2021-12-26发布 2021-12-26实施 实施ICS13.280 CCSF73 团体标准 T/BSRS081-2021 核动力厂安全审评设计基准事故破口类 工况校核计算技术规范 TechnicalcodeforverificationcalculationofLoss-of-Coolant-Accident conditionsindesign-basis-accidentssafetyreviewofnuclearpowerplant （发布稿） 本电子版为发布稿。请以北京市辐射安全研究会出版的正式标准为准 发布 北京市辐射安全研究会 全国团体标准信息平台 I目次 前言..............................................................................................................................................II 1适用范围.........................................................................................................................................1 2规范性引用文件.............................................................................................................................1 3术语和定义.....................................................................................................................................1 4设计基准事故破口类专业校核计算技术规范............................................................................2 全国团体标准信息平台 II前言 为贯彻《中华人民共和国环境保护法》、《中华人民共和国放射性污染防治法》、《中 华人民共和国核安全法》和《中华人民共和国和环境影响评价法》，规范核动力厂安全审评 设计基准事故破口类工况校核计算，制定本文件。 本文件规定了核安全审评设计基准事故破口类专业校核计算的目的、范围、原则、目标、 工况选取、专业描述等方面内容。可为核动力厂安全审评设计基准事故破口类专业校核计算 人员的工作开展提供指导，也可为核动力厂的设计、运营等单位的核安全校核计算工作提供 参考。 本文件适用于核动力厂设计、运行和退役过程中安全审评设计基准事故破口类专业的校 核计算，研究堆和其他核设施的校核计算可参照执行。 本规范为指导性参考方法。 本规范由生态环境部核与辐射安全中心和北京市辐射安全研究会组织制定。 本规范主要起草单位：生态环境部核与辐射安全中心 本文件主要起草人：安婕铷、高新力、庄少欣、宋维、左嘉旭。 全国团体标准信息平台 1核动力厂安全审评设计基准事故破口类工况 校核计算技术规范 1适用范围 国家核安全局负责提出设计基准事故破口工况安全审评校核计算的工作要求，并委托技 术支持单位开展校核计算。 本技术规范适用于核动力厂设计、运行和退役过程中设计基准事故破口类工况的安全审 评校核计算，研究堆和其他核设施的校核计算可参照执行。 本技术规范规定了设计基准事故破口类工况校核计算过程中涉及的数据需求、计算软 件、模型构建、计算结果的分析评价等方面的内容。 2规范性引用文件 下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款。其中，注日期 的引用文件，仅该日期对应的版本适用于本文件；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。 《中华人民共和国核安全法》（2018） HAF001民用核设施安全监督管理条例 HAF102核动力厂设计安全规定 HAF103核动力厂运行安全规定 HAD102/17核动力厂安全评价与验证 NNSA-0217核电厂安全分析报告标准审查大纲（核安全译文） 《核动力厂安全审评校核计算管理程序（试行）》（核电函〔2019〕13号） 《核与辐射安全监管工作保密管理办法》 NSC-GF-066-2019核动力厂安全审评校核计算要求与方法 3术语和定义 3.1 校核计算verificationcalculation 校核计算是指在核与辐射安全审评监管过程中，针对审评对象的安全相关问题，由核安 全国团体标准信息平台 2全监管部门及其技术支持单位使用相应计算软件，独立开展的符合性和评价性的计算工作。 