book47的个人主docin.com豆丁网 nttpwww.docin.combook47 EJ 中华人民共和国核行业标准 EJ/T 967--95 用于评估核燃料后处理厂核临界 事故潜在辐射后果的假定 1995-07-05发布 1995-11-01实施 中国核工业总公司 发布 book47的个大主页-docin.com豆丁网 httnwww.docin.combook42 book47的个人主众docin.com豆丁网 nttewwwdocn.comDook47 中华人民共和国核行业标准 用于评估核燃料后处理厂核临界事故 EJ/T96795 潜在辐射后果的假定 1主题内容与适用范围 本标准规定了用于评估核燃料后处理厂核临界事故潜在辐射后果的关于核临界事故特 性，放射性物质释放、剂量估计、大气扩散的假定。 本标准适用于核燃料后处理厂核临界事故潜在辐射后果的评估。 2引用标准 GB4792放射卫生防护基本标准 GB15146.2反应堆外易裂变材料的核临界安全 易裂变材料操作、加工、处理的基 本技术准则与次临界限值 3术语 3.1无限放射云（无限云） 一种足够大的放射云，该云之外的其他任何和/或β发射体不会增加位于该云中心的 接受者所受照射。 3.2高架释放 释放高度等于或大于附近能影响烟羽扩散的构筑物高度的2.5倍，或者，释放地点离开 能影响烟羽扩散的任一构筑物足够远而使烟羽整体扩散受到较小影响的释放。 3.3地面释放 气载废物不通过烟窗而直接从厂房释入大气。 4关于临界事故的假定 4.1按照GB15146.2关于双偶然性事件原则要求，核临界事故发生前应至少有二项高度 可靠的独立的临界控制措施不起作用。 质并为剂量估计提供源项。 4.3应选择可能发生的最严重的核临界事故进行评价。 4.4应使用有效的计算方法计算事故前存在的和事故后产生的裂变产物和超铀元素的放 射性活度。 中国核工业总公司1995-07-05批准 1995-11-01实施 1 book47的个人主页-docin.com豆下网 nttnwww.docn.combook47 book47的个人主页docin.com豆网 nttwwwdocn.comDook47 EJ/T96795 4.5评价工厂适宜性用的核临界事故其严重程度一般不得低于5条关于最小临界事故的 规定。若有充分的证据证明核临界事故的严重程度不可能超过5条提出的假定程度，可用较 不保守的事故状况来评价，但应按照4.1～4.3条的要求进行具体分析，证明这些状况是适 用的。 5关于最小核临界事故的假定 5.1核临界事故发生在有通气口的非几何安全容器中。容器内装有铀浓度为400g/L且铀 -235富集度低于5%的溶液。 5.2核临界事故前溶液中含有用来设计后处理厂的，处于燃耗最深、冷却时间最短状态的 乏燃料中存在的所有超铀元素和裂变产物，但惰性气体已除去。本标准中对最小核临界事故 提出的，乏燃料中存在的重要放射性核素（见表1)的数据是在燃耗为33000MWd/tU，冷却 时间为150d的基础上得出的。这些核素能完全溶解。 5.3容器位于通风小室内，通风小室由密度为2.3g/cm，厚度为1.5m的混凝土或与其等 效的屏蔽层构成。 5.4核临界事故每10min发生一次功率激增事件，每次功率激增的持续时间为0.5s，核临 界事故持续了8h，第一个功率激增事件的裂变次数为1×101°，其余47个功率激增事件的裂 变次数为1.9×107。8h内总共发生了1×10次裂变。 5.5核临界事故因蒸发了100L溶液而终止。这种溶液含有铀、裂变产物、超铀元素。但乏 燃料中原来存在的惰性气体已在事故前除去。这种溶液中，铀浓度是400g/L，铀-235富集度 小于5%；有关的各种裂变产物，各种超铀元素的浓度应是计及了核临界事故产生的各种裂 变产物，各种超铀元素和后处理厂在设计工况下乏燃料中存在的各种裂变产物，各种超铀元 素（完全溶解）之后得出的相应浓度。 5.6核临界事故释出的重要气态核素及其活度见表2。 2 book47的个大主docin.com豆丁网 nttnwwwdocin.comAbook4z book47的个人主众docin.com豆丁网 nttawww.docin.combook47 EJ/T96795 表1最小核临界事故发生前溶液中存在的裂变产物和超铀核素活度 （燃料的铀-235富集度为3.3%，燃耗33000MWd/tU，冷却150d） 活度 核素 GBq/L 3H 1. 