NB/T 20194-2012
基本信息
标准号： NB/T 20194-2012
中文名称：压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则
标准类别：其他行业标准
标准状态：现行
出版语种：简体中文
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标准分类号
关联标准
出版信息
相关单位信息
标准简介
NB/T 20194-2012 压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则
NB/T20194-2012
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标准内容
ICS 27.120.10
备案号：38384—2013
中华人民共和国能源行业标准
NB/T201942012
代替EJ/F317-1998
压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则Design criterion of radiation shield in the PWR nuclear power plant2012-10-19发布
国家能源局
2013-03-01实施
规范性引用文件
3术语和定义
4总则
5屏蔽设计依据
6辐射源及其分布计算依据
屏蔽体材料的选择
8屏蔽设计和计算
附录A（资料性附录）
设计过程实施策略
表A.1给出了设计工作各阶段的实施策略。表A，1设计过程实施策略
参考文献
NB/T20194-2012
NB/T20194—2012
本标准按照GB/T1.1-2009给出的规则起常。本标准代替EJ/T317-1998《压水堆核电」辐射屏蔽设让准则》，与EJ/T317-1998相比主要变化如下：一按照GB/1.1-2009的规定，对引用文件进行了更新和补充按照1AEA安全导则NS-G-1.13，并参考美国联邦法规10CFR20，增加了第3章“术语和定义\，并对之后的各章进行了相应调整：给出了“源项”、“接触剂量率”、“场剂量率”和“受照工作量”的定义；
将“4总则”中的术语“居民”修改为“公众”，“通量密度”修改为“注量率”；删除原标准3.1和3.2；增加了图1“屏蔽设计优化流程示例”：在“5屏蔽设计依据”中增加了对工作人员受照剂量的设计H标值的描述：对表1中的控制区分区进行了调整，增加了对间断工作区和限定作区年均工作量的要求；对严重非故情况下的屏蔽设计考虑不再引用GB18871-2002对晟大年剂限值的描述；对滤凝：1：内表面中子注量的考虑情况增加脚注作为资料性说明：-在“6辐射源及其分布计算依据”中，删除一废处理源项假设；根据HAF102对设计基准事故工况下，包壳与燃料之间间隙中的放射性释放的考虑进行了修改，对严熏事故期间从燃料释放的裂变产物份额假设进行了修改；在“8屏蔽设计和计算”中，增加“剂量率计算值以小丁该区场所剂量率上限口标值的50%为宜”的表述以包络计算中的不确定性：增加8.10“事故工况下的屏蔽设计要求”；-增如了附录A；
一增加了参考文献；
一其他一些文字表述和格式方面的修改。本标准由能源行业核电标准化技术委员会提山。本标准由核工业标准化研究所归口。本标准起草单位：中国核电1程有限公司。本标准主要起草人：华日、毛亚蔚、刘爷、米爱军、高槎玲、麻锦琳。FJ/T317于1988作首次发布，1998年第次修订。II
1范围
压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则本标准规定了压水堆核电厂辐射屏敲设计的基本要求。本标准适用于压水雄核电厂辐射屏蔽设计。2规范性引用文件
NB/T201942012
下列文件对丁本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件，仅注日期的版本适于本文件。凡是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。GB18871-2002电离辐射防护与辐射源安金基本标准GB/T13976一2008Ji水堆雄核电厂运行状态下的放射性源项3术语和定义
