核动力厂环境辐射防护规定（征求意见稿）.docx

附件2中华人民共和国国家标准GB6249XXXX代替GB6249.2011核动力厂环境辐射防护规定Regu1.ationsIbrenvironmenta1.radiationprotectiono1.nuc1.earpowerp1.ant（征求意见稿）S次I前三III112规范性引用文件14幅射防沪总则25场t1.t½择要求-36运行状态下的剂约束值和排放控制值37事故工况下的辐射防护要求.48流出物排放首理和流出物监测59辐射环境监测6IO放射性固体蛾管理6I1.核动力厂的退役”7附录A全堆芯培化的选址假想事故源项确定基本假设8附录B小型模块化核动力厂选址截想事故源项确定原则10附录C轻水堆核动力厂典型设计基准事故类别I1.本文件按照GB,T1.1-2020标准化工作导则第1部分：标准化文件的结构和起草规则的规定起草,本文件代替GB624%201.1.核动力厂环境羯射防护规定，与GB6249-2011相比，除编辑性修改外，主要技术变化如下：修改了适用范围.删除“设计"和"扩建”两种活动，新增“供汽供热*陆上固定式核动力.修改了部分术语及其定义.增加“小型模块化核动力厂、”槽式排放口“、人口集中地区三条术语及其定义;删除了术语“规划限制区"、”剂量约束”；将”放射性流出物“修改为"流出物".修改了场址选择的环境辐射防沪要求.修改了规划限制区半径的最小距图要求.增加给出了选址假想事故的基本假设要求，并分别列于资料性附录A和附录B；删除了选址帆想事故下的集体有效剂接受准则.明确了小型模块化核动力厂非国主区和规划限制区的设应要求，并给出选址假想事故下相应的剂量接受准则.修改了流出物排放控制的要求.将本京节涉及流出物排放管理的相关条款调整到“流出物排放管理和流出物监测"束节，同时将原"流出物播放管理和流出物监测“京节涉及设计的内容纳入到本章.删除了涉及行政管理的相关规定.修改了事故工况下的幅射防护要求.删除了设计基准事故的甲状腺当量剂量接受准则；增加了轻水堆核动力厂典型设计基准事故的类别并列于资料性附录C；增加了小型模块化核动力厂事故工况下的辐射防护要求；俗确定应刍计划区时考虑产重事故产生的后果修订为制定核事故应急预案时考虑严市事故产生的后果.修改了流出物排放管理和流出物监测的要求.修改了年排放总量周期控制的要求；新增了流出物在线监测的要求；增加了流出物监测大纲定期优化的要求；增加了液态流出物监测核素的选取原则；坳除了涉及行政管理的相关规定.修改了辐射环境监测的要求,增加了小坦模块化核动力厂运行前和运行期间辐射环境监测的要求；增加了运行期间加强场内地下水福射环境水平的监测的规定；删除了涉及行政管理的相关规定。修改了放射性固体废物管理的要求.坳除了“放射性废物在否存库内否存期限不应超过5年”的翅定.本文件由生态环境郃提出.本文件起草单位：苏州热工研究院有限公药、生态环境部核与辐射安全中心.本文件历次版本发布情况为：GB6249-86；GB6249-2011.核动力厂环境辐射防护规定I本标准规定了陆上固定式核动力厂在场址选择、建造、运行、退役和修改等活动中所应避循的环境镉射防护要求.本标准适用于采用水冷反应堆发电、供汽供热的陆上固定式核动力厂.其它堆型核动力厂可参考使用.2规兔性引用文件下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款.其中，注日期的引用文件，仅该日期对应的版本适用于本文件；不注日期的引用文件，具片新版本（包括所有的修改单）适用于本文件.GB18871电商辐射昉护与辐射源安全基本标准3术语和定义下列术语和定义适用于本文件.3. 