ICS27.120核電廠事故源項快速估算方法國家市場監(jiān)督管理總局國家標(biāo)準(zhǔn)化管理委員會GB/T41582—2022 I 2規(guī)范性引用文件 3術(shù)語和定義 4源項估算的主要基礎(chǔ)數(shù)據(jù) 4.1堆芯積存量 4.2事故后一回路冷卻劑活度 4.3堆芯釋放份額 4.4釋放途徑 34.5衰變及子體增長計算 3 3附錄A(資料性)堆芯積存量估算方法 5附錄B(資料性)核電廠事故釋放源項實(shí)時估算中的主要參數(shù)計算方法 9附錄C(資料性)核電廠事故釋放源項快速估算安全殼釋放模型 附錄D(資料性)基于安全殼空氣取樣源項估算方法 附錄E(資料性)基于核素釋放速率源項估算方法 附錄F(資料性)基于流出物(混合物)釋放速率的應(yīng)急釋放源項估算方法 IGB/T41582—2022本文件按照GB/T1.1—2020《標(biāo)準(zhǔn)化工作導(dǎo)則第1部分：標(biāo)準(zhǔn)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(jī)構(gòu)不承擔(dān)識別專利的責(zé)任。本文件由全國核能標(biāo)準(zhǔn)化技術(shù)委員會(SAC/TC58)提出并歸口。業(yè)標(biāo)準(zhǔn)化研究所。1GB/T41582—2022核電廠事故源項快速估算方法本文件描述了壓水堆核電廠事故源項實(shí)時估算的方法。本文件適用于輕水慢化壓力殼式反應(yīng)堆核電廠事故氣載放射性釋放源項的快速估算。本文件不適用于乏燃料水池事故源項和基于源項監(jiān)測反演的源項估算。2規(guī)范性引用文件本文件沒有規(guī)范性引用文件。3術(shù)語和定義3.13.23.33.4堆芯燃料中包含的放射性核素組成及活度。放射性核素從生成位置到最終釋放到環(huán)境所經(jīng)歷的遷移路徑。減弱因子reductionfactor放射性核素在受到某種減弱機(jī)制作用后所剩余可釋放量與減弱機(jī)制作用前可釋放量的比值。源項sourceterm4源項估算的主要基礎(chǔ)數(shù)據(jù)4.1.1堆芯積存量估算優(yōu)先利用參數(shù)估計法，其次使用功率和燃耗修正法，最次使用反應(yīng)堆安全分析報告中給出的堆芯積存量。4.3.1可用公式(B.2)計算堆芯釋放的份額。2GB/T41582—20224.3.2失水事故(LOCA)后，按照表1中的數(shù)值估算堆芯釋放份額。4.3.3對于長期全廠斷電事故，按照表2中的數(shù)值估算堆芯釋放到安全殼份額。表1壓水堆大LOCA堆芯釋放份額核素組壓水堆堆芯積存量釋放份額包殼失效堆芯熔化壓力容器熔穿早期壓力容器內(nèi)晚期釋放惰性氣體(Kr,Xe)00鹵素(I,Br)堿金屬(Cs,Rb)碲組(Te,Sb,Se)0鋇、鍶(Ba,Sr)00貴金屬(Ru,Rh,Pd,Mo,Tc,00.00250.00250鈰組(Ce,Pu,Np)00.00050鑭系元素(La,Zr,Nd,Eu,Nb,Pm,Pr,Sm,Y,Cm,Am)00.00020“不同釋放時段持續(xù)釋放時長，以堆芯裸露開始時刻為起點(diǎn)。核素組壓水堆堆芯積存量釋放份額“包殼失效堆芯熔化階段熔穿階段惰性氣體0.04330.70800.23600.0067碘(I)00.66500.22200.1670碲(Te)00.65600.21900.0133銫(Cs),銣(Rb)00.62300.20800.0133銻(Sb)00.55500.18500.0167鉬(Mo)00.15500.05170.0033鋇(Ba),鍶(Sr)0000.0433釕(Ru)00.01500.05000鈰(Ce),鏜(Np)0000.01”時間起點(diǎn)為堆芯裸露開始時刻。開始釋放時間是堆芯裸露時間，本表中假定始發(fā)事件發(fā)生后，電池經(jīng)歷4h耗盡，又過8h堆芯開始釋放。3GB/T41582—20224.4釋放途徑4.4.1安全殼泄漏釋放途徑4.4.1.1對于設(shè)計有單層安全殼的核電廠，考慮安全殼中的衰變、自然去除、噴淋等去除作用。安全殼泄漏率可采用設(shè)計泄漏率，或可按B.4計算得出。