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GB／T 42141-2022 压水堆核电厂事故工况核岛厂房辐射防护设计准则.pdf简介：
GB/T 42141-2022，中文名称为《压水堆核电厂事故工况核岛厂房辐射防护设计准则》，是一部由中国标准化管理委员会批准发布的国家标准。该标准主要针对压水堆核电厂在发生事故工况时，核岛厂房（即包含反应堆、安全相关设施、放射性物质处理等区域的建筑物）的辐射防护设计提供了指导原则。
该准则的目的是为了确保核电厂在正常运行和事故状态下，能够有效地控制和管理辐射，保护工作人员、公众以及环境免受过高的辐射暴露。它涵盖了辐射防护的设计原则，包括辐射防护的剂量限值、设计安全裕度、建筑物的防护设计、通风系统、应急响应措施等方面。
在具体设计中，准则要求核岛厂房应具有足够的安全裕度，以防止或减轻事故对辐射环境的影响。同时，它强调了透明度和可操作性，以保证在事故情况下，工作人员能够迅速、准确地执行辐射防护措施。
总的来说，GB/T 42141-2022是压水堆核电厂在事故工况下辐射防护设计的重要参考依据，对于保障核电厂的安全运行以及辐射环境的保护具有重要意义。
GB／T 42141-2022 压水堆核电厂事故工况核岛厂房辐射防护设计准则.pdf部分内容预览：
国家市场监督管理总局 发布 国家标准化管理委员会
范围· 规范性引用文件 术语和定义 通则 事故工况源项 基于事故工况期间厂房内工作人员安全的辐射防护 事故工况期间厂房内设备及仪表的辐射环境条件 事故工况下辐射分区· 事故工况辐射监测仪表报警阈值确定 附录A（资料性）安全壳喷淋系统的去除影响 附录B（资料性）释放到安全壳中各元素的份额 附录C（资料性）
本文件按照GB/T1.1一2020《标准化工作导则第1部分：标准化文件的结构和起草规则》的规定 起草。 请注意本文件的某些内容可能涉及专利。本文件的发布机构不承担识别专利的责任。 本文件由全国核能标准化技术委员会（SAC/TC58)提出并归口。 本文件起草单位：中国核电工程有限公司、中广核工程有限公司。 本文件主要起草人：荆春宁、毛亚蔚、米爱军、尤伟、邱林、王晓霞、王炳衡、潘跃龙、熊军、
DB37／T 4282-2020 压力管道使用安全风险分级管控和事故隐患排查治理体系建设实施指南.pdf玉水堆核电厂事故工况核岛厂房
压水堆核电厂事故工况核岛厂房 辐射防护设计准则
压水堆核电厂事故工况核岛厂房 辐射防护设计准则
本文件规定了压水堆核电厂在事故工况下核岛厂房工作人员安全辐射防护设计、设备和仪表的辐 射环境要求、事故工况下辐射分区以及监测仪表阈值等方面遵循的原则、方法和假设条件。 本文件适用于压水堆核电厂事故工况下核岛厂房的辐射防护设计，其他堆型参照执行
下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款。其中，注日期的引用文 件，仅该日期对应的版本适用于本文件；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。 GB18871一2002电离辐射防护与辐射源安全基本标准
GB/T 42141—2022
3.6 事故工况辐射分区radiationzoningunderaccidentcondition 根据选取的典型事故，考虑事故释放源项及辐射后果，划分核岛厂房事故工况下辐射分区。 3.7 报警阈阀值alarmthreshold 基于工作人员的辐射防护考虑，对辐射监测仪表预先设定的一个或多个值，当测量值达到该值日 表发出声、光警报，可提醒工作人员撤离或采取进一步动作
