NB/T 20444-2017
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标准简介
NB/T 20444-2017RK.Analysis criterion of the design basis accident source terms for pressurized water reactor nuclear power plant.
1范围
NB/T 20444规定了新建压水堆核电厂各类主要设计基准事故放射性源项分析中应遵循的设计原则、假设条件和要求。
NB/T 20444适用于新建压水堆核电厂场外放射性后果分析的设计基准事故源项。
2规范性引用文件
下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件,仅注日期的版本适用于本文件。凡是不注日期的引用文件，其最新版本(包括所有的修改单)适用于本文件。
GB 6249-2011 核动力厂环境辐射防护规定
3术语、定义及缩略语
3.1术语和定义
下列术语、定义适用于本文件。
3.1.1稀有事故infrequent accidents
在核动力厂运行寿期内发生频率很低的事故( 预计为104~ 10-2/堆年)，这类事故可能导致少量燃料元件损坏，但单-的稀有事故不会导致反应堆冷却剂系统或安全壳屏障丧失功能。
[GB 6249- 2011, 核动力厂环境辐射防护规定]
3.1.2分配因子partitioning factor
液相中核素质量浓度与蒸汽中核素质量浓度的比值。
3.1.4闪蒸flashing
当一定温度的液体骤然进入到低于其饱和压力的环境中，液体由平衡状态转变为过热状态，变成部分饱和液及饱和蒸汽的现象。
3. 1.5去污因子decontamination factor
放射性物质污染的初始浓度与经过去除处理后的浓度之比。
1范围
NB/T 20444规定了新建压水堆核电厂各类主要设计基准事故放射性源项分析中应遵循的设计原则、假设条件和要求。
NB/T 20444适用于新建压水堆核电厂场外放射性后果分析的设计基准事故源项。
2规范性引用文件
下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件,仅注日期的版本适用于本文件。凡是不注日期的引用文件，其最新版本(包括所有的修改单)适用于本文件。
GB 6249-2011 核动力厂环境辐射防护规定
3术语、定义及缩略语
3.1术语和定义
下列术语、定义适用于本文件。
3.1.1稀有事故infrequent accidents
在核动力厂运行寿期内发生频率很低的事故( 预计为104~ 10-2/堆年)，这类事故可能导致少量燃料元件损坏，但单-的稀有事故不会导致反应堆冷却剂系统或安全壳屏障丧失功能。
[GB 6249- 2011, 核动力厂环境辐射防护规定]
3.1.2分配因子partitioning factor
液相中核素质量浓度与蒸汽中核素质量浓度的比值。
3.1.4闪蒸flashing
当一定温度的液体骤然进入到低于其饱和压力的环境中，液体由平衡状态转变为过热状态，变成部分饱和液及饱和蒸汽的现象。
3. 1.5去污因子decontamination factor
放射性物质污染的初始浓度与经过去除处理后的浓度之比。
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标准内容
ICS27.120.20
备案号：59627—2017
中华人民共和国能源行业标准
NB/T204442017RK
压水堆核电厂设计基准事故源项分析准则Analysis criterion of the design basis accident source terms for pressurizedwater reactor nuclear power plant2017-04-01发布
国家能源局
国家核安全局
2017-10-01实施
前言：
规范性引用文件
3术语、定义及缩略语
设计基准事故范围及类别.
总体设计原则
6各类设计基准事故源项分析技术细则附录A（规范性附录）
附录B（规范性附录）
附录C（规范性附录）
附录D（规范性附录）
附录E（规范性附录）
附录F（规范性附录）
附录G（规范性附录）
附录H（规范性附录）
失水事故源项分析.
