NB／T 20530-2018 标准规范下载简介：

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NB／T 20530-2018 压水堆核电厂运行状态设计基准源项分析准则

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C) 稳压器气相源项来自于正常运行喷淋流的脱气效应。对于情性气体，除考虑喷淋流的脱气份额 外，还可考虑惰性气体在喷淋管线中输运时产生的衰变。应确定惰性气体在气空间中能够达到 的最大活度浓度； d 稳压器气相源项还应考虑易挥发核素碘的贡献，碘最大活度浓度计算时的气水分配系数可取 0.01； e） 对于IN气相源项，在考虑N在喷淋管线中的衰变基础上，考虑负荷跟踪期间其活度浓度达 到平衡。

3.1.4.2化学和容积控制系统

应根据设备在系统中功能及工艺流程确定化学和容积控制系统主要设备源项，具体包括： a）对于热交换器，除非一回路冷却剂进入热交换器的时间足够IN衰变到可以忽略DBS45 021-2015 食品安全地方标准 干米粉，否则应考虑 下泄流中16N的贡献；可根据实际设计情况，考虑热交换器的壳侧或管侧冷却剂是否经过了除 盐床和过滤器的净化； b） 对于除盐床，应基于其对放射性核素的去污因子、下泄流量及相应的等效运行时间(即放射性 核素的累积时间）确定核素活度浓度的最大值： C 前置过滤器的源项计算可根据其对核素的去污因子，确定运行时间内累积的核素活度浓度最大 值。对于后置过滤器，主要截留上游除盐床的树脂碎片或者颗粒，可根据系统流程和设备参数， 考虑合理假设计算得到。过滤器的源项也可根据运行经验反馈的过滤器外表面剂量率最大值反 推得到，主要核素可参考运行电厂的经验反馈

3.1.4.3放射性废物处理系统

核电厂处理放射性废物的系统包括放射性液体废物处理系统、放射性气体废物处理系统和放射性固 体废物处理系统，其源项确定原则如下： a 应根据设备在系统中的功能及工艺流程确定主要设备源项，并考虑设备在一个换料周期内的运 行时间： b) 放射性液体废物处理系统中各种泵的辐射源项可认为与泵吸入口位置箱体中的液态源项相同。 对于放射性水平较低的废液箱体（如化学废液、地面废液），其源项可根据参考电厂运行经验 进行适当保守考虑： C) 对于放射性气体废物处理系统主要设备源项，一般应考虑一回路冷却剂下泄流中的惰性气体经 脱气过程全部进入废气系统： d） 对于放射性固体废物处理系统设计基准源项，应根据固体废物处理工艺和处理设备接收的放射 性废物类别，选择包络的源项作为系统的设计基准

3.1.4.4乏燃料池冷却系统

乏燃料池冷却系统主要用于冷却和净化乏燃料池，屏蔽设计中考虑的主要设备是与净化回路有关的 除盐床和过滤器，其源项确定原则如下： a） 对于乏燃料池冷却系统除盐床源项，可根据理论计算或运行电厂经验数据获得： b） 对于乏燃料池冷却系统过滤器源项，可根据电厂反馈的外表面剂量率最大值反推得到，主要核 素可参考运行电厂的经验反馈。同时也可根据系统流程和设备参数，考虑合理假设计算得到。

3.1.4.5蒸汽发生器排污系统和凝结水精处理系统

紫汽发生器排污系统和凝 整准源项。正常运行时，这 充的放射性水平均较低， 的累积效应

3.2.1燃料组件及相关组件源项

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停堆后卸出的乏燃料组件内由于裂变产物和钢系核素等放射性核素的衰变、缓发裂变等过程产生的 射线和中子，是停堆后乏燃料组件放射性的主要来源。停堆后其他燃料组件的源项通常可以被乏燃料 组件所包络，具体分析原则如下： a）乏燃料组件源项的分析原则： 1）根据乏燃料组件的燃耗深度、堆内辐照时间及功率水平等确定合理保守的计算方案； 2）乏燃料组件源项应能包络堆内和乏燃料池内所有乏燃料组件的辐射源项，从而确保乏燃料 组件相关的屏蔽设计是保守的。 相关组件源项的分析原则。在堆内辐照期间，相关组件中的黑控制棒、灰控制棒、次级源棒， 由于中子活化反应而生成活化产物，在停堆后衰变产生射线，是停堆后相关组件放射性的主 要来源。应合理保守考虑相关组件在堆内辐照期间的中子注量率以及其辐照时间。

