壓水堆核電廠運行狀態下的放射性源項 現行
Radioactive source term of PWR nuclear power plant for operational states
標準號：GB/T 13976-2008
本標準規定了壓水堆核電廠運行狀態下一次冷卻劑、蒸汽發生器爐水和蒸汽內放射性核素比活度的確定方法及液態流出物和氣態流出物源項的確定方法。本標準計算的源項適用于評價通過液態和氣態流出物釋放到環境中去的放射性核素的年平均排放量。本標準采用的數據是基于使用鋯包殼二氧化鈾燃料的壓水堆核電廠。本標準僅適用于采用U型管式蒸汽發生器的壓水堆核電廠。本標準參考了美國核協會制定的美國國家標準ANSI/ANS-18.1:1984、美國核管會的技術文件NUREG-0017：1985以及IAEA的TRS No.421。本標準代替GB/T 13976-1992《壓水堆核電廠運行工況下的放射性源項》。本標準與GB/T 13976-1992相比主要變化如下：——標準名稱改為《壓水堆核電廠運行狀態下的放射性源項》；——刪除了原術語“3.2 活化氣體、3.13 放射性物質釋放率”；增加了“正常運行”、“預計運行事件”、“水活化產物”的術語和定義；——原“3.1 運行工況”改為“3.1 運行狀態”，對部分術語的定義進行了修改。——刪除了直流式蒸汽發生器的相關內容；——修改了源項計算中主要設計數據、主要流體內核素比活度數據、調整因子的參數值和未經處理的洗滌廢液放射性物質向環境的釋放率數據；——增加了碳-14的源項。
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本標準參考了美國核協會制定的美國國家標準ANSI/ANS18.1:1984、美國核管會的技術文件NUREG-0017:1985以及IAEA 的TRSNo.421。 本標準代替GB/T13976-1992《壓水堆核電廠運行工況下的放射性源項》。 本標準與GB/T13976-1992相比主要變化如下: ---標準名稱改為《壓水堆核電廠運行狀態下的放射性源項》; ---刪除了原術語3.2 活化氣體、3.13 放射性物質釋放率;增加了正常運行、預計運行事件、水活化產物的術語和定義; ---原3.1 運行工況改為3.1 運行狀態,對部分術語的定義進行了修改; ---刪除了直流式蒸汽發生器的相關內容; ---修改了源項計算中主要設計數據、主要流體內核素比活度數據、調整因子的參數值和未經處理的洗滌廢液放射性物質向環境的釋放率數據; ---增加了碳14的源項。 本標準的附錄A、附錄B、附錄C、附錄D、附錄E、附錄F 為規范性附錄,附錄G、附錄H、附錄I和附錄J為資料性附錄。 本標準由中國核工業集團公司提出。 本標準由全國核能標準化技術委員會歸口。 本標準起草單位:上海核工程研究設計院。 本標準主要起草人:梅其良、何忠良、鄧理鄰。 本標準所代替標準的歷次版本發布情況為: ---GB/T13976-1992。 |
| 前言Ⅰ 1 范圍1 2 規范性引用文件1 3 術語和定義1 4 計算主要流體內放射性核素比活度的方法2 5 流出物放射性核素源項3 附錄A (規范性附錄) 參考核電廠主要設計參數4 附錄B (規范性附錄) 參考核電廠系統流程及核素去除途徑5 附錄C (規范性附錄) 放射性核素分類6 附錄D (規范性附錄) 參考核電廠主要流體內放射性核素比活度7 附錄E (規范性附錄) 核電廠調整因子計算公式9 附錄F (規范性附錄) 核電廠確定調整因子的參數值10 附錄G (資料性附錄) 氣態流出物源項11 附錄H (資料性附錄) 液態流出物源項15 附錄I(資料性附錄) 氚的釋放率22 附錄J(資料性附錄) 碳14的釋放率23 |
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