NB／T 20444-2017RK 标准规范下载简介：

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NB／T 20444-2017RK 压水堆核电厂设计基准事故源项分析准则

5.2.1应对各事故进行保等分析，论证其导致燃料熔化的可能性。对于可能发生燃料熔化的事故，应评 估熔化现象造成的放射性释放份额。 5.2.2若设计基准事故分析结果表明，预期堆芯不会发生熔化，则可仅考虑间隙释放。LOCA后堆芯放 射性裂变产物间隙释放份额见表2。 5.2.3非LOCA类事故放射性释放应考虑燃料包壳间隙中裂变产物及包壳破损份额，间隙中裂变产物份 额见表3。包壳破损份额应结合具体事故进行分析

表2LOCA堆芯放射性裂变产物释放份额

CB/T 4444-2017 船用菌形通风筒表3非LOCA间隙中裂变产物份客

注：表2及表3所列数据适用于UO,燃料、且最大燃料棒燃耗低于62GWD/MTU反应堆。对于弹棒事故，所有碘和 体的间隙份额取10%

体的间隙份额取10%

伴有燃料破损的事故发生后燃料中的裂变产物即开始释放。对于LOCA，释放开始时间和持续时间 见表4，释放方式为线性释放或瞬时释放，采用先漏后破技术的核电厂，间隙释放开始时间可取事故后 10min。

表4LOCA堆芯放射性裂变产物释放时间

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从反应堆冷却剂系统释放到安全壳的碘（来自包壳间隙和燃料）的形态为95%的粒子态（碘化） 4.85%的元素态，0.15%的有机态。除了元素碘、有机碘和惰性气体外，其它裂变产物均假设为粒子态。 裂变产物释放之后的迁移过程中，其化学形态构成可能发生改变，应结合具体事故具体分析。

6各类设计基准事故源项分析技术细则

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A.2安全壳内放射性迁移及释放

A.3双层安全壳相关假设

A.3.1若第二层安全壳处于技术规格书中规定的负压期间，从第一层安全壳释放的气载放射性核素将 被收集，经ESF过滤后，由第二层安全壳排风系统释放到环境中。 A.3.2若第二层安全壳并非处于技术规格书中规定的负压期间，应假设从第一层安全壳释放的气载放 射性核素直接释放到环境中，并采用地面释放方式。 A.3.3若从第一层安全壳泄漏的放射性可以在第二层安全壳内充分混合，可以考虑第二层安全壳内的 稀释作用，否则应假设从第一层安全壳泄漏的放射性无混合而直接进入排风系统

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A.3.4应采用技术规格书中规定的旁通泄漏率评估第二层安全壳旁通影响。对于经过充满水的管线的 旁通泄漏，视具体情况考虑碘及气溶胶的滞留作用。对于经过充满气体的管线的旁通泄漏，也应视具体 情况考虑气溶胶的沉积作用。 A.3.5可以考虑ESF过滤系统对第二层安全壳释放的气载放射性的去除作用

A.4ESF系统泄漏相关假设

A.4.1事故后ESF系统投入运行对地坑水与安全壳外进行再循环，应考虑安全壳外泄漏。泄漏源包括阀 门密封件、泵轴封、法兰连接及其它部件，同时泄漏源还包括阀门隔离接口系统。ESF泄漏应与其它裂 变产物释放途径叠加考虑。 A.4.2除了惰性气体外，其它从燃料释放到安全壳中的裂变产物，一经释放即与地坑水瞬时均匀混合。 也可采用适当保守的安全壳内气载放射性向地坑水迁移模型。 A.4.3应采用技术规格书中规定的ESF循环系统所有部件总泄漏率的两倍进行计算分析，保守估计泄漏 开始时间和持续时间。 A.4.4除碘外，循环液体中所有放射性物质均可假设滞留在液相。 A.4.5若泄漏液温度超过100℃，液体中所有碘转化为气载形态的份额取值为泄漏液闪蒸份额。 A.4.6若泄漏液温度低于100℃或计算得到的闪蒸份额低于10%，液体中所有碘转化为气载形态的份额 取值为10%。根据地坑实际pH值和通风情况，也可对上述份额做小幅度调整。释放到环境的放射性碘的 形态应根据事故过程中水的pH值、温度等具体情况进行分析。在保守的情况下，可假设97%为元素态， 3%为有机态。可者虑建筑物的稀释及滋留效应及ESF通风过滤系统对放射性的去除作用