1小型模块化核动力厂sma1.1.nu×1.u1.arreactornuc1.earpowerp1.ant指单堆热功率不大于300MW,采用模块化设计，充分利用固有安全特性的水冷反应堆核动力厂.3.2 环境敏感区environmenta1.sensitivearea是指依法设立的各级各类自然、文化保护地，以及对核动力厂产生的环境影响特别敏感的区域.3.3 非居住区exc1.usionarea指反应堆周围一定范围内的区域，该区域内禁止有常住居民,由核动力厂的宫运单位对这一区域行使有效的控制，包括田可个人和财产从该区域缴离；公路、佚路、水路可以穿过该区域，但科导干扰核动力厂的正常运行；在事故情况下，可以做出适当和有效的安排，管制交通，以保证工作人员和居民的安全.在非居住区内，与核动力厂运行无关的活动，只要不产生影响核动力厂正常运行和危及居民健痰与安全是允许的.3.4 多堆场址muki-rcactorsite指有两个以上反应堆且各反应堆之间的距离小于5km的核动力厂场址.3.5 流出物efen<s指核动力厂经许可后推入环境并在环境中得到稀程和弥散的含放射性物痍的气态流或液态流.3.6 运行状杳operationa1.sta1.esGB6249XXXX正常运行和预计运行事件两类状态的统称.正常运行是指核动力厂在规定的运行限值和条件范围内的运行.预计运行事件是指在核动力厂运行寿期内预计至少发生一次的偏离正常运行的各种运行过程；由于设计中已采取相应措施，此类事件不至于引起安全壬要物项的严击损坏，也不至于导致事故工况.3.7 事故工况accidcnconditions偏离运行状态的工况，预期发生频率低于10%堆年的事故.3.8 设计基准事故designbasisaccidents核动力厂按确定的设计准则和保守方法进行设计，且确保燃料损坏和放射性物质释放不超过可接受限值的事故兄.3.9 稀有事故infrequentaccidents在核动力厂运行寿期内发生频率很低的事故（预计为0to+雄年），这类事故可能导致少量燃料元件发坏，但单一的稀行事故不会导致反应堆冷却剂系统或安全壳屏障丧失功能.3.10 板限事故1.imitingaccidents在核动力厂运行寿期内发生频率板低的事故（预计为10A10“雌年），这类事故的后果包含了大量放射性物质释放的可能性，但单一的极限事故不会造成应对事故所需的系虢（包括应急堆芯冷却系统和安全壳）丧失功筑。3.11 严市事故severeaccidents严宙性超过设计基准事故并造成堆芯明显恶化的事故工况.3.12 选址假想事故）u1.atedsitingaccident仅适用于场址选择阶段，用于评价场址选择的适当性，并作为确定场址非居住区、规划限制区边界主要技术依据的选定事故.3.13 槽式排放口dischargepointofremova1.system指核动力厂液卷流出物排放槽的出口.3. 14人口集中地区dense1.yinhabiteddistrict指人口居住、通行的密度较高，需要对辐射环境进行特殊控制的区域，如居民住宅区、学校、医院、办公密集地区、商业中心区等.4辐射防护总则3.1 核动力厂所有导致公众用射照射的实践活动均应符合福射防护实践的正当性原则.3.2 在考虑了经济和社会因累之后，个人受照剂量的大小、受照射的人数以及受照射的可能性均应保持在可合理达到的尽量彳氏水平.3.3 剂量限制和潸在照射危险限制,应满足GB18871的相关规定.3.4 对于多堆场址的各核动力厂，应实施流出物排放总量控制，统一考虑流出物排放、流出物监测、环境监测以及应急管理.3.5 核动力厂营运单位应采取一切可合理达到的措施对放射性废物实施管理,实现废物最小化，包括在核动力厂的设计、运行和退役的全过程.废物管理应采用最佳可行技术实施对所有废气、废液和固GB6249XXXX体废物流的整体控制方案的优化和对废物从产生到处置的全过程的优化，力求获得最佳的环境、经济和社会效益，并有利于可持续发展.5场址选择要求5.1 在核动力厂场址选择的过程中应符合场址所在区域的国土空间规划、环境功能区划、生态保护红战等的要求，尤其应避开饮用水水源保沪区、自然保护区、风景名胜区等环境敏感区.5.2 在评价核动力厂场址的适宜性时，应综合考虑场址所在区域的地质、地震、水文、气象'交通运输.土地和水的利用.