ICS 27.120.20 F70 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20530—2018 压水堆核电厂运行状态设计基准源项 分析准则 Design basis source term analysis criteria of pressurized water reactor nuclear power plants for operation states 2019-04-01实施 2018-12-10 发布 发布 国家能源局 NB/T20530——2018 目 次 前言， II 1范围.. 2术语和定义 3设计基准源项分析原则和方法 附录A（资料性附录） 逃脱率系数 附录B（资料性附录） 主要系统和设备预期泄漏率 8 NB/T 20530—2018 前言 本标准按照GB/T1.1一2009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：上海核工程研究设计院有限公司、中国核电工程有限公司、中广核工程有限公司、 中国核动力研究设计院。 本标准主要起草人：付亚茹、李怀斌、梅其良、丁谦学、孙大威、毛兰方、尤伟、唐邵华、谭怡、 潘楠、高圣钦、蔺洪涛、吕炜枫、邓理邻。 II NB/T20530-2018 压水堆核电厂运行状态设计基准源项分析准则 1范围 本标准规定了压水堆核电厂运行状态设计基准源项分析的原则和方法。 本标准适用于采用UO2燃料的新建压水堆核电厂运行状态设计基准源项分析。 2术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 2. 1 源项sourceterms 从一给定的源中放射性物质实际的或潜在的释放情况。包括该源释放的核素的成分、数量、释放率 和释放方式。 2. 2 设计基准源项designbasissourceterms 用于核电厂辐射屏蔽设计、辐射监测仪表量程确定、系统设计评价、设备辐照鉴定等的辐射源项。 2. 3 气水分配系数 partitioncoefficient 当液体和气体之间处在平衡态时，某一核素在气相中的活度浓度与液相中活度浓度的比值。 2. 4 气载放射性源项airborneradioactivesourceterms 由于设备或管道内放射性核素的泄漏，以及空气中部分核素的活化反应（如反应堆厂房内氩的活化 等）形成的厂房大气内的辐射源项。 3设计基准源项分析原则和方法 3.1功率运行源项 3.1.1反应堆堆芯源项 反应堆堆芯裂变产生的中子及射线是功率运行期间堆芯的主要辐射源。应基于堆芯设计方案和燃 料管理策略给出的物理参数，采用经过验证的程序（如离散纵标程序或蒙特卡落程序）及核数据库来分 析反应堆正常运行期间产生的中子及射线源项。 对于堆芯积存量，应根据燃料管理方案、跟踪各批料的燃耗历史，同时应适当考虑燃料管理方案变 化和功率测量不确定性的影响，给出包络性的数据。 3.1.2一回路冷却剂源项 3.1.2.1一回路冷却剂中的裂变产物 1 NB/T20530—2018 -回路冷却剂中的裂变产物主要来自破损燃料棒和燃料表面的铀沾污。对一回路冷却剂中裂变产物 核素的选择，一般应权衡其产生量、半衰期、放射性强度及对人体影响的程度。通常包含的核素见表1。 设计基准一回路冷却剂裂变产物 序号 核素 序号 核素 85mKr 1 22 9'Sr 85Kr IS26 2 23 87Kr 9'5Zr 3 24 Kr 9'Nb 4 25 133mXe 26 99Mo 5 133 Xe 99mTc 9 27 135Xe 103Ru 7 28 138 e 103mRh 8 29 106Ru 9 13'1 30 1321 100Rh 10 31 1331 131mTe 11 32 1341 131Te 12 33 135 132Te 13 34 134Cs 134Te 14 35 136Cs 36 140Ba 15 137Cs 140La 16 37 17 138Cs 141Ce 38 ISs8 39 143Ce 18 JSo6 40 143pr 19 Ao6 144Ce 20 41 Λ16 144pr 21 42 回路冷却剂裂变产物源项通常以剂量等效131I活度浓度 （或总碘量）来表征， 剂量等效1311活度浓 度的方法如下： ZAl × DCF, / DCFr-131 ADEI = 式中： ADEI 剂量等效13I活度浓度， 单位为贝可每克（Bq/g）； 一回路冷却剂中碘同位素的活度浓度，单位为贝可每克（Bq/g）； Ari DCF 碘同位素的内照射剂量转换因子，单位为西弗每贝可（Sv/Bq）； DCFi-131 131I的内照射剂量转换因子，单位为西弗每贝可（Sv/Bq）。 