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国家标准项目《核动力厂应急设施可居留性评价方法》由 TC58(全国核能标准化技术委员会)归口,TC58SC2(全国核能标准化技术委员会辐射防护分会)执行 ,主管部门为国家标准委

主要起草单位 中国核电工程有限公司上海核工程研究设计院股份有限公司中广核研究院有限公司中广核工程有限公司生态环境部核与辐射安全中心国家核应急响应技术支持中心

目录

基础信息

20250848-T-469
制修订
制定
项目周期
16个月
2025-03-27
公示开始日期
2025-01-13
公示截止日期
2025-02-12
标准类别
方法
国际标准分类号
13.280
13 环保、保健和安全
13.280 辐射防护
归口单位
全国核能标准化技术委员会
执行单位
全国核能标准化技术委员会辐射防护分会
主管部门
国家标准委

起草单位

范围和主要技术内容

一般要求:对应急设施、需开展可居留性评价的应急设施进行了明确,并提出可居留性评价应考虑的事故包括放射性释放事故和有毒有害气体释放事故。 《准则》从核事故应急响应角度,针对十类场内应急设施的设计要求做出了规定。因此,提出需满足可居留性要求的应急设施一般包括主控制室、应急控制中心和技术支持中心,应对其可居留性进行评价。 目前我国核电厂应急设施可居留性评价主要针对放射性事故,已具较为完整的评价标准和较为成熟的评价方法。然而根据法规导则,应急设施可居留性不仅需考虑放射性事故的影响,还应考虑有毒有害气体释放等非放事故的影响。HAF102要求核动力厂控制室须采取适当的措施,以在较长时间内保护控制室人员免于受到事故工况下形成的高辐照水平、放射性物质的释放、火灾、易爆或有毒气体的危害。HAD002“应采取适当的措施和提供足够的信息保护应急设施内的工作人员,防止事故工况下形成的过量照射、放射性物质的释放或爆炸性物质或有毒气体之类险情的继发性危害,以保持其采取必要行动的能力”。国外经验表明,非放危害同样不容忽视。核安全局也逐步将非放事故纳入应急设施可居留性评价中,《准则》参考美国非放事故评价要求。将应考虑的事故划分为“放射性释放事故”和“有毒有害气体释放事故”,提出可居留性分析要求和方法。 放射性释放事故:给出放射性释放事故下可居留性评价原则和准则。HAD002“可居留性的评价和审查不应局限于设计基准事故,应适当考虑严重事故的影响”。核安全局在审查中逐渐增加了严重事故下应急设施可居留性的关注程度。《准则》提出了可居留性设计基准源项理念,要求源项应考虑堆芯熔化。“应考虑主控制室在选定的严重事故工况下的可居留时间”。 借鉴《准则》进一步明确了严重事故下应急设施可居留性的评价要求,对于用于可居留性评价的设计基准事故,需满足HAD002可居留性要求。严重事故,应分析应急设施工作人员受到的有效剂量满足50mSv的可居留时间。 其他:主要是有毒有害气体释放事故,目前尚缺少非放事故可居留性的评价经验,依据《准则》参考RG1.78提出了总体原则。 放射性释放事故可居留性评价: 给出了可居留性评价中采用的放射性事故可居留性评价的一般方法和基本原则。 一般方法规定了可居留性评价考虑的照射途径和分析模型。 放射性释放事故可居留性评价包括事故源项的选取、进风口处大气弥散因子计算、通风系统切换和剂量计算的原则。 设计基准事故,目前工程项目中通常选取放射性后果最为严重的事故评价应急设施的可居留性”;设计基准源项,附录A、B给出了大堆和小堆的确定方法;严重事故源项的选取,应结合核电厂设计特征,可采用概率安全分析、确定论分析与工程判断相结合的方法。根据设计进展,推荐选取确定论源项或者二级PSA源项中安全壳晚期失效类作为代表性源项。 进风口处大气弥散因子计算:规定了应急设施进风口处大气弥散因子计算所需的气象数据和应采用的计算模式。对于计算模式,根据目前工程实践经验,按照应急设施与反应堆的距离分为两类。主控制室大气弥散因子计算可依据NB/T20531-2018;应急控制中心大气弥散因子计算可依据NB/T20182-2012。 《准则》规定可居留性评价中“设计基准事故采用保守大气弥散因子,严重事故可采用现实的大气弥散因子”。因此,在结合两种计算模型特点的基础上,对大气弥散因子的选取进行了规定:“对于设计基准事故,应选择保守大气弥散因子;对于严重事故,可采用相对现实的气象条件进行可居留性评价。” 对于双进风口,目前工程中,综合考虑监测仪表的安全级,一般采用最不利进风口处的弥散因子用于评价。为体现该工程实践,规定“采取其他方法时,应说明选用大气弥散因子的保守性。” 通风系统切换:考虑到事故工况下进风口的切换,可居留性分析评价中可能用到不同进风口处弥散因子,结合应急设施通风系统的设计特征,参考RG1.194,初步提出了确定评价中使用的大气弥散因子的基本原则。 剂量计算:依据《准则》,给出了放射性事故可居留性分析的有关假设和参数。其中照射途径的考虑结合实际工程经验增加了室外烟云浸没外照射,并要求结合应急设施实际的辐射屏蔽设计计算该途径的剂量贡献。 有毒有害气体释放事故可居留性评价: 依据《准则》提出有毒有害气体释放事故可居留性分析一般方法和评价原则。 一般方法给出了毒性评价的模型和准则。 附录A结合实际工程经验给出了放射性释放事故应急设施可居留性分析模型。 附录B参照GB6249给出了轻水冷却反应堆核动力厂设计基准源项确定基本假设和小堆设计基准源项的确定原则。 附录C依据《准则》提出有毒有害气体释放源的初步筛选原则和有毒有害气体的毒性限值。参考RG1.78、NUREG-6210以及放射性事故的可居留性分析方法,给出了有毒有害气体释放事故可居留性的分析方法与模型。