NB/T 20470-2017RK
核电厂选址假想事故源项分析准则
Analysis criteria for postulated siting accidentsource term for nuclear power plant
2017-10-01实施
2017-04-01发布
前 言
本标准按照GB/T1.1-2009给出的规则起草。
本标准由能源行业核电标准化技术委员会提出。
本标准由核工业标准化研究所归口。
1 范围
本标准规定了核电厂选址假想事故源项计算及分析的相关准则，包括基本假定和要求。
本标准适用于压水堆核电厂。
2 术语和定义
下列术语和定义适用于本文件。
2.1
选址假想事故 postulated accident forsiting
该事故仅适用于审批厂址阶段，作为确定厂址非居住区、规划限制区边界的依据。对于水冷反应堆，该事故一般应考虑全堆芯熔化，否则应进行充分有效的论证。
【GB 6249-2011，定义3.12】
2.2
安全壳 containment
为防止核反应堆在运行或发生事故时放射性核素外逸而设置的密闭构筑物称为安全壳。
安全壳按结构可分为单层安全壳和双层安全壳。对于双层安全壳，内层安全壳主要承受事故压力，外层安全壳起生物屏蔽及外部事件保护作用，两层安全壳之间留有环形空间，可维持一定的负压。
2.3
旁通 bypass
安全壳内的放射性核素未被收集和处理而直接释放到环境的现象。