NB/T 20529-2018
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标准简介
NB/T 20529-2018.Radiation protection design criterion for pressurized water reactor nuclear
power plants.
1范围
NB/T 20529规定了压水堆核电厂辐射防护设计准则。
NB/T 20529适用于新建压水堆核电厂辐射防护设计。其他堆型核电厂可参照执行。
2术语和定义
下列术语和定义适用于本文件。
2.1职业照射occupational exposure
除了国家有关法规和标准所排除的照射以及根据国家有关法规和标准予以豁免的实践或源所产生的照射以外，工作人员在其工作过程中所受的所有照射。
2.2剂量限值dose limit
受控实践使个人所受到的有效剂量或当量剂量不得超过的值。
2.3剂量约束dose constraint
可能造成的个人剂量预先确定的一种限制， 它是源相关的,被用作对所考虑的源进行防护和安全最优化时的约束条件。对于职业照射，剂量约束是与源相关的个人剂量值，用于限制最优化过程中所考虑的方案范围。对于公众照射，剂量约束是公众成员从一个受控源的计划运行中接受的年剂量的上界。
2.4非居住区exclusion area
反应堆周围一定范围内的区域，该区域内不得有常住居民，由核电厂的营运单位对这一区域行使有效的控制，包括任何个人和财产从该区域撤离。公路、铁路、水路可以穿过该区域，但不得干扰核电厂的正常运行。事故情况下，可以做出适当和有效的安排，管制交通，以保证工作人员和居民的安全
在非居住区内，与核电厂运行无关的活动，只要不影响核电厂正常运行和危及居民健康与安全是允许的。
2.5规划限制区planning restricted area
由省级人民政府确认的与非居住区直接相邻的区域。规划限制区内应限制人口的机械增长，对该区域内的新建和扩建的项目应加以引导或限制，以考虑事故应急状态下采取适当防护措施的可能性。
power plants.
1范围
NB/T 20529规定了压水堆核电厂辐射防护设计准则。
NB/T 20529适用于新建压水堆核电厂辐射防护设计。其他堆型核电厂可参照执行。
2术语和定义
下列术语和定义适用于本文件。
2.1职业照射occupational exposure
除了国家有关法规和标准所排除的照射以及根据国家有关法规和标准予以豁免的实践或源所产生的照射以外，工作人员在其工作过程中所受的所有照射。
2.2剂量限值dose limit
受控实践使个人所受到的有效剂量或当量剂量不得超过的值。
2.3剂量约束dose constraint
可能造成的个人剂量预先确定的一种限制， 它是源相关的,被用作对所考虑的源进行防护和安全最优化时的约束条件。对于职业照射，剂量约束是与源相关的个人剂量值，用于限制最优化过程中所考虑的方案范围。对于公众照射，剂量约束是公众成员从一个受控源的计划运行中接受的年剂量的上界。
2.4非居住区exclusion area
反应堆周围一定范围内的区域，该区域内不得有常住居民，由核电厂的营运单位对这一区域行使有效的控制，包括任何个人和财产从该区域撤离。公路、铁路、水路可以穿过该区域，但不得干扰核电厂的正常运行。事故情况下，可以做出适当和有效的安排，管制交通，以保证工作人员和居民的安全
在非居住区内，与核电厂运行无关的活动，只要不影响核电厂正常运行和危及居民健康与安全是允许的。
2.5规划限制区planning restricted area
由省级人民政府确认的与非居住区直接相邻的区域。规划限制区内应限制人口的机械增长，对该区域内的新建和扩建的项目应加以引导或限制，以考虑事故应急状态下采取适当防护措施的可能性。
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标准内容
ICS27.120.20
中华人民共和国能源行业标准
NB/T20529—2018
压水堆核电厂辐射防护设计准则Radiation protection design criterion for pressurized water reactor nuclearpowerplants
2018-12-10发布
国家能源局
2019-04-01实施
1范围
2术语和定义
3设计目标：：
4辐射防护设计中的辐射源项
5运行状态下辐射防护设计
6事故工况的辐射防护设计
7辐射监测，
附录A（资料性附录）
设备材料钻杂质含量水平
NB/T20529—2018
NB/T20529—2018
本标准按照GB/T1.1一2009给出的规则起草。本标准由能源行业核电标准化技术委员会提出。本标准由核工业标准化研究所归口。本标准起草单位：上海核工程研究设计院有限公司、中国核动力研究设计院、中国核电工程有限公司、中广核工程有限公司。bZxz.net
本标准主要起草人：黎辉、付亚茹、梅其良、夏春梅、孙大威、丁谦学、邓理邻、米爱军、熊军、徐进财、李怀斌、钱磊。
1范围
压水堆核电厂辐射防护设计准则本标准规定了压水堆核电厂辐射防护设计准则。本标准适用于新建压水堆核电厂辐射防护设计。其他堆型核电厂可参照执行。2术语和定义
下列术语和定义适用于本文件。2.1
职业照射occupationalexposureNB/T20529—2018
除了国家有关法规和标准所排除的照射以及根据国家有关法规和标准予以豁免的实践或源所产生的照射以外，工作人员在其工作过程中所受的所有照射。2.2
剂量限值doselimit
受控实践使个人所受到的有效剂量或当量剂量不得超过的值。2.3
剂量约束doseconstraint
可能造成的个人剂量预先确定的一种限制，它是源相关的，被用作对所考虑的源进行防护和安全最优化时的约束条件。对于职业照射，剂量约束是与源相关的个人剂量值，用于限制最优化过程中所考虑的方案范围。对于公众照射，剂量约束是公众成员从一个受控源的计划运行中接受的年剂量的上界。2.4
非居住区exclusionarea
反应堆周围一定范围内的区域，该区域内不得有常住居民，由核电厂的营运单位对这一区域行使有效的控制，包括任何个人和财产从该区域撤离。公路、铁路、水路可以穿过该区域，但不得干扰核电厂的正常运行。事故情况下，可以做出适当和有效的安排，管制交通，以保证工作人员和居民的安全。在非居住区内，与核电厂运行无关的活动，只要不影响核电厂正常运行和危及居民健康与安全是允许的。2.5
规划限制区planningrestrictedarea由省级人民政府确认的与非居住区直接相邻的区域。规划限制区内应限制人口的机械增长，对该区域内的新建和扩建的项目应加以引导或限制，以考虑事故应急状态下采取适当防护措施的可能性。2.6