燃料操作事故源项分析
主蒸汽管道破裂事故源项分析
蒸汽发生器传热管破裂事故源项分析主泵卡转子事故源项分析，
弹棒事故源项分析
安全壳外载有反应堆冷却剂的小管道破裂事故源项分析乏燃料池水沸腾事故源项分析，NB/T20444——2017RK
NB/T20444—2017RK
本标准按照GB/T1.1—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1业标准化研究所归门。本标准起草单位：上海核工程研究设计院、中国核动力研究设计院本标准主要起草人：梅其良、付亚茹、孙大威、张娜娜、潘楠、谭怡、邓理邻、李怀斌、毛兰方、高圣钦。
本标准2017年10月25日，经国家核安全局审查认可。1范围
NB/T20444—2017RK
压水堆核电厂设计基准事故源项分析准则本标准规定了新建压水堆核电厂各类主要设计基准事故放射性源项分析中应遵循的设计原则、假设条件和要求。
本标准适用于新建压水堆核电厂场外放射性后果分析的设计基准事故源项。2规范性引用文件
下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件，仅注日期的版本适用于本文件。凡是不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本文件。GB6249—2011核动力厂环境辐射防护规定3术语、定义及缩略语
3.1术语和定义
下列术语、定义适用于本文件。3.1.1
稀有事故infrequentaccidents
在核动力厂运行寿期内发生频率很低的事故（预计为10-4～10-2/堆年），这类事故可能导致少量燃料元件损坏，但单一的稀有事故不会导致反应堆冷却剂系统或安全壳屏障丧失功能。[GB62492011，核动力厂环境辐射防护规定】3.1.2
极限事故limitingaccidents
在核动力厂运行寿期内发生频率极低的事故（预计为10-6～10-/堆年），这类事故的后果包含了大量放射性物质释放的可能性，但单一一的极限事故不会造成应对事故所需的系统（包括应急堆芯冷却系统和安全壳）丧失功能。
[GB6249—2011，核动力厂环境辐射防护规定】3.1.3
分配因子partitioningfactor
液相中核素质量浓度与蒸汽中核素质量浓度的比值。3.1.4
闪蒸flashing
当一定温度的液体骤然进入到低于其饱和压力的环境中，液体由平衡状态转变为过热状态，变成部分饱和液及饱和蒸汽的现象
去污因子decontaminationfactor放射性物质污染的初始浓度与经过去除处理后的浓度之比1
NB/T20444—2017RK
事故前碘尖峰pre-accidentiodinespike事故发生前的瞬态过程，使燃料棒向反应堆冷却剂的碘释放速率短时间内快速增加的现象。3.1.7
事故并发碘尖峰accident-initiatediodinespike由事故引发的瞬态过程，使燃料棒向反应堆冷却剂的碘释放速率短时间内快速增加的现象。3.1.8
安全壳containment
为防止核反应堆在运行或发生事故时放射性核素外逸而设置的密闭构筑物。注：安全壳按结构可分为单层安全壳和双层安全壳，对于双层安全壳，第一层安全壳主要承受事故压力，第二层安全壳起生物屏蔽及外部事件保护作用，两层安全壳之间留有环形空间，可维持一定的负压。3.2缩略语
下列缩略语适用于本文件。
DF去污因子
ESF专设安全设施
LOCA失水事故
SG蒸汽发生器
设计基准事故范围及类别
源项分析应选取具有代表性、环境放射性后果为所属类型中最严重的设计基准事故，设计基准事故范围及类别见表1。
发生设计基准事故时，如果因为丧失厂外电导致乏燃料贮存池失去冷却，而引发乏燃料贮存池水沸腾，应叠加乏燃料贮存池水沸腾事故的影响。表1
设计基准事故范围及类别
燃料操作事故
主蒸汽管道破裂事故-事故并发碘尖峰主蒸汽管道破裂事故-事故前碘尖峰SG传热管破裂事故-事故并发碘尖峰SG传热管破裂事故-事故前碘尖峰主泵卡转子事故
弹棒事故
安全壳外载有反应堆冷却剂的小管道破裂事故
5总体设计原则
反应堆冷却剂系统装量减少(安全壳完好)系统或设备的放射性释放
次侧热输出增加
一次侧热输出增加
反应堆冷却剂系统装量减少（联通侧)
—二次
反应堆冷却剂系统装量减少(联通-一二次
反应堆冷却剂系统流量下降
反应性和功率分布异常
反应堆冷却剂系统装量减少(贯穿安全壳）事故类别
极限事故
极限事故
极限事故
极限事故
稀有事故
极限事故
极限事故
极限事故
稀有事故
5.1裂变产物积存量
NB/T20444—2017RK
5.1.1堆芯放射性积存量应该根据反应堆最大满功率运行、预期燃料富集度和燃耗深度来确定，并考虑功率不确定系数。一般应采用平衡循环寿期未的数值。5.1.2对于全堆芯燃料均受影响的事故，放射性积存量应按照全堆芯平均。对于部分燃料受影响的事故，应评估破损燃料的放射性积存量，并考虑全堆功率水平的差异性，采用径向峰值因子进行必要的修正。5.2释放份额