下列术语和定义适用于本文件。3.1
源项source term
对给定的辐射源所实际或可能放的辐射或放射性物质的一种述。在本标准中，源项包括以下三种类型：
设计源项（designsourceterm,DsT），用丁设计基准条件下屏设计的辐射源值；现实源项（realisticsourceterm,RST)，根据运行经验确定的在一定概率范周内运行状态下的辐射源包络值：
事故源项（accidentsaurce·terim,AST)，在各种潜在事故工况下的辐射源值接触剂量率contact dase rate（CDR）表面剂量率
距离辐射源或辐射贯穿位背任意表面可接近处的剂量率。3.3
场所剂量率fielddoserate（FDR）工作场所外照射剂量率，通常可以用距离辐射源或辐射贯穿位置任意表面30cm处的剂量率代表。3.4
受照工作量 exposed work volume （Ew）1
NB/T 201942012
辐射工作场所操作人员的人数与操作时间乘积的累计值，通常以人·时表示。4总则
4.1屏蔽设计应确保核电厂工作人员和公众所接受的外照射剂量低于相应的设计目标值：确保反应压力器等设备和材料的辐射损伤安全。4.2屏蔽设计的主要任务：
a）辐射源及分布计算，包括反应堆功率运行、停堆、吏换燃料和各种事故I.况下，计算堆本体中子和Y辐射源及注率分布，计算反应堆主，辅系统中放射性裂变产物、腐蚀产物以及各种核反应产物的活度及分布，计算存放和运输带有放射性物质的系统和设备辐射源及分布：b）最终确定核电厂厂内的辐射分区和人员的剂量设计目标值：c)
考虑潜在照射的影响，在设计基准事故和某些严重事故条件下，进行主控室利垃急设施的屏蔽设计，并分析可居留性利某些事故后紧要区域的可接近性；选定中子和丫射线减弱计算的方式及其相应的配套参数：选择屏蔽体材料、拟定布置方式、确定屏蔽体厚度；给出各种工况下放射性相关厂房，子项各典型部位的辐射场，为反应堆安全运行和检修，辐射f)
测以及设备和仪表的辐婚寿命设计提供依据：g)
与核电」“有关工艺系统设计，以及与通风，给排水和士建结构等多工种配合，全面落实各项设计要求。
4.3在确保安全、贯彻方便运行和检修人员操作的前提下，屏蔽设计应遵循尽量缩小体积、减轻查量利降低造价的原则，方案设计应进行优化比较。对有参考电厂的设计，优化的流程简示奶图1所示。设计工作是随方案设计，初步设计、技术设计和施工图设计各阶段逐步深入的，客阶段的工作实施参见附录A.
设计目标
基本设计
修改设计以满足设计目标
修改设计以实现辐射防护
最忧化
运行验
辐射化学数握库
个人剂童和集体
剂量的评价
设计的最优化审查
代价利分析
图1屏蔽优化设计流程示例
5屏蔽设计依据
NB/T 201942012
5.1避照GB18871一2002中4.3的规定，工作人员受照剂量的设计目标值不应大于规定的约束值并进行优化。在设计过程中，该值的确定与在辐射工作场所的受照工作量直接和关。5.2按照职业性工作人员年剂量和受照1作量的要求，核电厂厂内的辐射分区及在功率运行时各区屏蔽设计的外照射剂量率日标值如表1所示。在停堆卸料及故障维修时，可根据辐射源的变更情况和操作要求，对分区加以调。
表1屏蔽设计的外照射剂量率目标值名称
监督区
规工作区
间断工作区
控制区
限定下作区
高辐射区
特商辐射区
超辐射区
场所剂量率
≤100
每季T作少于50Uh
每周工作少于40h
每周工作少于4h，年均「作最小于10人时每用管理进入，年均工作岸小于1人时每周限制进入
禁止进入bzxz.net
禁止进入
