壓水堆核電廠事故工況核島廠房輻射防護設計準則2022-12-30發布2023-07-01實施國家市場監督管理總局國家標準化管理委員會I 12規范性引用文件 l3術語和定義 14通則 25事故工況源項 26基于事故工況期間廠房內工作人員安全的輻射防護 37事故工況期間廠房內設備及儀表的輻射環境條件 48事故工況下輻射分區 59事故工況輻射監測儀表報警閾值確定 5附錄A(資料性)安全殼噴淋系統的去除影響 6附錄B(資料性)釋放到安全殼中各元素的份額 7附錄C(資料性)事故期間從燃料中釋放進入安全殼的元素份額 8ⅢGB/T42141—2022本文件按照GB/T1.1—2020《標準化工作導則第1部分：標準化文件的結構和起草規則》的規定起草。請注意本文件的某些內容可能涉及專利。本文件的發布機構不承擔識別專利的責任。本文件由全國核能標準化技術委員會(SAC/TC58)提出并歸口。本文件起草單位：中國核電工程有限公司、中廣核工程有限公司。1壓水堆核電廠事故工況核島廠房輻射防護設計準則1范圍本文件規定了壓水堆核電廠在事故工況下核島廠房工作人員安全輻射防護設計、設備和儀表的輻射環境要求、事故工況下輻射分區以及監測儀表閾值等方面遵循的原則、方法和假設條件。本文件適用于壓水堆核電廠事故工況下核島廠房的輻射防護設計，其他堆型參照執行。2規范性引用文件下列文件中的內容通過文中的規范性引用而構成本文件必不可少的條款。其中，注日期的引用文件，僅該日期對應的版本適用于本文件；不注日期的引用文件，其最新版本(包括所有的修改單)適用于本文件。GB18871—2002電離輻射防護與輻射源安全基本標準3術語和定義下列術語和定義適用于本文件。事故工況accidentcondition偏離正常運行，比預計運行事件發生頻率低但更嚴重的工況。注：事故工況包括設計基準事故和設計擴展工況。設計擴展工況包括沒有造成堆芯明顯損傷的工況和堆芯熔化(嚴重事故)工況。設計基準事故designbasisaccident導致核動力廠事故工況的假設事故。注1:這些事故的放射性物質釋放在規定的限值以內，該核動力廠是按確定的設計準則和保守的方法來設計的。注2:按照事故發生頻率，設計基準事故分為稀有事故和極限事故兩類。嚴重事故severeaccident嚴重性超過設計基準事故并造成堆芯明顯惡化的事故工況。人員可達性personnelaccessibility事故工況下，工作人員為了完成應急響應任務，需要進入或滯留在廠房內較高輻射水平的關鍵區域。注：關鍵區域輻射防護設計滿足各項相關要求，以保證人員在完成應急任務中的輻射安全。輻射環境條件radiationenvironmentcondition事故工況下，設備和儀表所處環境的劑量率水平，以及在執行安全功能的時限期間所承受的累積輻2事故工況輻射分區radiationzoningunderaccidentcondition根據選取的典型事故，考慮事故釋放源項及輻射后果，劃分核島廠房事故工況下輻射分區。報警閾值alarmthreshold基于工作人員的輻射防護考慮，對輻射監測儀表預先設定的一個或多個值，當測量值達到該值時儀表發出聲、光警報，可提醒工作人員撤離或采取進一步動作。4通則4.1事故工況下核島廠房的輻射防護設計應滿足GB18871—2002中4.3.2.2、4.6.1的相關要求。4.2事故工況下，應以事故工況下核電廠的安全目標要求為基礎，考慮安全功能，由此確立輻射防護目標，并將此目標實現于核電廠的設計特征中。輻射防護設計，應保證在所有運行狀態下核電廠內的輻射照射或由于該核電廠任何計劃排放放射性物質引起的輻射照射低于規定限值，且可合理達到的盡可能低。同時，應采取措施減輕任何事故的放射性后果。