標準解讀
《GB/T 13976-2008 壓水堆核電廠運行狀態(tài)下的放射性源項》與前一版《GB/T 13976-1992 壓水堆核電廠運行工況下的放射性源項》相比,主要在以下幾個方面進行了更新和調整:
-
適用范圍的明確與擴展:2008版標準對壓水堆核電廠運行狀態(tài)下放射性源項的定義和分類進行了更詳細的闡述,同時考慮了技術進步和運行經驗的積累,將適用范圍擴展到包括了更多類型的壓水堆核電廠運行場景,提高了標準的通用性和實用性。
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數(shù)據(jù)更新與精確化:隨著核電站運行數(shù)據(jù)的積累和技術分析能力的提升,2008版標準基于更廣泛的實測數(shù)據(jù)和高級計算模型,對放射性釋放的量化評估進行了更新,提供了更為精確的放射性源項數(shù)據(jù),有助于更準確地評估核電廠運行對環(huán)境及公眾健康的影響。
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安全標準與國際接軌:新版標準在制定過程中參考了國際原子能機構(IAEA)的最新導則和國際上的先進實踐,增強了標準的科學性和國際兼容性。這不僅體現(xiàn)在放射性源項的分類和量化方法上,也包括了對放射性物質控制和管理原則的更新,確保了我國壓水堆核電廠的安全管理水平與國際水平保持一致。
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增加了風險評估與管理內容:2008版標準強調了對運行狀態(tài)下放射性源項的風險評估方法,引入了風險管理的理念,要求核電廠運營者不僅要關注放射性釋放的量值,還要評估這些釋放可能帶來的風險,并采取相應的預防和緩解措施。
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規(guī)范性與可操作性的增強:為提高標準的執(zhí)行效率和可操作性,2008版標準對測量技術、數(shù)據(jù)處理方法以及報告格式等方面給出了更具體、明確的要求,便于核電廠在實際操作中遵循和執(zhí)行。
-
環(huán)境保護與可持續(xù)發(fā)展考量:新標準更加注重環(huán)境保護和可持續(xù)發(fā)展的原則,要求在評估放射性源項時充分考慮對環(huán)境的長期影響,促進核能利用與環(huán)境保護的和諧共生。
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文檔簡介
犐犆犛27.120.10
犉72
中華人民共和國國家標準
犌犅/犜13976—2008
代替GB/T13976—1992
壓水堆核電廠運行狀態(tài)下的放射性源項
犚犪犱犻狅犪犮狋犻狏犲狊狅狌狉犮犲狋犲狉犿狅犳犘犠犚狀狌犮犾犲犪狉狆狅狑犲狉狆犾犪狀狋犳狅狉狅狆犲狉犪狋犻狅狀犪犾狊狋犪狋犲狊
20080702發(fā)布20090401實施
中華人民共和國國家質量監(jiān)督檢驗檢疫總局
發(fā)布
中國國家標準化管理委員會
書
犌犅/犜13976—2008
目次
前言!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!Ⅰ
1范圍!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!1
2規(guī)范性引用文件!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!1
3術語和定義!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!1
4計算主要流體內放射性核素比活度的方法!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!2
5流出物放射性核素源項!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!3
附錄A(規(guī)范性附錄)參考核電廠主要設計參數(shù)!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!4
附錄B(規(guī)范性附錄)參考核電廠系統(tǒng)流程及核素去除途徑!!!!!!!!!!!!!!!!5
附錄C(規(guī)范性附錄)放射性核素分類!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!6
附錄D(規(guī)范性附錄)參考核電廠主要流體內放射性核素比活度!!!!!!!!!!!!!!7
附錄E(規(guī)范性附錄)核電廠調整因子計算公式!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!9
附錄F(規(guī)范性附錄)核電廠確定調整因子的參數(shù)值!!!!!!!!!!!!!!!!!!!10
附錄G(資料性附錄)氣態(tài)流出物源項!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!11
附錄H(資料性附錄)液態(tài)流出物源項!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!15
附錄I(資料性附錄)氚的釋放率!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!22
附錄J(資料性附錄)碳14的釋放率!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!23
書
犌犅/犜13976—2008
前言
本標準參考了美國核協(xié)會制定的美國國家標準ANSI/ANS18.1:1984、美國核管會的技術文件
NUREG0017:1985以及IAEA的TRSNo.421。
本標準代替GB/T13976—1992《壓水堆核電廠運行工況下的放射性源項》。
本標準與GB/T13976—1992相比主要變化如下:
———標準名稱改為《壓水堆核電廠運行狀態(tài)下的放射性源項》;
———刪除了原術語“3.2活化氣體、3.13放射性物質釋放率”;增加了“正常運行”、“預計運行事
件”、“水活化產物”的術語和定義;
———原“3.1運行工況”改為“3.1運行狀態(tài)”,對部分術語的定義進行了修改;
———刪除了直流式蒸汽發(fā)生器的相關內容;
———修改了源項計算中主要設計數(shù)據(jù)、主要流體內核素比活度數(shù)據(jù)、調整因子的參數(shù)值和未經處理
的洗滌廢液放射性物質向環(huán)境的釋放率數(shù)據(jù);
———增加了碳14的源項。
本標準的附錄A、附錄B、附錄C、附錄D、附錄E、附錄F為規(guī)范性附錄,附錄G、附錄H、附錄I和
附錄J為資料性附錄。
本標準由中國核工業(yè)集團公司提出。
本標準由全國核能標準化技術委員會歸口。
本標準起草單位:上海核工程研究設計院。
本標準主要起草人:梅其良、何忠良、鄧理鄰。
本標準所代替標準的歷次版本發(fā)布情況為:
———GB/T13976—1992。
Ⅰ
犌犅/犜13976—2008
壓水堆核電廠運行狀態(tài)下的放射性源項
1范圍
本標準規(guī)定了壓水堆核電廠運行狀態(tài)下一次冷卻劑、蒸汽發(fā)生器爐水和蒸汽內放射性核素比活度
的確定方法及液態(tài)流出物和氣態(tài)流出物源項的確定方法。
本標準計算的源項適用于評價通過液態(tài)和氣態(tài)流出物釋放到環(huán)境中去的放射性核素的年平均排
放量。
本標準采用的數(shù)據(jù)是基于使用鋯包殼二氧化鈾燃料的壓水堆核電廠。
本標準僅適用于采用U型管式蒸汽發(fā)生器的壓水堆核電廠。
2規(guī)范性引用文件
下列文件中的條款通過本標準的引用而成為本標準的條款。凡是注日期的引用文件,其隨后所有
的修改單(不包括勘誤的內容)或修訂版均不適用于本標準,然而,鼓勵根據(jù)本標準達成協(xié)議的各方研究
是否可使用這些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件,其最新版本適用于本標準。
EJ/T421三十萬千瓦壓水堆核電廠核級高效碘吸附器
3術語和定義
溫馨提示
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