CN112434405B - 环境影响系数的计算方法及放射性验收准则的确定方法 - Google Patents
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Abstract
本公开提供一种环境影响系数的计算方法、核电厂严重事故放射性验收准则的确定方法以及核电厂严重事故放射性验收方法，通过分析核电厂严重事故后放射性核素的参考释放量及放射后果，计算核电厂放射性核素分组的代表性核素的等效环境影响系数，进而根据GB18871规定的通用优化干预水平确定核电厂针对严重事故设计的放射性验收准则，并基于核电厂针对严重事故设计的验收准则对核电厂严重事故进行安全验收，以至少解决目前核电厂设计中缺乏针对严重事故后对环境造成的放射性后果的验收准则的问题，提高核电厂设计的科学性。
Description
技术领域
本公开涉及核技术领域，尤其涉及一种环境影响系数、一种核电厂严重事故放射性验收准则的确定方法，以及一种核电厂严重事故放射性验收方法。
背景技术
《核动力厂设计安全规定》(HAF102-2016)中将严重事故纳入到设计扩展工况(DEC-B，Design Extension Conditions-B)中进行管理，并要求“安全设计的基本目标是在技术上实现减轻放射性后果的场外防护行动是有限的甚至是可以消除的”。显然，核电厂严重事故后的安全验收对于环境的保护至关重要，然而针对严重事故后给环境造成的放射性后果，目前仍没有统一的验收准则。
发明内容
本公开提供了一种环境影响系数的计算方法、核电厂严重事故放射性验收准则的确定方法以及一种核电厂严重事故放射性验收方法，以至少解决上述问题。
根据本公开实施例的一方面，提供一种环境影响系数的计算方法，包括：
确定用于核电厂严重事故放射性验收的若干放射性核素及其分组，并确定每个放射性核素分组的代表性核素；
分析核电厂严重事故发生后每个放射性核素向环境的参考释放量，并从中获取每个放射性核素分组的代表性核素向环境的参考释放量；
基于每个放射性核素向环境的参考释放量分析核电厂严重事故发生后每个放射性核素分组导致的放射性后果；以及，
基于每个放射性核素分组的代表性核素向环境的参考释放量及每个放射性核素分组导致的放射性后果计算出每个放射性核素分组的代表性核素的环境影响系数。
在一种实施方式中，在确定用于核电厂严重事故放射性验收的若干放射性核素及其分组，并确定每个放射性核素分组的代表性核素之后，以及基于每个放射性核素向环境的参考释放量分析核电厂严重事故发生后每个放射性核素向环境的参考释放量之前，还包括：
计算燃料循环寿期末的堆芯积存量，其中所述堆芯积存量为每个放射性核素在堆芯中的总量；
所述分析核电厂严重事故发生后每个放射性核素向环境的参考释放量，包括：
在严重事故分析程序中基于燃料循环寿期末每个放射性核素在堆芯中的总量分析核电厂严重事故发生后每个放射性核素向环境的参考释放量。
在一种实施方式中，所述计算燃料循环寿期末的堆芯积存量，具体为：
根据核电厂堆芯物理设计参数和换料参数，计算核燃料循环寿期末的堆芯积存量。
在一种实施方式中，所述方法还包括：
获取核电厂厂址环境参数；
所述基于每个放射性核素向环境的参考释放量分析核电厂严重事故发生后每个放射性核素分组导致的放射性后果，具体为：
将核电厂厂址环境参数和核电厂严重事故发生后每个放射性核素分组内的所有放射性核素向环境的参考释放量输入至放射性后果分析程序中；以及，
在所述放射性后果分析程序中基于核电厂厂址环境参数及每个放射性核素分组内的所有放射性核素向环境的参考释放量，得到每个放射性核素分组导致的放射性后果。
在一种实施方式中，所述核电厂厂址环境参数至少包括以下参数：
厂址的气象参数、厂址的人口分布参数以及各照射途径剂量估算参数。
在一种实施方式中，所述基于每个放射性核素分组的代表性核素向环境的参考释放量及每个放射性核素分组导致的放射性后果计算每个放射性核素分组的代表性核素的环境影响系数，根据以下计算公式得到：
