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GB/T 13976-2008 压水堆核电厂运行状态下的放射性源项
Radioactive source term of PWR nuclear power plant for operational states
基本信息
分类信息
-
ICS分类：
【
能源和热传导工程（27）
核能工程（27.120）
反应堆工程（27.120.10）
】
-
CCS分类：
【
能源、核技术（F）
辐射防护与监测（F70/79）
核设施的幅射安全（F72）
】
-
行标分类：
暂无
描述信息
-
前言：
本标准参考了美国核协会制定的美国国家标准ANSI/ANS18.1:1984、美国核管会的技术文件NUREG-0017:1985以及IAEA 的TRSNo.421。
本标准代替GB/T13976-1992《压水堆核电厂运行工况下的放射性源项》。
本标准与GB/T13976-1992相比主要变化如下:
---标准名称改为《压水堆核电厂运行状态下的放射性源项》;
---删除了原术语3.2 活化气体、3.13 放射性物质释放率;增加了正常运行、预计运行事件、水活化产物的术语和定义;
---原3.1 运行工况改为3.1 运行状态,对部分术语的定义进行了修改;
---删除了直流式蒸汽发生器的相关内容;
---修改了源项计算中主要设计数据、主要流体内核素比活度数据、调整因子的参数值和未经处理的洗涤废液放射性物质向环境的释放率数据;
---增加了碳14的源项。
本标准的附录A、附录B、附录C、附录D、附录E、附录F 为规范性附录,附录G、附录H、附录I和附录J为资料性附录。
本标准由中国核工业集团公司提出。
本标准由全国核能标准化技术委员会归口。
本标准起草单位:上海核工程研究设计院。
本标准主要起草人:梅其良、何忠良、邓理邻。
本标准所代替标准的历次版本发布情况为:
---GB/T13976-1992。
-
适用范围：
本标准规定了压水堆核电厂运行状态下一次冷却剂、蒸汽发生器炉水和蒸汽内放射性核素比活度的确定方法及液态流出物和气态流出物源项的确定方法。
本标准计算的源项适用于评价通过液态和气态流出物释放到环境中去的放射性核素的年平均排放量。
本标准采用的数据是基于使用锆包壳二氧化铀燃料的压水堆核电厂。
本标准仅适用于采用U型管式蒸汽发生器的压水堆核电厂。
-
引用标准：
下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单（不包括勘误的内容）或修订版均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。
ＥＪ／Ｔ４２１ 三十万千瓦压水堆核电厂 核级高效碘吸附器
相关标准
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代替标准：
GB/T 13976-1992
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引用标准：
EJ/T 421
相关部门
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起草单位：
上海核工程研究设计院
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归口单位：
全国核能标准化技术委员会
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主管部门：
全国核能标准化技术委员会
相关人员
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