压水堆核电厂设计基准事故源项分析准则

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标准简介

NB/T 20444-2017RK.Analysis criterion of the design basis accident source terms for pressurized water reactor nuclear power plant. 1范围 NB/T 20444规定了新建压水堆核电厂各类主要设计基准事故放射性源项分析中应遵循的设计原则、假设条件和要求。 NB/T 20444适用于新建压水堆核电厂场外放射性后果分析的设计基准事故源项。 2规范性引用文件 下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件,仅注日期的版本适用于本文件。凡是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 6249-2011 核动力厂环境辐射防护规定 3术语、定义及缩略语 3.1术语和定义 下列术语、定义适用于本文件。 3.1.1稀有事故infrequent accidents 在核动力厂运行寿期内发生频率很低的事故( 预计为104~ 10-2/堆年)，这类事故可能导致少量燃料元件损坏，但单-的稀有事故不会导致反应堆冷却剂系统或安全壳屏障丧失功能。 [GB 6249- 2011, 核动力厂环境辐射防护规定] 3.1.2分配因子partitioning factor 液相中核素质量浓度与蒸汽中核素质量浓度的比值。 3.1.4闪蒸flashing 当一定温度的液体骤然进入到低于其饱和压力的环境中，液体由平衡状态转变为过热状态，变成部分饱和液及饱和蒸汽的现象。 3. 1.5去污因子decontamination factor 放射性物质污染的初始浓度与经过去除处理后的浓度之比。

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