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国家标准计划《核电厂应急工况堆芯损伤评价方法》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化管理委员会

主要起草单位 中国辐射防护研究院

目录

基础信息

计划号
20194159-T-469
制修订
制订
项目周期
24个月
下达日期
2020-01-13
申报日期
2018-04-13
公示开始日期
2019-01-03
公示截止日期
2019-01-18
标准类别
安全
国际标准分类号
27.120
27 能源和热传导工程
27.120 核能工程
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
国家标准化管理委员会

起草单位

目的意义

目的:通过对IAEA与美国文献关于堆芯损伤评价的调研,结合我国核电厂的实际应用情况,建立我国核电厂应急工况下的堆芯损伤评价方法。

意义:堆芯损伤评价可作为事故源项的基础输入数据,也是确定应急等级与防护行动的基础。

范围和主要技术内容

核电厂应急工况堆芯损伤评价方法,适用于压水堆,其他堆型根据具体情况参考使用。 该标准分析确定核电厂应急工况堆芯损伤评价所需评价参数,研究确定核电厂应急工况堆芯损伤评价流程;结合三代核电特点,分析选择适用的核电厂应急工况堆芯损伤评价方法。 经分析该标准提出两种堆芯损伤评价方法:基于堆芯裸露时间评价与基于在线监测仪器仪表读数综合评价。 基于堆芯裸露时间进行堆芯损伤评价适用于停堆后几小时内没有水注入的而出现的堆芯裸露。该方法将堆芯损伤状态划分为:堆芯无损伤、包壳破损或间隙释放、堆芯熔化。堆芯裸露时间与堆芯损伤之间的关系主要依据下表。(见上传的建议书) 基于在线监测仪器仪表读数综合评价,将堆芯损伤评价方法划分为:堆芯无损伤、燃料元件包壳失效和燃料元件过热。该方法的评价流程如下:(见上传的建议书)

国家级科研专项支撑

2017YFF0208000 《三代核电关键技术标准研究》