GB T 13976-2008 压水堆核电厂运行状态下的放射性源项.pdf

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1、ICS 2712010F 72 a亘中华人民共和国国家标准GBT 1 3976-2008代替GBT 13976-1992压水堆核电厂运行状态下的放射性源项Radioactive source term of PWR nuclear power plant for operational states2008-07-02发布 2009040 1实施宰瞀粥紫瓣警糌瞥星发布中国国家标准化管理委员会及111GBT 13976-2008目 次前言I1范围“12规范性引用文件“13术语和定义”14计算主要流体内放射性核素比活度的方法。25流出物放射性核素源项3附录A(规范性附录)参考核电厂主要设计参数4附

2、录B(规范性附录)参考核电厂系统流程及核素去除途径5附录c(规范性附录)放射性核素分类6附录D(规范性附录)参考核电厂主要流体内放射性核素比活度7附录E(规范性附录) 核电厂调整因子计算公式一9附录F(规范性附录)核电厂确定调整因子的参数值lo附录G(资料性附录)气态流出物源项11附录H(资料性附录)液态流出物源项-15附录I(资料性附录)氚的释放率22附录J(资料性附录)碳一14的释放率23刖 昌GBT 13976-2008本标准参考了美国核协会制定的美国国家标准ANSIANS-181：1984、美国核管会的技术文件NUREG-0017：1985以及IAEA的TRS No421。本标准代替G

3、BT 13976-1992压水堆核电厂运行工况下的放射性源项。本标准与GBT 139761992相比主要变化如下：标准名称改为压水堆核电厂运行状态下的放射性源项；删除了原术语“32活化气体、313放射性物质释放率”；增加了“正常运行”、“预计运行事件”、“水活化产物”的术语和定义；原“31运行工况”改为“31运行状态”，对部分术语的定义进行了修改删除了直流式蒸汽发生器的相关内容；修改了源项计算中主要设计数据、主要流体内核素比活度数据、调整因子的参数值和未经处理的洗涤废液放射性物质向环境的释放率数据增加了碳一14的源项。本标准的附录A、附录B、附录C、附录D、附录E、附录F为规范性附录，附录G、

4、附录H、附录I和附录J为资料性附录。本标准由中国核工业集团公司提出。本标准由全国核能标准化技术委员会归口。本标准起草单位：上海核工程研究设计院。本标准主要起草人：梅其良、何忠良、邓理邻。本标准所代替标准的历次版本发布情况为：GBT 139761992。1范围压水堆核电厂运行状态下的放射性源项GBT 13976-2008本标准规定了压水堆核电厂运行状态下一次冷却剂、蒸汽发生器炉水和蒸汽内放射性核素比话度的确定方法及液态流出物和气态流出物源项的确定方法。本标准计算的源项适用于评价通过液态和气态流出物释放到环境中去的放射性核素的年平均排放量。本标准采用的数据是基于使用锆包壳二氧化铀燃料的压水堆核电厂

5、。本标准仅适用于采用U型管式蒸汽发生器的压水堆核电厂。2规范性引用文件下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单(不包括勘误的内容)或修订版均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。EJT 421三十万千瓦压水堆核电厂核级高效碘吸附器3术语和定义下列术语和定义适用于本标准。31运行状态operational states符合正常运行和预计运行事件定义的那些工况。32正常运行normal operation核电厂在规定的运行限值和条件范围内的运行。33预计

6、运行事件 anticipated operational occurrences设备失效、操作人员失误和管理失误等多方面原因导致的计划外的放射性物质释放，但并没有达到事故程度的后果。34化学废液chemical waste那些去污剂、再生剂或其他化学试剂含量较高的液体。这种废液主要来自去污系统、树脂再生废水和实验室废水。35干净废液clean waste那些含氚、无氧、低电导率的液体。它们主要来自一次冷却剂系统设备的泄漏水和排放水以及某些阀和泵密封的泄漏水。这些水通常经过处理后作为一次冷却剂的补给水予以复用。36洗涤废液detergent waste含有洗涤剂、肥皂或类似有机物质的液体。这种液

