1、中华人民共和国国家环境保护标准 HJ 8422017 压水堆核电厂应急相关参数 Emergency-related parameters for presurrized water reactor nuclear power plants 2017-07-07 发布 2017-08-01 实施 环 境 保 护 部 发 布 HJ 8422017 i 中华人民共和国环境保护部公 告2017 年 第 30 号 为贯彻核安全与放射性污染防治有关法律法规要求，推进相关工作标准化，现批准环境样品中微量铀的分析方法等五项标准为国家环境保护标准，并予发布。标准名称、编号如下：一、环境样品中微量铀的分析方法（H
2、J 8402017）；二、水、牛奶、植物、动物甲状腺中碘-131 的分析方法（HJ 8412017）；三、压水堆核电厂应急相关参数（HJ 8422017）；四、研究堆应急相关参数（HJ 8432017）；五、核燃料循环设施应急相关参数（HJ 8442017）。以上标准自2017年8月1日起实施，由中国环境出版社出版，标准内容可在环境保护部网站（ 676886）、土壤中铀的测定 CL-5209 萃淋树脂分离 2-（5-溴-2-吡啶偶氮）-5-二乙氨基苯酚分光光度法（GB 11220.189）、生物样品灰中铀的测定 激光液体荧光法（GB 11223.289）、生物样品灰中铀的测定 固体荧光法（GB
3、 11223.189）、空气中微量铀的分析方法 TBP 萃取荧光法（GB 1237890）、空气中微量铀的分析方法 激光荧光法（GB 1237790）、水中碘-131 的分析方法（GB/T 1327291）、牛奶中碘-131 的分析方法（GB/T 1467493）、植物、动物甲状腺中碘-131 的分析方法（GB/T 1327391）自 2017 年 8 月 1 日起废止。特此公告。环境保护部2017 年 7 月 7 日 HJ 8422017 iii 目 次 前 言.iv 1 适用范围.1 2 规范性引用文件.1 3 术语和定义.1 4 总则.1 5 数据内容.2 6 应急相关参数示例.3 附录
4、 A（规范性附录）压水堆核电厂应急相关参数.4 附录 B（资料性附录）AP1000 机组应急相关参数示例.12 附录 C（资料性附录）EPR 机组应急相关参数示例.19 附录 D（资料性附录）M310 机组应急相关参数示例.26 附录 E（资料性附录）VVER 机组应急相关参数示例.33 附录 F（资料性附录）CNP300 机组应急相关参数示例.40 HJ 8422017 iv 前 言 为贯彻中华人民共和国环境保护法 中华人民共和国放射性污染防治法和中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例，保护环境，保障人体健康，规范压水堆核电厂应急相关参数，制定本标准。本标准规定了压水堆核电厂应急相关参数的
5、范围、内容、格式。本标准的附录 A 为规范性附录，附录 BF 为资料性附录。本标准由环境保护部核设施安全监管司、科技标准司组织制订。本标准主要起草单位：环境保护部核与辐射安全中心、苏州热工研究院有限公司。本标准环境保护部 2017 年 7 月 7 日批准。本标准自 2017 年 8 月 1 日起实施。本标准由环境保护部解释。HJ 8422017 1 压水堆核电厂应急相关参数 1 适用范围 本标准规定了压水堆核电厂应急相关参数的范围、内容和格式。本标准适用于压水堆核电厂应急相关参数的确定，其他堆型核电厂可参照执行。2 规范性引用文件 本标准引用了下列文件或其中的条款，凡是注明日期的引用文件，仅所
