ICS
27.120.10
CCS F 70
BSRS
北 京 市 辐 射 安 全 研 究 会 团 体 标 准
T/BSRS 115—2024
池式低温供热堆选址假想事故源项分析技
术规范
Technical specification of source term for pool type low temperature heating reactor
（发布稿）
本电子版为发布稿。请以北京市辐射安全研究会出版的正式标准为准。
2024 - 06 - 30 发布
2024 - 06 - 30 实施
北京市辐射安全研究会 发 布
T/BSRS 115—2024
目
次
前言········································································································································································II
引言·······································································································································································III
1 范围·····································································································································································1
2 规范性引用文件·················································································································································1
3 术语和定义·························································································································································1
4 总则·····································································································································································1
5 基本假设·····························································································································································2
参考文献·································································································································································4
I
T/BSRS 115—2024
前
言
本文件按照GB/T 1.1—2020《标准化工作导则
起草。
第1部分：标准化文件的结构和起草规则》的规定
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。
本文件由生态环境部核与辐射安全中心和北京市辐射安全研究会提出。
本文件由北京市辐射安全研究会归口。
本文件起草单位：生态环境部核与辐射安全中心，中核燕龙科技有限公司。
本文件主要起草人：李洋，付霄华，熊小伟，方圆，刘明忠。
II
T/BSRS 115—2024
引
言
为贯彻《中华人民共和国环境保护法》《中华人民共和国放射性污染防治法》和《放射性废物安全
管理条例》，规范池式低温供热堆选址假想事故源项的分析方法，制定本文件。
本文件规定了池式低温供热堆选址假想事故源项的分析方法。
本文件适用于池式低温供热堆选址假想事故源项的分析，为池式低温供热堆设计单位、营运单位开
展选址事故分析提供指导。
本文件由北京市辐射安全研究会负责解释。
III
T/BSRS 115—2024
池式低温供热堆选址假想事故源项分析技术规范
1
范围
本文件规定了池式低温供热堆选址假想事故源项计算及分析的相关准则，包括基本假设和要求。
本文件适用于使用燃料棒池式低温供热堆选址假想事故分析，其他燃料类型可参照执行。
2
规范性引用文件
下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款。其中，注日期的引用文件，
仅该日期对应的版本适用于本文件；不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本
文件。
GB 18871 电离辐射防护与辐射源安全基本标准
GB 6249 核动力厂辐射环境管理规定
GB/T 41582 核电厂事故源项快速估算方法
GB/T 41583 核电厂堆芯损伤评价方法
NB/T 20444 压水堆核电厂设计基准事故源项分析准则
NB/T 20470 核电厂选址假想事故源项分析准则
3
术语和定义
下列术语和定义适用于本文件。
3.1
场址边界 boundary of site
具有确定的边界，受营运单位有效控制的反应堆所在地区。
3.2
堆芯熔化
core melt
由于核反应堆温度上升过高，造成燃料棒熔化，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。
3.3
堆芯损伤 core damage
由于燃料芯块温度达到了裂变产物从燃料间隙和芯块基体释放到反应堆冷却剂系统的一种堆芯状
态。
3.4
包壳破损 cladding defect