3.2 事故工况accidentconditions 比预计运行时间更严重的工况，包括设计基准事故和严重事故。 4设计基准事故破口类专业校核计算技术规范 4.1设计基准事故破口类专业校核计算评价的原则 4.1.1设计基准事故破口类专业安全审评校核计算应由国家核安全局委托其技术支持机构独 立开展。技术支持机构确保校核计算过程满足质量保证的相关要求，并对校核计算评价报告 内容的真实性和准确性负责。 4.1.2校核计算采用的软件应具有确定来源和使用权限，计算方法应合理可行且行业内认可。 4.1.3设计基准事故破口类工况安全分析校核计算的各个环节必须具有清晰完整的记录，整 个建模过程具有可追溯性。 4.1.4参与校核计算的人员须遵守有关保密规定，不得将所有校核计算相关资料泄露给任何 第三方。 4.2设计基准事故破口类工况校核计算内容的选择 4.2.1设计基准事故破口类工况安全分析专业校核计算内容主要针对以下方面：核动力厂冷 却剂丧失事故工况下燃料元件包壳最高温度、堆芯压力、破口流量、反应堆堆芯、堆芯下降 段塌陷水位、安注箱流量、完整环路的CMT流量等关键准则参数，选取典型算例进行符 合性计算，验证破口类工况安全分析结果的正确性，并基于计算结果和法规标准中的限值对 该电厂破口类事故工况进行评价。 4.2.2破口类工况安全分析校核计算应适当开展破口谱分析、敏感性分析、不确定性分析， 应重点关注以下问题： a）不确定分析中，筛选出对结果有重要影响的过程和初始条件，以及其相关重要参数。 b）破口谱分析中，破口尺寸和位置的假设，及其分析计算。 4.3设计基准事故破口类专业校核计算软件 4.3.1根据校核计算内容的特点，确定开展校核计算的方法和使用的计算软件，并简要说明 选择该软件的依据或原因。尽量选择与安全分析报告中所用不同但具有相同功能的软件。 4.3.2破口类专业校核计算的核心软件主要采用系统分析软件，所选择的系统分析软件其模 全国团体标准信息平台 3型应该能够用于分析核动力厂的失水事故和运行瞬态等，其流体动力学模型、传热模型等计 算模型应具备足够的能力来模拟校核计算对象的破口类工况瞬态下的重要热工水力现象等 关键现象。 4.3.3设计基准事故破口类工况的校核计算应采用经过充分验证的成熟系统分析软件，如： 美国核管会(NRC)在主导开发并用于执照审查的反应堆最佳估算系统分析程序TRACE； 国际通用的核电厂事故分析程序，广泛用于压水堆核电厂的设计和校核的系统分析程序 RELAP5/MOD3.3等。 4.3.4校核计算软件的选择还应考虑校核计算对象的反应堆类型，并重点关注软件模型参数 的适用范围，确保该软件对于校核计算应用对象的适用性。 4.4设计基准事故破口类专业校核计算数据需求 4.4.1根据所选计算程序的输入要求，制作标准的数据需求清单。设计基准事故破口类工况 的系统模型，针对目前成熟的系统分析程序，其需求的核心输入数据基本相同。基于不同的 分析对象、不同的系统分析程序等情况，会对数据需求有所增减变化。 4.4.2设计基准事故破口类工况的系统模型数据需求主要包括： a）核电厂总体设计参数： ①核电厂参数：一回路总功率，堆芯额定功率； ②电厂系统结构总体描述：一、二回路结构和功能，保护系统功能； ③一回路系统总布置图。 b）堆芯和燃料参数： ①活性区详细尺寸，材料，堆内布置图； ②燃料组件结构； ③燃料棒数目，芯块、气隙和包壳几何尺寸，各材料物性； ④控制棒组成，数目，材料物性； ⑤热通道四类焓升因子； ⑥堆芯详细结构尺寸，堆芯下降段环腔、下封头、活性区、上封头各部分水装量。 c）压力容器：结构尺寸图、堆内构件基本结构和材料、各区域的容积。 d）主管道：详细布置图、结构尺寸以及各部分阻力系数。 e）稳压器：详细尺寸结构、阀门（安全，释放，喷淋）大小、流量、加热丝功率、开启关 闭压力值、稳压器波动管的具体结构和尺寸。 f）主泵：尺寸、结构、参数（总有效热功率，流量，泵扬程，转动惯量，四相曲线）。 g)蒸汽发生器： 全国团体标准信息平台 4①结构尺寸图； ②二次侧各区域的容积划分图和流体体积； ③主要部位的流通面积； ④主给水及辅助给水系统各部件基本结构和尺寸； ⑤给水压力、温度、流量、开启关闭信号； ⑥安全阀的整定值、流量、触发压力值； ⑦蒸汽产量、压力、循环倍率； ⑧传热管数量、尺寸、质量和材料物性表； ⑨0%、50%、75%和100%功率下蒸发器二次侧水装量和稳压器水位。 h）系统：反应堆冷却剂系统各部分压降。 i）安注系统：各分系统结构尺寸、压力、流量等。 j）紧急停堆系统： ①反应性引入随时间变化； ②停堆引入总反应性。 k）保护系统信号、整定值