5.3在设计基准事故情况下，应确保允许进入控制区并进行必要操作的工作人员中的任何个人在操作期间通过内、外照射途径所接受的有效剂量小丁等于50mSV。在超设计基准事故情况下，如果未发生堆芯熔化则也应如此控制。对给定的一些严重事故情景，在屏蔽设计上应适当考患。5.4控制堆本体等部件所受辐照满足所用材料的要求。5.5为限制核发热的影响，应保证屏蔽体性能的稳定和完整，对普通硅酸盐混凝土屏蔽体在满足如下条件时，一般不做进一步的校核；a）内表面中子注量率不人丁5×10°(cm2-s)1)：h）内表面的射线能注量率不人4x1otoMey/fcm2s)沿混凝：1屏体厚度方向最人温差小下100℃/m；d）边羿环境空气最高温度70℃。5.6为了限制热中子活化产物的辐射影响，对丁停堆后人员可能进入较长时间操作的部位，正常运行工况下其热中子注量率通常小于1×10/(cms)。6辐射源及其分布计算依据
6.1正常运行工况下的源强，应按额定热功率负荷因子和长期运行（相当于平衡循环末期）计算。6.2在堆芯辐射源强计算中，应考虑裂变中子和射线、裂变产物的蜕变射线、材料的俘获和活化了射线等。
6.3在反应堆主、辅冷却回路辐射源强及其分布计算中，应考患活化、衰变、燃料包壳破损及表面污染、腐蚀积累、净化、稀释、浓缩和冷停堆等素。典型的压水雕核电厂一回路冷却剂和三回路冷却剂中的活度数值可根据同类型反应堆的经验数值或经试验验证的程序进行计算。如将GB/T13976一2008附录D中的数值用于屏崴设计时，应乘以某个合堪的保守因了。
根据NRCNUREti/CR-4652[1]中给:山i的相关结论，当核电厂寿期内混凝士内表面中子注量大于1×10\n/cr\时，通混凝土的抗斥强度和弹性模望等会发生退化。3
NB/T 201942012
计算腐蚀产物放射性活度时，可根据同类型反应难的经验数值或经试验验证的程序让算的数值进行，由于计算模式的复杂性利可参数的局限性，通常只能计算稳态运行下的儿种核素，如\cr、34Mn、59Fe、58Co和60Co等主要核素，对于瞬态和冷停雄情况下的值释放以及管壁上的沉积，则需要依运行的实际测量值。
反应堆正常运行况下，计算一次冷却剂中裂变产物放射性活度时，可采用两种方法a）定堆内燃料包壳破损率长期保持0.25%，包壳破损的燃料元件裂变碎片的逃脱率系数可以采用表2的值：
表2包壳破损的燃料元件的裂变碎片逃脱率系数元素
Kr和Xe同位案
Br、Rb、1和iCs同位素
Mo、Tc和Ag同位案
Tc同位業
Sr和Ba同位素
Y、Zr、Nb、Ru，Rh、LaCe和Pr司位索b）采用相当于37GBq/l的1311当量的回路冷却剂裂变产物比活度。1311当量的让算公式如下：
逃脱率系数
6.5×10%g
1.3×10-g
1.0×10s-1
1.0×10-lg-1
1.6×10-12g-1
1311当量等下（131的量）加上（132量的1/30）加上（133的1/4）加上（134的1/50）加上（13$1量的1/10）6.4计算乏燃料的活度，可按平衡换料组件平均燃耗和比功率历史进行。6.5发生设计基准事故时的最人包络辐射源项按大LOCA考患，并假设事故发生在燃料循环周期的末尾。如果燃料元件能始终保持足够的冷却，包恶与燃料之间间隙中的放射性释放按如下原则考虑：包壳与燃料之间间隙中含有堆芯情性气体总量的5%、卤素的5%和碱金属的5%，在0.5h内企部释入安全范内：
一计算中应考虑安全壳内包括喷淋、吸附、衰变等各种减弱因素。6.6严重事故时，源项计算按照妇下原则考虑：源项分为两级，事敏期间从燃料中释放进入安全完的元素份额假设见表3。表3事故期间从燃料中驿释放进入安全壳的元素份额影
Kr、Xe
Cs、Rh
Te、Se、Sb
Sr、Ba
Ru、Rh、Pd、Mo、Tc、Cn
La、Zr、Nd、Eu、Nb、Pm、Pr、Sm、Y、Cm、AmCe. Np. Pu
-级源项（%）
二级源项（%）
当用来确定事故状态下设备的鉴定及规定人员接近设备的条伴，特别是确定厂内应急操作规码中需要邀循的条件，以及用于事故后取样系统设计、主控室和应急控制十心的可居研性分析时，应使川一级源项。
当用来确定仪表装的量程利实施最终规程的系统设计时，应使用二级源项。7屏蔽体材料的选择
NB/T 201942012
7.1堆本体和乏燃料运输容器的屏蔽体材料选择，应同时满足屏蔽中子利Y射线的功能要求。7.2在核电厂运行寿期内：屏蔽体材料应始终满足设计要求。7.3应选用性能稳定、无毒、无特殊气味、容易获得、运输方便和价格低廉的材料。8屏蔽设计和计算
