ICS27.120.10 F 69 备案号：38384—2013 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T 201942012 代替EJ/T317-1998 压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则 Design criterion of radiation shield in thePWR nuclear power plant 2012-10-19发布 2013-03-01实施 国家能源局 发布 NB/T 201942012 目 次 II 前言 范围 1 规范性引用文件 3 术语和定义 总则， 2 2 屏蔽设计依据 辐射源及其分布计算依据 3 6 5 屏蔽体材料的选择 7 5 8屏蔽设计和计算 附录A（资料性附录） 设计过程实施策略， 7 表A.1给出了设计工作各阶段的实施策略。 表A.1设计过程实施策略 参考文献. NB/T201942012 前言 本标准按照GB/T1.1-2009给出的规则起草。 本标准代替EJ/T317-1998《压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则》，与EJ/T317-1998相比主要变化如下： -按照GB/T1.1-2009的规定，对引用文件进行了更新和补充； 按照IAEA安全导则NS-G-1.13，并参考美国联邦法规10CFR20，增加了第3章“术语和定义”， 并对之后的各章进行了相应调整；给出了“源项”、“接触剂量率”、“场剂量率”和“受照 工作量”的定义； 准3.1和3.2；增加了图1“屏蔽设计优化流程示例”； 一在“5屏蔽设计依据”中增加了对工作人员受照剂量的设计目标值的描述；对表1中的控制区 分区进行了调整，增加了对间断工作区和限定工作区年均工作量的要求；对严重事故情况下的 屏蔽设计考虑不再引用GB18871-2002对最大年剂量限值的描述；对混凝土内表面中子注量的 考虑情况增加脚注作为资料性说明； 在“6辐射源及其分布计算依据”中，删除三废处理源项假设；根据HAF102对设计基准事 故工况下，包壳与燃料之间间隙中的放射性释放的考虑进行了修改，对严重事故期间从燃料中 释放的裂变产物份额假设进行了修改； 在“8屏蔽设计和计算”中，增加“剂量率计算值以小于该区场所剂量率上限日标值的50% 为宜”的表述以包络计算中的不确定性；增加8.10“事故工况下的屏蔽设计要求”； -增加了附录A； 一增加了参考文献； 一其他一些文字表述和格式方面的修改。 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：中国核电工程有限公司。 本标准主要起草人：华旦、毛亚蔚、刘耸、米爱军、高桂玲、麻锦琳。 EJ/T317于1988年首次发布，1998年第一次修订。 II NB/T20194—2012 压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则 1范围 本标准规定了压水堆核电厂辐射屏蔽设计的基本要求。 本标准适用于压水堆核电厂辐射屏蔽设计。 规范性引用文件 2 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。 GB188712002电离辐射防护与辐射源安全基本标准 GB/T13976一2008压水堆核电厂运行状态下的放射性源项 3术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3. 1 源项sourceterm 对给定的辐射源所实际或可能释放的辐射或放射性物质的一种描述。在本标准中，源项包括以下三 种类型： 设计源项（designsourceterm,DST），用于设计基准条件下屏蔽设计的辐射源值； 现实源项（realisticsourceterm,RST)，根据运行经验确定的在一定概率范围内运行状态下的辐 射源包络值； 事故源项（accidentsourceterm,AST)，在各种潜在事故工况下的辐射源值。 3. 2 接触剂量率contact dose rate（CDR） 表面剂量率 距离辐射源或辐射贯穿位置任意表面可接近处的剂量率。 3. 3 场所剂量率fielddoserate（FDR） 工作场所外照射剂量率，通常可以用距离辐射源或辐射贯穿位置任意表面30cm处的剂量率代表。 3. 4 受照工作量 exposedwork volume(EwV) NB/T 201942012 辐射工作场所操作人员的人数与操作时间乘积的累计值，通常以人·时表示。 4总则 4.1屏蔽设计应确保核电厂工作人员和公众所接受的外照射剂量低于相应的设计目标值；确保反应堆 压力容器等设备和材料的辐射损伤安全。 