NB-T20103-2023压水堆核电厂事故分析和安全判据.docx

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1、ICS27.120.20CCSF69NB中华人民共和国能源行业标准NBfT201032023代替NBT201032012压水堆核电厂事故分析和安全判据Accidentana1.ysesandsafetycriteriaforpressurizedwaterreactornuc1.earpowerp1.ant2023-11-262023-05-26发布国家能源局发布目次WaIi1范国I2规范性引用文件I3术谙和定义14辎射安全准则25事故分析的总体要求26奥里W故的分析和安全判据（设计扩展工况除外）37设计扩展工况的分析及安全判据29参考文蛾32本文件按照GBrT1.120204标准化工作导则第

2、1部分；标掂化文件的钻何和起草规则&的规定起草.木文件代替NB/T20103-2012压水堆核电厂步故分析和安全判据X，马NB6201032012相比主要技术变化如下：a）增加了第3章“术i杵和定义”；b）修改了第4章内容,补充设计扩展工况的分析相关内容：c）增加了第5章”事故分析的总体要求”：d）增加了第7旗“设计扩展工况的分析及安全判据”：O全文“运行人员”修改为“操纵员”；0删除“未能紧急杵堆的预期瞬态”.请注意本文件的某些内容可能涉及专利.本文件的发布机构不承担识别专利的选任.本文件由能源行业核电标准化技术委员会提出。本文件由中IS核电发展中心归口。本文件起草单位：中国核动力研究设计院

3、、中国核电工程有限公F.上海核r程研究设计院有限公司、华龙国际核电技术有限公司。本文件主要起草人：喻娜、黄代顺、卢毂力、张明、饯立波、沈才芬、w,于红、李天涯、黄树明、赵斌、杨长江、杜的君、杨杏波、王伟伟孔翔程、陶俊.I1.压水堆核电厂事故分析和安全判据1木文件规定了压水堆核电厂事故分析的塞本内容、假设条件及应用掂则等，本文件适用于压水堆核电厂的事故分析，厂址选择阶段的安全分析评价可考使用。2短范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.M.注日期的引用文件.仅该口期对应的版本适用于本文件：不注口期的引用文件，箕出新版本（包括所有的修改单）适用于本文件.GB62

4、49-2011核动力厂环境幅射防护规定NB,T20035压水堆核电厂工况分类NB/T20100-2016RK压水堆核电厂反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统超压分析要求NB/T20101压水堆核电厂反应堆舛HMI故分析襄求3术语和定义下列术语和定义适用于本文件.3.1中等率1件Boderatbfrguencyevent核电厂在一个日历年内可能发生的偏离正常运行的状态或故睥（通常预计为大于IO?/堆年）.3.2HW*i11fireque11taccident核电厂运行寿期内发生频率很低的事故（通常预计为oo”堆年）.3.3SRWtt1.imtingaccident核电厂运行寿期内发生娠率极低的事故（强常

5、便计为堆年）.3.4设计IrJRXXdesignextns100coodit100（DEC?不在设计基准事故考虑范围的步故工况,在设计过程中应该按最佳#iW方法加以考虑，并且该驿故工况的放射性物切糅故在可接受限tt1.以内.注：设计扩展1：况包括没行迪娜芯明显损伤的设计扩展I：况简丐为DEe-A伸雌芯熔化I：况（即严重事故.缩写为DEC-B）.3.5单一故障sing1.efai1.ure导致单系统或部件不能执行其预定安全功能的一种故障,以及由此引起的各种绯发故障.来源：HAF102-2016核动力厂设计安全规定3.6departurefroanuc1.eateboi1.ing（DNB）在泡核沸

6、腌向膜态沸战粕变过程中，由于加热表面和冷却液体之间形成的汽腰战少了从表面到液体的传热，致使在热流击度-温差曲我上出现个极值时的济优.来源：GBJT4960.2-1996核科学技术术语裂变反应堆3.7偏离海楼沸比departurefreenuc1.eateboi1.ingratioCDNBR燃料元件包先上给定点的偏禹泡核沸胎热流密度与实际热流密度之比.4 射安全港则4.1 述射安全准则是事故分析应涵足的高级别准则（或总准则），在事故分析中实际采用的技术准则是对拗射安全准则的技术支持，通过论证技术准则的满足性，可充分证明满足幅射安全准则的要求.4.2 中m率事件的海网中等叛率事件对环境造成的放射性

