GB-T 41582-2022 核电厂事故源项快速估算方法

书书书犐犆犛２７．１２０犆犆犛犉７０ /G21 /G22 /G23 /G24 /G25 /G26 /G27 /G27 /G28 /G29 /G2A 犌犅／犜４１５８２ — ２０２２ /G21 /G22 /G23 /G24 /G25 /G26 /G27 /G28 /G29 /G2A /G2B /G2C /G2D 犉犪狊狋犲狊狋犻犿犪狋犻狅狀犿犲狋犺狅犱狅犳犪犮犮犻犱犲狀狋狊狅狌狉犮犲狋犲狉犿犳狅狉狀狌犮犾犲犪狉狆狅狑犲狉狆犾犪狀狋　２０２２  ０７  １１ /G2E /G2F ２０２３  ０２  ０１ /G30 /G31 /G27 /G28 /G2B /G2C /G2D /G2E /G2F /G30 /G31 /G32 /G27 /G28 /G29 /G2A /G33 /G2F /G30 /G34 /G35 /G36 /G2E /G2F目　　次前言 Ⅰ ………………………………………………………………………………………………………… １　范围１ ……………………………………………………………………………………………………… ２　规范性引用文件１ ………………………………………………………………………………………… ３　术语和定义１ ……………………………………………………………………………………………… ４　源项估算的主要基础数据１ ……………………………………………………………………………… 　４．１　堆芯积存量１ ………………………………………………………………………………………… 　４．２　事故后一回路冷却剂活度１ ………………………………………………………………………… 　４．３　堆芯释放份额１ ……………………………………………………………………………………… 　４．４　释放途径３ …………………………………………………………………………………………… 　４．５　衰变及子体增长计算３ ……………………………………………………………………………… ５　核电厂事故源项估算３ …………………………………………………………………………………… 附录Ａ（资料性）　堆芯积存量估算方法５ ………………………………………………………………… 附录Ｂ（资料性）　核电厂事故释放源项实时估算中的主要参数计算方法９ …………………………… 附录Ｃ（资料性）　核电厂事故释放源项快速估算安全壳释放模型１８ …………………………………… 附录Ｄ（资料性）　基于安全壳空气取样源项估算方法２１ ………………………………………………… 附录Ｅ（资料性）　基于核素释放速率源项估算方法２２ …………………………………………………… 附录Ｆ（资料性）　基于流出物（混合物）释放速率的应急释放源项估算方法２３ ………………………… 参考文献２６ …………………………………………………………………………………………………… 犌犅／犜４１５８２ — ２０２２前　　言　　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。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。本文件由全国核能标准化技术委员会（ＳＡＣ／ＴＣ５８）提出并归口。本文件起草单位：中国辐射防护研究院、中国核电工程有限公司、中核核电运行管理有限公司、核工业标准化研究所。本文件主要起草人：冯宗洋、张建岗、杨亚鹏、龙亮、朱月龙、闫瑾、王任泽、薛娜、徐潇潇、贾林胜、朱琨、唐金金、郭建新、董芳芳、赵苏宇。 Ⅰ 犌犅／犜４１５８２ — ２０２２核电厂事故源项快速估算方法１　范围本文件描述了压水堆核电厂事故源项实时估算的方法。本文件适用于轻水慢化压力壳式反应堆核电厂事故气载放射性释放源项的快速估算。本文件不适用于乏燃料水池事故源项和基于源项监测反演的源项估算。２　规范性引用文件本文件没有规范性引用文件。