GB/T 41582-2022 核电厂事故源项快速估算方法（正式版）

ICS27.120核电厂事故源项快速估算方法国家市场监督管理总局国家标准化管理委员会GB/T41582—2022 I 2规范性引用文件 3术语和定义 4源项估算的主要基础数据 4.1堆芯积存量 4.2事故后一回路冷却剂活度 4.3堆芯释放份额 4.4释放途径 34.5衰变及子体增长计算 3 3附录A(资料性)堆芯积存量估算方法 5附录B(资料性)核电厂事故释放源项实时估算中的主要参数计算方法 9附录C(资料性)核电厂事故释放源项快速估算安全壳释放模型 附录D(资料性)基于安全壳空气取样源项估算方法 附录E(资料性)基于核素释放速率源项估算方法 附录F(资料性)基于流出物(混合物)释放速率的应急释放源项估算方法 IGB/T41582—2022本文件按照GB/T1.1—2020《标准化工作导则第1部分：标准化文件的结构和起草规则》的规定起草。请注意本文件的某些内容可能涉及专利。本文件的发布机构不承担识别专利的责任。本文件由全国核能标准化技术委员会(SAC/TC58)提出并归口。业标准化研究所。1GB/T41582—2022核电厂事故源项快速估算方法本文件描述了压水堆核电厂事故源项实时估算的方法。本文件适用于轻水慢化压力壳式反应堆核电厂事故气载放射性释放源项的快速估算。本文件不适用于乏燃料水池事故源项和基于源项监测反演的源项估算。2规范性引用文件本文件没有规范性引用文件。3术语和定义3.13.23.33.4堆芯燃料中包含的放射性核素组成及活度。放射性核素从生成位置到最终释放到环境所经历的迁移路径。减弱因子reductionfactor放射性核素在受到某种减弱机制作用后所剩余可释放量与减弱机制作用前可释放量的比值。源项sourceterm4源项估算的主要基础数据4.1.1堆芯积存量估算优先利用参数估计法，其次使用功率和燃耗修正法，最次使用反应堆安全分析报告中给出的堆芯积存量。4.3.1可用公式(B.2)计算堆芯释放的份额。2GB/T41582—20224.3.2失水事故(LOCA)后，按照表1中的数值估算堆芯释放份额。4.3.3对于长期全厂断电事故，按照表2中的数值估算堆芯释放到安全壳份额。表1压水堆大LOCA堆芯释放份额核素组压水堆堆芯积存量释放份额包壳失效堆芯熔化压力容器熔穿早期压力容器内晚期释放惰性气体(Kr,Xe)00卤素(I,Br)碱金属(Cs,Rb)碲组(Te,Sb,Se)0钡、锶(Ba,Sr)00贵金属(Ru,Rh,Pd,Mo,Tc,00.00250.00250铈组(Ce,Pu,Np)00.00050镧系元素(La,Zr,Nd,Eu,Nb,Pm,Pr,Sm,Y,Cm,Am)00.00020“不同释放时段持续释放时长，以堆芯裸露开始时刻为起点。核素组压水堆堆芯积存量释放份额“包壳失效堆芯熔化阶段熔穿阶段惰性气体0.04330.70800.23600.0067碘(I)00.66500.22200.1670碲(Te)00.65600.21900.0133铯(Cs),铷(Rb)00.62300.20800.0133锑(Sb)00.55500.18500.0167钼(Mo)00.15500.05170.0033钡(Ba),锶(Sr)0000.0433钌(Ru)00.01500.05000铈(Ce),镗(Np)0000.01”时间起点为堆芯裸露开始时刻。开始释放时间是堆芯裸露时间，本表中假定始发事件发生后，电池经历4h耗尽，又过8h堆芯开始释放。3GB/T41582—20224.4释放途径4.4.1安全壳泄漏释放途径4.4.1.1对于设计有单层安全壳的核电厂，考虑安全壳中的衰变、自然去除、喷淋等去除作用。安全壳泄漏率可采用设计泄漏率，或可按B.4计算得出。单层安全壳释放途径及模型见附录C中的C.1。