4.1事故工况下核岛厂房的辐射防护设计应满足GB18871一2002中4.3.2.2、4.6.1的相关要求。 4.2事故工况下，应以事故工况下核电厂的安全目标要求为基础，考虑安全功能，由此确立辐射防护目 标，并将此目标实现于核电厂的设计特征中。辐射防护设计，应保证在所有运行状态下核电厂内的辐射 照射或由于该核电厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射低于规定限值，且可合理达到的尽可能 低。同时，应采取措施减轻任何事故的放射性后果。 4.3本文件规定的事故工况下核岛厂房内辐射防护设计要求的内容主要包括事故后需要现场操作、维 修或修理的人员可达性分析；事故后设备和仪表的辐射环境条件的分析评估；用于核动力厂事故管理的 辐射监测系统的设计；应急响应人员可行的防护措施设计等。 4.4事故工况下核岛厂房的辐射防护设计，应根据核电厂的设计特征，结合事故规程，选择典型并具有 代表性的事故序列。 4.5对于典型设计基准事故，在不同核岛厂房的释放源项及其放射性后果应能代表和包络其他的事 故。对于设计基准事故，通常可包含大破口失水事故，蒸汽发生器传热管破裂事故和燃料操作事故。 4.6对于严重事故，对应的事故源项应能代表该厂房内的其他事故。 4.7应以关键区域辐射源项评价为基础，针对典型的事故（该事故应具有一定的包络性）分析事故工况 下工作人员现场重要操作的区域或场所的辐射安全的可达性。 4.8应以辐射源项评价为基础，针对典型的事故（该事故应具有一定的包络性）分析事故工况下关键设 备及仪表的辐射环境条件。 4.9安全壳内的辐射源项分析应包含安全壳喷淋、泄漏、衰变及自然去除等因素的影响。可根据事故 后裂变产物在安全壳内的行为考虑其去除机制，也可参考附录A提供的简化模型估算喷淋对裂变产物 的去除贡献。 4.10事故后的辐射源项应包含包容在系统或设备中放射性核素的贡献，也应包含释放到厂房中的气 载放射性核素的贡献，同时应分析厂房内的迁移。 4.11对于设计扩展工况中没有造成堆芯明显损伤的工况，需结合事故序列评估事故源项并考虑相关 的辐射防护措施。 4.12针对事故工况下重要区域（例如控制室）的可居留性，事故后气体和液体取样措施设计、工作人员 隐蔽场所和较低辐射水平场所的设置等可参照其他相关标准的要求。
设计基准事故中大破口失水事故工况源项。 a) 事故后，一回路冷却剂中的裂变产物以及堆芯燃料包壳间隙内的裂变产物会释放到反应堆
房。相对于堆芯释放源项，主冷却剂源项的影响较小，分析中可忽略。堆芯裂变产物从破损燃 料包壳向安全壳的释放份额见附录B。 b）事故后，反应堆厂房气载放射性核素可能从安全壳内泄漏到相邻的核岛厂房。对于具有双层 安全壳的反应堆，事故后反应堆厂房气载放射性核素可能从内层安全壳泄漏到内外层安全壳 之间（环形空间），从而泄漏至相邻的核岛厂房；或者从内层安全壳直接旁通泄漏到相邻的核岛 厂房，对于安全壳内的辐射防护设计，可合理选择是否考虑泄漏；对于安全壳外的相邻核岛厂 房，应评价气载放射性核素通过贯穿件等途径释放到其他核岛厂房的影响。 c）考虑系统、设备、管道内的源项。若事故后安全注人系统进人再循环模式，安全注人系统和安 全壳喷淋系统管线中的液体包含从堆芯释放的裂变产物，使得该系统设备及管道的放射性水 平开高，因此应对液体源项进行分析，对反应堆厂房内及反应堆厂房外的影响进行评价。特别 地，也可考虑再循环管线泄漏所导致的除反应堆厂房外其他核岛厂房中增加的气载放射性 核素。
设计基准事故中蒸汽发生器传热管破裂事故工况