控制区controlledarea
在辐射工作场所划分的一种区域，在这种区域内要求或可能要求采取专门的防护手段和安全措施，以便在正常工作条件下控制正常照射或防止污染扩展，防止潜在照射或限制其程度。2.7
监督区supervisedarea
NB/T20529—2018
未被确定为控制区，通常不需要采取专门防护手段和安全措施但要不断检查其职业照射条件的任何区域。
正常运行normaloperation
核电厂在规定的运行限值和条件范围内的运行。2.9
预计运行事件anticipatedoperationaloccurrences在核电厂运行寿期内预计至少发生一次的偏离正常运行的各种运行过程：由于设计中已采取相应措施，这类事件不至于引起安全重要物项的严重损坏，也不至于导致事故工况。2.10
事故工况accidentconditions
比预计运行事件更严重的工况，包括设计基准事故和设计扩展工况。2.11
设计基准事故designbasisaccident导致核电厂事故工况的假设事故，这些事故的放射性物质释放在可接受限值以内，该核电厂是按确定的设计准则和保守的方法来设计的。注：设计基准事故包括稀有事故和极限事故两类。2.12
稀有事故infrequentaccidents
在核动力厂运行寿期内发生频率很低的事故（预计为10/堆年～10/堆年），这类事故可能导致少量燃料元件损坏，但单一的稀有事故不会导致反应堆冷却剂系统或安全壳屏障丧失功能，2.13
极限事故limitingaccidents
在核动力厂运行寿期内发生频率极低的事故（预计为10/堆年～10-/堆年），这类事故的后果包含了大量放射性物质释放的可能性，但单一的极限事故不会造成应对事故所需系统（包括应急堆芯冷却系统和安全壳）丧失功能。
设计扩展工况designextensionconditions不在设计基准事故考虑范围的事故工况，在设计过程中应该按最佳估算方法加以考虑，并且该事故工况的放射性物质释放在可接受限值以内。设计扩展工况包括没有造成堆芯明显损伤的工况和堆芯熔化（严重事故）工况。
严重事故severeaccidents
严重性超过设计基准事故并造成堆芯明显恶化的事故工况。3设计自标
3.1总体目标
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广任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值，且可合理达到的尽量低（ALARA）。同时，还应采取措施减轻任何事故的放射性后果。
3.2运行状态下职业照射剂量限值、剂量约束和设计目标值2
3.2.1职业照射剂量限值
应对任何工作人员的职业照射水平进行控制，使之不超过下述限值：a)
NB/T20529-—2018
由审管部门决定的连续5年的年平均有效剂量（但不可作任何追溯性平均），20mSv：任何一年中的有效剂量，50mSv；眼晶体的年当量剂量，150mSv：四肢（手和足）或皮肤的年当量剂量，500mSv。3.2.2职业照射剂量约束
职业照射工作人员的个人年剂量约束应不超过15mSv。3.2.3职业照射剂量设计目标值
为了保证设计将人员受照剂量降低到可合理达到的尽量低的水平，同时体现最佳实践，应当对职业照射设定个人剂量和集体剂量设计目标。个人剂量设计目标应为剂量限值的一个适当的份额，一般而言，集体剂量设计自标不超过1人·Sv/堆·年。3.3运行状态下公众的剂量限值、约束值及排放量控制值实践使公众中有关关键人群组的成员所受到的平均剂量估计值不应超过下述限值：3.3.1
年有效剂量，1mSv；
特殊情况下，如果5年连续年平均剂量不超过1mSv，则某一单一年份的有效剂量可提高到b）
眼晶体的年当量剂量，15mSv；
皮肤的年当量剂量，50mSv。
3.3.2任何核电厂址的所有反应堆向环境释放的放射性物质对公众中任何个人造成的有效剂量，每年应小于0.25mSv的剂量约束值。
3.3.3核电厂应按每堆实施放射性流出物年排放总量的控制，对于3000MW热功率的反应堆，其控制值见表1、表2：
核素或核素种类
情性气体
粒子（半衰期≥8天）
气载放射性流出物控制值
控制值
6×10lBq/a
2×101°Bq/a
5×101°Bq/a
7×10Bq/a
1.5×1013Bq/a
表2液态放射性流出物控制值
核素或核素种类
其余核素
控制值
7.5×101Bq/a
1.5×10\Bq/a
5x10l°Bq/a
3.3.4对于热功率大于或小于3000MW的反应堆，应根据其功率按照3.3.3的规定适当调整。3
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3.3.5对于同一堆型的多堆厂址，所有机组的年总排放量应控制在3.3.3的规定值的4倍以内。对于不同堆型的多堆厂址，所有机组的年总排放量控制值则由审管部门批准。3.3.6核电厂放射性排放量设计目标值不超过上述3.3.3、3.3.4和3.3.5的规定的年排放量控制值，并需遵循可合理达到的尽量低的原则。3.3.7，核电厂液态放射性流出物应采用槽式排放方式，需要确保液态放射性流出物排放是受控的，排放浓度和排放总量均不超过控制值，且浓度控制值应根据最佳可行技术，结合厂址条件和运行经验反馈进行优化，并报审管部门批准。3.3.8对于滨海厂址，槽式排放出口处的放射性流出物中除氛和℃外其他放射性核素浓度不应超过1000Bq/L；对于内陆厂址，槽式排放出口处的放射性流出物中除氙和℃外其他放射性核素浓度不应超过100Bq/L。
3.4事故工况下的辐射防护要求
3.4.1按可能导致环境危害程度和发生概率的大小，可将核电厂事故工况分为设计基准事故和设计扩展工况。
3.4.2核电厂事故工况下可采用设计基准事故来评价厂外公众的辐射影响，在设计中应采取针对性措施，使设计基准事故的潜在照射后果符合下列要求：a）在发生一次稀有事故时，非居住区边界上公众在事故后任何2h内以及规划限制区外边界上公众在整个事故持续时间（通常取30天）内可能受到的有效剂量应控制在5mSv以下，甲状腺当量剂量应控制在50mSv以下；
b）在发生一次极限事故时，非居住区边界上公众在事故后任何2h内以及规划限制区外边界上公众在整个事故持续时间（通常取30天）内可能受到的有效剂量应控制在0.1Sv以下，甲状腺当量剂量应控制在1Sv以下。
