NB-T20646-2023核电厂退役源项调查与放射性物质存留量估算.docx

ICS27.120.20CCSF6HMB中华人民共和国能源行业标准NB/T20646-2023核电厂退役源项调查与放射性物质存留量估算Sourcetermsurveyandradioactiveinventoryestimationfordecommissioningofnuc1.earpowerp1.ants2023-11-2犊施2023二05-26发布国家能源局发布本标准按照GB,T1.1-2020给出的规则起草.本标准由能源行业核电标准化技术委员会提出.本标准由核工业标掂化研窕所归1.本标准起草取位：中国核动力研究设计院、中核核电运行苛理行网公司、中广核工程有限公司、上海核工程研究设计院有限公司.本标准主要起草人：刘艳芳、吴耀、何爵、曲波、施云鼎、李志华、杨琼海、陈宇佳、周岚、架海峰.核电厂退役源项调查与放射性物质存留估算1范B1.本文件规定了核电厂退役过程中源4i调查范闱、彻查内容、调查方法以及冏筐报告褊制要求.规定了放射性物城存留量估霓物项、估算依据、估算方法、估尊结果验证、砧算报告和质量保证等的要求.本文件适用于核电厂退役的海顶阿杳和放射性物质存留量估算其它核设施退役的源顶网查和放射性物质存用量估算可参考执行.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，注日期的引用文件，仅该日期对应的版本适用于本文件：不让日期的引用文件，具最新版本（包括所有的修改通）适用于本文件。GB18871电两箱射防护与输射源安全基本标准GB8999电离辅射检测质地保证一般规定3术语和嵬义3.13K项调充scunrete11nsurvey在一定的可信度莅围内，对核电厂运行史、箱射水平、放射性物质存留崎、污染特性、放射性分布状况等的调查.核电厂退役改顼调查包括初始滤项调查和过程源项调彦两个阶段,退役完成后为检险退役效果而开展终态源项调查。3.2放射性修存量radioactiveinventory停闭核电厂主厂房及其配套设施内存留的放射性物质种类、数量及其所含放射性核素种类、活度浓度与总活度等。4一般襄求4.】源项调直与放射性物质存留我估算应根据核电厂退役目标和退役活动所处的阶段开展，九2源项调杳应贯穿退役全过程，编制退役技术方案前，应开展初始源底调杳，其目的为存馅后估算、退役方窠制订提供依据；退役实施过程中，应开展过程源项调查，其目的为存留段估算结果脸证和工作人员幅射防护提供依据：退役完成后,还脚开展终态源项调杳,其目的为总结各阶段调查情况及变化.形成皎终的调左结果为清沽解控提供依据，1.3初始源项调查方案至少应包括：调者范附和内容,调查方法与实睡步骤、安全措施、庶物管理、质量保证等内容，4.4应按GBI887I的规定，在源顶调杏中遵守辅射防护最优化原则以及咙物最小化原则，确保个人受照剂fit保持在可合理达到的反口低水平,并减少二次暧物的产生册.1.5放射性物桢存留后估算作为核电厂退役源项调置工作的IE要内容。不同阶段的具体估算物项和估以内容应结合估算目的来确定。各阶段估算目的如下：a）在初始源项调伐阶段开展放射性物质存用量估算，通过计算获取核电厂活化两项信息，通过现场实测数据估算得到污染的大致分布情况，摭制放射性物质存例景估算报告：b）在过程源项词查阶段应对放射性物质存留量估算报告中涉及的主要部件代表性位置进行取样和关健核素的活度测Jk根据测量数据与初始源项询荏阶段的放射性物质存留量倡算结果进行对比分析,优化放射性物质存留量估算报告.5mmt5.1 充范B1.5.1.1 源项调查范围应至少涵盖退役核电厂的核岛、常规区以及可诧存在放射性的辅助配套设施，5.1.2 初始源顶调我范阳包括现场调我时人员和测收仪器可达的区域、系统设备以及可H接取样的物项.5.1.3 过程源项调查范围包括初始源项调查未达部位和%射水平发生变化部位,以及所有需进行破坏性取样的物项。