7、体主要来自洗衣水、人员淋浴水以及那些放射性水平不高的设备的去污废液。GBT 13976-200837脏废液dirty waste地面疏水floor drains那些无氚、含氧、高电导率的非一次冷却剂水质的液体。它们来自厂房污水收集坑、地面疏水和取样站疏水。这种液体不用作一次冷却剂的补给水。38气态流出物gaseous effluent已处理过的含有放射性物质的废气，这些放射性物质是由于核电厂运行而产生的。39液态流出物liquid effluent已处理过的含有放射性物质的废液，这些放射性物质是由于核电厂运行而产生的。310分配系数partition coefficient当液体和气体之间处在

8、平衡态时，某一核素在气相内的浓度与液相内的浓度之比。311分配因子partition factor当液体和气体之间处在平衡态时，某一核素在气相内的量与在气相和液相内的总量的比值。312放射性卤素radioactive halogens氟、氯、溴、碘的放射性同位素(其中碘的放射性同位素是剂量计算中的关键性同位素)。313放射性情性气体radioactive noble gases氦、氖、氩、氪、氙和氡的放射性同位素(其中氪和氙的放射性同位素是剂量计算中的关键性同位素)。314水活化产物water activation products水中的”0通过”O(n，p)“N反应形成的”N。315源项so

9、urce term在核电厂运行状态下向环境排放的放射性物质数量的年平均计算值。316蒸汽发生器排污水steam generator blowdown为了保持适当的水化学性质而从蒸汽发生器排出的炉水。317汽轮机厂房地面疏水turbine building floor drains高电导率低比活度的疏排水，主要来源于二次系统的泄漏、蒸汽疏水器的排水，取样系统排水及维修排水。4计算主要流体内放射性核素比活度的方法41计算前提411 由参考核电厂运行状态下放射性核素源项推算所考虑的核电厂运行状态下放射性核素的源项。参考核电厂的主要设计参数见附录A。412所考虑的核电厂其系统流程及核素去除途径与参考核

10、电厂一致。参考核电厂的系统流程及核2GBT 13976-2008素去除途径见附录B。413为便于调整放射性核素比活度，将核电厂主要流体内存在的放射性核素分成六类，见附录c。414参考核电厂主要流体内存在的放射性核素比活度见附录D。42所考虑的核电厂各主要流体内放射性核素比活度的确定421 如果所考虑的核电厂主要设计参数与参考核电厂的标称值一致，则所考虑的核电厂主要流体内的放射性核素比活度见附录D。422如果所考虑的核电厂的任何主要设计参数(例如反应堆热功率、冷却剂流量或冷却剂质量等)不等于在附录A列举的标称值时，需将参考核电厂各主要流体内的放射性核素比活度进行调整。423用调整因子进行相应的调

11、整计算。调整因子的计算以式(1)为基础： c一志式中：c放射性核素比活度；s系统内放射性核素产生率(由本系统产生的或由其他系统流人的)；m流体的质量；放射性核素的衰变常数；卢一在系统内由于除盐、过滤、泄漏等原因(不包括放射性核素的衰变作用)而导致的放射性核素的总去除率。424所考虑的核电厂主要流体内的放射性核素比活度等于参考核电厂各主要流体内的放射性核素比活度乘以调整因子。425调整因子的计算公式见附录E，公式中所用到的参数及其取值见附录F。5流出物放射性核素源项51 气态流出物放射性核素源项参见附录G。52液态流出物放射性核素源项参见附录H。53氚通过液态流出物和气态流出物排向环境的释放率参

