ICS 27.120.20 CCS F68 NB 中华人民共和国能源 行业标准 NB/T 20646-2023 核电厂退役源项调查与放射性物质存留量 估算 Source term survey and radioactive inventory estimation for decommissioning of nuclear power plants 2023 - 05 - 26发布 2023 - 11 - 26实施 国家能源局 发布 NB/T 20646-2023 I 前 言 本标准按照 GB/T1.1-2020给出的规则起草。 本标准由能源行业核电标准化技术委员会提出。 本标准由核工业标准化研究所归口。 本标准起草单位：中国核动力研究设计院、中核核电运行管理有限公司、中广核工程有限公司、上 海核工程研究设计院有限公司。 本标准主要起草人：刘艳芳、吴耀、何琳、曾波、 康云鼎、李志华、杨寿海、陈宇佳、周 焱、张海 峰。 NB/T 20646-2023 1 核电厂退役源项调查与放射性物质存留量估算 1 范围 本文件规定了核电厂退役过程中源项调查范围、调查内容、调查方法以及调查报告编制要求，规定 了放射性物质存留量估算 物项、估算依据、估算方法、估算结果验证、估算报告和质量保证等的要求。 本文件适用于核电厂退役的源项调查和放射性物质存留量估算， 其它核设施退役的源项调查和放射 性物质存留量估算可参考执行。 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。 GB 18871 电离辐射防护与辐射源安全基本标准 GB 8999 电离辐射检测质量保证一般规定 3 术语和定义 3.1 源项调查 source term survey 在一定的可信度范围内，对核电厂运行史、辐射水平、放射性物质存留量、污染特性、放射性分 布状况等 的调查。 核电厂退役 源项调查包括初始源项调查和 过程源项调查两 个阶段， 退役完成后为检 验退役效果而开展 终态源项调查。 3.2 放射性物质存留量 radioactive inventory 停闭核电厂主厂房及其配套设施内存留的放射性物质种类、数量及其所含放射性核素种类、活度 浓度与总活度等。 4 一般要求 4.1 源项调查与放射性物质存留量估算应根据核电厂退役目标和退役活动所处的阶段开展。 4.2 源项调查应贯穿退役全过程，编制退役技术方案前，应开展初始源项调查， 其目的为存留量估算、 退役方案制订提供依据；退役实施过程中，应开展过程源项调查， 其目的为存留量估算结果验证和工作 人员辐射防护提供依据；退役完成后，还应开展终态源项调查，其目的为总结各阶段调查情况及变化， 形成最终的调查结果为清洁解控提供依据。 4.3 初始源项调查方案至少应包括： 调查范围和内容 、调查方法与实施步骤、安全措施、废物管理、 质量保证等内容。 4.4 应按 GB18871 的规定， 在源项调查中 遵守辐射防护最优化原则以及废物最小化原则，确保个人受 照剂量保持在可合理达到的尽量低水平，并减少二次废物的产生量。 4.5 放射性物质存留量估算作为核电厂退役源项调查工作的重要内容。不同阶段的具体估算物项和估 算内容应结合估算目的来确定。 各阶段估算目的如下： a) 在初始源项调查阶段开展放射性物质存留量估算，通过计算获取核电厂活化源项信息，通过 现场实测数据估算得到污染的大致分布情况 ，编制放射性物质存留量估算报告； b) 在过程源项调查阶段 应对放射性物质存留量估算报告中涉及的主要部件代表性位置进行取 样和关键核素的活度测量，根据测量数据与初始源项调查阶段的放射性物质存留量估算结果 进行对比分析，优化放射性物质存留量估算报告。 NB/T 20646-2023 2 5 源项调查 5.1 调查范围 5.1.1 源项调查范围应 至少涵盖退役核电厂的核岛、常规岛以及可能存在放射性的辅助配套设施。 5.1.2 初始源项调查范围包括现场调查时人员和测量仪器可达的区域、系统设备以及可直接取样的物 项。 5.1.3 过程源项调查范围包括初始源项调查未达部位和辐射水平发生变化部位，以及所有需进行破坏 性取样的物项。 5.1.4 终态源项调查为核电厂设施、设备、物 质、材料和物品解控提供依据，同时总结各阶段调查情 况及变化，主要内容包括辐射场变化、活化部件、污染部件和系统 残留废物，形成最终的调查结果。 