3.2.2结构材料活化源项

在堆内辐照期间，燃料组件非活性区部位、堆内构件等由于中子活化反应产生活化源，是停堆期间 影响屏蔽分析的主要源项之一。结构材料活化源项分析的原则主要包括： a 根据结构材料的主要成分，典型的活化反应包括"Fe(n,p)sMn、"Mn(n,2n)5Mn、"Mn(n,)°Mn 58Ni(n,p)58Co、59Co(n,)Co、50Cr(n,)5Cr、58Fe(n,y)"Fe、6"Ni(n,)"Ni 及 109Ag(n,)110mAg; 每个部件的活化程度取决于其材料成分以及受中子辐照历史。

3.2.3活化腐蚀产物沉积源项

及设备内表面的活化腐蚀产物 是核电厂集体剂量的主要来源，也是某些设备屏蔽设计的主要依据，在停堆后屏蔽设计中，应考虑此类 源项的贡献。 测量数据或产生机理计算确定

3.2.4正常余热排出系统

正常余热排出系统分析的原则主要包括： a）考虑正常余热排出系统管道及热交换器等的源项时FZ/T 32016-2014 竹麻棉混纺本色纱线，应根据电厂停堆换料时间安排，确定该系 统的停堆后启动时间； b） 停堆及氧化运行期间，应考虑由于一回路冷却剂温度、压力等的变化，使沉积在堆芯及一回路 系统设备表面的活化腐蚀产物溶解度变大， 出现活化腐蚀产物的尘峰释放现象

气载放射性源项用于通风系统设计、人员防护设施的设计及剂量评价等，该源项分析的原则主要包 a）考虑到核电厂实际情况，主要针对核电厂安全壳、辅助厂房、燃料操作区域及汽轮机厂房的自 由容积开展气载放射性进行分析，并确定气载放射性浓度的最大值。对于放射性废物厂房等其 他厂房，需根据其系统工艺情况，评估是否需要给出气载放射性浓度： D 安全壳大气中主要的气载放射性核素来自一回路冷却剂系统的泄漏和堆腔天然存在的氩的活 化。应根据电厂设计特征合理评价主冷却剂系统的泄漏率，也可参考附录B（资料性附录）中

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给出的泄漏率，并根据冷却剂温度和压力，环境温度和压力等合理评估闪蒸份额，可考虑运行 期间安全壳定期净化及停堆换料或维修期间安全壳大气附加净化的效果： 在辅助厂房大气中的气载放射性核素主要来自于液体的泄漏。可参考运行电厂经验合理评估泄 漏率，也可参考附录B中给出的泄漏率，并合理评估闪蒸份额和气水分配系数。同时，可视 情况考虑通风系统净化作用： d 燃料操作区域的气载放射性核素来自于存储在乏燃料池内的存在破损的乏燃料组件的释放或 乏燃料池水的蒸发。换料期间，一回路冷却剂与乏燃料池水相混合，因此宜考虑一回路冷却剂 被稀释。对于乏燃料池中已经发生破损的乏燃料，考虑到乏燃料池温度已经较低，裂变产物逃 脱率系数可保守取为表A.1中数据的10倍。由于反应堆从停堆到换料需要经过一段时间，计 算分析时，可考虑在此时间内核素的衰变；乏燃料池水中的氙来自于停堆时与乏燃料池连通的 回路，应考虑一回路中的氙被稀释

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表A.1满功率运行期间裂变产物逃脱率系数

ZJM 023-4481-2019 增压蒸汽电熨斗NB/T205302018

附录B （资料性附录） 主要系统和设备预期泄漏率

表B.1主要系统和设备预期泄漏率