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GB／T 41582-2022 核电厂事故源项快速估算方法.pdf

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； RDF(i.j) 核素i在第i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核电厂事故源项估算方法包括：

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EJ/T 733-1992 反应堆燃料棒表面铀沾污测定方法，若核素通过安全壳释放到环 境，则接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，再接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劳通安全壳，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素活度，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，在进行事故源项估算时应兼顾结果的不确定性

表3不同源项估算方法考虑的释放途径

A.1功率和燃耗修正法

A.1功率和燃耗修正法

A.1.1估算实际功率堆芯积存量

Ref 相同功率参考积存量，单位为贝可勒尔（Bq）； IRMW 一一参考燃耗深度，单位功率参考积存量，单位为贝可勒尔每兆瓦（Bq/MW）； Power 反应堆热功率，单位为兆瓦（MW）

燃耗修正主要考惠裂变 修正半衰期超过1年的放 核素的积存量。实际燃耗下的积在 素），按公式（A.2)计算：

Icore 堆芯积存量，单位为贝可勒尔（Bq）； IRef 相同功率参考积存量，单位为贝可勒尔(Bq)； Burnup实际一 堆芯燃耗，单位为兆瓦日每吨铀（MWD/tU)； BurnUPRef 反应堆参考燃耗深度，单位为兆瓦日每吨铀（MWD/tU） 对于其他半衰期小于1年的放射性核素，不用做燃耗修正。

A.2.1堆芯中积存量

堆芯中积存量，按公式（A.3)计算：

某一批次燃料首次辐照期间裂变产物的生成量

A,(ZT)=ZA(ZT)

A(T.)=A(T)e^,T:+DA ................

首先计算该时段开始时刻的等效时间，等效时间是该批燃料贡献功率、核素半衰期的函数 效时间按公式（A.12）计算：

^;A,(Tm) ft= A P/P

........(A..12)

应堆堆芯积存量估算核素生成率，按公式（A.14)估

A.2.5某批次燃料的平均功率

每一批燃料在反应堆中的功率，按照该批燃料组件数占堆芯燃料组件数的份额和堆芯功率来确定，

某一批燃料在某个时间段内的功率，按公式（A,15)计算：

P1 ：——第k批燃料组件在时段i期间的平均功率，单位为兆瓦(MW)； Power.第i个时段堆芯平均功率，单位为兆瓦(MW)； NOA 第瓦批燃料组件数； TOA 堆芯总的燃料组件数。

Pi=Power; × NOA TOA

B.1事故后一回路冷却剂活度

事故后一回路冷却剂活度，按公式(B.1)计算

核电厂事故释放源项实时估算中的主要参数计

I'alt =RIore +CNorelt X M

=RIore + CNorelt X Met ...........B.

堆芯释放份额按公式（B.2）计算：

Fifrne = F damagefrne X F i,releasefne ·(B.2 式中： Fi,fre 放射性核素i释放份额，无量纲； F damgefne 损伤部分占堆芯燃料份额，无量纲； Fi.relastine 包壳失效或堆芯熔化部分核素i释放份额，无量纲

Fi,ftre 放射性核素i释放份额，无量纲； F damageiae 损伤部分占堆芯燃料份额，无量纲； Fiorlanine 包壳失效或堆芯熔化部分核素i释放份额，无量纲

B.3安全壳过滤排放环境释放

安全壳过滤排放系统向环境释放量按公式（B.3）计算

1破口尺寸已知时，安全壳质量泄漏率MFR（t）按

MFR(t)—t时刻安全壳质量泄漏率，单位为千克每秒(kg/s)； 一取0.63，是一个在范围0.59

R(t)——t时刻安全壳质量泄漏率，单位为千克每秒(kg/s)； 一取0.63，是一个在范围0.59

D 破口的等效直径，单位为米（m）； P 一安全壳空气密度，单位为千克每立方米（kg/m"）； P(t) 一t时刻安全壳的压力，单位为帕(Pa)； P， 破口外侧压力，单位为帕(Pa）。 利用安全壳湿空气压力、温度和相对湿度计算安全壳湿空气密度，按公式(B.5)计算

