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HAD 102-12-2019 核动力厂辐射防护设计.pdf11.1.1应当清楚地了解到，某一已知运行状态下重要 辐射源有可能在不同的运行状态下变为次要的辐射源。同 样，辐射源的重要性会随着具体的情况而改变。从剂量的角 度来看，某些同位素在运行期间是次要的，但在退役期间可 能变得很重要，而且根据退役的特点，其源项将随着退役的 进行而不断变化。即使对于同类型的反应堆，设计的改变也 可能会对辐射源的重要性产生很大的影响。
I.2 反应堆堆芯和压力容器
11.2.1在功率运行期间，裂变过程产生裂变产物和 系元素。从辐射剂量的角度来看，对厂区人员和公众有重要 影响的同位素通常是惰性气体的同位素、碘和，但是其他 一些同位素，例如锶和环，可能也是很重要的。在严重事故 中，应该考虑更大范围的放射性核素。当反应堆在功率运行 期间，由于裂变过程和裂变产物的衰变，燃料元件会发射出 中子和√射线。堆芯和周围材料由于发生中子俘获，也会发 射射线。如果冷却剂中含有氧，则功率运行期间另一个重 要的辐射源是1N，它是由快中子与压力容器内冷却剂中含的 0相互作用而生成的。此外，以重水作为慢化剂的反应堆， 丫射线和氙的相互作用会生成光中子。在功率运行期间，从 堆芯和压力容器区域还会发射出β粒子和正电子，但从辐射
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防护角度来看并不重要，因为这些带电粒子的穿透距离有 限。 11.2.2堆芯发射出的中子和Y射线是高强度的辐射源 在主屏蔽外侧残留中子引起结构材料的活化是另一个辐射 源。在停堆期间，活化辐射源可能成为增加剂量率的次要辐 射源，而在核动力厂退役期间则将成为主要的辐射源。 I.2.3当存在着穿透屏蔽层的直接通路时【河南地标】12YJ4-1 常用门窗，中子和 射线穿过这种通路时将不会被减弱或者减弱很少。这种现象 将使剂量率增加，甚至会使离堆芯很远处的剂量率增加。 II.2.4对于钠作为冷却剂的快中子增殖反应堆，冷却 剂泵和蒸汽发生器位于压力容器内，二回路冷却剂及其部件 的结构材料可能被活化。最重要的放射性核素是22Na、24Na "Mn、s"Co、Co 和""Fe。 II.2.5即使把反应堆厂房设计为在满功率运行状态下 不允许长时间进入，但是，应当能做到在可接受的条件下的 短期进入，以满足某些操作的需要。 II.2.6如果在反应堆运行期间允许进入反应堆厂房， 则应当考虑其他辐射源（包括4"Ar、"H、挥发性裂变产物和 膏性气体造成的气载污染物）的影响。在压水堆中，空气中 包含的Ar的活化是Ar的来源，它发射Y射线。反应堆堆 控的通风（在某些设计中）会把Ar污染物输运到操作平台 之上的反应堆建筑物的自由空间中。虽然它们引起的剂量率
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（外照射）比较低，但是当个人剂量率自标值低于10微希 沃特/小时或者更低时，其影响可能是不可忽略的。在重水 反应堆中和轻水堆的燃料厂房中，H同样也是一个重要的潜 在气载污染源。 I.2.7在停堆之后，在压力容器附近的主要辐射源是 丫射线，它们来自裂变产物和压力容器中的活化产物、以及 处在中子长期辐照下保温层中的金属和其他材料中的活化 产物。在某些重水堆设计中，由于光中子源引起的次临界倍 增而产生的中子会导致在短时间内（大约24小时）功率水 平显著地上升，并伴随发出Y射线。 11.2.8在轻水堆中，活化产物主要产生于：燃料组件 的结构材料、燃料棒包壳、压力容器内的结构材料、控制棒 一次和二次中子源管、压力容器本身、水和杂质、主屏蔽； 在气冷堆中，活化产物主要存在于：燃料棒包壳、压力容器 内的屏蔽材料（例如在反应堆堆芯和热交换器之间以及在堆 芯上下方的屏蔽材料）、压力容器以及部分热交换器；在压 力管式重水反应堆中，活化产物主要存在于：燃料棒包壳、 压力管、排管容器的排管、控制棒管、排管容器以及屏蔽箱 中。
11.3.1如果冷却剂中含有氧（例如轻水堆、重水堆）， 则在功率运行期间IN是重要的辐射源，它是由冷却剂通过