4.3本文件規定的事故工況下核島廠房內輻射防護設計要求的內容主要包括事故后需要現場操作、維修或修理的人員可達性分析；事故后設備和儀表的輻射環境條件的分析評估；用于核動力廠事故管理的輻射監測系統的設計；應急響應人員可行的防護措施設計等。4.4事故工況下核島廠房的輻射防護設計，應根據核電廠的設計特征，結合事故規程，選擇典型并具有代表性的事故序列。4.5對于典型設計基準事故，在不同核島廠房的釋放源項及其放射性后果應能代表和包絡其他的事故。對于設計基準事故，通常可包含大破口失水事故，蒸汽發生器傳熱管破裂事故和燃料操作事故。4.6對于嚴重事故，對應的事故源項應能代表該廠房內的其他事故。4.7應以關鍵區域輻射源項評價為基礎，針對典型的事故(該事故應具有一定的包絡性)分析事故工況下工作人員現場重要操作的區域或場所的輻射安全的可達性。4.8應以輻射源項評價為基礎，針對典型的事故(該事故應具有一定的包絡性)分析事故工況下關鍵設備及儀表的輻射環境條件。4.9安全殼內的輻射源項分析應包含安全殼噴淋、泄漏、衰變及自然去除等因素的影響。可根據事故后裂變產物在安全殼內的行為考慮其去除機制，也可參考附錄A提供的簡化模型估算噴淋對裂變產物的去除貢獻。4.10事故后的輻射源項應包含包容在系統或設備中放射性核素的貢獻，也應包含釋放到廠房中的氣載放射性核素的貢獻，同時應分析廠房內的遷移。4.11對于設計擴展工況中沒有造成堆芯明顯損傷的工況，需結合事故序列評估事故源項并考慮相關的輻射防護措施。4.12針對事故工況下重要區域(例如控制室)的可居留性，事故后氣體和液體取樣措施設計、工作人員隱蔽場所和較低輻射水平場所的設置等可參照其他相關標準的要求。5事故工況源項5.1設計基準事故5.1.1設計基準事故中大破口失水事故工況源項。a)事故后，一回路冷卻劑中的裂變產物以及堆芯燃料包殼間隙內的裂變產物會釋放到反應堆廠3房。相對于堆芯釋放源項，主冷卻劑源項的影響較小，分析中可忽略。堆芯裂變產物從破損燃料包殼向安全殼的釋放份額見附錄B。b)事故后，反應堆廠房氣載放射性核素可能從安全殼內泄漏到相鄰的核島廠房。對于具有雙層安全殼的反應堆，事故后反應堆廠房氣載放射性核素可能從內層安全殼泄漏到內外層安全殼之間(環形空間),從而泄漏至相鄰的核島廠房；或者從內層安全殼直接旁通泄漏到相鄰的核島廠房，對于安全殼內的輻射防護設計，可合理選擇是否考慮泄漏；對于安全殼外的相鄰核島廠房，應評價氣載放射性核素通過貫穿件等途徑釋放到其他核島廠房的影響。c)考慮系統、設備、管道內的源項。若事故后安全注入系統進入再循環模式，安全注入系統和安全殼噴淋系統管線中的液體包含從堆芯釋放的裂變產物，使得該系統設備及管道的放射性水平升高，因此應對液體源項進行分析，對反應堆廠房內及反應堆廠房外的影響進行評價。特別地，也可考慮再循環管線泄漏所導致的除反應堆廠房外其他核島廠房中增加的氣載放射性核素。5.1.2設計基準事故中蒸汽發生器傳熱管破裂事故工況源項。a)若沒有或很少的燃料存在破損，則一回路主冷卻劑中放射性核素濃度應與技術規格書所允許的最大冷卻劑活度保持一致。應包括事故前碘峰和事故并發碘峰兩種碘尖峰釋放情況。b)假設事故后放射性惰性氣體、碘和銫等通過破裂的傳熱管進入二回路系統，從而導致二回路放射性水平增加，應對二回路液體和蒸汽中的源項進行分析。c)假設泄漏到二回路的惰性氣體直接進入到蒸汽發生器的氣相中，其他核素如碘和銫等進入蒸汽發生器的液相，經蒸汽發生器二次側給水稀釋后，通過蒸汽攜帶進入氣相并釋放出去。5.1.3設計基準事故中燃料操作事故工況源項。a)應根據乏燃料組件的組件類型、初始富集度、燃耗深度以及運行歷史，采用乏燃料組件首次運輸到燃料儲存區的最短時間，保守假定事故發生時乏燃料所含的放射性核素的總量。