ICS 27.120.20 F 65 备案号：57404—2017 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T 20404—2017RK 压水堆核电厂安全壳压力和温度瞬态分析 Pressure and temperature transient analysis for pressurized water reactor containments 2017-02-10发布 2017-07-01实施 发布 国家能源局 认可 国家核安全局 NB/T 204042017RK 前言 本标准按照GB/T1.1—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。 本标准由上海核工程研究设计院负责起草，核工业标准化研究所、中国核动力研究设计院、中国核 电工程有限公司参加起草。 本标准主要起草人：杨萍、王国栋、邓瑞源、倪陈宵、蒋孝蔚、陈巧艳 本标准2016年5月19日，经国家核安全局审查认可。 II NB/T20404—2017RK 压水堆核电厂安全壳压力和温度瞬态分析 1范围 本标准规定了在假想管道破裂事故下压水堆核电厂安全壳压力和温度瞬态分析的准则和方法。 本标准适用于能动安全壳系统的设计，非能动安全壳冷却系统可参考使用。本标准可为设备鉴定环 境条件的确定提供参考。 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，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本文件。 GB/T12727 核电厂安全系统电气物项质量鉴定 GB/T13626 单一故障准则应用于核电厂安全级电气系统 NB/T20311 压水堆核电厂安全壳喷淋系统设计准则 NB/T20031 压水堆核电厂事故后安全壳内氢气浓度的控制 NB/T20402 压水堆安全重要流体系统单一故障准则 NB/T20056 轻水堆核燃料衰变热功率的计算 EJ/T335 压水堆核电厂假想管道破损事故防护准则 3术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3. 1 安全壳containment 包容反应堆及有关系统并在反应堆事故状态下，防止不可接受量的放射性物质向环境释放的构筑 物。 注：安全壳是包容放射性物质的最后一道屏障，它还可以防止外部飞射物、爆炸等对反应堆的影响。 3. 2 安全壳大气containmentatmosphere 安全壳压力边界内净自由容积中的气体。 注：通常包括蒸汽和非凝结气体，在事故之后还包含悬浮于气体中的液滴。 3.3 冷却剂丧失事故loss-of-coolantaccident(LOCA) 反应堆冷却剂流失速率超过正常补给系统补给能力的事故。 注：亦称失水事故。 3. 4 应急堆芯冷却系统 emergencycorecoolingsystem (ECCS) 正常堆芯冷却失效（例如冷却剂丧失事故）后，为确保余热从堆芯排除而设置的系统。 1 NB/T204042017RK 3. 5 非能动堆芯冷却系统passivecorecoolingsystem(PxS) 使用非能动余热排出系统、非能动安全注射系统和自动卸压系统等控制反应性、保持足够的停堆裕 度、排出堆芯衰变热的非能动安全设施。 3. 6 溢出spillage 指LOCA事故后，液体从破口向安全壳地坑的流动。 注1：溢出类型1，在RCS被再灌水到破口高度以.上时，液体从破口流出： 注2：溢出类型2，破口发生在ECCS/PXS管座处，液体直接从ECCS/PXS管线流出。 3.7 非能动安全壳冷却系统passivecontainmentcoolingsystem(PCS) 用于降低安全壳内温度和压力的非能动安全设施。 注：原理为在任何导致安全壳内温度和压力剧增的事故后，利用压缩空气膨胀、重力以及自然循环等自然驱动力排 出安全壳大气中的热量并传递至环境， 3.8 压力边界pressureboundary 设计用于包容流体，并防止或限制其泄漏的封闭系统、部件或构筑物的那些部分。 3. 9 单一故障准则singlefailurecriterion 要求系统或设备组合在其任何部位发生可信的单一随机故障时仍能执行其正常功能的设计准则。 4安全壳最大压力和温度瞬态分析 4.1总则 应对假想的管道破口谱进行充分的分析，以确定安全壳大气压力和温度的响应。分析结果对确保为 缓解事故后果所需要的安全壳结构和设备的完整性和可操作性提供重要的设计依据。 应采用本章所述的分析要求评定由假想管道破裂造成的压力和温度瞬态，以确定安全壳结构设计中 破口所产生的最大内压和温度。 关于建模原理、假设和输入以及破口谱和所涉及的事故，不管是否在本章中讨论，处理的方式都应 该反映出每一分析对其目的是保守的。 