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.pdf简介：
NB／T 20470-2017RK 核电厂选址假想事故源项分析准则.pdf部分内容预览：
国家能源局 发布 国家核安全局 认可 bl ack
NB/T 204702017RK
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《电工术语 电机、变压器专用设备 GB/T2900.39-2009》， 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。
NB/T 204702017RK
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
INB/T 204702017RK
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
NB/T 204702017RK
可考虑安全壳内自然过程（如重力沉降，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。
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。
NB/T 204702017RK
A.1.1元素碘的壁面沉积去除系数
元素碘的壁面沉积去除系数可由公式A.1进行估计
壁面沉积对元素碘的一阶去除系数，h； A安全壳内喷淋液滴所淋湿的表面积，单位为平方米（m²）： 安全壳的净自由体积，单位为立方米（m"）； K传质系数，m/h：保守地取为4.9m/h。
A.1.2元素碘的喷淋去除系数
元素碘的喷淋去除系数可由公式A.2进行估计
——喷淋液滴对元素碘的一阶去除系数，h"； Kg—气相传质系数，单位为米每小时（m/h）； 喷淋液滴的下落时间，单位为小时（h）： F喷淋泵的流量，单位为立方米每小时（m"/h） 一喷淋液滴直径，单位为米（m）； 入.的取值范围在10h～20h：典型值可取10h
A. 1.3 去污因子
碘的去污因子定义为安全壳内碘浓度的最大值除以某一时刻安全壳大气中碘的浓度。由安全壳喷 获得的碘的最大去污因子可由公式A.3确定：
DF=1+VH V.
DF=1+VH *(A.3
A.2气溶胶碘的喷淋去除
气溶胶碘的喷淋去除系数可由公式A.4进行估讯
NB/T 204702017RK
——喷淋液滴对气溶胶碘的一阶去除系数，h'； 喷淋液滴下落高度，单位为米（m）； F喷淋泵的流量，单位为立方米每小时（m/h）； E一收集效率，无量纲： D喷淋液滴直径，单位为米（m）； E/D为收集效率与喷淋液滴直径的比值，保守地假设其初始值为10m（即对于直径为1mm的液滴 其喷淋收集效率为1%）：当安全壳内气溶胶的浓度降低50倍时，该值突变为1m
保守地假设有机碘不会被喷淋液滴去除，也不考虑壁面沉积导致的去除
NB/T204702017RK
射性核素由安全壳释放到环境的参考模型见图B.
放射性核素从安全壳向环境的释放量可由下述微分方程组给出
附录B （资料性附录） 环境释放源项计算模型
附录B （资料性附录） 环境释放源项计算模型
图B.1单层安全壳放射性核素的释放模型
dA = LA ·(B.2)
A1，A2一分别表示放射性核素在安全壳内及环境中的放射性活度，单位为贝克（Bq）； R一放射性核素由堆芯向安全壳的释放速率，单位为贝克每小时（Bq/h）； 一核素的放射性衰变常数，h； s，v一分别表示喷淋系统的喷淋去除系数以及自然去除作用的去除系数，h"； L一安全壳的泄漏率；h。
JTS 206-1-2009 水运工程塑料排水板应用技术规程核素由双壳安全壳释放到环境的参考模型见图B
NB/T 204702017RK
放射性核素从安全壳向环境的释放量可由下述微分方程组给出：
图B.2双层安全壳放射性核素的释放模型
A1，A2，A3——分别表示放射性核素在内层安全壳，环形空间及环境中的放射性活度，单位为贝克 Bq）； R放射性核素由堆芯向安全壳的释放速率，单位为贝克每小时（Bq/h）； ^一核素的放射性衰变常数，h； s，v—分别表示喷淋去除机制和自然去除机制的去除系数，h"； 一环形空间由于排风导致的换气速率，h
新12J10 无障碍设计NB/T204702017RK