ICS 27.120.20 F 65 备案号：36072—2012 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20142-—-2012 代替EJ/T747-1992 压水堆核电厂一回路系统及设备 化学去污导则 Guide for chemical decontamination of primary loop system and components of PWR nuclear power plants 2012-01-06发布 2012-04-06实施 国家能源局 发布 NB/T20142—2012 目 次 II 前言 范围 1 规范性引用文件 2 术语和定义 3 2 4 基本原则 5 去污剂及去污方法 2 去污设施 2 去污实施要求 3 8 去污效果评估 3 9安全要求 3 10记录和报告归档 附录A（资料性附录） 典型的化学去污方法 NB/T 20142—2012 前 言 本标准按照GB/T1.1一2009给出的规则起草。 本标准代替EJ/T747一1992《压水堆核电厂一回路系统、设备化学去污导则》，与EJ/T747—1992 相比主要技术变化如下： 增加了前言： 在术语和定义中增加了“污因子”定义； 增加了附录，推荐了部分典型的去污方法； 一更新了规范性引用文件； 修正了腐蚀量的部分指标。 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。 本标准主要起草人：余德贵、夏小娇、刘金华、温菊花。 本标准于1992年12月首次发布，本次为第一次修订。 II NB/T 20142—2012 压水堆核电厂一回路系统及设备化学去污导则 1范围 本标准规定了压水堆核电厂一回路系统及设备化学去污的去污剂、去污方法、去污实施、效果评估 等方面的技术要求。 本标准适用于压水堆核电厂一回路系统及设备表面在线或离线化学去污，其他系统或设备表面的放 射性污染去除，亦可参照执行。 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。 GB18871电离辐射防护与辐射源防护安基本标准 EJ/T270核电厂运行辐射防护规定 HAD003/04 核电厂质量保证记录制度 3术语和定义 下列术语及定义适用于本文件。 3.1 化学去污chemicaldecontamination 用化学方法降低表面放射性污染。 3. 2 高浓（低浓）化学去污法highconcentration（lowconcentration）chemicaldecontaminationprocess 使用去污剂各组分浓度的总量高于（低于）10g/kg进行化学去污的方法。 3. 3 去污因子decontaminationfactor 去污前后表面放射性污染水平或表面辐射剂量的比值。 3. 4 预生膜试样prefilmedtestsample 基体试样在模拟一回路水质、温度、压力条件下，经足够长的时间，其表面生成致密的附着牢固的 氧化膜后，可代替污染部件或管道作为模拟去污试样。 1 NB/T20142—2012 4基本原则 4.1核电厂在运行一段时间以后，一回路管道、设备及堆内构件表面放射性核素的沉积导致辐射水平 升高。在役检查、维修、换料、事故处理、改建及退役操作时，为降低工作人员照射剂量，方便设备处 理、处置，应进行去污。 4.2以合理、可行、经济的原则确定去污指标，使去污后表面的放射性污染水平尽可能低。 4.3在尽可能降低工作人员照射剂量以及设备不受到损伤的前提下，对去污方案进行效益和代价分析， 选用最优的化学去污方案。 5去污剂及去污方法 5.1去污剂 5.1.1对去污对象有满意的去污能力。 5.1.2对去污对象的基体材料无显著腐蚀，不诱发晶间腐蚀和应力腐蚀。 5.1.3产生的废液量少，且易于处理。 5.1.4去污过程中不发生二次沉积，不产生大量的有害气体。 5.1.5去污结束后易于冲洗干净。 5.1.6与反应堆结构材料不相容的物质（如卤素、硫化物等）含量应符合一回路冷却剂系统对该物质 的限值要求。 