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反应堆堆芯时由快中子和1%0的反应生成的。1N是很强的Y 源，发射的射线能量在6～7兆电子伏之间。由于1N的半 期很短（约7.1秒），所以当它在堆芯和冷却剂系统构件 之间的输运时间与其半衰期相比较足够长时，它的重要性将 会减小。在这种情况下，冷却剂的其他活化产物，例如Ar（气 冷堆）、190以及18F（水冷堆）可能对辐射水平的贡献最为重 要。在压水堆中，冷却剂在回路中的输运时间与1N的半衰 期相近，因而在运行期间1N对一回路周围剂量率的贡献起 支配性的作用。 II.3.2在水冷堆中，尤其是重水堆中，氙是一个重要 的内照射辐射源。在轻水堆中，液态和气态流出物中以重水 形式释放到环境的氙是一个重要的辐射源，因为自前还没有 种代价低廉并能有效地把它从废物中去除的方法。 II.3.3从包壳有破损的燃料棒中释放出来的裂变产物 是反应堆冷却剂中的一个辐射源。这种源的活度取决于很多 参数，包括包壳破损的数量和破口大小、邻近破口处的局部 功率、燃料的燃耗深度等。但是，在现代反应堆中，燃料包 壳发生破损极其罕见。此外，包壳破损的主要原因（约80% 是流动的细小微粒（碎片）与包壳相互作用引起的，因而在 燃料组件的底部安装了过滤网而使包壳的破损显著减少了， 11.3.4裂变产物也可能来自包壳表面残留的铀污染 （在制造过程中不可能做到绝对的清洁）和包壳内含有的钳
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进入冷却剂而裂变产生。因此，需要对铀污染（“杂质铀”） 的限值作出规定。 11.3.5在维修和修理期间对剂量率的主要贡献来自活 化腐蚀产物，例如，‘℃o、38Co、5*Mn、5"Fe和"1Cr。它们沉积 在主冷却剂回路以及连接到该回路的所有构件和管道的内 表面上。裂变产物，如131I、134Cs、137Cs，由于它们的源项较 小，沉积率较低，因而对这些回路周围的剂量率的贡献也比 较低。但是，对于某些部件（例如热交换器和阀门），为了 进行维修和修理，需要打开这些部件或进入其中，此时这些 该素对剂量率的贡献就会显著增加。 11.3.6如果反应堆运行时发生大量燃料包壳的破损： 就会有较大数量的燃料（儿克或者儿十克）释放到冷却剂中 去。在这种情况下，水和沉积物中的α放射性是不可忽略的 当打升回路和部件进行维修和修理时，裂变产物和腐蚀产物 就是一个很重要的内照射潜在辐射源。同样，在退役期间也 是一个重要的潜在辐射源。 II.3.7在分离式慢化系统含有氧的情况下（例如压力 管式反应堆），则在反应堆运行期间1N将是一个主要的辐射 源。在停堆后，主冷却剂系统周围的辐射水平主要由活化腐 独产物造成。水冷却剂或慢化剂中的氛，只有在它们从系统 中释放出来并变成气态的情况下，才会对辐射危害有贡献。 因此，由于主冷却剂的有限泄漏是允许的，在轻水堆的设计
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中应考虑这种危害。 II.3.8在压水堆蒸汽发生器的材质为镍基材料的情况 下，当反应堆从功率运行状态转换成冷停堆状态时会发生 个重要的现象，即物理（温度、压力）和化学（从还原条件 转换为氧化条件）条件会发生重大改变。此时，腐蚀产物的 沉积氧化物的溶解性显著增加。沉积在燃料上的活化腐蚀产 物会大量释放到冷却剂中去，并使得水中的放射性浓度增加 2～3个数量级。这种释放率不是恒定的，并且它在温度从高 温降低到80℃时也会减少。金属核素也会释放，对于大面积 的含镍合金，总的释放量达到几千克的数量级。当过氧水注 入时释放会迅速增加，并出现尖峰现象。净化常数（即净化 流量率与总水量的比率）决定了终止释放的氧化条件和水中 放射性浓度的变化。一般可以忽略堆芯外侧沉积物的溶解。 因此，对这些部件（主管道、蒸汽发生器、泵）通常不进行 去污，剂量率不发生变化。净化期间去除下来的高活度腐蚀 产物主要聚积在化学和容积控制系统的过滤器、离子交换器 上，其放射性活度可能等于在运行期间聚积的总放射性活 度。设计（主要是蒸汽发生器管道的合金成分，即镍基或铁 镍合金）会对这些现象产生很大的影响。在这期间，水中放 射性物质对反应堆冷却剂系统、化学和容积控制系统以及余 热排出系统周围剂量率的贡献，与沉积物的贡献相比不可忽 略。
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11.3.9对于压水堆，在停堆期间观察到裂变产物的尖 隆现象。当一回路压力降低时，在燃料棒内所有空间（燃料 芯块的裂缝、燃料芯块与包壳之间的间隙、以及燃料棒的膨 张腔）聚集的裂变产物可能释放到冷却剂中。水可能进入燃 料棒内，并把裂变产物冲刷出来。因此，释放不限于气体和 可挥发性核素。释放量主要取决于包壳破损的特性， II.3.10在水冷却和慢化的反应堆（如轻水堆和重水 堆）的净化系统中，放射性物质将聚集在过滤器和离子交换 树脂上。这些放射性物质包含裂变产物（例如碘和艳，它们 由燃料包壳破损处释放到冷却剂中）和活化腐蚀产物（通过 冷却剂和慢化剂输运）。过滤器、离子交换树脂、以及所有 可能聚集放射性物质的部件，都可能有很高的放射性，因而 需要进行屏蔽。在过滤器中聚集的碘衰变时可以形成放射性 的情性气体。在重水堆中，1N发出的光子导致在重水中产生 光中子。这种辐射源对确定堆芯外部冷却剂回路所需的屏蔽 时起着非常重要的作用。在气冷堆中，气体处理系统将收集 放射性腐蚀产物（例如，Co、‘Co）和裂变产物（如碘、）， 它们将成为重要的辐射源。 II.3.11对于钠冷快中子增殖堆，主要的辐射源是22Na 和+Na。钠蒸汽可能穿透反应堆压力容器的屏蔽盖板而进入 一回路的部件。如果这些部件穿过屏蔽层，则需要考虑对它 门进行屏蔽，以使在操作地面上的剂量率达到可以接受的水