12、见附录I。54碳一14通过液态流出物和气态流出物向环境的释放率参见附录J。GBT 13976-2008附录A(规范性附录)参考核电厂主要设计参数参考核电厂主要设计参数见表A1。表A1 参考核电厂主要设计参数参 数 符号 单位 标称值 最大 最小热功率 P MW 3 400 3 800 3 ooo蒸汽流量 FS th 680X103 771103 590x103一次冷却剂系统内水的质量 wP 249102 272102 227102所有蒸汽发生器内水的总质量 wS 204102 227x102 181102反应堆下泄流量(净化) FD th 168101 1_9l101 145101反应堆下泄流

13、量(硼控所需年平均值) FB th 227xlo一1 454xlo一1 113101蒸汽发生器排污水流量(总计) FBD th 340101 454X101 227101蒸汽发生器排污水中的放射性核素不再返回二NBD ioo 1oo o90次系统的份额通过净化系统阳离子除盐器的流量 FA th 168 340 ooo流过冷凝液除盐器的流量与蒸汽总流量之比 NC Ob o01 ooo从净化系统流往废气系统的惰性气体总量与由一次冷却剂系统送往净化系统(不包括硼回收系 y O ooI ooo统)的惰性气体总量之比8表中所列的标称值为这样的系统的设计标称值：系统中未设置冷凝液除盐器，但设置有蒸汽发生器

14、排污水除盐器，蒸汽发生器排污水经除盐器处理后返回到主冷凝器。对于铯和铷，该标称值为o9。b该标称值只适用于不使用冷凝液除盐器的核电厂。对于使用全流量冷凝液除盐的u型管式蒸汽发生器，NC的取值为NC-10。对于采用在蒸汽冷凝前抽取蒸汽用于预热补给水的u型管式蒸汽发生器的压水堆，其蒸汽抽取量的标称份额为蒸汽总流量的35。这股旁通蒸汽未经冷凝液除盐器的处理。由于核索具有优先进人湿气分离器再热器排水和优先从高压缸随被抽取的蒸汽一起抽走的特性，因此，对于这种在主冷凝器前抽取蒸汽的系统，各类核素不经冷凝液除盐处理的旁通份额分别为：碘：80；铯、铷：90“；其余核素：90。即各类核素Nc的取值分别为：碘：0

15、2；铯、铷：01；其余核素：01。4附录B(规范性附录)参考核电厂系统流程及核素去除途径参考核电厂系统流程及核素去除途径见图B1。泄磊GBT 13976-2008注：流程图中各符号中的定义见表A1和表F1。图B1 参考核电厂流程图及核素去除途径5GBT 13976-2008放射性核素分类见表C1。附录C(规范性附录)放射性核素分类表C1放射性核素分类类 别 核 素第一类 惰性气体第二类 卤紊第三类 铯、铷第四类 水活化产物(氮16)第五类 氚、碳一14第六类 其他核索注1：此核素分类只适用于本标准。注2：此核素分类中，第一至第五类核素是根据它们在运行状态中或者具有大致相同的化学和物理特性，或者

16、在系统内具有大致相同的滞留和去除行为予以组合的。将上述五类不易包含的核素统统放在第六类核素中。6附录D(规范性附录)参考核电厂主要流体内放射性核素比活度参考核电厂主要流体内放射性核素比活度见表D1。GBlr 13976m2008表D1 参考核电厂主要流体内核素比活度 单位为MBqkg二次冷却剂核 素 一次冷却剂炉水 蒸汽。第1类核素(惰性气体)Ki85m 5920 0 1258106Kr-85 1591101 0 3293105Kr_87 5550 0 1110106KI-88 1036101 0 2183X106Xe-13lm 2701101 0 555010 6Xe-133m 2590 O

17、 555010 7Xe_133 9620101 0 1998105Xe-135m 4810 O 9990107XPl35 3145X101 0 666010-6Xe_137 1258 O 2637107Xe_138 4440 O 9250107第2类棱素(卤素)Br-84 0592 2775106 277510 8卜131 1665 6660105 6660X10叫卜132 7770 1147104 1147106I一133 5180l ol 1776104 177610 6I 134 1258101 8880105 888010 7卜135 9620 2442104 2442106第3类核素