4.4.1.2对于设计有密封性双层安全壳结构的核电厂，考虑内层安全壳中的核素衰变、自然去除、喷淋、环形空间内安全壳空气净化系统等去除作用，以及直接环境泄漏和安全壳环形空间过滤释放等释放途径。双层安全壳泄漏率可采用设计泄漏率，或可按B.4的方法计算得出，其释放途径及模型见C.2。此外，双层安全壳泄漏还应注意以下情形。a)若外层安全壳设计有专设安全设施过滤系统，注意在维持技术规格书规定的负压状态期间，对内层安全壳泄漏放射性核素进行收集和处理时的泄漏。考虑环形空间内的气载放射性核素均匀分布。b)环形空间一定份额(典型可取10%)的放射性核素直接旁通到环境。4.4.1.3对于设计有安全壳事故过滤排放系统的核电厂，还应注意通过安全壳过滤排放系统的释放。通过安全壳过滤排放系统排放的计算方法见B.3。4.4.1.4单层安全壳模型和双层安全壳模型均可通过调整安全壳的泄漏率来模拟安全壳失效的情况。4.4.2蒸汽发生器传热管破裂释放途径对于蒸汽发生器传热管破裂事故，应将事故后主蒸汽隔离阀隔离汽轮机，蒸汽经冷凝后的核素向大气环境释放，以及二次侧压力超过整定值，经主蒸汽安全阀或直接大气排放系统向环境释放两种释放途径。蒸汽发生器传热管破裂事故源项计算方法见B.5。4.4.3安全壳旁通释放途径对于安全壳旁通类事故，应事故后一回路冷却剂直接释放到环境以及一回路冷却剂经过辅助厂房泄漏到环境两种释放途径。安全壳旁通释放计算方法见B.6。4.4.4直接环境释放释放途径仅适用于烟囱排放流出物源项估算情景。4.5衰变及子体增长计算核电厂事故源项实时估算过程应计算核素放射性衰变及其子体增长。计算公式见B.7,使用的衰变链表见表B.1。5核电厂事故源项估算5.1核电厂严重事故源项分析，包括4个基本步骤：a)估算堆芯裂变产物积存量；b)估算堆芯裂变产物释放份额；c)估算从堆芯到环境释放途径中去除份额；d)估算能够释放到环境的量。5.2严重事故源项按公式(1)估算：…………4GB/T41582—2022式中：I——核素i环境释放活度，单位为贝可勒尔(Bq);FPI——堆芯核素i的积存量，单位为贝可勒尔(Bq);RDFci.j)——核素i在第j个减弱机制作用的减弱因子，无量纲；EF-—核素i环境释放份额。5.3核电厂事故源项估算方法包括：a)基于堆芯损伤状态源项估算；b)基于冷却剂浓度源项估算；c)基于安全壳空气取样源项估算；d)基于核素释放速率或浓度以及流出物(混合物)释放速率等数据源项估算。不同源项估算方法考虑的释放途径见表3。估算方法见B.3～B.6。5.4基于堆芯损伤状态源项估算方法，按照4.1的方法确定堆芯积存量，若核素通过安全壳释放到环环境释放活度；若核素通过蒸汽发生器或核素旁通安全壳，则估算核素的环境释放活度的计算方法见B.5和B.6。5.5基于冷却剂浓度的源项估算方法，按照4.2的方法确定一回路冷却剂活度，再按照放射性物质释放途径估算核素的环境释放活度。该方法释放途径为蒸汽发生器传热管破裂和旁通两种释放途径，见5.6基于安全壳空气取样源项估算方法，采用安全壳空气取样浓度估算安全壳内的积存量，并按照安5.7基于核素释放速率源项估算方法，是利用通过烟囱排放的流出物的释放速率或浓度等数据估算环5.8基于流出物(混合物)释放速率源项估算方法，首先估算停堆时刻核素活度份额，然后按衰变规律间的关系，估算释放速率。最后按照释放速率计算释放到环境的核素活度。该方法对应的释放途径为直接释放到环境。计算方法见附录F。5.9源项计算具有较大的不确定度，在进行事故源项估算时应兼顾表3不同源项估算方法考虑的释放途径源项估算方法安全壳泄漏蒸汽发生器传热管破裂安全壳旁通直接环境释放基于损伤状态源项估算√√√—基于冷却剂浓度源项估算√√—基于安全壳空气取样源项估算√基于核素释放速率或浓度源项估算√基于流出物(混合物)释放速率源项估算—√5(资料性)堆芯积存量估算方法A.1功率和燃耗修正法A.1.1估算实际功率堆芯积存量实际功率堆芯积存量按公式(A.1)估算：IRef=IIMw×Power…………(A.1)式中：IRef——相同功率参考积存量，单位为贝可勒尔(Bq);Ikew——参考燃耗深度，单位功率参考积存量，单位为贝可勒尔每兆瓦(Bq/MW);Power——反应堆热功率，单位为兆瓦(MW)。