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平。在燃料中由三元裂变产生的氙会通过燃料的不锈钢包壳 释放（基本机制是扩散）到主冷却剂中。如果包壳发生破损， 则裂变产物（例如碘、）会释放到冷却剂中。钠冷却剂可 以用情性气体（例如氩）覆盖。覆盖气体的活化将生成A1 和Ar，它们可能泄漏而进入反应堆建筑物中。 II.3.12在某些气冷堆的冷却剂中含有氙、以碳酰基硫 化物形态存在的3S和1C。3S主要由石墨慢化剂中的杂质氯 产生。氙来自石墨中的杂质锂，14℃来自冷却剂和慢化剂中的 杂质氮。由于这些核素只发射β射线，因而它们仅仅在被吸 入或摄入时才可能对健康造成危害。 II.3.13在轻水堆和重水堆中产生的1C来源包括，燃 料氧化物和慢化剂中存在的10发生的（n，α）反应、燃粒 中存在的杂质1N发生的（n，p）反应、以及三元裂变。在 重水堆中由于慢化剂的数量很大，因而1C主要来自慢化剂 中1的（n，α）反应。14c可能是主要源项，对全球长期集 本剂量有贡献。在某些重水堆系统中，14C对总集体剂量的贡 献相当小，这是因为1C被净化系统从慢化剂中有效地去除 了。
I.4蒸汽系统和汽轮机系统
II.4.1在直接循环的水堆中，功率运行期间蒸汽中夹 带的1°N可能是主要辐射源。对于具有轻结构的建筑物，例 如汽轮机厂房的屋顶，应当仔细分析来自天空散射的影响。
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在冷凝器的出口段10也应被视为主要的辐射源。在燃料棒 破损情况下，气体裂变产物（主要是惰性气体），以及挥发 性裂变产物（如像碘和艳）将是一个附加的辐射源。在功率 运行期间，与1N相比，这些源是次要的，但在反应堆停堆 以后，这些同位素及其子体产物（例如14Ba）将是本系统中 的主要辐射源。另一个辐射源可能是由蒸汽中的水滴夹带的 不挥发的腐蚀产物。 II.4.2在压水堆中，蒸汽系统和汽轮机系统是通过实 本屏障（热交换器管道）与放射性系统分隔开的。因此，在 这些反应堆中，只有在一回路和二回路之间出现泄漏时，放 射性物质才能进入蒸汽系统和汽轮机系统。如果能够对泄漏 率进行监控（例如测量二回路水中的放射性或1N），并且把 二回路中的放射性保持在较低的水平，那么就不需要对来自 该系统的直接辐射和散射辐射采取防护措施。因此，应当使 一回路到二回路的最大允许泄漏率保持在很低的水平。一亘 发生一回路向二回路的泄漏，则应对二回路采取净化措施， 并对来自二回路的废物进行处理。可以通过监测给水系统中 的氙来探测主冷却剂向二回路的泄漏。如果给水系统中有放 射性物质，则可能由于给水系统的泄漏和蒸汽排放造成放射 性物质向环境的释放失控。 I1.4.3在直接循环的核动力）中，需要考虑的辅助系 统污染的附加辐射源是采用蒸汽对放射性废物进行浓缩的
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设备的泄漏。这种污染源之一是通过传热管泄漏产生的，传 热管的泄漏使污染废物进入加热蒸汽的冷凝液中。来自加热 蒸气的污染冷凝水可能进入辅助系统。 I.4.4在快中子增殖反应堆中，二回路的钠冷却剂可 能被活化而形成2Na和2+Na。如果钠从蒸汽发生器输送到安 全壳外侧建筑物的时间不能与‘"Na和"Na半衰期相当，则可 能造成安全壳外侧建筑物的部分区域的剂量率增加
II.5.1 废液处理系统 II.5.1.1废液处理系统收集放射性废液并进行净化处 理，使之能达到能在核动力厂中复用的水平，按规定排放或 在贮存库中安全处置。 11.5.1.2废液的成分（放射性活度浓度、固态物和化 学成分）随它们的来源而不同。通常的做法是按照它们的预 计成分进行分类和处理。废液处理系统中的液体的放射性浓 度有很宽的范围。可以把废液划分为如下几类： （1）高纯度废液（例如在功率运行期间压水堆一回路 泄漏的废水）； （2）高化学物含量废液（例如去污液）; （3）高固体物含量废液（例如地面疏水） （4）含洗涤剂的废液（例如洗衣房排水、人员淋浴水） （5）含油废液（例如在气冷堆中来自风机润滑油箱所
