《壓水堆核電廠事故工況核島廠房輻射防護設(shè)計準則gb/t42141-2022》詳細解讀contents目錄1范圍2規(guī)范性引用文件3術(shù)語和定義4通則5事故工況源項6基于事故工況期間廠房內(nèi)工作人員安全的輻射防護contents目錄7事故工況期間廠房內(nèi)設(shè)備及儀表的輻射環(huán)境條件8事故工況下輻射分區(qū)9事故工況輻射監(jiān)測儀表報警閾值確定附錄A(資料性)安全殼噴淋系統(tǒng)的去除影響附錄B(資料性)釋放到安全殼中各元素的份額contents目錄附錄C(資料性)事故期間從燃料中釋放進入安全殼的元素份額011范圍123包括不同功率和設(shè)計的壓水堆核電廠。準則適用的壓水堆類型明確本準則所涉及的事故工況范疇及其界定。事故工況的定義概述本準則中輻射防護設(shè)計的具體內(nèi)容和應達到的標準。輻射防護設(shè)計的內(nèi)容和要求1范圍022規(guī)范性引用文件本準則在制定過程中，廣泛引用了國內(nèi)外已有的、經(jīng)實踐證明行之有效的核電廠輻射防護相關(guān)標準和規(guī)范，確保設(shè)計的準確性與可靠性。引用國內(nèi)外權(quán)威標準對于所引用的標準、規(guī)范等文件，本準則均明確給出了文件來源、名稱及版本號，便于使用者查找和核對。明確文件來源與版本本準則密切關(guān)注國家相關(guān)法規(guī)的動態(tài)更新，及時將最新的法規(guī)要求融入其中，確保設(shè)計的合規(guī)性。遵循最新法規(guī)要求2規(guī)范性引用文件033術(shù)語和定義指攜帶放射性的物質(zhì)或裝置，包括宇宙射線、放射性同位素和X射線裝置。輻射源是保護人類和環(huán)境免受或少受輻射危害的綜合性措施，包括輻射源的安全管理、輻射監(jiān)測、輻射防護設(shè)施的設(shè)置和個人防護用品的配備等。輻射防護指輻射源附近的輻射劑量率或空氣中放射性物質(zhì)的濃度。它是衡量輻射源安全性和環(huán)境輻射狀況的重要參數(shù)。輻射水平3術(shù)語和定義044通則03縱深防御原則設(shè)計應確保在多道防線失效的情況下，仍能有效防止放射性物質(zhì)外泄，保障公眾和環(huán)境安全。01最大可信事故原則設(shè)計基準事故應選取可能導致最嚴重輻射后果的最大可信事故，以此為基礎(chǔ)進行輻射防護設(shè)計。02事故疊加原則在考慮多個事故同時發(fā)生的情況下，應選取對輻射防護設(shè)計最為不利的事故組合作為設(shè)計基準。4通則055事故工況源項事故工況源項是指核電廠在發(fā)生事故時，釋放到環(huán)境中的放射性物質(zhì)的類型、數(shù)量、釋放方式和時間等特征的綜合描述。根據(jù)事故類型和嚴重程度，源項可分為不同類別，如失水事故源項、蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故源項等。定義分類5事故工況源項066基于事故工況期間廠房內(nèi)工作人員安全的輻射防護合理設(shè)置防護屏障根據(jù)輻射源的類型和強度，合理設(shè)置防護屏障，包括但不限于鉛板、混凝土等，以減少輻射泄漏。嚴格控制人員出入在事故工況期間，應嚴格控制人員出入輻射區(qū)域，確保只有經(jīng)過授權(quán)和采取必要防護措施的人員才能進入。最大程度降低輻射劑量在事故工況期間，應采取措施以最大程度地降低廠房內(nèi)工作人員受到的輻射劑量，確保人員安全。6基于事故工況期間廠房內(nèi)工作人員安全的輻射防護077事故工況期間廠房內(nèi)設(shè)備及儀表的輻射環(huán)境條件輻射劑量率限值在規(guī)定的事故工況期間，廠房內(nèi)設(shè)備所受到的輻射劑量率應滿足相關(guān)安全標準。設(shè)備抗輻射能力設(shè)備應具備一定的抗輻射能力，以確保在事故工況下能夠正常運行或安全停閉。輻射防護措施需對設(shè)備采取相應的輻射防護措施，如設(shè)置屏蔽、增加防護距離等，以降低設(shè)備受到的輻射劑量。7事故工況期間廠房內(nèi)設(shè)備及儀表的輻射環(huán)境條件088事故工況下輻射分區(qū)根據(jù)事故工況下核島廠房內(nèi)的輻射水平，將廠房劃分為不同輻射等級的區(qū)域。輻射水平劃分安全與可操作靈活性確保各分區(qū)在設(shè)計和實際操作中的安全性和可操作性，便于人員進出、設(shè)備維修和輻射監(jiān)測?？紤]到不同事故工況的輻射影響，分區(qū)應具有一定的靈活性，以便根據(jù)實際情況進行調(diào)整。0302018事故工況下輻射分區(qū)099事故工況輻射監(jiān)測儀表報警閾值確定可操作性原則報警閾值的設(shè)定需考慮實際監(jiān)測儀表的技術(shù)水平和可操作性，確保報警的準確性和可靠性。分級報警原則根據(jù)事故工況的嚴重程度和輻射水平的變化，設(shè)置不同級別的報警閾值，以便有針對性地采取相應的應急響應措施。保守性原則報警閾值應設(shè)定在足夠低的水平，以確保在事故工況下能夠盡早觸發(fā)報警，為人員采取防護措施提供足夠的時間窗口。9事故工況輻射監(jiān)測儀表報警閾值確定10附錄A(資料性)安全殼噴淋系統(tǒng)的去除影響03必須確保在去除噴淋系統(tǒng)后，安全殼仍能滿足所有設(shè)計基準事故的要求。01噴淋系統(tǒng)去除可能減小安全殼的熱承載能力，需重新評估安全殼的完整性。02去除噴淋系統(tǒng)后，需考慮其他替代措施來保持安全殼內(nèi)的壓力和溫度處于可接受范圍。附錄A(資料性)安全殼噴淋系統(tǒng)的去除影響11附錄B(資料性)釋放到安全殼中各元素的份額釋放份額計算根據(jù)核電廠的設(shè)計和運行參數(shù)，結(jié)合碘的物理化學性質(zhì)，可以計算出在特定事故工況下碘釋放到安全殼中的份額。碘的來源及性質(zhì)在核電廠事故中，碘是主要的放射性核素之一，主要來源于燃料包殼的裂變產(chǎn)物。它具有高度揮發(fā)性，在事故條件下容易釋放到安全殼中。影響因素碘的釋放份額受到多種因素的影響，包括燃料類型、反應堆功率、事故類型以及安全殼的密封性能等。附錄B(資料性)釋放到安全殼中各元素的份額12附錄C(資料性)事故期間從燃料中釋放進入安全殼的元素份額鋯合金包殼在事故中的氧化反應01高溫條件下，鋯合金包殼與蒸汽發(fā)生氧化反應，生成氧化鋯。鋯元素釋放機制02氧化鋯在高溫蒸汽環(huán)境