27.120.20 ICS F 65 备案号：59627—2017 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20444—2017RK 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 pressurized waterreactornuclearpowerplant 2017-10-01实施 2017-04-01发布 发布 国家能源局 认可 国家核安全局 NB/T20444—2017RK 目 次 前言 II 范围. 2规范性引用文件 3术语、定义及缩略语. 4 设计基准事故范围及类别. 5 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） 失水事故源项分析. 附录B（规范性附录） 燃料操作事故源项分析. 附录C（规范性附录） 主蒸汽管道破裂事故源项分析.. 附录D（规范性附录） 蒸汽发生器传热管破裂事故源项分析. 10 附录E（规范性附录） 主泵卡转子事故源项分析. . 11 附录F（规范性附录） 弹棒事故源项分析.. 12 附录G（规范性附录） 安全壳外载有反应堆冷却剂的小管道破裂事故源项分析 ..13 附录H（规范性附录） 乏燃料池水沸腾事故源项分析. 14 NB/T 204442017RK 前言 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。 本标准由核工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、付业茹、孙大威、张娜娜、潘楠、谭怡、邓理邻、李怀斌、毛兰方、 高圣饮。 本标准2017年10月25日，经国家核安全局审查认可。 I1 NB/T20444—2017RK 压水堆核电厂设计基准事故源项分析准则 1范围 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璀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。 GB62492011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。 [GB6249一2011，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10-6～10-4/堆年），这类事故的后果包含了大 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。 3.1.5 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， NB/T20444—2017RK 3.1.6 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 4 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 事故 类型 事故类别 LOCA 反应堆冷却剂系统装量减少(安全壳完好) 极限事故 燃料操作事故 系统或设备的放射性释放 极限事故 主蒸汽管道破裂事故-事故并发碘尖峰 一次侧热输出增加 极限事故 主蒸汽管道破裂事故-事故前碘尖峰 -次侧热输出增加 极限事故 反应堆冷却剂系统装量减少(联通- 一二次 SG传热管破裂事故-事故并发碘尖峰 稀有事故 侧) 反应堆冷却剂系统装量减少(联通一二次 极限事故 SG传热管破裂事故-事故前碘尖峰 侧) 主泵卡转子事故 反应堆冷却剂系统流量下降 极限事故 弹棒事故 反应性和功率分布异常 极限事故 安全壳外载有反应堆冷却剂的小管道 反应堆冷却剂系统装量减少(贯穿安全壳) 稀有事故 破裂事故 5总体设计原则 2 NB/T 20444—2017RK 5.1 裂变产物积存量 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2 2LOCA堆芯放射性裂变产物释放份额 核素组 间隙释放份额 情性气体（Kr、Xe） 卤素（I、Br） 0.05 碱金属（Cs、Rb） SO'0 表3 3非LOCA间隙中裂变产物份额 核素组 间隙份额 I-131 0.08 Kr-85 0.10 其它情性气体 0.05 其它卤素 0.05 碱金属 0.12 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，月 所有碘和惰性气 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 开始时间 持续时间 间隙释放 30s 0.5h 5.4 核素形态 3 NB/T20444—2017RK 从反应堆冷却剂系统释放到安全壳的碘（来自包壳间隙和燃料）的形态为95%的粒子态（碘化）， 4.85%的元素态，0.15%的有机态。除了元素碘、有机碘和惰性气体外，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。