ICS 27.120.20 F 65 备案号：36028—2012 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T 20103-2012 代替EJ/T314-1988 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 plant 2012-01- 06 发布 2012-04-06实施 国家能源局 发布 NB/T20103—2012 目 次 前言 II 1范围 规范性引用文件 2 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， 4.5 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） 15 反应堆冷却剂装量意外减少 4.6 16 4. 7 由辅助系统或设备造成的放射性释放 19 4.8 未能紧急停堆的预期瞬态 21 参考文献 23 NB/T20103—2012 前言 本标准按照GB/T1.1一2009给出的规则起草。 本标准代替EJ/T314一1988《压水堆核电厂事故安全分析判据》，与EJ/T314-1988相比主要有以 下变化： 修改标准题目为“压水堆核电厂事故分析和安全判据”； 补充“规范性引用文件”； 修改原标准中不合适的语法，例如，将“选择堆芯比燃耗”统一修改为“保守选择堆芯燃耗”， 再如，对于卡最大价值控制棒的说法统一为“具有最大价值的一束控制棒卡在堆芯外面”； 修改标准的内容，例如，对初始功率的测量误差不提及具体值2%，直接修改为“考虑测量误 差”； 一根据实际工作经验，修改标准内容，例如，修改了4.8“未能紧急停堆的预期瞬态”； 增加“参考文献”。 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：刘松涛、喻娜、张渝、李兰、关仲华、方红宇。 EJ/T314—1988于1988年6月首次发布。 II NB/T20103—2012 压水堆核电厂事故分析和安全判据 1范围 本标准规定了压水堆核电厂事故分析的基本内容、假设条件及应用准则等。 本标准适用于压水堆核电厂事敌分析。 本标准不适用于仅作为厂址选择时安全评价用的最大可信事故（最大假想事故）的分析。 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。 GB6249—2011核动力厂环境辐射防护规定 3分析要求 3.1中等频率事件的要求 中等频率事件一般不可能造成燃料元件破损或反应堆冷却剂系统超压，事故可能对环境造成的放射 性影响应低于GB6249--2011中6.1的规定，即对公众中任何个人造成的有效剂量每年应小于0.25mSV。 3.2稀有事故的要求 稀有事故可能有少量燃料元件损坏，但对环境造成的放射性影响应低于GB6249一2011中7.2的规 个事故持续时间内可能受到的有效剂量应控制在5mSv以下，甲状腺当量剂量应控制在50mSv以下。 3.3极限事故的要求 极限事故计算的事故放射性物质的释放量对环境影响不得超过GB6249---2011中7.2的规定，即在发 生一次极限事故时，非居住区边界上公众在事故后2h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量应控制在0.1Sv以下，甲状腺当量剂量应控制在1Sv以下。 3.4事故分析和安全判据的主要要求 主要要求包括： a） 核电厂在各种事故工况下有能力控制事故过程并使之缓解； (9 所用的安全措施和专设安全设施在事故过程中作用可靠，包括考虑各种单一故障的影响； 采用的事故分析方法和程序均经过验证； c） (P 辐射分析和计算的结果应符合有关准则和导则： 部件上的喷射力等所引起的应力均在规定限值以内。 第4章将相关事故按性质分为8类，并列出事故概述、分析和评价的内容、假设条件、应用准则等。 NB/T20103—2012 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 4.1.1给水温度降低、给水流量增加、蒸汽流量增加以及蒸汽发生器安全阀、释放阀或蒸汽排放阀卡 在开启位置（中等频率事件） 4.1.1.1事故概述 二回路系统过量的排热，即排热率超过堆芯发热率，引起慢化剂（冷却剂）温度降低，从而造成堆 芯反应性增加，并引起功率水平的提高和停堆深度的降低。功率水平的任何意外增高可能导致紧急停堆， 如果控制保护不当，则可能造成燃料元件损坏或反应堆冷却剂系统超压。 