8.1屏蔽设计在初步设计阶段，应完成整个核电厂源强及其分布的计算，选定各种屏蔽材料，完成堆本体等主要屏蔽的设计。在施工图设计阶段，应最后校核全部屏殿设计，并确定必要的施工安装技术要求。
8.2屏蔽设计剂量计算点，应按人员相对辐射源所处位置选取，其原则为：侧面源取距屏蔽墙表面30cm处：一上部源取距地板面上200cm处或可能的最高位；下部源取距地板面上60cm处：
对非均匀分布源，计算点应与源强为最人处相对应，8.3剂量率的计算应在参数和源的选取上考虑适当的保守性，剂量率计算值宜小丁该区场剂量率上限标值的50%。
8.4屏蔽计兑方法可根据不向设计对象，选用点核积分、离纵标以及蒙特卡浴等方法。计算中应配套使用评价过的参数，以保证计兑精度和保守性。8.5堆本体及其周围的屏计算，应着重考虑以下几个拘题：a）在燃料芯块、包壳、冷却剂、反射层、堆内结构部件和土屏蔽体内的辐射源分布和堆芯外的中子和射线注量率分布：
6）堆结构材料（包括压力窄器）辐照损伤的计算：c）维外核测仪表系统探测器位置处热中子利Y射线注量率以及探测器导管内辐射释热的确定：d）虽腔环缝和贯穿管追等的溺束辐射。8.6次解蔽和二次屏蔽密切相关，在确保安全的前提下应予以合理配置。8.7迷宣的设计，应使各类射线只有经过墙面（包括地板及顶）多次放射充分减弱后方可到达迷宫口处，应确保剂量率不超过该处的设计目标估。当宫口的剂量率超过设计标时，应在出口处设置防护门。迷宫的设计应方便设备的移动。8.8管道穿行及孔缝处理要求：
a）在屏蔽设计和工艺布置中，应特别登视贯穿件孔缝和驳入件对屏数体防护性能的局部削弱，并对可能存在大而积削弱的部位留有适当的裕肇：b）对可拆卸屏蔽体，防护门、人孔及设备安装的盖板等的设计，应避免有百通缝存在，避免与周固扇蔽体衡接处存在薄弱环节；为降低屏蔽体被局部削弱的影响，可采用增设局部屏敲体、管道在屏蔽体内拐弯穿行以及合理调整嵌入件和孔缝位置等措施；在人员工作位置处，如果任㎡的屏蔽体面积上，于孔缝造成的局部削弱在屏蔽体表面处d
造成的局部外照射剂量率的增加不超过1.作位暨处设计旦标的5倍，F面积不超过100cm2，则这样的削弱是允许的；
NB/T 201942012
在无人工作处，由于孔缝等造成的局部削弱的外照射剂量率可适当增加，但使邻近作人员接e)
受的附加外照射剂量率不应超过设计目标值的10%B. 9
事故1况下的屏蔽设计要求：
应按事故的可能进程分析确定放射性物质的迁移，尤其是涉及操作点和流体活度，从而确定相a)
应的剂量场；
应按事故规程确定各类事故情况下需要进行操作的物项，从而确定相应的紧要点和受照工作b)
评价事故工况下操作人员可能的受照剂量和确定必要的屏蔽手段：c
对于放射性物质排入安全壳或某建筑形成的辐射源，其直接照射或散射（包括天空反散射）的d)
影响应子以考虑，必要时设置附加屏殿体。附录A
（资料性附录）
设计过程实施策略
表A.1给出了设计工作各阶段的实施策略。表A.1设计过程实施策略
设计目标
设计阶段
个人剂量
方案设计
初步设计
技术设计
施[图设计
详细设计)
所有辐射工作
人员的平购值
更新前-阶段
的数值
工作人员平购
值最终确定
各类工作人员
的甘标值
集体剂品
设施总值
更薪前-阶段
的数值
出新前一阶段
的数值并决策
最终更新
优化过程
待宪成的
各方案优
缺点比较
选定方案
重要点位
的操作
按任务
辐射分区
初步分区
DST/RSTIAS
T评估
精帥核定
剂量率
B/T 20194-2012
个人和集体
不涉技
不涉及
初估计
各工作场所的
计算值
精确核定
根据数据库
估算EWV
参照相关运行
经验更新上WV
估算值
初步估算值
根拖运行和
维修规程
详细估算
NB/T 201942012
参考文献
[UJNUREG/CR-46S2
Concrete Component Aging and Its Significance Relative to Life Extensian ofNuclearPowerPlants,1986.
