GB／T 41583-2022标准规范下载简介
GB／T 41583-2022 核电厂堆芯损伤评价方法.pdf简介：
GB/T 41583-2022 是中国国家标准，全称为《核电厂堆芯损伤评价方法》，它为核电厂堆芯损伤的评估提供了一套详细的指导原则和方法。该标准主要用于评价核反应堆在运行过程中可能出现的各种堆芯损伤情况，包括但不限于辐射损伤、热冲击、机械损伤、化学侵蚀等。
堆芯损伤是核能发电中需要重点关注的问题，因为它可能导致反应堆性能下降，甚至可能导致事故。该标准通过系统化的评估方法，帮助核电厂设计、运行和维护人员识别和管理堆芯损伤风险，确保核反应堆的安全运行。
该标准可能包括评估指标、评价流程、损伤分类和分级、损伤影响分析、预防和修复策略等内容。它也可能会参考国际核能机构（IAEA）的指导原则，以保证评估的科学性和一致性。
总的来说，GB/T 41583-2022 是核电厂安全运行的重要参考标准，对于维护核能产业的稳定和安全具有重要意义。
GB／T 41583-2022 核电厂堆芯损伤评价方法.pdf部分内容预览：
本文件规定了核电厂堆芯损伤评价一般方法，包括基于监测仪表读数和一回路冷却剂活度浓度的 堆芯损伤评价方法。 本文件适用于锆包壳燃料棒元件的商用轻水压水堆。
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本文件没有需要界定的术语和定义。
DB5101∕T 25-2018 商务写字楼等级划分本文件没有需要界定的术语和定义。
4.1堆芯损伤评价包括以下评价方法，用户尽可能采用多种评价方法，然后结合事故进程，给出合理的 评价结果。 a）基于监测仪表读数评价方法。该方法可实时评价堆芯状态。 b）基于一回路冷却剂活度浓度评价方法。该方法是一种重要的评价补充手段，同时可进行事故 回顾性评价，对其他评价方法进行验证。 4.2堆芯损伤评价内容一般包括： a）判定堆芯损伤状态； b）估算堆芯损伤状态对应的堆芯损伤份额。 4.3堆芯损伤状态一般可划分为堆芯无损伤、包壳损伤和堆芯熔化。 a）堆芯无损伤是指燃料元件包壳完整性保持完好的一种堆芯状态，此时出现的裂变产物到反应 堆冷却剂系统的释放仅来自燃料棒事先存在的缺陷和尖峰效应。 b 包壳损伤是指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。 c）堆芯熔化是指燃料芯块温度达到了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。
5基于监测仪表读数的堆芯损伤评价方法
该评价所需的基本监测参数主要包括： a）堆芯出口热电偶读数（CET)：
b）安全壳辐射监测仪读数（CRM)； ） 安全壳大气中氢气浓度（CH)； d 反应堆压力容器水位（RVL）； e）一回路压力(RCP)； f 一回路热端温度（RTD)； g）源量程监测仪读数（SRM）。 该评价方法主要基于CET与CRM进行评价，基于堆芯裸露时长辅助评价。该评价需要与各监测 参数的整定值进行比较。各整定值的说明见表1。
表1堆芯损伤评价所需参数的评价整定值描述
于CET与CRM的评价
基于监测仪表读数的堆芯损伤评价流程见图1。
5.2.2基于堆芯裸露时长的评价流程
图1基于监测仪表读数的堆芯损伤评价流程
该方法适用于停堆后无冷却剂注入，几小时内发生堆芯裸露的情况。首先估算出堆芯裸露时长，然 后采用表2进行堆芯状态确定与损伤份额大致估算
表2堆芯损伤与堆芯裸露时间之间的关系
GB/T415832022
3.1基于CET与CRM的评价步骤
5.3.1.1确定堆芯状态
利用表3确定当前堆芯可能的状态。
5.3.1.2评估包壳损伤
安全壳辐射监测仪读数评估包壳损伤，按公式（1
CFcRM—基于安全壳辐射监测仪读数评估的包壳损伤份额； Reur当前安全壳辐射监测仪读数； R100% 预测的100%包壳损伤对应的安全壳辐射水平。
5.3.1.2.2基于堆芯热电偶读数评估包壳损伤，按公式（2)或公式(3)计算
式中： CFcET——基于堆芯热电偶读数评估的包壳损伤份额； NcET4——出口温度大于CET4的热电偶数量； N total 一可用的堆芯热电偶总数。 3.1.2.3对包壳损伤评价结果进行合理性证实
CF cer =Nrarl NcET
a）从以下几个方面判断是否与预期损伤评价结果一致： ·安全壳大气中氢气浓度
5.3.1.2.4给出评价结果报告
a）如果包壳损伤的评估值在30min内的增加超过1%，或者评估值超过2%，向场内应急计划规 定的应急响应人员报告可能的应急行动水平的变化； b）将包壳损伤评估结果报告给场内应急计划规定的应急响应人员。 3.1.2.5返回5.3.1.2.1,继续监测
5.3.1.3评估堆芯熔化
基于安全壳辐射监测仪读数评估堆芯熔化，按公
式中： MFcRM 基于安全壳辐射监测仪读数评估的堆芯熔化份额； Reur 当前安全壳辐射监测仪读数； R100% 预测的100%堆芯熔化时对应的安全壳辐射水平 5.3.1.3.2 基于堆芯热电偶读数评估堆芯熔化，按公式（5)计算：
MFcET—基于堆芯热电偶读数评估的堆芯熔化份额； 一出口温度大于CET2的热电偶数量； Nml 可用的堆芯热电偶总数
5.3.1.3.3对堆芯熔化评价进行合理性证实
MFcET= NCET2 N.o
从以下几个方面判断是否与预期损伤评价结果一致： 1）反应堆压力容器水位
5）基于安全壳天气中氢气浓度，用公式（6)或公式（7)评估堆芯熔化份额，该公式算出的堆 熔化份额与用安全壳内辐射水平和堆芯热电偶计算出结果误差绝对值不应超过25%。 若氢气复合器未启动，按公式（6）计算：
MFcH=Hiona Heur
..........
