压水堆核电厂设计扩展工况分析要求

压水堆核电厂设计扩展工况分析要求

国家标准 GB/T40860一2021 压水堆核电厂设计扩展工况分析要求 Analysisrequirementsfordesignextensionconditionsofpressurizedwater reactornuelearpowerplants 2021-10-11发布 2022-05-01实施 国家市场监督管理总局 发布 国家标涯花警理委员会国家标准
GB/T40860一2021 目 次 前言 范围 2 规范性引用文件 术语和定义 DECA安全分析要求 4.1DECA验收准则 4.2DEC-A工况选取 4.3DECA分析方法 5 DEC-B安全分析要求 5.1DEC-B验收准则 5.2DEC-B工况选取 5.3DECB分析方法 附录A(资料性》压水堆核电厂DBC-A请单示例 附录B(资料性)压水堆核电厂DECB清单示例 参考文献
GB/T40860一2021 前 言 本文件按照GB/T1.1一2020<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 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责任 本文件由全国核能标准化技术委员会(SAC/TC58)提出并归口 本文件起草单位:核电工程有限公司、核动力研究设计院、中广核工程有限公司 本文件主要起草人:邢继、卢毅力、孙金龙、黄代顺,黄伟峰,袁霞、陈巧艳、卢文魁、喻娜、喻新利、 张明、杨长江、邱志方、邓伟、方红宇、王辉、邓纯锐、马超、李海颖、詹经祥、魏玮、石雪连、朱增培、黄欢、 徐伟峰
GB/T40860一2021 压水堆核电厂设计扩展工况分析要求 范围 本文件规定了压水堆核电厂设计扩展工况安全分析的要求,包括验收准则、工况选取,分析方法等 本文件适用于压水堆核电厂设计扩展工况的安全分析,其他堆型核电厂参照使用 本文件不包括乏燃料水池事故工况分析相关要求 规范性引用文件 本文件没有规范性引用文件 术语和定义 下列术语和定义适用于本文件 3.1 设计基准事故designbasisaccidemt;DBA 导致核电厂事故工况的假设事故,这些事故的放射性物质释放在可接受限值以内,该核电厂是按确 定的设计准则和保守的方法来设计的 来源HAF1022016,名词解释] 3.2 设计扩展工况designextensioncondition;DEc 不在设计基准事故考虑范围的事故工况,在设计过程中按照最佳估算方法加以考虑,并且该事故工 况的放射性物质释放在可接受限值以内 注:设计扩展工况包括没有造成堆芯明显损伤的设计扩展工况(DEC-A)和堆芯熔化工况即严重事故,DECB) [来源;HAF102一2016,名词解释,有修改 3.3 单一故障singlefailure 导致单一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继发故障 [来源;HAF102一2016,名词解释 3.4 严重事故seereaecident 严重性超过设计基准事故并造成堆芯明显恶化的事故工况 [[来源;HAF1022016,名词解释 DEC-A安全分析要求 4.1DEC-A验收准则 DEC-A分析采用的验收准则包括 堆芯应最终达到并处于次临界状态,反应堆余热应能有效导出 a
GB/T40860一202 b 应保证堆芯不出现明显损伤和应保证堆芯可冷却的几何形状:; 应保证反应堆冷却剂系统压力边界完整性; c 注:本项主要适用于存在一回路超压的事故工况 对于始发L0CA(丧失反应堆冷却剂事故l.ossofcoolantace nD)等反应堆冷却剂系统初始完整性已丧失的事故,本项不适用 dent d 应保证安全壳的完整性; 放射性后果应满足非居住区边界上任何个人在事故的整个持续时期通过烟云浸没外照射和吸 人内照射途径所接受的有效剂量在限值以下 4.2DEC-A工况选取 4.2.1应覆盖核电厂可能处于的不同运行模式 4.2.2应采用工程判断,确定论和概率论相结合的方法来确定 确定步骤可考虑如下 采用概率论分析方法对核电厂超出设计基准事故考虑范围的事故工况和多重失效事故工况进 a 行定量化分析,采用合适的频率值进行工况筛选,并根据核电厂的设计特点结合确定论分析及 工程判断等对筛选的工况清单进行补充形成DEC-A初步清单 b)对DEC-A初步清单进行分析和进一步归并,形成最终的DEC-A工况清单 