式中，Ci为第i个放射性核素分组的代表性核素的环境影响系数，Di为第i个放射性核素分组中所有核素导致的放射性后果，R′i为第i个放射性核素分组的代表性核素向环境的参考释放量。
根据本公开实施例的另一方面，提供一种核电厂严重事故放射性验收准则的确定方法，包括：
采用所述的环境影响系数的计算方法，计算用于核电厂严重事故放射性验收的若干放射性核素分组的代表性核素的环境影响系数；
确定用于核电厂严重事故放射性验收的剂量基准值；以及，
基于每个放射性核素分组的代表性核素的环境影响系数及所述剂量基准值确定核电厂严重事故放射性验收准则。
在一种实施方式中，所述确定用于核电厂严重事故放射性验收的剂量基准值，具体为：
从电离辐射防护与辐射源安全基本标准GB18871中获取执行不同紧急防护行动时对应的通用优化干预水平；以及，
将所述执行不同紧急防护行动对应的通用优化干预水平作为用于核电厂严重事故放射性验收的剂量基准值。
在一种实施方式中，所述基于每个放射性核素分组的代表性核素的环境影响系数及所述剂量基准值确定核电厂严重事故放射性验收准则，根据以下公式得到：
式中，n表示放射性核素分组的数量，Ri为第i个放射性核素分组的代表性核素向环境的实际释放量，单位为TBq；Ci为第i个放射性核素分组的代表性核素的环境影响系数，单位为Sv/TBq；criterion为剂量基准值，单位为Sv。
根据本公开实施例的又一方面，提供一种核电厂严重事故放射性验收方法，包括：
判断相关核电厂设计是否满足所述的核电厂严重事故放射性验收准则的确定方法确定的核电厂严重事故放射性验收准则；
若所述核电厂满足所述核电厂严重事故放射性验收准则，则确定所述核电厂满足针对严重事故的设计目标。
本公开的实施例提供的技术方案可以包括以下有益效果：
本公开实施例提供的环境影响系数的计算方法，通过确定用于核电厂严重事故放射性验收的若干放射性核素及其分组，并确定每个放射性核素分组的代表性核素，然后分析核电厂代表性放射性核素的参考释放量及放射后果，确定核电厂释放源中代表性核素的环境影响系数，进而确定核电厂严重事故设计的验收准则，以至少解决目前核电厂设计中缺乏针对严重事故后对环境造成的放射性后果的验收准则，提高核电厂设计的科学性。
本公开的其它特征和优点将在随后的说明书中阐述，并且，部分地从说明书中变得显而易见，或者通过实施本公开而了解。本公开的目的和其他优点可通过在说明书、权利要求书以及附图中所特别指出的结构来实现和获得。
附图说明
附图用来提供对本公开技术方案的进一步理解，并且构成说明书的一部分，与本公开的实施例一起用于解释本公开的技术方案，并不构成对本公开技术方案的限制。
图1为本公开实施例提供的一种核电厂严重事故放射性验收准则的环境影响系数的计算方法的流程示意图；
图2为本公开实施例中放射性核素向环境的释放份额随时间变化的曲线图；
图3为本公开实施例提供的一种核电厂严重事故放射性验收准则的确定方法的流程示意图之一；
图4为本公开实施例提供的一种核电厂严重事故放射性验收准则的确定方法的流程示意图之二；
图5为本公开实施例提供的一种核电厂严重事故放射性验收方法的流程示意图。
具体实施方式
为使本公开实施例的目的、技术方案和优点更加清楚，以下结合附图对本公开的具体实施方式进行详细说明。应当理解的是，此处所描述的具体实施方式仅用于说明和解释本公开，并不用于限制本公开。
需要说明的是，本公开的说明书和权利要求书及上述附图中的术语“第一”、“第二”等是用于区别类似的对象，而不必用于描述特定的顺序或先后次序；并且，在不冲突的情况下，本公开中的实施例及实施例中的特征可以相互任意组合。
其中，在本公开实施例中使用的术语是仅仅出于描述特定实施例的目的，而非旨在限制本公开。在本公开实施例和所附权利要求书中所使用的单数形式的“一种”、“所述”和“该”也旨在包括多数形式，除非上下文清楚地表示其他含义。
请参照图1，图1为本公开实施例提供的一种用于确定核电厂严重事故放射性验收准则的环境影响系数的计算方法的流程示意图，所述方法包括步骤S101-S104。
