2020-11-25发布 2020-11-30实施ICS13.280 CCSF73 团体标准 T/BSRS049-2020 压水堆核动力厂安全审评失水事故源项 校核计算技术要求 TechnicalRequirementforAuditCalculationofPWRNuclearPowerPlant LOCASourceTerm （发布稿） 本电子版为发布稿。请以北京市辐射安全研究会出版的正式标准为准 发布 北京市辐射安全研究会 全国团体标准信息平台 I目次 前言..................................................................................................................................II 1适用范围...........................................................................................................................1 2规范性引用文件...............................................................................................................1 3术语和定义.......................................................................................................................1 4失水事故源项校核计算技术要求...................................................................................2 全国团体标准信息平台 II前言 为贯彻《中华人民共和国环境保护法》、《中华人民共和国放射性污染防治法》和《中华 人民共和国核安全法》，规范核动力厂安全审评失水事故源项校核，制定本文件。 本文件规定了核安全审评失水事故源项校核计算的目的、范围以及具体的技术要求。 本文件可为核动力厂安全审评失水事故源项校核计算人员的工作开展提供指导，也可为 核动力厂的设计、营运等单位的核安全校核计算工作提供参考。 本文件适用于压水堆核动力厂选址、设计、运行阶段失水事故源项的安全审评校核计算， 其他堆型核电厂和研究堆的失水事故源项校核计算可参照执行。 本文件为指导性参考方法。 本文件由生态环境部核与辐射安全中心和北京市辐射安全研究会组织制订。 本文件主要起草单位：生态环境部核与辐射安全中心。 本文件主要起草人：陈海英、田欣鹭、韩向臻、高新力、温爽、贾斌、乔雪冬、靖剑平、 刘福东。 全国团体标准信息平台 1压水堆核动力厂安全审评失水事故源项校核计算 技术要求 1适用范围 本文件规定了压水堆核动力厂失水事故源项校核计算过程中涉及的原则、计算内容选择、 数据需求确定、计算软件和模型描述、模型构建、结果分析以及结论。 本文件适用于压水堆核动力厂选址、设计、运行阶段安全审评失水事故源项的校核计算， 其他堆型核电厂和研究堆的失水事故源项校核计算可参照执行。 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，仅所注日期的版本 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。 GB18871电离辐射防护与辐射源安全基本标准 GB6249核动力厂环境辐射防护规定 NB/T20444压水堆核电厂设计基准事故源项分析准则 3术语和定义 3.1 校核计算auditcalculation 本文件中所指的校核计算是指在核与辐射安全审评监管过程中，针对审评对象的安全相 关问题，由核安全监管部门及其技术支持单位使用相应计算软件，独立开展的符合性和评价 性的计算工作。 3.2 事故源项accidentsourceterm 在核与辐射事故情况下广泛使用的用以表示从给定的源中放射性物质实际的或可能的 释放信息，包括释放的放射性物质的数量、释放份额（释放量占源中放射性核素总存量的份 额）、同位素组成、释放率和释放方式。 3.3 去污因子decontaminationfactor 全国团体标准信息平台 2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。 4失水事故源项校核计算技术要求 4.1失水事故源项校核计算评价原则 4.1.1失水事故源项校核计算一般由国家核安全局委托技术支持机构独立开展。