轻水堆核电厂放射性固体废物处理系统技术规定简介

轻水堆核电厂放射性固体废物处理系统技术规定

The technical rules about solid radioactive waste processing systemfor light water reactor plants ( GB 9134-88 1988-09-01实施)

本标准规定了轻水堆核电厂放射性固体废物处理系统的设计、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固体废物处理系统的设计、建造和运行。对类似瓜堆的放射性固体废物处理系统变应参照使用。本标准中，放射性固体废物处理系统湿废物的起点是放射性废液处理系统的废树脂、过滤淤渣、蒸发浓缩液等的排出口；需要处理的各种干废物则由各废物产生点收集，经过初步包装后由专用容器或车辆送入本系统。本系统终点是处理后废物容器运往厂内暂存库的装车点。标准具体规定了“湿”“干”废物处理的系统设计和建造、质量保证、设备要求、系统布置、仪表及控制、处理能力和备用以及运行和维修等项要求。

本标准规定了压水堆核电厂反应堆堆内构件（以下简称“堆内构件”）材料、设计、制造和试验等方面的基本要求。本标准适用于压水堆核电厂反应堆堆内构件的设计和制造。

自1942年，恩里科·费米在芝加哥大学负责设计建造了人类历史上第一座核反应堆（Chicago Pile-1核反应堆）以来，世界上已经出现了各种各样的核电厂堆型。由于反应堆是一个非常复杂的系统，并且随着发展人们已经开发出了许多种不同结构、不同用途的反应堆，因此对反应堆的分类也无法简单的采用单一的一种方法进行。一般来说，反应堆会按照冷却剂、慢化剂、用途、中子能量等标准进行分类，如下表。

反应堆分类示意表

目前，最常见的分类方法是按冷却剂和慢化剂分类，大家比较熟悉的有压水堆、重水堆、高温气冷堆、钠冷快堆等。

（1）压水堆核电厂：以压水堆为热源的核电厂。它主要由核岛和常规岛组成。压水堆核电厂核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要包括汽轮机组及二回路等系统，其形式与常规火电厂类似。

（2）沸水堆核电厂：以沸水堆为热源的核电厂。沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。沸水堆核电厂系统有：主系统（包括反应堆）、蒸汽-给水系统、反应堆辅助系统等。

（3）重水堆核电厂：以重水堆为热源的核电厂。重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力容器式和压力管式两类。重水堆核电厂是发展较早的核电厂，有各种类别，但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电厂。

（4）钠冷快堆核电厂：由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电厂。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。

目前，世界上已商业运行的核电厂堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有1%~2%，但在快堆中，铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用，但考虑到各种损耗，可以认为，快堆可将铀资源的利用率提高到60%~70%。

2021年10月11日，《压水堆核电厂物项分级》发布。

2022年5月1日，《压水堆核电厂物项分级》实施。