單層安全殼釋放途徑及模型見附錄C中的C.1。4.4.1.2對于設(shè)計有密封性雙層安全殼結(jié)構(gòu)的核電廠，考慮內(nèi)層安全殼中的核素衰變、自然去除、噴淋、環(huán)形空間內(nèi)安全殼空氣凈化系統(tǒng)等去除作用，以及直接環(huán)境泄漏和安全殼環(huán)形空間過濾釋放等釋放途徑。雙層安全殼泄漏率可采用設(shè)計泄漏率，或可按B.4的方法計算得出，其釋放途徑及模型見C.2。此外，雙層安全殼泄漏還應(yīng)注意以下情形。a)若外層安全殼設(shè)計有專設(shè)安全設(shè)施過濾系統(tǒng)，注意在維持技術(shù)規(guī)格書規(guī)定的負(fù)壓狀態(tài)期間，對內(nèi)層安全殼泄漏放射性核素進(jìn)行收集和處理時的泄漏。考慮環(huán)形空間內(nèi)的氣載放射性核素均勻分布。b)環(huán)形空間一定份額(典型可取10%)的放射性核素直接旁通到環(huán)境。4.4.1.3對于設(shè)計有安全殼事故過濾排放系統(tǒng)的核電廠，還應(yīng)注意通過安全殼過濾排放系統(tǒng)的釋放。通過安全殼過濾排放系統(tǒng)排放的計算方法見B.3。4.4.1.4單層安全殼模型和雙層安全殼模型均可通過調(diào)整安全殼的泄漏率來模擬安全殼失效的情況。4.4.2蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂釋放途徑對于蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故，應(yīng)將事故后主蒸汽隔離閥隔離汽輪機(jī)，蒸汽經(jīng)冷凝后的核素向大氣環(huán)境釋放，以及二次側(cè)壓力超過整定值，經(jīng)主蒸汽安全閥或直接大氣排放系統(tǒng)向環(huán)境釋放兩種釋放途徑。蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故源項計算方法見B.5。4.4.3安全殼旁通釋放途徑對于安全殼旁通類事故，應(yīng)事故后一回路冷卻劑直接釋放到環(huán)境以及一回路冷卻劑經(jīng)過輔助廠房泄漏到環(huán)境兩種釋放途徑。安全殼旁通釋放計算方法見B.6。4.4.4直接環(huán)境釋放釋放途徑僅適用于煙囪排放流出物源項估算情景。4.5衰變及子體增長計算核電廠事故源項實(shí)時估算過程應(yīng)計算核素放射性衰變及其子體增長。計算公式見B.7,使用的衰變鏈表見表B.1。5核電廠事故源項估算5.1核電廠嚴(yán)重事故源項分析，包括4個基本步驟：a)估算堆芯裂變產(chǎn)物積存量；b)估算堆芯裂變產(chǎn)物釋放份額；c)估算從堆芯到環(huán)境釋放途徑中去除份額；d)估算能夠釋放到環(huán)境的量。5.2嚴(yán)重事故源項按公式(1)估算：…………4GB/T41582—2022式中：I——核素i環(huán)境釋放活度，單位為貝可勒爾(Bq);FPI——堆芯核素i的積存量，單位為貝可勒爾(Bq);RDFci.j)——核素i在第j個減弱機(jī)制作用的減弱因子，無量綱；EF-—核素i環(huán)境釋放份額。5.3核電廠事故源項估算方法包括：a)基于堆芯損傷狀態(tài)源項估算；b)基于冷卻劑濃度源項估算；c)基于安全殼空氣取樣源項估算；d)基于核素釋放速率或濃度以及流出物(混合物)釋放速率等數(shù)據(jù)源項估算。不同源項估算方法考慮的釋放途徑見表3。估算方法見B.3～B.6。5.4基于堆芯損傷狀態(tài)源項估算方法，按照4.1的方法確定堆芯積存量，若核素通過安全殼釋放到環(huán)環(huán)境釋放活度；若核素通過蒸汽發(fā)生器或核素旁通安全殼，則估算核素的環(huán)境釋放活度的計算方法見B.5和B.6。5.5基于冷卻劑濃度的源項估算方法，按照4.2的方法確定一回路冷卻劑活度，再按照放射性物質(zhì)釋放途徑估算核素的環(huán)境釋放活度。