GB／T 41583-2022  核电厂堆芯损伤评价方法

该方法适用于停堆后无冷却剂注入，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

GB/T415832022

公园标准规范范本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。

5.3.1.2评估包壳损伤

安全壳辐射监测仪读数评估包壳损伤，按公式（1

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

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； N total 一可用的堆芯热电偶总数。 3.1.2.3对包壳损伤评价结果进行合理性证实

CF cer =Nrarl NcET

a）从以下几个方面判断是否与预期损伤评价结果一致： ·安全壳大气中氢气浓度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。 c）根据预测模型的保守性方面来进行解释，如： ·燃耗； 裂变产物在RCS内滞留； 裂变产物从安全壳去除。 124价山评价纯用报生

5.3.1.2.4给出评价结果报告

a）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 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。 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

基于安全壳辐射监测仪读数评估堆芯熔化，按公

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平 5.3.1.3.2 基于堆芯热电偶读数评估堆芯熔化，按公式（5)计算：

MFcET—基于堆芯热电偶读数评估的堆芯熔化份额； 一出口温度大于CET2的热电偶数量； Nml 可用的堆芯热电偶总数

5.3.1.3.3对堆芯熔化评价进行合理性证实

MFcET= NCET2 N.o

从以下几个方面判断是否与预期损伤评价结果一致： 1）反应堆压力容器水位RTD1； 3）源量程监测仪读数>SRM1； 4）根据安全壳辐射水平和堆芯出口温度这两种方法获得的评价结果误差绝对值<50%

5）基于安全壳天气中氢气浓度，用公式（6)或公式（7)评估堆芯熔化份额，该公式算出的堆 熔化份额与用安全壳内辐射水平和堆芯热电偶计算出结果误差绝对值不应超过25%。 若氢气复合器未启动，按公式（6）计算：

MFcH=Hiona Heur

..........

MFcH一一基于氢气浓度评估的堆芯熔化份额； Heur当前氢气浓度； H100%一 一100%堆芯熔化预期的氢气浓度。 若氢气复合器启动，则需根据实际情况估算氢气消耗量，从而得到其对应的安全壳氢气浓度，并与 当前氢气浓度相加，作为氢气总浓度。按公式（7)计算：

MFcH—基于氢气浓度评估的堆芯熔化份额； Heur当前氢气浓度； H100%— 一100%堆芯熔化预期的氢气浓度。 若氢气复合器启动，则需根据实际情况估算氢气 前氢气浓度相加，作为氢气总浓度。按公式(7)计

MFcH 基于氢气浓度评估的堆芯熔化份额； Heur 一当前氢气浓度； H econsumption 氢气消耗量对应的安全壳氢气浓度； H100% 100%堆芯熔化预期的安全壳氢气浓

MFcH= Heur + Heon ptiot Ho0k

表4100%堆芯熔化预期的安全壳氢气浓度

b）如果与预期损伤评价结果不一致，则需要观察能否根据事故进程进行解释： 1)RCS注水； 2） RCS泄漏； 3） 安全壳辐射监测仪表受到直接照射； 根据预测模型的保守性能否进行解释，如燃耗、裂变产物在RCS内滞留或裂变产物从安 全壳去除。 5.3.1.3.4给出评价结果报告：将堆芯熔化评价结果报告给场内应急规定的应急响应人员。 5.3.1.3.5 返回5.3.1.3.1，继续监测。

5.3.2基于堆芯裸露时长的评价步骤

5.3.2.1估计堆芯裸露的时刻。堆芯裸露的标志包括：

5.3.2.1估计堆芯裸露的时刻。堆芯裸露的标志包括： a）水位位于活性段顶部； b）堆芯出口热电偶读数和一回路压力显示出负冷却裕度，或一回路温度大于400℃。 5.3.2.2估计堆芯得到冷却的时刻，堆芯得到冷却的标志包括，

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a）水位位于活性段顶部； b）CET大多数小于300℃； c) 一回路压力和大多数堆芯出口热电偶读数显示出正冷却裕度，或压力容器注水量大于正常停 堆衰变热所需补水量的3倍。 5.3.2.3估算堆芯裸露时长按公式（8)计算：

T 一堆芯裸露时长，单位为小时（h）； Teool 一堆芯得到冷却的时刻； Tuc 一堆芯裸露的时刻。 5.3.2.4基于堆芯裸露时长，根据表2估算堆芯损伤状态与大致损伤份额

人防标准规范范本6基于一回路冷却剂活度浓度的堆芯损伤评价方法

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6.1该方法可定性判断堆芯损伤状态。当实际不能进行冷却剂取样时，不应使用冷却剂活度浓度证实 堆芯的损坏。如果取样可能导致较高个人受照剂量，则不应进行取样。取样可能需要几小时，且取样位 置可能不具有代表性。 6.2主系统冷却剂总量为2×10§kg～4×105kg、热功率为3000MW的基准冷却剂核素活度浓度（包 壳损伤按堆芯积存量的5%计算）见附录A。当主冷却剂总量明显不同于2×10°kg，或反应堆热功率明 显不同于3000MW时，按公式（9)计算反应堆基准冷却剂核素活度浓度。

Cspre—特定核电厂的基准冷却剂活度浓度，单位为千贝可勒尔每克（kBq/g)； Cab一—表A.1中包壳损伤或堆芯熔化的基准冷却剂活度浓度参考值，单位为千贝可勒尔每克 (kBq/g); Iprim主回路系统冷却剂总量，单位为千克(kg); Pplant核电厂平均热功率，单位为兆瓦（MW)。 基准冷却剂核素浓度是假定反应堆停堆半小时后，堆芯的释放物与冷却剂均匀混合，且不会因为 和水的注人而稀释，反应堆堆芯至少经历了一次燃料循环

（资料性） 基准冷却剂核素活度浓度

表A.1基准冷却剂核素活度浓度

使用反应堆特定的正常冷却剂浓度替代。 在堆芯重新被水滤没之前，对于这种程度的堆芯损坏电力弱电管理、论文，假设释放来自燃料。 。如果堆芯裸露时间超过6h，对于这些损坏程度的任何堆芯，都认为有可能发生压力壳熔穿。