18、(铯、铷)Rb88 7030 196110-5 9620108Cs一134 2627101 1221105 629010 8C争136 32】9102 】_480X106 7400X109Cs-137 3478101 1628105 8140108第4类核紊(水活化产物)N16 1480103 370010一 370010-6第5类核素(氚)H一3 3700101 3700102 3700102第6类核素(其他核素)Na 24 1739 555010-5 27751077GBT 13976-2008表D1(续) 单位为MBqkg二次冷却剂5核 素 一次冷却剂炉水。 蒸汽6Cr-51 11471

19、01 4810106 2331108Mn 54 5920102 2405105 122110-8Fe_55 4440102 1813106 9250109F59 1110102 4440107 2257109Co-58 170210 1 7030106 3478108Co-60 1961102 814010 7 4070109Zn_65 1887102 7770107 3700109Sr_89 5180103 210910 7 1073109Sr_90 4400104 181310一8 92501011St-91 355210 2 1036106 5180109Y-91m 1 70210-2

20、1184107 59201010Y一91 192410一 777010 9 40701011Y一93 1554101 4440105 2257108Zr 95 1443102 5920107 2923109Nbu95 1036102 4070107 2109109MO一99 2368101 925010-6 4440X108Tc-99m 1739101 407010 6 210910 8R小103 2775101 114710呐 5920108Ru-106 3330 136910一 6660107Arllom 4810102 1961X106 9990109Te_129m 7030103 28

21、86107 1443109Te_129 8880X10叫 8140106 4070X10-8Te_131m 555010 2 199810一。 9990lO一9Te_131 2849101 1073106 5550109Te-132 629010 2 244210 6 1221X108Ba一140 4810101 192410-5 9620108La-140 925010 1 3441X10 3 1702107Ce_14l 5550103 2257107 1147109Ce_143 103610叫 3700106 188710-8Ce_144 144310_1 5920106 3034109W

22、-187 9250102 3219X105 1628108Np-239 814010 2 3108106 1554X1088进入下泄管路的一次冷却剂放射性核索比活度。b根据一次侧向二次侧的泄漏率为39X104 kgs的计算值。蒸汽发生器内炉水的放射性核素比活度。d离开蒸汽发生器的蒸汽内放射性核素比活度。8附录E(规范性附录)核电厂调整因子计算公式核电厂调整因子计算公式见表E1。表E1 核电厂调整因子计算公式8GBT 13976-2008二次冷却剂元素类别 一次冷却剂()。炉 水 蒸 汽1 兰：里!墨!盟 鲁，lW尸P。(R1+)2 1：里!坠盟 (r2+)川2 坠WS(+)，“-即P(Rz+)

23、3 ：旦!墨!盟 W(+) (n+) 川WPP。(R。+)WS。 WS。4 10WS WS5WS。-(+)，6 1：里!墨!型 (+) ” 可可可i干万，6WPP。(Re+)a式中各参量的物理意义参见附录A和附录F，其中脚码n为参考核电厂的标称值。b为用于计算一次冷却剂比活度的调整因子，在二次冷却剂比活度调整计算中也将用到它。为核素的衰变常数，1h。d在蒸汽发生器内惰性气体很快从水中析出，因此炉水内气体放射性物质的含量程低可以忽略不计。蒸汽内惰性气体比活度近似等于一次侧往蒸汽发生器内的泄漏率与蒸汽流量的比值。这些惰性气体随主冷凝器排气释放出去。氚的比活度与下列因素有关：1)核电厂内氚化水的总量

24、；2)氚的产生率，包括一次冷却剂的活化氚的产生率及燃料中氚的泄漏率；3)氚化水参与再循环的份额或从核电厂排放的数量；表D1列举的氚的比活度是具有中等水平氚化水再循环情况下的典型值。GBT 13976-2008附录F(规范性附录)核电厂确定调整因子的参数值核电厂确定调整因子的参数值见表F1。表F1 核电厂确定调整因子的参数值核 素 类 型符号 说 明 单位1 2 3 4 5 6阳离子除盐器对核素的去A O 0 o9 0 0 o9除份额净化除盐器对核素的去除NBO o99 05 0 0 O98份额R 去除率一一次冷却剂5 h一 9olO一 67lO一2 37lO一2 0 6610一2蒸汽发生器内蒸