影响安全壳最大压力和温度瞬态分析的系统或物项以及受该分析影响的系统或物项的相关说明见 附录A。 4.2质量和能量释放 4.2.1反应堆冷却剂系统质能释放 4.2.1.1质能释放阶段 反应堆冷却剂系统质量和能量释放分析可分为五个阶段：喷放、再灌水、再淹没、再淹没后和衰变 热阶段（示意图见图1）。这张图及下列描述只适用于大破口情况，小破口有明显差别，可能不包括所 有五个阶段。 2 NB/T 204042017RK 质量释放率，kg/s 喷放 再演设 再演没后 衰变热 50000 1 1 - 1 - 5000- 1 500 50+ 10 1 100 1000 10000 100000 时间，s 图1典型的压水堆一回路系统大破口后质量释放率的变化(假定不存在再灌水阶段) 喷放阶段的时间从破裂开始一直延续到反应堆冷却剂系统的压力和安全壳的压力达到平衡。喷放期 间，实际上是把反应堆冷却剂系统初始水装量释放到安全壳，在喷放后的各个阶段，释放到安全壳的水 来自于应急堆芯冷却系统或非能动堆芯冷却系统(ECCS/PXS)。 热段破裂时，ECCS/PXS中的大部分水流过堆芯从破口流出到安全壳而不经过蒸汽发生器。由于 ECCS/PXS水不通过蒸汽发生器，因而不从蒸汽发生器带走热量。喷放后的质能释放通常不会使安全壳 压力超过喷放阶段所经受的压力。然而，为确保识别这一设计基准事故，应对热段的破裂进行分析。 冷段破裂时，部分ECCS/PXS水流过堆芯和蒸汽发生器，从破口流出到安全壳。蒸汽发生器热量传 递给ECCS/PXS水，增加了安全壳的压力，因此，对冷段破裂，应考虑喷放后的质能释放。 如果蒸汽发生器出口至反应堆冷却剂泵之间存在泵吸入段，那么泵吸入段破裂时，具有较高的堆芯 淹没速率，并且离开堆芯的流体经过蒸汽发生器。因此，泵吸入段的破裂结合了热段破裂和冷段破裂的 综合效应，应考虑喷放后的质能释放。 喷放后的第一阶段是再灌水。再灌水时，将ECCS/PXS水灌到堆芯底部。可以假设再灌水到堆芯活 性区底部是瞬时发生的。 喷放后的第二阶段是再淹没。在再淹没期间，ECCS/PXS水再灌满堆芯。这一阶段是从再灌水结束 算起，一直延续到堆芯水位达到液体基本上不被蒸汽夹带的一个高度。应根据试验数据选定这一高度。 可以用距离堆芯活性区顶部以下0.61m的水位来定义再淹没的结束。在再淹没阶段，大量的液体伴随着 由堆芯向冷却剂传热产生的蒸汽被带出堆芯。对冷段破裂，部分或全部的两相混合物通过蒸汽发生器， 3 NB/T20404—2017RK 可能转化为过热蒸汽释放到安全壳。然而，进入反应堆冷却剂系统的部分ECCS/PXS水可能被旁路，不 通过堆芯或蒸汽发生器，这样，就可能没有明显地被加热。这些水将溢流到安全壳地坑。 喷放后的第三阶段是再淹没后阶段。再淹没后阶段是从再淹没阶段结束起一直到反应堆冷却剂系统 的温度基本上与蒸汽发生器二次侧温度相等为止。在这一阶段，衰变热可能使堆芯产生两相混合物。由 于下降段(指反应堆压力容器和堆芯支承吊篮之间的环形空间)中的ECCS/PXS水和堆芯两相混合物之间 的密度差，在冷段破裂或泵吸入段破裂时，两相混合物可以一直延伸到蒸汽发生器传热管。在蒸汽发生 器中两相混合物中的水将转变为蒸汽并释放到安全壳中。 喷放后的最后一阶段是释放衰变热的相对稳定的阶段。这一阶段从再淹没后阶段结束开始。在衰变 热阶段，释放出衰变热和反应堆冷却剂系统以及二回路系统的流体与金属的显热。 4.2.1.2能量来源 4.2.1.2.1反应堆冷却剂系统水和金属 在反应堆冷却剂系统质量和能量释放计算中，取最大的反应堆冷却剂系统水装量和金属的能量是保 守的。反应堆冷却剂系统水装量是一重要参数，应准确计算。在4.2.1.3.2给出的初始功率水平下，应包 括因压力和温度升高引起的反应堆冷却剂系统体积的增加量。反应堆冷却剂系统压力边界内的贮能和与 反应堆冷却剂系统水接触的内部构件金属的贮能也应包括在内。 4.2.1.2.2蒸汽发生器二回路水和金属 在反应堆冷却剂系统质量和能量释放计算中，取最大的蒸汽发生器二回路水装量和金属的能量是保 守的。蒸汽发生器二回路水装量是一重要参数，应准确计算。在4.2.1.3.2给出的初始功率水平下，应包 括因压力和温度引起的蒸汽发生器二回路体积变化量。蒸汽发生器二回路压力边界内的贮能和与蒸汽发 生器二次侧水接触的内部构件金属的贮能也应包括在内。 4.2.1.2.3堆芯贮能 考虑了不确定性修正后的堆芯贮能和稳态温度分布应与初始条件和4.2.1.3.1中所要求的燃料循环寿 期相一致。 4.2.1.2.4裂变热 应保守地计算裂变热。因温度和空泡引起的停堆反应性应取合理可行的负的绝对值最小值，所有反 应性反馈系数应根据产生最大堆芯贮能的燃料参数取其最小值。紧急落棒和插入堆芯时刻假设与所分析 的瞬态相适