压水堆核电厂电离辐射屏蔽材料选用导则-征求意见稿.docx

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1、ICS点击此处添加ICS号CCS点击此处添加CCS号T/CEPPC中国电力发展促进会团体标准TCEPPCXXXX-XXXX压水堆核电厂电离辐射屏蔽材料选用导则Guideforselectionofionizingradiationshieldingmaterialforpressurizedwaterreactor（工作组讨论稿）在提交反馈意见时，请将您知道的相关专利连同支持性文件一并附上。XXXX -XX-XX 发布XXXX-XX-XX实施中国电力发展促进会发布目次1范围12规范性引用文件13术语和定义24总体要求35混凝土46钢铁77铅98其他金属屏蔽材料109高效中子屏蔽材料（硼、锂、L

2、）13IO石墨13Il有机材料1412复合屏蔽材料1613贯穿（孔洞）封堵屏蔽材料1614屏蔽玻璃17附录A（资料性）常规电离辐射屏蔽材料的主要特性19附录B（资料性附录）预制屏蔽碎块及其拼接组合方式27附录C（资料性附录）铅或铅睇合金硬度28附录D（资料性附录）屏蔽玻璃组分及部分性能指标29本文件按照GB/T1.1-2020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。本文件由核工业标准化研究所提出。本文件由中国电力发展促进会归口。本文件起草单位：中国核电工程有限公司本文件主要起草人：*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。压水堆核电厂电离

3、辐射屏蔽材料选用导则1范围本标准提供了核设施常规电离辐射屏蔽材料选取和应用的指导和建议,给出了与材料屏蔽特性和应用相关的信息。本标准适用于指导核设施设计、调试、运行和退役期间的常规电离辐射屏蔽材料的选取和应用。2规范性引用文件下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件，仅所注日期的版本适用于本文件。凡是不注日期的引用文件，其最新版本(包括所有的修改单)适用于本文件。GB12163用于防护电离辐射的50mm和IoOmm厚墙的铅屏蔽构件GB18871电离辐射防护与辐射源安全基本标准GB38452手部防护电离辐射及放射性污染物防护手套GB50011建筑抗震设计规范GB50204混凝土

4、结构工程施工质量验收规范GB50267核电厂抗震设计标准GB50429铝合金结构设计规范GB6566建筑材料放射性核素限量GJB3420贫化铀金属锭规范GB/T11115聚乙烯(PE)树脂GB/T11352一般工程用铸造碳钢件GB/T1177铸造镁合金GB/T1348球墨铸铁件GB/T13820镁合金铸件GB/T1470铅及铅睇合金板GB/T17107锻件用结构钢牌号和力学性能GB/T20878不锈钢和耐热钢牌号及化学成分GB/T22095铸铁平板GB/T25748压铸镁合金GB/T26637镁合金锻件GB/T26648奥氏体铸铁件GB/T26725超细碳化鸽粉GB/T26726超细鹤粉GB/

5、T27677铝中间合金GB/T31204熔模铸造碳钢件GB/T3190变形铝及铝合金化学成分GB/T32679超高分子量聚乙烯(PE-UHMW)树脂GB/T3458鹤粉GB/T37681大型铸钢件通用技术规范GB/T3875鹤板GB/T3880.1一般工业用铝及铝合金板、带材第1部分:一般要求GB/T40408高温气冷堆堆内构件用核级等静压石墨GB/T41054高性能混凝土技术条件GB4295碳化鸨粉GB/T50476混凝土结构耐久性设计标准GB/T50557重晶石防辐射混凝土应用技术规范GBfT5153变形镁及镁合金牌号和化学成分GBZT5154镁及镁合金板、带材GB/T5612铸铁牌号表示

