ICS13.280 CCS F 72 中华人民共和国国家标准 GB/T 42141—2022 压水堆核电厂事故工况核岛厂房 辐射防护设计准则 Radiation protection design criterion for nuclear island building under accident condition of pressurized water reactor nuclear power plant 2022-12-30发布 2023-07-01实施 国家市场监督管理总局 发布 国家标准化管理委员会 GB/T 42141—2022 目 次 前言 1 范围 规范性引用文件 2 3 术语和定义 通则 事故工况源项 5 6 基于事故工况期间厂房内工作人员安全的辐射防护 事故工况期间厂房内设备及仪表的辐射环境条件 7 8事故工况下辐射分区 9 事故工况辐射监测仪表报警阈值确定 附录A（资料性）安全壳喷淋系统的去除影响 附录B（资料性）释放到安全壳中各元素的份额 附录C（资料性）事故期间从燃料中释放进入安全壳的元素份额 GB/T 42141—2022 前言 本文件按照GB/T1.1一2020《标准化工作导则 第1部分：标准化文件的结构和起草规则》的规定 起草。 请注意本文件的某些内容可能涉及专利。本文件的发布机构不承担识别专利的责任 本文件由全国核能标准化技术委员会（SAC/TC58)提出并归口。 本文件起草单位：中国核电工程有限公司、中广核工程有限公司。 本文件主要起草人：荆春宁、毛亚蔚、米爱军、尤伟、邱林、王晓霞、王炳衡、潘跃龙、熊军。 Ⅲ GB/T42141—2022 压水堆核电厂事故工况核岛厂房 辐射防护设计准则 1范围 本文件规定了压水堆核电厂在事故工况下核岛厂房工作人员安全辐射防护设计、设备和仪表的辐 射环境要求、事故工况下辐射分区以及监测仪表阈值等方面遵循的原则、方法和假设条件。 本文件适用于压水堆核电厂事故工况下核岛厂房的辐射防护设计，其他堆型参照执行。 2规范性引用文件 下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款。其中，注日期的引用文 本文件。 GB18871—2002 电离辐射防护与辐射源安全基本标准 3术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3.1 事故工况 accident condition 偏离正常运行，比预计运行事件发生频率低但更严重的工况 注：事故工况包括设计基准事故和设计扩展工况。设计扩展工况包括没有造成堆芯明显损伤的工况和堆芯熔化 （严重事故）工况。 3.2 设计基准事故designbasisaccident 导致核动力厂事故工况的假设事故。 注1：这些事故的放射性物质释放在规定的限值以内，该核动力厂是按确定的设计准则和保守的方法来设计的。 注2：按照事故发生频率，设计基准事故分为稀有事故和极限事故两类。 3.3 严重事故severeaccident 严重性超过设计基准事故并造成堆芯明显恶化的事故工况。 3.4 人员可达性personnelaccessibility 事故工况下，工作人员为了完成应急响应任务，需要进入或滞留在厂房内较高辐射水平的关键 区域。 注：关键区域辐射防护设计满足各项相关要求，以保证人员在完成应急任务中的辐射安全。 3.5 辐射环境条件radiationenvironmentcondition 事故工况下，设备和仪表所处环境的剂量率水平，以及在执行安全功能的时限期间所承受的累积辐 1 GB/T42141—2022 射剂量。 3.6 事故工况辐射分区radiationzoningunderaccidentcondition 根据选取的典型事故，考虑事故释放源项及辐射后果，划分核岛厂房事故工况下辐射分区。 3.7 报警阅值alarmthreshold 表发出声、光警报，可提醒工作人员撤离或采取进一步动作。 4通则 4.1事故工况下核岛厂房的辐射防护设计应满足GB18871一2002中4.3.2.2、4.6.1的相关要求。 4.2事故工况下，应以事故工况下核电厂的安全目标要求为基础，考虑安全功能，由此确立辐射防护目 标，并将此目标实现于核电厂的设计特征中。辐射防护设计，应保证在所有运行状态下核电厂内的辐射 照射或由于该核电厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射低于规定限值，且可合理达到的尽可能 低。同时，应采取措施减轻任何事故的放射性后果 4.3本文件规定的事故工况下核岛厂房内辐射防护设计要求的内容主要包括事故后需要现场操作、维 修或修理的人员可达性分析；事故后设备和仪表的辐射环境条件的分析评估；用于核动力厂事故管理的 辐射监测系统的设计；应急响应人员可行的防护措施设计等。 4.4事故工况下核岛厂房的辐射防护设计，应根据核电厂的设计特征，结合事故规程，选择典型并具有 代表性的事故序列。 4.5对于典型设计基准事故，在不同核岛厂房的释放源项及其放射性后果应能代表和包络其他的事 故。对于设计基准事故，通常可包含大破口失水事故，蒸汽发生器传热管破裂事故和燃料操作事故。 4.6对于严重事故，对应的事故源项应能代表该厂房内的其他事故。 4.7应以关键区域辐射源项评价为基础，针对典型的事故（该事故应具有一定的包络性）分析事故工况 下工作人员现场重要操作的区域或场所的辐射安全的可达性。 4.8应以辐射源项评价为基础，针对典型的事故（该事故应具有一定的包络性）分析事故工况下关键设 备及仪表的辐射环境条件。 4.9安全壳内的辐射源项分析应包含安全壳喷淋、泄漏、衰变及自然去除等因素的影响。可根据事故 后裂变产物在安全壳内的行为考虑其去除机制，也可参考附录A提供的简化模型估算喷淋对裂变产物 的去除贡献。 载放射性核素的贡献，同时应分析厂房内的迁移。 4.11对于设计扩展工况中没有造成堆芯明显损伤的工况，需结合事故序列评估事故源项并考虑相关 的辐射防护措施。 4.12针对事故工况下重要区域（例如控制室）的可居留性，事故后气体和液体取样措施设计、工作人员 隐蔽场所和较低辐射水平场所的设置等可参照其他相关标准的要求。 5事故工况源项 5.1设计基准事故 5.1.1设计基准事故中大破口失水事故工况源项。 a）事故后，一回路冷却剂中的裂变产物以及堆芯燃料包壳间隙内的裂变产物会释放到反应堆厂 2