ICS 27.120.20 F 65 备案号：36029—2012 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20104—2012 代替EJ/T779-1993 压水堆核电厂未能紧急停堆 的预期瞬态分析要求 Analysis requirement for anticipated transient without scram on pressurized water reactor nuclear power plants 2012 - 01 - 06 发布 2012-04-06实施 发布 国家能源局 NB/T201042012 目 次 前言 II 1 范围 2 规范性引用文件 术语和定义 4 ATWS事件分析准则. 5 ATWS事件分析方法. 2 参考文献 NB/T 201042012 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/T779--1993《压水堆核电厂未能紧急停堆的预计瞬态分析要求》，与EJ/T779--1993 相比，主要技术变化如下： 第2章增加了引用标准NB/20103《压水堆核电厂事故分析安全判据》； 第4章中删除了“放射性限值”： -4.2中修改了有关一回路冷却剂系统压力限值参考值的描述： 4.3中修改了有关热棒芯块最高比恰限值和包壳限值的描述； -5.1.2“要求详细计算分析的典型ATWS事件：”中事件名称参照NB/T20035 况分类》进行了修改； 对5.2.3 修改了5.3； 增加了“参考文献” 本标准由能源行业核电标准化技术委员可能提出。 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：吴清、江光明、关仲华、张丹、冉旭。 EJ/T779一1993于1993年12月首次发布。 II NB/T20104—2012 压水堆核电广未能紧急停堆 的预期瞬态分析要求 1范围 本标准规定了压水堆核电厂未能紧急停堆的预期瞬态分析应遵循的准则、可接受的分析方法和假 设。 本标准适用于压水堆核电厂未能紧急停堆的预期瞬态的分析。 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。 NB/T20035压水堆核电厂工况分类 NB/20103压水堆核电厂事故分析安全判据 EJ/T562 核安全有关的操纵员动作时间响应设计准则 3术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3. 1 未能紧急停堆的预期瞬态anticipatedtransientwithoutscram（ATws) 核电厂发生一种预期事件而使反应堆物理、热工参数发生变化，并达到停堆阀值，但当要求随后自 动停堆时反应堆却未能停堆的状态。 3. 2 ATws事件终止terminationofATWSincident 经过一次ATWS求件扰动后反应堆开始保持次临界状态，保持可以冷却的堆芯几何形状，并且保持 反应堆冷却剂系统和蒸汽发生器中有足够的水装量，蒸汽发生器或余热排出系统能够导出堆芯余热的时 刻。 4ATWS事件分析准则 4.1概述 ATWS事件的后果比能紧急停堆的同类型事件更为严重，因此对其后果应加以限制。分析准则将给 反应堆设计和已运行反应堆ATWS事件的校核提供依据。 4.2冷却剂系统完整性准则 NB/T20104—2012 值，以使反应堆能安全地进入ATWS事件终止状态。一回路冷却剂系统压力限值的参考值不大于ASME 设备C级限值。 4.3燃料元件完整性准则 燃料元件完整性准则关系到燃料元件损伤引起的放射性后果和堆芯结构形变引起的流道破坏所造 成的堆芯冷却条件恶化。因此，应满足下列要求以限制燃料芯块温度、燃料芯块熔化程度、包壳内外压 差以及包壳损伤程度： a）燃料平均温度及燃料芯块熔化程度应受到限制，热棒上的芯块最高比焰应小于规定的限值，燃 料芯块中心及局部不应出现明显的熔化； b) 燃料棒包壳内部和外部压力变化不应构成燃料棒栅格明显变形，以防止冷却剂流道破环及堆芯 冷却条件恶化： c 发生偏离泡核沸腾（DNB）的燃料棒份额应予限制， 应限制包壳的锆一水反应程度，燃料元件包壳表面计算最高温度不超过1204C：燃料元件包 (P 壳局部氧化量不超过氧化前燃料元件包壳总厚度的17%；燃料元件包壳与水或蒸汽化学反应 产生的氢气量不超过假想总氢气量的1%。 4.4安全壳完整性准则 在一些ATWS事件瞬态过程中质能将向安全壳释放，导致安全壳的温度和压力升高。因此，应限定 ATWS事件过程中安全壳内的温度和压力，使其不超山安全壳的设计限值，即瞬态过程中安全壳的完整 性应得到保证。 