场址周围人口密度及分布等场址周围的环境特征，应考虑场址所在区域内可能发生的自然的或人为的外部事件对核动力厂安全的影响，应充分论证核动力厂流出物排放和事故工况下的放射性物质排放对环境、当地生态系统和公众的影响，应考虑新燃料、乏燃料及放射性固体废物的贮存和转运.53在核动力厂场址选择中,应结合场址周围的环境特征现状和预期发展,论证实施场外应急预案的可行性.5.4 在核动力厂场址选择时，应考虑核动力厂放射性固体废热的安全处汨.5.5 在核动力厂的场址选择和比选过程中，应考虑环境保护和幅射安全因素.5.6 核动力厂应尽量建在人口宓度相对较低、离大城市相对较远的地点.规划限制区范围内不应有I万人以上的人口集中地区，场址半径IOkm范围内不应有IO万人以上的人口集中地区.对于小型模块化核动力厂，场址半径Skm范围内不应有1万人以上的人口集中地区.5.7 应在核动力厂周围设置非居住区和规划限制区.非居住区和规划限制区边界的确定应考虑核动力厂的初步设计（包括反应堆功率水平、安全壳泄漏率和其他安全设讨等）、场址周围环境特征以及选址假想事故的放射性后果，可以根据场址的行政区划、地形、地貌、气象、交通等具体条件确定.但非居住区边界与反应堆的距离不得小于500m；规划限制区外边界与反应堆的距离不得小于3km.对于小型模块彳七核动力厂，非居住区边界与反应堆的距图不得小于100m；规划限制区外边界与反应堆的距离不得小于Ikm.5.8 对于多堆场址，应针对每个反应堆确定非居住区和规划限制区范围,其边界分别为各反应堆非居住区和规划限制区的包络线.5.9 选址假想事故一般应考虑全堆芯熔化，否则应进行充分有效的论证.全堆芯熔化的选址假想事故源项痛定基本假设见附录A,小型模块化核动力厂选址假爆事故漉项确定原则见附录B.5.10 在评价选址假想事故后果时，应考虑保守大气弥散条件.非居住区边界上的任何个人在事故发生后的任意2h内通过烟云浸没外照射、吸入内照射途径所接受的有效剂不得大于O.25Sv,规划限制区外边界上的任何个人在事故的整个特续期间内（可取30天）通过上述照射途径所接受的有效剂量不得大于O.25Sv.对于小型模块化核动力厂，在非居住区边界上的任何个人在整个事故持续期间内通过烟云浸没外照射、吸入内照射、地面沉枳外照射途径所接受的有效剂量应小于IOmSV.6运行状态下的剂约束值和排放控制值GB6249XXXX6.1 任何场址的所有核动力堆向环境释放的放射性物质对公众中任何个人造成的有效剂量，年年不超过0.25mS，的剂量约束值.6.2 除满足上述6.1条款规定外，卷堆实施流出物年排放总量的控制，对于3000MW热功率的反应堆，其控制值如下.去I流出物腓放量控制值（单位：Ba）流出物类型类别轻水康重水堆情性气体6.0×10u气态流出物碘2.0×1.0'粒子（半衰期及d）5.0×10,嵌147.0×101.11.6×10,2氟1.5×101.34.5×104液杳流出物氟7.5×1.0o3.5×10u碳141.5×1.0,2.0×101.其余核素5.0×1.01.06.3 对于热功率大于或小于3000Mw的反应堆，僦和碳U的排放量控制值应根据6.2条款按照功率进行调整，其它类别排放量控制值按照6.2条款执行.6.4 对于同一堆组的多堆场址，所有机组的年总排放量应控制在6.2条款规定值的S倍以内.6.5 对于不同堆型的多堆场址以及以单一流出物类型排放的场址，所有机组的年总排放量控制值应另行论证.6.6 核动力厂放射性排放量设计值应不超过依据上述6.2、6.3和6.4条款确定的年排放量控制值.营运单位应针对核动力厂场址的环境特征及放射性废物处理工艺技术水平，遵循可合理达到尽量低的原则，申请流出物排放量,申请的流出物排放量不得高于放射性排放量设计值.6.7 对于液态流出物受纳水体为海洋的移动力厂场址，其槽式排放口处的流出物中除氤和碳14外耳他放射性核素浓度不应超过100OBq化；对于受纳水体为河流或湖库的核动力厂场址，其槽式排放口处的流出物中除氤、碳3外其他放射性核素浓度不应超过IoUB1.,并保证排入环境水体的具体位置的下游Ikm处受纳水体中总B放射性（扣除仲40后）不超过IBqf1.,葡浓度不超过100Bq,，1.6.8 液态流出物禁止漫潦排放，其排入环境水体的具体位置和型式应根据下游取水、热排放和放射性核素播放等因素的影响进行充分的论证，并应避开集中式取水口.