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在区域的地面疏水）。 II.5.1.3不允许把少量的高放射性浓度的废液与同类 大量的低放射性浓度的废液相混合。 II.5.1.4在轻水堆中，某些废液在处理前其放射性核 素的浓度可能与反应堆冷却剂中放射性核素的浓度相同（短 寿命核素和气体除外，前者会衰变掉，后者会由于卸压而逆 出）。在这种未经处理的废液中，放射性核素的浓度可能达 到10"Bq/m量级。因此，废液处理系统在处理放射性废液时 放射性物质将累积在该系统的过滤器、离子交换器和蒸发器 等部件中。 11.5.1.5在多数情况下，积累的放射性核素将由活化 物质组成，如℃o、5"Co、$*Mn和""Fe（取决于一回路中使用 材料的成分和腐蚀速率）。如果发生燃料包壳破损，裂变产 物（例如，碘、和锶的同位素）可能是很重要的放射性杨 素。 II.5.2 气体处理系统 II.5. 2.1 废气系统 11.5.2.1.1在水冷堆中，冷却剂的活化将产生一些短 寿命的放射性气体（1°N、190、13N）。裂变气体由燃料包壳破 损处释放到冷却剂中。必要时，用专门的除气系统把这些身 本从冷却剂中排出。在直接循环沸水堆的情况下，这些气体 在它们被除气系统排出之前，在冷却剂中有短时间的停留
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但是，在间接循环系统（如压水堆）中，只是在停堆之前才 需要去除裂变气体。在这种情况下，停堆期间须打开系统时 降低系统中的放射性尤为重要。在堆芯中有破损燃料和高除 气速率的情况下（例如在沸水堆中），在系统的高放射性部 分（端头部位），其浓度可达到5×10Bq/m量级。在这种情 况下，相当大的份额是由短寿命同位素（例如半衰期少于1 小时）产生的。当气体在一回路中平均停留时间较长的情况 下（例如压水堆运行在低除气速率的情况），长寿命同位素 将是放射性的最重要组成部分。 II.5.2.1.2在废气系统中设置滞留箱、滞留管、活性 碳延迟床或者低温装置等部件，使收集到的气体延迟向环境 释放，延迟时间应足以使大部分放射性物质能在排放前衰 变。 II.5.2.1.3在直接循环的沸水堆中存在着辐照分解气 本和在压水堆一回路冷却剂中存在着很高的氢浓度，这是废 气系统设计中十分重要的问题之一。空气可能进入这些系统 并有可能形成可燃气体的混合物。需要设置复合器，以避免 形成这种可燃气体混合物。通过复合器减少可燃气体体积的 同时，还能把该系统的延迟时间增大约10倍。还有其他可 能的解决方案，例如采用实际措施和适当的操作步骤把通风 排放和含氢废气排放严格地分隔开来。 II.5.2.1.4增加延迟时间将会减少流出物中短寿命同
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位素的含量，但不会显著改变其半衰期比延迟时间还长的那 些同位素的含量。但是，把延迟时间增加到30天能很大地 减少流出物中惰性气体的释放量，尤其是13xe。在这种情况 下，释放的放射性核素最重要的是85Kr和14C。 II.5.2.1.5建筑物的通风可能是释放放射性气体和少 量气溶胶的来源，主要的同位素是H（来自水池的蒸发）和 Ar。 II. 5. 2. 2 工艺排气 II.5.2.2.1在某些情况下，在对放射性气体进行处理 前不可能防止其与非放射性气体（例如空气）的稀释，例如： （1）排管容器穹顶的气体（压力管式反应堆中）； （2）盛装含有挥发性物质的液体贮存容器中的覆盖气 体（例如轻水堆中收集反应堆冷剂泄漏水的贮存箱，以及 在废液处理系统中的贮存箱或某些其他设备）。在某些情况 下，气体是由衰变形成的（例如碘变成氙） （3）在气冷堆中，冷却剂气体泄漏到含有空气的区域： （4）在打升轻水堆压力容器之前，由于卸压和降低水 位会使空气进入压力容器内。 II.5.2.2.2放射性气体排放管的位置应远离核动力厂 运行人员。在改进型气冷堆和压力管式反应堆的排管容器穹 顶气体的情况下，主要的放射性核素是4Ar。在轻水堆中， 主要的放射性核素通常是裂变气体。在压力管式反应堆中工
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艺排气管直接与（在贮存箱等中的）冷却剂接触，因而排 中的放射性也同样是裂变气体。 II.5. 3 固体废物 II.5.3.1除燃料外，在运行期间固体放射性废物的主 要来源如下： （1）要拆除的活化或污染的部件或构件（例如控制棒 中子源组件、损坏的泵、中子注量率测量组件、以及其结 或零件等）; （2）气冷堆燃料组件的已辐照部件（这种反应堆中， 燃料组件要从核动力厂中拆除） （3）离子交换树脂、过滤器材料、过滤器涂层材料、 催化剂、十燥剂等； （4）蒸发器的浓缩液和沉积物： （5）污染的工具; （6）污染的工作服、毛巾、塑料薄膜、纸张等。 II.5.3.2百万千瓦级核动力厂每运行年产生的未被处 理的废物的总体积可能高达几百立方米，其中大部分是低方 发物。废物的放射性浓度在很宽的范围内变化，其中有少量 的最大放射性浓度高达5×1016Bq/m量级的活化部件，离于 交换树脂和过滤器材料达到5×101*Bq/m°量级。在大多数情 况下，长寿命的活化产物（例如℃o），以及当发生燃料包另 破损时的长寿命的裂变产物（尤其是134Cs和13'Cs）是主要白