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附录B （规范性附录） 燃料操作事故源项分析

B.1.1确定事故造成的燃料棒破损数目时应基于极限条件，包括跌落负载重量或跌落燃料组件重量及 跌落高度等参数。 B.1.2破损燃料棒间隙中的所有放射性都瞬间释放，应考虑的放射性核素包括氙、氪、卤素、艳及 的同位素。

B.1.4从燃料中释放到乏燃料池水的碘的形态为95%的碘化艳、4.85%的元素态、0.15%的有机态。若 池水pH值较低，应根据实际情况评估碘化溶解、形态转化等作用。可保守地假设碘化艳完全溶解在 池水中，池水pH值较低时，进入池水后的碘化瞬间转化为元素碘

若破损燃料上方水深大于或等于7m，碘的水洗总DF为200(池水中含有碘的形态为：99.85%的元素 碘，DF为500；0.15%的有机碘，DF为1)。释放出的碘经水层的水洗作用后，进入厂房大气的碘形态为 57%的元素碘和43%的有机碘。若水深不足7m，应视具体情况确定DE

B.3情性气体和粒子态放射性核素

忽略乏燃料池和换料池对惰性气体的滞留，但可假设粒子态放射性核素全部滞留在乏燃料池和换料 池中。

B.4燃料厂房内的燃料操作事故

B.4.1从乏燃料池释放到燃料厂房内的放射性物质在2h内释放到环境。 B.4.2可以适当考虑ESF过滤系统对乏燃料池释放的气载放射性的去除作用。应明确辐射探测器延迟 时间、ESF过滤系统触发时间、通风向ESF过滤系统切换时间等参数。 B.4.3从乏燃料池释放出的放射性直接进入ESF空气过滤系统，不考虑混合及稀释。若混合机制能够 得到证明，也可视情况考虑混合机制及稀释效应

B.5.1若燃料操作期间安全壳处于隔离状态，不需考虑放射性释放影响。

B.5.1若燃料操作期间安全壳处于隔离状态，不需考虑放射性释放影响。 B.5.2若燃料操作前安全壳处于打开状态，而燃料操作事故发生后自动隔离，则需要考虑辐射探测器 延迟及安全壳隔离过程中释放的放射性。若安全壳隔离早于放射性向环境释放，则不需考虑放射性释放 影响。

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然料操作过程中安全壳处于打开状态，从换料水池释放到安全壳内的放射性物质在2h内释放 以适当考虑ESF过滤系统对安全壳内气载放射性去除作用。应明确辐射探测器延迟时间、 统触发时间、通风向ESF过滤系统切换时间等参数。

B.5.3若燃料操作过程中安全壳处于打开状态，从换料水池释放到安全壳内的放射性物质在2h内释放 到环境。 B.5.4可以适当考虑ESF过滤系统对安全壳内气载放射性去除作用。应明确辐射探测器延迟时间、 ESF过滤系统触发时间、通风向ESF过滤系统切换时间等参数。

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附录C （规范性附录） 主蒸汽管道破裂事故源项分析

C.1.1若无燃料破损或者非常有限的破损，反应堆冷却剂中放射性核素活度应采用平衡运行限值。 C.1.2分析中应考虑碘尖峰释放影响，包括事故前碘尖峰和事故并发碘尖峰。 C.1.3从燃料向反应堆冷却剂释放的放射性瞬时均匀分布在冷却剂中。 .1.4从燃料中释放的碘的形态为95%的粒子态、4.85%的元系态、0.15%的有机态：从蒸汽发生器中 释放的碘的形态应根据具体事故过程中pH值及温度等情况进行分析，可保守假设冷却剂中碘的形态为 07%的元素态、3%的有机态。 C.1.5上述碘的化学形态份额数据适用于燃料破损情况碘释放、正常运行情况碘释放及碘尖峰释放

C.2放射性迁移及释放

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附录D （规范性附录） 蒸汽发生器传热管破裂事故源项分析