及水生生物的产卵场、索饵场、越冬场、涧游路线、养殖场等环境敏感区.7事故工况下的8射防护要求7.1 按可能导致环境危害程度和发生频率的大小，可将核动力厂事故工况分为设计基准事故和严生事故.设计基准事故包括稀有事故和极限事故，轻水堆核动力厂典型设计基准事故的类别参见附录C.7.2 除小型模块化核动力厂外,核动力厂事故工况的环境膨响评价可采用设计基准事故，在设计中应采取针对性措施，使设计基准事故的潜在照射后果符合下列要求：a）在发生一次稀有事故时，非居住区边界上公众在事故后任意2h内以及规划限制区外边界上公众在整个事故持续时间内可能受到的有效剂量应控制在SmSY以下.GB6249XXXXb）在发生一次极限事故时，非居住区边界上公众在事故后任意2h内以及规划限制区外边界上公众在整个事故持续时间内可能受到的有效剂量应控制在O.ISV以下.7.3 对小型模块化核动力厂，在发生一次稀有事故时，非居住区边界外任意个人在整个事故持续时间内可畿受到的有效剂量应小于SmSv.在发生一次极限耳故时，非居住区边界外任意个人在整个事故持续时间内可能受到的有效剂量应小于1OmSv.7.4 核动力厂营运单位应制订相应的场内核事故应急预案，做好应急准备.制定核事故应急预案时应考虑产重事故产生的后果，并防止确定性效应的发生.8澹出物排放管理和流出物监测8.1 流出物排放管理8.1.1 核动力厂智运单位应根据剂量约束值，分别制定气有流出物和液态流出物的剂量管理目标值.8.1.2 核动力厂的年撵放总量应按季度控制.每个季度的排放总量应不超过所批准的年排放总量的二分之一.若超过，则应迅速盒明原因，采取有效的改进措施.8.1.3 核动力厂气态流出物应运净化处理后，经由烟囱释入大气环境.8.1.4 核动力厂液态流出物应采用槽式捋放方式.液态流出物排放应实施放射性浓度控制，且浓度控制伯应根据最佳可行技术，结合场址条件和运行经晚反馁进行定期优化.8.1.5 核动力厂营运单位应根据运行经给反俄定期优化流出物排放索申请伯.8.2 流出物监测8.2.1 核动力厂营运单位应在气态流出物排放姻囱和液态流出物槽式排放口开展放射性监测，并在排放管线上安装自动报警和排放控制装置，8.2.2 气态流出物在线监测项目至少包括悟性气体、碘、松子；对气态流出物中情性气体连续在线监测，应考虑事故工况；液杳流出物在线监测项目应至少包括总丫.8.2.3 核动力厂宫运单位应制定流出物监涎大纲，确定分析对象、分析核案、采样或分折频次、分折方法、探测限及流出物撵放流量或体积监测的内容.流出物监测大纲应根据经验反馈、监测技术进步及时调整和定期优化.8.2.4 气态流出物取样分析对象应包括惰性气体.碘、粒子（半衰期”天）、破14和京；液态流出物的核素分析项目应包括京、碳14和其他核素,对液态流出物中其他核案类别，需要监测和统计的核案应至少包括对公众通过液态途径所受剂量贡献超过1%或该类别中活度占比超过1%的核素.8.2.5 核动力厂营运单位应建立可靠的流出物监测质量保证体系，对正常运行期间流出物监测应采用具有合适的量程范围的测量设备与测量方法.对下抵于探测限的相关测量结果应通过实脸分析进行合理估算,确实无法估算的，以*未检出*报出，参加统计时按探测限的二分之一取值计算.8.2.6 流出物监测的取样应有足够的代表性,在流出物取样系统设计中应采取有效的工程设讨方案，以减少流出物在取样过程中的检道损失。8.2.7 流出物在线监测系统应保证正常运行和事故工况下均能获得可靠的监测结果,9辐射环境监测91运行前幅射环境本底或现状调亘1.1.1 核动力厂场址首台机组首次装料前，营运单位应完成环境本底辐射水平的调亘，至少应获得最近两年的调亘数据.同一场址后续建造机组运行前应获得连续一年的幅射环境现状询亘数则.1.1.2 调查的环境介质应结合场址的环境特征和核动力厂机组特性进行确定，一般应包括：空气、地表水和地下水、陆生和水生生物、食物.