6、注日期的版本适用于本标准。凡是未注明日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本标准。HAF 102 核动力厂设计安全规定 HAF 002/01 核电厂营运单位的应急准备和应急响应 HAD 002/012010 核动力厂营运单位的应急准备和应急响应 3 术语和定义 下列术语和定义适用于本标准。3.1 应急 emergency 需要立即采取某些超出正常工作程序的行动以避免核电厂核事故发生或缓解事故可能产生的后果的状态。有时又称为紧急状态。同时，也是泛指立即采取超出正常工作程序的行动。3.2 应急相关参数 emergency-related parameters 核事故应急准备和响应需要
7、使用的参数，应急相关参数可分为设计参数、实时参数和其他测量参数。4 总则 4.1 目的 为了提高国家核安全监管部门对核电厂的应急监管水平，规范压水堆核电厂营运单位向国家核安全监管部门提供的应急相关参数。4.2 原则 压水堆核电厂营运单位向国家核安全监管部门提供的应急相关参数，应能充分反映压水堆核电厂的实际状态、事故发展进程、辐射水平及环境影响，满足国家核安全监管部门对核电厂核事故应急监督管理的要求。HJ 8422017 2 4.3 用途 本标准中规定的应急相关参数主要用于压水堆核电厂核事故应急，如应急状态分级、堆芯损伤评价、事故后果评价等。4.4 分类 根据参数随时间变化的特点以及获取来源，压
8、水堆核电厂应急相关参数分为设计参数、实时参数和其他测量参数等。本标准中设计参数指的是压水堆核电厂已确定且与应急相关的静态参数，实时参数指的是压水堆核电厂在运行期间与应急相关的实时监测的动态参数，其他测量参数指的是压水堆核电厂在运行期间与应急相关的非实时监测的动态参数。5 数据内容 5.1 设计参数 压水堆核电厂重要的设计参数包括以下内容。机组：额定热功率。堆芯：堆芯积存量、燃料组件数、堆芯热功率、堆芯活性区高度、堆芯燃料平均线功率、压力容器设计温度。一回路：额定一回路冷却剂流量、反应堆冷却剂系统总容积、稳压器安全阀开启压力。二回路：二回路蒸汽流量（额定功率）、蒸汽发生器水装量、蒸汽发生器出口蒸
9、汽压力（额定功率）、蒸汽最大湿度（额定功率）、给水温度（额定功率）、蒸发器安全阀开启压力。安全壳：安全壳内径、安全壳内总容积、安全壳内自由空间容积、安全壳设计压力（绝对）、安全壳设计温度、安全壳设计泄漏率。安注系统：高压安注泵作上充泵时额定流量、高压安注时的最大流量、低压安注额定流量。压水堆核电厂设计参数说明参见附录 A 表 A.1。附录中重要度标为“”的是必须提供的参数，重要度为空的可根据压水堆核电厂的实际情况自由选择，下同。5.2 实时参数 压水堆核电厂重要的实时参数包括以下内容。机组：机组热功率、机组核功率、机组电功率。堆芯：中间量程中子通量、源量程中子通量、紧急停堆状态、堆芯出口温度、
10、反应堆冷却剂饱和裕度。一回路：一回路硼浓度、反应堆冷却剂系统放射性水平、反应堆冷却剂系统压力、反应堆冷却剂系统流量、稳压器水位、稳压器卸压阀开度、稳压器安全阀开度。二回路：主给水流量、蒸汽流量、蒸汽发生器压力、蒸汽发生器液位（宽量程）、蒸汽发生器液位（窄量程）、蒸汽发生器蒸汽放射性水平、蒸汽发生器安全阀开度、蒸汽发生器泄漏率、汽轮机旁排放阀开度、大气释放阀开度、冷凝器抽气放射性水平、冷凝器压力。核辅助系统：化容系统上充流量、化容系统下泄流量、化容系统容积控制箱液位、主冷却剂泵轴封水流量、除盐水箱水位、重要厂用水流量。安全壳：安全壳内压力（宽量程）、安全壳内压力（窄量程）、安全壳内温度、安全壳空
11、气辐射水平、安全壳氢浓度、安全壳隔离状态、安全壳地坑水位、安全壳地坑水温度、安全壳喷淋状态、安全壳HJ 8422017 3 喷淋流量、换料水池辐射水平。安注系统：换料水箱水位、低压安注水流量、高压安注水流量（直接注入）、高压安注水流量（经硼注入箱）、安注热段流量、安注冷段流量、安注箱水位、安注箱压力。放射性控制：主控室辐射水平、烟囱流出物放射性水平（惰性气体）（窄量程）、烟囱流出物放射性水平（惰性气体）（宽量程）。乏燃料水池：乏燃料贮存值、乏燃料水池水位、乏燃料水池温度、乏燃料厂房辐射水平。辐射站：剂量率。地面气象站：风向、风速。厂区气象塔：风向、风速。压水堆核电厂实时参数说明参见附录 A 表