A.1.2燃耗修正燃耗修正主要考虑裂变产物半衰期对堆芯积存量的影响，按照燃耗修正半衰期超过1年的放射性核素的积存量。实际燃耗下的积存量Icore(半衰期大于1年的放射核素),按公式(A.2)计算：…………(A.2)式中：Icore——堆芯积存量，单位为贝可勒尔(Bq);IRef——相同功率参考积存量，单位为贝可勒尔(Bq);Burnup实际——堆芯燃耗，单位为兆瓦日每吨铀(MWD/tU);对于其他半衰期小于1年的放射性核素，不用做燃耗修正。A.2参数估算法A.2.1堆芯中积存量…………(A.3)式中：———堆芯中核素j的积存量，单位为贝可勒尔(Bq);———k批燃料组件中核素j的积存量，单位为贝可勒尔(Bq);T;——第i个时段时长，单位为天(d)。A.2.2某一批次燃料首次辐照期间裂变产物的生成量某一批次燃料首次辐照期间裂变产物的生成量，按公式(A.4)计算：…………(A.4)99GB/T41582—2022式中：T。——首次辐照时间，单位为天(d);A'(T₀)——T₀时刻k批燃料组件中核素j的积存量；λ;——核素i衰变常数，单位为每天(d-¹);P——k批燃料组件首次辐照期间平均功率，单位为兆瓦(MW)。A.2.3某一批次燃料后续辐照或换料时段裂变产物积存量A.2.3.1若第i个时段(i>0)反应堆停堆P;=0,k批燃料组件中核素积存量，按公式(A.5)计算：式中：-批燃料组件中核素j积存量，单位为贝可勒尔(Bq);T——核素j衰变常数，单位为每天(d-¹);尔(Bq)。按照级联衰变规律，若核素j是核素n的第h代子体，在T:期间由n衰变生成核素j的量，按公式(A.6)～公式(A.11)计算：其中：λ=λ;…………(A.7)式中：DAi;——以核素n为初始核素的衰变链在T;时段衰变生成核素j生成量，单位为贝可勒尔批燃料组件中核素j积存量，单位为贝可勒尔(Bq);7λλ-—第m个时段时间长度，单位为天(d);—核素j衰变常数，单位为每天(d-¹);——核素i衰变常数，单位为每天(d-¹);——核素n衰变常数，单位为每天(d-¹); 核素h衰变常数，单位为每天(d-¹)。A.2.3.2若反应堆处于正常运行状态，即P;>0时。a)首先计算该时段开始时刻的等效时间，等效时间是该批燃料贡献功率、核素半衰期的函数，等效时间按公式(A.12)计算：…(A.12)式中：tef——等效时间，单位为天(d);Tm-—第m个时段时间长度，单位为天(d);P——第i时段k批燃料功率，单位为兆瓦(MW);P;——核素j生成率，单位为贝可勒尔每兆瓦天[Bq/(MW·d)]。b)第i时段结束时刻k批燃料组件核素j的积存量，按公式(A.13)计算：…(A.13)式中：核素j的活度，单位为贝可勒尔(Bq);P——第i时段k批燃料功率，单位为兆瓦(MW);P;——核素j生成率，单位为贝可勒尔每兆瓦天[Bq/(MW·d)];λ;——核素j衰变常数，单位为每天(d-¹);tef等效时间，单位为天(d):T;——第i个时段时间长度，单位为天(d)。A.2.4核素生成率参考反应堆堆芯积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，单位贝可勒尔每兆瓦天[Bq/(MW·d)];T——理论满功率运行天，单位为天(d);A;(T)——核素i的堆芯积存量，单位为贝可勒尔(Bq);Pmean——反应堆运行功率，单位为兆瓦(MW)。A.2.5某批次燃料的平均功率每一批燃料在反应堆中的功率，按照该批燃料组件数占堆芯燃料组件数的份额和堆芯功率来确定，8某一批燃料在某个时间段内的功率，按公式(A.15)计算：…………(A.15)式中：Pi———第k批燃料组件在时段i期间的平均功率，单位为兆瓦(MW):TOA——堆芯总的燃料组件数。