３　术语和定义下列术语和定义适用于本文件。３．１　堆芯积存量　犮狅狉犲犻狀狏犲狀狋狅狉狔堆芯燃料中包含的放射性核素组成及活度。３．２　释放途径　狉犲犾犲犪狊犲狆犪狋犺狑犪狔放射性核素从生成位置到最终释放到环境所经历的迁移路径。３．３　减弱因子　狉犲犱狌犮狋犻狅狀犳犪犮狋狅狉放射性核素在受到某种减弱机制作用后所剩余可释放量与减弱机制作用前可释放量的比值。３．４　源项　狊狅狌狉犮犲狋犲狉犿释放到环境中的放射性核素的组成、形态、活度及其随时间的变化。４　源项估算的主要基础数据４．１　堆芯积存量４．１．１　堆芯积存量估算优先利用参数估计法，其次使用功率和燃耗修正法，最次使用反应堆安全分析报告中给出的堆芯积存量。４．１．２　可采用设计值，或可按附录Ａ中的参数估算法、功率和燃耗修正法来确定堆芯积存量。４．２　事故后一回路冷却剂活度优先采用事故后冷却剂取样分析的结果，取样分析结果不可获得时，可按照附录Ｂ中的公式（Ｂ．１）计算，得到事故源项估算采用的一回路冷却剂活度值。４．３　堆芯释放份额４．３．１　可用公式（Ｂ．２）计算堆芯释放的份额。１犌犅／犜４１５８２ — ２０２２４．３．２　失水事故（ＬＯＣＡ）后，按照表１中的数值估算堆芯释放份额。４．３．３　对于长期全厂断电事故，按照表２中的数值估算堆芯释放到安全壳份额。表１　压水堆大犔犗犆犃堆芯释放份额核素组压水堆堆芯积存量释放份额包壳失效（０．５ｈ）ａ堆芯熔化（１．３ｈ）ａ压力容器熔穿早期（２．０ｈ）ａ压力容器内晚期释放（１０．０ｈ）ａ惰性气体（Ｋｒ，Ｘｅ）０．０５０．９５００卤素（Ｉ，Ｂｒ）０．０５０．３５０．２５０．１碱金属（Ｃｓ，Ｒｂ）０．０５０．２５０．３５０．１碲组（Ｔｅ，Ｓｂ，Ｓｅ）００．０５０．２５０．００５钡、锶（Ｂａ，Ｓｒ）００．０２０．１０贵金属（Ｒｕ，Ｒｈ，Ｐｄ，Ｍｏ，Ｔｃ，Ｃｏ）００．００２５０．００２５０铈组（Ｃｅ，Ｐｕ，Ｎｐ）００．０００５０．００５０镧系元素（Ｌａ，Ｚｒ，Ｎｄ，Ｅｕ，Ｎｂ，Ｐｍ，Ｐｒ，Ｓｍ，Ｙ，Ｃｍ，Ａｍ）００．０００２０．００５０　　ａ不同释放时段持续释放时长，以堆芯裸露开始时刻为起点。表２　压水堆长期全厂断电事故下堆芯释放份额核素组压水堆堆芯积存量释放份额ａ包壳失效（１．５ｈ）堆芯熔化阶段（３．５ｈ）２．５ｈ１ｈ熔穿阶段（１．０ｈ）惰性气体０．０４３３０．７０８００．２３６００．００６７碘（Ｉ）００．６６５００．２２２００．１６７０碲（Ｔｅ）００．６５６００．２１９００．０１３３铯（Ｃｓ），铷（Ｒｂ）００．６２３００．２０８００．０１３３锑（Ｓｂ）００．５５５００．１８５００．０１６７钼（Ｍｏ）００．１５５００．０５１７０．００３３钡（Ｂａ），锶（Ｓｒ）００００．０４３３钌（Ｒｕ）００．０１５００．０５０００铈（Ｃｅ），镎（Ｎｐ）００００．０１　　ａ时间起点为堆芯裸露开始时刻。开始释放时间是堆芯裸露时间，本表中假定始发事件发生后，电池经历４ｈ耗尽，又过８ｈ堆芯开始释放。２犌犅／犜４１５８２ — ２０２２４．４　释放途径４．４．１　安全壳泄漏释放途径４．４．１．１　对于设计有单层安全壳的核电厂，考虑安全壳中的衰变、自然去除、喷淋等去除作用。安全壳泄漏率可采用设计泄漏率，或可按Ｂ．４计算得出。单层安全壳释放途径及模型见附录Ｃ中的Ｃ．１。４．４．１．２　对于设计有密封性双层安全壳结构的核电厂，考虑内层安全壳中的核素衰变、自然去除、喷淋、环形空间内安全壳空气净化系统等去除作用，以及直接环境泄漏和安全壳环形空间过滤释放等释放途径。双层安全壳泄漏率可采用设计泄漏率，或可按Ｂ．４的方法计算得出，其释放途径及模型见Ｃ．２。此外，双层安全壳泄漏还应注意以下情形。ａ）　若外层安全壳设计有专设安全设施过滤系统，注意在维持技术规格书规定的负压状态期间，对内层安全壳泄漏放射性核素进行收集和处理时的泄漏。考虑环形空间内的气载放射性核素均匀分布。ｂ）环形空间一定份额（典型可取１０％）的放射性核素直接旁通到环境。４．４．１