該方法釋放途徑為蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂和旁通兩種釋放途徑，見5.6基于安全殼空氣取樣源項估算方法，采用安全殼空氣取樣濃度估算安全殼內(nèi)的積存量，并按照安5.7基于核素釋放速率源項估算方法，是利用通過煙囪排放的流出物的釋放速率或濃度等數(shù)據(jù)估算環(huán)5.8基于流出物(混合物)釋放速率源項估算方法，首先估算停堆時刻核素活度份額，然后按衰變規(guī)律間的關(guān)系，估算釋放速率。最后按照釋放速率計算釋放到環(huán)境的核素活度。該方法對應(yīng)的釋放途徑為直接釋放到環(huán)境。計算方法見附錄F。5.9源項計算具有較大的不確定度，在進(jìn)行事故源項估算時應(yīng)兼顧表3不同源項估算方法考慮的釋放途徑源項估算方法安全殼泄漏蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂安全殼旁通直接環(huán)境釋放基于損傷狀態(tài)源項估算√√√—基于冷卻劑濃度源項估算√√—基于安全殼空氣取樣源項估算√基于核素釋放速率或濃度源項估算√基于流出物(混合物)釋放速率源項估算—√5(資料性)堆芯積存量估算方法A.1功率和燃耗修正法A.1.1估算實(shí)際功率堆芯積存量實(shí)際功率堆芯積存量按公式(A.1)估算：IRef=IIMw×Power…………(A.1)式中：IRef——相同功率參考積存量，單位為貝可勒爾(Bq);Ikew——參考燃耗深度，單位功率參考積存量，單位為貝可勒爾每兆瓦(Bq/MW);Power——反應(yīng)堆熱功率，單位為兆瓦(MW)。A.1.2燃耗修正燃耗修正主要考慮裂變產(chǎn)物半衰期對堆芯積存量的影響，按照燃耗修正半衰期超過1年的放射性核素的積存量。實(shí)際燃耗下的積存量Icore(半衰期大于1年的放射核素),按公式(A.2)計算：…………(A.2)式中：Icore——堆芯積存量，單位為貝可勒爾(Bq);IRef——相同功率參考積存量，單位為貝可勒爾(Bq);Burnup實(shí)際——堆芯燃耗，單位為兆瓦日每噸鈾(MWD/tU);對于其他半衰期小于1年的放射性核素，不用做燃耗修正。A.2參數(shù)估算法A.2.1堆芯中積存量…………(A.3)式中：———堆芯中核素j的積存量，單位為貝可勒爾(Bq);———k批燃料組件中核素j的積存量，單位為貝可勒爾(Bq);T;——第i個時段時長，單位為天(d)。A.2.2某一批次燃料首次輻照期間裂變產(chǎn)物的生成量某一批次燃料首次輻照期間裂變產(chǎn)物的生成量，按公式(A.4)計算：…………(A.4)99GB/T41582—2022式中：T。——首次輻照時間，單位為天(d);A'(T?)——T?時刻k批燃料組件中核素j的積存量；λ;——核素i衰變常數(shù)，單位為每天(d-1);P——k批燃料組件首次輻照期間平均功率，單位為兆瓦(MW)。A.2.3某一批次燃料后續(xù)輻照或換料時段裂變產(chǎn)物積存量A.2.3.1若第i個時段(i>0)反應(yīng)堆停堆P;=0,k批燃料組件中核素積存量，按公式(A.5)計算：式中：-批燃料組件中核素j積存量，單位為貝可勒爾(Bq);T——核素j衰變常數(shù)，單位為每天(d-1);爾(Bq)。按照級聯(lián)衰變規(guī)律，若核素j是核素n的第h代子體，在T:期間由n衰變生成核素j的量，按公式(A.6)～公式(A.11)計算：其中：λ=λ;…………(A.7)式中：DAi;——以核素n為初始核素的衰變鏈在T;時段衰變生成核素j生成量，單位為貝可勒爾批燃料組件中核素j積存量，單位為貝可勒爾(Bq);7λλ-—第m個時段時間長度，單位為天(d);—核素j衰變常數(shù)，單位為每天(d-1);——核素i衰變常數(shù)，單位為每天(d-1);——核素n衰變常數(shù)，單位為每天(d-1); 核素h衰變常數(shù)，單位為每天(d-1)。A.2.3.2若反應(yīng)堆處于正常運(yùn)行狀態(tài)，即P;>0時。a)首先計算該時段開始時刻的等效時間，等效時間是該批燃料貢獻(xiàn)功率、核素半衰期的函數(shù)，等效時間按公式(A.12)計算：…(A.12)式中：tef——等效時間，單位為天(d);Tm-—第m個時段時間長度，單位為天(d);P——第i時段k批燃料功率，單位為兆瓦(MW);P;——核素j生成率，單位為貝可勒爾每兆瓦天[Bq/(MW·d)]。