9GB/T41582—2022(资料性)核电厂事故释放源项实时估算中的主要参数计算方法B.1事故后一回路冷却剂活度事故后一回路冷却剂活度，按公式(B.1)计算：I=RIore+CNorcl×Mc…………(B.1)式中：Ii事故发生后一回路冷却剂中核素i的积存量，单位为贝可勒尔(Bq);RIore——事故发生时从堆芯释放到一回路冷却剂的核素i的量，单位为贝可勒尔(Bq);Ciorclt——正常运行工况冷却剂中核素i的浓度(考虑尖峰效应),单位为贝可勒尔每千克(Bq/kg);Mei———一回路冷却剂总质量，单位为千克(kg)。正常冷却剂浓度CNorclt优先使用实际运行值，实际运行值不可用时采用设计值。B.2堆芯释放份额堆芯释放份额按公式(B.2)计算：式中：Fi.frac——放射性核素i释放份额，无量纲；———损伤部分占堆芯燃料份额，无量纲；包壳失效或堆芯熔化部分核素i释放份额，无量纲。B.3安全壳过滤排放环境释放安全壳过滤排放系统向环境释放量按公式(B.3)计算：……(B.3)式中：I;(△T)——△T内经安全壳过滤排放系统向环境释放的核素i的量，单位为贝可勒尔(Bq);I;——安全壳内核素i的积存量，单位为贝可勒尔(Bq);F过滤——过滤系统过滤效率，不考虑惰性气体过滤去除，无量纲，0～1;△T——释放步长，单位为秒(s);V排——排放系统的排放流量，单位为立方米每秒(m⁸/s);V内——安全壳自由空间体积，单位为立方米(m³)。B.4安全壳泄漏率当安全壳压力和破口尺寸已知时，安全壳质量泄漏率MFR(t)按公式(B.4)计算：…………(B.4)式中：MFR(t)——t时刻安全壳质量泄漏率，单位为千克每秒(kg/s);C——取0.63,是一个在范围0.59<C<0.65之间且很少变化的试验测量的卸压常数，无量纲；GB/T41582—2022p——安全壳空气密度，单位为千克每立方米(kg/m³);P(t)—t时刻安全壳的压力，单位为帕(Pa);Pa——破口外侧压力，单位为帕(Pa)。利用安全壳湿空气压力、温度和相对湿度计算安全壳湿空气密度，按公式(B.5)计算：式中：p——安全壳空气密度，单位为千克每立方米(kg/m³)。T——安全壳空气温度，单位为开尔文(K);P——安全壳压力，单位为兆帕(MPa);φ——安全壳相对湿度，%。某一时段△T内安全壳泄漏份额按公式(B.6)计算：…………(B.6)式中：LF(△T)——第k释放步长安全壳泄漏份额，无量纲，0～1;MFR(t)———t时刻安全壳质量泄漏率，单位为千克每秒(kg/s);△T——释放步长，单位为秒(s);0——安全壳空气密度，单位为千克每立方米(kg/m³);V——安全壳自由空间体积，单位为立方米(m³)。B.5蒸汽发生器传热管破裂事故源项释放途径一回路冷却剂质量按公式(B.7)计算：…(B.7)式中：Mc(t)——t时刻一回路冷却剂的质量，单位为千克(kg);Mc(to)——to时刻一回路冷却剂的质量，单位为千克(kg);SInj;(t)——t时刻一回路系统注入流量，单位为千克每秒(kg/s);Leakpri(t)——t时刻一回路泄漏速率，单位为千克每秒(kg/s);dt——时间微分，单位为小时(h)。非惰性气体核素一回路向二次侧泄漏量，按公式(B.8)估算：Isc(△T)=Ii×LFpri(△T)…………(B.8)式中：Isc(△T)——释放步长△T内向蒸汽发生器泄漏核素i的量，单位为贝可勒尔(Bq);△T时间长度，单位为秒(s):I——冷却剂中核素i的积存量，单位为贝可勒尔(Bq);LFpi(△T)——释放步长△T内一回路冷却剂泄漏份额[计算公式见(B.9)],无量纲，0～1。