EJ 中华人民共和国核行业标准 EJ/T 988-96 用于评估铀燃料制造广核临界 事故潜在辐射后果的假定 1996-04-18发布 1996-08-01实施 中国核工业总公司 J发布 中华人民共和三核行业标准 用于评估轴燃料制造厂核临界 EJ/T 988-96 真故潜在辐射后果的假定 1主题内容与适用范围 本标准规定了评估铀燃料制造厂核临界事故潜在辐射后果所用的核临界事故特性、放 射性物质释放、剂量估算、大气扩散等方面的假定。 本标准适用于铀燃然料制造厂核临界事故潜在辐射后果的评估。 铀转换、铀浓缩、铀冶金与加工设施也可参照使用。 2引用标准 GB15146.2反应堆外易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的丫和/或β发射体不会增加位于该云中心 的受照者所受到的照射。 3.2大气扩散因子 一个表征大气对污染物的扩散能力和稀释程度的物理量，通带定义为大气中污染物的 浓度与污染物释放速率的比值。 3.3高架释放 在本标准中，系指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，高架释放点离开任一能影响烟羽扩散的构筑物足够远而使烟羽整体扩散受到较小影响 的释放。 3.4地面释放 在本标准中，系指气载放射性物质不通过烟窗而直接从厂房释入大气。 4关于核临养事故的评估 4.1按照GB15146.2中关于双偶然性事件原则的要求，应假定核临界事故的发生至少有 二项独立的高度可靠的核临界控制措施不起作用。 4.2应根据实际情况选择可能发生的最严重的核临界事故进行评价。 4.3应使用适用的计算方法计算事故后产生的重要裂变产物的放射性活度。 中国核工业总公司1996-04-18批准 1996-08-01实施 1 EJ/T988-96 4.4评价潜在辐射后果所用的核临界事故的产重程度一般不应低于第5章关于核临界事 故的规定。若按照4.1～4.2条的要求进行具体分析证明核临界事故的严重程度不可能超过 第5章提出的假定，也可用低于第5章规定的事故状况来评价。 5关于核临界事故的假定 5.1核临界事故发生在有通气口的非几何安全容器中。容器内装有富集铀浓度为400g/L 的溶液。 5.2从核临界事故发生时开始，每10min发生一个裂变脉冲，每一个裂变脉冲的持续时间 为0.5s，核临界事故持续了8h，第一个裂变脉冲的裂变次数为1×1016，其余47个裂变脉冲 的裂变次数各为1.9×1017。事故总共发生了1×10次裂变。 5.3核临界事故因蒸发了100L溶液而终止。 5.4核临界事故产生的重要气态放射性核素、放射性碘核素及他们的放射性活度和β、Y辐 射平均能量见表1。表中未包括碘的损耗修正。 表1核临界事故产生的重要气态核素、放射性碘核素以及 他们的放射性活度（GBq）和β、Y辐射平均能量（MeV） 0~0.5h内 0.5~8h内 丫辐射平均能量 β辐射平均能量 总释出活度 核察 EY Eβ GBq 释出活度 释出活度 MeV Mev 83mKr 8.14×102 5.18×103 5.99X103 2.6×10~3 0 8mKr 7.77X102 4.81X103 5.59×103 1.6×10*1 2.5×10-1 8 Kr 8.14×10-3 5.18×10-2 5.99×10-2 2.2X10-3 2.5×10-1 87 Kr 5.18×103 3.15X10 3.67X10* 7.8×10-1 1. 3 88 Kr 3.37X103 2.07×10* 2.41X10* 2. 0 3.5×10-1 89 Kr 2.18×105 1.33×105 1.55×106 1. 6 1. 3 131mXe 4.07×10-1 2.59 3. 00 2.0×10-2 1.4×10-1 133mXe 9.25 5.92X10 6.85X10 4.1×10-2 1.9×10-2 13Xe 1.41×10 8.51X102 9.92X102 4.6X10-2 1.1×10-1 135mXe 1.15×104 7.03X10* 8.18X10* 4.3×10-2 9.0×10-2 135 Xe 1.85×10° 1.15×10 1.34X10* 2.5×10-1 3.7×10-1 137Xe 2.55X105 1.55×106 1.81X10° 1.6×10-1 1.8 138Xe 6.66×10* 4.07X105 4.74X105 1. 1 6.2×10-1 131 1 4.44X10 2.78X102 3.22X102 3.8X10~1 1.9×10-1 132 1 5.55X103 3.52X10* 4.08×10* 2.2 5.0×10-1 133 I 8.14X102 5.18×10* 5.99X103 6.1×10~1 4.1×10-1 134 I 2.33X10* 1.44X105 1.67X105 2. 