(19)国家知识产权局 (12)发明 专利申请 (10)申请公布号 (43)申请公布日 (21)申请 号 202211025498.8 (22)申请日 2022.08.25 (71)申请人 中国辐射防护研究院 地址 030006 山西省太原市小店区学府街 102号 (72)发明人 王宁　杨亚鹏　梁博宁　冯宗洋　 贾林胜　李国强　张建岗　唐雨尧　 赵晓宇　 (74)专利代理 机构 北京天悦专利代理事务所 (普通合伙) 11311 专利代理师 田明　任晓航 (51)Int.Cl. G06F 17/18(2006.01) G06Q 50/26(2012.01) G21C 17/00(2006.01) (54)发明名称 一种基于堆芯损伤估算钠冷快堆应急工况 释放源项的方法 (57)摘要 本发明涉及一种基于堆芯损伤估算钠冷快 堆应急工 况释放源项的方法， 根据核素的累积产 额计算核素的堆芯积存量， 结合堆芯损伤份额以 及各核素的释放份额计算堆芯释放至一回路钠 池的源项， 根据从堆芯释放至覆盖气腔的释放份 额计算放射性核素从堆芯释放至覆盖气腔源项， 若事故类型确定为旋塞密封丧失， 则计算释放至 安全壳源项的变化速率； 若事故类型确定为双层 容器熔穿 或者泄漏， 则计算堆坑中气载源项的变 化速率； 进一步计算释放至环境的源项。 采用本 发明中公开的估算方法， 能够在钠冷快堆发生事 故时基于设施 运行数据和堆芯积存量， 计算在不 同释放途径下动态分阶段向一回路、 安全壳和环 境释放源项， 可以为应急情况下采 取相应防护措 施提供决策依据。 权利要求书1页 说明书9页 附图1页 CN 115470457 A 2022.12.13 CN 115470457 A 1.一种基于堆芯损伤估算钠冷快堆应急工况释放源项的方法， 所述方法包括以下步 骤： S11、 根据核素的累积产额计算核素的堆芯积存量； S12、 根据核素的堆芯积存量、 堆芯损伤份额以及各核素的释放份额计算堆芯释放至一 回路钠池的源项； S13、 根据核素的堆芯积存量、 堆芯损伤份额以及核素从堆芯释放至覆盖气腔的释放份 额计算放射性核素从堆芯释放至覆盖气腔源项； S14、 若事故类型确定为旋塞密封丧失， 则气载放射性核素会从覆盖气腔释放至安全 壳， 计算释放至安全壳源项的变化速率； S15、 若事故类型确定为双层容器熔穿或者泄漏， 则放射性物质进入堆坑， 计算堆坑中 气载源项的变化速率； S16、 根据释放至安全壳源项的变化速率以及堆坑中气载源项的变化速率计算释放至 环境的源项。 2.如权利要求1所述的一种基于堆芯损伤估算钠冷快堆应急工况释放源项的方法， 其 特征在于： 步骤S11中核 素的累积产额为快中子下的核 素累积产额， 通过查阅国外文 献公开 数据得到 。 3.如权利要求1所述的一种基于堆芯损伤估算钠冷快堆应急工况释放源项的方法， 其 特征在于： 步骤S12中各核素的释放份额 通过查阅国外文献公开数据得到 。 4.如权利要求1所述的一种基于堆芯损伤估算钠冷快堆应急工况释放源项的方法， 其 特征在于： 步骤S13中根据国外文献中公开的化学平衡方法得到的元素在不同温度下从堆 芯释放至覆盖气体的释放份额。 5.如权利要求1所述的一种基于堆芯损伤估算钠冷快堆应急工况释放源项的方法， 其 特征在于， 步骤S14包括以下子步骤： S141、 计算钠蒸汽流向安全壳的流速； S142、 计算 放射性核素随着钠冷却剂蒸发的分离系数； S143、 计算气溶胶沉积速率； 根据上述 参数计算释放至安全壳源项的变化速率。 