对于惰性气体，一回路不再滞留放射性核素，堆芯释放后直接通过蒸汽发生器破口，释放到二次侧中，泄漏份额为100%。GB/T41582—2022…………(B.9)式中：LFpri(△T)——△T内一回路(Pri)泄漏份额；Leakp;(t)——t时刻一回路泄漏速率，单位为千克每秒(kg/s);Mei(t)——冷却剂质量，单位千克(kg);dt——时间微分，单位为小时(h)。非惰性气体向环境释放量按公式(B.10)和公式(B.11)计算：…(B.10)其中：…………(B.11)式中：I环境(△T)——△T时段向环境释放的气载放射性核素i的活度，单位为贝可勒尔(Bq);F冷凝——冷凝排放减弱因子，无量纲，对于非惰性气体其他取0.05;CsGsteam(t)——蒸汽中非惰性气体核素浓度[见公式(B.13)],单位为贝可勒尔每千克(Bq/kg);Steamsg(t)——蒸汽流量，单位为千克每秒(kg/s)。式中：I环境(△T)——△T时段向环境释放的气载放射性核素i的活度，单位为贝可勒尔(Bq);Ii——冷却剂中核素i的积存量，单位为贝可勒尔(Bq);LFpri(△T)——释放步长△T内一回路冷却剂泄漏份额[计算公式见(B.9)],无量纲，0～1。蒸汽中非惰性气体，核素浓度按公式(B.13)计算：式中：Csc.water(t)——t时刻蒸汽发生器水中核素i浓度[见公式(B.14)],单位为贝可勒尔每千克(Bq/kg)。蒸汽发生器溶液非惰性气体核素浓度按公式(B.14)计算：式中：CsG,water(t)——t时刻蒸汽发生器水中核素i浓度，单位为贝可勒尔每千克(Bq/kg);Is(t)——t时刻蒸汽发生器中核素i的积存量，单位为贝可勒尔(Bq);Msg.see(t)——t时刻二次侧水装量，单位为千克(kg)。蒸汽发生器二次侧水装量[MsG.se(t)]按公式(B.15)计算：式中：MsG.se(t)——t时刻蒸汽发生器二次侧水装量，单位千克MsG.se(t)——tMsG.se(to)——初始t。时刻二次侧水装量，单位为千克(kg);GB/T41582—2022Makeup(t)———t时刻二次侧给水流量，单位为千克每秒(kg/s);Steamsg(t)———t时刻蒸汽发生器蒸汽率，单位千克每秒(kg/s);dt——时间微分，单位为小时(h)。一回路冷却剂单位时间内旁通泄漏份额等于一回路泄漏流量除以一回路的冷却剂质量，按公…………(B.16)式中：LRpi(△T)———△T时段旁通泄漏份额，无量纲，0～1;Mc(t)——t时刻冷却剂质量，单位千克(kg);Bypasspri(t)———t时刻单位时间的旁通泄漏的冷却剂质量，单位为千克(kg);B.6安全壳旁通释放途径一回路经旁通向核辅助厂房泄漏量，按下列公式(B.17)计算：式中：LRpi(△T)——△T时段向辅助厂房泄漏量，单位为贝可勒尔(Bq);时段一回路(pri)冷却剂(clt)泄漏份额；Ii—回路(pri)冷却剂(clt)中核素i的积存量，单位为贝可勒尔(Bq);B.7放射性衰变及其子体增长母核衰变的剩余活度按公式(B.18)计算：A,(t)=Ap(0)e-²p¹…………(B.18)式中：Ap(t)———t时刻母核的活度，单位为贝可勒尔(Bq);Ap(0)——初始(“0”)时刻母核的活度，单位为贝可勒尔(Bq);λp——母核衰变常数，单位为每天(d-¹)。由母核生成的第一代子核活度按公式(B.19)计算：……(B.19)式中：Ad(t)——t时刻由母核p生成的第一代子核dl的活度，单位为贝可勒尔(Bq);A,(0)——初始(“0”)时刻母核的活度，单位为贝可勒尔(Bq);λp——母核衰变常数，单位为每天(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)计算：41582—202241582—2022Ad(t)——t时刻由母核p生成的第二代子核d2的活度，单位为贝可勒尔(Bq);fa——由母核p生成第一代子核dl的分支比；fd₂——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)计算：Aa3(t)——t时刻由母核p生成的第三代子核d3的活度，单位为贝可勒尔(Bq);fa——由母核p生成第i代子核di的分支比；放射性衰变及其子体增长使用简化的的衰变链。