ICS 27.120 CCS F 70 中华人民共和国国家标准 GB/T41582—2022 核电厂事故源项快速估算方法 Fast estimationmethod of accident source termfor nuclear power plant 2023-02-01实施 2022-07-11发布 国家市场监督管理总局 发布 国家标准化管理委员会 GB/T41582—2022 目 次 前言 范围 规范性引用文件 3 术语和定义 源项估算的主要基础数据 4 4.1 堆芯积存量 4.2事故后一回路冷却剂活度 4.3堆芯释放份额 4.4 释放途径 4.5衰变及子体增长计算 5核电厂事故源项估算 附录A（资料性） 堆芯积存量估算方法 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 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 GB/T41582—2022 前言 本文件按照GB/T1.1一2020《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。 GB/T41582—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 2 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 coreinventory 堆芯燃料中包含的放射性核素组成及活度。 3.2 释放途径 releasepathway 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 reductionfacton 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 sourceterm 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， 源项估算的主要基础数据 4 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 GB/T41582—2022 4.3.2 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LOCA堆芯释放份额 压水堆堆芯积存量释放份额 核素组 包壳失效 堆芯熔化 压力容器熔穿早期 压力容器内晚期释放 (0.5 h)4 (1.3 h)a (2.0 h)a (10.0 h)a 惰性气体（Kr，Xe） 0.05 0.95 0 0 卤素(I,Br) so'0 0.35 0.25 0.1 碱金属（Cs，Rb) 0.05 0.25 0.35 0.1 碲组（Te，Sb，Se) 0 0.05 0.25 0.005 钡、锶（Ba，Sr） 0 0.02 0.1 0 贵金属（Ru，Rh，Pd，Mo，Te， 0.0025 0.0025 Co) 组(Ce，Pu，Np) 0.0005 0.005 0 系元素（La，Zr，Nd，Eu，Nb， 0 0.0002 0.005 0 Pm,Pr,Sm,Y,Cm,Am) 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 压水堆堆芯积存量释放份额 堆芯熔化阶段 核素组 包壳失效 熔穿阶段 (3.5 h) (1.5 h) (1.0 h) 2.5 h 1 h 惰性气体 0.0433 0.7080 0.2360 0.0067 碘(I) 0 0.665 0 0.2220 0.167 0 碲(Te) 0 0.6560 0.2190 0.0133 (Cs)，铆(Rb) 0 0.623 0 0.2080 0.013 3 锑(Sb) 0.5550 0.1850 0.0167 钼(Mo) 0 0.155 0 0.0517 0.0033 钡(Ba)，锶(Sr) 0 0 0.0433 钉(Ru) 0 0.015 0 0.0500 0 铺(Ce)，(Np) 0 0 0.01 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 GB/T41582—2022 4.4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。 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。 通过安全壳过滤排放系统排放的计算方法见B.3。 4.4.2蒸汽发生器传热管破裂释放途径 对于蒸汽发生器传热管破裂事故，应将事故后主蒸汽隔离阀隔离汽轮机，蒸汽经冷凝后的核素向大 气环境释放，以及二次侧压力超过整定值，经主蒸汽安全阀或直接大气排放系统向环境释放两种释放途 径。蒸汽发生器传热管破裂事故源项计算方法见B.5。 4.4.3安全壳旁通释放途径 对于安全壳旁通类事故，应事故后一回路冷却剂直接释放到环境以及一回路冷却剂经过辅助厂房 泄漏到环境两种释放途径。安全壳旁通释放计算方法见B.6。 4.4.4直接环境释放释放途径 仅适用于烟排放流出物源项估算情景 4.5衰变及子体增长计算 核电厂事故源项实时估算过程应计算核素放射性衰变及其子体增长。计算公式见B.7，使用的衰 变链表见表B.1。 5核电厂事故源项估算 5.1核电厂严重事故源项分析，包括4个基本步骤： a）估算堆芯裂变产物积存量； b) 估算堆芯裂变产物释放份额； c） 估算从堆芯到环境释放途径中去除份额； d) 估算能够释放到环境的量。 5.2严重事故源项按公式（1）估算： I,=FPI, × CRF,×I IRDFi.)XEF, .(1) 3 GB/T41582—2022 式中： I, 核素i环境释放活度，单位为贝可勒尔（Bq）； FPI, 堆芯核素i的积存量，单位为贝可勒尔（Bq）； CRF, 堆芯核素i释放份额，无量纲； 核素i在第个减弱机制作用的减弱因子，无量纲； EF; 核素i环境释放份额。 5.3 3核电厂事故源项估算方法包括： 基于堆芯损伤状态源项估算； b) 基于冷却剂浓度源项估算： c) 基于安全壳空气取样源项估算； d) 基于核素释放速率或浓度以及流出物（混合物）释放速率等数据源项估算。 不同源项估算方法考虑的释放途径见表3。估算方法见B.3～B.6。 5.4基于堆芯损伤状态源项估算方法，按照4.1的方法确定堆芯积存量，若核素通过安全壳释放到环 境，则按照堆芯积存量和堆芯释放份额算出释放到安全壳内的份额，再按照安全壳的泄漏率估算核素的 环境释放活度：若核素通过蒸汽发生器或核素旁通安全壳，则估算核素的环境释放活度的计算方法见 B.5和B.6。 5.5基于冷却剂浓度的源项估算方法，按照4.2的方法确定一回路冷却剂活度，再按照放射性物质释 放途径估算核素的环境释放活度。该方法释放途径为蒸汽发生器传热管破裂和旁通两种释放途径，见 4.4.2和4.4.3。 5.6基于安全壳空气取样源项估算方法，采用安全壳空气取样浓度估算安全壳内的积存量，并按照安 全壳泄漏率估算释放到环境的核索活度，计算方法见附录D。 5.7基于核素释放速率源项估算方法，是利用通过烟窗排放的流出物的释放速率或浓度等数据估算环 境释放源项，释放途径为直接向环境释放。计算方法见附录E。 5.8基于流出物（混合物）释放速率源项估算方法，首先估算停堆时刻核素活度份额，然后按衰变规律 修正停堆后核素的活度份额，再按照流出物中核素的释放速率和停堆状态、取样时间和释放时间三者之 间的关系，估算释放速率。最后按照释放速率计算释放到环境的核素活度。该方法对应的释放途径为 直接释放到环境。计算方法见附录F。 5.9源项计算具有较大的不确定度，在进行事故源项估