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1、ICS27.120.20CCSE65NB中华人民共和国能源行业标准NB/T206942023压水堆核电厂主蒸汽管道断裂事故分析要求Ana1.ysisRequirementsforMainSteam1.ineBreakAccidentOfPressurizedWaterReactorNuc1.earPowerP1.ants2024-04-11实施国家能源局发布目次前言I范围2规范性引用文件3术语和定义4工况分类5险收准则5.1 蒸汽系统管道小破口验收准则5.2 蒸汽系统管道大破口验收准则26分析方法261线后果分析施25.3 反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统超压分析方法45.4 安全壳响应分析方法4
2、5.5 Sm性源项分析方法45.6 放射性后果分析方法4参考文献6本文件按照GBJT1.12020林壮化工作导则第1部分：标准化文件的结构和起草煨Wn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这些专利的贲住.本文件由能改行业概电标准化技术委员会提出.本文件由中国核电发展中心归口.本文件（S草单位：中国核动力研究设计院、上海核工程研究设计院有限公司、中广核研究院有限公可。本文件主要起草人：陈宏茂、喻娜、黄代强、卢毅力、方红宇、李峰、吴腑、初晓、张舒、受明明、朱建平、刘同先、杨杏波、徐珍、李强、张f中，I1.压水堆核电厂主蒸汽管道断裂事故分析要求1本文件规定了压水堆
3、核电厂主蒸汽管道断裂事故分析应遵循的验收掂则、分析力.法等方面的要求.本文件适用于压水堆核电厂主蒸汽管道断裂事故分析.2找重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.仅该口期对应的版本适用于本文件：不注口期的引用文件,其出卦版本（包括所有的修改总）适用于本文件。GB62492011核动力厂环境辅射防护规定GB18871-2002电高翻射防护。辐射源安全基本标准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/T2（M（M-2017RK压水域核电厂安全壳压力和温度
4、瞬态分析NB/T20414-2017RK压水堆核电厂设计基准事故双项分析准则3术语物定义NBZT20035界定的以及下列术语和定义适用于本文件.3.1大气狰RkatBosphericdispersion主要由影响介版中不同分子速度的物理过程引起的放射性核案在空气中的散布（空气动力学弥散）.来源：国际原子能机构安全术语核安全和辐射防护系列2007版3.2II泡检IUIdarturefroanuc1.eateboi1.ing（DNB）在泡核沸验向膜态沸脚，专变过程中，由加热表面和冷却液体之间形成的汽膜诚少了从表面到液体的传热，致使在热流密度湿差曲找上出现一个极值时的沸.将，来诃：GBT4960.2
5、-1996核科学技术术语裂变反应堆）334kH泡核沸I1.比departurefroanuc1.eateboi1.ingrat100NBR燃料元件包壳上给定点的偏南泡核沸,将热流率度与实际热流密度之比。4工况分类.NB20035中压水堆核电厂的工况分类,蒸汽系统管道小破口属于工况III.稀行事故；蒸汽系统管道火破口，属于工况IV.极限事故，53收濯则5.1 靠汽感HHt小破口准则5. 1.i堆芯后JUMm则允许少址燃料元件发生DB（例如，DNH份额可限制在发生DMI的燃料棒数占总燃料棒数的5%以内）.5.1.2 反姆冷却剂系统和主M系统压地养完性收准则蒸汽系统管道小破口屁于稀行事故,按照NB，