3.4.3在设计基准事故工况下，从事干预的工作人员所受到的辐射照射剂量不超过50mSv。3.4.4主要应急设施的防护设计应满足可居留性要求。主控制室等重要应急设施在设计基准事故工况下应满足的可居留性准则如下：在设定的持续应急响应期间内（一般为30天），工作人员接受的有效剂量不大于50mSv，甲状腺当量剂量不大于500mSv。3.4.5应急控制中心应考虑满足可居留性和可达性的要求，可居留性的评价不应局限于设计基准事故，对选定的严重事故的影响，在设定的持续应急响应期间内，工作人员接受的有效剂量不大于100mSv。3.5辐射防护最优化设计原则
要求将所有照射都保持在规定限值以内，并且在考虑了经济和社会因素之后可合理达到的尽量低应该采取辐射防护措施，将核电厂运行工况和事故工况期间引起的受照剂量降低到这样一个值，使得进一步增加设计、建造及运行费用与所获得的受照剂量下降相比已不值得。辐射防护最优化原则的应用，通常意味着从一系列防护措施中进行选择，如源项控制、屏蔽、远程操作和将辐射照射时间减至最短的手段等。为此，应确定可行的待选方案和比较适用的标准及相应的数值。最后，对这些方案进行评价、比较和选定。设计中应考虑减小辐射防护控制区中不同类型工作人员所接受到的职业照射剂量的差别，避免放射性工作区的恶劣工作条件。可能受到最大照射的工作人员包括维修、在役检查和辐射防护人员等。最优化的概念还应当用于避免或者减轻导致工作人员或者公众照射的核电厂事故后果的设计特性中。运行电厂的经验应被用于设计的更新和改进。辐射防护最优化应贯穿于核电厂寿期内的所有阶段，从设计、建造、运行直至退役。应采用系统的方法制定辐射防护大纲和放射性废物管理大纲，以保证最优化原则在核电厂的运行阶段中得到有效的实施。4
4辐射防护设计中的辐射源项
4.1设计基准源项
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设计基准源项主要用于核电厂屏蔽设计，也可用于辐射监测仪表量程确定、系统设计评价及设备辐照鉴定等。设计基准源项分析内容和原则如下：a）堆芯源项主要包括反应堆堆芯裂变产物和裂变产生的中子及射线。b）
设计基准反应堆冷却剂裂变产物源项应权衡各核素的产生量、半衰期、放射性强度及对人体影响的程度后确定。设计基准反应堆冷却剂裂变产物的活度浓度应根据一定的假设条件，通过机理模型计算得到，这些假设条件可包括燃料包壳破损率（典型值0.25%）和不同核素的逃脱率系数等；
反应堆冷却剂活化腐蚀产物源项的确定，可参考同类型参考电厂测量数据，根据电厂的实际设c）
计参数调整得到：
活化产物放射性源项，应根据电厂设计的实际情况，全面梳理电厂中可能存在重要影响的活化d)
产物，并进行相应的分析。对于除堆芯外的主回路系统设备屏蔽设计，应重点关注\N；核电厂各主要系统的设备源项分析应根据设备在系统中的功能及工艺流程确定合理、保守及详e)
细的计算条件及参数；
f）厂房气载放射性分析主要针对核电厂安全壳、辅助厂房、燃料操作区域及汽轮机厂房的自由容积开展，并确定气载放射性浓度的最大值。4.2正常运行排放源项
正常运行排放源项分析主要用于厂址选址及环境容量论证、环境影响评价、辐射监测方案确定等。压水堆核电厂正常运行排放源项分析涉及到的核素包括氛、14C、裂变产物和活化腐蚀产物等，分析原则如下：
a）确定冷却剂源项时，应结合电厂运行经验，给出需要考虑的核素种类，并确定合适的核素活度浓度：
对于氛和14c，可基于理论模型详细考虑其产生途径，分析得到主回路中氛和14c的产生量，b)
并结合电的运行经验，考虑一定的包络性，确定气、液态氙和4C的排放比例，分别给出气、液态的排放量：
c）对于除氛和14c外的其他核素，应详细评估气、液态流出物的产生来源、释放途径，并详细分析其净化处理过程，确定合理的分析参数。4.3停堆工况源项
在辐射防护设计中，停堆工况下需要考虑的辐射源项主要包括反应堆堆芯、乏燃料组件和相关组件源项、结构材料活化源项及沉积活化腐蚀产物源项。4.3.1反应堆堆芯、乏燃料组件及相关组件源项停堆后堆芯活性区及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中子和射线，是停堆后堆芯及乏燃料组件放射性的主要来源。其分析原则如下：a）停堆工况下反应堆堆芯源项计算时，应考虑堆芯中燃料组件的燃耗历史，并考虑一定包络性：b）乏燃料组件源项分析时，应保守考虑乏燃料组件的燃耗深度、堆内辐照时间、功率水平及停堆后的冷却时间。计算得到的乏燃料组件源项应能包络堆内和乏燃料水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且安全的。5
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对于相关组件，在堆内辐照期间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。计算时，应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。
4.3.2结构材料活化源项
在堆内辐照期间，燃料组件非活性区结构、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）结构材料典型的活化反应包括：54Fe（n,p）54Mn、55Mn（n,2n）54Mn、5\Mn（n,）56Mn、58Ni(np）58Co、3Co（n）6Co、50Cr（n,）3Cr、38Fe（n,）5%Fe、64Ni（n,）6Ni及109Ag(n,）10mAg：
b）每个部件的活化源项分析应基于具体材料成分以及受中子辐照历史。4.3.3活化腐蚀产物源项
停堆期间，沉积于一回路压力边界或流体管道内表面的活化腐蚀产物是核电厂集体剂量的主要来源，也是关键设备的屏蔽分析的主要依据。活化腐蚀产物沉积量受电厂运行状态影响较大，可根据实际电厂运行经验数据确定。应考虑停堆及氧化运行期间一回路冷却剂中腐蚀产物尖峰现象对系统设计的影响。4.4事故工况的辐射源项
用于厂外公众影响评价的设计基准事故，应按照事故发生频率，将其划分为稀有事故和极限事故两类，并选取具有代表性的、放射性后果为所属类型中最严重的事故开展相关的源项分析。主要包括的事故类型为反应堆冷却剂系统装量减少、一次侧热输出增加、反应堆冷却剂系统流量下降、反应性和功率分布异常及安全壳旁通等。
事故后屏蔽设计、设备鉴定及辐射分区应当选取具有代表性的事故源项。应评估系统、设备、管道内的源项及事故后气载放射性核素通过贯穿件及门等途径在各厂房中的迁移，同时应考虑放射性通过大气弥散途径进入厂房，并在各厂房间迁移。5运行状态下辐射防护设计
5.1源项控制
5.1.1裂变产物控制
在电厂正常运行时，反应堆冷却剂中主要的裂变产物来自于燃料棒包壳破损和燃料棒表面沾污铀的贡献。
