NB_T 20099-2012压水堆核电厂反应堆冷却剂丧失事故分析要求.pdf

ICS 27. 120. 20F 65备案号：36024—2012NB中华人民共和国能源行业标准NB/T 20099—2012压水堆核电广反应堆冷却剂丧失事故分析要求Analysis demand for loss-of-coolant accident of pressurized water reactornuclear power plants2012 －01 04 发布2012－04－06 实施发布国家能源局 NB/T 20099—2012前言本标准按照GB/T 1.1—2009给出的规则起草。本标准由能源行业核电标准化技术委员会提出本标准由核工业标准化研究所归口。本标准起草单位：中国核动力研究设计院。本标准主要起草人：丁书华、冷贵君、卢毅力、黄代顺。 NB/T 20099--2012压水堆核电广反应堆冷却剂丧失事故分析要求1范围本标准规定了用于压水堆核电厂应急堆芯冷却系统性能评价的反应堆冷却剂丧失事故分析应遵循的准则、分析方法及评价内容。本标准适用于压水堆核电厂反应堆冷却剂丧失事故分析以评价应急堆芯冷却系统的性能。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，仅所注日期的版本适用于本文件。凡是不注日期的引用文件，其必威体育精装版版本（包括所有的修改单）适用于本文件。NB/T 20103压水堆核电厂事故分析安全判据3术语和定义下列术语和定义适用于本文件。3. 1反应堆冷却剂丧失事故 Loss-of-coolant accident（LoCA)反应堆冷却剂丧失事故指反应堆冷却剂系统压力边界发生管道破裂的假想事故，破口范围从导致冷断裂的破口。3. 2LOCA保守分析程序 LOCA Conservative evaluation code保守分析程序指采用保守模型模拟LOCA事故现象及进程的程序。3.3LOCA最佳估算分析程序 LOCA Best-estimate code最佳估算分析程序指采用现实模型模拟LOCA事故现象及进程的程序。4限制准则对采用二氧化铀燃料芯块，包壳为锆合金材料，圆柱形燃料棒的压水堆核电厂发生假想LOCA事故，根据NB/T 20103，验收准则为：a）燃料元件包壳表面计算最高温度不超过1204℃；b)）燃料元件包壳局部氧化量不超过氧化前燃料元件包壳总厚度的17%；燃料元件包壳与水或蒸汽化学反应产生的氢气量不超过假想总氢气量的1%。假想总氢气量为c）假定除包围燃料元件两端气腔体积部分外，全部包壳管金属与水或蒸汽完全反应所产生的氢气量;d）堆芯的几何形状变化应使堆芯仍能保持可冷却的几何形状；1 NB/T 20099---2012e）应急堆芯冷却系统开始运行后，计算堆芯温度保持在可接受的低数值，堆芯内长寿命放射性核素释放的衰变热在要求的更长时间内都能排出。5分析方法5.1分析程序和模型选择5.1.1概述LOCA事故分析可采用保守分析程序或最佳估算分析程序及与之对应的分析方法。分析程序应经过验证和鉴定，分析方法应获得国家核安全管理部门的认可。LOCA事故分析程序应至少包含下述模型或现象，并确保所采用的模型适合LOCA事故分析。5.1.2热源热源分析包括：a）应考虑燃耗等因素对燃料初始储热及温度分布的影响；b）采用合理的反应性计算及中子动力学模型计算冷却剂温度和空泡效应引入的停堆反应性，如需考虑保护系统动作，应模拟停堆控制棒插入引入的反应性；钢系元素，包括燃料循环中产生的、环及铀的同位素等，其衰变热应与燃料循环及已知的核c)素性质一致；采用合理的裂变产物衰变热计算模型；e）采用合理的金属-水反应模型计算锆包壳与蒸汽反应产生氢气及包壳氧化所释放的能量；f)应考虑冷却剂管道、压力容器及其内部构件等结构与反应堆冷却剂间的传热；合理考虑蒸汽发生器一、二次侧间的换热。5.1.31包壳肿胀、破裂应采用合理的模型计算由于包壳温度分布不均和内外部压差导致的包壳肿胀和破裂，计算气隙热导率、包壳氧化和脆化、氢气产生时应考虑包壳肿胀程度和破裂等的影响。5.1.4喷放阶段的现象对喷放阶段的分析包括：b）选取合理的模型计算LOCA事故喷放阶段旁通的应急堆芯冷却水量；c）对破口区域及应急堆芯冷却水注入区域，应采用合适的节点划分；(p采用合理的冷却剂管道和其他构件的摩擦压降关系式，并考虑汽液两相流动对摩擦压降的影响;e)选取合适的临界热流密度（CHF）关系式计算临界热流密度；f)选取合理的偏离泡核沸腾（DNB）后的过渡沸腾、膜态沸腾传热关系式；冷却剂泵水力学模型应能合理模拟单相和两相状态下的特性、泵的阻力、惰转等；h)对喷放阶段堆芯流体的流动，应合理划分堆芯热通道，划分的热通道不应大于1盒燃料组件。体流动的影响。5.1.5喷放后阶段的现象2 NB/T 20099—2012喷放后阶段的分析包括：a）应采用合适的安