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辐射源。 II.5.3.3应当对固体废物进行谨慎的管理使其体积最 小化。但是，若把向环境的释放量减少到非常低的水平，则 将导致固体废物体积的增加
11.6.1在辐照过的燃料中积聚了大量裂变产物和超铀 元素，因而放射性水平很高。对于不停堆换料系统，还应当 考虑换料系统中由燃料发出的缓发中子。燃料组件结构材料 的活化形成了附加的辐射源。 II.6.2在装卸和贮存辐照过的燃料期间，一些放射性 核素会释放到周围的冷却剂中。当辐照过的燃料在水中转运 或贮存时，放射性物质可能以腐蚀产物溶解于水中或以颗粒 物的形式释放，即使是部分燃料未泡在水中。如果燃料包壳 被氧化，则被活化的包壳材料可能会由于热冲击或机械振动 使它们从燃料组件的表面剥落下来。另外，破损燃料棒可能 释放出裂变产物，其中最主要的同位素是情性气体、碘、艳 和锶等。 11.6.3对于湿法燃料贮存和装卸系统，应当设置具有 微粒过滤和离子交换的净化系统。通常把它们与余热排出系 统结合在一起。水中的放射性物质被过滤器和离子交换树脂 去除，从而过滤器和离子交换树脂变成了辐射源。装卸、净 化和余热排出系统的污染也会成为附加的辐射源
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11.6.4在改进型气冷堆中，采用干式的燃料操作系统， 在燃料组件被拆卸之前先采用干式贮存，然后把燃料元件贮 存在水池中。类似的燃料操作系统可以用于将来的气冷堆 中。从燃料元件表面上剥落下来的腐蚀产物会污染燃料操作 系统和干法燃料贮存系统。拆卸下来的燃料组件的某些部件 存放在核动力厂的专用储存室内
11.7.1如果燃料元件是利用新铀制造的，那么（未辐 照过的）新燃料的放射性水平很低。由于新燃料所发射的大 部分辐射是非贯穿辐射，这种辐射将被燃料包壳大量吸收， 因此外照射问题是次要的。 11.7.2在混合氧化燃料的情况下，新燃料元件中可能 含有再循环产生的，在某些元件中还可能使用了再循环 轴，因而这种新燃料元件可能是有放射性的。在这种情况下 新燃料将是一个重要的中子和√辐射源，因而直到把它们装 入反应堆之前的所有时间内，都应当对它们进行屏蔽和包 容。中子源的强度将取决于生产环后所经历的时间，因为发 射中子的系元素是由于的衰变而产生的。 I.7.3在232Th一233U燃料的情况下，新燃料可能具有很 高的放射性，这是由于存在有23U的子体产物。在它们被装 入反应堆之前，应当对它们进行屏蔽和包容。
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11.8.1在废液中的放射性物质主要是腐蚀产物包含的 核素，如‘°Co、58Co、51Cr、5"Fe、54Mn等。这些放射性物质产 生于被污染的部件、被污染的区域、被污染的可重复使用的 防护服等的去污，以及用来去除表面放射性污染的设施的工 作人员的去污等。一般而言，人员和工作服去污产生废液的 放射性浓度较低，而在重大修理工作前进行设备去污所产生 的废液可能具有中等或者较高的放射性浓度。
IⅡI.9 其他辐射源
11.9.1核动力厂还有其他一些辐射源，例如启动中子 源、腐蚀样品、堆芯内外的探测器、仪表标定源、以及射线 探伤检查用的源等。
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附件Ⅲ事故工况下的辐射源
1I.1.1在对核动力）进行安全分析时，应当确定事故 工况下辐射源的大小。事故工况下的主要辐射源由各种放射 性裂变产物组成，对这种辐射源应采取预防性的设计措施。 这些裂变产物从燃料元件或者从滞留它们的各种系统和设 备中释放出来。可能导致裂变产物从燃料元件中释放的事故 包括丧失冷却剂事故和反应性事故，在这些事故中燃料包壳 因包壳材料的超压或过热而失效。乏燃料装卸事故（由于燃 料组件跌落时的碰撞而导致燃料包壳的机械损伤）也属于这 种情况。最易挥发的放射性核素通常主导事故源项。 III.1.2应考虑事故后放射性物质在空气过滤器或废液 处理系统部件中积累以及从中释放出来的可能性。与裂变产 物和铜系元素相比，活化产物的辐射通常是次要的。 II.1.3本附件以选定的事故情景为例描述确定辐射源 的方法和步骤。所选定的事故情景涵盖了所有主要的核动力 厂设计类别。本附件没有明确描述严重事故的情景，因为这 与特定的核动力厂相关
III. 2. 1 失水事故 III.2.1.1应计算各种失水事故（包括主管道双端断裂） 中可能导致的包壳最大破损数以及由破损燃料释放出的每
