ICS 27.120.20  F 65  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  1998—03—25 发布  1998—09—01 实施  中国核工业总公司 发布  前言  随着我国核工业的发展，工程技术水平的提高和实践经验的增强，同时，由于 ICRP60 号报告的正式出版，EJ 317-88 的某些数值和内容已不符合当前工程技术设计的要求。因此， 我们在对 EJ 317-88 进行全面复审的基础上，编制了本标准。和 EJ 317-88 相比，主要是对 辐射分区和事故源项以及剂量率限值进行了修改和补充规定。另外，对某些内容做了更精确、 合理的描述。  本标准自生效之日起，同时代替 EJ 317-88。  本标准由全国核能标准化技术委员会提出。  本标准起草单位：核工业第二研究设计院。  本标准主要起草人：华旦、刘正晖。   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。  本准则适用于压水堆核电厂辐射屏蔽设计。  2 引用标准  下列标准所包含的条文，通过在本标准中引用而构成为本标准的条文。本标准出版时， 所示版本均为有效。所有标准都会被修订，使用本标准的各方应探讨使用下列标准最新版本 的可能性。  GB 8703—88 辐射防护规定  GB 13976—92 压水堆核电厂运行工况下的放射性源项  3 总则  3.1 为保障核电厂工作人员及周围居民的辐射安全，保持环境，根据 GB 8703—88 等有关 法规，特制定本设计准则。  3.2 有关辐射防护设施的设置均须符合本设计准则。  3.3 屏蔽设计的目的：确保核电厂工作人员及居民所接受的外照射当量剂量低于相应的设 计目标值；确保反应堆压力容器和材料的辐射损伤安全。  3.4 屏蔽设计的主要任务：  3.4.1 辐射源强及分布计算包括计算反应堆带功率运行、停堆、更换燃料和各种事故工况 下堆本体中子和γ辐射源及通量密度分布，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。  3.4.2 确定核电厂厂房内的辐射分区和剂量设计目标值。  3.4.3 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 1 2 管理中心的屏蔽设计。分析主控室的可居留性和某些事故区域的可接近性。  3.4.4 选定中子和γ射线减弱计算的方式及其相应的配套参数。  3.4.5 选择屏蔽体材料、拟定布置方式、确定屏蔽体厚度。  3.4.6 给出各种工况下主、辅厂房各典型部位的辐射场，为反应堆安全运行和检修、辐射 监测以及设备和仪表的辐照寿命设计提供依据。  3.4.7 与核电厂有关工艺系统设计，以及与通风、给排水和土建结构等多种工种配合，全 面落实各项设计要求。  3.5 在确保安全的前提下，屏蔽设计应遵从尽量缩小体积、减轻重量和降低造价的原则。 方案设计要进行优化比较。在设计中还应贯彻方便运行和检修人员操作的原则。  4 屏蔽设计依据  4.1 遵照职业性工作人员年剂量限值的规定，核电厂厂内控制区的辐射分区及在正常运行 工况下各区屏蔽设计的外照射剂量当量率目标值如表 1 所示。  表 1  名称 剂量当量率  mSv/h 说明  常规工作区 ≤0.01 每周工作小于 40h  间断工作区 ≤0.1 每周工作小 4h  限定工作区 ≤1 进入停留时间严格控制  设备区 ≤10 严格控制进入  离辐射区 >10 特许进入  4.2 在设计基准事故情况下，确保允许进入控制区并进行必要操作的工作人员中的任何个 人在操作期间通过内、外照射途径全身所接受的有效剂量当量小于或等于 50mSv。  在严重事故情况下，除下列几种情况之外，应急工作人员的受照应控制在职业照射最大 年限值 50mSv 之内：  a）为了抢救生命或防止严重的损伤；  b）承担旨在避免大的集体剂量的行动；  c）承担旨在防止灾害性条件的恶化的行动。  