燃料贮存值、乏燃料水池水位、乏燃料水池温度、乏燃料厂房辐射水平。辐射站：γ剂量率。地面气象站：风向、风速。厂区气象塔：风向、风速。压水堆核电厂实时参数说明参见附录A表A.2。5.3其他测量参数压水堆核电厂重要的其他测量参数包括以下内容。3环境监测：环境γ辐射空气吸收剂量率、地表剂量率。取样监测：地面沉积核素活度浓度、空气中气溶胶活度浓度、空气中碘活度浓度、一回路冷却剂131I当量比活度、一回路总γ活度浓度、安全壳内空气总γ活度浓度。压水堆核电厂其他测量参数说明参见附录A表A.3。6应急相关参数示例本标准附录B~F示例性地给出了典型压水堆核电机组应急相关参数。4附录A压水堆核电厂应急相关参数（规范性附录）表A.1给出了压水堆核电厂营运单位向国家核安全监管部门提供的设计参数，表A.2给出了压水堆核电厂营运单位向国家核安全监管部门提供的实时参数，表A.3给出了压水堆核电厂营运单位向国家核安全监管部门提供的其他测量参数。表A.1压水堆核电厂设计参数说明表系统参数单位重要度备注机组额定热功率MWth★在额定功率情况下，核反应堆堆芯释热功率与核蒸汽供应系统各设备产热功率之和额定输出电功率MWe机组发电机端的输出功率堆芯堆芯积存量Bq★核电厂设计报告给出的平衡循环寿期末反应堆内放射性核素的积存量燃料组件数个★堆芯内燃料组件数量堆芯热功率MWth★核反应堆堆芯释热功率单个燃料组件中燃料棒个数根燃料组件中燃料元件数量单个燃料组件中控制棒数根燃料组件中用于控制反应堆的控制棒数量燃料组件排列-燃料组件内燃料棒排列形式（如17×17）第一个燃料循环燃料铀富集度%反应堆第一个燃料循环时各区的铀富集度平衡后新装燃料铀富集度%反应堆平衡循环起新加载燃料棒的铀富集度铀装载总量t堆芯内装载燃料棒铀质量堆芯活性区高度m★燃料组件活性区域的高度堆芯等效直径m与反应堆堆芯实际截面面积相等的圆的直径堆芯功率密度kW/cm3堆芯释热功率与堆芯体积之比堆芯燃料平均线功率W/cm★堆芯燃料棒单位长度释热功率堆芯传热面积m2堆芯燃料棒与冷却剂之间的换热面积堆芯平均热流密度W/m2堆芯通过单位面积传递的热功率燃料组件外形尺度mm燃料组件外形尺寸参数（长、宽、高）压力容器内径mm压力容器内部直径压力容器设计压力（绝对）MPa压力容器设计的最高压力（绝对）压力容器设计温度℃★正常情况下，设定的压力容器金属截面的温度平均值换料周期月核电厂正常运行情况下两次停堆换料之间的时间间隔燃料中心峰值温度℃燃料棒芯块中心温度最高值一回路额定一回路冷却剂流量kg/s★额定功率下各个反应堆冷却剂系统冷却剂环路流量的设计值反应堆冷却剂压力MPa额定功率下反应堆冷却剂系统主管道压力设计值额定功率环路冷段温度℃核电厂额定功率运行时，反应堆冷却剂系统冷段管冷却剂温度设计值额定功率环路热段温度℃核电厂额定功率运行时，反应堆冷却剂系统热段管冷却剂温度设计值额定功率环路平均温度℃核电厂额定功率运行时，冷段温度与热段温度的平均值5表A.1压水堆核电厂设计参数说明表（续）系统参数单位重要度备注一回路反应堆冷却剂系统总容积m³★反应堆冷却剂系统内冷却剂的总装载量反应堆冷却剂系统设计压力（绝对）MPa反应堆冷却剂系统设