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。
3.5
堆芯积存量 core inventory
堆芯燃料中包含的放射性核素组成及活度。
[来源：GB/T 41583—2022, 3.1]
3.6
释放途径 release pathway
放射性核素从生成位置到最终释放到环境所经历的迁移途径。
[来源：GB/T 41583—2022, 3.2]
4
总则
1
T/BSRS 115—2024
4.1
池式低温供热堆剂量限制和潜在照射危险限制，应满足 GB 18871 的相关规定。选址假想事故在
居住区（场址）边界的剂量后果应满足 GB 6249 剂量控制要求。
4.2
池式低温供热堆的选址假想事故用来确定非居住区（场址）边界，除考虑设计基准事故（包括稀
有事故和极限事故）外，也应考虑设计扩展工况。
4.3
选择池式低温供热堆选址假想事故所考虑的设计扩展工况的重要事件序列，为该堆最大可信事故，
可采用概率论方法、确定论方法并结合工程判断选择。
4.4
事故源项的计算和放射性后果分析应采用经验证的分析方法和计算程序。在分析设计基准事故时，
应采用保守模型；在分析设计扩展工况时，可采用现实模型。
4.5 池式低温供热堆在确定选址假想事故及事故源项时，可采用以下任一方法：
4.5.1 采用全堆芯放射性积存量，参照大型水冷反应堆核动力厂选址假想事故源项的计算方法和参数
假设确定选址假想事故源项。
4.5.2
采用概率论、确定论方法，结合工程判断选择池式低温供热堆选址假想事故。该事故应包络设
计基准事故及预计发生频率>10-7/堆年的事故序列。
4.6
对于确定论方法分析不发生堆芯损伤、概率论方法分析发生堆芯损伤频率极低的池式低温供热堆，
可通过工程判断方法构建一个全堆芯燃料包壳破损或堆芯部分燃料熔化（损伤）、安全壳或包容体完好
的假想事故，并依此确定选址假想事故源项。
5 基本假设
5.1 堆芯积存量
5.1.1 堆芯裂变产物积存量应根据反应堆最大满功率运行、预期燃料富集度和燃耗深度来确定，并考
虑功率不确定系数（典型值帷 1.02）。一般应采用平衡寿期末的数值。
5.1.2
对于全堆芯燃料均受影响的事故，放射性积存量应按照全堆芯平均。对于部分燃料受影响的事
故应评估破损燃料的放射性积存量，并考虑全堆功率水平的差异性，采用径向峰值因子进行必要的修正。
5.2 释放过程的时间特性
5.2.1 燃料破损的事故发生后燃料中的裂变产物即开始释放。释放开始时间和持续时间应结合具体事
故进程及热工水力进行分析。
5.3 释放份额
5.3.1 应对各事故进行保守分析，论证其导致燃料熔化的可能性。对于可能发生燃料熔化的事故，应
评估熔化现象造成的放射性释放份额。放射性释放份额应结合具体事故进程及热工水力进行分析。
5.3.2
若事故分析结果表明，预期堆芯不会发生熔化（损伤），则可仅考虑间隙释放。LOCA 堆芯放
射性裂变产物间隙释放份额见表 1。
表 1
LOCA 堆芯放射性裂变产物释放份额
核素组 间隙释放份额
惰性气体（Kr、Xe） 0.05
卤素（I、Br） 0.05
碱金属（Cs、Rb） 0.05
5.3.3
非 LOCA 类事故放射性释放应考虑燃料包壳间隙中裂变产物及包壳破损份额，间隙中裂变产物
份额见表 1。池式低温供热堆通常应保守考虑全堆芯包壳破损。
2
T/BSRS 115—2024
表 2
非 LOCA 堆芯放射性裂变产物释放份额
核素组 间隙释放份额
131I 0.08
85Br 0.10
其他惰性气体 0.05
其他卤素 0.05
碱金属（Cs、Rb） 0.12
5.4
化学形态
5.4.1
在池式低温供热堆事故过程中，如果反应堆地坑水的 pH 控制在 7 或者更大，则应假设由反应
堆冷却剂系统释放到安全壳的放射性碘中 95%为气溶胶碘、4.85%为元素碘、0.15%为有机碘，包括燃
料间隙和芯块的释放。
5.4.2
除了元素碘、有机碘和惰性气体以外，其余的裂变产物假设以气溶胶形态存在。
5.5
安全壳内放射性核素的去除
5.5.1
池式低温供热堆可根据具体设计考虑自然去除和喷淋去除。
5.5.2
自然去除过程可考虑安全壳内自然过程（如重力沉降，扩散泳，热泳等）对气溶胶的去除机制。
应使用经证明合理保守的方法来确定去除效率。
5.5.3
如果池式低温供热堆设计中具有安全级的安全壳喷淋系统，并且该系统满足单一故障准则，则
可以考虑喷淋系统的去除机制。应使用经证明合理保守的方法来确定去除效率。喷淋去除率计算过程参
考 NB/T 20470。
5.6 泄漏途径的考虑
5.6.1 厂房泄露
5.6.1.1 假设燃料释放的放射性与厂房内空气瞬时均匀混合。若厂房内部件限制了空气流通性，放射
性分布情况可以适当调整。
5.6.1.2
可以考虑厂房内自然沉积去除机制对安全壳大气中放射性的去除作用。
5.6.1.3
可以适当考虑厂房内循环过滤系统对气载放射性的去除作用。
5.6.1.4
若设计上考虑功率运行期间对厂房进行定期净化，则应考虑安全壳隔离前该净化系统释放的
放射性贡献。
5.6.1.5 应假设反应堆冷却剂中放射性核素在事故发生初期就全部直接释放到厂房中。
5.6.1.6 反应堆冷却剂中放射性核素活度应采用平衡运行限值。
5.6.2 有安全壳泄漏
5.6.2.1 在事故后最初 24h 内，安全壳泄漏率应采用技术规格书中规定的峰值压力下的安全壳泄率，
24h 后安全壳泄漏率减半。
5.6.2.2
若证明安全壳喷淋系统是可信的，可以考虑其对安全壳大中放射性的去除作用。喷淋覆盖的
区域达到 90%自由容积以上或喷淋区与非喷淋区大气混合良好（换气率通常不小于 2 次/h），可以将安
全厂房内大气视为一个整体且假设均匀分布。
5.6.2.3
对于粒子碘等气溶胶，若其去除效率为常数，当去污因子 DF 取值达到 50 时，应考虑该去除
效率减弱至 10%。但若通过计算得到粒子碘等气溶胶随时间变化的去除效率，则不需考虑该减弱作用。
对于元素碘，最大去污因子 DF 取值不超过 200。
3
T/BSRS 115—2024
参考文献
[1]
“燕龙”泳池式低温供热堆示范工程安全审评原则
[2]
T/BSRS 088 池式低温供热堆非居住区及规划限制区划分技术规范
[3]
T/BSRS 089 池式低温供热堆液态流出物排放技术规范
[4]
RG 1.183 Alternative radiological source terms for evaluating design basis accidents at nuclear
power reactors
4