中华人民共和国
能源行业标准
压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则NB/T 20194—2012
原子能出版社出版
核工业标准化研究所发行
北京海淀区骚丁1号院
邮政编冯：100091
电话：01062863505
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不得翻印
2013年3万第1版
印数1—200
2013年3月第1次印刷
定价36.00元
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备案号：38384—2013
中华人民共和国能源行业标准
NB/T201942012
代替EJ/F317-1998
压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则Design criterion of radiation shield in the PWR nuclear power plant2012-10-19发布
国家能源局
2013-03-01实施
规范性引用文件
3术语和定义
4总则
5屏蔽设计依据
6辐射源及其分布计算依据
屏蔽体材料的选择
8屏蔽设计和计算
附录A（资料性附录）
设计过程实施策略
表A.1给出了设计工作各阶段的实施策略。表A，1设计过程实施策略
参考文献
NB/T20194-2012
NB/T20194—2012
本标准按照GB/T1.1-2009给出的规则起常。本标准代替EJ/T317-1998《压水堆核电」辐射屏蔽设让准则》，与EJ/T317-1998相比主要变化如下：一按照GB/1.1-2009的规定，对引用文件进行了更新和补充按照1AEA安全导则NS-G-1.13，并参考美国联邦法规10CFR20，增加了第3章“术语和定义\，并对之后的各章进行了相应调整：给出了“源项”、“接触剂量率”、“场剂量率”和“受照工作量”的定义；
将“4总则”中的术语“居民”修改为“公众”，“通量密度”修改为“注量率”；删除原标准3.1和3.2；增加了图1“屏蔽设计优化流程示例”：在“5屏蔽设计依据”中增加了对工作人员受照剂量的设计H标值的描述：对表1中的控制区分区进行了调整，增加了对间断工作区和限定作区年均工作量的要求；对严重非故情况下的屏蔽设计考虑不再引用GB18871-2002对晟大年剂限值的描述；对滤凝：1：内表面中子注量的考虑情况增加脚注作为资料性说明：-在“6辐射源及其分布计算依据”中，删除一废处理源项假设；根据HAF102对设计基准事故工况下，包壳与燃料之间间隙中的放射性释放的考虑进行了修改，对严熏事故期间从燃料释放的裂变产物份额假设进行了修改；在“8屏蔽设计和计算”中，增加“剂量率计算值以小丁该区场所剂量率上限口标值的50%为宜”的表述以包络计算中的不确定性：增加8.10“事故工况下的屏蔽设计要求”；-增如了附录A；
一增加了参考文献；
一其他一些文字表述和格式方面的修改。本标准由能源行业核电标准化技术委员会提山。本标准由核工业标准化研究所归口。本标准起草单位：中国核电1程有限公司。本标准主要起草人：华日、毛亚蔚、刘爷、米爱军、高槎玲、麻锦琳。FJ/T317于1988作首次发布，1998年第次修订。II
1范围
压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则本标准规定了压水堆核电厂辐射屏敲设计的基本要求。本标准适用于压水雄核电厂辐射屏蔽设计。2规范性引用文件
NB/T201942012
下列文件对丁本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件，仅注日期的版本适于本文件。凡是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。GB18871-2002电离辐射防护与辐射源安金基本标准GB/T13976一2008Ji水堆雄核电厂运行状态下的放射性源项3术语和定义
下列术语和定义适用于本文件。3.1
源项source term
对给定的辐射源所实际或可能放的辐射或放射性物质的一种述。在本标准中，源项包括以下三种类型：
