T-BSRS 115-2024 池式低溫供熱堆選址假想事故源項分析技術(shù)規(guī)范

ICS27.120.10CCSF70BSRSTechnicalspecificationofsourcetermforpooltypelowtemperatureheatingreactor本電子版為發(fā)布稿。請以北京市輻射安全研究會出版的正式標(biāo)準為準。IT/BSRS115—2024前言 II III 12規(guī)范性引用文件 13術(shù)語和定義 14總則 15基本假設(shè) 2參考文獻 4T/BSRS115—2024本文件按照GB/T1.1—2020《標(biāo)準化工作導(dǎo)則第1部分：標(biāo)準化文件的結(jié)構(gòu)和起草規(guī)則》的規(guī)定起草。請注意本文件的某些內(nèi)容可能涉及專利。本文件的發(fā)布機構(gòu)不承擔(dān)識別專利的責(zé)任。本文件由生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心和北京市輻射安全研究會提出。本文件由北京市輻射安全研究會歸口。本文件起草單位：生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心，中核燕龍科技有限公司。本文件主要起草人：李洋，付霄華，熊小偉，方圓，劉明忠。T/BSRS115—2024為貫徹《中華人民共和國環(huán)境保護法》《中華人民共和國放射性污染防治法》和《放射性廢物安全管理條例》，規(guī)范池式低溫供熱堆選址假想事故源項的分析方法，制定本文件。本文件規(guī)定了池式低溫供熱堆選址假想事故源項的分析方法。本文件適用于池式低溫供熱堆選址假想事故源項的分析，為池式低溫供熱堆設(shè)計單位、營運單位開展選址事故分析提供指導(dǎo)。本文件由北京市輻射安全研究會負責(zé)解釋。1T/BSRS115—2024池式低溫供熱堆選址假想事故源項分析技術(shù)規(guī)范本文件規(guī)定了池式低溫供熱堆選址假想事故源項計算及分析的相關(guān)準則，包括基本假設(shè)和要求。本文件適用于使用燃料棒池式低溫供熱堆選址假想事故分析，其他燃料類型可參照執(zhí)行。2規(guī)范性引用文件下列文件中的內(nèi)容通過文中的規(guī)范性引用而構(gòu)成本文件必不可少的條款。其中，注日期的引用文件，僅該日期對應(yīng)的版本適用于本文件；不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改單）適用于本文件。GB18871電離輻射防護與輻射源安全基本標(biāo)準GB6249核動力廠輻射環(huán)境管理規(guī)定GB/T41582核電廠事故源項快速估算方法GB/T41583核電廠堆芯損傷評價方法NB/T20444壓水堆核電廠設(shè)計基準事故源項分析準則NB/T20470核電廠選址假想事故源項分析準則3術(shù)語和定義下列術(shù)語和定義適用于本文件。3.1場址邊界boundaryofsite具有確定的邊界，受營運單位有效控制的反應(yīng)堆所在地區(qū)。3.2堆芯熔化coremelt由于核反應(yīng)堆溫度上升過高，造成燃料棒熔化，裂變產(chǎn)物從燃料芯塊基體快速釋放到反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的一種堆芯狀態(tài)。3.3堆芯損傷coredamage由于燃料芯塊溫度達到了裂變產(chǎn)物從燃料間隙和芯塊基體釋放到反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的一種堆芯狀態(tài)。3.4包殼破損claddingdefect部分燃料棒包殼的完整性已經(jīng)失效的一種堆芯狀態(tài)，以致失效燃料棒中間隙內(nèi)的裂變產(chǎn)物釋放到反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)。3.5堆芯積存量coreinventory堆芯燃料中包含的放射性核素組成及活度。[來源：GB/T41583—2022,3.1]3.6釋放途徑releasepathway放射性核素從生成位置到最終釋放到環(huán)境所經(jīng)歷的遷移途徑。[來源：GB/T41583—2022,3.2]4總則2T/BSRS115—20244.1池式低溫供熱堆劑量限制和潛在照射危險限制，應(yīng)滿足GB18871的相關(guān)規(guī)定。選址假想事故在居住區(qū)（場址）邊界的劑量后果應(yīng)滿足GB6249劑量控制要求。4.2池式低溫供熱堆的選址假想事故用來確定非居住區(qū)（場址）邊界，除考慮設(shè)計基準事故（包括稀有事故和極限事故）外，也應(yīng)考慮設(shè)計擴展工況。4.3選擇池式低溫供熱堆選址假想事故所考慮的設(shè)計擴展工況的重要事件序列，為該堆最大可信事故，可采用概率論方法、確定論方法并結(jié)合工程判斷選擇。4.4事故源項的計算和放射性后果分析應(yīng)采用經(jīng)驗證的分析方法和計算程序。在分析設(shè)計基準事故時，應(yīng)采用保守模型；在分析設(shè)計擴展工況時，可采用現(xiàn)實模型。