4.2屏蔽设计的主要任务： a）辐射源强及分布计算，包括反应堆功率运行、停堆、更换燃料和各种事故工况下，计算堆本体 中子和Y辐射源及注量率分布，计算反应堆主、辅系统中放射性裂变产物、腐蚀产物以及各种 核反应产物的活度及分布，计算存放和运输带有放射性物质的系统和设备辐射源及分布； 最终确定核电厂厂内的辐射分区和人员的剂量设计目标值； 考虑潜在照射的影响，在设计基准事故和某些严重事故条件下，进行主控室和应急设施的屏蔽 c) 设计，并分析可居留性和某些事故后紧要区域的可接近性； (P 选定中子和Y射线减弱计算的方式及其相应的配套参数； e) 选择屏蔽体材料、拟定布置方式、确定屏蔽体厚度； 给出各种工况下放射性相关厂房、子项各典型部位的辐射场，为反应堆安全运行和检修、辐射 监测以及设备和仪表的辐照寿命设计提供依据； g）与核电厂有关工艺系统设计，以及与通风、给排水和土建结构等多工种配合，全面落实各项设 计要求。 4.3在确保安全、贯彻方便运行和检修人员操作的前提下，屏蔽设计应遵循尽量缩小体积、减轻重量 和降低造价的原则，方案设计应进行优化比较。对有参考电厂的设计，优化的流程简示如图1所示。设 计工作是随方案设计、初步设计、技术设计和施工图设计各阶段逐步深入的，各阶段的工作实施参见附 录A。 设计目标 基本设计 运行经验 + 辐射与化学数据库 修改设计以满足设计自标 个人剂量和集体 剂量的评价 →+ 修改设计以实现辐射防护 设计的最优化审查 最优化 代价利益分析 图1屏蔽优化设计流程示例 5屏蔽设计依据 2 NB/T201942012 5.1遵照GB18871一2002中4.3的规定，工作人员受照剂量的设计目标值不应大于规定的约束值并进 行优化。在设计过程中，该值的确定与在辐射工作场所的受照工作量直接相关。 5.2按照职业性工作人员年剂量和受照工作量的要求，核电厂厂内的辐射分区及在功率运行时各区屏 蔽设计的外照射剂量率目标值如表1所示。在停堆卸料及故障维修时，可根据辐射源的变更情况和操作 要求，对分区加以调整。 表1屏蔽设计的外照射剂量率目标值 场所剂量率 名称 说明 mSv/h 监督区 ≤0.0025 每季工作少于500h 常规工作区 ≤0.01 每周工作少于40h 间断工作区 ≤0.1 每周工作少于4h，年均工作量小于10人·时每周 限定工作区 管理进入，年均工作量小于1人·时每周 控制区 高辐射区 ≤10 限制进入 特高辐射区 ≤100 禁止进入 超高辐射区 >100 禁止进入 5.3在设计基准事故情况下，应确保允许进入控制区并进行必要操作的工作人员中的任何个人在操作 期间通过内、外照射途径所接受的有效剂量小于等于50mSv。在超设计基准事故情况下，如果未发生堆 芯熔化则也应如此控制。对给定的一些严重事故情景，在屏蔽设计上应适当考虑。 5.4控制堆本体等部件所受辐照满足所用材料的要求。 5.5为限制核发热的影响，应保证屏蔽体性能的稳定和完整，对普通硅酸盐混凝土屏蔽体在满足如下 条件时，一般不做进一步的校核： 内表面中子注量率不大于5×10(cm²s)"； a) 内表面的射线能量注量率不大于4×10°MeV/(cms)； (q 沿混凝土屏蔽体厚度方向最大温差小于100℃/m； c) d）边界环境空气最高温度70℃。 5.6为了限制热中子活化产物的辐射影响，对于停堆后人员可能进入较长时间操作的部位，正常运行 工况下其热中子注量率通常小于1×10°/(cms)。 6辐射源及其分布计算依据 6.1正常运行工况下的源强，应按额定热功率负荷因子和长期运行（相当于平衡循环末期）计算。 6.2在堆芯辐射源强计算中，应考虑裂变中子和射线、裂变产物的蜕变射线、材料的俘获和活化 Y射线等。 6.3在反应堆主、辅冷却回路辐射源强及其分布计算中，应考虑活化、衰变、燃料包壳破损及表面污 染、腐蚀积累、净化、稀释、浓缩和冷停堆等因素。 典型的压水堆核电厂一回路冷却剂和二回路冷却剂中的活度数值可根据同类型反应堆的经验数值 或经试验验证的程序进行计算。如将GB/T13976一2008附录D中的数值用于屏蔽设计时，应乘以某个 合理的保守因子。 1） 根据NRCNUREG/CR-4652[1]中给出的相关结论，当核电厂寿期内混凝土内表面中子注量大于1×10"n/cm时， 普通混凝土的抗压强度和弹性模量等会发生退化。 3 NB/T20194—2012 计算腐蚀产物放射性活度时，可根据同类型反应堆的经验数值或经试验验证的程序计算的数值进 行，由于计算模式的复杂性和可用参数的局限性，通常只能计算稳态运行下的几种核素，如51Cr、54Mn、 59Fe、58Co和6°Co等主要核素，对于瞬态和冷停堆情况下的峰值释放以及管壁上的沉积，则需要依靠 运行的实际测量值。 反应堆正常运行工况下，计算一次冷却剂中裂变产物放射性活度时，可采用两种方法： 假定堆内燃料包壳破损率长期保持0.25%，包壳破损的燃料元件裂变碎片的逃脱率系数可以采 用表2中的值： 表2包壳破损的燃料元件的裂变碎片逃脱率系数 逃脱率系数