ICS 27.120 CCS F 70 中华人民共和国国家标准 GB/T41583—2022 核电厂堆芯损伤评价方法 Method for core damage assessment of nuclear power plant 2023-02-01实施 2022-07-11发布 国家市场监督管理总局 发布 国家标准化管理委员会 GB/T41583-—2022 目 次 前言 范围 1 规范性引用文件 2 3 术语和定义 总则 5 基于监测仪表读数的堆芯损伤评价方法 5.1 评价所需参数 5.2评价流程 5.3 评价步骤 基于一回路冷却剂活度浓度的堆芯损伤评价方法 6 附录A（资料性）基准冷却剂核素活度浓度 GB/T41583—2022 前言 本文件按照GB/T1.1一2020《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。 本文件起草单位：中国辐射防护研究院、中国核电工程有限公司、中国核动力研究设计院、江苏核电 有限公司、核工业标准化研究所。 本文件主要起草人：贾林胜、张建岗、杨亚鹏、龙亮、李冰、黄树明、王任泽、冯宗洋、徐潇潇、李友谊、 刘嘉嘉、吴怡睿、闫瑾、董芳芳、郑吉家、常牧。 GB/T41583—2022 核电厂堆芯损伤评价方法 1范围 本文件规定了核电厂堆芯损伤评价一般方法，包括基于监测仪表读数和一回路冷却剂活度浓度的 堆芯损伤评价方法 本文件适用于锆包壳燃料棒元件的商用轻水压水堆。 2规范性引用文件 2 本文件没有规范性引用文件。 3术语和定义 本文件没有需要界定的术语和定义。 4总则 4.1堆芯损伤评价包括以下评价方法，用户尽可能采用多种评价方法，然后结合事故进程，给出合理的 评价结果。 a）：基于监测仪表读数评价方法。该方法可实时评价堆芯状态 b）基于一回路冷却剂活度浓度评价方法。该方法是一种重要的评价补充手段，同时可进行事故 回顾性评价，对其他评价方法进行验证。 4.2 2堆芯损伤评价内容一般包括： a）判定堆芯损伤状态； b）估算堆芯损伤状态对应的堆芯损伤份额。 3堆芯损伤状态一般可划分为堆芯无损伤、包壳损伤和堆芯熔化 4.3 堆芯无损伤是指燃料元件包壳完整性保持完好的一种堆芯状态，此时出现的裂变产物到反应 a) 堆冷却剂系统的释放仅来自燃料棒事先存在的缺陷和尖峰效应。 b) 包壳损伤是指部分燃料棒包壳的完整性已经失效的一种堆芯状态，以致失效燃料棒中间隙内 的裂变产物释放到反应堆冷却剂系统。 ) 堆芯熔化是指燃料芯块温度达到了裂变产物从燃料芯块基体快速释放到反应堆冷却剂系统的 一种堆芯状态 5基于监测仪表读数的堆芯损伤评价方法 5.1评价所需参数 该评价所需的基本监测参数主要包括： 堆芯出口热电偶读数（CET）： a) 1 GB/T41583—2022 b) 安全壳辐射监测仪读数（CRM)； c) 安全壳大气中氢气浓度（CH)； (P 反应堆压力容器水位（RVL)； 一回路压力（RCP)； e) f) 一回路热端温度（RTD)； 源量程监测仪读数（SRM）。 g) 该评价方法主要基于CET与CRM进行评价，基于堆芯裸露时长辅助评价。该评价需要与各监测 参数的整定值进行比较。各整定值的说明见表1。 表1 堆芯损伤评价所需参数的评价整定值描述 参数评价 序号 整定值说明 整定值名称 1 CET1 低于该温度表明堆芯无损伤 2 CET2 高于该温度表明燃料芯块可能发生显著的裂变产物释放 3 CET3 当一回路压力高于RCP1时，高于该温度燃料包壳可能损伤 4 CET4 当一回路完全失压时，高于该温度燃料包壳可能损伤 5 RCP1 当一回路压力高于该压力，且燃料包壳温度高于CET3时，可能导致燃料包壳损伤 6 RCP2 可以将大部分裂变产物滞留在反应堆冷却剂系统中的一回路压力 7 RCP3 8 RTD1 与堆芯裸露和燃料棒加热相对应的热端温度 9 RVL1 预计燃料包壳温度可能超过一回路饱和温度的反应堆压力容器水位 10 RVL2 预计燃料包壳温度可能超过包壳破损温度的反应堆压力容器水位 11 CRM1 12 CRM2 对应1%燃料熔化裂变产物释放到一回路所对应的安全壳辐射水平 13 CRM3 对应100%燃料包壳气隙裂变产物释放到一回路所对应的安全壳辐射水平 14 CRM4 对应100%燃料熔化裂变产物释放到一回路所对应的安全壳辐射水平 15 CH1 考虑了仪表的不确定度情况下，对应安全壳氢气浓度最小可测量值 16 CH2 对应一回路低压情况下大部分堆芯损坏且堆芯再淹没时的安全壳氢气浓度 17 CH3 对应一回路低压情况下大部分堆芯损坏且堆芯未再淹没时的安全壳氢气浓度 18 CH4 对应一回路高压情况下大部分堆芯损坏且堆芯再淹没时的安全壳氢气浓度 19 CH5 对应一回路高压情况下大部分堆芯损坏且堆芯未再淹没时的安全壳氢气浓度 20 SRMI 显著堆芯裸露时，源量程监测仪的监测值 2 GB/T41583—2022 5.2评价流程 5.2.1基于CET与CRM的评价流程 基于监测仪表读数的堆芯损伤评价流程见图1。 