在步骤S101中，确定用于核电厂严重事故放射性验收的若干放射性核素及其分组，并确定每个放射性核素分组的代表性核素。
在核电厂发生严重事故后，不同放射性核素对环境的影响是不同的，因此，本实施例首先确定了若干放射性核素及其分组，例如，确定60个放射性核素，根据其物理化学特性将其分为9组，并确定了每一组具有代表性的放射性核素。这60个放射性核素的分组以及每一组的代表性核素下表1：
表1
进一步地，在步骤S101之后，以及步骤S102之前，还包括以下步骤：
计算燃料循环寿期末的堆芯积存量，其中所述堆芯积存量为每个放射性核素在堆芯中的总量；
具体地，根据核电厂堆芯物理设计参数和换料参数，计算核燃料循环寿期末的堆芯积存量。
在实际应用中，可以采用Origen程序根据核电厂堆芯物理设计参数和换料计划，计算核燃料循环寿期末的堆芯积存量，即每个放射性核素在堆芯中的总量，然后在严重事故分析程序中基于燃料循环寿期末每个放射性核素在堆芯中的总量分析核电厂严重事故发生后每个放射性核素向环境的参考释放量。
可以理解的是，不同核电厂，不同换料计划，其堆芯积存量不同，即堆芯内每个放射性核素、同位素的含量不同。
在步骤S102中，分析核电厂严重事故发生后每个放射性核素向环境的参考释放量，并从中获取每个放射性核素分组的代表性核素向环境的参考释放量。
本实施例中，在严重事故分析程序中基于燃料循环寿期末每个放射性核素在堆芯中的总量分析核电厂严重事故发生后每个放射性核素向环境的参考释放量。
具体地，采用严重事故分析程序计算典型严重事故后向环境的放射性源项释放过程和释放结果；在计算严重事故放射性源项释放时，采用的分析模型要真实反映电厂的设计参数，分析模型中的放射性核素输入数据可以由上述Origen程序得到，而在计算严重事故放射性源项释放时，其中在严重事故分析程序中，根据放射性核素形成的化合物的化学性质，分为若干个化合物组，程序计算每一组放射性核素向环境的释放份额随时间的变化。
进一步地，由于严重事故分析程序和用于核电厂严重事故放射性验收的放射性核素的分组可能不同，本实施例还需要对放射性核素向环境的释放份额进行转换。并根据放射性后果分析程序的要求，对释放份额随时间变化曲线进行适当简化。如图2所示，曲线代表严重事故分析程序给出的释放份额随时间变化曲线，根据曲线趋势，选取若干个代表性的时间点，如图中曲线上圆点所示，即实现了释放份额随时间变化曲线的适当简化，可供后续放射性后果分析程序使用。
在步骤S103中，基于每个放射性核素向环境的参考释放量分析核电厂严重事故发生后每个放射性核素分组导致的放射性后果。
具体地，在严重事故分析程序分析出每个放射性核素的参考释放量后，再在严重事故后果分析程序中分析每个放射性核素分组导致的放射性后果。
进一步地，所述方法还包括以下步骤：获取核电厂厂址环境参数，所述核电厂厂址环境参数至少包括以下参数：厂址的气象参数、厂址的人口分布参数以及各照射途径剂量估算参数。
所述步骤S103，具体为：
将核电厂厂址环境参数和核电厂严重事故发生后每个放射性核素分组内所有放射性核素向环境的参考释放量输入至放射性后果分析程序中；以及，
在所述放射性后果分析程序中基于核电厂厂址气环境参数及每个放射性核素分组内所有核素向环境的参考释放量，得到每个放射性核素的放射性分组导致的后果。
本实施例中，采用放射性后果分析程序，分别将严重事故分析程序计算得到的放射性核素释放份额随时间变化输入放射性后果分析程序中，例如MAACS，计算第i组放射性核素分组导致的放射性后果Di，在实际应用中，通过确定距离x，获取核电厂外某距离x处的放射性后果Di,x；在放射性后果分析程序中，其向环境释放的放射性物质的总量(释放量)根据严重事故分析程序的计算结果输入。其中，上述距离x可以按照核电厂执行紧急防护行动的距离要求确定，例如核电厂厂址边界、非居住区边界和应急计划区边界。
进一步地，在放射性后果分析程序计算时，每次只假设一组放射性核素组有释放，其余放射性核素组释放量为0，从而得到该组放射性核素在距离核电厂x处导致的放射性后果Di,x。