对于承担 b )和 c）行动时，应尽力使工作人员的受照控制在 100mSv 以下，承担 a）行 动时，应尽力使工作人员的受照控制在 500mSv 以下。  4.3 控制堆本体各部件所受辐照满足所用材料的要求。  4.4 为限制核发热的影响，保证屏蔽体性能的稳定和完整性，对普通硅酸盐混凝土屏蔽体 在满足如下条件下时，一般不做进一步的校核：  a）内表面的中子通量密度不大于 5×109 n/cm2 ·s；  b）内表面的γ射线通量密度不大于 4×1010MeV/cm2 ·s；  c）沿混凝土屏蔽体厚度方向最大温差小于 100℃/m；  d）边界最高温度 70℃。  4.5 为了限制热中子活化产物的辐射影响，对于停堆后人员可能进入的部位，正常运行工 况下其热中子通量密度小于 1×105 n/cm2 ·s。  5 辐射源强及其分布计算依据  5.1 正常运行工况下的源强，应按额定热功率负荷因子为 80%和长期运行（相当于平衡循 环末期）计算。  5.2 在堆芯辐射源强计算中，应考虑裂变中子和γ射线、裂变产物的蜕变γ射线、材料的 俘获和活化γ射线等。  5.3 在反应堆主、辅冷却回路辐射源强及其分布计算中，应考虑活化、衰变、腐蚀积累、 3 净化、稀释、浓缩和冷停堆等因素。计算腐蚀产物放射性活度时，可根据同类型反应堆的经 验数值或经试验验证的程序计算的数值进行。反应堆正常运行工况下，计算一次冷却剂中裂 变产物放射性活度时，可采用两种方法：  a)假定堆内燃料包壳破损率为长期保持 0.25%。包壳破损的燃料元件其裂变碎片的逃脱 率系数为：  Kr 和 Xe 同位素 6.5×10-8s -1； Br、Rb、I 和 Cs 同位素 1.3×10-8 s -1 ；  Mo、Tc 和 Ag 同位素 2.0×10-9 s -1；  Te 同位素 1.0×10-9 s -1 ；  Sr 和 Ba 同位素 1.0×10-11s -1； Y、Zr、Nb、Ru、Rh、La、Ce 和 Pr 同位素 1.6×10-12s -1 ； 用于三废处理源项采用 GB 13976-92 的规定。  b）采用相当于 37GBq/tI-131 当量的一回路冷却剂裂变产物比活度。  三废处理源项采用下列假设：  假设在整个燃料循环周期，1/4 时间一回路冷却剂比活度为 0.55GBq/tI-131 当量，1/2 时间一回路冷却剂比活度为 4.44GBq/tI-131 当量，1/4 时间一回路冷却剂比活度为 37GBq/ tI-131 当量。  该假设中的 I-131 当量的计算公式如下：  I-131 当量=I-131 的量+I-132 的量/30+I-133 的量/4+I-134 的量/50  +I-135 的量/10  5.4 计算乏燃料的活度，按平衡换料组件平均燃耗和比功率历史进行。  5.5 发生设计基准事故时的最大包络辐射源项按大 LOCA 考虑，假设事故发生在燃料循环周 期的末尾。包壳与燃料之间间隙中的放射性释放按如下原则考虑：  包壳与燃料之间间隙中含有堆芯惰性气体总量的 2%和总碘量的 3%；  对于长半衰期的 Kr-85，应考虑 30%的值；  计算中应考虑安全壳内包括喷淋、吸附、衰变等各种减弱因素。  5.6 严重事故时需运行的设备的源项按如下原则考虑：  源项分为两级，事故期间从燃料中释放的裂变产物份额假设为：  裂变产物 一级源项（%） 二级源项（%）  Kr、Xe 50 100  I、Br 50 100  Cs、Rb 50 100  Te、Se、Sb 0 15  Sr、Ba 0 10  Ru、Rn、Pd、Mo、Tc 0 3  (La、Nd、Eu、Ce、Pr、Pm、 Sm、U、Np、Pu、Am、Cm) 0 0.3  Zr、Nb 0 0.3  当用来确定事故状态下设备的鉴定及规定人员接近设备的条件，特别是确定厂内应急操 作规程中应遵循的条件，以及用于事故后取样系统设计和主控制室和应急中心的可居留性分 析时，用一级源项。  当用来确定仪表装置的量程和实施最终规程的系统设计时，用二级源项。  6 屏蔽体材料的选择  6.1 堆本体和乏燃料运输容器的屏蔽体材料选择，应满足屏蔽中子和γ射线的功能要求。