6、T20100-2016RK中的规定,反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统压力通常不应超过设计压力的IIot对于不同核电厂的设计.脸收准则可以有所不同，但不应超过允许的应力限值时应的压力，5.1.3 UHEaM蒸汽系统管道小破口属于稀行事故,事故后放射性物质的择放量对环境影响不超过GB62-19-2011中7.2的规定，即在发生次稀行任故时，非居住区边界上公众在下故后2小时内以及规划眼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5mSv以K.甲状腺当珏剂量应控制在50mS以下.5.2IKMH道大破口ItWtH5.2.1 堆芯后J1.uHmH限制燃料元件发生DNB的份额在一定范国内（例如
7、，DNB份额UJ限制在发生:DNB的燃料棒数占总燃料格数的10%以内）.5.2.2 2.2反应地冷却剂系统和主需汽系统压力边界越性收准JN蒸汽系统管道大破口属于板黑事故，按照N&T201002016RK中的规定，反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统廉力通,常不应超过设计压力的IIO%,对于不同核电厂的设计.验收准则可以有所不同,但不应超过允许的应力限值时应的压力.5.2.3 安全StM性Im准则安全壳的温度和压力应不超过安全壳的设计限值.5.2.4 放射性后果!峨准则蒸汽系统管道大破口属于极限事故.事故后放射性物质的锌放后对环境影响不超过GB6249-2011中7.2的相关规定，即在发生一次极限”故时
8、，非居住区边界上公众在出故后2小时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可应控制在OJSV以1.甲状腺当量剂IR应控制在ISV以下.6分析方法6.1 地芯后果分析方法6.1.1 计算机程序分析所使用的计算机程序应经过验证或评定,通常采用的计算机程序如下：IO使用推芯物理分析程序,能峪提供用于主蒸汽管道断裂小故分析所需的中子学参数和堆芯功率分布：b）使用热工水力系统分析程序模拟主蒸汽管道断我事故的瞬态过程，此类娱统程序能眸模抵乐力容;、【可路冷却剂环路、蒸汽发生器、反应堆冷却剂系.IS压器等核电厂主要的系统和设:O使用于通道程序分析堆芯燃料棒DNBRe6.1.2 主要假
9、谀6.1.2.1应对安全壳内和安全壳外各种蒸汽管道破口尺寸、反应堆各种初始功率水平进行分析,以识别包结工况.应合理确定分析的初始条件及其不确定性，使得罪故后果趋于保守.初始条件至少应包括以卜参数：a）反应堆功率水平：b）反应堆冷却剂流量：c）IS压器压力：d）反应堆冷却剂平均温度：O超压器水位；f）主给水液I匕g）蒸汽发生器汽水质量.6.1.2.2 厂外电翔Bttt对于紧急停堆引起汽轮机停机的工况,汽轮机停机可能导致丧失厂外电.如果丧失厂外电盾装故后果更不利,则应有虑汽轮机停机后丧失厂外电.6.1.2.3 M-tttt应假定城不利的能动部件单一故障.6.1.2.4 维芯中子学at设应假定具有及
10、大价值的一束控制棒处在完全抽出位置应保守选挣增芯燧耗,使悔化剂系数、多普勒系数、避战分价使、轴向功率分布和径向功率分布等堆芯中子学卷数组合对事故分析的结果Jii不利.6.1.2.5 安全系IK的假谀应保守假设安全系统的性能和启动延迟时间，例如：a）对于用于缓解事故后果的应急堆芯冷却束统.可假设其以较小的能力运行井保守考虑该系统的自动延迟时间：b）对于采用安全级辅助绐水系统作为专设安全系统进行余热排出的核电厂,该泰统的运行可加火蒸汽发生器的排热,加建了一回路冷却，向反应堆引入正反应性，对事故后果存在不利影喇，可假设该系统以较大的能力运行,并保守考虑动作时间：辅助给水流员特性应考虑受影响和未受影响