b)第i時段結(jié)束時刻k批燃料組件核素j的積存量，按公式(A.13)計算：…(A.13)式中：核素j的活度，單位為貝可勒爾(Bq);P——第i時段k批燃料功率，單位為兆瓦(MW);P;——核素j生成率，單位為貝可勒爾每兆瓦天[Bq/(MW·d)];λ;——核素j衰變常數(shù)，單位為每天(d-1);tef等效時間，單位為天(d):T;——第i個時段時間長度，單位為天(d)。A.2.4核素生成率參考反應(yīng)堆堆芯積存量估算核素生成率，按公式(A.14)估算：…………(A.14)式中：P;——核素i生成速率，單位貝可勒爾每兆瓦天[Bq/(MW·d)];T——理論滿功率運(yùn)行天，單位為天(d);A;(T)——核素i的堆芯積存量，單位為貝可勒爾(Bq);Pmean——反應(yīng)堆運(yùn)行功率，單位為兆瓦(MW)。A.2.5某批次燃料的平均功率每一批燃料在反應(yīng)堆中的功率，按照該批燃料組件數(shù)占堆芯燃料組件數(shù)的份額和堆芯功率來確定，8某一批燃料在某個時間段內(nèi)的功率，按公式(A.15)計算：…………(A.15)式中：Pi———第k批燃料組件在時段i期間的平均功率，單位為兆瓦(MW):TOA——堆芯總的燃料組件數(shù)。9GB/T41582—2022(資料性)核電廠事故釋放源項實(shí)時估算中的主要參數(shù)計算方法B.1事故后一回路冷卻劑活度事故后一回路冷卻劑活度，按公式(B.1)計算：I=RIore+CNorcl×Mc…………(B.1)式中：Ii事故發(fā)生后一回路冷卻劑中核素i的積存量，單位為貝可勒爾(Bq);RIore——事故發(fā)生時從堆芯釋放到一回路冷卻劑的核素i的量，單位為貝可勒爾(Bq);Ciorclt——正常運(yùn)行工況冷卻劑中核素i的濃度(考慮尖峰效應(yīng)),單位為貝可勒爾每千克(Bq/kg);Mei———一回路冷卻劑總質(zhì)量，單位為千克(kg)。正常冷卻劑濃度CNorclt優(yōu)先使用實(shí)際運(yùn)行值，實(shí)際運(yùn)行值不可用時采用設(shè)計值。B.2堆芯釋放份額堆芯釋放份額按公式(B.2)計算：式中：Fi.frac——放射性核素i釋放份額，無量綱；———損傷部分占堆芯燃料份額，無量綱；包殼失效或堆芯熔化部分核素i釋放份額，無量綱。B.3安全殼過濾排放環(huán)境釋放安全殼過濾排放系統(tǒng)向環(huán)境釋放量按公式(B.3)計算：……(B.3)式中：I;(△T)——△T內(nèi)經(jīng)安全殼過濾排放系統(tǒng)向環(huán)境釋放的核素i的量，單位為貝可勒爾(Bq);I;——安全殼內(nèi)核素i的積存量，單位為貝可勒爾(Bq);F過濾——過濾系統(tǒng)過濾效率，不考慮惰性氣體過濾去除，無量綱，0～1;△T——釋放步長，單位為秒(s);V排——排放系統(tǒng)的排放流量，單位為立方米每秒(m?/s);V內(nèi)——安全殼自由空間體積，單位為立方米(m3)。B.4安全殼泄漏率當(dāng)安全殼壓力和破口尺寸已知時，安全殼質(zhì)量泄漏率MFR(t)按公式(B.4)計算：…………(B.4)式中：MFR(t)——t時刻安全殼質(zhì)量泄漏率，單位為千克每秒(kg/s);C——取0.63,是一個在范圍0.59<C<0.65之間且很少變化的試驗(yàn)測量的卸壓常數(shù)，無量綱；GB/T41582—2022p——安全殼空氣密度，單位為千克每立方米(kg/m3);P(t)—t時刻安全殼的壓力，單位為帕(Pa);Pa——破口外側(cè)壓力，單位為帕(Pa)。利用安全殼濕空氣壓力、溫度和相對濕度計算安全殼濕空氣密度，按公式(B.5)計算：式中：p——安全殼空氣密度，單位為千克每立方米(kg/m3)。T——安全殼空氣溫度，單位為開爾文(K);P——安全殼壓力，單位為兆帕(MPa);φ——安全殼相對濕度，%。某一時段△T內(nèi)安全殼泄漏份額按公式(B.6)計算：…………(B.6)式中：LF(△T)——第k釋放步長安全殼泄漏份額，無量綱，0～1;MFR(t)———t時刻安全殼質(zhì)量泄漏率，單位為千克每秒(kg/s);△T——釋放步長，單位為秒(s);0——安全殼空氣密度，單位為千克每立方米(kg/m3);V——安全殼自由空間體積，單位為立方米(m3)。