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种裂变产物的份额（与化学元素有关）。应评价事故后裂变 产物从冷却剂向安全壳（或等效包容装置）的释放及其在安 全壳内的行为（例如析出、泼洒或喷淋导致的沉积以及碘的 各种反应）。评价时应假设反应堆堆芯已经运行了相当长的 时间，以至于在事故发生时堆芯中裂变产物的积存量达到最 大平衡值。应确定事故后随时间变化的安全壳泄漏率（例如 衣据设计压力下的泄漏率和事故后随时间变化的压力）。虽 然安全壳内的高压会导致安全壳隔离，进而使向环境的释放 降到最低，但在分析中仍要考虑安全壳隔离前发生重大释放 的可能性。 1II.2.1.2失水事故分析的另一种方法是对这类事故后 进入安全壳大气的裂变产物占堆芯裂变产物总量的份额作 出相应的规定。通常，对不同类别的化学元素规定不同的份 额，而与针对这类事故所采取的设计措施无关。因此，将这 些份额设定为假设的上限值，而不考虑应急堆芯冷却系统的 性能特性。 III.2.1.3放射性核素从安全壳中逸出后的行为取决于 核动力厂的设计特点。在某些设计中，放射性物质可能立即 进入到大气中；在其他一些设计中，放射性物质被二次安全 壳包容。放射性物质还可逸出至紧邻的厂房内，并且只有经 过滤器后才能以低速率通过烟窗排出。 I.2.2沸水堆蒸汽管道破裂事故
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1.2.2.1沸水堆王蒸汽管道破裂事故可能比上述讨论 的冷却剂再循环管道破裂事故更为严重。事故后果与管道的 直径和核动力厂安全系统的特性密切相关，因此有必要对下 面两种情况都做分析： （1）如果蒸汽管道破裂的位置是在安全壳内，则事故 予列类似于失水事故的事故序列，但是燃料包壳破损份额会 有所不同。需要假定满功率运行状态下的裂变产物平衡浓 度。潜在放射性释放的设计分析应考虑导致安全壳隔离所需 的时间和冷却剂净化系统的效率。 （2）如果蒸汽管道破裂的位置是在安全壳外，而且靠 近安全壳处的主蒸汽管道隔离阀立即关闭以隔离反应堆，则 预计仅释放在运行状态下存在于蒸汽管段中的小部分放射 生物质。蒸汽在破口所在厂房中的冷凝和除惰性气体外其他 物质的沉积，将减少可向大气释放的放射性核素数量。放射 生核素向大气释放的位置取决于核动力厂的设计。通常，冷 却剂释放到安全壳以外的厂房时将造成厂房超压，使放射性 核素通过预定的释放点（通常在屋顶），门或者通过因超压 或泄漏而打开的其他薄弱构筑物释放出来。如果管道破裂的 立置不靠近该厂房的逸出点，则可以假定蒸汽和厂房内的空 气相混合。在超压卸压后，将不再通过不受控制的释放点后 外释放，而是通过通凤系统或过滤器经烟卤排放。 III.2.2.2有些核动力厂中，在主蒸汽隔离阀之间增设
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泄漏控制系统以限制放射性物质通过这种途径逸出。 III.2.2.3在超压卸压后，如果超压卸压的通路不能够 关闭，而又不能通过通风系统或烟窗的自然气流来恢复该构 筑物内的负压，则还应考虑超压卸压后从该构筑物直接释放 的可能性。 III.2.3压水堆蒸汽管道破裂事故 III.2.3.1压水堆蒸汽管道破裂时，起初只释放正常运 行期间可能存在于二回路系统中的少量放射性。 III.2.3.2但蒸汽管道破裂事故后，需要根据蒸汽管道 玻裂后一回路和二回路的压差评价蒸汽发生器传热管的完 整性。如果不能保证蒸汽发生器传热管结构的完整性，则需 要估算可能进入二回路侧的一回路水量。反应堆停堆后，正 如附件Ⅱ所讨论的那样，裂变产物的尖峰效应会使泄漏水中 包含的放射性核素浓度随时间增大。 III.2.3.3蒸汽发生器的设计特点使进入二次侧的一回 路水与蒸汽发生器内的二回路水混合。事故后短时间内产生 的蒸汽将通过破裂的蒸汽管段漏出，其湿度因卸压而高于正 常值。 II.2.3.4如果蒸汽管道破口无法与蒸汽发生器隔离， 即使蒸汽发生器传热管没有丧失完整性，也会因为蒸汽管道 双端断裂从破裂的蒸汽管道中释放蒸汽而导致大量放射性 向大气释放。如果在一回路冷却剂中出现碘峰值且一回路到
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二回路的泄漏达到技未规格书中的最大值，则逸出的蒸汽放 射性浓度是很大的。如果燃料包壳再出现破损，则这种事故 导致的蒸汽放射性浓度会更高。这种事故的显著释放产生 于： （1）技术规格书规定泄漏率下的高活度浓度值： （2）不能充分隔离的破口； （3）受事故影响的蒸汽发生器蒸干，导致蒸汽发生器 内放射性物质不能分配。 II.2.3.5停堆后，蒸汽的产生量取决于衰变热。由于 蒸汽流量低而汽水分离器和干燥器的效率高，故蒸汽的湿度 变低。因此，经卸压阀释放的蒸汽中，水溶性物质诸如碘、 艳等的浓度相对较低。隔离出现故障的蒸汽发生器和根据设 计采取其他安全措施预计将减少放射性物质的释放。 III.2.4蒸汽发生器传热管破裂 III.2.4.1压水堆中蒸汽发生器管道破裂事故可能导致 放射性物质向大气释放。这种释放可能是显著的，因为如果 碘峰值没有在事故初始时刻前出现，则会在事故瞬态过程出 现。 II.2.4.2设计基准通常假设蒸汽发生器传热管破裂是 根或者更多的蒸汽发生器传热管发生双端断裂。一回路和 二回路之间的屏障破口引起反应堆冷剂向二回路侧释放： 导致反应堆停堆，二回路侧的蒸汽卸压阀开启，向大气释放
