NB／T 20530-2018 标准规范下载简介

NB／T 20530-2018 压水堆核电厂运行状态设计基准源项分析准则简介：

NB/T 20530-2018标准是中国核能行业的技术标准，全称为《压水堆核电厂运行状态设计基准源项分析准则》，它是针对压水堆核电厂在运行状态下的安全设计和管理制定的一份指南。该准则的主要目的是为了确保核电厂在各种运行条件下的安全，包括正常运行、事故工况以及潜在的严重事故情况下，源项分析的科学性和准确性。

该准则详细规定了源项分析的内容、方法、程序以及数据处理要求，包括放射性物质的产生、排放、衰变、扩散等方面。它要求分析人员在分析过程中，不仅要考虑正常运行时的源项，还需要对各种潜在的异常情况，如设备故障、人为失误、自然灾害等可能引起的源项变化进行评估。

通过这个准则，核电厂的设计和运营人员可以更好地理解和控制核反应堆的放射性源，确保在任何情况下都能维持可控的辐射水平，保护工作人员和公众的健康，以及环境的安全。

总的来说，NB/T 20530-2018是压水堆核电厂运行安全管理的重要技术法规，对于确保核能的安全、稳定运行具有重要意义。

NB／T 20530-2018 压水堆核电厂运行状态设计基准源项分析准则部分内容预览：

NB/T205302018

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

NB/T205302018

本标准规定了压水堆核电厂 基准源项分析的原则和方法。 本标准适用于采用UO,燃料的新建压水堆核电厂运行状态设计基准源项分析。

GB 16410-2007 家用燃气灶具NB/T205302018

核电厂运行状态设计基准源项分

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。

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

.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洛程序）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

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回路冷却剂中的裂要产 却剂中裂变产物 核素的选择，一般应权衡其产生量、 通常包含的核素见表1。

表1设计基准一回路冷却剂裂变产物

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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N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1N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"N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：

式中： C一一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); 77一 一流体的质量，单位为克（g）； 入一一放射性核素的衰变常数，单位为秒分之一（s： 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。 稳态情况下，一回路冷却剂活化腐蚀产物活度浓度也可根据其产生机理，结合核电厂设计参数，采 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

蒸汽发生器传热管破损导致反应堆冷却剂泄漏进入二回路中。计算二回路设计基准源项应基于设计 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 产物外，还应根据设备在一回路中所处位置的不同考虑1°N的贡献。对于反应堆冷却剂系统中的稳压器， 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：

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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。应确定惰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IN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

应根据设备在系统中功能及工艺流程确定化学和容积控制系统主要设备源项，具体包括： 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IN衰变到可以忽略，否则应考虑 下泄流中16N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： b) 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。 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惰性气体经 脱气过程全部进入废气系统： d） 对于放射性固体废物处理系统设计基准源项，应根据固体废物处理工艺和处理设备接收的放射 性废物类别，选择包络的源项作为系统的设计基准

3.1.4.4乏燃料池冷却系统

乏燃料池冷却系统主要用于冷却和净化乏燃料池，屏蔽设计中考虑的主要设备是与净化回路有关的 除盐床和过滤器，其源项确定原则如下： a） 对于乏燃料池冷却系统除盐床源项《无负压给水设备 CJ/T265-2016》，可根据理论计算或运行电厂经验数据获得： b） 对于乏燃料池冷却系统过滤器源项，可根据电厂反馈的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。同时也可根据系统流程和设备参数，考虑合理假设计算得到。

3.1.4.5蒸汽发生器排污系统和凝结水精处理系统

紫汽发生器排污系统和凝 整准源项。正常运行时，这 充的放射性水平均较低， 的累积效应

3.2.1燃料组件及相关组件源项

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停堆后卸出的乏燃料组件内由于裂变产物和钢系核素等放射性核素的衰变、缓发裂变等过程产生的 射线和中子，是停堆后乏燃料组件放射性的主要来源。停堆后其他燃料组件的源项通常可以被乏燃料 组件所包络，具体分析原则如下： a）乏燃料组件源项的分析原则： 1）根据乏燃料组件的燃耗深度、堆内辐照时间及功率水平等确定合理保守的计算方案； 2）乏燃料组件源项应能包络堆内和乏燃料池内所有乏燃料组件的辐射源项，从而确保乏燃料 组件相关的屏蔽设计是保守的。 相关组件源项的分析原则。在堆内辐照期间，相关组件中的黑控制棒、灰控制棒、次级源棒， 由于中子活化反应而生成活化产物，在停堆后衰变产生射线，是停堆后相关组件放射性的主 要来源。应合理保守考虑相关组件在堆内辐照期间的中子注量率以及其辐照时间。

DBJ 43∕T 012-2020 湖南省BIM审查系统数字化交付数据标准3.2.2结构材料活化源项

在堆内辐照期间，燃料组件非活性区部位、堆内构件等由于中子活化反应产生活化源，是停堆期间 影响屏蔽分析的主要源项之一。结构材料活化源项分析的原则主要包括： a 根据结构材料的主要成分，典型的活化反应包括"Fe(n,p)sMn、"Mn(n,2n)5Mn、"Mn(n,)°Mn 58Ni(n,p)58Co、59Co(n,)Co、50Cr(n,)5Cr、58Fe(n,y)"Fe、6"Ni(n,)"Ni 及 109Ag(n,)110mAg; 每个部件的活化程度取决于其材料成分以及受中子辐照历史。

3.2.3活化腐蚀产物沉积源项