5.2.1应对各事故进行保守分析，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核素组
性气体（Kr、Xe）
卤素（1、Br）
碱金属（Cs、Rb）
表3非LOCA间隙中裂变产物份额
核素组
其它情性气体
其它卤素
碱金属
间隙释放份额
间隙份额
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，所有碘和情性气体的间隙份额取10%。
5.3释放时间
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阶段bZxz.net
间释放
5.4核素形态
开始时间
持续时间
NB/T20444—2017RK
从反应堆冷却剂系统释放到安全壳的碘（米自包壳间隙和燃料）的形态为95%的粒子态（碘化艳），4.85%的元素态，0.15%的有机态。除了元素碘、有机碘和情性气体外，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。各类设计基准事故源项分析技术细则各类设计基准事故源项分析技术细则见附录A~附录H。A.1基本假设
附录A
（规范性附录）
失水事故源项分析
A.1.1堆芯放射性积存量及堆芯放射性释放情况与第5章相一致。NB/T20444—2017RK
A.1.2若地坑水的pH值大于等于7，堆芯释放到安全壳大气的碘的形态：95%的粒子态、4.85%的元素态、0.15%的有机态。
A.1.3若地坑水的pH值小于7，碘的形态应根据具体情况确定。A.2安全壳内放射性迁移及释放
A.2.1假设燃料释放的放射性与安全壳内空气瞬时均匀混合。若安全壳内部件限制了空气流通性，放射性分布情况可以适当调整。
A.2.2可以考虑安全壳内自然沉积去除机制对安全壳大气中放射性的去除作用。A.2.3若证明安全壳喷淋系统是可信的，可以考虑其对安全壳大气中放射性的去除作用。喷淋覆盖的区域达到90%自由容积以上或喷淋区与非喷淋区大气混合良好（换气率通常不小于2次/h），可以将安全壳大气视为一个整体且假设均匀分布。A.2.4对于粒子碘等气溶胶，若其去除效率为常数，当去污因子DF取值达到50时，应考虑该去除效率减弱至10%。但若通过计算得到粒子碘等气溶胶随时间变化的去除效率，则不需考虑该减弱作用。对于元素碘，最大去污因子DF取值不超过200。A.2.5可以适当考虑安全壳内循环过滤系统对气载放射性的去除作用。A.2.6对于安全壳（双层安全壳设计的电厂指第-层安全壳）泄漏，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%。A.2.7若设计上考虑功率运行期间对安全壳进行定期净化，则应考虑安全壳隔离前该净化系统释放的放射性贡献。
A.2.8应假设反应堆冷却剂中放射性核素在事故发生初期就全部直接释放到安全壳中。A.2.9反应堆冷却剂中放射性核素活度应采用平衡运行限值。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。5
NB/T204442017RK
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除了情性气体外，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。可考虑建筑物的稀释及滞留效应及ESF通风过滤系统对放射性的去除作用。6
B.1基本假设
附录B
（规范性附录）
燃料操作事故源项分析
NB/T20444—2017RK
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、及的同位素。
B.1.3事故初始时刻燃料组件中放射性裂变产物活度可以考虑衰变影响。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艳溶解、形态转化等作用。可保守地假设碘化完全溶解在池水中，池水pH值较低时，进入池水后的碘化瞬间转化为元素碘。B.2水深
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DF。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安全壳内的燃料操作事故
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。
NB/T204442017RK