MFcH一一基于氢气浓度评估的堆芯熔化份额； Heur当前氢气浓度； H100%一 一100%堆芯熔化预期的氢气浓度。 若氢气复合器启动，则需根据实际情况估算氢气消耗量，从而得到其对应的安全壳氢气浓度，并与 当前氢气浓度相加，作为氢气总浓度。按公式（7)计算：
MFcH—基于氢气浓度评估的堆芯熔化份额； Heur当前氢气浓度； H100%— 一100%堆芯熔化预期的氢气浓度。 若氢气复合器启动，则需根据实际情况估算氢气 前氢气浓度相加，作为氢气总浓度。按公式(7)计
MFcH 基于氢气浓度评估的堆芯熔化份额； Heur 一当前氢气浓度； H econsumption 氢气消耗量对应的安全壳氢气浓度； H100% 100%堆芯熔化预期的安全壳氢气浓
MFcH= Heur + Heon ptiot Ho0k
表4100%堆芯熔化预期的安全壳氢气浓度
b）如果与预期损伤评价结果不一致，则需要观察能否根据事故进程进行解释： 1)RCS注水； 2） RCS泄漏； 3） 安全壳辐射监测仪表受到直接照射； 根据预测模型的保守性能否进行解释，如燃耗、裂变产物在RCS内滞留或裂变产物从安 全壳去除。 5.3.1.3.4给出评价结果报告：将堆芯熔化评价结果报告给场内应急规定的应急响应人员。 5.3.1.3.5 返回5.3.1.3.1，继续监测。
5.3.2基于堆芯裸露时长的评价步骤
5.3.2.1估计堆芯裸露的时刻。堆芯裸露的标志包括：
5.3.2.1估计堆芯裸露的时刻。堆芯裸露的标志包括： a）水位位于活性段顶部； b）堆芯出口热电偶读数和一回路压力显示出负冷却裕度，或一回路温度大于400℃。 5.3.2.2估计堆芯得到冷却的时刻，堆芯得到冷却的标志包括，
GB/T415832022
a）水位位于活性段顶部； b）CET大多数小于300℃； c) 一回路压力和大多数堆芯出口热电偶读数显示出正冷却裕度T／CCIAT0004-2019 钢筋套筒灌浆连接施工技术规程及条文说明，或压力容器注水量大于正常停 堆衰变热所需补水量的3倍。 5.3.2.3估算堆芯裸露时长按公式（8)计算：
T 一堆芯裸露时长，单位为小时（h）； Teool 一堆芯得到冷却的时刻； Tuc 一堆芯裸露的时刻。 5.3.2.4基于堆芯裸露时长，根据表2估算堆芯损伤状态与大致损伤份额
6基于一回路冷却剂活度浓度的堆芯损伤评价方法
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6.1该方法可定性判断堆芯损伤状态。当实际不能进行冷却剂取样时，不应使用冷却剂活度浓度证实 堆芯的损坏。如果取样可能导致较高个人受照剂量，则不应进行取样。取样可能需要几小时，且取样位 置可能不具有代表性。 6.2主系统冷却剂总量为2×10§kg～4×105kg、热功率为3000MW的基准冷却剂核素活度浓度（包 壳损伤按堆芯积存量的5%计算）见附录A。当主冷却剂总量明显不同于2×10°kg，或反应堆热功率明 显不同于3000MW时，按公式（9)计算反应堆基准冷却剂核素活度浓度。
Cspre—特定核电厂的基准冷却剂活度浓度，单位为千贝可勒尔每克（kBq/g)； Cab一—表A.1中包壳损伤或堆芯熔化的基准冷却剂活度浓度参考值，单位为千贝可勒尔每克 (kBq/g); Iprim主回路系统冷却剂总量，单位为千克(kg); Pplant核电厂平均热功率，单位为兆瓦（MW)。 基准冷却剂核素浓度是假定反应堆停堆半小时后，堆芯的释放物与冷却剂均匀混合，且不会因为 和水的注人而稀释，反应堆堆芯至少经历了一次燃料循环
（资料性） 基准冷却剂核素活度浓度
DBJ41T184—2020 河南省居住建筑节能设计标准（寒冷地区75%）表A.1基准冷却剂核素活度浓度
使用反应堆特定的正常冷却剂浓度替代。 在堆芯重新被水滤没之前，对于这种程度的堆芯损坏，假设释放来自燃料。 。如果堆芯裸露时间超过6h，对于这些损坏程度的任何堆芯，都认为有可能发生压力壳熔穿。