12、 A.2。5.3 其他测量参数 压水堆核电厂重要的其他测量参数包括以下内容。环境监测：环境辐射空气吸收剂量率、地表剂量率。取样监测：地面沉积核素活度浓度、空气中气溶胶活度浓度、空气中碘活度浓度、一回路冷却剂131I 当量比活度、一回路总活度浓度、安全壳内空气总活度浓度。压水堆核电厂其他测量参数说明参见附录 A 表 A.3。6 应急相关参数示例 本标准附录 B附录 F 示例性地给出了典型压水堆核电机组应急相关参数。HJ 8422017 4 附 录 A（规范性附录）压水堆核电厂应急相关参数 表 A.1 给出了压水堆核电厂营运单位向国家核安全监管部门提供的设计参数，表 A.2 给出了压水堆核电厂营运
13、单位向国家核安全监管部门提供的实时参数，表 A.3 给出了压水堆核电厂营运单位向国家核安全监管部门提供的其他测量参数。表 A.1 压水堆核电厂设计参数说明表 系统 参数 单位 重要度 备注 额定热功率 MWth 在额定功率情况下，核反应堆堆芯释热功率与核蒸汽供应系统各设备产热功率之和 机组 额定输出电功率 MWe 机组发电机端的输出功率 堆芯积存量 Bq 核电厂设计报告给出的平衡循环寿期末反应堆内放射性核素的积存量 燃料组件数 个 堆芯内燃料组件数量 堆芯热功率 MWth 核反应堆堆芯释热功率 单个燃料组件中燃料棒个数 根 燃料组件中燃料元件数量 单个燃料组件中控制棒数 根 燃料组件中用于控制
14、反应堆的控制棒数量 燃料组件排列 燃料组件内燃料棒排列形式（如 1717）第一个燃料循环燃料铀富集度%反应堆第一个燃料循环时各区的铀富集度 平衡后新装燃料铀富集度%反应堆平衡循环起新加载燃料棒的铀富集度 铀装载总量 t 堆芯内装载燃料棒铀质量 堆芯活性区高度 m 燃料组件活性区域的高度 堆芯等效直径 m 与反应堆堆芯实际截面面积相等的圆的直径 堆芯功率密度 kW/cm3 堆芯释热功率与堆芯体积之比 堆芯燃料平均线功率 W/cm 堆芯燃料棒单位长度释热功率 堆芯传热面积 m2 堆芯燃料棒与冷却剂之间的换热面积 堆芯平均热流密度 W/m2 堆芯通过单位面积传递的热功率 燃料组件外形尺度 mm 燃料
15、组件外形尺寸参数（长、宽、高）压力容器内径 mm 压力容器内部直径 压力容器设计压力（绝对）MPa 压力容器设计的最高压力（绝对）压力容器设计温度 正常情况下，设定的压力容器金属截面的温度平均值 换料周期 月 核电厂正常运行情况下两次停堆换料之间的时间间隔 堆芯 燃料中心峰值温度 燃料棒芯块中心温度最高值 额定一回路冷却剂流量 kg/s 额定功率下各个反应堆冷却剂系统冷却剂环路流量的设计值 反应堆冷却剂压力 MPa 额定功率下反应堆冷却剂系统主管道压力设计值 额定功率环路冷段温度 核电厂额定功率运行时，反应堆冷却剂系统冷段管冷却剂温度设计值 额定功率环路热段温度 核电厂额定功率运行时，反应堆冷
16、却剂系统热段管冷却剂温度设计值 一回路 额定功率环路平均温度 核电厂额定功率运行时，冷段温度与热段温度的平均值 HJ 8422017 5 续表 系统 参数 单位 重要度 备注 反应堆冷却剂系统总容积 m3 反应堆冷却剂系统内冷却剂的总装载量 反应堆冷却剂系统设计压力（绝对）MPa 反应堆冷却剂系统设计承受的压力（绝对）反应堆冷却剂系统设计温度 反应堆冷却剂系统管道金属截面的温度平均值 主冷却剂泵轴封水注入量 m3/h 主冷却剂泵运行过程中，用于机械密封的水的注入速率 稳压器设计温度 稳压器能够承受的最大沿稳压器截面的温度平均值 稳压器设计压力 MPa 稳压器设计的最高压力（绝对）稳压器安全阀数量 稳压器上部安全阀的数量 稳压器安全阀开启压力 MPa 触发稳压器安全阀开启的设计压力 电加热器功率 W 稳压器内电加热器单位时间内提供的热量 仅电加热器的升温速率/h 仅稳压器的电加热器工作使反应堆冷却剂系统升温时，单位时间内系统的温升 稳压器额定负荷时蒸汽容积 m3 核电厂额定负荷运行时，稳压器内气相容积 稳压器额定负荷时水容积 m3 核电厂额定负荷运行时，稳压器内液相体积 稳压器连续喷淋流