B.5蒸汽发生器传热管破裂事故源项释放途径

一回路冷却剂质量按公式（B.7)计算：

Melt (t)=Melt (t。) + [SInjpri (t) Leakpri (t) Jdt ·(B.7

IsG（△T) 释放步长△T内向蒸汽发生器泄漏核素i的量，单位为贝可勒尔（Bq）； T 一时间长度，单位为秒（s）； I 一冷却剂中核素i的积存量，单位为贝可勒尔（Bq）； LFpr（△T）一释放步长△T内一回路冷却剂泄漏份额[计算公式见（B.9)]，无量纲，0～1。 对于情性气体，一回路不再滞留放射性核素，堆芯释放后直接通过蒸汽发生器破口，释放到二次侧 中，泄漏份额为100%。 对于非惰性气体，一回路冷却剂泄漏份额，按公式（B.9）计算：

LFpr (△T) = Met(t)

【环境（△T）=F冷 m(t)Steamsc(t)dt ..(B.10) F冷诞二 1.0非冷凝排放 ·(B.11) 10.05冷凝排放

I（△T)=IXLF（△T) .........

I环境（△T）一—△T时段向环境释放的气载放射性核素i的活度，单位为贝可勘尔（Bq)； Idt —冷却剂中核素i的积存量，单位为贝可勒尔(Bq)； LFpr（△T）—释放步长△T内一回路冷却剂泄漏份额[计算公式见（B.9)]，无量纲，0～1 蒸汽中非情性气体，核素浓度按公式（B.13)计算：

(0.02CsG.water(t) 破口在二次侧水面之下 CsG.steam (t) = [0.50Ckc.wtar（t）破口在二次侧水面之上

me (t) = I'sc (t) MsG.see (t)

式中： MsG.se(t) t时刻蒸汽发生器二次侧水装量，单位千克(kg)； MsG.ne(to) 初始t。时刻二次侧水装量，单位为于克（kg）：

B.6安全壳旁通释放途径

LRpr (T) = BypasSpri (t) M..(t)

Ilt X LRpri (△T) 情性气体 【核辅扇（△T)二 .........(B.17) I'aXLRpri (AT)X Faplate out 非情性气体

I孩轴助 (△T) △T时段向辅助厂房泄漏量，单位为贝可勒尔（Bq）； LRpri (△T) △T时段一回路（pri)冷却剂(clt)泄漏份额； Iat 回路（pri)冷却剂（clt)中核素i的积存量，单位为贝可勒尔(Bq） Faltecat 非情性气体低压系统沉积，减弱因子，0.4。

37放射性衰变及其子位

A,(t)=A,(0)e^,

faΛdl A,(0) (epte') 入d二入

GB/T415822022

放射性衰变及其子体增长使用简化的的衰变链。衰变链简化过程将长寿命母核和短寿命子体作为 个核素考虑，造成衰变链表的截断有以下三类原因： a）子体寿命非常长（相对50年来说）； b） 衰变链中出现的半衰期超过几分的情性气体子核： c）舍弃子核对总有效剂量贡献小于1%。 简化衰变链见表B.1

GB/T41582—2022

单层安全壳放射性核素的释放模型见图C.1。

NBSHT 0456-2014 特7号精密仪表脂附录C （资料性） 核电厂事故释放源项快速估算安全壳释放模型

图C.1单层安全壳放射性核素的释放模型

放射性核素由双壳安全壳释放到环境的参考模型见图C.2。

图C.2双层安全壳放射性核素的释放模型

放射性核素从安全壳向环境的释放量可由下述微分方程公式（C.3）、公式（C.4)和公式 得出：

DB34T 1538-2011 蜂蜜中杀草强残留量测定 液相色谱串联质谱法aA1 =R(+s++L)A dt