设计源项（designsourceterm,DsT），用丁设计基准条件下屏设计的辐射源值；现实源项（realisticsourceterm,RST)，根据运行经验确定的在一定概率范周内运行状态下的辐射源包络值：
事故源项（accidentsaurce·terim,AST)，在各种潜在事故工况下的辐射源值接触剂量率contact dase rate（CDR）表面剂量率
距离辐射源或辐射贯穿位背任意表面可接近处的剂量率。3.3
场所剂量率fielddoserate（FDR）工作场所外照射剂量率，通常可以用距离辐射源或辐射贯穿位置任意表面30cm处的剂量率代表。3.4
受照工作量 exposed work volume （Ew）1
NB/T 201942012
辐射工作场所操作人员的人数与操作时间乘积的累计值，通常以人·时表示。4总则
4.1屏蔽设计应确保核电厂工作人员和公众所接受的外照射剂量低于相应的设计目标值：确保反应压力器等设备和材料的辐射损伤安全。4.2屏蔽设计的主要任务：
a）辐射源及分布计算，包括反应堆功率运行、停堆、吏换燃料和各种事故I.况下，计算堆本体中子和Y辐射源及注率分布，计算反应堆主，辅系统中放射性裂变产物、腐蚀产物以及各种核反应产物的活度及分布，计算存放和运输带有放射性物质的系统和设备辐射源及分布：b）最终确定核电厂厂内的辐射分区和人员的剂量设计目标值：c)
考虑潜在照射的影响，在设计基准事故和某些严重事故条件下，进行主控室利垃急设施的屏蔽设计，并分析可居留性利某些事故后紧要区域的可接近性；选定中子和丫射线减弱计算的方式及其相应的配套参数：选择屏蔽体材料、拟定布置方式、确定屏蔽体厚度；给出各种工况下放射性相关厂房，子项各典型部位的辐射场，为反应堆安全运行和检修，辐射f)
测以及设备和仪表的辐婚寿命设计提供依据：g)
与核电」“有关工艺系统设计，以及与通风，给排水和士建结构等多工种配合，全面落实各项设计要求。
4.3在确保安全、贯彻方便运行和检修人员操作的前提下，屏蔽设计应遵循尽量缩小体积、减轻查量利降低造价的原则，方案设计应进行优化比较。对有参考电厂的设计，优化的流程简示奶图1所示。设计工作是随方案设计，初步设计、技术设计和施工图设计各阶段逐步深入的，客阶段的工作实施参见附录A.
设计目标
基本设计
修改设计以满足设计目标
修改设计以实现辐射防护
最忧化
运行验
辐射化学数握库
个人剂童和集体
剂量的评价
设计的最优化审查
代价利分析
图1屏蔽优化设计流程示例
5屏蔽设计依据
NB/T 201942012
5.1避照GB18871一2002中4.3的规定，工作人员受照剂量的设计目标值不应大于规定的约束值并进行优化。在设计过程中，该值的确定与在辐射工作场所的受照工作量直接和关。5.2按照职业性工作人员年剂量和受照1作量的要求，核电厂厂内的辐射分区及在功率运行时各区屏蔽设计的外照射剂量率日标值如表1所示。在停堆卸料及故障维修时，可根据辐射源的变更情况和操作要求，对分区加以调。
表1屏蔽设计的外照射剂量率目标值名称
监督区
规工作区
间断工作区
控制区
限定下作区
高辐射区
特商辐射区
超辐射区
场所剂量率
≤100
每季T作少于50Uh
每周工作少于40h
每周工作少于4h，年均「作最小于10人时每用管理进入，年均工作岸小于1人时每周限制进入
禁止进入bzxz.net
禁止进入
5.3在设计基准事故情况下，应确保允许进入控制区并进行必要操作的工作人员中的任何个人在操作期间通过内、外照射途径所接受的有效剂量小丁等于50mSV。在超设计基准事故情况下，如果未发生堆芯熔化则也应如此控制。对给定的一些严重事故情景，在屏蔽设计上应适当考患。5.4控制堆本体等部件所受辐照满足所用材料的要求。5.5为限制核发热的影响，应保证屏蔽体性能的稳定和完整，对普通硅酸盐混凝土屏蔽体在满足如下条件时，一般不做进一步的校核；a）内表面中子注量率不人丁5×10°(cm2-s)1)：h）内表面的射线能注量率不人4x1otoMey/fcm2s)沿混凝：1屏体厚度方向最人温差小下100℃/m；d）边羿环境空气最高温度70℃。5.6为了限制热中子活化产物的辐射影响，对丁停堆后人员可能进入较长时间操作的部位，正常运行工况下其热中子注量率通常小于1×10/(cms)。6辐射源及其分布计算依据