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污染的蒸汽。即使二回路侧的蒸汽卸压阀没有开启，由于直 接将一回路冷却剂夹带进入蒸汽管道，也可能造成放射性释 放。事故期间的辐射源是一回路中已有的、流向二回路破口 的放射性裂变产物。破口流量增大时意味着通过二回路侧卸 压阀向大气释放的放射性裂变产物数量增大。 II.2.4.3反应堆事故保护停堆以后，衰变热的大小、 运行人员隔离受影响的蒸汽发生器及实施一回路卸压的动 作时间决定了放射性释放的数量。一回路和二回路的压力平 衡将终止放射性物质向大气的释放。运行人员使用完好的蒸 汽发生器实施核动力厂的冷却。 1I1.2.4.4事故瞬态特性取决于自动安全系统以及运行 人员采取有效行动的起始时刻。时间假设因动作的不同而有 所不同。 III.2.5燃料装卸事故 1mI.2.5.1对假设的燃料装卸事故（例如燃料在从堆芯 容器向贮存池输送过程中跌落）的影响进行设计分析时，首 先应确定在事故发生时燃料内的放射性总量。应选择使放射 性后果估算偏于保守的燃料辐照史的假设。 II.2.5.2应当采用从核动力厂停堆到燃料装卸开始所 经历的最短时间来确定在燃料装卸操作升始时燃料棒中的 最大源项积存量。碰撞可能导致的破损燃料棒数目可以通过 理论计算和对实际发生的或在试验中发生的类似燃料元件
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器的设计，选择适当的去污因子考虑过滤器对排出气流中碘 的去除效应。对适当的区域进行隔离可以终止排放，当核动 力贮存池设置在安全壳内时，这种方法尤其适用。如果庄 运行人员实施这种隔离，则通常应假定有一段时间的延迟 III.2.6辅助系统事故 II.2.6.1辅助系统事故的例子包括辅助系统管道破 裂、过滤器或者吸附器着火、贮存箱内爆炸、放射性废液溢 出、放射性废物系统着火等，它们的后果可能与前面章节描 述的事故后果一样严重。这些后果的严重性取决于所涉及系 统的设计特点，不同反应堆的设计有显著差别。因此，应根 据各个系统的具体情况选择用于事故分析的假设条件。 1I.2.6.2一种重要的事故类型是当在反应堆停堆后投 运余热排出系统时，其中的管线出现破裂或者反应堆功率运 行时，运行中的化学和容积控制系统出现破裂。在这两种情 况下，对源项最重要的贡献是由停堆导致的或在破裂前出现 的裂变产物峰值。 II.2.6.3这些失效分析需要考虑以下参数随时间的变 化：管道泄漏率；放射性气体通过辅助厂房及可用通风系统 的迁移；事故条件下碘的行为和过滤器系统的效率。 III.2. 7 严重事故 1II.2.7.1严重事故可能导致的后果取决于核动力）的 设计、失效和运行人员失误的性质。在这种情况下，安全系
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统由于失效或失误而无法执行所需安全功能，进而导致严重 的堆芯损伤，并威胁剩余放射性物质屏障的完整性。 I1.2.7.2在严重事故期间可能发生严重的堆芯损伤 因此需要详细分析这种事故可能造成的放射性后果，这些后 果可能严重影响公众健康和安全。这种分析能够对可能释放 到环境的放射性源项的种类和大小作出定量的评价，
ImI.3.1用重水（氧化氙）作慢化剂或冷却剂或者同时 用作慢化剂和冷却剂的反应堆和上述描述的轻水反应堆 样，可能因同类事故导致放射性释放。在压力管式反应堆中 失水事故的分析应包括多根压力管道、集管和单根管道破 裂。应该注意，在设计基准事故中没有考虑单根压力管破口 叠加集管破口或管道破口。还应该分析蒸汽发生器管道或热 交换器管道破损事故。 III.3.2运行核动力）中的重水内含有氙的活化物氛。 氙以氧化物形式（也就是水）存在，通常不是事故后造成公 众潜在放射性危害的重要因素。但是仍须考虑某些事故期间 和事故之后氙的存在对厂区人员的危害
II.4不停堆换料的反应堆
II.4.1在具有不停堆换料能力的反应堆中，应考虑把 换料机和反应堆堆芯联接时或向乏燃料贮存池运输乏燃料 的过程中，因换料操作中的失误而引起事故的可能性。这些
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事故后果的严重程度依据发生故障的位置和燃料从堆芯卸 出的时间，将小于或等于一次小的失水事故的后果
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附录运行和退役源项的确定
