ICS 27.120.20 F 65 备案号： 35980—2012 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T 20057.2—2012 代替EJ/T319—1992 压水堆核电厂反应堆系统设计堆芯 第2部分：热工水力设计准则 Pressurized water reactor nuclear power plants reactor system design--Core Part 2: Thermal hydraulic design criteria 2012~01-06发布 2012-04-06实施 国家能源局 发布 NB/T20057.2—2012 言 前 《压水堆核电厂反应堆系统设计》分为四个部分： 压水堆核电厂反应堆系统设计堆芯 第1部分：核设计； -压水堆核电厂反应堆系统设计堆芯 第2部分：热工水力设计； 压水堆核电厂反应堆系统设计堆芯 第3部分：燃料组件； 压水堆核电厂反应堆系统设计堆芯第4部分：燃料相关组件。 本部分为《压水堆核电厂反应堆系统设计》的第2部分。 本部分按照GB/T1.1--2009给出的规则起草。 本部分代替EJ/T319-1992《压水堆核电厂反应堆热工水力设计准则》，与EJ/T319—1992相比， 主要技术变化如下： 依据GB/T1.1一2009进行结构和文字描述方面的修改； 修改原先描述不确切的地方； 根据国内核电设计经验、AP1000和EPR相应安全分析报告对已不适用的条文进行修改； 一增加相关术语的定义。 本部分由能源行业核电标准化技术委员会提出。 本部分由核工业标准化研究所归口。 本部分起草单位：中国核动力研究设计院。 本部分主要起草人：张虹、刘昌文、任春明、刘余。 EJ/T319于1992年首次发布。 I NB/T20057.2-—2012 压水堆核电厂反应堆系统设计堆芯 第2部分：热工水力设计 1范围 本部分规定了压水堆核电厂反应堆热工水力设计总的原则、堆芯热工水力设计基准和确定热工水力 参数设计限值的原则。 本部分适用于压水堆核电厂反应璀热工水力设计，也可作为其他用途的压水堆热工水力设计参考。 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/T4960核科学技术术语 NB/T20035—2011压水堆核电厂工况分类 NB/T20103—-2012压水堆核电厂事故分析安全判据 3术语及定义 GB/T4960和NB/T20035一2011界定的以及下列术语和定义适用于本文件。 3. 1 最佳估算流量 bestestimateflow 电厂实际运行条件下最可能的流量。它不考患系统流动阻力或泵扬程的不确定性，是基于对反应堆 压力容器、蒸汽发生器和管道的流动阻力的最佳估算，以及基于对反应堆冷却剂泵扬程和流量的最佳估 算来确定的。 3. 2 热工设计流量thermaldesigntflow 用于反应堆堆芯热工性能、蒸汽发生器热工性能以及用于电厂主要参数设计的保守的小流量。 3. 3 机械设计流量 量mechanicaldesignflow 用于反应堆压力容器内的堆内构件和燃料组件等机械设计的保守的大流量。 4总的设计原则 4.1反应堆热工水力设计的总日标，是为反应堆提供与堆芯产生热量能力相匹配的传热能力，并为二 回路系统提供合理的一回路系统压力、温度等热工参数，在保证限制放射性产物释放的三道屏障满足各 类工况的安全要求前提下，使核电厂具有良好经济性。 1 NB/T20057.2—2012 4.2在工况I和工况I下，设计应保证堆芯燃料棒不产生传热破损，对可能出现的随机破损，亦应控 制在净化系统的能力范围之内。因此设计应保证，工况I下的运行参数与它们的保护定值之间，留有足 够的安全裕量；在工况II下，最多仅出现保护性停堆，而且在采取校正措施之后，能够较快地恢复运行。 4.3在工况II下，堆芯燃料棒有可能出现少量破损，使反应堆不能较快恢复，甚至长时间内不能恢复 运行。但设计仍应保证工况II下的堆芯热工水力参数满足NB/T20103一2012规定要求，并应保证反应 堆能安全停堆和顺利排出堆芯余热。 4.4在工况IV下，堆芯可能有较多的燃料棒发生破损，但设计仍应保证工况IV下的燃料有关参数满 足NB/T20103--2012规定要求。而且应确保在工况IV下反应堆能安全停堆，并维持在次临界状态；确 保堆芯有可冷却几何条件，并顺利排出堆芯余热。 5设计基准 5.1偏离泡核沸腾设计基准 5.1.1在工况和工况IⅡI下，堆芯极限燃料棒应在95%的置信度下至少有95%的概率不发生偏离泡核 沸腾（DNB）。 