《池式低温供热堆选址假想事故源项分析技术规范》.pdf

池式低温供热堆选址假想事故源项分析技术规范

1范围

本文件规定了池式低温供热堆选址假想事故源项计算及分析的相关准则，包括基本假设和要求。

本文件适用于使用燃料棒池式低温供热堆选址假想事故分析，其他燃料类型可参照执行。

2规范性引用文件

下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款。其中，注日期的引用文件，

仅该日期对应的版本适用于本文件；不注日期的引用文件，其必威体育精装版版本（包括所有的修改单）适用于本

文件。

GB18871电离辐射防护与辐射源安全基本标准

GB6249核动力厂辐射环境管理规定

GB/T41582核电厂事故源项快速估算方法

GB/T41583核电厂堆芯损伤评价方法

NB/T20444压水堆核电厂设计基准事故源项分析准则

NB/T20470核电厂选址假想事故源项分析准则

3术语和定义

下列术语和定义适用于本文件。

3.1

场址边界boundaryofsite

具有确定的边界，受营运单位有效控制的反应堆所在地区。

3.2

堆芯熔化coremelt

由于核反应堆温度上升过高，造成燃料棒熔化，裂变产物从燃料芯块基体快速释放到反应堆冷却剂

系统的一种堆芯状态。

3.3

堆芯损伤coredamage

由于燃料芯块温度达到了裂变产物从燃料间隙和芯块基体释放到反应堆冷却剂系统的一种堆芯状

态。

3.4

包壳破损claddingdefect

部分燃料棒包壳的完整性已经失效的一种堆芯状态，以致失效燃料棒中间隙内的裂变产物释放到反

应堆冷却剂系统。

3.5

堆芯积存量coreinventory

堆芯燃料中包含的放射性核素组成及活度。

[来源：GB/T41583—2022,3.1]

3.6

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途径。

[来源：GB/T41583—2022,3.2]

4总则

1

4.1池式低温供热堆剂量限制和潜在照射危险限制，应满足GB18871的相关规定。选址假想事故在

居住区（场址）边界的剂量后果应满足GB6249剂量控制要求。

4.2池式低温供热堆的选址假想事故用来确定非居住区（场址）边界，除考虑设计基准事故（包括稀

有事故和极限事故）外，也应考虑设计扩展工况。

4.3选择池式低温供热堆选址假想事故所考虑的设计扩展工况的重要事件序列，为该堆最大可信事故，

可采用概率论方法、确定论方法并结合工程判断选择。

4.4事故源项的计算和放射性后果分析应采用经验证的分析方法和计算程序。在分析设计基准事故时，

应采用保守模型；在分析设计扩展工况时，可采用现实模型。

4.5池式低温供热堆在确定选址假想事故及事故源项时，可采用以下任一方法：

4.5.1采用全堆芯放射性积存量，参照大型水冷反应堆核动力厂选址假想事故源项的计算方法和参数

假设确定选址假想事故源项。

4.5.2采用概率论、确定论方法，结合工程判断选择池式低温供热堆选址假想事故。该事故应包络设

-7

计基准事故及预计发生频率10/堆年的事故序列。

4.6对于确定论方法分析不发生堆芯损伤、概率论方法分析发生堆芯损伤频率极低的池式低温供热堆，

可通过工程判断方法构建一个全堆芯燃料包壳破损或堆芯部分燃料熔化（损伤）、安全壳或包容体完好

的假想事故，并依此确定选址假想事故源项。

5基本假设

5.1堆芯积存量

5.1.1堆芯裂变产物积存量应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（典型值帷1.02）。一般应采用平衡寿期末的数值。

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释放过程的时间特性

5.2.1燃料破损的事故发生后燃料中的裂变产物即开始释放。释放开始时间和持续时间应结合具体事

故进程及热工水力进行分析。

5.3释放份额

5.3.1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