(高清版)GBT 40860-2021 压水堆核电厂设计扩展工况分析要求

压水堆核电厂设计扩展工况分析要求2021-10-11发布国家标准化管理委员会前言 I1范围 2规范性引用文件 3术语和定义 4DEC-A安全分析要求 4.1DEC-A验收准则 14.2DEC-A工况选取 24.3DEC-A分析方法 25DEC-B安全分析要求 35.1DEC-B验收准则 35.2DEC-B工况选取 35.3DEC-B分析方法 3附录A(资料性)压水堆核电厂DEC-A清单示例 附录B(资料性)压水堆核电厂DEC-B清单示例 6参考文献 7I本文件按照GB/T1.1—2020《标准化工作导则第1部分：标准化文件的结构和起草规则》的规定请注意本文件的某些内容可能涉及专利。本文件的发布机构不承担识别专利的责任。本文件由全国核能标准化技术委员会(SAC/TC58)提出并归口。1压水堆核电厂设计扩展工况分析要求本文件规定了压水堆核电厂设计扩展工况安全分析的要求，包括验收准则、工况选取、分析方法等。本文件适用于压水堆核电厂设计扩展工况的安全分析，其他堆型核电厂参照使用。本文件不包括乏燃料水池事故工况分析相关要求。2规范性引用文件本文件没有规范性引用文件。3术语和定义下列术语和定义适用于本文件。设计基准事故designbasisaccident;DBA导致核电厂事故工况的假设事故，这些事故的放射性物质释放在可接受限值以内，该核电厂是按确定的设计准则和保守的方法来设计的。不在设计基准事故考虑范围的事故工况，在设计过程中按照最佳估算方法加以考虑，并且该事故工况的放射性物质释放在可接受限值以内。注：设计扩展工况包括没有造成堆芯明显损伤的设计扩展工况(DEC-A)和堆芯熔化工况(即严重事故，DEC-B)。导致单一系统或部件不能执行其预定安全功能的一种故障，以及由此引起的各种继发故障。严重性超过设计基准事故并造成堆芯明显恶化的事故工况。4DEC-A安全分析要求4.1DEC-A验收准则DEC-A分析采用的验收准则包括：a)堆芯应最终达到并处于次临界状态，反应堆余热应能有效导出；2b)应保证堆芯不出现明显损伤和应保证堆芯可冷却的几何形状；c)应保证反应堆冷却剂系统压力边界完整性；注：本项主要适用于存在一回路超压的事故工况。对于始发LOCA(丧失反应堆冷却剂事故Lossofcoolantacci-dent)等反应堆冷却剂系统初始完整性已丧失的事故，本项不适用。d)应保证安全壳的完整性；e)放射性后果应满足非居住区边界上任何个人在事故的整个持续时期通过烟云浸没外照射和吸入内照射途径所接受的有效剂量在限值以下。4.2.1应覆盖核电厂可能处于的不同运行模式。4.2.2应采用工程判断、确定论和概率论相结合的方法来确定。确定步骤可考虑如下：a)采用概率论分析方法对核电厂超出设计基准事故考虑范围的事故工况和多重失效事故工况进行定量化分析，采用合适的频率值进行工况筛选，并根据核电厂的设计特点结合确定论分析及工程判断等对筛选的工况清单进行补充形成DEC-A初步清单；b)对DEC-A初步清单进行分析和进一步归并，形成最终的DEC-A工况清单。附录A中表A.1给出了核电厂典型的DEC-A工况清单示例。4.3DEC-A分析方法宜采用经过评估适用的计算机程序进行分析，所选择的计算机程序应能模拟核电厂的主要系统及设备，并能模拟DEC-A工况瞬态过程中相应热工水力相关现象以及完成放射性后果分析。4.3.2.1分析中可采用现实模型和最佳估算方法，分析参数可采用最佳估算值，包括但不限于：a)反应堆初始功率；b)反应堆冷却剂系统的初始压力和初始温度；c)反应堆冷却剂初始流量；d)堆芯物理参数，如慢化剂温度系数、多普勒温度系数及多普勒功率系数、功率分布等；e)堆芯衰变热；f)源项和放射性后果计算相关参数，如破损燃料裂变产物释放量、安全壳泄漏率等；g)系统及设备的性能参数。4.3.2.2分析中应采用能够在DEC-A环境条件中执行预期功能的系统及设备。4.3.2.3分析采用的操纵员开始干预时间应是合理可信的。分析原则包括：a)分析中所采用的系统及设备可不考虑单一故障；b)不考虑叠加由于维修导致的系统或设备不可用；c)不考虑额外叠加丧失厂外电源。分析结果应包括：3a)计算结果与DEC-A验收准则的符合情况评价。