衰变链简化过程将长寿命母核和短寿命子体作为a)子体寿命非常长(相对50年来说);b)衰变链中出现的半衰期超过几分的惰性气体子核；c)舍弃子核对总有效剂量贡献小于1%。简化衰变链见表B.1。母核母核半衰期d子体数子核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-633.50×10⁴0Cu-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核电厂事故源项估算放射性衰变及其子体增长简化衰变链(续)母核母核半衰期d子体数子核1子核1子体代数半衰期d分支比子核2子核2子体代数子核2半衰期d子核2分支比子核3子核3子体代数子核3半衰期dRb-891.06×10-21Sr-8915.05×10¹1—Sr-895.05×10¹0 Sr-901.06×10⁴1Y-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-106⁸3.68×10²0—Rh-103m3.90×10-20 ——Rh-1050 Ag-110m2.50×1020—母核母核半衰期d子体数子核1子体代数半衰期d分支比子核2子核2子体代数子核2半衰期d子核2分支比子核3子核3子体代数半衰期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核电厂事故源项估算放射性衰变及其子体增长简化衰变链(续)母核母核半衰期d子体数子核1子核1子体代数子核1半衰期d分支比子核2子核2子体代数子核2半衰期d子核2分支比子核3子核3子体代数子核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-23918.78×10⁶1—Pu-2383.20×1040Pu-2398.78×1060———Pu-2415.26×10³1Am-24111.58×101——Am-2411.58×1050Cm-2421.63×1021Pu-23813.20×1041°核素假定与短寿命子体处于长期平衡，短寿命子体隐含在母核中，提醒在进行剂量计算时需要考虑子体。GB/T41582—2022(资料性)核电厂事故释放源项快速估算安全壳释放模型C.1单层安全壳模型单层安全壳放射性核素的释放模型见图C.1。标引序号说明：1——环境大气；2——喷淋去除；3——安全壳泄漏；4——衰变；5——壁面沉积；6——安全壳大气。图C.1单层安全壳放射性核素的释放模型放射性核素从安全壳向环境的释放量可由下述微分方程公式(C.1)和公式(C.2)计算得出：1…………(C.1)…………(C.2)式中： 安全壳内核素活度变化流率，单位为贝可勒尔每小时(Bq/h);GB/T41582—2022dA₁——安全壳内核素活度增量，单位为贝可勒尔(Bq);R——放射性核素由堆芯向安全壳的释放速率，单位为贝可勒尔每小时(Bq/h);λT——核素的放射性衰变常数，单位为每小时(h-¹);λs——喷淋系统的喷淋去除系数，单位为每小时(h-¹);L——安全壳的泄漏率，单位为每小时(h-¹);A₁——放射性核素在安全壳内的放射性活度，单位为贝可勒尔(Bq); 由安全壳泄漏带来的环境释放源项中核素活度增加速率，单位为贝可勒尔每小时(Bq/h);A₂——放射性核素释放环境中的放射性活度，单位为贝可勒尔(Bq);dA₂——环境总核素活度增量，位为贝可勒尔(Bq)。