也可采用经验公式的方法进行计算。 一回路冷却剂裂变产物源项可基于堆芯放射性积存量、燃料包壳破损率、逃脱率系数及系统参数进 行计算。燃料包壳破损率可为0.25%，包壳破损的燃料元件内裂变产物的逃脱率系数可采用附录A中的 值。也可根据其他假定的反应堆运行时燃料元件包壳破损的破损数目及状态等，采用经过验证的软件或 方法开展计算分析。 3.1.2.2一回路系统中可能的活化产物 2 NB/T20530—2018 根据电厂设计的实际情况，应全面梳理一回路系统中可能存在重要影响的活化产物（如1N等）， 并进行相应的分析。 对于一回路系统的1N活度分析来说，应基于一回路冷却剂在中子辐照区(堆芯)的流动时间确定单 位质量冷却剂中1°N的产生量，并根据一回路冷却剂从堆芯流动到一回路关键位置所需时间，考虑1N的 衰变后得到一回路不同位置处"N的活度浓度，通常的关键位置有堆芯出口、反应堆压力容器出口、蒸 汽发生器入口、蒸汽发生器出口、反应堆压力容器入口、堆芯入口等。 3.1.2.3一回路冷却剂活化腐蚀产物 一回路冷却剂活化腐蚀产物活度浓度与燃料包壳破损水平无关。活化腐蚀产物中主要的放射性核素 为51Cr、54Mn、55Fe、59Fe、58Co及60Co等。同时，应根据不同核电厂的具体设计特征，评估是否存 在其他潜在且重要的活化腐蚀产物。 稳态情况下，活化腐蚀产物源项可基于同类型电厂测量数据来确定，根据电厂的实际设计参数，通 过调整得到。调整因子的计算原理如下： =5 ...(.).. mx(a+β) 式中： C一—放射性核素活度浓度，单位为贝可每克（Bq/g）； S一一系统内放射性核素产生率(包括由本系统产生的或由其它系统流入的)，单位为贝可每克 (Bq/s）： m-—流体的质量，单位为克（g）； 2一放射性核素的衰变常数，单位为秒分之一（s1： β一一在系统内由于除盐、过滤及泄漏等原因(不包括核素的衰变作用)而导致的放射性核素的去 除率，单位为秒分之一（s。 用经过验证的计算机软件进行分析。 对于瞬态及停堆期间的峰值释放，可参考同类型电厂的测量数据。 3.1.3二回路源项 基准反应堆冷却剂源项，并考虑一次侧向二次侧的泄漏率。分析所采用的一次侧向二次侧的泄漏率应不 低于设备技术规范规定的限值，考虑合理假设确定。二回路设计基准源项计算应给出二回路液相和气相 核素的活度浓度，分析过程中可考虑核素衰变及蒸汽发生器的排污去除等。 3.1.4主要系统设备屏蔽设计源项 3.1.4.1反应堆冷却剂系统 反应堆冷却剂系统相关设备的放射性主要来自于一回路冷却剂，除考虑其中的裂变产物和活化腐蚀 由于存在气液两相，且电厂不同运行工况对其影响较大，应特殊考虑： a）除"°N外的液相源项可与反应堆冷却剂源项相同； b）对于16N液相源项，应基于负荷跟踪，考虑一回路冷却剂涌入稳压器造成的活度升高。可考虑 16N在稳压器波动管流动时产生的衰变； 3 NB/T20530—2018 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I°N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 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1N衰变到可以忽略，否则应考虑 下泄流中1°N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； 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。 b) 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情性气体经