参数监测 (CET和CRM) 堆芯状 正常运行燃料 堆芯无损伤 态判断 破损监测评价 包壳损伤/ 燃料熔化 损伤份额评价 确认评价结果的 合理性 结果报告 图1基于监测仪表读数的堆芯损伤评价流程 5.2.2基于堆芯裸露时长的评价流程 该方法适用于停堆后无冷却剂注人，几小时内发生堆芯裸露的情况。首先估算出堆芯裸露时长，然 后采用表2进行堆芯状态确定与损伤份额大致估算。 表2堆芯损伤与堆芯裸露时间之间的关系 堆芯裸露时长/h 解释 堆芯损伤估算结果 0 堆芯保持淹没，功率和压力缓慢下降 无损伤，正常冷却剂 无损伤，冷却剂同位素浓度是正常 0 堆芯保持淹没，快速停堆或一回路系统失压 值的10倍～100倍（尖峰效应） 局部燃料熔化；Zr-H，O放热反应（自持）并伴随H快速 大于1/4， 生成：燃料加热速率增加2倍或3倍：燃料包壳快速失 100%包壳损伤 小于或等于1/2 效，局部燃料熔化 大于1/2， 挥发性裂变产物快速释放：熔融堆芯可能发生位移（玥 10%~50%堆芯熔化 小于或等于1 塌）：即使注水重新淹没，堆芯也可能得不到冷却 即使用水重新淹没，仍可能发生压力容器熔穿和安全壳 大于1 100%堆芯熔化 失效 3 GB/T41583—2022 5.3评价步骤 5.3.1 基于CET与CRM的评价步骤 5.3.1.1 确定堆芯状态 利用表3确定当前堆芯可能的状态。 表3堆芯状态判断表 核电厂状态 堆芯状态 堆芯出口热电偶读数<CET1：且 堆芯无损伤 安全壳辐射监测仪读数<CRM1 （继续监测） CET1≤堆芯出口热电偶读数<CET2或 可能发生燃料元件包壳损伤 CRM1<安全壳辐射监测仪读数<CRM2 （转到5.3.1.2） 堆芯出口热电偶读数≥CET2；或 可能发生堆芯熔化 安全壳辐射监测仪读数≥CRM2 （转到5.3.1.3） 5.3.1.2 评估包壳损伤 5.3.1.2.1 基于安全壳辐射监测仪读数评估包壳损伤，按公式（1）计算： CFcRM=R100% Reur ....(1) 式中： CFcRM 基于安全壳辐射监测仪读数评估的包壳损伤份额； Reur 当前安全壳辐射监测仪读数； R100% 预测的100%包壳损伤对应的安全壳辐射水平。 5.3.1.2.2 基于堆芯热电偶读数评估包壳损伤，按公式（2）或公式（3）计算： a) 当一回路冷却剂系统（RCS)压力>RCP1时： NCETS CFCET Nrotal 式中： CFCET 基于堆芯热电偶读数评估的包壳损伤份额； NcETS 出口温度大于CET3的堆芯热电偶数量； Ntoral 可用的堆芯热电偶总数。 当RCS压力<RCP1时： NCETA CFCET ...(3) Ntotal 式中： CFcET 基于堆芯热电偶读数评估的包壳损伤份额； NcET4 出口温度大于CET4的热电偶数量； Nrotal 可用的堆芯热电偶总数。 5.3.1.2.3 对包壳损伤评价结果进行合理性证实。 4 GB/T41583-—2022 从以下几个方面判断是否与预期损伤评价结果一致： a) 安全壳大气中氢气浓度<CH1； RVL2<反应堆压力容器水位<RVL1； 饱和温度<热端温度<RTD1； 源量程监测仪读数>SRM1； 两种方法的评价结果的相对误差绝对值<50%。 b) 如果与预期损伤评价结果不一致，则应观察是否能根据事故进程进行合理解释，如： RCS注水； ·RCS泄漏； ?安全壳辐射监测仪受到直接照射； . 氢气燃烧。 根据预测模型的保守性方面来进行解释，如： c） ·燃耗； 裂变产物在RCS内滞留； ·裂变产物从安全壳去除。 5.3.1.2.4给出评价结果报告： 如果包壳损伤的评估值在30min内的增加超过1%，或者评估值超过2%，向场内应急计划规 a) 定的应急响应人员报告可能的应急行动水平的变化； b) 将包壳损伤评估结果报告给场内应急计划规定的应急响应人员。 5.3.1.2.5返回5.3.1.2.1，继续监测。 5.3.1.3评估堆芯熔化 5.3.1.3.1 基于安全壳辐射监测仪读数评估堆芯熔化，按公式（4)计算： Reur MFCRM= .(4) R100% 式中： MFcRM 基于安全壳辐射监测仪读数评估的堆芯熔化份额； Reur 当前安全壳辐射监测仪读数； R100% 预测的100%堆芯熔化时对应的安全壳辐射水