07 IS68 1.48×103 ISo6 1.18×103 Ao6 1.18×103 A16 2.11×103 9'SZr 4.44X103 95Nb 8.14X103 103Ru 1.37×103 103mRh 1.37×103 106Ru 6.29X10 106Rh 6.29×103 1291 5.92X10 1311 3.37×10 131mXe 5.18×10 13°Cs 3.33×103 1.67×103 137m Ba 1.55×103 1Ce 8.88×102 1"Ce 1.18×10 1"Pr 1.18×104 147Pm 1.55×103 15"Eu 8.5×10 238Pu 4.44X10 239Pu 5. 18 ndon 7. 40 241Pu 1.77X103 2*Am 3. 11 242Cm 2.33X102 242Cm 3.70×101 3 book47的个人主docin.com豆网 nttwww.docin.combook4z book47的个人主docin.com豆网 nttnwww.docin.combook47 EJ/T967—95 表2 核临界事故释出的重要气态核素及其活度 GBq 0~0.5h内 0.5~8h内 核素 总活度 释出活度 释出活度 83nKr 1.37×102 1.22X103 1.36×103 85mKr 5.92×102 5.55×103 6.14X103 B5Kr 5.55×10 5.18×10 5.74X10 8Kr 3.70X103 3.33X10* 3.70×104 88Kr 2.41×103 2.18×10* 2.42X10* 89Kr 1.52×10s 1.37X106 1.52×106 131mXe 1.41×10 1.29×10 1.43×10 133mXe 2. 04 1.81×10 2.01×10 13Xe 4.81×10 4.44X102 4.92×102 :3smXe 4.07X102 3.66X103 4.07×103 135Xe 5.92X102 5.55×103 6.14×103 13iXe 1.41×10° 1.29×106 1.43×106 Xe 4.44X10* 3.70×105 4.14×105 1.55×10 1.44X10 1.59×10 Iret 6.66 5.92×101 6.58×10 1341 2.48×101 2.26X102 2.51×102 1331 1.29×102 1.15×103 1.28×103 1341 1.78×103 1.55×10 1.73X10* 1351 4.44X102 3.70X103 4.14×103 6关于放射性物质释放的假定 6.1核临界事故前惰性气体已消除，但核临界事故产生的所有惰性气体直接释入事故容器 所在的小室。 6.2核临界事故产生的或乏燃料中原已存在的碘放射性核素的25%和钉放射性核素的 0.1%直接释入事故容器所在的小室。 6.3核临界事故期间因溶液蒸发而产生的气溶胶直接释入事故容器所在的小室，气溶胶由 万分之五的被蒸发溶液组分组成。 6.4应根据实际情况考虑事故容器所在小室的体积和通风率。 6.5应根据实际情况考虑放射性核素在事故容器所在小室中和在排气系统中输运过程的 4 book47的个大主docin.com豆T网 nttww.doen.comboak4 book47的个人主docin.com豆T网 nttpwww.docin.combook47 EJ/T967—95 衰变效应。 6.6放射性物质通过烟窗释入环境时，可以考虑排气系统的吸附和过滤装置正常运行对降 低释出量的作用，但应根据实际情况估计放射性物质排出浓度的降低程度。 7关于剂量估计的假定 7.1运营单位应证明事故后一些必要区域的瞬发Y剂量和瞬发中子剂量已大大减弱而可 占用，以便维护工厂，使其处于安全状态。 7.1.1可用7.1.1.1和7.1.1.2的半经验公式计算瞬发剂量的瞬发中子剂量。 7.1.1.1瞬发剂量可用（1)式计算。（1)式考虑了临界事故第一分钟内的瞬发剂量，包 括重要裂变产物所产生的瞬发剂量。 D,=2.1X10-22Nd-2e-3. 4d (1) 式中：D.剂量当量，Sv; N-—裂变次数； d离源距离，km。 7.1.1.2瞬发中子剂量计算公式见式（2）。 D,=7X10-23Nd-?e-5.2d..... 式中D.--中子剂量当量,Sv; N-裂变次数； d—离源距离，km。 7.1.2若根据实际情况判明用别的计算方法替代7.1.1的计算方法是合理的，则可用替代 的方法。 7.1.3应根据实际情况估计屏蔽层对瞬发丫射线和瞬发中子的减弱，并估计相应的剂量当 量。 对瞬发射线来说，最初的20cm厚混凝土能降低剂量当量2.5倍，最初的30cm厚混 凝土能降低剂量当量5.0倍，其后每增加30cm混凝土能降低剂量当量5.5倍。 对瞬发中子来说，最初的20cm厚混凝土能降低剂量当量2.3倍，最初的30cm厚混凝 土能降低剂量当量4.6倍，其后