5.1.4 终态源项调查为核电厂设施、设备.物质,材料和物品解控提供依据，同时总结各阶段调查情况及变化,主要内容包括辄射场变化、活化部件、污染部件和系统残留废物,形成最终的调查结果.5.2 豪内容5.2.1 资翱收编与现制修源项调查开始前应进行资料收集和现场勘杳,现场勘查应进行物项统计,并对已收集资料进行修正或补充，最终获取符合核电厂退役前现状的资料，以满足现场调食和放射性物质存留最估算的需求。资料收集和现场勘有应至少排取以下内容：a）核电厂的运行史、检修史、事件等：b）系统、设备、管道等设施的名称、布汽、尺寸、质量、材料成分等；O可能存在污染的建构筑物、设备和管道的内（外）表面积.5.2.2 初始3左初始源项调查应至少包含以下内容：a）场所及物项表面丫料射水平：b）场所及物项Q、B表面污染水平：c）场所气溶股放射性水平.应至少包括总a、总B、丫核素分析：<1）厂房、系统或府成物的放射性活度浓度，包括一回路冷却剂样及渣样、二回路水样等：C）同用环境辐射水平、空气放射性水平、土壤及地衰和地下水的本底.5.2.3 过祖mmt过程源项调育应至少包含以下内容：a）初始源项冏查未达部位或辐射水平发生显若变化部位的y辐射水平和、衣面污染水平：b）活化部件的破爆性取样测.附，给出活化范的、深度及活度浓度等：C）污染的系统设备、管道及物XS等的破坏性取抑测中，给出污染范困、深度及活度浓度等：d）退役过程中的气溶胶放射性水平,应至少包括总Q、总B、丫核素分析：O退役过程中的系统残留废物的主要核素和放射性活度浓度：0退役过程需要评价拆除、去污等效果,且要控制流出物的排放：g）退役过程衢要对废物进行分类，实行处理和处置，确定属于新免类或解控类。5.2.4 修布终态旗项调查应至少包含以下内容：a）场址及构筑物的辐射水平、污染水平、核素的活度浓度及总活度：b）总结各阶段调变情况及变化,形成最终的调查结果，包括辐射场变化、活化部件、污染部件、系统残刷废物等。5.3 调去方法5.3.1 通用要求源底调I?采用的调杳方法主要包括现场测收、放射性物质存帝!ftf,i豫和实验室分析及测状等。5.3.25.3.2.1 现场测崎包括场所及物项Y相射水平测盘和表面污染水平测量，5.3.2.2 Y轴射水平测IS应采用直接测量方法，存在外场干扰时应器加屏蔽体“测用时应先进行布点巡测，再根据巡测情况适当网整布点并进行详细测限.条件允许时，宜先采用辐射成像仪等技术手段快速给出放射性物质的大致分布.西根据结果详细布点测量.5.3.2.3 表面污染水平挑收应优先乘用宜接测R方法.存在外场干扰或测依上而不规则导致结果可信度降低时,应采用擦拭、刮拭取样等测量方式.5.3.2.4 场所及物y辐射水平和表面污染水平的现场测鼠应满足以下要求：a）现场冽代应突出理点，以放射性操作多、设备集中、辐射水平较高的区域为主：b）现场测房的所有网查布点应符合可达性原则和代衣性原则：C）现场测房应遵循从低剂ht区到掰剂麻区，从低污染区到离污染区进行：由当退役设施现场发生变化时,应对丫羯时水平和表面污染水平进行重新测量，5.3.3取样5.3.3.1 取样应涵足以下要求：U）应先完成该区域的现场测冰后再进行取样操作：b）过程源项调查阶段的取样应根据退役工艺设计和放射性物喷存留量:估豫等要求，确定取样对象：C）应根据核电厂运行情况和污染水平测出结果确定取样点.取样时的考虑样品的代表性和均匀性：5.3.3.2 过程源项调杳应至少完成一回路内表面等部位的取样，1.1.1.1 3.3.3成针对不同对阪、不同材质选用适当的取样方法.