4.5池式低溫供熱堆在確定選址假想事故及事故源項時，可采用以下任一方法：4.5.1采用全堆芯放射性積存量，參照大型水冷反應(yīng)堆核動力廠選址假想事故源項的計算方法和參數(shù)假設(shè)確定選址假想事故源項。4.5.2采用概率論、確定論方法，結(jié)合工程判斷選擇池式低溫供熱堆選址假想事故。該事故應(yīng)包絡(luò)設(shè)計基準事故及預(yù)計發(fā)生頻率>10-7/堆年的事故序列。4.6對于確定論方法分析不發(fā)生堆芯損傷、概率論方法分析發(fā)生堆芯損傷頻率極低的池式低溫供熱堆，可通過工程判斷方法構(gòu)建一個全堆芯燃料包殼破損或堆芯部分燃料熔化（損傷）、安全殼或包容體完好的假想事故，并依此確定選址假想事故源項。5基本假設(shè)5.1堆芯積存量5.1.1堆芯裂變產(chǎn)物積存量應(yīng)根據(jù)反應(yīng)堆最大滿功率運行、預(yù)期燃料富集度和燃耗深度來確定，并考慮功率不確定系數(shù)（典型值帷1.02）。一般應(yīng)采用平衡壽期末的數(shù)值。5.1.2對于全堆芯燃料均受影響的事故，放射性積存量應(yīng)按照全堆芯平均。對于部分燃料受影響的事故應(yīng)評估破損燃料的放射性積存量，并考慮全堆功率水平的差異性，采用徑向峰值因子進行必要的修正。5.2釋放過程的時間特性5.2.1燃料破損的事故發(fā)生后燃料中的裂變產(chǎn)物即開始釋放。釋放開始時間和持續(xù)時間應(yīng)結(jié)合具體事故進程及熱工水力進行分析。5.3釋放份額5.3.1應(yīng)對各事故進行保守分析，論證其導(dǎo)致燃料熔化的可能性。對于可能發(fā)生燃料熔化的事故，應(yīng)評估熔化現(xiàn)象造成的放射性釋放份額。放射性釋放份額應(yīng)結(jié)合具體事故進程及熱工水力進行分析。5.3.2若事故分析結(jié)果表明，預(yù)期堆芯不會發(fā)生熔化（損傷），則可僅考慮間隙釋放。LOCA堆芯放射性裂變產(chǎn)物間隙釋放份額見表1。表1LOCA堆芯放射性裂變產(chǎn)物釋放份額5.3.3非LOCA類事故放射性釋放應(yīng)考慮燃料包殼間隙中裂變產(chǎn)物及包殼破損份額，間隙中裂變產(chǎn)物份額見表1。池式低溫供熱堆通常應(yīng)保守考慮全堆芯包殼破損。3T/BSRS115—2024表2非LOCA堆芯放射性裂變產(chǎn)物釋放份額5.4化學(xué)形態(tài)5.4.1在池式低溫供熱堆事故過程中，如果反應(yīng)堆地坑水的pH控制在7或者更大，則應(yīng)假設(shè)由反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)釋放到安全殼的放射性碘中95%為氣溶膠碘、4.85%為元素碘、0.15%為有機碘，包括燃料間隙和芯塊的釋放。5.4.2除了元素碘、有機碘和惰性氣體以外，其余的裂變產(chǎn)物假設(shè)以氣溶膠形態(tài)存在。5.5安全殼內(nèi)放射性核素的去除5.5.1池式低溫供熱堆可根據(jù)具體設(shè)計考慮自然去除和噴淋去除。5.5.2自然去除過程可考慮安全殼內(nèi)自然過程（如重力沉降，擴散泳，熱泳等）對氣溶膠的去除機制。應(yīng)使用經(jīng)證明合理保守的方法來確定去除效率。5.5.3如果池式低溫供熱堆設(shè)計中具有安全級的安全殼噴淋系統(tǒng)，并且該系統(tǒng)滿足單一故障準則，則可以考慮噴淋系統(tǒng)的去除機制。應(yīng)使用經(jīng)證明合理保守的方法來確定去除效率。噴淋去除率計算過程參考NB/T20470。5.6泄漏途徑的考慮5.6.1廠房泄露假設(shè)燃料釋放的放射性與廠房內(nèi)空氣瞬時均勻混合。若廠房內(nèi)部件限制了空氣流通性，放射性分布情況可以適當(dāng)調(diào)整?？梢钥紤]廠房內(nèi)自然沉積去除機制對安全殼大氣中放射性的去除作用?？梢赃m當(dāng)考慮廠房內(nèi)循環(huán)過濾系統(tǒng)對氣載放射性的去除作用。若設(shè)計上考慮功率運行期間對廠房進行定期凈化，則應(yīng)考慮安全殼隔離前該凈化系統(tǒng)釋放的放射性貢獻。應(yīng)假設(shè)反應(yīng)堆冷卻劑中放射性核素在事故發(fā)生初期就全部直接釋放到廠房中。反應(yīng)堆冷卻劑中放射性核素活度應(yīng)采用平衡運行限值。5.6.2有安全殼泄漏在事故后最初24h內(nèi)，安全殼泄漏率應(yīng)采用技術(shù)規(guī)格書中規(guī)定的峰值壓力下的安全殼泄率，24h后安全殼泄漏率減半。若證明安全殼噴淋系統(tǒng)是可信的，可以考慮其對安全殼大中放射性的去除作用。噴淋覆蓋的區(qū)域達到90%自由容積以上或噴淋區(qū)與非噴淋區(qū)大氣混合良好（換氣率通常不小于2次/h可以將安全廠房內(nèi)大氣視為一個整體且假設(shè)均勻分布。對于粒子碘等氣溶膠，若其去除效率為常數(shù)，當(dāng)去污因子DF取值達到50時，應(yīng)考慮該去除效率減弱至10%。但若通過計算得到粒子碘等氣溶膠隨時間變化的去除效率，則不需考慮該減弱作用。對于元素碘，最大去污因子DF取值不超過200。4T/BSRS115—2024參考文獻[1]“燕龍”泳池式低溫供熱堆示范工程安全審評原則