b)能够充分证明DEC-A验收准则得到满足的计算结果，例如：1)主要的事件序列；2)堆芯核功率及热功率随时间的变化情况；3)稳压器压力或反应堆冷却剂系统压力随时间的变化情况；4)反应堆冷却剂温度随时间的变化情况；5)反应堆冷却剂流量随时间的变化情况；6)蒸汽发生器二次侧蒸汽流量随时间的变化情况；7)蒸汽发生器二次侧蒸汽压力随时间的变化情况；8)稳压器水体积随时间的变化情况；9)蒸汽发生器水体积随时间的变化情况；10)安全壳压力、温度等参数随时间的变化情况(如果分析中耦合模拟了安全壳)。c)事故后长期状态的评价，分析结果应能表明在发生DEC-A事故后，核电厂能够达到并维持安5DEC-B安全分析要求5.1DEC-B验收准则DEC-B分析采用的验收准则包括：a)应将反应堆冷却剂系统压力降至可接受范围；b)应维持堆芯熔融物的可冷却性，应实现熔融物的可靠滞留或包容；c)应对安全壳压力和温度、可燃气体浓度等进行控制，以保证安全壳的完整性；d)放射性后果应满足保护公众所采取的防护行动在持续时间和范围上是有限的，并有足够的时间来采取这些防护行动。5.2DEC-B工况选取5.2.1应覆盖核电厂可能处于的不同运行模式。5.2.2应采用工程判断、确定论和概率论相结合的方法来确定。确定步骤可考虑如下：a)采用概率论分析等方法对核电厂导致堆芯损伤的工况进行初步筛选；b)针对核电厂的设计特点进行严重事故现象分析，确定可能导致核电厂严重事故威胁的主要事故现象，针对各严重事故现象和严重事故缓解措施设计应对各严重事故现象的功能要求，通过工程判断、确定论结合概率论筛选结果，最终确定DEC-B工况清单。附录B中表B.1给出了核电厂典型的DEC-B清单示例。宜采用经过评估适用的计算机程序进行分析，所选择的计算机程序应能模拟核电厂的主要系统和设备，并能模拟DEC-B工况事故过程中相应严重事故进程和现象以及完成放射性后果分析。5.3.2.1分析中可采用现实模型和最佳估算方法，分析参数可采用最佳估算值，包括但不限于：a)反应堆初始功率；4b)反应堆冷却剂系统的初始压力和初始温度；c)反应堆冷却剂初始流量；d)堆芯物理参数；e)堆芯衰变热；f)源项和放射性后果计算相关参数，如放射性去污因子、安全壳泄漏率等；h)系统及设备的性能参数。5.3.2.2分析中应采用能够在DEC-B环境条件中执行预期功能的系统及设备。5.3.2.3分析采用的操纵员开始干预时间应是合理可信的。5.3.3分析原则分析原则包括：a)分析中所采用的系统及设备可不考虑单一故障；b)不考虑叠加由于维修导致的系统或设备不可用；c)不考虑额外叠加丧失厂外电源。分析结果应包括：a)计算结果与DEC-B验收准则的符合情况评价。b)能够充分证明DEC-B验收准则得到满足的计算结果，例如：1)主要的事件序列；2)稳压器压力或反应堆冷却剂系统压力随时间的变化情况；3)安全壳压力、温度、可燃气体浓度随时间的变化情况；4)堆芯熔融物的可滞留状态；5)厂外放射性后果。c)事故后长期状态的评价，分析结果应能表明在发生DEC-B事故后，核电厂能够达到并维持可控状态，并维持安全壳功能。5(资料性)压水堆核电厂DEC-A清单示例表A.1给出核电厂典型DEC-A清单示例。表A.1核电厂典型DEC-A清单示例序号DEC-A工况1未能紧急停堆的预期瞬态2全厂断电3余热排出模式下的丧失堆芯冷却4丧失到最终热阱的正常通道5丧失全部给水6丧失反应堆冷却剂事故(LOCA)叠加一套应急堆芯冷却系统完全丧失7丧失设备冷却水系统或重要厂用水系统8多根蒸汽发生器传热管破裂9半管运行或换料期间液位不可控下降6(资料性)压水堆核电厂DEC-B清单示例表B.1给出核电厂典型DEC-B清单示例。表B.1核电厂典型DEC-B清单示例序号DEC-B工况严重事故现象严重事故缓解措施功能需求1全厂断电(SBO)叠加二次侧冷却全部失效高压熔堆一回路快速卸压2丧失全部给水叠加二次侧冷却失效，同时能动安注系统失效3大LOCA事故叠加能动安注系统失效氢气燃烧和爆炸安全壳消氢4中LOCA事故叠加能动安注系统失效5小LOCA事故叠加能动安注系统失效6全厂断电(SBO)叠加二次侧冷却全部失效7大LOCA事故叠加能动安注系统失效底板熔穿和压力容器外蒸汽爆炸堆腔注水冷却8中LOCA事故叠加能动安注系统失效9小LOCA事故叠加能动安注系统失效全厂断电(SBO)叠加二次侧冷却全部失效大LOCA叠加能动安注失效，同时安喷失效缓慢超压安全壳热量导出[1]HAF102—2016核动力厂设计[2]IAEASSR-2/1,SafetyofNuclearPowerPlants:Design,IAEA,2016[3]IAEATECDOC-1791