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NB／T 20470-2017RK 核电厂选址假想事故源项分析准则.pdf3.5.2自然去除过程
NB/T 204702017RK
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 理保守的方法来确定去除效率。
GB/T 40246-2021 气象防灾减灾示范社区建设导则3.6.1单层安全壳泄漏
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漏率，24h 后安全壳泄漏率减半。
3.6.2双层安全壳释放
对于具有密封性双层安全壳结构的核电厂，内层安全壳的泄漏按照3.6.1考虑。 应考虑内层安全壳直接旁通到环境中的释放途径。释放的份额为内层安全壳泄漏率的一定份额，具 体应根据电站的设计和验证进行确定（典型地可取1%～10%）。 若外层安全壳设计有专设安全设施过滤系统，且在维持技术规格书规定的负压状态期间，可以考患 其对内层安全壳泄漏放射性核素的收集和处理。可以考虑环形空间内的混合稀释作用，通常这种混合应 限于50%。 应考虑环形空间一定份额（典型地可取10%）的放射性核素直接旁通到环境。
4选址假想事故源项计算模型
对于选址假想事故，放射性核素向环境的释放量应根据上述假定和相关参数进行计算。 计算放射性核素由安全壳向环境释放的参考模型见附录B。
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A.1.1元素碘的壁面沉积去除系数
元素碘的壁面沉积去除系数可由公式A.1进行估计
壁面沉积对元素碘的一阶去除系数，h； A安全壳内喷淋液滴所淋湿的表面积，单位为平方米（m²）： 安全壳的净自由体积，单位为立方米（m"）； K传质系数，m/h：保守地取为4.9m/h。
A.1.2元素碘的喷淋去除系数
元素碘的喷淋去除系数可由公式A.2进行估计
——喷淋液滴对元素碘的一阶去除系数，h"； Kg—气相传质系数，单位为米每小时（m/h）； 喷淋液滴的下落时间，单位为小时（h）： F喷淋泵的流量，单位为立方米每小时（m"/h） 一喷淋液滴直径，单位为米（m）； 入.的取值范围在10h～20h：典型值可取10h
A. 1.3 去污因子
碘的去污因子定义为安全壳内碘浓度的最大值除以某一时刻安全壳大气中碘的浓度。由安全壳喷 获得的碘的最大去污因子可由公式A.3确定：
DF=1+VH V.
DF=1+VH *(A.3
A.2气溶胶碘的喷淋去除
气溶胶碘的喷淋去除系数可由公式A.4进行估讯
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——喷淋液滴对气溶胶碘的一阶去除系数，h'； 喷淋液滴下落高度，单位为米（m）； F喷淋泵的流量，单位为立方米每小时（m/h）； E一收集效率，无量纲： D喷淋液滴直径，单位为米（m）； E/D为收集效率与喷淋液滴直径的比值，保守地假设其初始值为10m（即对于直径为1mm的液滴 其喷淋收集效率为1%）：当安全壳内气溶胶的浓度降低50倍时，该值突变为1m
保守地假设有机碘不会被喷淋液滴去除，也不考虑壁面沉积导致的去除
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射性核素由安全壳释放到环境的参考模型见图B.
放射性核素从安全壳向环境的释放量可由下述微分方程组给出
附录B （资料性附录） 环境释放源项计算模型
附录B （资料性附录） 环境释放源项计算模型
图B.1单层安全壳放射性核素的释放模型
dA = LA ·(B.2)
A1，A2一分别表示放射性核素在安全壳内及环境中的放射性活度，单位为贝克（Bq）； R一放射性核素由堆芯向安全壳的释放速率，单位为贝克每小时（Bq/h）； 一核素的放射性衰变常数，h； s，v一分别表示喷淋系统的喷淋去除系数以及自然去除作用的去除系数，h"； L一安全壳的泄漏率；h。
QX/T 105-2018 雷电防护装置施工质量验收规范核素由双壳安全壳释放到环境的参考模型见图B
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放射性核素从安全壳向环境的释放量可由下述微分方程组给出：
图B.2双层安全壳放射性核素的释放模型
A1，A2，A3——分别表示放射性核素在内层安全壳，环形空间及环境中的放射性活度，单位为贝克 Bq）； R放射性核素由堆芯向安全壳的释放速率，单位为贝克每小时（Bq/h）； ^一核素的放射性衰变常数，h； s，v—分别表示喷淋去除机制和自然去除机制的去除系数，h"； 一环形空间由于排风导致的换气速率，h
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L一内层安全壳的泄漏率LY/T 2037-2012 木荷培育技术规程，h： P内层安全壳泄漏的放射性核素直接向环境释放的份额，表示为内层安全壳泄漏率的一定份额； P环形空间的放射性核素未经专设安全设施过滤而直接旁通到环境的份额： 一外层安全壳排风过滤器的过滤效率