土塘、水体底汜和沉降灰等.1.1.3 监测的内容一般包括：环境?辐射水平、环境介质中与核动力厂放射性排放有关的主要放射性核素浓度.1.1.4 环境函射水平的调查范围的半径一般取50km,其余项目的调直范围的半径一般取2O3Okm.对小型模块化核动力厂，环IftY辐射水平的调亘范围的半径一般取20km,其余项目的调亘范围的半径一AS取IOkm.9.2 运行期间的辐射环境监测9.2.1 宫运单位应在核动力厂场址首台机组首次装料前制定辐射环境监涎大纲.辐射环境监测大纲应根据环境监测的经验反馈和技术进步、场址机组数量和周围环境条件变化，及时调整和定期优化.9.2.2 在进行辐射环境监测时，应与运行前的羯射环境本底（或现状）调直工作相衔接，充分利用运行前环境调查所获得的资料.项目采样点要与运行前环境调直保持适当比例的同位点.辐射环境监测关注的更点是对关槌人群组%吭较大的主要放射性核累和环境介质.9.2.3 零射环境监测的环境介废、监测内容原则上与运行前辐射环境调直相同，并加强场内地下水辐射环境水平的监测.9.2.4 环境Y辐射水平的调直范围的半径一般取20km.其余项目的调亘范围的半径一股取IOkm.对小型模块化核动力厂，环境y辐射水平的调食范围的半径一股取Iokm,其余项目的调杳范围的半径一般取5km.9.3 环境应急监测环境应急监测是核动力厂事故应急预案的田要组成部分.监测原则、监测方法和步骤.监测项目、监测路嫔.监测网点、监测工作的组织机构、监测数据报告.发布办法等按核动力厂营运单位制定的应急预案中的相关规定执行.9.4 质量保证9.4.1 核动力厂宫运单位应建立环境监测质量保证体系.9.4.2 核动力厂管运单位应编制（辐射环境监测）质量保证大纲，并制定详细的质量控制措施.9.4.3 核动力厂营运单位开展的辐射环境监测应与国务院生态环境主管部门依法开展的监百性监测定期进行比对.10放射性固体废物管理10.1 反应堆系统、安全系统和辅助系统的设计，应采用安全.先进的生产工艺和设备，合理选择和利用原材料，尽可能实施废物的循环利用，尽量减少放射性固体废物的产生量.GB6249XXXX10.2 应选择先进的固化工艺和碱容工艺，减少固体废物的产生量.放射性固体废物装桶前应进行放射性监测.10.3 放射性固体废物的处理和此存，应确保地表水和地下水不被污染，必要时应开展专项评价论证.104应在核动力厂厂内设国放射性固体废物哲存库,放射性固体废物哲存库的库容应与固体废物的产生量及哲存时间相适应.告存库内此存的整备后废物应满足相应类型废物处置设施的接收要求，并及时转运到处置场.10.5 音运单位应在核动力厂首次装料前完成放射性固体废物管理大纲的制定.设计、运行和退役中应贯彻放射性废物分类菅理的原则，严禁将放射性废物与易燃、易爆、易腐蚀.非放射性物质混合运输和贮存.放射性固体废物管理范围应涵盖放射性固体废物产生*处理、贮存等各个阶段，并在运行期间定期优化，确保其符合放射性废物处置前皆理的相关要求.11核动力厂的退役11.1 在核动力厂设计时，应考虑便于核动力厂退役的设计和建造要求.营运单位应在核动力厂投运前完成初步退役计划的编制，并在核动力厂的整个寿期内维沪该计划，以确保退役可以安全完成，并符合规定的最终状态.音运单位应当根据监告要求的变化、核动力厂的修改、技术进步、退役活动需求的变化以及国家政策的变化更新退役计划.11.2 在核动力厂整个寿期内，营运单位应当考虑最终退役方面的需要,为了便于退役，言运单位应当记录和保留在核动力厂修改和维修活动中获得的关于受污染或被活化的建（构）筑物、系统和设备的经验和知识，并编制完整且经过审亘的信息，以移交给负责退役阶段管理的机构.113核动力厂退役前，应制定最终的退役计划.H.4在退役过程中和退役后，应加强幅射防护、废物管理、环境监测工作.附录（资料使）全堆芯焙化的选址假想事故源项确定翦本保设采用大破口失水事故作为选址假想事故的轻水冷却反应堆核动力厂,选址假想事故源项分析应考虑以下基本假设：A.1释放阶段选址假想事故号放分为间隙释放和压力容耦内早期释放两个阶段，各阶段的起始和持续时间见表A.I.