针对主要可能导致燃料棒破损的燃料棒流致振动磨损、反应堆异物磨损及制造缺陷这三种影响因素，设计上应考虑减少磨损量从而减少燃料棒流致振动磨损：应通过采用防异物下管座及保护格架的结构设计减少进入燃料组件的异物数量，并加强质保控制（如包壳管制造、燃料棒焊接等关键环节控制）降低这些原因引起的包壳破损。在燃料组件和零部件生产过程中（尤其是在燃料棒装管、燃料零部件清洗及燃料组件最终清洗过程中）应严格按照工艺合格性鉴定过程中确定的规程进行操作，保证铀沾污量得到严格控制。5.1.2活化腐蚀产物控制
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活化腐蚀产物中应重点关注58Co、6Co、110mAg和124sb等核素，通过设计和运行管理上的考虑，可以有效地减少这些放射性核素。5.1.2.1材料选择
在设计上，应考虑材料的技术规范，以限制含钻材料的使用。故应在材料的技术规格书中规定应使用低腐蚀释放率、极低或无钻的材料，尽量限制钻基材料的使用，使钻的输入最小化。各结构部件材料中的钻含量选取示例参见附录A。通过材料选择控制8Co活度的能力相对于控制Co来说，受到了更多的限制，主要是因为大多数耐腐蚀材料均是镍基合金。但在设计中仍应进行一定的考虑，如采用锆合金取代因科镍（Inconel）作为燃料格架材料。
为了控制10mAg的量，在电厂材料选择时，应尽量控制含银垫片等的使用，同时应尽量减少控制棒的破损。
为了控制124Sb的量，电厂的主泵等泵体的轴承材料中，应不包含或尽量控制Sb元素的量，同时，对于使用次级源棒的电厂，应从设计上，尽量减少次级源棒的破损。5.1.2.2腐渣阱去除
流体停滞区、传热区、流体动量变化区、材料特性区和表面衔接区容易形成腐渣阱。由于腐渣阱会导致辐射热点，增加废物处理过程的难度，所以设备和管道设计要避免腐渣阱。如蒸汽发生器（SG）传热管内表面通过降低表面粗糙度减小腐渣沉积，从而降低辐射水平；稳压器可以通过结构设计，防止流体停滞区产生，去除腐渣阱。如不能避免腐渣阱，则应考虑区域去腐渣手段。5.1.2.3材料表面处理
设计中应尽量进行如下的表面处理考虑：a）机械抛光和电解抛光。机械抛光之后进行电解抛光，能够有效减少腐渣沉积，降低区域辐射水平：设计中应合理考虑对与反应堆冷却剂接触的表面进行机械抛光和电解抛光，降低表面粗糙度：
镀铬处理。镀铬处理能够有效阻止材料腐蚀。设计中可以考虑对部分重要部件进行表面镀铬处b）
理。如可以对反应堆堆内构件和控制棒驱动机构中部分重要的动作零件和结构性零件进行表面镀铬；
c）此外，焊缝处的表面处理应保证光滑、无孔、无裂缝、无类角。5.1.2.4化学控制
设计中可进行如下的化学控制考虑a）初始启动期间化学控制。因为腐蚀产物大部分是在电厂初始启动后几个月内释放，所以在电厂初始后启动期间，应进行化学控制。不锈钢在一回路环境下表面易生成富铬的钝化膜，对腐蚀有一定的阻碍作用，因此宜在装料之前进行至少儿个星期的加热预处理。启动期间首先应对冷却剂进行除氧并通入氢气，以使系统从酸性氧化性环境转变为酸性还原性环境。在此过程中，应维持系统充足的净化能力以去除残余的腐蚀产物，之后按pH控制方案进行硼稀释与加锂操作，以使系统达到碱性还原性环境：运行期间化学控制。电厂运行期间应维持pH值范围在6.9～7.4之间，这有利于提高腐渣的溶b）
解度，并应通过过滤净化降低核电厂辐射水平，进而有利于退役操作。同时，应维持一定的氢7
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浓度，将有利于抑制冷却剂的辐照分解，也帮助反应堆冷却剂建立起还原性环境，从而降低材料的腐蚀；
c）停堆期间化学控制。应考虑停堆期间通过化学控制去除沉积的活化腐蚀产物。在反应堆压力容器（RPV）顶盖打开前，应实施冷却剂氧化，以减轻释放到冷却剂的钻和镍增加对换料造成的影响。并应通过净化系统的过滤器、除盐床截留并除去部分腐蚀产物；d）设计中可考虑向一回路中加锌或采用富集硼技术以减少辐射源项。5.1.3结构材料活化源
降低该放射性源的主要原则和措施包括降低对应结构材料处的中子注量及材料选择（材料选择见5.1.2.1）。为降低对应结构材料处的中子注量，设计措施包括：a）应采用优化的堆芯燃料管理方案，从而有效降低从堆芯活性区泄漏出来的中子注量率水平；同时，应开展合理的一次屏蔽设计，降低周围设备间的中子注量率，以控制相关设备及结构部b)
件的活化水平；
另外，应通过合理可行的设计方案（如在堆腔辐射漏束途径上设置中子屏蔽材料）来减少堆腔c
辐射漏束泄漏的中子。
设计中应进行如下的考虑：
a）优化燃料棒的结构和燃料棒的制造质量，控制反应堆冷却剂的化学水平，以尽量避免燃料棒破损：
b）尽可能使用锆合金包壳代替不锈钢包壳：使用‘Li丰度大于等于99.9%的LiOH作为pH值控制剂；c
d）尽可能地隔离破损燃料棒，以避免污染乏燃料池；e）另外，在核电厂中应设置氙的取样测量系统，5.1.514c
减少反应堆冷却剂中氮的量，包括：很多采用联氨做pH值控制剂的电厂采用LiOH作为控制剂，化学和容积控制系统的容积控制箱等水箱中的覆盖气体尽量不采用氮气等。5.2厂房布置
在核电厂设计阶段应建立一个实体模型或计算机模型，用于厂房布置的分析和改进。厂房布置应保证所有出入电厂控制区的人员应通过控制区出入口，控制区出入口应提供足够的人员监测仪表和辐射防护辅助设施。核电厂设计还应考虑应急情况下工作人员撤离路线，确保工作人员安全撤离。
厂房布置应考虑减少设备维护时间，为维护人员提供合适的工作空间与环境。厂房布置应考虑在特定设备检查和维护时减少其他辐射源的影响。厂房设计应便于安装必要的临时屏蔽和遥控设备：针对不同辐射源及屏蔽要求，应合理布置永久屏蔽和临时屏蔽：潜在高放射性设备和低放射性设备、放射性管道和非放射性管道等应尽量分开布置：阀门布置在阀廊单，与主设备分隔屏蔽：放射性系统及设备的疏水排气应考虑直接接入疏水排气系统，减少放射性污染扩散风险：设计上降低正常运行期间需进入高辐射区域巡检的可能性：仪表装置、传送器和读数装置等应布置在远离辐射源的低辐射区；最大限度地减少使用嵌入式管道，尽可能将管道布置在易于接近的区域，如专用的管道线通道或管沟；源和工作人员正常可进入区域之间的贯穿件宜采用错位设置；各系统和设备的取样点宜布置在剂量尽量低的区域；应为检查和维修提供足够的空间，并应考虑8
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处理潜在设备污染所需的空间；潜在气载放射性区域应提供呼吸器等呼吸防护设施，需要吊装或拆除设备的区域应提供便利的工具等。5.3系统设计
5.3.1反应堆冷却剂系统
反应堆冷却剂系统的主要设计原则如下：a）系统设计应尽量减少需要在役检查的焊缝，需要检查的焊缝应具有良好的可达性；系统设计应保证在高辐射区使用的部件易于拆除。对那些在维护和检修时可能造成高剂量的部b）