5.1.2设计应保证在考虑了各种不确定因素所需裕量后，工况1和工况I下堆芯极限燃料棒最小偏离 泡核沸腾比（DNBR）大于或等于所采用的DNB关系式对应的安全限值。 5.1.3计算DNBR的计算机程序，应经过验证和鉴定，且应满足下述要求： 一计算机程序中应至少包含一个DNB经验关系式，它应满足计算对象的几何条件，且适合 计算对象所处的冷却剂温度、压力和流速等环境状态（包括稳态的和瞬态的）；还能适应 计算对象轴向非均匀加热和不同径向受热状态； 计算机程序中计算DNB的物理模型应能描述（或考虑）工况I和工况I下堆芯内各相邻 的冷却通道之间所存在的能量、质量和动量交换对DNB的影响； 计算DNB的物理模型和DNB关系式应是相互适应的，而且应具有足够精度。 5.1.4计算堆芯最小DNBR时，应考堆芯整个燃耗寿期内，所有可能发生DNB现象的燃料棒和冷 却剂通道，沿活性段轴向还应划分足够多的计算点。 5.2燃料棒温度设计基准 5.2.1在工况I和工况II下，堆芯燃料棒热点峰值燃料温度，应在95%的置信度下，至少有95%的概 率低于规定比燃耗下的燃料熔点。 5.2.2设计应保证在考虑各种不确定因素所需裕量后，工况I和工况II下堆芯燃料棒热点峰值燃料温 度仍低于规定比燃耗下燃料熔点。 5.2.3设计应保证在最大超功率工况下，堆芯燃料棒热点线功率密度与极限线功率密度之间留有足够 裕量。 5.2.4计算燃料棒温度的计算机程序，应经过验证和鉴定，且应满足下述要求： 计算机程序中应至少有一组配套使用的热传导经验关系式和经验常数，它们应适合燃料棒 的几何形状、材料性质和燃料棒所处的冷却剂温度、压力和流速等环境状态（包括稳态的 和瞬态的）； 一计算机程序中计算燃料棒温度场的物理模型应能描述（或考虑）燃料棒在受热和辐照过程 中产生的种种变化对燃料棒温度场的影响；应能描述燃料棒和冷却剂之间可能发生的实际 传热状况； 2 NB/T 20057.2—2012 一计算燃料棒温度场的物理模型和热传导关系式（含经验常数）应是相互适应的，而且应具 有足够精度。 5.3堆芯冷却剂流量设计基准 5.3.1在正常运行状态下，堆芯燃料元件和需冷却的其他构件，应得到充分冷却；在事故状态下，应 有足够的冷却剂保证导出堆芯余热。 5.3.2在反应堆热工设计中采用的冷却剂流量，应在冷却剂系统设计提供的最佳估算流量基础上考虑 一定的设计裕量。例如，对一回路系统冷却剂流量，应选用热工设计流量进行热工设计。 5.3.3热工设计流量中凡未完全用于冷却堆芯燃料棒的部分，均应视为旁通流量。热工设计应对这部 分流量提出限制。 5.3.4在反应堆水力学设计中，应采用最佳估算流量计算有关水力学流动阻力；采用机械设计流量计 算有关水力学载荷。 5.4水力学稳定性设计基准 5.4.1在工况I和工况II下，不应发生堆芯水力学流动不稳定现象。 5.4.2设计应保证在工况I和工况I下堆芯极限冷却剂通道中不发生因冷却剂密度变化引起的流动不 稳定。 5.4.3反应堆冷却剂系统特性和堆内构件不应导致或助长水力学流动不稳定。 5.5其他设计基准 堆芯热工水力设计除了应遵守上述设计基准之外，还应遵守核电厂其他与堆芯热工水力设计有关的 所有设计基准，如反应堆冷却剂系统压力限制、燃料棒包壳表面温度限制、锆-水反应总量限制、燃料 比恰限制、包壳材料氧化量限制以及堆内构件和燃料组件的水力学载荷限制等。 6热工水力参数设计限值的确定原则 6.1确定热工水力参数设计限值时，除了应满足反应堆和整个核电厂的安全性要求之外，还应尽量考 虑核电厂的经济性要求。 6.2热工水力参数的设计限值，应考虑下列因素： a) 保持燃料棒完整性的阈值； b) 为有关误差和不确定性的影响所留的裕量； c) 为瞬态和（或）事故工况所留的裕量： d) 应考虑的其他裕量。 6.3至少应考虑下列误差和不确定性对热工水力参数设计限值的影响： 反应堆热功率、冷却剂系统压力和入口温度（或平均温度）的不确定性，由于测量误差、控制 a) 系统特性和核电厂本身稳定运行的需要，使这些参数在额定工况下偏离名义值； b) 计算机程序或在线系统计算不确定性； 在稳态和瞬态过程中，反应堆空间功率分布因某种原因产生的变化； c) d) 堆内构件、燃料组件和燃料棒在反应堆长期运行中所产生的形变和物性变化对热源、流体流动 和传热的影响； e)不 有关安全设施的能力、电路特性和流体流动特性，在运行寿期内可能产生的变化及其测量系统 和控制系统不确定性所造成的误差，使安全设施的实际性能下降； 3 NB/T 20057.2—2012 在辐照和冷却剂的长期作用下，燃料棒包壳材料性能可能产生的变化。 f) 4