1.1与主冷却剂接触的钢材和合金的腐蚀产物导致氧 化层原位增长以及离子向冷却剂的释放。这种机制的驱动力 是存在于冷却剂和氧化层气孔之间的浓度梯度。 1.2需要模拟的现象和关系在图4中描述。原则上，腐 蚀产物的行为可用很多方法模拟，从手算到使用复杂的软 件，既包括解析模型，也包括现象学模型。 1.3在轻水堆中，对确定主冷却剂中腐蚀产物行为而 言，冷却剂温度和pH值条件下与水中氧化物的溶解度相关 的参数是非常重要的参数。为确定压水堆冷却剂中活度，相 关参数具体描述如下： （1）在压水堆中，对确定主冷剂中腐蚀产物行为而 言，冷却剂温度范围在280℃～340℃之间并且300℃下pH 直范围为6.5～7.4之间时，与不饱和的镍钴铁素体在水中 的溶解度相关的参数是非常重要的。 （2）描述腐蚀产物行为使用的模型应当具有模拟“水 金属”相互作用的大系统的能力，对于这种模拟，以下是 典型参数： A）与主冷却剂接触的面积：～22000米‘; B）冷却剂质量：200～300吨； C冷却剂流速: 0. 1 ~ 15 米/秒:
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是，考虑了物理和化学现象的程序计算结果要精确得多。计 算不能给出绝对意义上的精确结果，但是可正确预测重要设 计参数和源项之间的关系。因此计算对于优化Co和‘Co的 源的水平有着重要的作用。 1.8由于相关现象的复杂特性，评价由腐蚀产物造成的 源项的另一个重要的输入是相关核动力的运行经验。运行 核动力厂经验的适用性取决于如何将运行核动力厂的所有 相关因素与核动力厂设计的相关因素相比较。这些因素包括 冷却剂回路的材料及其杂质、冷却剂化学、停堆程序以及所 有其他已提到的因素。收集最准确的运行经验涉及在核动力 厂的整个寿期内（包括反应堆停堆这样的瞬态工况期间）， 在完全相同的位置进行定期的测量。 1.9为了对设计中核动力厂的辐射源水平进行最优化： 有必要了解在相应运行核动力厂的部件上沉积的放射性物 质的特性和组成。可使用经过校准的谱仪来实现这一目 的。机组状态从功率运行转变到冷停堆时，冷却剂物理和化 学条件的变化是造成燃料元件上沉积的腐蚀产物大量溶解 的原因。冷却剂中放射性核素的活度峰值是不可预测的。但 是，对于给定的反应堆类型，可以给出变化范围。由于同 一 核动力厂中腐蚀产物的沉积会随不同的燃料循环而变化，应 呆证所使用的运行数据转换为对设计自的而言有充分包络 性的数值。
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1.10对于为了核动力厂改进或者核动力厂退役的目的 而评价源项，在同一核动力厂的所有相关剂量点的最新测量 结果是不可替代的
2.1确定裂变产物源项的通常方法包括： （1）计算裂变产物在燃料中的积存量； （2）确定在燃料芯块所有空隙中的放射性核素的数量 以及相应的活度； （3）确定可能通过包壳破损释放到冷却剂中的放射性 核素的总活度。 2.2早期放射性核素向冷却剂释放是由一些系数来表 示的，这些系数的值由早期实验得到，并依赖于所考虑的元 素。在这种情况下，没有考虑到一些非常重要的参数（例如 高部功率和温度以及缺陷的“尺寸”），与运行经验的吻合程 度一般很低。在计算由于裂变产物造成的源项时，冷却剂中 裂变产物活度的相应的不确定性可由假设一个比运行反应 堆中发现的大得多的燃料棒包壳破损来补偿（对于轻水堆， 一般假设堆芯燃料棒总数的0.25%发生破损）。相应的裂变产 物源项用于放射性物质累积区域（例如过滤器和离子交换 器）的屏蔽设计 2.3通过考虑释放系数与同位素平衰期的关系以及考 虑早期方法中忽略的参数，先进程序可以获得更精确的裂变
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产物释放结果，因而与运行经验吻合得很好，并且基于这种 程序的预测结果可以作为大大降低屏蔽设计保守性的基础。 2.4这种源项计算方法的改进对于屏蔽的最优化很重 要，因为新旧计算方法可能导致源项相差3～10倍（相差倍 数依赖于同位素）。对于发射1兆电子伏射线的点源，源 项减小5倍将导致混凝土屏蔽层厚度减小约20厘米。 2.5一个替代的方法是使用来自相关核动力厂运行经 验的合理包络值。确定其他运行核动力厂相关性的因素包括 燃料元件设计以及燃料的额定功率和燃耗。 2.6在核动力厂瞬态期间，裂变产物通过包壳破损在短 时间内释放到冷却剂中。这是造成冷却剂活度峰值的原因。 释放量和持续时间可以通过运行经验获得合理的包络值。 2.7对于核动力厂修改或退役的情况，对该核动力厂进 行的最新的测量是其他方式所不能替代的
核动力厂辐射防护设计颗粒物净化腐蚀过滤器/树脂沉积沉淀净化溶解沉积层流体沉淀释放腐蚀扩散沉淀金属结合外氧化层扩散产生内层氧化物内氧化层图4在模拟腐蚀产物行为时须考虑现象的流程图106