EJ 中华人民共和国核行业标准 EJ/T 1013-96 上泽服技本连备赞报研究所 金记号#7973751 轻水堆安全壳压力和温度 瞬态分析 1996-08-01实施 1996-04-18发布 中国核工业总公司 发布 目 次 主题内容与适用范围 (1) 1 引用标准... (1) 3术语 (1) 质量和能蛋释放 (2) 5干式安全壳压力和温度瞬态分析 (17) 6抑压式安全壳压力和温度瞬态分析 (22) 7二次包容壳压力和温度瞬态分析 (24) 附录A安全壳压力和温度瞬态分析和应用（参考件） (28) 中华人民共和国核行业标准 轻水堆安全壳压力和温度 EJ/T1013-96 瞬态分析 1主题内容与适用范围 本标准规定了在假想管道破裂事故下轻水堆（压水堆和沸水堆）安全壳压力和温度瞬态 分析的准则和方法。 本标准适用于轻水堆安全壳的设计和设备鉴定。 2引用标准 GB/T12727核电厂安全系统电气物项质量鉴定 单一故障准则应用于核电厂安全级电气系统 GB/T13626 EJ/T327压水堆核电厂安全壳喷淋系统设计准则 EJ/T335 压水堆核电厂假想管道破损事故防护准则 EJ/T570 压水堆安全重要流体系统单一故障准则 EJ/T 670 失水事故后安全壳内氢气浓度的控制 EJ/T 745 轻水堆核燃料衰变热功率的计算 轻水堆隔间压力和温度瞬态分析 EJ/T924 3术语 3.1安全亮大气primarycontainmentatmosphere 安全壳压力边界内净自由容积中的气体，通常包括蒸汽和非结气体，在事故之后还包 含悬浮于气体中的水滴。 3.2保守的conservative 是指留有裕量，以便补偿分析的输入参数、分析模型或分析结果等值的不确定性，从而 更有得利于确保设备、系统和构筑物完成其预期的功能。 3.3二次包容壳secondarycontainment 包国安全壳的构筑物，它起进一步控制放射性物质释放的屏障作用。 3.4二次包容亮大气secondarycontainmentatmosphere 在二次包容壳和安全壳压力边界之间的净自由容积中包容的气体部分。 3.5干井drywell 沸水堆安全壳中，围绕且最靠近反应堆冷却剂压力边界的构筑物。 1996-08-01实施 中国核工业总公司1996-04-18批准 1 EJ/T1013—96 3.6干式安全壳dryprimarycontainment 依靠所包容的自由容积的体积和热容量以及安全壳排热系统（CHRS)排出热能的能力 以减轻假想管道破裂后果的安全壳。 3.7湿井wetwell 在抑压式安全壳中，构成抑压水池和与之相邻接的蒸汽空间的边界的构筑物。 3.8抑压水池suppressionpool 抑压式安全壳中用于抑制蒸汽压力的水池，在发生LOCA时，蒸汽被导入该水池并凝 结成水，从而降低安全壳内的压力。 3.9抑压式安全亮waterpressuresuppression（WPS）primarycontainment 由干井、抑压水池和湿井组成的一类安全壳。当干井内发生反应堆冷却剂压力边界破裂 时，反应堆冷却剂的能量通过连接干并和湿并的排气系统由干井输送到抑压水池。该能量以 及衰变热通过余热排出系统热交换器从抑压水池排出。 3.10溢出spillage 指LOCA后液体从破口向安全壳地坑的流动。溢出有两种类型 在RCS被再灌水到破口高度以上时，液体从破口流出（不被泄放的蒸汽夹带） a. b.如果破口发生在ECCS管座处，液体直接从ECCS管线流出。 3.11应急排气系统emergencyventilationsystem(EVS) 由风机、气体吸附器和粒子过滤器组成的专设安全设施，用于在LOCA后降低二次包 容壳内气体压力到负压以控制剂量。在沸水堆机组中，该系统称为备用气体处理系统。 4质量和能量释放 4.1概述 本章给出的质量和能量释放仅适用于安全壳，可以用于确定安全壳内的设计压力和温 度、二次包容壳（如果有的话）应急排气系统的能力、设备环境鉴定条件以及反应堆冷却剂系 统和二回路系统的破裂。质量和能量释放时间可以从破裂开始一直延续到事故发生后很长 时间。 对压水堆(PWR），释放可分为反应堆冷却剂系统破裂和二回路系统破裂的释放。4.2 给出了PWR和沸水堆(BWR)的反应堆冷却剂系统的释放。4.3描述了PWR二回路系统 的释放。 4.2反应堆冷却剂系统的释放 PWR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、再滤没、 再淹没后和衰变热阶段（见图1）。这一分析只适用于大破口情况，小破口有明显差别，可能 不包括五个阶段。 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(ECCS)。 