件应进行充分的隔离；
将经常进行维护或手动操作的设备布置在剂量率较低的区域，以减少对工作人员的照射：布置应尽量减少在换料、维修和检查时的工作人员辐照剂量，在设计上应充分考虑提供专用工d)
系统设计中应尽量避免存在可能造成流体不流动和活化腐蚀产物沉积的死角；系统设计的卸压装置应具有高可靠性，能够避免反应堆冷却剂系统出现超压，不会导致放射性f)
物质向环境直接释放；
与反应堆冷却剂系统相连的系统应设置隔离装置，防止带有放射性的冷却剂流失；应进行合理的设计，以利于净化系统除去反应堆冷却剂中的放射性物质；应能提供泄漏监测手段，并设置合适的运行限值：系统设计应考虑在蒸汽发生器传热管泄漏时具有蒸汽隔离能力：系统应设有辐射监测手段，连续监测二次侧可能的放射性泄漏并及时进行报警，提醒操作员尽k）
快采取必要措施隔离泄漏源。
5.3.2蒸汽发生器排污系统
蒸汽发生器排污系统的主要设计原则如下：系统设计应考虑在蒸汽发生器传热管泄漏时具有排污隔离能力：a）
系统应设有辐射监测手段，连续监测可能的放射性并及时进行报警，提醒操作员尽快采取必要b）
措施隔离泄漏源。
5.3.3化学和容积控制系统
化学和容积控制系统的主要设计原则如下：a）系统设计应该保证为反应堆冷却剂系统提供合适的净化能力：b）对净化及下泄回路中的热交换器、树脂床、过滤器、孔板及相关管道和阀门等物项进行辐射屏蔽；
净化及下泄回路中的热交换器、树脂床、过滤器、孔板以及相关管道和阀门等物项应保证表面c)
光滑，避免能积聚放射性的弯角和凹坑，为盛装放射性液体的回路提供隔离、冲洗和疏水手段：d)
在合理可实施的情况下，用于制造净化及下泄回路部件的材料应选用不易辐照活化的材料；净化及下泄回路的布置应尽量减少正常运行、换料、维修和检查时的工作人员辐照剂量，在设e
计上应充分考虑提供专用工具的必要性：f）应将经常进行维护或手动操作的设备，布置在剂量率较低的区域，以减少对工作人员的照射。5.3.4乏燃料池冷却系统
乏燃料池冷却系统的主要设计原则如下：9
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中华人民共和国能源行业标准
NB/T20529—2018
压水堆核电厂辐射防护设计准则Radiation protection design criterion for pressurized water reactor nuclearpowerplants
2018-12-10发布
国家能源局
2019-04-01实施
1范围
2术语和定义
3设计目标：：
4辐射防护设计中的辐射源项
5运行状态下辐射防护设计
6事故工况的辐射防护设计
7辐射监测，
附录A（资料性附录）
设备材料钻杂质含量水平
NB/T20529—2018
NB/T20529—2018
本标准按照GB/T1.1一2009给出的规则起草。本标准由能源行业核电标准化技术委员会提出。本标准由核工业标准化研究所归口。本标准起草单位：上海核工程研究设计院有限公司、中国核动力研究设计院、中国核电工程有限公司、中广核工程有限公司。bZxz.net
本标准主要起草人：黎辉、付亚茹、梅其良、夏春梅、孙大威、丁谦学、邓理邻、米爱军、熊军、徐进财、李怀斌、钱磊。
1范围
压水堆核电厂辐射防护设计准则本标准规定了压水堆核电厂辐射防护设计准则。本标准适用于新建压水堆核电厂辐射防护设计。其他堆型核电厂可参照执行。2术语和定义
下列术语和定义适用于本文件。2.1
职业照射occupationalexposureNB/T20529—2018
除了国家有关法规和标准所排除的照射以及根据国家有关法规和标准予以豁免的实践或源所产生的照射以外，工作人员在其工作过程中所受的所有照射。2.2
剂量限值doselimit
受控实践使个人所受到的有效剂量或当量剂量不得超过的值。2.3
剂量约束doseconstraint
可能造成的个人剂量预先确定的一种限制，它是源相关的，被用作对所考虑的源进行防护和安全最优化时的约束条件。对于职业照射，剂量约束是与源相关的个人剂量值，用于限制最优化过程中所考虑的方案范围。对于公众照射，剂量约束是公众成员从一个受控源的计划运行中接受的年剂量的上界。2.4
非居住区exclusionarea
反应堆周围一定范围内的区域，该区域内不得有常住居民，由核电厂的营运单位对这一区域行使有效的控制，包括任何个人和财产从该区域撤离。公路、铁路、水路可以穿过该区域，但不得干扰核电厂的正常运行。事故情况下，可以做出适当和有效的安排，管制交通，以保证工作人员和居民的安全。在非居住区内，与核电厂运行无关的活动，只要不影响核电厂正常运行和危及居民健康与安全是允许的。2.5
规划限制区planningrestrictedarea由省级人民政府确认的与非居住区直接相邻的区域。规划限制区内应限制人口的机械增长，对该区域内的新建和扩建的项目应加以引导或限制，以考虑事故应急状态下采取适当防护措施的可能性。2.6
控制区controlledarea
在辐射工作场所划分的一种区域，在这种区域内要求或可能要求采取专门的防护手段和安全措施，以便在正常工作条件下控制正常照射或防止污染扩展，防止潜在照射或限制其程度。2.7
监督区supervisedarea
NB/T20529—2018
未被确定为控制区，通常不需要采取专门防护手段和安全措施但要不断检查其职业照射条件的任何区域。
正常运行normaloperation
核电厂在规定的运行限值和条件范围内的运行。2.9
预计运行事件anticipatedoperationaloccurrences在核电厂运行寿期内预计至少发生一次的偏离正常运行的各种运行过程：由于设计中已采取相应措施，这类事件不至于引起安全重要物项的严重损坏，也不至于导致事故工况。2.10
事故工况accidentconditions
比预计运行事件更严重的工况，包括设计基准事故和设计扩展工况。2.11
设计基准事故designbasisaccident导致核电厂事故工况的假设事故，这些事故的放射性物质释放在可接受限值以内，该核电厂是按确定的设计准则和保守的方法来设计的。注：设计基准事故包括稀有事故和极限事故两类。2.12
稀有事故infrequentaccidents
在核动力厂运行寿期内发生频率很低的事故（预计为10/堆年～10/堆年），这类事故可能导致少量燃料元件损坏，但单一的稀有事故不会导致反应堆冷却剂系统或安全壳屏障丧失功能，2.13
极限事故limitingaccidents
在核动力厂运行寿期内发生频率极低的事故（预计为10/堆年～10-/堆年），这类事故的后果包含了大量放射性物质释放的可能性，但单一的极限事故不会造成应对事故所需系统（包括应急堆芯冷却系统和安全壳）丧失功能。