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。C.1基本假设
附录C
（规范性附录）
主蒸汽管道破裂事故源项分析
NB/T20444—2017RK
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。C.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97%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
C.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C.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。完好回路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。C.2.3来自一~回路的循性气体不考虑去除及滞留作用并全部直接释放到环境中。C.2.4在SG发生裸露期间，一回路向二回路泄漏液不滞留而直接释放到环境：对于完好回路SG，若所有传热管都处于没状态，一回路泄漏液与二回路水进行混合而不考虑闪蒸。C.2.5当所有传热管处于淹没状态时，若泄漏液通过瞬时闪蒸由SG液空间进入气空间，可以考虑水洗作用。若泄漏液不发生瞬时闪蒸，则假设与SG液空间混合。SG液空间释放的放射性总量取决于蒸发率及汽水分配因子。SG中粒子态核素滞留效应与SG出口蒸汽含湿量有关。若SG水位高于汽水分离器，碘汽水分配因子可取10：若SG水位低于汽水分离器，碘汽水分配因子可取100。C.2.6运行经验表明，对于某些SG，停堆后传热管会发生短暂的裸露。在分析过程中，应该考虑传热管裸露对放射性迁移模型参数的影响，如闪蒸份额、水洗作用等。9
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备案号：59627—2017
中华人民共和国能源行业标准
NB/T204442017RK
压水堆核电厂设计基准事故源项分析准则Analysis criterion of the design basis accident source terms for pressurizedwater reactor nuclear power plant2017-04-01发布
国家能源局
国家核安全局
2017-10-01实施
前言：
规范性引用文件
3术语、定义及缩略语
设计基准事故范围及类别.
总体设计原则
6各类设计基准事故源项分析技术细则附录A（规范性附录）
附录B（规范性附录）
附录C（规范性附录）
附录D（规范性附录）
附录E（规范性附录）
附录F（规范性附录）
附录G（规范性附录）
附录H（规范性附录）
失水事故源项分析.
燃料操作事故源项分析
主蒸汽管道破裂事故源项分析
蒸汽发生器传热管破裂事故源项分析主泵卡转子事故源项分析，
弹棒事故源项分析
安全壳外载有反应堆冷却剂的小管道破裂事故源项分析乏燃料池水沸腾事故源项分析，NB/T20444——2017RK
NB/T20444—2017RK
本标准按照GB/T1.1—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1业标准化研究所归门。本标准起草单位：上海核工程研究设计院、中国核动力研究设计院本标准主要起草人：梅其良、付亚茹、孙大威、张娜娜、潘楠、谭怡、邓理邻、李怀斌、毛兰方、高圣钦。
本标准2017年10月25日，经国家核安全局审查认可。1范围
NB/T20444—2017RK
压水堆核电厂设计基准事故源项分析准则本标准规定了新建压水堆核电厂各类主要设计基准事故放射性源项分析中应遵循的设计原则、假设条件和要求。
本标准适用于新建压水堆核电厂场外放射性后果分析的设计基准事故源项。2规范性引用文件
下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件，仅注日期的版本适用于本文件。凡是不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本文件。GB6249—2011核动力厂环境辐射防护规定3术语、定义及缩略语
3.1术语和定义
下列术语、定义适用于本文件。3.1.1
稀有事故infrequentaccidents
在核动力厂运行寿期内发生频率很低的事故（预计为10-4～10-2/堆年），这类事故可能导致少量燃料元件损坏，但单一的稀有事故不会导致反应堆冷却剂系统或安全壳屏障丧失功能。[GB62492011，核动力厂环境辐射防护规定】3.1.2
极限事故limitingaccidents