在步骤S104中，基于每个放射性核素分组的代表性核素向环境的参考释放量及每个放射性核素分组导致的放射性后果计算每个代表性核素的环境影响系数。
进一步地，步骤S104的计算方式，根据以下计算公式得到：
式中，Ci为第i个放射性核素分组的代表性核素的环境影响系数，Di为第i个放射性核素分组中所有核素导致的放射性后果，R′i为第i个放射性核素分组的代表性核素向环境的参考释放量。
在实际应用中，放射性核素的放射性后果通常与距离有关，其放射性核素的环境影响系数根据可表示为：
可以理解的，Ci,x为第i个放射性核素分组的代表性核素在距离核电厂x处的等效环境影响系数，Di,x为第i个放射性核素分组中所有核素在距离核电厂x处导致的放射性后果，R′i为第i个放射性核素分组的代表性核素向环境的参考释放量。如上所述下角标x表示距离，结合下述实施例，在确定剂量基准值时，也与距离x有关，此处不多作赘述。
本实施例中，根据第i组放射性核素的代表性核素的参考释放量和第i组放射性核素中所有核素在距离核电厂x处导致的放射性后果，推导得到环境影响系数Ci,x；其中其中R’i为第i个代表性核素的参考释放量，单位为TBq。例如，/>
需要说明的是，本实施例中的环境影响系数为放射性核素分组的代表性核素的等效环境影响系数，通过对放射性核素进行分组并选择出代表性核素计算出等效环境影响系数，使得所计算出的环境影响系数更具有代表性。
请参照图3，图3为本公开实施例提供的一种核电厂严重事故放射性验收准则的确定方法的流程示意图，所述方法包括步骤S301-S306。
在步骤S301中，确定用于核电厂严重事故放射性验收的若干放射性核素及其分组，并确定每个放射性核素组的代表性核素。
在步骤S302中，分析核电厂严重事故发生后每个放射性核素向环境的参考释放量，并从中获取每个放射性核素分组的代表性核素向环境的参考释放量。
在步骤S303中，分析核电厂严重事故发生后每个放射性核素分组导致的放射性后果。
在步骤S304中，基于每个放射性核素分组的代表性核素向环境的参考释放量及每个放射性核素分组导致的放射性后果计算每个代表性核素的环境影响系数。
需要说明的是，本实施例的步骤S301-S304对应于上一实施例中步骤S101-S104，此处不再赘述。
在步骤S305中，确定用于核电厂严重事故放射性验收的剂量基准值。
其中，步骤S305，具体为：
从电离辐射防护与辐射源安全基本标准GB18871中获取执行不同紧急防护行动时对应的通用优化干预水平；以及，
将所述执行不同紧急防护行动对应的通用优化干预水平作为用于核电厂严重事故放射性验收的剂量基准值。
具体地，在电离辐射防护与辐射源安全基本标准GB18871中查找“应急照射情况下的通用优化干预水平与行动水平”中不同紧急防护行动对应的通用优化干预水平。可以理解的是，通用干预水平为GB18871中预先规定的用于在异常状态下确定需要对公众采取应急防护措施的剂量水平。
在一些实施例中，在确定用于核电厂严重事故放射性验收的剂量基准值同时，还需要确定放射性验收的距离要求，具体地，根据对核电厂严重事故设计目标，确定执行紧急防护行动的距离要求，并将所述不同紧急防护行动对应的通用优化干预水平和距离要求作为用于核电厂严重事故放射性验收的剂量基准值和距离要求。
可以理解的是，针对不同紧急防护行动的距离要求不同，其验收准则公式也不同，例如要求核电厂设计上达到600m范围内不需要撤离，那对应低于撤离的通用优化干预水平的距离要求就是600m。
在步骤S306中，基于每个代表性核素的环境影响系数及所述剂量基准值确定核电厂严重事故放射性验收准则。
进一步的，所述基于每个放射性核素分组的代表性核素的环境影响系数及所述剂量基准值确定核电厂严重事故放射性验收准则，根据以下公式得到：
式中，n表示放射性核素分组的数量，Ri为第i个放射性核素分组的代表性核素向环境的实际释放量，单位为TBq；Ci为第i个放射性核素分组的代表性核素的环境影响系数，单位为Sv/TBq；criterion为剂量基准值，单位为Sv。