2 EJ/T1013—96 质量释放率.kg/s 再淹没后 衰变热 喷放 再湾没 45400 " - - 4540~ - 454 45. 4 ~ - - 4. 54 100.000 10 100 1,000 10.000 1 时间，s 图1典型的PWR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） 压水堆热段破裂时，ECCS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水不通过蒸汽发生器，因而不从蒸汽发生器带走能量。喷放后的释放通 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。 压水堆冷段破裂时，部分ECCS水流过堆芯和蒸汽发生器，从破口流出到安全壳。蒸汽 发生器能量传递给ECCS水，增加了安全壳的压力，因此，对PWR冷段破裂，应考虑喷放后 3 EJ/T1013—96 的释放。 喷放后的第一阶段是再灌水。再水时，将ECCS水灌到堆芯底部。可以假设再灌水到 堆芯底部是瞬时发生的。如果用于计算长期释放，则应认为再灌水过程不是瞬时发生的。 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。应根据实验数 据选定这一高度。可以用离堆芯顶部0.61m(2英尺)的水位来定义再淹没的结束。在再滤没 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，有时转化为过热蒸汽释放到安全壳。然而，进入反应堆 冷却剂系统的某些ECCS水可能被旁路，不通过堆芯或蒸汽发生器（对PWR），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。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(这儿指压水堆中反应堆容器和堆芯支承吊蓝之间的环形空间)中的ECCS水和 堆芯两相混合物之间的密度差，在冷段破裂时，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。再没后阶段是 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温度相等为止。 喷放后的最后一阶段是释放衰变热的相对稳定的阶段。这一阶段从再淹没的阶段结束 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。 BWR冷却剂系统的质量和能量释放可分为两个阶段。再淹没前阶段从破裂开始一直 到反应堆容器被再淹没。这一阶段包括喷放瞬态和ECCS的投入工作。再淹没后阶段，衰变 热和贮存的能量从反应堆容器通过ECCS水循环传递到安全壳。这对小破口情况是不适用 的。 4.2.1能量来源 4.2.1.1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4.2.2.2给出 的初始功率水平下，因压力和温度升高引起的反应堆冷却剂系统体积的增加应包括在内。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蒸汽发生器二回路水和金属(PWR) 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，应仔细计算。在4.2.2.2给出 的初始功率水平下，因压力和温度引起的蒸汽发生器二回路体积变化，应包括在内。蒸汽发 生器二回路压力边界内的贮能和与蒸汽发生器二回路水接触的内部构件金属的贮能也应包 括在内。 4.2.1.3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4.2.2.1中所要求 4 EJ/T1013—96 的燃料循环寿期相一致。 4.2.1.4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最小值。其中 包括不确定性容差。所有数据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应。 4.2.1.5钢系元素的衰变 应根据燃料循环计算的结果计算运行期间钢系元索（包括锋、以及同位素铀）产生的 放射性衰变热。它应与产生最大堆芯贮能的燃料循环周期相一致。衰变热应按EJ/T745中 规定的方法计算，反应堆运行时间应计算到寿期末。 4.2.1.6裂变产物的衰变 应假设裂变产物的放射性衰变中释放的热量按EJ/T745中规定的方法计算，反应堆 运行时间应计算到寿期末。 4.2.1.7金属-水反应率 对BWR和PWR应按可燃气体控制系统的设