5.2 调查内容 5.2.1 资料收集与现场勘查 源项调查开始前应进行资料收集和现场勘查，现场勘查应进行物项统计，并对已收集资料进行修 正或补充， 最终获取符合核电厂退役前现状的资料， 以满足现场调查和放射性物质 存留量估算的需求。 资料收集和现场勘查应至少获取以下内容： a) 核电厂的运行史、检修史、事件等； b) 系统、设备、管道等设施的名称、布置、尺寸、质量、材料成分等； c) 可能存在污染的 建构筑物、 设备和管道 的内（外）表面积。 5.2.2 初始源项调查 初始源项调查应至少包含以下内容： a) 场所及物项表面γ辐射水平； b) 场所及物项 α、β表面污染水平； c) 场所气溶胶放射性水平，应至少包括总 α、总β、γ核素分析； d) 厂房、系统残留废物的放射性活度浓度，包括一回路冷却剂 样及渣样、二回路水样等 ； e) 周围环境辐射水平、空气放射性水平、土壤及地表和地下水的本底。 5.2.3 过程源项调查 过程源项调查应至少包含以下内容： a) 初始源项调查未达部位或辐射水平发生显著变化部位的 γ辐射水平和 α、β表面污染水平； b) 活化部件的破坏性取样测量，给出活化范围、深度及活度浓度等； c) 污染的系统设备、管道及物项等的破坏性取样测量，给出污染范围、深度及活度浓度等； d) 退役过程中的气溶胶放射性水平，应至少包括总 α、总β、γ核素分析； e) 退役过程中的系统残留废物的主要核素和放射性活度浓度 ； f) 退役过程需要评价拆除、去污等效果，且要控制流出物的排放 ； g) 退役过程需要对废物进行分类，实行处理和处置，确定属于豁免类或 解控类。 5.2.4 终态源项调查 终态源项调查应至少包含以下内容： a) 场址及构筑物的辐射水平、污染水平、核素的活度浓度及总活度； b) 总结各阶段调查情况及变化，形成最终的调查结果，包括辐射场变化、活化部件、 污染部件、 系统残留废物等。 5.3 调查方法 5.3.1 通用要求 源项调查采用的调查方法主要包括现场测量、放射性物质存留量估算和实验室分析及测量等 。 5.3.2 现场测量 5.3.2.1 现场测量包括场所及物项 γ辐射水平测量和 表面污染水平测量。 NB/T 20646-2023 3 5.3.2.2 γ辐射水平测量应采用直接测量方法，存在外场干扰时应添加屏蔽体。测量时应先进行布点 巡测，再根据巡测情况适当调整布点并进行详细测量。条件允许时，宜先采用辐射成像仪等技术手段 快速给出放射性物质的大致分布，再根据结果详细布点测量。 5.3.2.3 表面污染水平测量应优先采用直接测量方法，存在外场干扰或测量表面不规则导致结果可 信度降低时，应采用擦拭、刮拭取样等测量方式 。 5.3.2.4 场所及物项 γ辐射水平和表面污染水平的现场测量应满足以下要求： a) 现场测量应突出重点，以放射性操作多、设备集中、辐射水平较高的区域为主； b) 现场测量的所有调查布点应符合可达性原则和代表性原则； c) 现场测量应遵循从低剂量区 到高剂量区，从低污染区到高污染区进行； d) 当退役设施现场发生变化时，应对 γ辐射水平和表面污染水平进行重新测量。 5.3.3 取样 5.3.3.1 取样应满足以下要求： a) 应先完成该区域的现场测量后再进行取样操作； b) 过程源项调查阶段的取样 应根据退役工艺设计和放射性物质 存留量估算等要求，确定取样对象； c) 应根据核电厂运行情况和污染水平测量结果确定取样点，取样时应考虑样品的代表性和 均匀性； 5.3.3.2 过程源项调查应至少完成一回路内表面等部位的取样。 5.3.3.3 应针对不同对象、不同材质选用适当的取样方法，取样方法应选用成熟的技术或经验证评 审过的新技术。 气溶胶宜选用常用的抽气取样方法， 取样量应满足实验室测量及 分析的需求。 构筑物、 系统及设备宜采用擦拭取样、刮拭取样、剪切取样、钻孔取样等方法，在保证有效获取放射性污染情 况的前提下优先选用简单易行的取样方法。 5.3.3.4 对狭小空间及辐射水平较高的部件取样时，应使用专用取样工器具进行现场取样，专用取 样工器具应考虑远程操作和自动化。同时还应保证取样现场的通排风畅通，并对现场的气溶胶进行监测。 5.3.3.5 取得的样品应及时送往实验室进行测量及分析。 5.3.4 实验室测量及分析 5.3.4.1 样品实验室测量及 分析应至少满足以下要求： a) 分析前应确定不同样品 的测量及分析项目， 需进行核素分析的样品应确定 主要放射性核素的活 度浓度； b) 应选用适当的样品预处理方法，样品经预处