结合上述所述，在确定距离的情况下，核电厂严重事故放射性验收准则，根据以下公式得到：
其中，Ci,x为第i个放射性核素分组的代表性核素在距离核电厂x处的等效环境影响系数，单位为Sv/TBq；x为执行不同紧急防护行动对应的距离要求。
需要说明的是，Ri为某核电厂在发生严重事故后可能向环境释放的实际释放量，可以通过严重事故分析程序分析获得，也可以通过核电厂设计参数等其它途径获得。
为便于对本实施例的理解，下面以某核电厂为例，结合图4所示，示例以上方法的具体应用(考虑距离x)：
a、获取核电厂设计参数；
b、采用Origen程序计算某核电厂堆芯物理设计参数和换料计划，计算燃料循环寿期末的堆芯积存量，得到的堆芯积存量为每个核素在堆芯中的总量，以活度表示；
c、将堆芯积存量等数据输入到严重事故分析程序中，分析放射性源项的释放结果；
d、使用严重事故一体化事故分析程序(即，严重事故分析程序)计算典型严重事故后向环境的放射性源项释放过程和释放结果，这里使用的严重事故一体化分析程序可以为MAAP程序；
e、给出了不同放射性物质分组(以化合物的形式)释放到环境中总量占堆芯积存量的份额。具体如下表2所示：
表2
| 编号 | MAAP分组 | 2天释放份额 | 7天释放份额 |
| 1 | Kr,Xe | 4.47E-03 | 1.83E-02 |
| 2 | CsI | 1.18E-05 | 1.18E-05 |
| 3 | TeO2 | 1.10E-05 | 1.10E-05 |
| 4 | SrO | 3.90E-07 | 3.90E-07 |
| 5 | MoO2 | 2.22E-06 | 2.22E-06 |
| 6 | CsOH | 1.05E-05 | 1.06E-05 |
| 7 | BaO | 5.35E-07 | 5.35E-07 |
| 8 | La2O3 | 8.87E-09 | 8.87E-09 |
| 9 | CeO2 | 4.72E-08 | 4.72E-08 |
| 10 | Sb | 6.77E-06 | 6.84E-06 |
| 11 | Te2 | 0.00E+00 | 0.00E+00 |
| 12 | UO2 | 0.00E+00 | 0.00E+00 |
其中，放射性释放结果的转换：由于严重事故分析程序和用于核电厂严重事故放射性验收的放射性核素的分组不同，需要对放射性核素向环境的释放份额进行转换。并根据放射性后果分析程序的要求，对释放份额随时间变化曲线进行适当简化。
在放射性后果分析时，使用MACCS程序，该程序只关注以下几种放射性核素的释放，因此需要将MAAP程序的释放份额转换成MACCS程序的释放份额，并且通过堆芯积存量，将份额转换为活度，即得到了每个代表性核素的参考释放量，如下表3所示：
表3
上表中，共9个代表性核素，这9个代表性核素，分别代表了9组不同类型的放射性核素分组，(结合表1所示)。
f、获取厂址气象条件数据(即，核电厂厂址环境参数)，包括厂址的气象参数、厂址的人口分布参数以及各照射途径剂量估算参数等。
g、采用放射性后果分析程序，分别将严重事故分析程序计算得到的每一组的放射性核素释放份额随时间变化以及厂址气气象条件数据输入放射性后果分析程序。
h、在放射性后果分析程序中，计算第i个放射性核素组内所有核素在核电厂外某距离x处导致的放射性后果Di,x，单位Sv。
采用MACCS程序，每次分别假设上表中的一个放射性核素组释放，得到相应的放射性后果Di,x。其中计算Di,x和时间、距离两个因素有关。时间即事故后的时间，距离即距离反应堆中心的距离。在计算Di,x时，要根据相应紧急防护行动的通用优化干预水平确定时间，并根据执行紧急防护行动的距离要求确定距离。
i、根据第i个代表性核素的参考释放量和其所在的放射性核素分组内所有核素导致的放射性后果，推导得到环境影响系数Ci,x；其中其中R′i为第i个代表性核素的参考释放量，单位为TBq。