设计扩展工况designextensionconditions不在设计基准事故考虑范围的事故工况，在设计过程中应该按最佳估算方法加以考虑，并且该事故工况的放射性物质释放在可接受限值以内。设计扩展工况包括没有造成堆芯明显损伤的工况和堆芯熔化（严重事故）工况。
严重事故severeaccidents
严重性超过设计基准事故并造成堆芯明显恶化的事故工况。3设计自标
3.1总体目标
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广任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值，且可合理达到的尽量低（ALARA）。同时，还应采取措施减轻任何事故的放射性后果。
3.2运行状态下职业照射剂量限值、剂量约束和设计目标值2
3.2.1职业照射剂量限值
应对任何工作人员的职业照射水平进行控制，使之不超过下述限值：a)
NB/T20529-—2018
由审管部门决定的连续5年的年平均有效剂量（但不可作任何追溯性平均），20mSv：任何一年中的有效剂量，50mSv；眼晶体的年当量剂量，150mSv：四肢（手和足）或皮肤的年当量剂量，500mSv。3.2.2职业照射剂量约束
职业照射工作人员的个人年剂量约束应不超过15mSv。3.2.3职业照射剂量设计目标值
为了保证设计将人员受照剂量降低到可合理达到的尽量低的水平，同时体现最佳实践，应当对职业照射设定个人剂量和集体剂量设计目标。个人剂量设计目标应为剂量限值的一个适当的份额，一般而言，集体剂量设计自标不超过1人·Sv/堆·年。3.3运行状态下公众的剂量限值、约束值及排放量控制值实践使公众中有关关键人群组的成员所受到的平均剂量估计值不应超过下述限值：3.3.1
年有效剂量，1mSv；
特殊情况下，如果5年连续年平均剂量不超过1mSv，则某一单一年份的有效剂量可提高到b）
眼晶体的年当量剂量，15mSv；
皮肤的年当量剂量，50mSv。
3.3.2任何核电厂址的所有反应堆向环境释放的放射性物质对公众中任何个人造成的有效剂量，每年应小于0.25mSv的剂量约束值。
3.3.3核电厂应按每堆实施放射性流出物年排放总量的控制，对于3000MW热功率的反应堆，其控制值见表1、表2：
核素或核素种类
情性气体
粒子（半衰期≥8天）
气载放射性流出物控制值
控制值
6×10lBq/a
2×101°Bq/a
5×101°Bq/a
7×10Bq/a
1.5×1013Bq/a
表2液态放射性流出物控制值
核素或核素种类
其余核素
控制值
7.5×101Bq/a
1.5×10\Bq/a
5x10l°Bq/a
3.3.4对于热功率大于或小于3000MW的反应堆，应根据其功率按照3.3.3的规定适当调整。3
NB/T20529—2018
3.3.5对于同一堆型的多堆厂址，所有机组的年总排放量应控制在3.3.3的规定值的4倍以内。对于不同堆型的多堆厂址，所有机组的年总排放量控制值则由审管部门批准。3.3.6核电厂放射性排放量设计目标值不超过上述3.3.3、3.3.4和3.3.5的规定的年排放量控制值，并需遵循可合理达到的尽量低的原则。3.3.7，核电厂液态放射性流出物应采用槽式排放方式，需要确保液态放射性流出物排放是受控的，排放浓度和排放总量均不超过控制值，且浓度控制值应根据最佳可行技术，结合厂址条件和运行经验反馈进行优化，并报审管部门批准。3.3.8对于滨海厂址，槽式排放出口处的放射性流出物中除氛和℃外其他放射性核素浓度不应超过1000Bq/L；对于内陆厂址，槽式排放出口处的放射性流出物中除氙和℃外其他放射性核素浓度不应超过100Bq/L。
3.4事故工况下的辐射防护要求
3.4.1按可能导致环境危害程度和发生概率的大小，可将核电厂事故工况分为设计基准事故和设计扩展工况。
3.4.2核电厂事故工况下可采用设计基准事故来评价厂外公众的辐射影响，在设计中应采取针对性措施，使设计基准事故的潜在照射后果符合下列要求：a）在发生一次稀有事故时，非居住区边界上公众在事故后任何2h内以及规划限制区外边界上公众在整个事故持续时间（通常取30天）内可能受到的有效剂量应控制在5mSv以下，甲状腺当量剂量应控制在50mSv以下；
b）在发生一次极限事故时，非居住区边界上公众在事故后任何2h内以及规划限制区外边界上公众在整个事故持续时间（通常取30天）内可能受到的有效剂量应控制在0.1Sv以下，甲状腺当量剂量应控制在1Sv以下。
3.4.3在设计基准事故工况下，从事干预的工作人员所受到的辐射照射剂量不超过50mSv。3.4.4主要应急设施的防护设计应满足可居留性要求。主控制室等重要应急设施在设计基准事故工况下应满足的可居留性准则如下：在设定的持续应急响应期间内（一般为30天），工作人员接受的有效剂量不大于50mSv，甲状腺当量剂量不大于500mSv。3.4.5应急控制中心应考虑满足可居留性和可达性的要求，可居留性的评价不应局限于设计基准事故，对选定的严重事故的影响，在设定的持续应急响应期间内，工作人员接受的有效剂量不大于100mSv。3.5辐射防护最优化设计原则
要求将所有照射都保持在规定限值以内，并且在考虑了经济和社会因素之后可合理达到的尽量低应该采取辐射防护措施，将核电厂运行工况和事故工况期间引起的受照剂量降低到这样一个值，使得进一步增加设计、建造及运行费用与所获得的受照剂量下降相比已不值得。辐射防护最优化原则的应用，通常意味着从一系列防护措施中进行选择，如源项控制、屏蔽、远程操作和将辐射照射时间减至最短的手段等。为此，应确定可行的待选方案和比较适用的标准及相应的数值。最后，对这些方案进行评价、比较和选定。设计中应考虑减小辐射防护控制区中不同类型工作人员所接受到的职业照射剂量的差别，避免放射性工作区的恶劣工作条件。可能受到最大照射的工作人员包括维修、在役检查和辐射防护人员等。最优化的概念还应当用于避免或者减轻导致工作人员或者公众照射的核电厂事故后果的设计特性中。运行电厂的经验应被用于设计的更新和改进。辐射防护最优化应贯穿于核电厂寿期内的所有阶段，从设计、建造、运行直至退役。应采用系统的方法制定辐射防护大纲和放射性废物管理大纲，以保证最优化原则在核电厂的运行阶段中得到有效的实施。4
4辐射防护设计中的辐射源项
4.1设计基准源项
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设计基准源项主要用于核电厂屏蔽设计，也可用于辐射监测仪表量程确定、系统设计评价及设备辐照鉴定等。设计基准源项分析内容和原则如下：a）堆芯源项主要包括反应堆堆芯裂变产物和裂变产生的中子及射线。b）