6、方法GBfT5613铸钢牌号表示方法GB/T5682硼铁GB/T6891铝及铝合金压型板GB/T8733铸造铝合金锭GB/T9439灰铸铁件GBZT9440可锻铸铁件EJ/T168核设备用不锈钢锻件EJ/T20077铅硼聚乙烯板规范EJ/T543核级三氧化二轧粉末技术条件HG20531铸钢、铸铁容器HG/T5645胶乳防岚手套JB/T2750高纯石墨JGJ/T385高性能混凝土评价标准JGJ/T395铸钢结构技术规程NB/T20012压水堆核电厂核安全相关混凝土结构设计规范NB/T20160压水堆核电厂不锈钢水池覆面施工技术规程NBfT47002.1压力容器用复合板第1部分：不锈钢钢复合板YB

7、/T2818石墨块YBZT4379等静压石墨YB/T4746铸造用等静压石墨YB/T5149铸钢丸YBf5151铸铁丸YB/T5152铸铁砂YS/T1148铝基高比重合金YS/T1478铝基碳化硼中子吸收材料YSZT636铅及铅睇合金棒和线材YS/T659鸽及铝合金加工产品牌号和化学成分中华人民共和国核材料管制条例核材料管制条例实施细则3术语和定义下列术语和定义适用于本文件。3. 1中子注量率neutronfluencerate单位时间内进入以空间某点为中心的适当小球体的中子数除以该球体的最大截面积所得的商，单位ncm2s,防辐射混凝土radiationshieldingconcrete为提升

8、对电离辐射的屏蔽性能添加了重骨料和中子屏蔽材料等特定组分的混凝土,干表观密度超过2500kgm3,亦称生物屏蔽重混凝土。4总体要求3.1 核设施选用的屏蔽材料应遵循辐射防护原则与要求，以确保有关人员免受超过国家规定剂量限值的辐射照射，并使辐射照射保持在合理、可行和尽可能低的水平。常规电离辐射屏蔽材料参见附录A。3.2 在确保安全的前提下，屏蔽材料的选用应遵循辐射防护最优化原则，通过现有可行技术合理实现缩小体积、减轻重量和降低造价，并利于加工、制造、安装、建造、运行、操作、运输、检维修、拆除和更换。3.3 要求具备屏蔽功能的核设施主体结构、建构筑物、系统、设备和装置等，应在满足其主体功能和基本性

9、能指标范围内选用屏蔽材料。4. 4宜根据工程要求和具体条件，选择浇筑、铸造、3D打印或聚合等加式制造，或对现存材料体切削、车铳或分割等减式制造。4.1 核设施屏蔽材料的选择应考虑辐射源特征、材料与辐射的相互作用，并综合考虑材料的其他性能（机械性能、与其他材料的相容性，结构特性）、服役环境条件，以及空间和重量的限制等因素。4.2 应根据辐射特征和服役环境条件，确保屏蔽材料的屏蔽性能、耐辐照性能、辐照稳定性、核热稳定性、辐照损伤、温湿度、防火性能、耐（酸碱）腐蚀性能、老化、变性、放射性物质吸附渗透和感生放射性能够满足设计要求。4.3 在核设施运行寿期内，屏蔽材料性能应能始终满足设计要求。应选用性能

10、稳定、无毒、无特殊气味、容易获得、运输方便的材料，且材料不受服役环境中各因素影响而产生物理、化学危害或有毒物质。4.4 应根据防护用途和目的（如作为永久屏蔽、临时屏蔽或防护用品）合理选择屏蔽材料。4.5 对于存在多种辐射类型的混合辐射场，应依据辐射源具体特征（如各种射线的总强度、能谱）选择复合型屏蔽材料或选择采用多种材料的组合。4.6 选用放射性物质组成或含有放射性物质的屏蔽材料（如贫化铀屏蔽体），应充分考虑辐射与屏蔽材料的作用及可能产生的次级辐射，以及材料自身和经辐照作用后放射性对人和环境的影响，确保核与辐射安全。4.7 用于核设施建造的建筑材料中的放射性核素含量应满足GB6566的限量规定