5.1.7在去污工艺条件下有好的热稳定性和辐照稳定性，热分解和辐照分解造成的有效成分浓度降低 不显著影响去污效果。 5.1.8配制去污液时，应使用化学纯以上的试剂；去污液用于退役时非复用件的去污，可以使用工业 纯试剂。 5.2去污方法 5.2.1根据去污要求、污染程度、污染部件的材料及其特征和接收处理废液的能力来选用高浓化学去 污法（如AP-AC去污法、AP-Citrox去污法等）或低浓化学去污法（如CORD去污法、CAN-DECON 去污法、LOMI去污法等），部分典型去污方法参见附录A。 5.2.2在确定去污配方时，应在实验室模拟去污工艺条件对去污对象的污染试样或预生膜试样进行去 污试验，以初步确定去污配方的去污效果，并满足5.2.3~5.2.4的要求。 5.2.3选用的去污配方应对去污对象的基体材料进行腐蚀试验。一次去污完成后，基体材料最大均匀 腐蚀量不大于24g/m²；不发生品间腐蚀、应力腐蚀以及其他局部腐蚀。对不可更换的精密部件，基体 材料最大均匀腐蚀量不大于10g/m²。 5.2.4退役去污时，应尽量降低放射性污染水平，去污液对基体材料的腐蚀可不受5.2.3的限制，但退 役复用件的去污应满足5.2.3的要求。 6去污设施 6.1实现去污工艺所使用的设备应保证能包容去除下来的污染物，能按照去污工艺所确定的热工和化 学参数（压力、温度、流量、浓度等）运行，并满足辐射防护要求。 6.2去污液配制容器应具有加热、搅拌、排气、排放等功能。 6.3蒸汽发生器或稳压器进行在线去污时，应有相匹配的临时专用去污系统。 2 NB/T 20142—2012 6.4压力容器顶盖及其紧固件、密封件，堆内构件以及泵、阀等部件进行离线去污时，应根据这些部 件的大小及几何形状配备专用的去污容器和配套的辅助设备。 6.5回路去污时，由一回路系统、去污液配制容器以及连接它们的管道和循环水泵组成去污系统，应 尽可能利用原有的设备、管道、阀门和仪表等。 6.6核电厂现场应有能满足去污需要的废液贮存和处理系统。 7去污实施要求 7.1掌握了已被认可的去污方法和工艺。编制去污大纲、去污实施细则或操作规程。 7.2充分的物项准备，包括化学试剂及现场条件等，具备符合第6章要求的去污设施或系统。 7.3投入的控制设备、仪器、仪表所处的状态应符合有关质保规定。 7.4培训足够合格的各类专业技术人员和操作人员。 7.5去污前，应采取严密措施保证去污设施密封性良好，防止去污液泄漏，并隔离不参与去污的系统、 设备。 7.6合理选择待去污系统或设备的剂量监测点，并屏蔽测点周围的剂量场。 7.7去污时，应注意加强辐射热点的监测和防护，防止人员受到意外辐射。 7.8去污过程中应保证不发生放射性液体外泄。蒸汽发生器去污时，应监测传热管是否发生泄漏。若 发生泄漏，应采取严密的措施以防止去污液进入二回路侧。 7.9去污方法和去污剂在无特别注明宜用作包括堆芯在内的整体去污时，一般只宜用作堆芯以外的回 路、设备去污。 7.10去污过程中，应投入控制仪表，严格控制去污工艺要求的温度、压力、流速等参数。 7.11去污过程中应定时取样分析去污液的组分浓度和放射性核素活度，及时掌控去污液有效成分消耗 情况和去污效果，决定化学试剂的补充和去污阶段或全过程的结束时间。 7.12采用两步或多步法去污时，去污的每一步结束后，应尽可能将去污液排空，并用去离子水漂洗： 去污全部结束后，也应尽可能地将去污液排空，并用去离子水漂洗，直至达到水质要求。 7.13应按相关标准的规定接收、处理、"处置去污产生的废物。 7.14有妥善的安全措施，由专职部门监督执行。 8去污效果评估 去污完成后应对去污效果进行综合评估，至少应包括以下内容； a）去污后设备表面剂量下降情况，去污因子是否达到预定指标： b）去除污染的总活度，排出的去污液中主要放射性核素量； c) 去污腐蚀评定； (P 产生的废水总量； 去污过程中人员受照射剂量情况，各受照射剂量级别人数及总的集体剂量当量； f) 去污过程的污染扩散及对环境的影响； g) 比较或分析去污的效益与代价，并评价是否达到了预期的经济效益。 9安全要求 9.1为保障去污期间的人员安全、设备安全和环境安全，应制定去污安全规程。 9.2有毒化学物质的使用应遵守安全相关规定。 3