j、确定严重事故的设计目标，根据《核动力厂设计安全规定》中“安全设计的基本目标是在技术上实现减轻放射性后果的场外防护行动是有限的甚至是可以消除的”这一要求，将严重事故的设计目标确定为：1)非居住区以外无需临时撤离；2)应急计划区以外无需隐蔽。
k、确定不同应急防护行动的距离要求和剂量基准。根据核电厂设计非居住区边界为600m，应急计划区边界为3km，即严重事故要求1)非居住区(距离反应堆600m)以外无需临时撤离；2)距离反应堆3km以外无需隐蔽。根据GB18871规定的任何情况下预期应进行干预的剂量水平和应急照射情况的干预水平和行动水平来确定表达式中criterion的数值。如上所述，针对“非居住区外(距离反应堆600m)无需撤离”这一设计目标，根据GB18871附录E2.1.2临时撤离的通用优化干预水平，要求事故后7天内环境累积剂量小于50mSv。针对“距离反应堆3km以外无需隐蔽”这一目标，根据GB18871附录E2.1.1隐蔽的通用优化干预水平，要求事故后2天环境累积剂量水平小于10mSv。
l、确定最终验收准则表达式。根据以上步骤，最终确定上述两个验收准则的表达形式分别为：
验收准则1：非居住区(距离反应堆600m)以外无需临时撤离
验收准则2：距离反应堆3km以外无需隐蔽
验收准则中环境影响系数Ci,600m、Ci,3000m的推导结果见下表
| 代表性核素 | Ci,600m(验收准则1) | Ci,3000m(验收准则2) |
| Xe-133 | 2.48E-08 | 4.20E-09 |
| I-131 | 5.89E-05 | 3.83E-06 |
| Cs-137 | 1.19E-04 | 8.00E-06 |
| Te-131m | 1.91E-04 | 1.63E-05 |
| Sr-90 | 2.73E-04 | 2.23E-05 |
| Ru-103 | 1.43E-04 | 1.24E-05 |
| La-140 | 7.19E-04 | 6.03E-05 |
| Ce-141 | 1.03E-03 | 8.22E-05 |
| Ba-140 | 1.70E-05 | 8.47E-07 |
请参照图5，图5为本公开实施例提供的一种核电厂严重事故放射性验收方法的流程示意图，所述方法包括步骤S501和步骤S502。
在步骤S501中，判断相关核电厂设计是否满足所述的核电厂严重事故放射性验收准则的确定方法确定的核电厂严重事故放射性验收准则；
在步骤S502中，若所述核电厂满足所述核电厂严重事故放射性验收准则，则确定所述核电厂满足针对严重事故的设计目标。
相应的，如果核电厂设计不满足严重事故放射性验收准则，则说明该核电厂不满足严重事故的设计目标，应继续对该核电厂设计进行相关改进，以确保核电厂在发生严重事故后满足《核动力厂设计安全规定》中“在技术上实现减轻放射性后果的场外防护行动是有限的甚至是可以消除的”这一安全目标。
综上所述，本公开实施例提供的核电厂严重事故放射性验收准则的环境影响系数的计算方法、核电厂严重事故放射性验收准则的确定方法以及核电厂严重事故放射性验收方法，通过分析核电厂放射性核素的参考释放量及放射性核素组导致的放射性后果，确定核电厂代表性核素的等效环境影响系数，进而确定核电厂设计的严重事故验收准则，以至少解决目前核电厂设计中缺乏针对严重事故后对环境造成的放射性后果的验收准则，提高核电厂设计的科学性，能够简单、有效的并广泛适用于各核电厂的严重事故验收准则。
最后应说明的是：以上各实施例仅用以说明本公开的技术方案，而非对其限制；尽管参照前述各实施例对本公开进行了详细的说明，本领域的普通技术人员应当理解：其依然可以对前述各实施例所记载的技术方案进行修改，或者对其中部分或者全部技术特征进行等同替换；而这些修改或者替换，并不使相应技术方案的本质脱离本公开各实施例技术方案的范围。
Claims (9)
1.一种环境影响系数的计算方法，其特征在于，包括：
确定用于核电厂严重事故放射性验收的若干放射性核素及其分组，并确定每个放射性核素分组的代表性核素；
分析核电厂严重事故发生后每个放射性核素向环境的参考释放量，并从中获取每个放射性核素分组的代表性核素向环境的参考释放量；