b)可適當考慮低pH值的乏燃料水池對放射性核素的滯留作用，以及燃料操作大廳的通風系統對乏燃料池釋放的氣載放射性的去除作用。c)應評價事故后釋放到燃料操作大廳區域的廠房大氣中放射性核素的活度，乏燃料池水中的放射性核素的活度，以及乏燃料水池凈化冷卻相關系統中的放射性核素的活度。5.2嚴重事故5.2.1嚴重事故工況下，反應堆廠房中的氣載放射性核素可能通過貫穿件等途徑泄漏到相鄰廠房的大氣空間中，應對釋放的氣載放射性核素的濃度和放射性后果進行評價。5.2.2嚴重事故工況下，位于反應堆廠房外的一些專設安全系統處于運行狀態，系統中可能含有安全殼內的高放射性液體或氣體，需要考慮系統、設備、管道內的輻射源項。5.2.3對于反應堆堆芯嚴重事故，嚴重事故期間從燃料中釋放進入安全殼的元素份額見附錄C。其他假設條件可參考5.1.1中的大破口失水事故的描述。6基于事故工況期間廠房內工作人員安全的輻射防護6.1應選取具有代表性的事故源項作為輻射防護設計基礎，并考慮輻射后果及其分布進行相關防護設計。6.2事故工況期間，廠內工作人員需要接近核島廠房內某些關鍵區域進行事故后的處理、取樣或維修等操作，區域內的系統、設備或者廠房空間內可能存在放射性液體和氣體，設計需要保證工作人員在區域的可達性。6.3應采取措施，將具有可達性要求的關鍵區域的氣載放射性污染降低到最小程度。46.4應采取措施，盡量縮短在事故中完成相關操作期間工作人員受照的時間。6.5如果某些關鍵區域的可達性無法保證，則需要考慮采取相應的附加防護措施，例如在輻射源外增加屏蔽墻，設置遠傳或遠程控制閥門使運行人員不必靠近進行操作等，以確保人員能夠進入和停留在關鍵區域操作或維護重要設備，而所受劑量又保持在允許的范圍內。6.6對于事故工況期間廠內工作人員到達關鍵區域的通行路徑，在滿足可達性要求的同時，需根據不同的通行路徑分析人員所受總劑量，綜合人員劑量和時間等，合理選擇最優通行路徑。6.7對于事故工況期間廠內工作人員需要接近的關鍵區域或房間，設計應保證房間易于辨識、標記清晰以及消除通道中妨礙廠區工作人員自由行走的一切障礙物。6.8設計基準事故期間造成的工作人員的受照劑量應不超過50mSv。對于沒有造成堆芯明顯損傷的工況DEC-A,通常也應滿足該要求；對于堆芯熔化(嚴重事故)工況DEC-B,應適當完善屏蔽設計保證事故后工作人員的安全。7事故工況期間廠房內設備及儀表的輻射環境條件7.1一般要求7.1.1事故后需要保證運行功能的設備和儀表，應保證其耐受可能的高輻射水平的環境條件。7.1.2設計基準事故工況，應全面梳理并分析事故下需使用的設備和儀表；嚴重事故工況，應全面梳理并分析必需使用的設備及儀表。7.1.3應根據事故工況下廠房內的釋放源項，包括系統、設備和管道中，以及廠房大氣中裂變產物，對核島廠房內事故工況下可用的設備及儀表所在位置處的輻射環境條件進行全面分析。7.1.4當對設備和儀表位置處的輻射環境條件進行分析時，應充分分析設備和儀表的耐輻照時間，以及設備和儀表具體布置位置，應合理分析裂變產物的滯留和去除。7.1.5當對設備和儀表位置處的輻射環境條件進行分析時，首先應確認設備或儀表是否僅對γ射線敏感，確認是否需考慮β射線的貢獻。7.2安全殼內設備及儀表的輻射環境條件確定7.2.1可針對典型的事故種類的事故源項，并結合設備及儀表在事故工況下所需的運行時間，給出殼內包絡的輻射環境條件。7.2.2應分析安全殼內裂變產物的分布，包括墻體和樓板沉積的裂變產物，以及空氣中的裂變產物。7.2.3也可考慮設備及儀表所在的具體位置，進行精細化分析，給出具體位置處的輻射條件。7.3安全殼外設備及儀表的輻射環境條件確定7.3.1應分析設備及儀表的具體布置位置以及事故工況下所需的運行時間對輻射環境條件的影響。