标准规范下载简介
NB／T 20470-2017RK 核电厂选址假想事故源项分析准则.pdfICS27.120.10 F 70 备案号：59663—2017
华人民共和国能源行业标准
NB/T 204702017
DZ∕T 0064.89-2021 地下水质分析方法 第89部分：氘的测定在线高温热转换-气体同位素质谱法.pdfAnalysiscriteriaforpostulatedsitingaccidentsourceterm fornuclearpowerplant
国家能源局 发布 国家核安全局 认可 bl ack
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前言 范围 2术语和定义 3基本假定. 选址假想事故源项计算模型 附录A（资料性附录） 喷淋去除计算模型， 附录B（资料性附录） 环境释放源项计算模型
前目 范围 2 术语和定义 基本假定， 选址假想事故源项计算模型 附录A（资料性附录） 喷淋去除计算模型， 附录B（资料性附录） 环境释放源项计算模型
NB/T 204702017RK
本标准按照GB/T1:1一2009给出的规则起草。 本标准由能源行业核电标准化技术委员会提出。 本标准由核工业标准化研究所归口。 本标准起草单位：中国核电工程有限公司、上海核工程研究设计院、中广核研究院有限公司。 本标准主要起草人：邱林、黄树明、孙大威、沈永刚、刘新建、高健伟、薛娜、葡洪涛、吴楠 本标准2016年8月30日，经国家核安全局审查认可。
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电厂选址假想事故源项分析准贝
本标准规定了核电选址微想事源项订 及分析的相关准则，包括基本假定和要求。 本标准适用于压水堆核电厂
下列术语和定义适用于本文件。
堆芯裂变产物积存量应该根据反应堆最大满功率运行 许可证批准的燃料富集度和燃耗深度来确 定，并考虑功率不确定系数（典型值为1.02）。一般应采用平衡循环寿期末的数值，
3.2释放过程的时间特
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选址假想事故释放分为间隙释放和压力容器内早期释放两个阶段，各阶段的起始和持续时间见表1。 规定事故起始时间为事故初始发生的时刻（即T=0）。压力容器内早期释放紧随间隙释放。假设从堆芯 释放到安全壳内的放射性核素释放量在相应释放阶段内以线性方式增加。此外，也可以假设放射性核素 在相应释放阶段开始时瞬间释放。
表1选址假想事故释放阶段时间进程
事故后堆芯裂变产物向安全壳内释放的份额见表2 必要时应进行核素的筛选，通常计算所考虑核素的剂量贡献不低于总剂量的90%
表2表2堆芯裂变产物总量向安全壳内释放的份额
在核电广选址假想事故中，如果反应堆地坑水的pH控制在7或者更大，则应假设由反应堆冷却剂系 统释放到安全壳的放射性碘中95%为气溶胶碘、4.85%为元素碘、0.15%为有机碘。这里包括了从间隙和 燃料芯块的释放。 除了元素碘、有机碘和情性气体以外，其余的裂变产物假设以气溶胶形态存在
3.5安全壳内放射性核素的去除
3.5.1安全壳喷淋去除
如果核电厂设计中具有安全级的安全壳喷淋系统，并且该系统满足单一故障准则，则可以考虑喷 的去除机制。应使用经证明合理保守的方法来确定去除效率。附录A中给出了一种推荐的喷淋去 简化计算模型。
3.5.2自然去除过程
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可考虑安全壳内自然过程（如重力沉降脱贫攻坚投资基金城乡供水巩固提升子基金施工碧江区项目C2标段招标文件.pdf，扩散泳，热泳等）对气溶胶的去除机制。应使用 理保守的方法来确定去除效率。
3.6.1单层安全壳泄漏
在事故后最初24h内，安全壳泄漏率应采用技术规格书中规定的峰值压力下的安全壳泄漏率，24h 后安全壳泄漏率减半。
3.6.2双层安全壳释放
对于具有密封性双层安全壳结构的核电厂，内层安全壳的泄漏按照3.6.1考虑。 应考虑内层安全壳直接旁通到环境中的释放途径。释放的份额为内层安全壳泄漏率的一定份额，具 体应根据电站的设计和验证进行确定（典型地可取1%～10%）。 若外层安全壳设计有专设安全设施过滤系统，且在维持技术规格书规定的负压状态期间，可以考患 其对内层安全壳泄漏放射性核素的收集和处理。可以考虑环形空间内的混合稀释作用，通常这种混合应 限于50%。 应考虑环形空间一定份额（典型地可取10%）的放射性核素直接旁通到环境。
DB31／T 329.12-2008标准下载4选址假想事故源项计算模型
对于选址假想事故，放射性核素向环境的释放量应根据上述假定和相关参数进行计算。 计算放射性核素由安全壳向环境释放的参考模型见附录B。