起始时间规定为相对于事故发生（即时间R）的滞后时间.压力容器内早期释放阶段累随间隙释放阶段之后.假设从堆芯拜放到安全壳内的放射性核素释放后在相应释放阶段内以线性方式增加.此外，也可以慑设放射性核素在相应释放阶段开始时瞬间释放.表A.I选址假想事故的释放阶段时段起始时间持续时间间隔释放30s*0.5h压力容器内早期释放0.5h+30s*1.3h对于采用苣道破前隔技术（1.BB）或美珈幽极大降低管ifi黑间破裂何技术的机祖间隙驿放开始时间可以为IOmin.A.2释放份额事故后堆芯裂变产物向安全壳内释放的份颔见表A2.表A.2堆芯翟变产物总摄向安全壳内释放的份额核素组间隙释放阶段压力容器内早期释放阶段总计情性气体（Xe,Kr）0.050.951.0卤族元素（I,Br）0.050350.4碱金属（Cs,Rb）0.050.250.3谛金冏(Tc,Sb,Sc)0.000.050.05领、锢(Ba,Sr)().(>00.02.0.02贵金属(Ru,Rh,FM,Mo,Tc,Co)0.000.00250.0025饰族(Ce,Pu,Np)0.000.00050.0005翎系(Ia,Zr,Nd,Eu,Nb,Pm,Pr,Sm.Y.Cm-Am)0.000.00020.0002注：上述数据适用于最大怵耗低于62GWDAITU反应堆.A.3化学形态如果反应堆地坑水的PH控制在7或者更大，则应假设由反应堆冷却剂系统释放到安全壳的放射性模中95%为气溶胶碘、4.85%为元素碘、0.15%为有机碘,这里包括了从间隙和燃料芯块的释放.除了元素确、有机械和怅性气体以外，其余的裂变产物窃设以气溶胶形态存在.A.4安全壳内放射性核素的去除A.4.1安全壳喷淋去除如果核动力厂设计中具有安全级的安全壳喷淋系统，并且该系统满足单一故组准则，则可以考虑喷淋系统的去除机制.应使用经证明合理保守的方法来确定去除效率.A.4.2自然去除过程可考虑安全无内自然过程（如田力沉降、扩散泳、热泳等）对气溶胶的去除机制.应使用经证明合理保守的方法来确定去除效率.A.5安全壳泄漏的考虑A.5.1单层安全壳泄漏在事故后装初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后可考虑安全壳泄弼率减半.A.5.2双层安全壳释放A.5.2.I对于具有密封性双层安全壳结构的核动力厂，内层安全壳的泄漏按照A5I考虑.A.5.2.2应考虑内层安全先直接旁通到环境中的释放途径.羟放的份额为内层安全壳泄漏率的一定份额，具体应根据核动力厂的设计和验证进行确定.A.5.2.3从内层安全壳泄漏到环形空间的放射性核累，在环形空间内混合稀释后，考虑环形空间一定份额的放射性核素直接泄漏到环境，其余通过专设安全设施过速系统处理后向环境释放.附录B（资料性）小型模块化核动力厂选址假想事故遁项确定原则小型模块化核动力厂在场址选择阶段确定选址例想事故及事故源项时，可采用以下任一原则：B.I原则一考虑全堆芯焰化，参照大型水冷反应堆核动力厂选址假想事故源项的计R方法和参数假设确定选址假想事故遁项.B.2原则二采用概率论、确定论方法，结合工程判断选择小型模块化核动力厂选址怪想事故,该事故应包络设计基准事故及预计发生频率10雄年的事故序?!）.对于确定论方法分析不发生堆芯损伤、概率论方法分析发生推芯损伤概率极低的小型模块化核动力厂,可以通过工程判断方法构建一个全堆芯燃料包壳破损、安全壳完好的假爆事故，并依此确定选址假想事故源项.附录C（资料性）轻水堆核动力厂典型设计基准事故类别典型事故事故类别装有一回路冷却剂的小首线在安全壳外破裂事故稀有事故蒸汽发生器传热管破裂-事故并发确应稀有事故主蒸汽省道破裂-事故并发确蜂吸限事故主泵卡转子事故极限事故弹楮事故极限事故燃料操作事故极限事故冷却剂主管道大破口失水事故极限事故蒸汽发生器传热管破裂燃料破损或事故前横蜂极限事故主蒸汽管道破裂-物料破损或事故前碉峰极限事故