25、汽比活度NS 1o10一2 5o10一3 1o 5olO一3与炉水比活度之比冷凝液除盐器对核素的去NX oo o9 o5 oo oo o9除份额去除率一二次冷却剂。 h_1 17lO 1 15xlo叫 17lo一1FL 一次侧向二次侧的泄漏率 kgs 39lO一4 3910一 39lO一4 3910 39lO一4 39lO-48该项是有效去除项，即包括了淀积等机制的去除作用，对钼和腐蚀产物等核素淀积的去除作用是相当可观的。6当核电厂的设计参数不等于表A1列举的标称值时，用下式计算R。的数值：对于第1类核素：R。=FB+(FDw-PFB)Y对于第2、3、6类核素R，。=FD。NB+(1 N雾手F

26、B+FAA。氚的比活度与下列因素有关：1)核电厂内氚化水的总量；2)氚的产生率，包括一次冷却剂的活化氚的产生率及燃料中氚的泄漏率；3)氘化水参与再循环的份额或从核电厂排出的数量。表D1列举的氚的比括度是具有中等氘化水再循环情况下的典型值。o在蒸汽发生器内惰性气体很快从炉水中析出并随着蒸汽离开蒸汽发生器，因此炉水内放射性气体的含量很低，可以忽略不计。蒸汽内情性气体比活度近似等于一次侧往二次侧的惰性气体泄漏率与蒸汽总流量的比值。这些惰性气体随主冷凝器排气释放出去。当核电厂的设计参数不等于附录A表A1列举的标称值时，用下式计算的数值；对于第2、3、6粪核素：rz。=FBDNBD+等藩FsNcNx2水

27、的活化物在一次冷却剂内的化学和物理特性变化不定，难以确定。除盐器对它们几乎没有去除作用。其比活度由它们本身的衰变决定。10GBT 13976-2008附录G(资料性附录)气态流出物源项G1核电厂气态流出物中含有放射性惰性气体、放射性碘同位素、其他放射性微粒、氚、氩一41和碳一14等。G2气态流出物中所含放射性核素主要来源于：a)废气处理系统；b)蒸汽发生器排污系统；c) 主冷凝器抽气器排气；d)安全壳净化排气；e)辅助厂房、汽轮机厂房以及乏燃料贮存区的通风排气；f)二次系统泄漏的蒸汽；g)蒸汽的大气排放时排出的蒸汽或进行低功率物理实验时排放的蒸汽；h)e)条内没有包括的厂房的通风排气。注1：g

28、)和h)两种来源的气载放射性物质的含量较低，惰性气体年排放时小于37 GBq8；对于L131小于37 MBqa。在气载放射性物质源项计算中，排放量低于上述量级的来源均可以忽略。注2：气载放射性物质排放量的计算模型中，应考虑核电厂运行状态下一次冷却剂的连续脱气和因核电厂冷停堆除气排往废气处理系统的废气，还应考虑蒸汽发生器排污水处理系统排气中含有的碘。G3厂房通风系统排出的放射碘同位素G31 厂房通风系统排出碘的化学形式及各厂房排出碘所占比例见表G1。表G1 厂房排风中排出碘的化学形式及其所占比例碘的化学形式 安全壳 辅助厂房 汽轮机厂房 燃料贮存厂房微粒碘 o09 o04 oOl元素碘 o21