6 6.1X10~1 135 1 2.44X10° 1.48X10* 1.72X10* 1. 5 3.7X10-1 6关于放射性物质释放的假定 6.1核临界事故产生的所有情性气体直接释入有通风的事故房间空气内。 2 EJ/T988-96 6.2核临界事故产生的放射性碘核素的25%的直接释入有通风的事故房间空气内。 6.3核临界事故期间因蒸发溶液而产生的气溶胶直接释入有通风的事故房间空气内。气溶 胶中的盐分约占被蒸发掉的溶液盐含量的0.05%。 6.4应根据实际情况考虑发生事故房间的容积、通风量及放射性核素在房间内的滞留时 间。 6.5应根据实际情况考虑气载放射性核素在工厂排气系统输运过程中的衰变效应。 6.6可以考虑工厂排气系统净化装置对降低释放到环境的放射性物质数量的作用，但应根 据实际情况估计放射性核素排出浓度的降低程度。 7关于剂量估算及其假定 7.1厂房内、厂区边界附近和最近居住区的人员可能受到的核裂变瞬发和瞬发中子剂 量。 瞬发中子剂量。 7.1.1.1瞬发剂量可按下式计算： D=2.1X10-22Nd-2e-3.4d 式中：D—剂量当量，Sv N裂变次数； d—离源距离，km。 注：1）式(1)考患了临界事故第一分钟内的瞬发丫剂量，包括重要裂变产物所产生的瞬发剂量。 7.1.1.2瞬发中子剂量可按下式计算： D,=7.0X10-22Nd-2e-5.2d 式中：D中子剂量当量，Sv N裂变次数， d-离源距离，km。 替7.1.1的计算方法。 7.1.3应根据实际情况估计屏蔽层对瞬发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厚混凝土能把剂量当量降低到无屏蔽时的2.5分之 一（最初的30cm厚混凝土能把剂量当量降低到无屏蔽时的5分之一），其后每增加30cm厚 混凝土剂量减弱因子为5.5。 对瞬发中子来说，最初的20cm厚混凝土能把剂量当量降低到无屏蔽时的2.3分之一 （最初的30cm厚混凝土能把剂量当量降低到无屏蔽时的4.6分之一），其后每增加30cm厚 混凝土剂量减弱因子为20。 7.2放射性烟羽可能产生的外照射剂量。 7.2.1在计算释放到环境大气中的放射性烟羽可能产生的外照射剂量时，应假定该放射性 3 EJ/T 98896 烟羽为无限云。 7.2.2均匀无限云中任一点处空气中的β剂量率可用式（3)计算： D:-1.24X10-*EX.... (3) 均匀半无限云边界处空气中的β剂量率可用式（4)计算： D:-6.21X10-'EX... (4) 式(3）、（4)中：D空气中的β剂量率,Gy/s E"每次衰变发出的β粒子平均能量，MeV/衰变； X一一无限云中发射β粒子的放射性核素浓度，GBq/m。 均匀无限云中任一点处空气中的剂量率可用式（5计算： D,=1.24X10-EX.. (5) 均匀半无限云边界处空气中的剂量率可用式（6)计算： D,=6.21X10-5EX. ：(6) 式（5）、（6)中：D—空气中的剂量率，Gy/s E一一每次衰变发出的射线平均能量，MeV/衰变 X-云中发射射线的放射性核素浓度，GBq/m。 7.2.3处于放射性云中的地面受照者所受剂量可按照7.2.3.1～7.2.3.4的规定进行计 算。 7.2.3.1利用（3)～（6)式，并将式中的×换成距释放点某距离地面处烟羽中放射性核素的 浓度对整个事故持续释放时间的积分，即可算出此距离地面处的空气剂量。计算时，距释放 点某距离地面处烟羽中放射性核素浓度可取整个事故期间内的最大浓度，并要考虑特定气 象、地形和其他厂址特征对最大浓度的影响。 7.2.3.2依据（6)式和7.2.3.1的规定并计入适当转换因子后算出的剂量可近似作为地 面处受照者的全身剂量。 7.2.3.3依据（4）、（6)式和7.2.3.1的规定并计入适当转换因子后算出的β和剂量，可 分别近似作为地面处受照者的皮肤β和剂量。皮肤总剂量应是皮肤β剂量和剂量之和。 受照者的皮肤β剂量也可认为是皮下深度7mg/cm²处的β剂量，此深度处的β剂量可用图 1所示的与β射线能量相关的β剂量衰减因子来估计。 7.2.3.4放射性核素每次衰变发出的β和射线平均能量可采用表1所列数据，也可采用 其他文献资料所列数据。 7.3食入、吸入放射性核素造成的内照射剂量和由地表放射性核素沉积造成的外照射剂量 可按有关国家标准估算。 7.5对大气输运过程中，烟羽内的放射性碘的衰变可不作修正，对放射性烟羽因在地面沉 积引起的放射性碘的损耗也可不作修正。 7.6计算吸入内照射剂量时应假定事故发