附录A中表A.1给出了核电厂典型的DEC-A工况清单示例 4.3DEC-A分析方法 4.3.1分析程序 宜采用经过评估适用的计算机程序进行分析,所选择的计算机程序应能模拟核电厂的主要系统及 设备,并能模拟DEC-A工况瞬态过程中相应热工水力相关现象以及完成放射性后果分析 4.3.2分析假设 43.2.1分析中可采用现实模型和最佳估算方法,分析参数可采用最佳估算值,包括但不限于 反应堆初始功率; a 反应堆冷却剂系统的初始压力和初始温度; b 反应堆冷却剂初始流量; 堆芯物理参数,如慢化剂温度系数、多普勒温度系数及多普勒功率系数,功率分布等 堆芯衰变热 e fD 源项和放射性后果计算相关参数,如破损燃料裂变产物释放量,安全壳泄漏率等 系统及设备的性能参数 g 4.3.2.2分析中应采用能够在DEC-A环境条件中执行预期功能的系统及设备 4.3.2.3分析采用的操纵员开始干预时间应是合理可信的 4.3.3分析原则 分析原则包括 a 分析中所采用的系统及设备可不考虑单一故障; b不考虑叠加由于维修导致的系统或设备不可用; 不考虑额外叠加丧失厂外电源 c 4.3.4分析结果 分析结果应包括:
GB/T40860一202 b 反应堆冷却剂系统的初始压力和初始温度; e 反应堆冷却剂初始流量; d 堆芯物理参数 堆芯衰变热; e 源项和放射性后果计算相关参数,如放射性去污因子、安全壳泄漏率等 安全壳相关参数,如初始温度、压力,湿度等; 8 h)系统及设备的性能参数 5.3.2.2分析中应采用能够在DECB环境条件中执行预期功能的系统及设备 5.3.2.3分析采用的操纵员开始干预时间应是合理可信的 5.3.3分析原则 分析原则包括 分析中所采用的系统及设备可不考虑单一故障 a b不考虑叠加由于维修导致的系统或设备不可用 不考虑额外叠加丧失厂外电源 c 5.3.4分析结果 分析结果应包括: 计算结果与DEC-B验收准则的符合情况评价 a) b) 能够充分证明DECB验收准则得到满足的计算结果,例如 主要的事件序列 1) 2 稳压器压力或反应堆冷却剂系统压力随时间的变化情况 安全壳压力、温度、可燃气体浓度随时间的变化情况 3 堆芯熔融物的可滞留状态; ！ 厂外放射性后果 5 事故后长期状态的评价,分析结果应能表明在发生DE(CB事故后,核电厂能够达到并维持可 控状态,并维持安全壳功能
GB/T40860一2021 附 录 A 资料性 压水堆核电厂DEC-A清单示例 表A.1给出核电厂典型DECA清单示例 表A.1核电厂典型DEC-A清单示例 序号 DECA工况 未能紧急停堆的预期瞬态 全厂断电 余热排出模式下的丧失堆芯冷却 丧失到最终热阱的正常通道 丧失全部给水 丧失反应堆冷却剂事故(LocA)叠加一套应急堆芯冷却系统完全丧失 丧失设备冷却水系统或重要厂用水系统 多根蒸汽发生器传热管破裂 半管运行或换料期间液位不可控下降
GB/T40860一2021 附 录 B 资料性) 压水堆核电厂DEC-B清单示例 表B.1给出核电厂典型DECB清单示例 表B.1核电厂典型DEC-B清单示例 序号 DEC-B工况 严重事故现象 严重事故缓解措施功能需求 全厂断电(SBO)叠加二次侧冷却全部失效 高压熔堆 -回路快速卸压 丧失全部给水叠加二次侧冷却失效,同时能动安注系统失效 大LocCA事故叠加能动安注系统失效 中L0cA事故叠加能动安注系统失效 氢气燃烧和爆炸 安全壳消氢 小LOcCA事故叠加能动安注系统失效 全厂断电(SBO)叠加二次侧冷却全部失效 大L0CA事故叠加能动安注系统失效 中L0CA事故叠加能动安注系统失效 底板熔穿和压力 堆腔注水冷却 容器外蒸汽爆炸 小LocA事故叠加能动安注系统失效 全厂断电(SsBo)叠加二次侧冷却全部失效 大L0cA叠加能动安注失效,同时安喷失效 缓慢超压 安全壳热量导出
GB/T40860一2021 考文 参 献 [1]HAF1022016核动力厂设计安全规定 IAEA，2016 [2]IAE:AssR2/1.sdfetyfNilearPowerPlants，Design. [3]IAEATBcDo1791.,Consitderaions.ontheApplciatonoftheIAEASafetyRe equirements orthe ofNuclearPowerPlants，IAEA，2016 eDesign SadetyAnalysisforNuelearPowerPlants，IAEA，2019 [4]IAEAssG2,Determinisic