设计基准反应堆冷却剂裂变产物源项应权衡各核素的产生量、半衰期、放射性强度及对人体影响的程度后确定。设计基准反应堆冷却剂裂变产物的活度浓度应根据一定的假设条件，通过机理模型计算得到，这些假设条件可包括燃料包壳破损率（典型值0.25%）和不同核素的逃脱率系数等；
反应堆冷却剂活化腐蚀产物源项的确定，可参考同类型参考电厂测量数据，根据电厂的实际设c）
计参数调整得到：
活化产物放射性源项，应根据电厂设计的实际情况，全面梳理电厂中可能存在重要影响的活化d)
产物，并进行相应的分析。对于除堆芯外的主回路系统设备屏蔽设计，应重点关注\N；核电厂各主要系统的设备源项分析应根据设备在系统中的功能及工艺流程确定合理、保守及详e)
细的计算条件及参数；
f）厂房气载放射性分析主要针对核电厂安全壳、辅助厂房、燃料操作区域及汽轮机厂房的自由容积开展，并确定气载放射性浓度的最大值。4.2正常运行排放源项
正常运行排放源项分析主要用于厂址选址及环境容量论证、环境影响评价、辐射监测方案确定等。压水堆核电厂正常运行排放源项分析涉及到的核素包括氛、14C、裂变产物和活化腐蚀产物等，分析原则如下：
a）确定冷却剂源项时，应结合电厂运行经验，给出需要考虑的核素种类，并确定合适的核素活度浓度：
对于氛和14c，可基于理论模型详细考虑其产生途径，分析得到主回路中氛和14c的产生量，b)
并结合电的运行经验，考虑一定的包络性，确定气、液态氙和4C的排放比例，分别给出气、液态的排放量：
c）对于除氛和14c外的其他核素，应详细评估气、液态流出物的产生来源、释放途径，并详细分析其净化处理过程，确定合理的分析参数。4.3停堆工况源项
在辐射防护设计中，停堆工况下需要考虑的辐射源项主要包括反应堆堆芯、乏燃料组件和相关组件源项、结构材料活化源项及沉积活化腐蚀产物源项。4.3.1反应堆堆芯、乏燃料组件及相关组件源项停堆后堆芯活性区及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中子和射线，是停堆后堆芯及乏燃料组件放射性的主要来源。其分析原则如下：a）停堆工况下反应堆堆芯源项计算时，应考虑堆芯中燃料组件的燃耗历史，并考虑一定包络性：b）乏燃料组件源项分析时，应保守考虑乏燃料组件的燃耗深度、堆内辐照时间、功率水平及停堆后的冷却时间。计算得到的乏燃料组件源项应能包络堆内和乏燃料水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且安全的。5
NB/T20529—2018
对于相关组件，在堆内辐照期间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。计算时，应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。
4.3.2结构材料活化源项
在堆内辐照期间，燃料组件非活性区结构、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）结构材料典型的活化反应包括：54Fe（n,p）54Mn、55Mn（n,2n）54Mn、5\Mn（n,）56Mn、58Ni(np）58Co、3Co（n）6Co、50Cr（n,）3Cr、38Fe（n,）5%Fe、64Ni（n,）6Ni及109Ag(n,）10mAg：
b）每个部件的活化源项分析应基于具体材料成分以及受中子辐照历史。4.3.3活化腐蚀产物源项
停堆期间，沉积于一回路压力边界或流体管道内表面的活化腐蚀产物是核电厂集体剂量的主要来源，也是关键设备的屏蔽分析的主要依据。活化腐蚀产物沉积量受电厂运行状态影响较大，可根据实际电厂运行经验数据确定。应考虑停堆及氧化运行期间一回路冷却剂中腐蚀产物尖峰现象对系统设计的影响。4.4事故工况的辐射源项
用于厂外公众影响评价的设计基准事故，应按照事故发生频率，将其划分为稀有事故和极限事故两类，并选取具有代表性的、放射性后果为所属类型中最严重的事故开展相关的源项分析。主要包括的事故类型为反应堆冷却剂系统装量减少、一次侧热输出增加、反应堆冷却剂系统流量下降、反应性和功率分布异常及安全壳旁通等。
事故后屏蔽设计、设备鉴定及辐射分区应当选取具有代表性的事故源项。应评估系统、设备、管道内的源项及事故后气载放射性核素通过贯穿件及门等途径在各厂房中的迁移，同时应考虑放射性通过大气弥散途径进入厂房，并在各厂房间迁移。5运行状态下辐射防护设计
5.1源项控制
5.1.1裂变产物控制
在电厂正常运行时，反应堆冷却剂中主要的裂变产物来自于燃料棒包壳破损和燃料棒表面沾污铀的贡献。
针对主要可能导致燃料棒破损的燃料棒流致振动磨损、反应堆异物磨损及制造缺陷这三种影响因素，设计上应考虑减少磨损量从而减少燃料棒流致振动磨损：应通过采用防异物下管座及保护格架的结构设计减少进入燃料组件的异物数量，并加强质保控制（如包壳管制造、燃料棒焊接等关键环节控制）降低这些原因引起的包壳破损。在燃料组件和零部件生产过程中（尤其是在燃料棒装管、燃料零部件清洗及燃料组件最终清洗过程中）应严格按照工艺合格性鉴定过程中确定的规程进行操作，保证铀沾污量得到严格控制。5.1.2活化腐蚀产物控制
NB/T20529—2018
活化腐蚀产物中应重点关注58Co、6Co、110mAg和124sb等核素，通过设计和运行管理上的考虑，可以有效地减少这些放射性核素。5.1.2.1材料选择
在设计上，应考虑材料的技术规范，以限制含钻材料的使用。故应在材料的技术规格书中规定应使用低腐蚀释放率、极低或无钻的材料，尽量限制钻基材料的使用，使钻的输入最小化。各结构部件材料中的钻含量选取示例参见附录A。通过材料选择控制8Co活度的能力相对于控制Co来说，受到了更多的限制，主要是因为大多数耐腐蚀材料均是镍基合金。但在设计中仍应进行一定的考虑，如采用锆合金取代因科镍（Inconel）作为燃料格架材料。
为了控制10mAg的量，在电厂材料选择时，应尽量控制含银垫片等的使用，同时应尽量减少控制棒的破损。
为了控制124Sb的量，电厂的主泵等泵体的轴承材料中，应不包含或尽量控制Sb元素的量，同时，对于使用次级源棒的电厂，应从设计上，尽量减少次级源棒的破损。5.1.2.2腐渣阱去除
流体停滞区、传热区、流体动量变化区、材料特性区和表面衔接区容易形成腐渣阱。由于腐渣阱会导致辐射热点，增加废物处理过程的难度，所以设备和管道设计要避免腐渣阱。如蒸汽发生器（SG）传热管内表面通过降低表面粗糙度减小腐渣沉积，从而降低辐射水平；稳压器可以通过结构设计，防止流体停滞区产生，去除腐渣阱。如不能避免腐渣阱，则应考虑区域去腐渣手段。5.1.2.3材料表面处理
设计中应尽量进行如下的表面处理考虑：a）机械抛光和电解抛光。机械抛光之后进行电解抛光，能够有效减少腐渣沉积，降低区域辐射水平：设计中应合理考虑对与反应堆冷却剂接触的表面进行机械抛光和电解抛光，降低表面粗糙度：