B.5蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故源項釋放途徑一回路冷卻劑質(zhì)量按公式(B.7)計算：…(B.7)式中：Mc(t)——t時刻一回路冷卻劑的質(zhì)量，單位為千克(kg);Mc(to)——to時刻一回路冷卻劑的質(zhì)量，單位為千克(kg);SInj;(t)——t時刻一回路系統(tǒng)注入流量，單位為千克每秒(kg/s);Leakpri(t)——t時刻一回路泄漏速率，單位為千克每秒(kg/s);dt——時間微分，單位為小時(h)。非惰性氣體核素一回路向二次側(cè)泄漏量，按公式(B.8)估算：Isc(△T)=Ii×LFpri(△T)…………(B.8)式中：Isc(△T)——釋放步長△T內(nèi)向蒸汽發(fā)生器泄漏核素i的量，單位為貝可勒爾(Bq);△T時間長度，單位為秒(s):I——冷卻劑中核素i的積存量，單位為貝可勒爾(Bq);LFpi(△T)——釋放步長△T內(nèi)一回路冷卻劑泄漏份額[計算公式見(B.9)],無量綱，0～1。對于惰性氣體，一回路不再滯留放射性核素，堆芯釋放后直接通過蒸汽發(fā)生器破口，釋放到二次側(cè)中，泄漏份額為100%。GB/T41582—2022…………(B.9)式中：LFpri(△T)——△T內(nèi)一回路(Pri)泄漏份額；Leakp;(t)——t時刻一回路泄漏速率，單位為千克每秒(kg/s);Mei(t)——冷卻劑質(zhì)量，單位千克(kg);dt——時間微分，單位為小時(h)。非惰性氣體向環(huán)境釋放量按公式(B.10)和公式(B.11)計算：…(B.10)其中：…………(B.11)式中：I環(huán)境(△T)——△T時段向環(huán)境釋放的氣載放射性核素i的活度，單位為貝可勒爾(Bq);F冷凝——冷凝排放減弱因子，無量綱，對于非惰性氣體其他取0.05;CsGsteam(t)——蒸汽中非惰性氣體核素濃度[見公式(B.13)],單位為貝可勒爾每千克(Bq/kg);Steamsg(t)——蒸汽流量，單位為千克每秒(kg/s)。式中：I環(huán)境(△T)——△T時段向環(huán)境釋放的氣載放射性核素i的活度，單位為貝可勒爾(Bq);Ii——冷卻劑中核素i的積存量，單位為貝可勒爾(Bq);LFpri(△T)——釋放步長△T內(nèi)一回路冷卻劑泄漏份額[計算公式見(B.9)],無量綱，0～1。蒸汽中非惰性氣體，核素濃度按公式(B.13)計算：式中：Csc.water(t)——t時刻蒸汽發(fā)生器水中核素i濃度[見公式(B.14)],單位為貝可勒爾每千克(Bq/kg)。蒸汽發(fā)生器溶液非惰性氣體核素濃度按公式(B.14)計算：式中：CsG,water(t)——t時刻蒸汽發(fā)生器水中核素i濃度，單位為貝可勒爾每千克(Bq/kg);Is(t)——t時刻蒸汽發(fā)生器中核素i的積存量，單位為貝可勒爾(Bq);Msg.see(t)——t時刻二次側(cè)水裝量，單位為千克(kg)。蒸汽發(fā)生器二次側(cè)水裝量[MsG.se(t)]按公式(B.15)計算：式中：MsG.se(t)——t時刻蒸汽發(fā)生器二次側(cè)水裝量，單位千克MsG.se(t)——tMsG.se(to)——初始t。時刻二次側(cè)水裝量，單位為千克(kg);GB/T41582—2022Makeup(t)———t時刻二次側(cè)給水流量，單位為千克每秒(kg/s);Steamsg(t)———t時刻蒸汽發(fā)生器蒸汽率，單位千克每秒(kg/s);dt——時間微分，單位為小時(h)。一回路冷卻劑單位時間內(nèi)旁通泄漏份額等于一回路泄漏流量除以一回路的冷卻劑質(zhì)量，按公…………(B.16)式中：LRpi(△T)———△T時段旁通泄漏份額，無量綱，0～1;Mc(t)——t時刻冷卻劑質(zhì)量，單位千克(kg);Bypasspri(t)———t時刻單位時間的旁通泄漏的冷卻劑質(zhì)量，單位為千克(kg);B.6安全殼旁通釋放途徑一回路經(jīng)旁通向核輔助廠房泄漏量，按下列公式(B.17)計算：式中：LRpi(△T)——△T時段向輔助廠房泄漏量，單位為貝可勒爾(Bq);時段一回路(pri)冷卻劑(clt)泄漏份額；Ii—回路(pri)冷卻劑(clt)中核素i的積存量，單位為貝可勒爾(Bq);B.7放射性衰變及其子體增長母核衰變的剩余活度按公式(B.18)計算：A,(t)=Ap(0)e-2p1…………(B.18)式中：Ap(t)———t時刻母核的活度，單位為貝可勒爾(Bq);Ap(0)——初始(“0”)時刻母核的活度，單位為貝可勒爾(Bq);λp——母核衰變常數(shù)，單位為每天(d-1)。