C.2双层安全壳模型放射性核素由双壳安全壳释放到环境的参考模型见图C.2。77——内层安全壳旁通泄漏；8——内层安全壳大气；10——过滤；1——环境大气；2——环形空间大气；4——喷淋去除；6——避免沉积；图C.2双层安全壳放射性核素的释放模型放射性核素从安全壳向环境的释放量可由下述微分方程公式(C.3)、公式(C.4)和公式(C.5)计算得出：GB/T41582—2022…………(C.4)……(C.5)A₁——放射性核素在内层安全壳的放射性活度，单位为贝可勒尔(Bq);A₂——放射性核素在环形空间的放射性活度，单位为贝可勒尔(Bq);A₃——放射性核素释放到环境中的放射性活度，单位为贝可勒尔(Bq);d——内层安全壳中核素活度增加速率，单位为贝可勒尔每小时(Bq/h);环形空间中核素活度增加速率，单位为贝可勒尔每小时(BqdA——环境中核素活度增加速率，单位为贝可勒尔每小时(Bq/h);λr——环形空间由于排风导致的换气速率，单位为每小时(h-¹);P₁——内层安全壳泄漏的放射性核素直接向环境释放的份额，表示为内层安全壳泄漏率的一定份额；P₂———环形空间的放射性核素未经专设安全设施过滤而直接旁通到环境的份额；f——外层安全壳排风过滤器的过滤效率；dt———时间微分，单位为小时(h)。GB/T41582—2022(资料性)基于安全壳空气取样源项估算方法采样获取的安全壳空气取样浓度，可用于安全壳密封失效的源项估算。假定安全壳内气载放射性核素均匀分布，安全壳内源项可按公式(D.1)估算：Icont(ts)=CCont(ts)×VCont…………(D.1)式中：Icont(ts)——取样时刻ts安全壳内源项，单位为贝可勒尔(Bq);ts——取样时刻，单位秒(s);Ccont(ts)——安全壳取样浓度，单位为贝可勒尔每立方米(Bq/m³);按照4.4提供的方法确定释放途径，估算环境释放源项。GB/T41582—2022(资料性)基于核素释放速率源项估算方法基于核素释放速率或浓度源项估算是利用通过烟囱排放的流出物的释放速率或浓度等数据估算环境释放源项，释放途径为直接向环境释放，不需要考虑释放过程减弱。单释放步长向环境释放量按公式(E.1)计算：式中：…………(E.1)IEnv(△T)——某释放时段释放到环境(Env)的核素i活度，单位为贝可勒尔(Bq);t——某释放时段开始时间，单位秒(s);△T——释放时段时间长度，单位秒(s);NRi(t)——流出物中核素i的释放速率，单位为贝可勒尔每秒(Bq/s)。当上述释放时段持续时长△T足够小或释放速率不变时，按公式(E.2)计算：IEn(△T)=NRe(t)△T…………(E.2)式中：Ie(△T)——某释放时段释放到环境(Env)的核素i活度，单位为贝可勒尔(Bq);NRif(t)——流出物中核素i的释放速率，单位为贝可勒尔每秒(Bq/s);t——某释放时段开始时间，单位秒(s);△T——释放时段时间长度，单位秒(s)。(资料性)基于流出物(混合物)释放速率的应急释放源项估算方法F.1释放份额估算流出物释放源项估算，不考虑其他滞留因素，释放途径为直接向环境释放，不使用减弱因子(如过滤)。流出物中的放射性核素分为惰性气体、碘和颗粒物三类，每一类别考虑的核素组成见表F.1。表F.1三种混合物中核素组成核素惰性气体碘颗粒物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额按公式(F.1)计算：Fi(tsp)——停堆之前流出物中π类混合物中核素i的活度份额；tsp——反应堆停堆时刻，单位为天(d);GB/T41582—2022CI(tsp)———停堆时刻堆芯中核素i的积存量，单位为贝可勒尔(Bq);π——核素类别，分为惰性气体、碘和颗粒物三类，具体见表F.1。停堆之后流出物中核素活度份额按公式(F.2)估算：………………(F.2)式中：Fi(tsp)——停