取样方法应选用成熟的技术或经验证评市过的新技术.气溶胶宜选用常用的抽气取样方法，取样质应满足实验室测限及分析的衢求.构策物、系统及设备宜采用擦拭取样、刮拭取样、剪切取样、钻孔取样等方法，在保证有效获取放射性污染情况的前提下优先选用简单易行的取样方法。1.1.1.4 对狭小空间及辐射水平较高的部件取样时,向使用切川取样工器具进行现场取样,专用取样工器具应考虑远程操作和自动化.同时还应保证取样现场的通排风畅通.jf对现场的气溶胶进行赛测.1.1.1.5 取得的样品应及时送往实验室进行测量及分析.5.3.4 实设室IMt及分析5.3.4.1 样品实验室测M及分析应至少满足以下要求；a）分析前应确定不同样品的测版及分析项口，需进行核素分析的样品应确定主要放射性核素的活度浓凿b）应选用适当的样品货处理方法，样品经预处理后应可有效去除干扰物,且不引入其他F扰杂质.防止样品交叉污染：C）测出时应对样品进行M样,以保证样品数据更查.5.3.4.2 实验室测业及分析方法应首先选用国家标准，无国家标准时可以选用行业标准，选用除此之外的其他方法，应首先进行方法脸证，方法验证可采用使用标准物质进行分析测量、比对或组织行业内专家进行审评确认的方法进行.5.3.5 调查报告5.3.5.1 各阶段灌项调查完成后应分别编制相应的源项调农报告.5.3.5.2 初始源项调查报告应给出下列内容：a）资料收集内容：b）现场物项统计情况：O核电厂初步的放射性污染边界：d）相时水平的施围及分布；O表面污染水平的范围及分布：O气溶胶的活度浓度及主要核素：g）残留废物的主要核素'体积、活度浓度'总活度、分布位置等：h）初步的放射性物质存印业估算结果,5.3.5.3 过程源项用杳报告应给出下列内容：a）初始源项网查未达区域的y辐射水平和我而污染水平的范围及分布：b）活化或污染的他用、深度、主要核iR及活度浓度：O气溶股的活度浓度及主婪核素：d）取样测量样品的活度浓度和主要核素：e）退役废物的类型、体枳或质址、活度浓度和总活度的估算结果等：f）详细的放射性物质存留成估算结果。5.3.5.4 终态源项调育报告应给出下列内容:a）各阶段辐射场的变化情况：h）总结在阶段调隹怡况,给出活化佛件、污染部件的最终谓过咕果.6放酎住4M存重估克6.1 放射性物质存理*估算物项a）应按照放射性物防的性质及污柒类里进行分类估算,包括中子活化部件、灰面污染部件、残留废液及废料脂，b）中子活化部件，如压水堆反应堆压力容器、堆内构件等；C）表面污染部件,主要包括内外表面上沉积忏放射性物质的反应堆回路系统、设得及管道等；d）残留废液及废树脂,主要包括系统、设备等内需的理余废液与废树脂.6.2 放射性物质存留量估算依据6.2.1 堆芯的燃耗分布,初始装我盘.器科组件的器耗,初始成分（包括朵质含灵）.检修史等参数.6.2.2 反应堆运行史,包括运行周期及起止时间、每个运行周期内反应堆不同功率水平下的持续运行时间和棒位、椎个运行周期的积分功率和平均运行功率、总枳分功率等.6.2.3 反应地运行期间发生的事件和事故，主要包括燃料元件包壳破损、管道及设在等泄海6.2.4 活化部件的物项名称.几何尺寸、成量、材筋和材料成分、微量元索和东质含S1.6.2.5 污染部件的表面污染分布、污染深度和核素成分.6.2.6 实际取样分析洸嫉获得的制果估匏残济废液及废树脂的放射性存留.“匕6.3 放射性物黄存富融估算内容及方法6.3.1 活化部件应将运行史及中子遍址和材料姐成等有关卷效输入中子活化i1.灯程序,计柒材M受中子照射而产生的放射性核素的活度，按部件蛤出主要的核素、比活度、总活度.6.3.2 表面污染部件6.3.2.1应按一回路系统设缶及构件逐项估算，考虑因素包括设符材质、数量、或量、污染表面积、污染特性（松散、致玄）.6