【国家标准(GB)】 轻水堆核电厂放射性废气处理系统技术规定

中华人民共和国国家标准 轻水堆核电厂放射性废气处理系统技术规定 The technical rules about gaseous radioactive waste processing system for light water reactor plants 1 主题内容与适用范围 本标准规定了轻水堆核电厂放射性废气处理系统（以下简称本系统）设计、建造和运行的最低技术要求。本标准适用于轻水堆核电厂放射性废气处理系统的设计、建造和运行，对相似反应堆的放射性废气处理系统也可参照使用。 本标准中，沸水堆放射性废气处理系统的起点是主冷凝器除气设备、主冷凝器机械真空泵和汽轮机蒸汽压盖密封排气装置的排放点；压水堆放射性废气处理系统的起点是为除去反应堆冷却剂中放射性气体而设置的相关部件、设备和系统的排放点，以及设备排气集气系统的排放点。这些系统的终点均为电厂排风系统的气流引入口。 2 规范性引用文件 GB 6249 核电厂环境辐射防护规定 HAF 0200 核电厂设计安全规定 3 术语 3.1 覆盖气体：在一定压力下充入液体贮槽空间，以防止漏入空气的气体。 3.2 低温吸附系统：于低温下利用吸附剂分离并滞留衰变放射性气体的处理装置。 3.3 低温蒸馏装置：利用低温蒸馏法从废气中分离稀有气体的设备。 3.4 高效微粒空气过滤器（高效过滤器）：可处置的干式过滤器，对0.3μm粒径微粒的最低过滤效率为99.97%（采用磷苯二甲酸二酯-DOP法作效率试验）。 3.5 复合器：通过催化加热方法进行氢和氧的可控催化复合反应的设备。 3.6 必须、应该和可以："必须"表示必要条件，是强制性要求；"应该"表示推荐或建议；"可以"表示允许，但不是要求或建议。放射性废气处理系统必须按照本标准规定的要求进行设计、建造和运行。 4 目标 本标准规定的一系列要求，是为了使放射性废气处理系统达到安全目标、设计目标和运行目标。 4.1 安全目标 4.1.1 本系统的设计、建造和运行应保证在向环境释放放射性物质时，核电厂职业工作人员和公众所受到的辐射照射保持在可合理达到的尽量低水平。 4.1.2 应确保在所有运行工况下，核电厂职业工作人员和公众所接受的剂量当量不超过国家规定的相应限值。 4.2 设计目标和运行目标 4.2.1 本系统应能安全地处理、贮存和排放核电厂的各种放射性废气。 4.2.2 经本系统处理后的排出气中的放射性物质浓度及年排放量必须不超过主管部门规定的管理目标值。 5 放射性废气的来源 放射性废气的来源和数量与堆型及运行状况有关。无论是堆燃料元件破损还是堆芯区活化产生的放射性气体，都可能部分溶解在堆回路冷却水中，并随冷却水或蒸汽的泄漏排出。这些气体可能包括惰性气体（Kr和Xe的同位素）、活化气体（13N、16N、17N、19O、18F、37Ar、41Ar、14C）、放射性碘（单质、有机和无机碘）、微粒和氚。氚的释放量与水蒸气排出量有关，由于系统中排出的水蒸气量很少，随系统释放的氚量对环境影响较小。 表1和表3列出放射性气体在处理前的预期量和设计基准量，可用于估算放射性气体的年排放量、系统事故释放量、确定屏蔽要求及制定设备（或部件）的环境要求。 表1 压水堆放射性废气处理前的碘-131及惰性气体预期量和设计基准量 废气来源 | 不带化容控制系统除气的贮存 | 用于容积控制箱除气的吸附或减容系统 | 用于化容控制系统除气的吸附或减容系统 预期量(Bq/a) | 1.41×10^5 | 9.25×10^16 | 1.18×10^1 设计基准量(Bq/a) | 3.80×10 | 2.50×10^0 | 3.20×10 空气喷射器排气、排污扩容器排气及U型管蒸汽发生器的排放量也在表中列明，用于不同处理和净化措施的设计参考。