该技术支持 单位应确保校核计算过程满足质量保证的相关要求，并对校核计算评价报告内容的真实性和 准确性负责； 4.1.2校核计算采用的软件和方法应该是获得国家核安全局许可的软件，或者业内认可的软 件和方法； 4.1.3失水事故源项校核计算的各个环节必须具有清晰完整的记录，整个建模过程具有可追 溯性； 4.1.4失水事故源项校核计算应作适当地保守考虑，以补偿事故假设及模拟事故序列、放射 性物质迁移和释放等带来的不确定性； 4.1.5失水事故源项校核计算过程中应关注理论模型、计算假设的合理性和保守性、核素的 去除机理、计算参数取值等； 4.1.6核安全许可证或执照申请者（简称申请者）应按校核计算方（简称校核方）的要求提 供数据，并对数据的真实性和质量负责； 4.1.7校核方须遵守有关保密规定，不得将涉及商业秘密的资料泄露给任何第三方。 4.2失水事故源项校核计算内容选择 4.2.1校核方按照国家核安全局提出的校核计算工作要求开展校核计算工作。校核计算的内 容可在核动力厂安全分析报告、环境影响评价报告及其他安全相关报告的范围中选取。 4.2.2失水事故源项校核计算内容为核动力厂失水事故后不同时间释放到环境中的累积放射 性核素活度，重点关注惰性气体、卤素、碱金属等。 4.3失水事故源项校核计算软件确定 4.3.1根据校核计算内容的特点，确定开展校核计算的方法和使用的计算软件，并说明选择 该软件的依据或原因。 4.3.2所选择的计算软件模型应该能够涵盖堆芯和一回路冷却剂向安全壳释放的核素活度计 算以及安全壳向环境释放的核素活度计算，并应重点关注软件模型参数的适用范围，确保该 软件对校核计算对象的适用性。 全国团体标准信息平台 34.3.3失水事故源项的计算软件应是获得国家核安全局许可的软件或业内认可的软件。校核 计算时也可根据事故中核素的迁移、释放过程建立计算方程，采用解析解的方法开展计算。 根据校核计算对象的特点、软件模型的适用范围，选取合适的计算软件和计算方法。 4.4失水事故源项校核计算数据需求及评价 4.4.1校核方根据所选计算程序的输入要求，制作标准的数据需求清单，数据需求清单应清 楚给出每一项数据的准确描述、计量单位和其他要求。 4.4.2申请者数据提交后，校核方应进一步评价所得数据是否满足建模要求，并对数据提出 评价意见，数据评价应重点关注整体数据的一致性和可靠性。如有必要，校核方可向申请者 提出补充数据的要求。 4.4.3失水事故源项的校核计算数据主要包括源数据和放射性活度排放数据两大类。 a）源数据：堆芯功率水平、反应堆堆芯积存量、反应堆一回路冷却剂质量及放射性活 度、事故后放射性核素从堆芯释放到安全壳的份额、各形态碘的份额等。 b）放射性活度排放数据：安全壳节点划分、安全壳自由容积、安全壳泄漏率、安全壳 旁通份额、泄漏物的过滤效率、环形空间通风量、核素的去除参数、冷却剂喷放时间、去污 因子限值等。 4.5失水事故源项校核计算模型构建 4.5.1构建失水事故源项校核计算模型时，具体分析建模对象及关注问题，确定建模的初始 条件、边界条件和关键假设，制定建模节点划分方案，并根据计算软件要求，建立计算输入 文件。 4.5.2安全壳内源项校核计算模型 裂变产物在安全壳内的去除机制因核素而异，对于碘，去除机制包括放射性核素自身衰 变、安全壳泄漏、喷淋去除、自然去除等；对于惰性气体，去除机制包括放射性核素自身衰 变和安全壳泄漏。在校核计算失水事故源项时，应基于完整的核素衰变链，计算各核素的放 射性活度。 4.5.3环境释放源项校核计算模型 环境中的放射性核素来自于安全壳的泄漏等，一旦核素释放到环境中，在计算放射性活 度时将不再考虑核素自身的衰变。 4.5.4碘去除计算模型 在校核计算失水事故后安全壳及环境的碘放射性活度时，需根据事故中碘的输运过程、 去除机理及去污因子等，确定碘的有效去除时间。 全国团体标准信息平台 44.5.5在校核计算中，初始条件、边界条件和关键假设的确定应该与计算方法的选择相一致。 4.5.6建模过程应明确模型中经验参数的选择依据或原因，如：试验验证、工程经验等，必 要时开展关键参数的敏感性分析。 4.5.7为保证模型的后续扩展及持续深化，应当为经过调试和验证的稳定模型制定版本编号， 并给出相应的版本说明。固化模型的修改和升级，应在模型输入卡起始设置备注说明，详细 阐述修改和升级原因、内容、日期、操作人等信息。 4.5.8应对固化后的模型及输入文件进行归档，完成模型说明文件，包括：初始条件、重要 假设、节点划分、输入参数、计算结果后处理等。 4.6失水事故源项校核计算结果分析评价 4.6.1校核方对申请者计算结果进行评价，根据校核计算差异提出审评问题，结合问题回答 形成审评意见。 4.6.2评价重点关注以下方面： a）计算结果与事故进程的符合性； b）校核方与申请者计算模型及计算结果的