在核动力厂运行寿期内发生频率极低的事故（预计为10-6～10-/堆年），这类事故的后果包含了大量放射性物质释放的可能性，但单一一的极限事故不会造成应对事故所需的系统（包括应急堆芯冷却系统和安全壳）丧失功能。
[GB6249—2011，核动力厂环境辐射防护规定】3.1.3
分配因子partitioningfactor
液相中核素质量浓度与蒸汽中核素质量浓度的比值。3.1.4
闪蒸flashing
当一定温度的液体骤然进入到低于其饱和压力的环境中，液体由平衡状态转变为过热状态，变成部分饱和液及饱和蒸汽的现象
去污因子decontaminationfactor放射性物质污染的初始浓度与经过去除处理后的浓度之比1
NB/T20444—2017RK
事故前碘尖峰pre-accidentiodinespike事故发生前的瞬态过程，使燃料棒向反应堆冷却剂的碘释放速率短时间内快速增加的现象。3.1.7
事故并发碘尖峰accident-initiatediodinespike由事故引发的瞬态过程，使燃料棒向反应堆冷却剂的碘释放速率短时间内快速增加的现象。3.1.8
安全壳containment
为防止核反应堆在运行或发生事故时放射性核素外逸而设置的密闭构筑物。注：安全壳按结构可分为单层安全壳和双层安全壳，对于双层安全壳，第一层安全壳主要承受事故压力，第二层安全壳起生物屏蔽及外部事件保护作用，两层安全壳之间留有环形空间，可维持一定的负压。3.2缩略语
下列缩略语适用于本文件。
DF去污因子
ESF专设安全设施
LOCA失水事故
SG蒸汽发生器
设计基准事故范围及类别
源项分析应选取具有代表性、环境放射性后果为所属类型中最严重的设计基准事故，设计基准事故范围及类别见表1。
发生设计基准事故时，如果因为丧失厂外电导致乏燃料贮存池失去冷却，而引发乏燃料贮存池水沸腾，应叠加乏燃料贮存池水沸腾事故的影响。表1
设计基准事故范围及类别
燃料操作事故
主蒸汽管道破裂事故-事故并发碘尖峰主蒸汽管道破裂事故-事故前碘尖峰SG传热管破裂事故-事故并发碘尖峰SG传热管破裂事故-事故前碘尖峰主泵卡转子事故
弹棒事故
安全壳外载有反应堆冷却剂的小管道破裂事故
5总体设计原则
反应堆冷却剂系统装量减少(安全壳完好)系统或设备的放射性释放
次侧热输出增加
一次侧热输出增加
反应堆冷却剂系统装量减少（联通侧)
—二次
反应堆冷却剂系统装量减少(联通-一二次
反应堆冷却剂系统流量下降
反应性和功率分布异常
反应堆冷却剂系统装量减少(贯穿安全壳）事故类别
极限事故
极限事故
极限事故
极限事故
稀有事故
极限事故
极限事故
极限事故
稀有事故
5.1裂变产物积存量
NB/T20444—2017RK
5.1.1堆芯放射性积存量应该根据反应堆最大满功率运行、预期燃料富集度和燃耗深度来确定，并考虑功率不确定系数。一般应采用平衡循环寿期未的数值。5.1.2对于全堆芯燃料均受影响的事故，放射性积存量应按照全堆芯平均。对于部分燃料受影响的事故，应评估破损燃料的放射性积存量，并考虑全堆功率水平的差异性，采用径向峰值因子进行必要的修正。5.2释放份额
5.2.1应对各事故进行保守分析，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核素组
性气体（Kr、Xe）
卤素（1、Br）
碱金属（Cs、Rb）
表3非LOCA间隙中裂变产物份额
核素组
其它情性气体
其它卤素
碱金属
间隙释放份额
间隙份额
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，所有碘和情性气体的间隙份额取10%。
5.3释放时间
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阶段bZxz.net
间释放
5.4核素形态
开始时间
持续时间
NB/T20444—2017RK
从反应堆冷却剂系统释放到安全壳的碘（米自包壳间隙和燃料）的形态为95%的粒子态（碘化艳），4.85%的元素态，0.15%的有机态。除了元素碘、有机碘和情性气体外，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。各类设计基准事故源项分析技术细则各类设计基准事故源项分析技术细则见附录A~附录H。A.1基本假设
附录A
（规范性附录）
失水事故源项分析
A.1.1堆芯放射性积存量及堆芯放射性释放情况与第5章相一致。NB/T20444—2017RK
A.1.2若地坑水的pH值大于等于7，堆芯释放到安全壳大气的碘的形态：95%的粒子态、4.85%的元素态、0.15%的有机态。
A.1.3若地坑水的pH值小于7，碘的形态应根据具体情况确定。A.2安全壳内放射性迁移及释放
A.2.1假设燃料释放的放射性与安全壳内空气瞬时均匀混合。若安全壳内部件限制了空气流通性，放射性分布情况可以适当调整。