6.1正常运行工况下的源强，应按额定热功率负荷因子和长期运行（相当于平衡循环末期）计算。6.2在堆芯辐射源强计算中，应考虑裂变中子和射线、裂变产物的蜕变射线、材料的俘获和活化了射线等。
6.3在反应堆主、辅冷却回路辐射源强及其分布计算中，应考患活化、衰变、燃料包壳破损及表面污染、腐蚀积累、净化、稀释、浓缩和冷停堆等素。典型的压水雕核电厂一回路冷却剂和三回路冷却剂中的活度数值可根据同类型反应堆的经验数值或经试验验证的程序进行计算。如将GB/T13976一2008附录D中的数值用于屏崴设计时，应乘以某个合堪的保守因了。
根据NRCNUREti/CR-4652[1]中给:山i的相关结论，当核电厂寿期内混凝士内表面中子注量大于1×10\n/cr\时，通混凝土的抗斥强度和弹性模望等会发生退化。3
NB/T 201942012
计算腐蚀产物放射性活度时，可根据同类型反应难的经验数值或经试验验证的程序让算的数值进行，由于计算模式的复杂性利可参数的局限性，通常只能计算稳态运行下的儿种核素，如\cr、34Mn、59Fe、58Co和60Co等主要核素，对于瞬态和冷停雄情况下的值释放以及管壁上的沉积，则需要依运行的实际测量值。
反应堆正常运行况下，计算一次冷却剂中裂变产物放射性活度时，可采用两种方法a）定堆内燃料包壳破损率长期保持0.25%，包壳破损的燃料元件裂变碎片的逃脱率系数可以采用表2的值：
表2包壳破损的燃料元件的裂变碎片逃脱率系数元素
Kr和Xe同位案
Br、Rb、1和iCs同位素
Mo、Tc和Ag同位案
Tc同位業
Sr和Ba同位素
Y、Zr、Nb、Ru，Rh、LaCe和Pr司位索b）采用相当于37GBq/l的1311当量的回路冷却剂裂变产物比活度。1311当量的让算公式如下：
逃脱率系数
6.5×10%g
1.3×10-g
1.0×10s-1
1.0×10-lg-1
1.6×10-12g-1
1311当量等下（131的量）加上（132量的1/30）加上（133的1/4）加上（134的1/50）加上（13$1量的1/10）6.4计算乏燃料的活度，可按平衡换料组件平均燃耗和比功率历史进行。6.5发生设计基准事故时的最人包络辐射源项按大LOCA考患，并假设事故发生在燃料循环周期的末尾。如果燃料元件能始终保持足够的冷却，包恶与燃料之间间隙中的放射性释放按如下原则考虑：包壳与燃料之间间隙中含有堆芯情性气体总量的5%、卤素的5%和碱金属的5%，在0.5h内企部释入安全范内：
一计算中应考虑安全壳内包括喷淋、吸附、衰变等各种减弱因素。6.6严重事故时，源项计算按照妇下原则考虑：源项分为两级，事敏期间从燃料中释放进入安全完的元素份额假设见表3。表3事故期间从燃料中驿释放进入安全壳的元素份额影
Kr、Xe
Cs、Rh
Te、Se、Sb
Sr、Ba
Ru、Rh、Pd、Mo、Tc、Cn
La、Zr、Nd、Eu、Nb、Pm、Pr、Sm、Y、Cm、AmCe. Np. Pu
-级源项（%）
二级源项（%）
当用来确定事故状态下设备的鉴定及规定人员接近设备的条伴，特别是确定厂内应急操作规码中需要邀循的条件，以及用于事故后取样系统设计、主控室和应急控制十心的可居研性分析时，应使川一级源项。
当用来确定仪表装的量程利实施最终规程的系统设计时，应使用二级源项。7屏蔽体材料的选择
NB/T 201942012
7.1堆本体和乏燃料运输容器的屏蔽体材料选择，应同时满足屏蔽中子利Y射线的功能要求。7.2在核电厂运行寿期内：屏蔽体材料应始终满足设计要求。7.3应选用性能稳定、无毒、无特殊气味、容易获得、运输方便和价格低廉的材料。8屏蔽设计和计算
8.1屏蔽设计在初步设计阶段，应完成整个核电厂源强及其分布的计算，选定各种屏蔽材料，完成堆本体等主要屏蔽的设计。在施工图设计阶段，应最后校核全部屏殿设计，并确定必要的施工安装技术要求。
8.2屏蔽设计剂量计算点，应按人员相对辐射源所处位置选取，其原则为：侧面源取距屏蔽墙表面30cm处：一上部源取距地板面上200cm处或可能的最高位；下部源取距地板面上60cm处：
对非均匀分布源，计算点应与源强为最人处相对应，8.3剂量率的计算应在参数和源的选取上考虑适当的保守性，剂量率计算值宜小丁该区场剂量率上限标值的50%。