29、o21 o78 017HOI o21 o22 o57有机碘 o49 o53 o258尚无测量到其他类型碘的相关数据。G32在厂房通风系统排气中碘的释放率与一次冷却剂中1-131的比活度有关。为便于比较，用归一化的释放率表示通过厂房通风排放出去的碘。表G2给出了各主要放射性厂房通风系统未经处理的排风中平均1-131归一化释放率。G4从厂房通风系统排风中排出的未经处理的放射性微粒的释放率见表G3。GBT 139762008表G2厂房通风系统未经处理的排风中平均1-131归一化释放率“5单位为(GBqa)(MBqkg)工 况 安全壳 辅助厂房。 汽轮机厂房a功率运行期间 8o10 072f 3810

30、3换料维修停堆期间 O32 259 421028归一化的1-131释放率是每单位一次冷却剂1-131释放率(GBqa)(MBqkg)。o在各种工况下归一化的释放率是放射性核素H31的有效泄漏率。它是厂房内一次冷却剂的泄漏率及碘在泄漏水和气相中分配的组合效果。对于汽轮机厂房，在确定其有效泄漏率时，必须考虑在蒸汽发生器内从水央带至蒸汽内的I=131。将表中给出的归一化释放率乘以核电厂一次冷却剂的b131比活度(MBqkg)，即为该核电厂通过辅助厂房通风系统的实际释放率(GBqa)。o将表中给出的归一化释放率乘以蒸汽发生器炉水中I 131的比活度(MBqkg)，再乘以附录F中的蒸汽发生器内碘的分配系

31、数NS，即为汽轮机厂房通风系统的实际释放率(GBqa)。该释放率是指每天泄漏的一次冷却剂内1-131总活度的百分数，它是厂房内一次冷却剂泄漏率与碘在泄漏水和测量的气体内分配的组合。为了得到功率运行期间反应堆厂房通风系统1-131的释放率(GBqa)，将表中给出的归化释放率乘以该核电厂一次冷却剂内1-131比活度(MBqkg)，并根据该核电厂安全壳通风系统采取的具体净化方法，得到安全壳通风系统的实际释放率。1包括来自乏燃料水池区通风的贡献。表G3从厂房通风系统排风中排出的未经处理的放射性微粒的释放率“。单位为GBqa核 素 安全壳 辅助厂房 燃料贮存池区 废气系统Cr_51 3404101 11

32、84102 6660X103 518010 4Mm54 1961101 288610-3 1110102 7770105Co-57 330410 2 NAb NA6 NAbC0-58 9250X101 7030102 7770101 321910一Co-60 9620102 1887102 3034101 5180X104Fe-59 9990102 1850X10 3 NAb 6660X10“Sr-89 481010-I 2775102 7770102 1628105Sr-90 192410叫 1073102 2960Xi02 629010 4Zr-95 NAo 370010 2 133210

33、一 177610一Nb_95 6660X102 11i0102 8880X102 1369104Ru-103 5920102 8510104 1406X103 1184104Ru-106 NA5 2220X10一 2553103 999010一，Sb-125 NAb 1443X10一 2109103 NAoCs_134 9250102 1998102 6290102 122110 3Cs一136 1184101 1776103 NAo 196110一C5-137 2035Xi0-I 2664102 9990i02 2849103Ba-140 NA 1480102 NA6 8510104Ce_1

34、41 4810102 9620X10一 1628X105 8140X1058表列数据为运行的核电厂的典型测量值。b NA在该厂房的通风排风中，未检测到该核素。假定该核素在总排放量中所占的份额小于1“。由表G3得出，各个厂房通风系统排出的放射性微粒占排出微粒总量的份额分别为：安全壳占63；辅助厂房占5；乏燃料贮存水池占31“；废气处理系统小于1。GBT 13976-2008G5厂房通风系统排放的放射性情性气体G51 一次冷却剂系统内惰性气体每天以总量的3的速率泄漏到安全壳空气中，并依此计算通过安全壳通风系统排向环境的放射性惰性气体释放率。G52辅助系统厂房内一次冷却剂的总泄漏率为8410 kgs