7、影响陶低于GB6249-2011中6.1的规定,即对公众中任何个人造成的有效剂应每年应小于0.25mSv.4.3 故的准则稀行事故对环境造成的放射性影响应低于GB6249-2011中7.2的规定，即在发生次稀有事故时，非居住区边界上公众在事故后2小时内以及规划限制区外边界匕公众在整个事故持续时间内可能受到的有效剂M应控制在5mSV以下,甲状腺当量剂量应控制在50mSv以下,4.4 今晨放的凌口极眼力故对环境造成的放射性影响应低于GB6249-2011中7.2的规定，即在发生次极限事故时.非居住区边界上公众在乎故后2小时内以及现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Mt应控制在

8、OJSV以H.甲状腺当凝剂量应控IM在ISV以下.4.5 计犷及工况的柳4.5.1 DeC-A的法则对于没ft造成堆芯明显损伤的设计扩戚I：况（DEC-A）.放射性后果应满足其居住区边界上任何个人在犷故的整个持续时期通过烟云浸没外照射和吸入内照射途径所接受的有效剂H在限值以卜.4.5.2 DEC-B的）ti对于造成堆芯焙化的设计扩展I：况（即产重事故或DEC-B）.保护公众所采取的防护行动在挣续时间和范用上应是有限的，井应有足够的时间来采取这些防护行动。5 ，故分析的总体戛求5.1 应确定W故分析所考虑的工况并迸行分类，分类的方法应按照NBJT20035中规定的方法。5.2 应根据工况分类的情

9、况，选取相对应的分析方法和例设条件,例如，对于除设计扩展工况外，其余事故分析中应考虑第一故障，并确定最不利的单一故障。5.3 采用的事故分析方法和程序应经过评定或物证，例如，分析方法、数学模型、计算机程序,输入数据等的评定或验证，并应考虑分析卷数的不确定性，5. I所用的安全系统以及用于设计扩展工况的安全设施在所考虑的事故过程中应能执行其功能。5.5应根据工况分类的情况进取相应的脸收准则，6典0故的分析和安全判据（设计扩展*U财内6.1根据事件或事故的性质，将中等频率事件、稀有事故和极限事故分为7类，本章对这些事件或事故的分析内容、假设条件以及应用准则等进行规定.有关设计扩展工况的相关内容在第

10、7章进行规定.木章岁列的工况及分类是作为示例，不同核电厂的工况及分类可能与本章存在不同.6.2 二回路系储Mtta6.2.1 龄水i度降低、给极S加、MMXMU二国KM门GK汽发生贻、大气得脚1、或汽轮机务路排放一等）意外开启（中等鼻率事件）6.2.1.1 哂K逑:回路排热增加将使得排热率超过堆芯发热率，引起冷却剂（慢化剂）温度降低，从而造成堆芯反应性增加，井引起功率水平的提商和停堆深度的降低，功率水平的任何意外增高可能会导致紧急停堆，如果控制保护不当,则可能造成燃料元件损坏或反应堆冷却剂系统超压.6.2.1.2 分析和评价的内容分析和评价的内容包括：a）初始条件和假设条件包括：反应堆和相关系

11、统的初始条件、热工水力分析方法、安全保护系统的性能和动作时间的延迟、系统和部件的反应，操纵员的必要或可能的处理动作等：b事故分析计算的结果包括：堆芯流量及环路流量、地芯核功率及热流密度、反应性、最小偏肉泡核沸胎比（DNBR）、稳压器水位、冷却剂温度及压力、以及主蒸汽管遒压力等的变化：O燃料元件可能的损坏以及由此造成的放射性后果.6.2.1.3假设条件包括但不限于：a）保守选取初始功率,并考虑不确定性.对于分析偏离泡核沸构（DNB）的工况初始参数的不确定性有两种选取方法，一种是在瞬态分析时考虑初始参数的不确定性.另一种是在DNBR限值分析中考虑初始参数的不确定性：b）假设保守的停堆特性,例如：考

