NB_T 20103-2012压水堆核电厂事故分析和安全判据.pdf

ICS 27. 120. 20F 65备案号：36028—2012NB中华人民共和国能源行业标准NB/T 20103-2012代替EJ/T 314-1988压水堆核电厂事故分析和安全判据Accident analysis and safety criteria for pressurized water reactor nuclear power plant2012 －01 06 发布2012-04-06 实施国家能源局发布 NB/T 20103—2012目次前言111范围2　规范性引用文件3分析要求3.1中等频率事件的要求3.2稀有事故的要求，3.3极限事故的要求3.4事故分析和安全判据的主要要求4压水堆各种事故的分析和安全判据4. 1二回路系统排热增加4. 2 二回路系统排热减少4. 3反应堆冷却剂系统流量降低4. 4反应性和功率分布异常104. 5反应堆冷却剂装量意外增加，即应急堆芯冷却系统意外运行及化学和容积控制系统故障（中等频率事件）154.6反应堆冷却剂装量意外减少164.7由辅助系统或设备造成的放射性释放194.8 未能紧急停堆的预期瞬态21参考文献23 NB/T 20103—20124.2.4.1事故概述给水管道破裂使反应堆冷却剂系统或者降温（因过多的能量从破口排出）或者升温（因受影响的蒸汽发生器的给水流量减少），这需要根据破口的尺寸和位置以及电厂在管道破裂时的运行工况而定。如果给水管道破裂引起蒸汽发生器内的水经破口排出，则在紧急停堆之后，可依靠辅助给水等系统排出衰变热。4.2.4.2分析和评价的内容要求对安全壳内和安全壳外各种假想破口尺寸和位置都进行分析，以鉴别出最不利的特定情况。对系统和部件的分析评价应包括：a）事件序列，假想的反应堆冷却剂系统和辅助系统的响应，反应堆保护系统的功能特性和运行特性，以及为反应堆达到并保持在安全停堆状态而要求的运行人员操作；b)分析方法，见4.2.1.2的b)；仪表控制系统，见 4.2.1.2 的c)；堆芯核设计工况，见4.1.2.2的d)；e)给水管道破裂造成的放射性后果在可接受的限值以内；辅助给水系统在给水管道破裂后提供的流量是可以接受的；f)安全壳在假想的质量和能量释放的作用下，压力和温度是可以接受的；h）评定水锤对安全阀完整性的影响。4.2. 4.3假设条件假设条件包括：a)～g)，见4.1.2.3的a)～g)。h）见4.1.2.3的j)。4.2.4.4应用准则4. 2. 4. 4. 1j设计总准则见4. 1.2.4. 1。4.2.4.4.2专门准则专门准则包括：反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统的压力分别不超过稀有事故和极限事故规定的设计限值；b)见 4. 1.2. 4.2 的 b);c)主给水管道小破口或大破口事故的放射性后果应分别不超过GB6249一2011规定的相应限制值。d)见 4. 1. 2. 4. 2的d);见4.1.2.4.2的e);f)见4. 1.2. 4.2的f)。4.3反应堆冷却剂系统流量降低4.3.1反应堆冷却剂泵电机事故保护停机或丧失电源使反应堆冷却剂失去强迫流动（部分泵电机事故停机属中等频率事件，全部泵电机同时停机属稀有事故）8 NB/T 20103---20124.3.1.1事故概述如果部分泵电机事故保护停机使反应堆冷却剂流量减少，则堆芯传热恶化，可能超过容许限值，燃料温度升高而引起包壳破损。如果丧失厂用电源而引起全部反应堆冷却剂泵电机事故保护停机，则冷却剂完全丧失强迫流动，流量惯性下降，反应堆冷却剂的压力和温度上升。反应堆随之发生事故保护停堆。应确保反应堆冷却剂系统能排出显热和衰变热，例如：柴油发电机自动启动，对安全有关的系统和设备供电。4.3.1.2分析和评价的内容分析和评价的内容包括：a)见 4. 2. 4. 2的 a);b）2各系统参数值应在预期范围内，包括堆芯流量和环路流量、堆芯核功率及热流密度、最小偏离泡核沸腾比、稳压器水位和压力等，并用可接受的燃料损坏模型，分析燃料元件的可能破损情况;c）见4.2.1.2的b);d)根据运行前试验资料，核实冷却剂流量惯性下降的计算。4.3.1.3假设条件见4.2.1.3。4.3.1.4应用准则4.3. 1. 4. 1设计总准则设计总准则包括：a)～e)，见4. 1.2. 4. 1。4.3.1.4.2专门准则专门准则包括：a)～b)，见4.2. 1.4.2的a)～b);c)～h)，见4.2. 1. 4.2的d)～～i)。4.3.2反应堆冷却剂泵转子卡住和泵轴断裂两项事故（极限事故）4.3.2.1事故概述假想一台冷却剂泵转子瞬间卡住或泵轴瞬间断裂。此时，受影响的环路流量迅速减少，导致反应堆事故保护停堆和汽轮机事故保护停机。冷却剂量突然减少，使堆芯传热恶化，从而可能引起燃料元件破流过较大的反向流量，