11、蒸汽发生器压力变化的彰响：C）对干采用安全级非能动余热推出泰统作为专设安全系统进行余热柞出的核电厂.该系统的运行加速了【可路冷却,向反应堆引入正反应性,对犷故后果存在不利影响,可假设该系统以较火的能力运行；d）对蒸汽管道隔离和给水管道附离的动作时间进行保守考虑。6.1.2.6 反应堆控和保妒相关俄设应保守考虑反应堆保护系统动作的整定值和时间延迟。不应考虑控制系统对事故后果的缓解作用，除非使事故后果更不利，例如，松压器压力控制系统的功能是保证稳压器压力维持在正常运行压力附近，该功能对主蒸汽管道断裂事故过程中反应堆冷却剂系统的冷却后果起到缓解作用，因此，在主蒸汽管道断裂事故中不应考虑稳压器压力控制
12、系统.6.1.2.7 SU世模型假设主要包括如下内容：a）应选择合理的破口临界流模型，并保守考虑破门背压：b）合理考虑破口处流体的干度；O应保守考虑压力容器下降段及下腔室的流体交混情况：d）应保守考虑蒸汽发生器一次侧向二次恻的传热；e）保守可不考虑未受影响蒸汽发生器传给反应堆冷却剂的热埴：f）保守可不考虑堆芯衰变热，6.1.3 IMJOtJHW应选取合理的临界热流密度（CHF）关系式进行DNB的相关评价，该CHF关系式的适用泡困应能徵施小故过程中主要多数的变化范用，例如反应堆冷却剂的温度、压力、流果以及含汽率的变化范阻.KM明离泡核沸腌比（MDNBR）高JDNBR取位.则可认为燃料元件不发生D
13、NB:若MINBR低DNBR限值,则可认为燃料元件发生DNB.并确定相应的DNB份额.6.2 反Ifi地柳剂JMHiD主JM1.WM8压分析方法主蒸汽管道断裂裂故将导致二回路蒸汽流玳增加，反应堆冷却剂系统压力和主蒸汽系统压力相应下降，因此，反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统不存在超压的风险，可不开展主蒸汽管道断裂裂故的邮压分析。6.3 安全充响应分析方法安全光内的主然汽管道断裂将可能导致安全壳内大气温度和压力上升，因此，应针对主蒸汽管道断裂事故开展安全壳的响应分析，相关分析包括以下内容：a）主蒸汽管道断裂引起的质量和能盘锌放：b）安全壳温度和乐力分析.安全壳响应分析可按照NB，T22042017RK
14、的规定开展相关分析和评价，6.4 放射性m分析方法放射性源项分析可按照NB，T2（M442O17RK的规定开展相关分析和评价。6.5 放射性后果分析方法放射性后果分析方法如下所述：a）事故后短期火气弥散因子可采用HAD101/02推荐的大气弥散模式进行计算b）剂盘计算应瑜定甲状腺当加剂肽和全身有效剂S1.C）剂量转换因子采用经过认可的标准中的推荐值，例如GB18871-2002、国际原子能机构（IAEA）第19号安全报告丛书等。d）对由于地面沉枳引起放射性硼在烟羽中的减少以及传递过程中跋放射性衰变不应进行修正.e）对于吸入内照射，事故后最初8小时内，厂外人员的呼吸率可假定为3.5X10,ms;
15、8小时到24小时内,可假定为1.8X10,nP/s;从24小时直到事故结束，可假定2.3XIO40全身外照射剂地应采用“半无限烟云”假定来计算，即烟云的尺寸同B粒子和丫射级的城大射程相比足甥大，对位于烟云中心的接受体而言，这种烟公可定义为“半无限烟云”，考文Itt11NB.T201032012.压水堆核电厂事故分析和安全判抠2RCC-P900MWc压水堆核电厂系统设计和建造规则,1991年第4版1995修If)3JNUREG-0800.StandaiReviewPtan.274IESRS-No.30ccidentana1.ysisfornuc1.earPOWerp1.antswithPrejiSUriZedwaterrcactors,20035IESafayG1.ossatyiTerminoIogyUsedinNuc1.earSafetyandRadia(11PnxecUun.201.8Edition6H.AD10b02-1987核电厂厂址选择的大气弥散向避Pireguiatoryguidei.83a1.ternativer.adio1.ogic.a1.sourcereRMsreva1.uatingDESIGNBASISACaDENrSTNUC1.EARPOWERREACTORS