4.1.1.2分析和评价的内容 分析和评价的内容包括： a）初始条件和假设条件包括反应堆和相关系统的初始条件、热工水力分析方法、安全保护系统的 性能和动作时间的延迟、系统和部件的反应，运行人员的必要或可能的处理动作等： b) 分析方法、数学模型、参数、计算机程序、输入数据等的评定或验证； 事故分析计算的结果包括堆芯流量及环路流量、堆芯核功率及热流密度、反应性、最小偏离泡 c) 核沸腾比、稳压器水位、冷却剂温度和压力、以及主蒸汽管道压力等的变化； d) 燃料元件可能的损坏以及由此造成的辐射后果。 4.1.1.31 假设条件 分析模型中所用的参数值应该是适当保守的，例如： a) 保守选取初始功率，并考虑测量误差，事故发生时运行的环路数应相应于使事故后果最严重的 运行工况； b) 假设保守的停堆特性，例如考虑最长的停堆延迟时间和具有最大价值的一束控制棒卡在堆芯外 面; c) 保守选择堆芯燃耗，使慢化剂温度系数、多普勒系数、空泡系数、轴向功率分布和径向功率分 布等组成最为不利的情况； d) 假定缓解系统在达到整定值时动作，整定值对仪表允许误差取一定保守值。 4.1.1.4应用准则 4.1.1.4.1 设计总准则 设计总准则包括： a）反应堆的设计应有适当裕度，保证在正常运行工况和预计运行事件下，不超过规定的燃料设计 允许限值； 反应堆冷却剂系统及与其相关的辅助系统或设备的设计应有足够裕度，保证压力边界在正常运 行工况和预计运行事件下不致破坏； 反应性控制系统的多重性和功能应能可靠地控制反应性的变化，并通过对卡棒等故障考虑适当 裕度，保证在正常运行工况和预计运行事件下，不超过规定的燃料设计允许限值； d) 仪表系统可用，可有效监测相关参量和系统的变化以保证安全。 4.1.1.4.2专门准则和有关标准 2 NB/T20103—2012 专门准则和有关标准包括： 反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统的压力不应超过规定的设计限值； 应保持燃料元件包壳完整性，偏离泡核沸腾比（DNBR）保持在限值以上； c) 当不存在其他无关故障时，中等频率事件不应发展成为更严重的事故工况； 对于中等频率事件结合任何单一能动部件失效或单一误操作的情况，应估计可能的燃料元件的 破损数目，供辐射剂量计算。对于这类事故，除非根据可接受的燃料损坏模型证明只存在较少 量元件破损，否则应假定所有DNBR低于规定限值的燃料元件都破损。此时，除燃料元件包壳 以外的其他防止放射性物质扩散的屏障不应失效； e) 仪表量程和整定值应符合有关规定； 应对电厂系统最不利的单一故障在分析中作出评定和假定，并且应满足国家核安全法规的规 定。 4.1.2安 安全壳内和安全壳外的蒸汽管道破裂（小破口属稀有事故，大破口属极限事故） 4.1.2.1事故概述 主蒸汽管道破裂使蒸汽流量增加，导致冷却剂温度和压力下降。降温引起堆芯反应性增加，可能使 功率水平增加和停堆深度减少，触发反应堆保护系统动作，主蒸汽管道和主给水管道的隔离阀自动关闭。 必要时，可通过未受影响的蒸汽发生器，利用二回路系统排放蒸汽，以排出衰变热。同时，由辅助给水 等系统对未受影响的蒸汽发生器提供给水。 4.1.2.2分析和评价的内容 要求对安全壳内和安全壳外各种破口尺寸和位置都进行计算，以确定系统响应的可接受性，要求对 不同的假定初始条件进行分析，以核实已鉴别出导致最严重后果的工况。 分析和评价的内容包括： a) 反应堆及相关系统的初始条件； b) 热工水力计算方法； c) 事件序列： 反应堆冷却剂系统及其辅助系统的响应情况； e) 反应堆保护系统的响应； f) 操纵员为维持反应堆处于安全停堆状态而采取的行动； g) 由于蒸汽从破口流出导致的功率变化； h) 影响中子物理学的变量，例如堆芯冷却剂温度等； 燃料元件可能的损坏以及由此造成的辐射后果。 对系统和部件的分析评价包括： a) 辅助给水等系统在蒸汽管道破裂后提供的流量是可以接受的： 管道和设备支承件在各种喷放载荷（包括喷射推力）的作用下所引起的应力和变形不超过允许 限值； c) 安全壳在假想破口的质量和能量释放的作用下，压力不超过设计值； 堆芯核设计参数在可接受限值以内，其参数包括功率水平、功率分布、多普勒系数、空泡系数、 慢化剂温度系数、反应堆动力学参数和控制棒价值等； e） 最小偏离泡核沸腾比； f) 反应堆保护和安全控制系统、仪表系统能起到所设想的自动触发、遥感、指示、控制以及与辅 助系统或共用系统联锁等作用，还具有可能的旁通模式和运行人员手动操作的可能性。 3 NB/T20103—2012 4.1.2.3假设条件 假设条件包括： 假设事故发生时的反应堆功率水平和正在运行的环路数目都相应于使