4.5反应堆停堆及长期冷却能力 对于出现的任一ATWS事件，应表明该反应堆具有转入安全停堆状态的能力，并保持停堆后的长期 冷却。应详细说明和论证所提供的安全重要设备和系统投入工作的可能性和有效性。操作人员的人为干 预应遵守EJT562的规定。 5ATWS事件分析方法 5.1ATWS事件选择 5.1.1ATWS事件选取的基本原则 未能紧急停堆的预期瞬态，预计可能在反应堆运行寿期内出现。应对工况!！事件（见NB/T20035） 进行ATWS分析。对于某些工况II事件，只要证明其不可能构成严重后果或其后果被其他ATWS事件所包 容，则可不进行详细计算分析。属于III、V类工况事件可不进行ATWS分析。 5.1.2要求详细计算分析的典型ATWS事件 5.1.2.1概述 果。因此，对这些事件进行详细的分析对改进设计、提高安全性有特殊的重要性。 5.1.2.2丧失正常给水 2 NB/T20104—2012 蒸汽发生器失去正常给水使其传热能力下降，造成冷却剂平均温度升高，一回路系统压力上升。如 果未能紧急停堆，可能响燃料及压力边界的完整性。 5.1.2.3功率运行时控制棒组失控抽出 功率运行时控制棒失控抽出将意外引入正反应性而导致堆功率迅速升高，由于未能紧急停堆，严重 的功率失配可能导致一回路系统冷却剂温度升高，压力上升，并可能使堆芯出现偏离泡核沸腾，导致燃 料梯“烧段”。 5.1.2.4丧失厂外交流电源 丧失厂外交流电源后，不仅可能使冷却剂强迫流动停止，而且可能造成蒸汽发生器失去正常给水。 若未能紧急停堆，因丧失热阱及不能正常导出堆芯热盘可能造成严重的功率失配，冷却剂温度和压力上 升，并可能造成部分燃料梯“烧毁”。 5.1.2.5汽轮机事故停机 该事件由于严重的功率失配可能导致冷却剂温度、压力急剧上升，蒸汽发生器二次侧压力上升。由 于未能紧急停堆，可能对一、二回路压力边界的完整性构成威胁 5.1.2.6反应堆冷却剂系统卸压 稳压器的一个安全阀误开启，或者反应堆冷却剂系统管道的取样管和仪表管泄漏造成冷却剂向安全 壳喷放，导致安全壳温度和压力升高。由于未能紧急停堆，可能影响燃料元件及安全壳的完整性。 5.2用于ATWS分析的初始条件和假设条件 5.2.1电厂的初始条件 应合理选取电厂的初始条件以进行ATWS分析。所确定的电厂初始条件应在电厂运行寿期内出现，并 且经常是在该条件下运行。选择在电广95%的运行寿期内均存在的运行条件是合适的。在运行条件的现 实性与保守性之间应有合理的平衡。 至少应确定以下参量： 电厂的运行寿期及相应的反应性： 堆功率水平： c) 堆芯功率分布； (P 堆芯冷却剂流量， 堆芯冷却剂进出口温度； f) 堆芯控制棒位置； g) 冷却剂中硼浓度； h) 衰变热函数： i) 稳压器水位： 稳压器压力； k) 稳压器释放阀及安全阀额定流墅： 1) 蒸汽发生器二次侧压力和温度： 蒸汽发生器水装罐： m) n) 汽轮机的蒸汽流量： o) 蒸汽发生器释放阀及安全阀额定流量： 3 NB/T20104—2012 蒸汽发生器给水流和温度； p) 安全壳条件（温度和压力等）； (b r) 汽轮机旁路系统投入运行条作； s）专设安全设施运行特性。 此外，与分析结果相关的其他特性亦应在初始条件中给定。 5.2.2假设条件 为得到一个偏于保守的分析结史，应选取合理而有代表性的ATWS分析事件的假设条件。这些假设 条件通常应强调瞬态过程是在瞬问发生，以加重事件的严重性；或选择较为苛刻的运行条件，加重事件 的后果。对于不利条件的假设可在敏感性分析中进行。 5.2.3电厂的初始条件与假设条件的选择方法 可采用下述方法之一确定电厂初始条件和假设条件： a) 选取最终安全分析报告或技术规格书确认的保守值； b) 选取设计运行值（考虑控制范围容差，但不考虑任一测量不确定性的容差，以及由自动控制系 统或人工控制下控制变量的容差）； c） 选取测量或设计值（不考虑任一对设计裕量及测量不确定度的容差）； d）选取的计算值应包络电厂95%寿期内的正常运行值。 采用b、c或d的方法应进行敏感性分析，以证明参骨的微小变化对ATWS分析不产生显著的影响。 5.3ATWS分析中设备和系统运行准则 ATWS分析中相应的设备和系统的运行准则应为： a）ATWS事件分析应考虑设备和系统正常投入，但不考虑其功能失效： (q 所设计的设备和系统应有能力缓解瞬态过程的后果，应对这些设备和系统做相应的敏感性分析 以鉴别其影响程度， c） 概率分析应证明在进行瞬态分析的持续时问内设备和系统火效的可能性极小； d) 触发反应堆停堆的设备和系统的设计应其有多秤性。 5.4分析程序和模型选择 5.4.1概述 鉴于-些ATWS求件可能导致严重后果，应选用能适应于该瞬态分析要求的计算机程序和数理模 型。在分析报告中应说明分析程序的特点、性能、应用范围、主要的数理模型及相应的简化和设。应