11、。4.8 核设施屏蔽系统及材料的选用应适当考虑纵深防御、固有安全和本质安全。为防止可能引起照射的事故和减轻事故的后果，采取与异常工况、潜在照射的大小和可能性相适应的多层屏蔽防护与安全措施（即纵深防御），以确保当某一层次的屏蔽防御措施失效时，可由下一层次的屏蔽防御措施予以弥补或纠正。4.9 对于要求具备安保功能的屏蔽防护设施和设备，选用的屏蔽材料应满足安保设计要求。4.10 部分屏蔽材料最终会成为放射性废物，应基于核设施特征综合考虑屏蔽材料的选用，实现放射性废物最小化，减少对后代健康和环境的影响。4.11 设计中选用的屏蔽材料，应做便于退役的考虑，不对后期的正常退役带来明显不利影响，不给后代带来

12、超过当代可合理接受的负担。4.12 在可选择的屏蔽材料范围内，应综合权衡材料本身成本与配套设施或设备的整体造价，以及几何尺寸、体积、重量、施工难度和建造时间等重要因素。对于重要设施设备或系统、高强度辐射、强贯穿辐射（如中子）、混合辐射或可能产生较强次级辐射的屏蔽，不宜单纯因屏蔽材料本身成本问题而影响材料的选用。4.13 为使屏蔽材料在服役环境中达到更好的工程应用效果，可采取适当的措施保护和保养，使其在服役寿期内维持良好的性能水平。4.14 应对被放射性物质污染和（或）存在感生放射性（如被中子活化）的屏蔽材料而产生的放射性废物进行分类。对于准予豁免或解控的中等质量（不超过1吨）及以下的放射性物质

13、（或物料）活度浓度的豁免或解控水平应满足GB18871中的相关规定，对于准予豁免或解控的大批量（大于1吨）的放射性物质（或物料）活度浓度的豁免或解控水平应满足GB27742中的相关规定。5混凝土5.1 普通混凝土5.1.1 一般要求5.1.1.1 屏蔽效果应达到工程辐射屏蔽设计目标要求，结构材料应满足结构设计要求。5.1.1.2 服役环境满足以下条件时，可不进行特定限制：a）材料常时温度不超过-20C65C范围，瞬时极限温度不超过150；b）辐射入射面的总辐射能量注量率不超过10MeV/（cm2s）；c）无酸、碱、盐或其他金属物质等腐蚀；d）环境气氛介质中无人工放射性物质；e）无水和（或）其他

14、液体浸泡。5.1.1.3 用于反应堆、加速器、射线装置或辐射发生器等高强度辐射屏蔽的混凝土,应在设计中分析其辐照稳定性、次级辐射和感生放射性（如中子活化），确保寿期内混凝土结构安全，并使屏蔽体外人和环境的辐射影响控制在可接受的范围内。5.1.1.4 混凝土屏蔽分析可根据具体情况，选用当前较为成熟且应用较为广泛的点核积分、离散纵标和（或）蒙特卡罗方法，并且应配套使用评价核数据库的当前经验证认可的有效版本。如采用其它方法，应证明所采用的方法不低于上述方法的工程应用可靠性和精度。5.1.1.5 工程实际中混凝土材料和密度无法达到完全的均匀密实，混凝土屏蔽设计和分析中应做适当的包络性和保守性考虑。5.

15、1.1.6 放射性厂房或建构筑物不应存在贯通混凝土屏蔽结构体厚度方向的裂缝。5.1.1.7 应分析混凝土与其他屏蔽材料交界处或结合部位的屏蔽效果；对于屏蔽效果减弱的情况，应设计适当的屏蔽补偿措施。5.1.1.8 放射性厂房混凝土墙体施工缝不得留设平缝，应设置为凹凸企口缝。5.1.1.9 下列混凝土屏蔽结构体不应留设施工缝：a）用于屏蔽反应堆、加速器、射线装置或辐射发生器等产生的高强度辐射；b）存在临界及其他重大安全风险、中高放料液和废物贮存、以及无法倒空的设备室或热室墙体；c）存在或潜在高气载放射性污染风险的厂房，如后处理产品产生热室等。5.1.1.10 对于4.1.1.8中规定典型设施和厂房，如由于特殊原