镀铬处理。镀铬处理能够有效阻止材料腐蚀。设计中可以考虑对部分重要部件进行表面镀铬处b）
理。如可以对反应堆堆内构件和控制棒驱动机构中部分重要的动作零件和结构性零件进行表面镀铬；
c）此外，焊缝处的表面处理应保证光滑、无孔、无裂缝、无类角。5.1.2.4化学控制
设计中可进行如下的化学控制考虑a）初始启动期间化学控制。因为腐蚀产物大部分是在电厂初始启动后几个月内释放，所以在电厂初始后启动期间，应进行化学控制。不锈钢在一回路环境下表面易生成富铬的钝化膜，对腐蚀有一定的阻碍作用，因此宜在装料之前进行至少儿个星期的加热预处理。启动期间首先应对冷却剂进行除氧并通入氢气，以使系统从酸性氧化性环境转变为酸性还原性环境。在此过程中，应维持系统充足的净化能力以去除残余的腐蚀产物，之后按pH控制方案进行硼稀释与加锂操作，以使系统达到碱性还原性环境：运行期间化学控制。电厂运行期间应维持pH值范围在6.9～7.4之间，这有利于提高腐渣的溶b）
解度，并应通过过滤净化降低核电厂辐射水平，进而有利于退役操作。同时，应维持一定的氢7
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浓度，将有利于抑制冷却剂的辐照分解，也帮助反应堆冷却剂建立起还原性环境，从而降低材料的腐蚀；
c）停堆期间化学控制。应考虑停堆期间通过化学控制去除沉积的活化腐蚀产物。在反应堆压力容器（RPV）顶盖打开前，应实施冷却剂氧化，以减轻释放到冷却剂的钻和镍增加对换料造成的影响。并应通过净化系统的过滤器、除盐床截留并除去部分腐蚀产物；d）设计中可考虑向一回路中加锌或采用富集硼技术以减少辐射源项。5.1.3结构材料活化源
降低该放射性源的主要原则和措施包括降低对应结构材料处的中子注量及材料选择（材料选择见5.1.2.1）。为降低对应结构材料处的中子注量，设计措施包括：a）应采用优化的堆芯燃料管理方案，从而有效降低从堆芯活性区泄漏出来的中子注量率水平；同时，应开展合理的一次屏蔽设计，降低周围设备间的中子注量率，以控制相关设备及结构部b)
件的活化水平；
另外，应通过合理可行的设计方案（如在堆腔辐射漏束途径上设置中子屏蔽材料）来减少堆腔c
辐射漏束泄漏的中子。
设计中应进行如下的考虑：
a）优化燃料棒的结构和燃料棒的制造质量，控制反应堆冷却剂的化学水平，以尽量避免燃料棒破损：
b）尽可能使用锆合金包壳代替不锈钢包壳：使用‘Li丰度大于等于99.9%的LiOH作为pH值控制剂；c
d）尽可能地隔离破损燃料棒，以避免污染乏燃料池；e）另外，在核电厂中应设置氙的取样测量系统，5.1.514c
减少反应堆冷却剂中氮的量，包括：很多采用联氨做pH值控制剂的电厂采用LiOH作为控制剂，化学和容积控制系统的容积控制箱等水箱中的覆盖气体尽量不采用氮气等。5.2厂房布置
在核电厂设计阶段应建立一个实体模型或计算机模型，用于厂房布置的分析和改进。厂房布置应保证所有出入电厂控制区的人员应通过控制区出入口，控制区出入口应提供足够的人员监测仪表和辐射防护辅助设施。核电厂设计还应考虑应急情况下工作人员撤离路线，确保工作人员安全撤离。
厂房布置应考虑减少设备维护时间，为维护人员提供合适的工作空间与环境。厂房布置应考虑在特定设备检查和维护时减少其他辐射源的影响。厂房设计应便于安装必要的临时屏蔽和遥控设备：针对不同辐射源及屏蔽要求，应合理布置永久屏蔽和临时屏蔽：潜在高放射性设备和低放射性设备、放射性管道和非放射性管道等应尽量分开布置：阀门布置在阀廊单，与主设备分隔屏蔽：放射性系统及设备的疏水排气应考虑直接接入疏水排气系统，减少放射性污染扩散风险：设计上降低正常运行期间需进入高辐射区域巡检的可能性：仪表装置、传送器和读数装置等应布置在远离辐射源的低辐射区；最大限度地减少使用嵌入式管道，尽可能将管道布置在易于接近的区域，如专用的管道线通道或管沟；源和工作人员正常可进入区域之间的贯穿件宜采用错位设置；各系统和设备的取样点宜布置在剂量尽量低的区域；应为检查和维修提供足够的空间，并应考虑8
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处理潜在设备污染所需的空间；潜在气载放射性区域应提供呼吸器等呼吸防护设施，需要吊装或拆除设备的区域应提供便利的工具等。5.3系统设计
5.3.1反应堆冷却剂系统
反应堆冷却剂系统的主要设计原则如下：a）系统设计应尽量减少需要在役检查的焊缝，需要检查的焊缝应具有良好的可达性；系统设计应保证在高辐射区使用的部件易于拆除。对那些在维护和检修时可能造成高剂量的部b）
件应进行充分的隔离；
将经常进行维护或手动操作的设备布置在剂量率较低的区域，以减少对工作人员的照射：布置应尽量减少在换料、维修和检查时的工作人员辐照剂量，在设计上应充分考虑提供专用工d)
系统设计中应尽量避免存在可能造成流体不流动和活化腐蚀产物沉积的死角；系统设计的卸压装置应具有高可靠性，能够避免反应堆冷却剂系统出现超压，不会导致放射性f)
物质向环境直接释放；
与反应堆冷却剂系统相连的系统应设置隔离装置，防止带有放射性的冷却剂流失；应进行合理的设计，以利于净化系统除去反应堆冷却剂中的放射性物质；应能提供泄漏监测手段，并设置合适的运行限值：系统设计应考虑在蒸汽发生器传热管泄漏时具有蒸汽隔离能力：系统应设有辐射监测手段，连续监测二次侧可能的放射性泄漏并及时进行报警，提醒操作员尽k）
快采取必要措施隔离泄漏源。
5.3.2蒸汽发生器排污系统
蒸汽发生器排污系统的主要设计原则如下：系统设计应考虑在蒸汽发生器传热管泄漏时具有排污隔离能力：a）
系统应设有辐射监测手段，连续监测可能的放射性并及时进行报警，提醒操作员尽快采取必要b）
措施隔离泄漏源。
5.3.3化学和容积控制系统
化学和容积控制系统的主要设计原则如下：a）系统设计应该保证为反应堆冷却剂系统提供合适的净化能力：b）对净化及下泄回路中的热交换器、树脂床、过滤器、孔板及相关管道和阀门等物项进行辐射屏蔽；
净化及下泄回路中的热交换器、树脂床、过滤器、孔板以及相关管道和阀门等物项应保证表面c)
光滑，避免能积聚放射性的弯角和凹坑，为盛装放射性液体的回路提供隔离、冲洗和疏水手段：d)
在合理可实施的情况下，用于制造净化及下泄回路部件的材料应选用不易辐照活化的材料；净化及下泄回路的布置应尽量减少正常运行、换料、维修和检查时的工作人员辐照剂量，在设e
计上应充分考虑提供专用工具的必要性：f）应将经常进行维护或手动操作的设备，布置在剂量率较低的区域，以减少对工作人员的照射。5.3.4乏燃料池冷却系统
乏燃料池冷却系统的主要设计原则如下：9
小提示：此标准内容仅展示完整标准里的部分截取内容，若需要完整标准请到上方自行免费下载完整标准文档。