基于每个放射性核素向环境的参考释放量分析核电厂严重事故发生后每个放射性核素分组导致的放射性后果；以及，
基于每个放射性核素分组的代表性核素向环境的参考释放量及每个放射性核素分组导致的放射性后果计算出每个放射性核素分组的代表性核素的环境影响系数；
所述基于每个放射性核素分组的代表性核素向环境的参考释放量及每个放射性核素分组导致的放射性后果计算每个放射性核素分组的代表性核素的环境影响系数，根据以下计算公式得到：
式中，Ci为第i个放射性核素分组的代表性核素的环境影响系数，Di为第i个放射性核素分组中所有核素导致的放射性后果，R′i为第i个放射性核素分组的代表性核素向环境的参考释放量。
2.根据权利要求1所述的计算方法，其特征在于，在确定用于核电厂严重事故放射性验收的若干放射性核素及其分组，并确定每个放射性核素分组的代表性核素之后，以及基于每个放射性核素向环境的参考释放量分析核电厂严重事故发生后每个放射性核素向环境的参考释放量之前，还包括：
计算燃料循环寿期末的堆芯积存量，其中所述堆芯积存量为每个放射性核素在堆芯中的总量；
所述分析核电厂严重事故发生后每个放射性核素向环境的参考释放量，包括：
在严重事故分析程序中基于燃料循环寿期末每个放射性核素在堆芯中的总量分析核电厂严重事故发生后每个放射性核素向环境的参考释放量。
3.根据权利要求2所述的计算方法，其特征在于，所述计算燃料循环寿期末的堆芯积存量，具体为：
根据核电厂堆芯物理设计参数和换料参数，计算核燃料循环寿期末的堆芯积存量。
4.根据权利要求2所述的计算方法，其特征在于，还包括：
获取核电厂厂址环境参数；
所述基于每个放射性核素向环境的参考释放量分析核电厂严重事故发生后每个放射性核素分组导致的放射性后果，具体为：
将核电厂厂址环境参数和核电厂严重事故发生后每个放射性核素分组内的所有放射性核素向环境的参考释放量输入至放射性后果分析程序中；以及，
在所述放射性后果分析程序中基于核电厂厂址环境参数及每个放射性核素分组内的所有放射性核素向环境的参考释放量，得到每个放射性核素分组导致的放射性后果。
5.根据权利要求4所述的计算方法，其特征在于，所述核电厂厂址环境参数至少包括以下参数：
厂址的气象参数、厂址的人口分布参数以及各照射途径剂量估算参数。
6.一种核电厂严重事故放射性验收准则的确定方法，其特征在于，包括：
采用如权利要求1-5中任一项所述的环境影响系数的计算方法，计算用于核电厂严重事故放射性验收的若干放射性核素分组的代表性核素的环境影响系数；
确定用于核电厂严重事故放射性验收的剂量基准值；以及，
基于每个放射性核素分组的代表性核素的环境影响系数及所述剂量基准值确定核电厂严重事故放射性验收准则。
7.根据权利要求6所述的确定方法，其特征在于，所述确定用于核电厂严重事故放射性验收的剂量基准值，具体为：
从电离辐射防护与辐射源安全基本标准GB18871中获取执行不同紧急防护行动时对应的通用优化干预水平；以及，
将所述执行不同紧急防护行动对应的通用优化干预水平作为用于核电厂严重事故放射性验收的剂量基准值。
8.根据权利要求6所述的确定方法，其特征在于，所述基于每个放射性核素分组的代表性核素的环境影响系数及所述剂量基准值确定核电厂严重事故放射性验收准则，根据以下公式得到：
式中，n表示放射性核素分组的数量，Ri为第i个放射性核素分组的代表性核素向环境的实际释放量，单位为TBq；Ci为第i个放射性核素分组的代表性核素的环境影响系数，单位为Sv/TBq；criterion为剂量基准值，单位为Sv。
9.一种核电厂严重事故放射性验收方法，其特征在于，包括：
判断相关核电厂设计是否满足基于如权利要求6-8中任意一项所述的核电厂严重事故放射性验收准则的确定方法确定的核电厂严重事故放射性验收准则；
若所述核电厂满足所述核电厂严重事故放射性验收准则，则确定所述核电厂满足针对严重事故的设计目标。
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