8.4屏蔽计兑方法可根据不向设计对象，选用点核积分、离纵标以及蒙特卡浴等方法。计算中应配套使用评价过的参数，以保证计兑精度和保守性。8.5堆本体及其周围的屏计算，应着重考虑以下几个拘题：a）在燃料芯块、包壳、冷却剂、反射层、堆内结构部件和土屏蔽体内的辐射源分布和堆芯外的中子和射线注量率分布：
6）堆结构材料（包括压力窄器）辐照损伤的计算：c）维外核测仪表系统探测器位置处热中子利Y射线注量率以及探测器导管内辐射释热的确定：d）虽腔环缝和贯穿管追等的溺束辐射。8.6次解蔽和二次屏蔽密切相关，在确保安全的前提下应予以合理配置。8.7迷宣的设计，应使各类射线只有经过墙面（包括地板及顶）多次放射充分减弱后方可到达迷宫口处，应确保剂量率不超过该处的设计目标估。当宫口的剂量率超过设计标时，应在出口处设置防护门。迷宫的设计应方便设备的移动。8.8管道穿行及孔缝处理要求：
a）在屏蔽设计和工艺布置中，应特别登视贯穿件孔缝和驳入件对屏数体防护性能的局部削弱，并对可能存在大而积削弱的部位留有适当的裕肇：b）对可拆卸屏蔽体，防护门、人孔及设备安装的盖板等的设计，应避免有百通缝存在，避免与周固扇蔽体衡接处存在薄弱环节；为降低屏蔽体被局部削弱的影响，可采用增设局部屏敲体、管道在屏蔽体内拐弯穿行以及合理调整嵌入件和孔缝位置等措施；在人员工作位置处，如果任㎡的屏蔽体面积上，于孔缝造成的局部削弱在屏蔽体表面处d
造成的局部外照射剂量率的增加不超过1.作位暨处设计旦标的5倍，F面积不超过100cm2，则这样的削弱是允许的；
NB/T 201942012
在无人工作处，由于孔缝等造成的局部削弱的外照射剂量率可适当增加，但使邻近作人员接e)
受的附加外照射剂量率不应超过设计目标值的10%B. 9
事故1况下的屏蔽设计要求：
应按事故的可能进程分析确定放射性物质的迁移，尤其是涉及操作点和流体活度，从而确定相a)
应的剂量场；
应按事故规程确定各类事故情况下需要进行操作的物项，从而确定相应的紧要点和受照工作b)
评价事故工况下操作人员可能的受照剂量和确定必要的屏蔽手段：c
对于放射性物质排入安全壳或某建筑形成的辐射源，其直接照射或散射（包括天空反散射）的d)
影响应子以考虑，必要时设置附加屏殿体。附录A
（资料性附录）
设计过程实施策略
表A.1给出了设计工作各阶段的实施策略。表A.1设计过程实施策略
设计目标
设计阶段
个人剂量
方案设计
初步设计
技术设计
施[图设计
详细设计)
所有辐射工作
人员的平购值
更新前-阶段
的数值
工作人员平购
值最终确定
各类工作人员
的甘标值
集体剂品
设施总值
更薪前-阶段
的数值
出新前一阶段
的数值并决策
最终更新
优化过程
待宪成的
各方案优
缺点比较
选定方案
重要点位
的操作
按任务
辐射分区
初步分区
DST/RSTIAS
T评估
精帥核定
剂量率
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个人和集体
不涉技
不涉及
初估计
各工作场所的
计算值
精确核定
根据数据库
估算EWV
参照相关运行
经验更新上WV
估算值
初步估算值
根拖运行和
维修规程
详细估算
NB/T 201942012
参考文献
[UJNUREG/CR-46S2
Concrete Component Aging and Its Significance Relative to Life Extensian ofNuclearPowerPlants,1986.
中华人民共和国
能源行业标准
压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则NB/T 20194—2012
原子能出版社出版
核工业标准化研究所发行
北京海淀区骚丁1号院
邮政编冯：100091
电话：01062863505
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不得翻印
2013年3万第1版
印数1—200
2013年3月第1次印刷
定价36.00元
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