D.1.1若无燃料破损或者非常有限的破损，反应堆冷却剂中放射性核素活度应采用平衡运行限值。 D.1.2分析中应考虑发生碘尖峰释放，包括事故前碘尖峰和事故并发碘尖峰。 D.1.3从燃料向反应堆冷却剂的放射性释放过程是瞬时完成的，且放射性在冷却剂中均勾分布。 D.1.4从燃料中释放的碘的形态为95%的粒子态、4.85%的元素态、0.15%的有机态：从SG中释放的碘 的形态应根据具体事故过程中pH值及温度等情况进行分析，可保守假设为97%的元素态、3%的有机态。

D.2放射性迁移及释放

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附录E （规范性附录） 主泵卡转子事故源项分析

E.1.1若该事故在极限工况下没有发生燃料破损，则其放射性后果可以被主蒸汽管道破裂事故包络， 无需进行单独分析。 E.1.2从燃料向反应堆冷却剂的放射性释放过程是瞬时完成的，且放射性在冷却剂中均匀分布。 E.1.3从燃料中释放的碘的形态为95%的粒子态、4.85%的元素态、0.15%的有机态：从SG中释放的碘 的形态应根据具体事故过程中pH值及温度等情况进行分析，可保守假设为97%的元素态、3%的有机态。 E.1.4上述碘的化学形态份额数据适用于燃料破损碘释放、正常运行碘释放、碘尘峰释放。

E.2放射性迁移及释放

E.2.1放射性按技术规格书中规定的SG极限泄漏率从一回路向二回路泄漏。通常假设泄漏液为冷态。 E.2.2若一回路压力低于二回路或者泄漏液的温度低于100℃，一回路向二回路的泄漏终止。SG放射 性释放将持续到停堆冷却系统投入，并且蒸汽释放结束。 E.2.3应评估丧失厂外电情况下二回路系统裂变产物释放的影响。 E.2.4来自一回路的惰性气体不考虑去除及滞留作用并全部直接释放到环境中。碘及其它粒子态核素 的迁移模型见附录C。

F.2.1可以考虑自然沉积、安全壳喷淋、再循环过滤系统、双层安全壳或其它专设安全设施对放射性 物质的去除作用，相关假设见附录A。 F.2.2事故初始24h，应采用安全壳设计压力下的安全壳泄漏率，之后安全壳泄漏率可取设计值的50% 若安全壳处于负压情况，不再考虑泄漏影响。

F.3二回路系统放射性迁移及释放

F.3.1放射性按技术规格书中规定的SG极限情况泄漏率从一回路问二回路泄漏。SG放射性释放将持 续到停堆冷却系统投入和蒸汽释放结束为止。通常假设泄漏液为冷态。 F.3.2进入二回路的惰性气体不考虑去除及滞留作用并全部直接释放到环境中。碘及其它粒子态核素 的移模型见附录C

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QB/T 4370-2012 家具用软质阻燃聚氨酯泡沫塑料附录G （规范性附录） 安全壳外载有反应堆冷却剂的小管道破裂事故源项分析

G.1.1应选取安全壳外载有反应堆冷却剂的小管道破裂这类事故中造成放射性后果最为严重的情况进 行分析，如化学和容积控制系统下泄管线破裂或取样管线破裂。 G.1.2应考虑碘尖峰释放影响。

G.2放射性迁移及释放

反应堆冷却剂中的放射性通过破口处闪蒸等方式进入气空间，具体闪蒸份额和持续时间要根据 兄分析。

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H.1.1应考虑乏燃料池水中存在的放射性NY/T 3784-2020 农药热安全性检测方法 绝热最热法，可基于正常运行期间乏燃料池水表面的剂量率限值推导确 定其放射性水平。 H.1.2应考虑最近换料所卸出的燃料释放的放射性，可基于设计基准燃料包壳破损率确定其放射性水 平。

H.2放射性迁移及释放

H.2.1应考虑pH值对乏燃料池水中碘核素形态的影响。 H.2.2乏燃料池水发生沸腾后，放射性核素通过蒸发的形式释放到乏燃料厂房。 H.2.3可以适当考虑ESF过滤系统对乏燃料池释放的气载放射性的去除作用。应明确辐射探测器延迟 时间、ESF过滤系统触发时间、通风向ESF过滤系统切换时间等参数