由母核生成的第一代子核活度按公式(B.19)計算：……(B.19)式中：Ad(t)——t時刻由母核p生成的第一代子核dl的活度，單位為貝可勒爾(Bq);A,(0)——初始(“0”)時刻母核的活度，單位為貝可勒爾(Bq);λp——母核衰變常數(shù)，單位為每天(d-1);fa———由母核p生成第一代子核d1的分支比；由母核生成的第二代子核活度按公式(B.20)計算：41582—202241582—2022Ad(t)——t時刻由母核p生成的第二代子核d2的活度，單位為貝可勒爾(Bq);fa——由母核p生成第一代子核dl的分支比；fd?——由母核p生成第二代子核d2的分支比；由母核生成的第三代子核活度按下列公式(B.21)計算：Aa3(t)——t時刻由母核p生成的第三代子核d3的活度，單位為貝可勒爾(Bq);fa——由母核p生成第i代子核di的分支比；放射性衰變及其子體增長使用簡化的的衰變鏈。衰變鏈簡化過程將長壽命母核和短壽命子體作為a)子體壽命非常長(相對50年來說);b)衰變鏈中出現(xiàn)的半衰期超過幾分的惰性氣體子核；c)舍棄子核對總有效劑量貢獻(xiàn)小于1%。簡化衰變鏈見表B.1。母核母核半衰期d子體數(shù)子核1子核1半衰期d子核1分支比子核2子核2子核2半衰期d子核2分支比子核3子核3子核3半衰期dH-34.51×1030 C-142.09×1060Na-246.25×10-10—P-321.43×100Cr-512.77×1010Mn-543.13×1020Mn-561.07×10-10—Fe-559.86×1020Fe-594.45×100Co-587.08×100 ———Co-601.92×1030— —Ni-633.50×10?0Cu-645.29×10-0Zn-652.44×1020Br-842.21×10-20Kr-83m7.63×10-20—— Kr-85m1.87×10-10 Kr-853.91×1030————Kr-875.30×10-20 — —Kr-881.18×10-1Rb-8811.24×10-21Rb-861.87×1010——Rb-881.24×10-20 ——表B.1核電廠事故源項估算放射性衰變及其子體增長簡化衰變鏈(續(xù))母核母核半衰期d子體數(shù)子核1子核1子體代數(shù)半衰期d分支比子核2子核2子體代數(shù)子核2半衰期d子核2分支比子核3子核3子體代數(shù)子核3半衰期dRb-891.06×10-21Sr-8915.05×1011—Sr-895.05×1010 Sr-901.06×10?1Y-9012.671Sr-913.96×10-12Y-91m13.45×10-20.578Y-9115.85×1011Sr-921.13×10-11Y-9211.48×10-11Y-902.670Y-91m3.45×10-21Y-9115.85×1011Y-915.85×100Y-921.48×10-10 —Y-934.21×10-10 —Zr-956.40×101Nb-9513.52×1011Zr-97#7.04×10-1Nb-9715.01×10-20.053—Nb-953.52×1010Nb-975.01×10-20Mo-992.751Tc-99m12.51×10-10.876Tc-99m2.51×10-10——Ru-1033.93×1011Rh-103m13.90×10-20.997Ru-1051.85×10-11Rh-10511Ru-106?3.68×1020—Rh-103m3.90×10-20 ——Rh-1050 