Aa）不 若没有或很少的燃料存在破损，则一回路主冷却剂中放射性核素浓度应与技术规格书所允许 的最大冷却剂活度保持一致。应包括事故前碘峰和事故并发碘峰两种碘尖峰释放情况。 b）假设事故后放射性情性气体、碘和绝等通过破裂的传热管进人二回路系统，从而导致二回路放 射性水平增加，应对二回路液体和蒸汽中的源项进行分析。 c）假设泄漏到二回路的情性气体直接进人到蒸汽发生器的气相中，其他核素如碘和绝等进人蒸 汽发生器的液相，经蒸汽发生器二次侧给水稀释后，通过蒸汽携带进入气相并释放出去。 5.1.3设计基准事故中燃料操作事故工况源项。 a）应根据乏燃料组件的组件类型、初始富集度、燃耗深度以及运行历史，采用乏燃料组件首次运 输到燃料储存区的最短时间，保守假定事故发生时乏燃料所含的放射性核素的总量。 b）可适当考虑低pH值的乏燃料水池对放射性核素的滞留作用，以及燃料操作大厅的通风系统 对乏燃料池释放的气载放射性的去除作用。 c）应评价事故后释放到燃料操作大厅区域的厂房大气中放射性核素的活度，乏燃料池水中的放 射性核素的活度GB∕T 31434-2015 住宅装修木制品模数，以及乏燃料水池净化冷却相关系统中的放射性核素的活度，
5.2.1严重事故工况下，反应堆厂房中的气载放射性核素可能通过贯穿件等途径泄漏到相邻厂房的大 气空间中，应对释放的气载放射性核素的浓度和放射性后果进行评价。 5.2.2严重事故工况下，位于反应堆厂房外的一些专设安全系统处于运行状态，系统中可能含有安全 壳内的高放射性液体或气体，需要考虑系统、设备、管道内的辐射源项。 5.2.3对于反应堆堆芯严重事故，严重事故期间从燃料中释放进人安全壳的元素份额见附录C。其他 假设条件可参考5.1.1中的大破口失水事故的描述。
基于事故工况期间厂房内工作人员安全的辐射防护
6.1应选取具有代表性的事故源项作为辐射防护设计基础，并考虑辐射后果及其分布进行相关防护 设计。 6.2事故工况期间，厂内工作人员需要接近核岛厂房内某些关键区域进行事故后的处理、取样或维修 等操作，区域内的系统、设备或者厂房空间内可能存在放射性液体和气体，设计需要保证工作人员在区 域的可达性。 6.3应采取措施，将具有可达性要求的关键区域的气载放射性污染降低到最小程度。
事故工况期间厂房内设备及仪表的辐射环场
7.1.1事故后需要保证运行功能的设备和仪表，应保证其耐受可能的高辐射水平的环境条件。 7.1.2设计基准事故工况，应全面梳理并分析事故下需使用的设备和仪表；严重事故工况，应全面梳理 并分析必需使用的设备及仪表。 7.1.3应根据事故工况下厂房内的释放源项，包括系统、设备和管道中，以及厂房大气中裂变产物，对 核岛厂房内事故工况下可用的设备及仪表所在位置处的辐射环境条件进行全面分析。 7.1.4当对设备和仪表位置处的辐射环境条件进行分析时，应充分分析设备和仪表的耐辐照时间，以 及设备和仪表具体布置位置，应合理分析裂变产物的滞留和去除。 7.1.5当对设备和仪表位置处的辐射环境条件进行分析时，首先应确认设备或仪表是否仅对射线敏 感，确认是否需考虑3射线的贡献。
可针对典型的事故种类的事敌源项，并结合设备及仪表在事故工况下所需的运行时间，给出 络的辐射环境条件。 应分析安全壳内裂变产物的分布GB 7915-1987 陶瓷工业隧道窑热平衡热效率测定与计算方法，包括墙体和楼板沉积的裂变产物，以及空气中的裂变产物， 也可考虑设备及仪表所在的具体位置，进行精细化分析·给出具体位置处的辐射条件
7.3.1应分析设备及仪表的具体布置位置以及事故工况下所需的运行时间对辐射环境条件的影响。 在不同的核岛厂房，选择具有包络性的事故进行分析。典型的对于安全厂房内设备及仪表的辐射环境 条件，可考虑大破口失水事故中一回路冷却剂循环所引起的放射性；对于辅助厂房内设备及仪表的辐射 环境条件，可考虑蒸汽发生器传热管断裂事故所引起的放射性；对于燃料厂房内设备及仪表的辐射环境 条件，可考虑燃料操作事故可能导致的厂房内的恶劣的辐照条件。 7.3.2可为安全壳外设备及仪表用于辐照鉴定的辐射环境条件设置典型的剂量阈值，低于该阈值的可 不需考虑其辐射条件。 7.3.3如果发生主蒸汽管道断裂事故，将对主蒸汽管道、隔离阀和给水隔离阀隔间的辐射环境条件产 生一定影响。