NB_T 20194-2012 压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则
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文件大小(MB)： |
0.58 |
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页数： |
12 |
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日期： |
2024-8-14 |
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ICS 27.120.10,F69,备案号:38384—2013 ZB,中华人民共和国能源行业标准,NB/T20194—2012,代替 EJ/T 317-1998,压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则,Design criterion of radiation shield in the PWR nuclear power plant,2012707 9 发布2013-03-0I 实施,国家能源局发布,NB/T 20194—2012,目 次,前言 II,范围..1,2规范性引用文件 1,3术语和定义. 1,4总则. 2,5屏蔽设计依据.. 2,6辐射源及其分布计算依据 3,7屏蔽体材料的选择. 5,8屏蔽设计和计算 5,附录A （资料性附录） 设计过程实施策略. 7,表A.1给出了设计工作各阶段的实施策略。.. 7,表A.1设计过程实施策略. 7,参考文献 8,I,NB/T 20194—2012,刖 百,本标准按照GB/T 1.1-2009给出的规则起草,本标准代替EJ/T317-1998《压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则》,与EJ/T 317-1998相比主要变化如下:,——按照GB/T 1.1-2009的规定,对引用文件进行了更新和补充;,——按照!AEA安全导则NS-G-1.13,并参考美国联邦法规!0CFR20,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;给岀了 “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目标值的描述；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工作区年均工作量的要求;对严重事故情况下的,屏蔽设计考虑不再引用GB 18871-2002对最大年剂量限值的描述；对混凝土内表面中子注量的,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,删除三废处理源项假设;根据HAF 102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，对严重事故期间从燃料中,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“剂量率计算值以小于该区场所剂量率上限目标值的50%,为宜”的表述以包络计算中的不确定性;增加&io “事故工况下的屏蔽设计要求”；,——增加了附录A；,——增加了参考文献;,——其他ー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出,本标准由核工业标准化研究所归ロ,本标准起草单位:中国核电工程有限公司,本标准主要起草人:华旦、毛亚蔚、刘耸、米爱军、高桂玲、麻锦琳,EJ/T 317于1988年首次发布，1998年第一次修订,II,NB/T 20194—2012,压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则,1范围,本标准规定了压水堆核电厂辐射屏蔽设计的基本要求,本标准适用于压水堆核电厂辐射屏蔽设计,2规范性引用文件 、,./ / \\,下列文件对于本文件的应用显必不可少的。凡是注日期的引用文件,仅注日期的版本适用于本文件〇,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,GB 18871-2002电离辐射防护与辐射遁安全基本标准,GB/T 13976-2008压水堆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释放的辐射或放射性物质的ー种描述。在本标准中,源项包括以下三,种类型:,----设计源项(design source term,DST)?用于设计基准条件下屏蔽设计的辐射源值;,——现实源项(realistic source term,RST),根据运行经验确定的在一定概率范围内运行状态下的辐,射源包络值;,----事故源项(accident source^term,AST)?在各种潜在事故工况下的辐射源值,\ 、、 / /,X 、 「 Z,3.2 \ /,接触剂量率 contact dose rate (CDR),表面剂量率,距离辐射源或辐射贯穿位置任意表面可接近处的剂量率,3.3,场所剂量率 field dose rate (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 vo I ume (EWV),1,NB/T 20194—2012,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;确保反应堆,压カ容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）辐射源强及分布计算,包括反应堆功率运行、停堆、更换燃料和各种事故工况下,计算堆本体,中子和Y辐射源及注量率分布，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,进行主控室和应急设施的屏蔽,设计,并分析可居留性和某些事故后紧要区域的可接近性;,d）选定中子和Y射线减弱计算的方式及其相应的配套参数;,e）选择屏蔽体材料、拟定布置方式、确定屏蔽体厚度;,f）给出各种エ况下放射性……
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