Ag-110m2.50×1020—母核母核半衰期d子體數(shù)子核1子體代數(shù)半衰期d分支比子核2子核2子體代數(shù)子核2半衰期d子核2分支比子核3子核3子體代數(shù)半衰期dSb-1272Te-127m10.176Te-12713.90×10-11— Sb-1291.80×10-2Te-129m13.36×1010.225Te-12924.83×10-20.775Te-127m1Te-12713.90×10-10.976 Te-1273.90×10-0Te-129m3.36×1010Te-1294.83×10-20Te-131m2Te-13111.74×10-20.22218.041Te-1311.74×10-2118.041 Te-132119.58×10-218.0409.58×10-20———————— 8.67×10-103.65×10-202.75×10-12Xe-135m11.06×10-20.154Xe-13513.79×10-10.846Xe-131m0Xe-133m1Xe-13311——Xe-1330—Xe-135m1.06×10-21Xe-13513.79×10-10.9999——Xe-1353.79×10-0—————— Xe-1389.84×10-31Cs-13812.24×10-21—Cs-1347.53×1020—Cs-1360—表B.1核電廠事故源項估算放射性衰變及其子體增長簡化衰變鏈(續(xù))母核母核半衰期d子體數(shù)子核1子核1子體代數(shù)子核1半衰期d分支比子核2子核2子體代數(shù)子核2半衰期d子核2分支比子核3子核3子體代數(shù)子核3半衰期dCs-137°1.10×1040Cs-1382.24×10-20Ba-1395.74×10-20Ba-1401.27×1011La-14011La-1400La-1411.64×10-11Ce-14113.25×1011La-1426.42×10-20 ——Ce-1413.25×1010Ce-1431Pr-14311.36×101一———Ce-1442.84×1021Pr-14411.20×10-21Pr-1431.36×100Pr-1441.20×10-20—Nd-1471.10×101Pm-14719.58×1021—————Pm-1479.58×1020W-1879.96×10-10Np-2392.361Pu-23918.78×10?1—Pu-2383.20×1040Pu-2398.78×1060———Pu-2415.26×1031Am-24111.58×101——Am-2411.58×1050Cm-2421.63×1021Pu-23813.20×1041°核素假定與短壽命子體處于長期平衡，短壽命子體隱含在母核中，提醒在進(jìn)行劑量計算時需要考慮子體。GB/T41582—2022(資料性)核電廠事故釋放源項快速估算安全殼釋放模型C.1單層安全殼模型單層安全殼放射性核素的釋放模型見圖C.1。標(biāo)引序號說明：1——環(huán)境大氣；2——噴淋去除；3——安全殼泄漏；4——衰變；5——壁面沉積；6——安全殼大氣。圖C.1單層安全殼放射性核素的釋放模型放射性核素從安全殼向環(huán)境的釋放量可由下述微分方程公式(C.1)和公式(C.2)計算得出：1…………(C.1)…………(C.2)式中： 安全殼內(nèi)核素活度變化流率，單位為貝可勒爾每小時(Bq/h);GB/T41582—2022dA?——安全殼內(nèi)核素活度增量，單位為貝可勒爾(Bq);R——放射性核素由堆芯向安全殼的釋放速率，單位為貝可勒爾每小時(Bq/h);λT——核素的放射性衰變常數(shù)，單位為每小時(h-1);λs——噴淋系統(tǒng)的噴淋去除系數(shù)，單位為每小時(h-1);L——安全殼的泄漏率，單位為每小時(h-1);A?——放射性核素在安全殼內(nèi)的放射性活度，單位為貝可勒爾(Bq); 由安全殼泄漏帶來的環(huán)境釋放源項中核素活度增加速率，單位為貝可勒爾每小時(Bq/h);A?——放射性核素釋放環(huán)境中的放射性活度，單位為貝可勒爾(Bq);dA?——環(huán)境總核素活度增量，位為貝可勒爾(Bq)。C.2雙層安全殼模型放射性核素由雙殼安全殼釋放到環(huán)境的參考模型見圖C.2。