35、，所漏出冷却剂中的惰性气体全部进入厂房空气。G53汽轮机厂房内蒸汽的泄漏率为214lOkgs，所漏出蒸汽中所含气体全部进入厂房空气中。G6安全壳通风排放的氩一41对于每台机组，氩一41的平均释放率为1258 TBqa(34 Cia)。在安全壳通风或净化排风时，这些氩一41全部释放到大气中。G7安全壳通风频率和空气净化G71 为了换料和维修，假设核电厂每年至少有两次冷停堆，因而安全壳每年至少有两次净化排风。G72对于在运行期间利用装备的小直径通风管(直径小于02 m)连续通风净化的核电厂，除考虑每年两次冷停堆的空气净化排放外，还应考虑在核电厂运行状态下，小风量连续排风的贡献。G73对于运行期间不

36、进行小风量净化的核电厂，按每年通风净化22次的频率确定安全壳的净化排风量。G74凡配备有内循环和通风净化系统的核电厂，应考虑该系统对排风中所含碘的去除作用。在对安全壳空气净化处理前，安全壳内循环净化系统对安全壳内的空气预先进行净化处理。内循环净化系统的流量取核电厂具体设计值。除非另有说明，否则认为在安全壳净化排风前，内循环净化系统已工作了16 h，并假定放射性气载物质只与安全壳自由容积内70的空气混合(混合效率为70)。G8活性炭吸附器对碘的去除效率及高效微粒空气过滤器对微粒的去除效率G81 高效微粒空气过滤器对微粒的去除效率为99(去污因子为100)。G82 凡参照行业标准EJT 421要求

37、设计的活性炭吸附器，对所有形式的碘的去除效率列在表G4中。表G4活性炭吸附器对碘的去除效率对放射性碘的去除效率活性炭床深o05 m(2 in)：用于安全壳内部的空气过滤系统 90O05 m(2 in)：用于安全壳外部的空气过滤系统，相对湿度为70 700102 m(4 in)：用于安全壳外部的空气过滤系统，相对湿度为70 900150 m(6 in)：用于安全壳外部的空气过滤系统，相对湿度为70 99G9括性炭延迟系统活性炭延迟系统滞留时间计算见式(G1)：T一68710。dKF式中：T活性炭吸收的滞留时间，d；K动力学吸收系数，cm3g；M活性炭吸收体的质量，t；F系统流量，m3rain。1

38、3GBT 13976-2008表G5给出动力学吸收系数K的数值。表G5动力学吸收系数K 单位为cm3g运行温度25 运行温度25 运行温度25 运行温度一178核素露点72 露点一178 露点-40 露点一289Kr 185 25 70 105Xe 330 440 1 160 2 410G10主冷凝器抽气中的放射性碘的释放率G101在主冷凝器抽气器排放的未经处理的排气中放射性碘的归一化释放率为17(TBqa)(MBqkg)。G102该归一化释放率是放射性碘的有效释放率。它是流往主冷凝器的蒸汽流量、碘在主冷凝器和抽气器排气间的分配、蒸汽发生器内二次侧水与蒸汽之间碘的分配的综合效应。将归一化释放率

39、乘以二次冷却剂内碘同位素的比活度(MBqkg)再乘以表F1中给出的硖的分配系数(Ns)，即为通过主冷凝器抽气器排气排放的放射性碘的实际释放率。G11 蒸汽发生器排污系统扩容箱排气中放射性碘的释放率考虑蒸汽发生器排污系统扩容箱排气中放射性碘的释放率按两种情况考虑：a)若核电厂排污扩容箱的排风是经扩容箱排风冷却器冷却后排放的，或者是通过主冷凝器抽气器排放的，则可不考虑通过排污扩容箱排风排放的放射性碘核素，即认为扩容箱中碘的分配因子为零；b)如果扩容箱的排气直接排人大气，在扩容箱内碘的分配因子为005。G12废气处理系统的输入流量应按系统的设计容量确定废气处理系统流向废气储存箱的输人流量。如果没有现