A.2.2可以考虑安全壳内自然沉积去除机制对安全壳大气中放射性的去除作用。A.2.3若证明安全壳喷淋系统是可信的，可以考虑其对安全壳大气中放射性的去除作用。喷淋覆盖的区域达到90%自由容积以上或喷淋区与非喷淋区大气混合良好（换气率通常不小于2次/h），可以将安全壳大气视为一个整体且假设均匀分布。A.2.4对于粒子碘等气溶胶，若其去除效率为常数，当去污因子DF取值达到50时，应考虑该去除效率减弱至10%。但若通过计算得到粒子碘等气溶胶随时间变化的去除效率，则不需考虑该减弱作用。对于元素碘，最大去污因子DF取值不超过200。A.2.5可以适当考虑安全壳内循环过滤系统对气载放射性的去除作用。A.2.6对于安全壳（双层安全壳设计的电厂指第-层安全壳）泄漏，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%。A.2.7若设计上考虑功率运行期间对安全壳进行定期净化，则应考虑安全壳隔离前该净化系统释放的放射性贡献。
A.2.8应假设反应堆冷却剂中放射性核素在事故发生初期就全部直接释放到安全壳中。A.2.9反应堆冷却剂中放射性核素活度应采用平衡运行限值。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。5
NB/T204442017RK
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除了情性气体外，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。可考虑建筑物的稀释及滞留效应及ESF通风过滤系统对放射性的去除作用。6
B.1基本假设
附录B
（规范性附录）
燃料操作事故源项分析
NB/T20444—2017RK
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、及的同位素。
B.1.3事故初始时刻燃料组件中放射性裂变产物活度可以考虑衰变影响。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艳溶解、形态转化等作用。可保守地假设碘化完全溶解在池水中，池水pH值较低时，进入池水后的碘化瞬间转化为元素碘。B.2水深
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DF。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安全壳内的燃料操作事故
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。
NB/T204442017RK
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。C.1基本假设
附录C
（规范性附录）
主蒸汽管道破裂事故源项分析
NB/T20444—2017RK
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。C.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97%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
C.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C.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。完好回路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。C.2.3来自一~回路的循性气体不考虑去除及滞留作用并全部直接释放到环境中。C.2.4在SG发生裸露期间，一回路向二回路泄漏液不滞留而直接释放到环境：对于完好回路SG，若所有传热管都处于没状态，一回路泄漏液与二回路水进行混合而不考虑闪蒸。C.2.5当所有传热管处于淹没状态时，若泄漏液通过瞬时闪蒸由SG液空间进入气空间，可以考虑水洗作用。若泄漏液不发生瞬时闪蒸，则假设与SG液空间混合。SG液空间释放的放射性总量取决于蒸发率及汽水分配因子。SG中粒子态核素滞留效应与SG出口蒸汽含湿量有关。若SG水位高于汽水分离器，碘汽水分配因子可取10：若SG水位低于汽水分离器，碘汽水分配因子可取100。C.2.6运行经验表明，对于某些SG，停堆后传热管会发生短暂的裸露。在分析过程中，应该考虑传热管裸露对放射性迁移模型参数的影响，如闪蒸份额、水洗作用等。9
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