在不同的核島廠房，選擇具有包絡性的事故進行分析。典型的對于安全廠房內設備及儀表的輻射環境條件，可考慮大破口失水事故中一回路冷卻劑循環所引起的放射性；對于輔助廠房內設備及儀表的輻射環境條件，可考慮蒸汽發生器傳熱管斷裂事故所引起的放射性；對于燃料廠房內設備及儀表的輻射環境條件，可考慮燃料操作事故可能導致的廠房內的惡劣的輻照條件。7.3.2可為安全殼外設備及儀表用于輻照鑒定的輻射環境條件設置典型的劑量閾值，低于該閾值的可不需考慮其輻射條件。7.3.3如果發生主蒸汽管道斷裂事故，將對主蒸汽管道、隔離閥和給水隔離閥隔間的輻射環境條件產生一定影響。57.4安全殼隔離閥的輻射環境條件確定7.4.1安全殼外隔離閥的輻射條件可保守考慮與安全殼內設備相同。7.4.2除個別特殊的安全殼隔離閥外(如主蒸汽隔離閥),其輻射條件可保守地按照7.4.1執行。7.4.3對于一些特殊的安全殼隔離閥，其輻射條件的確定根據隔離閥的具體情況確定：a)安全殼隔離閥所在管線在安全殼內為閉式系統的，其閥體內部放射性條件應根據管線內流體的放射性確定；b)安全殼隔離閥所在管線在安全殼內為開放式且與安全殼大氣直接接觸的，其閥體內部放射性條件應根據安全殼內大氣的放射性確定；c)安全殼隔離閥所在管線在安全殼內為開放式且通往安全殼內置水池(收集噴淋水)的，其閥體內部放射性條件應根據水池內水的放射性確定。7.4.4對于主蒸汽隔離閥，其閥體內部的輻射條件可根據事故情況下蒸汽發生器二次側內水的放射性確定，其執行機構的放射性鑒定條件可根據所在區域的環境條件確定。7.4.5對于嚴重事故后需要長期動作的安全殼隔離閥門，應分析其所在安裝位置的正常環境條件以及嚴重事故下長期的環境條件。8事故工況下輻射分區8.1事故工況下核島廠房輻射分區的目的在于在事故工況下限制潛在照射的范圍，以便于輻射防護管理，指導事故下干預操作的執行。8.2事故后工作應以輻射源評價為基礎，針對嚴重事故源項和具有包絡性的設計基準事故，確定適于事故工況的輻射分區，并設置相應的輻射區標志。8.3核島廠房事故工況下的輻射分區，一方面，應包含系統設備或者管道中所含的高放液體或者氣體，另一方面，也應合理評價事故后工作人員需要進入的區域的放射性氣載污染。9事故工況輻射監測儀表報警閾值確定9.1事故工況下，為了保障工作人員的輻射安全，免受過量的輻射照射，應在核島廠房的關鍵區域設置用于事故后高劑量率水平報警的輻射監測儀表，同時應能在主控室顯示報警，以便提醒操作員和現場工作人員，進行相應的動作或者操作。9.2用于事故和事故后監測的固定式區域監測儀表的布置位置，應與事故工況下輻射分區密切關聯，一般應布置在安全殼內，也可布置在核取樣系統。9.3用于事故工況的輻射監測儀表應滿足事故工況下所在位置處的輻射環境條件，其量程也應足夠寬，以便顯示事故工況下預期的最高劑量率。9.4用于事故工況的輻射監測儀表的報警閾值的確定，應綜合分析工作人員的劑量限值和場外公眾的放射性后果。6GB/T42141—2022(資料性)安全殼噴淋系統的去除影響A.1元素碘的壁面沉積去除系數按公式(A.1)計算。式中：λw——元素碘的壁面沉積去除系數，單位為每小時(h-1);A——濕潤表面面積，單位為平方米(m2);V安全殼自由空間容積，單位為立方米(m3);Kw——傳質系數，單位為米每小時(m/h),一般保守取值Kw=4.9m/h。A.2元素碘的噴淋去除系數按公式(A.2)計算。式中：λ。元素碘的噴淋去除系數，單位為每小時(h-1);Kg——氣相質量傳輸系數，單位為米每小時(m/h);T——液滴下落時間，單位為小時(h);F——噴淋流量，單位為立方米每小時(m3/h);D——噴淋液滴的質量平均直徑，單位為米(m)。單位體積安全殼大氣中產生的溶液表面積可用6F/VD況