40、成的数据，可采用下列数据作初步计算：a)对于废气处理系统中不采用氢复合器的核电厂，对每座反应堆，从废气处理系统流向废气储存箱的输入流量为02 m3h(STP)；b)对于废气处理系统中采用氢复合器的核电厂，对每座反应堆，从废气处理系统流向废气箱储存箱的输人流量为0035 m3h(STP)。附录H(资料性附录)液态流出物源项GBT 13976-2008H1核电厂液态流出物中含有放射性碘同位素、铯和铷，其他放射性微粒、氚和碳-14。H2在估计核电厂运行状态下液态流出物中的放射性核素排放量时，应考虑下列主要来源：a)为了保持核电厂水的平衡或为了控制核电厂内氚的积累，在硼回收系统工艺过程中形成的已处理过

41、的废液；b)从脏废液或各种废液系统排放的已处理过的废液；c)从蒸汽发生器排污处理系统排放的已处理过的废液；d)从化学废液或者从冷凝液除盐器再生系统排放的已处理过的废液；e)从汽轮机厂房地面疏水以及污水坑的排放废液；f)厂内洗涤液。H3运行核电厂各股待处理废液的日平均输入流量和预计比活度见表H1。表H1 核电厂待处理废液日平均输入流量及预计比活度待处理废液日平均输人流量(甜d)。采用u型管式蒸汽发生器，排污水经处理后再循环至二次冷却剂系统的核电厂 采用排污处理系统，处理后来 源 液体不再循环 相对活度6采用带超声波 采用不带超声树脂清洗器的 波树脂清洗器 采用粉末式冷到冷凝器或二深床冷凝液除 的

42、深床冷凝液 凝液除盐器 次冷却剂系统的核电厂盐器 除盐器a)一次冷却剂泵密0076 0076 0076 0076 01封泄漏水一次冷却剂b)一次冷却剂的泄系统(安全 漏包括除a)项 0038 0038 0038 0038 167。外的各种泄漏途壳内) 径c)一次冷却剂设备19 19 19 19 0001疏排水a)一次冷却剂系统030 030 030 030 10设备排放水b)乏燃料池管道疏265 265 265 265 0001一次冷却剂排水系统(安全壳外) c)一次冷却剂取样 076 076 076 076 005系统排放水d)辅助厂房地板076 076 076 076 01疏水GBT 13

43、976-2008表H1(续)待处理废液Et平均输入流量(m3d)采用u型管式蒸汽发生器，排污水经处理后再循环至二次冷却剂系统的核电厂 采用排污处理系统，处理后来 源 液体不再循环 相对活度-采用带超声波 采用不带超声树脂清洗器的 波树脂清洗器 采用粉末式冷 到冷凝器或二深床冷凝液除 的深床玲凝液 凝液除盐器 次冷却剂系统的核电厂盐器 除盐器a)二次冷却剂取样53 53 53 53 10一t系统排放水b)冷凝液除盐器树114 454 108脂的输送溶液c)冷凝液除盐器再根据再生频度32 129 及再生水体积生溶液 计算d)超声波树脂清洗568 2X106二次冷却剂器溶液系统e)冷凝液粉除盐器 3

44、07 2106反洗水f)蒸汽发生器排 按设计流程 取设计值污水 计算g)汽轮机厂房地面按主蒸汽比活273 273 273 273 度乘相应的分疏水 配系数而得a)厂内洗衣设备 11 11 11 11b)热淋浴排水 可忽略 可忽略 可忽略 可忽略洗涤和去污c)洗手池排水 076 076 076 076系统d)设备和墙面去污015 015 015 015清洗水总 计 1124 996 719 3998本表所给出的流量和比括度为测量的典型值，废液输入量及其比活度变化很大，在计算液体源项时t表中数据可供参考。b为便于比较和计算，应以一次冷却剂的比活度为单位表示各股废液的放射性水平，相对活度是把废液的比活度表示成一次冷却剂比活度的份额或倍数。c因为泄漏水中约有40的水立即闪蒸，使泄漏水的比活度提高，因而倍数大于1。o为计算通过该项排放的放射性物质量，可利用表H3