12、虑最长的停堆延迟时间和具有4大价值的一束控制棒卡在堆芯外面；c）保守选择堆芯燃料燃耗使慢化剂温度反附性系数、多普勒燃料淑度反应性系数、空泡反应性系数、轴向功率分布和径向功率分布等组成最为不利的情况：d）假定缓解系统在达到整定伯并且考虑保守的延迟时间后动作，整定但对仪表允许误差取一定保守值。6. 2.1.4应用的准JN6.1.1.1.1 设计总*设计总准则包括ra）反应地的设计应有适当裕度，保证在正常运行工况和预计运行事件下，不用过规定的燃料设计允许限值1b）反应堆冷却剂系统及与其相关的辅助系统或设备的设计应有足够裕度,保证压力边界在正常运行工况和预计运行事件下不致被破坏：O反应性控制系统的多J

13、E性和功健应使就可用地控IM反应性的变化,并通过对卡林等故陵考叱适当裕度,保证在正常运行工况和候计运行事件下,不超过规定的燃料设计允许限值：d）仪衣系统可用，可有效监测相关卷证和系统的变化以保证安全.6.2.1.42技术准则技术准则包括：a）反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统的压力应不超过规定的验收掂则,可卷照NB灯20I00-20I6RK的规定选取相应的系统压力验收准则为110%设计压力：b）应保持燃料元件包无完整性，DNBR保持在艰Ifi以上：C）当不存在其他无关故障时.中等频率事件不陶发展成为史严里的事故I：况.6.2.2安全克内和安全克外的蒸汽管道破裂（小破口府，依，大破口领事故）6.2.2

14、.1主蒸汽管道被裂使蒸汽流量增加.导致冷却剂瀛度和压力下降,降湿引起堆芯反应性墟加1.可能使功率水平增加和件堆深我减少,触发反应堆保护系统动作,主热汽管道和主给水管道的隔阳阀自动关闭。在必要时,可通过未受影晌的蒸汽发生器,利用二回路系统排放蒸汽,由辅助给水等系统对未受影响的蒸汽发生器提供给水,以排出衰变热：或者通过非能动余热排出杀妩进行柞热.6.2.2.2 分析和弹价的内应对安全壳内和安全无外各种破口尺寸和位置都进行计竟,以确定系统响应的可接受性，应对不同的假定初始条件迸行分析，以核实己鉴别出导致公不利后果的工况，分析和评价的内容包括：a）反应堆及相关系统的初始条件：b）事件进程；C）反应堆冷

15、却剂系统及其辅助系统的响应情况；d）反应堆保护系统的响应IO操纵员为维持反陶堆处于安全停堆状态而采取的行动：f）堆芯核功率及热功率的变化情况以及通过破I1的流体排放情况，g）影响中子物理学的变量,例如堆芯冷却剂粗度等：h）燃料元件可能的投坏以及由此造成的辎射后果：i）鼠小DNBR:j）辅助给水等系统在蒸汽管道俄裂后提供的流鼓：k）安全壳在假想破U的质量和能量择放作用下的压力和温度：1）反应堆保护及安全控制系统、仪表系统能起到所设想的自动触发、逐出、指示、控制以及与辅助栗统或共用系统联镣等作用.还具有可能的旁通模式和探纵员下动诧作的可能性.6.2.2.3 假设条件假设条件包括但不限于：a）假设事故发生时的反应堆功率水平和正在运行的环路数目都相应于使故后果G不利的运行工况；b）保守假设应急堆芯冷却系统对事故的援解作用：C）保守选取电厂初始状态参数,包括但不限于反应堆冷却剂平均品度、稳乐落水位、蒸汽发生器水位等：d）对厂外电源的有效性作保守假定：O考虑所假设的管道破裂对