77——內(nèi)層安全殼旁通泄漏；8——內(nèi)層安全殼大氣；10——過濾；1——環(huán)境大氣；2——環(huán)形空間大氣；4——噴淋去除；6——避免沉積；圖C.2雙層安全殼放射性核素的釋放模型放射性核素從安全殼向環(huán)境的釋放量可由下述微分方程公式(C.3)、公式(C.4)和公式(C.5)計算得出：GB/T41582—2022…………(C.4)……(C.5)A?——放射性核素在內(nèi)層安全殼的放射性活度，單位為貝可勒爾(Bq);A?——放射性核素在環(huán)形空間的放射性活度，單位為貝可勒爾(Bq);A?——放射性核素釋放到環(huán)境中的放射性活度，單位為貝可勒爾(Bq);d——內(nèi)層安全殼中核素活度增加速率，單位為貝可勒爾每小時(Bq/h);環(huán)形空間中核素活度增加速率，單位為貝可勒爾每小時(BqdA——環(huán)境中核素活度增加速率，單位為貝可勒爾每小時(Bq/h);λr——環(huán)形空間由于排風(fēng)導(dǎo)致的換氣速率，單位為每小時(h-1);P?——內(nèi)層安全殼泄漏的放射性核素直接向環(huán)境釋放的份額，表示為內(nèi)層安全殼泄漏率的一定份額；P?———環(huán)形空間的放射性核素未經(jīng)專設(shè)安全設(shè)施過濾而直接旁通到環(huán)境的份額；f——外層安全殼排風(fēng)過濾器的過濾效率；dt———時間微分，單位為小時(h)。GB/T41582—2022(資料性)基于安全殼空氣取樣源項估算方法采樣獲取的安全殼空氣取樣濃度，可用于安全殼密封失效的源項估算。假定安全殼內(nèi)氣載放射性核素均勻分布，安全殼內(nèi)源項可按公式(D.1)估算：Icont(ts)=CCont(ts)×VCont…………(D.1)式中：Icont(ts)——取樣時刻ts安全殼內(nèi)源項，單位為貝可勒爾(Bq);ts——取樣時刻，單位秒(s);Ccont(ts)——安全殼取樣濃度，單位為貝可勒爾每立方米(Bq/m3);按照4.4提供的方法確定釋放途徑，估算環(huán)境釋放源項。GB/T41582—2022(資料性)基于核素釋放速率源項估算方法基于核素釋放速率或濃度源項估算是利用通過煙囪排放的流出物的釋放速率或濃度等數(shù)據(jù)估算環(huán)境釋放源項，釋放途徑為直接向環(huán)境釋放，不需要考慮釋放過程減弱。單釋放步長向環(huán)境釋放量按公式(E.1)計算：式中：…………(E.1)IEnv(△T)——某釋放時段釋放到環(huán)境(Env)的核素i活度，單位為貝可勒爾(Bq);t——某釋放時段開始時間，單位秒(s);△T——釋放時段時間長度，單位秒(s);NRi(t)——流出物中核素i的釋放速率，單位為貝可勒爾每秒(Bq/s)。當(dāng)上述釋放時段持續(xù)時長△T足夠小或釋放速率不變時，按公式(E.2)計算：IEn(△T)=NRe(t)△T…………(E.2)式中：Ie(△T)——某釋放時段釋放到環(huán)境(Env)的核素i活度，單位為貝可勒爾(Bq);NRif(t)——流出物中核素i的釋放速率，單位為貝可勒爾每秒(Bq/s);t——某釋放時段開始時間，單位秒(s);△T——釋放時段時間長度，單位秒(s)。(資料性)基于流出物(混合物)釋放速率的應(yīng)急釋放源項估算方法F.1釋放份額估算流出物釋放源項估算，不考慮其他滯留因素，釋放途徑為直接向環(huán)境釋放，不使用減弱因子(如過濾)。流出物中的放射性核素分為惰性氣體、碘和顆粒物三類，每一類別考慮的核素組成見表F.1。表F.1三種混合物中核素組成核素惰性氣體碘顆粒物Kr-83m√Kr-85√ Kr-85m√—Kr-87√Kr-88√Xe-131m√Xe-133√Xe-133m√——Xe-135√Xe-135m√Xe-138√—√√√√√√√√√√Cs-134√Cs-136√Cs-137√停堆之前核素活度份額按公式(F.1)計算：Fi(tsp)——停堆之前流出物中π類混合物中核素i的活度份額；tsp——反應(yīng)堆停堆時刻，單位為天(d);GB/T41582—2022CI(tsp)———停堆時刻堆芯中核素i的積存量，單位為貝可勒爾(Bq);π——核素類別，分為惰性氣體、碘和顆粒物三類，具體見表F.1。停堆之后流出物中核素活度份額按公式(F.2)估算：………………(F.2)式中：Fi(tsp)——停