6.如权利要求1所述的一种基于堆芯损伤估算钠冷快堆应急工况释放源项的方法， 其 特征在于， 步骤S15包括以下子步骤： S151、 计算钠的燃烧速率； S152、 计算 不同核素的燃烧分离系数； S143、 计算气溶胶沉积速率； 根据上述 参数计算 堆坑中气载源项的变化速率。 7.如权利要求6所述的一种基于堆芯损伤估算钠冷快堆应急工况释放源项的方法， 其 特征在于： 在部分输入参数无法获取情况下， 钠的燃烧速率使用美 国汉福特实验室的实验 研究结果。 8.如权利要求6所述的一种基于堆芯损伤估算钠冷快堆应急工况释放源项的方法， 其 特征在于： 不同核素的燃烧分离系数通过查阅国外公开实验数据获得。权　利　要　求　书 1/1 页 2 CN 115470457 A 2一种基于堆芯损伤估算钠冷快堆应急工况释 放源项的方 法 技术领域 [0001]本发明属于核事故应急评价领域， 具体涉及一种基于堆芯损伤估算钠冷快堆应急 工况释放源项的方法。 背景技术 [0002]福岛事故再一次为人类敲响了警钟， 再一次表明： 虽然反应堆严重事故发生概率 极低， 但是它 仍然可能发生。 《国家核应急预案》 第3.1.2节要求核事故发生后 “开展事故工 况诊断和释放源项分析 ”。 核安全导则HAD002/01 ‑2019 《核动力厂营运单位的应急准备和应 急响应》 第7.6节要求营运单位 “收集掌握事故的演 变过程、 源项、 核动力厂 所在地和附近地 区的气象参数等评价所需的资料 ”； 附录B要求在应急预案中 “说明获取参数(预估源项、 安 全壳与流出物的辐射测量结果、 气象参数)的方法与安排 ”； 指出“核动力厂在 采取种种预防 性措施后， 因失误或事故进入核应急状态的可能性虽然很小， 但仍不能完全排除。 为了加强 应急响应能力， 以便在一旦发生事故时能快速有效地控制事故并减轻其后果， 核动力厂应 有周密的应急计划和充分的应急准备 ”， 而核动力厂的释放源项估算是应急评价的主要内 容。 [0003]因此需要对钠冷快堆应急工况释放源项进行估算， 进而评估释放源项对周围环境 造成的影响， 以及应采取的措施。 发明内容 [0004]针对现有技术中存在的缺陷， 本发明的目的在于提供一种基于堆芯损伤估算钠冷 快堆应急工况释放源项的方法， 能够在钠冷快堆 发生事故时基于设施运行数据和堆芯积存 量以及堆芯损伤份额， 计算在不同释放途径下动态分阶段向一回路、 安全壳和环境释放源 项， 为应急情况 下采取相应防护措施提供决策依据。 [0005]为达到以上目的， 本发明采用的技术方案是： 一种基于堆芯损伤估算钠冷快堆应 急工况释放源项的方法， 所述方法包括以下步骤： [0006]S11、 根据核素的累积产额计算核素的堆芯积存量； [0007]S12、 根据核素的堆芯积存量、 堆芯损伤份额以及各核素的释放份额计算堆芯释放 至一回路钠池的源项； [0008]S13、 根据核素的堆芯积存量、 堆芯损伤份额以及从堆芯释放至覆盖气腔的释放份 额计算放射性核素从堆芯释放至覆盖气腔源项； [0009]S14、 若事故类型确定为旋塞密封丧失， 则气载放射性核素会从覆盖气腔释放至安 全壳， 计算释放至安全壳源项的变化速率； [0010]S15、 若事故类型确定为双层容器熔穿或者泄漏， 则放射性物质进入堆坑， 计算堆 坑中气载源项的变化速率； [0011]S16、 根据释放至安全壳源项的变化速率以及堆坑中气载源项的变化速率计算释 放至环境的源项。说　明　书 1/9 页 3 CN 115470457 A 3