2023压水堆核电厂事故分析和安全判据

压水堆核电厂事故分析和安全判据AccidentanalysessafetycriteriaforpressurizedwaterreactornuclearpowerplantNB/T20103-2023目次前言.................................................................................II1234567范围...............................................................................1规范性引用文件.....................................................................1术语和定义.........................................................................1辐射安全准则.......................................................................2事故分析的总体要求.................................................................2典型事故的分析和安全判据（设计扩展工况除外）.......................................3设计扩展工况的分析及安全判据......................................................29参考文献.............................................................................32I压水堆核电厂事故分析和安全判据12范围本文件规定了压水堆核电厂事故分析的基本内容、假设条件及应用准则等。本文件适用于压水堆核电厂的事故分析，厂址选择阶段的安全分析评价可参考使用。规范性引用文件文件。GB6249-2011核动力厂环境辐射防护规定NB/T20035压水堆核电厂工况分类压水堆核电厂反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统超压分析要求NB/T20101压水堆核电厂反应堆弹棒事故分析要求3术语和定义下列术语和定义适用于本文件。中等频率事件moderate-frequencyevent核电厂在一个日历年内可能发生的偏离正常运行的状态或故障（通常预计为大于10-2/堆年）。稀有事故infrequentaccident核电厂运行寿期内发生频率很低的事故（通常预计为10~10/堆年）。极限事故limitingaccident核电厂运行寿期内发生频率极低的事故（通常预计为10~10/堆年）。设计扩展工况designextensioncondition(DEC)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（缩写为DEC-A）和堆芯熔化工况（即严重事故，缩写为DEC-B）。单一故障single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。[来源：HAF102-2016核动力厂设计安全规定]1偏离泡核沸腾departurefromnucleateboiling（DNB）的传热，致使在热流密度-温差曲线上出现一个极值时的沸腾。[来源：GB/T4960.2-1996核科学技术术语-裂变反应堆]偏离泡核沸腾比departurefromnucleateboilingratio（DNBR）燃料元件包壳上给定点的偏离泡核沸腾热流密度与实际热流密度之比。4辐射安全准则概述对辐射安全准则的技术支持，通过论证技术准则的满足性，可充分证明满足辐射安全准则的要求。中等频率事件的准则中等频率事件对环境造成的放射性影响应低于GB6249-2011中6.1的规定，即对公众中任何个人造成的有效剂量每年应小于0.25mSv。稀有事故的准则稀有事故对环境造成的放射性影响应低于GB6249-2011中7.2的规定，即在发生一次稀有事故时，非居住区边界上公众在事故后2小时内以及规划限制区外边界上公众在整个事故持续时间内可能受到的有效剂量应控制在5mSv以下，甲状腺当量剂量应控制在50mSv以下。极限事故的准则极限事故对环境造成的放射性影响应低于GB6249-2011中7.2的规定，即在发生一次极限事故时，非居住区边界上公众在事故后2小时内以及规划限制区外边界上公众在整个事故持续时间内可能受到的有效剂量应控制在0.1Sv以下，甲状腺当量剂量应控制在1Sv以下。设计扩展工况的准则4.5.1DEC-A对于没有造成堆芯明显损伤的设计扩展工况（DEC-A），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。4.5.2DEC-B对于造成堆芯熔化的设计扩展工况（即严重事故，或DEC-B），保护公众所采取的防护行动在持续时间和范围上应是有限的，并应有足够的时间来采取这些防护行动。5事故分析的总体要求应确定事故分析所考虑的工况并进行分类，分类的方法应按照NB/T20035中规定的方法。2应根据工况分类的情况，选取相对应的分析方法和假设条件，例如，对于除设计扩展工况外，其余事故分析中应考虑单一故障，并确定最不利的单一故障。采用的事故分析方法和程序应经过评定或验证，例如，分析方法、数学模型、计算机程序、输入数据等的评定或验证，并应考虑分析参数的不确定性。所用的安全系统以及用于设计扩展工况的安全设施在所考虑的事故过程中应能执行其功能。应根据工况分类的情况选取相应的验收准则。6典型事故的分析和安全判据（设计扩展工况除外）概述根据事件或事故的性质，将中等频率事件、稀有事故和极限事故分为7类，本章对这些事件或事故的分析内容、假设条件以及应用准则等进行规定。有关设计扩展工况的相关内容在第7章进行规定。本章罗列的工况及分类是作为示例，不同核电厂的工况及分类可能与本章存在不同。二回路系统排热增加6.2.1或汽轮机旁路排放阀等）意外开启（中等频率事件）6.2.1.1事故概述应性增加，并引起功率水平的提高和停堆深度的降低。功率水平的任何意外增高可能会导致紧急停堆，如果控制保护不当，则可能造成燃料元件损坏或反应堆冷却剂系统超压。6.2.1.2分析和评价的内容分析和评价的内容包括：a)初始条件和假设条件包括：反应堆和相关系统的初始条件、热工水力分析方法、安全保护系统的性能和动作时间的延迟、系统和部件的反应，操纵员的必要或可能的处理动作等；b)事故分析计算的结果包括：堆芯流量及环路流量、堆芯核功率及热流密度、反应性、最小偏离泡核沸腾比（DNBR）、稳压器水位、冷却剂温度及压力、以及主蒸汽管道压力等的变化；c)燃料元件可能的损坏以及由此造成的放射性后果。6.2.1.3假设条件假设条件包括但不限于：a)保守选取初始功率，并考虑不确定性。对于分析偏离泡核沸腾(DNB)的工况，初始参数的不确定性有两种选取方法，一种是在瞬态分析时考虑初始参数的不确定性，另一种是在DNBR限值分析中考虑初始参数的不确定性；b)假设保守的停堆特性，例如：考虑最长的停堆延迟时间和具有最大价值的一束控制棒卡在堆芯外面；c)保守选择堆芯燃料燃耗，使慢化剂温度反应性系数、多普勒燃料温度反应性系数、空泡反应性系数、轴向功率分布和径向功率分布等组成最为不利的情况；d)假定缓解系统在达到整定值并且考虑保守的延迟时间后动作，整定值对仪表允许误差取一定保守值。366.2.1.4应用的准则.2.1.4.1设计总准则设计总准则包括：a)反应堆的设计应有适当裕度，保证在正常运行工况和预计运行事件下，不超过规定的燃料设计允许限值；b)反应堆冷却剂系统及与其相关的辅助系统或设备的设计应有足够裕度，保证压力边界在正常运行工况和预计运行事件下不致被破坏；c)反应性控制系统的多重性和功能应能够可靠地控制反应性的变化，并通过对卡棒等故障考虑适当裕度，保证在正常运行工况和预计运行事件下，不超过规定的燃料设计允许限值；d)仪表系统可用，可有效监测相关参量和系统的变化以保证安全。6.2.1.4.2技术准则技术准则包括：a)的规定选取相应的系统压力验收准则为110%设计压力；b)应保持燃料元件包壳完整性，DNBR保持在限值以上；c)当不存在其他无关故障时，中等频率事件不应发展成为更严重的事故工况。66.2.2安全壳内和安全壳外的蒸汽管道破裂（小破口属稀有事故，大破口属极限事故）.2.2.1事故概述蒸汽发生器提供给水，以排出衰变热；或者通过非能动余热排出系统进行排热。6.2.2.2分析和评价的内容的假定初始条件进行分析，以核实已鉴别出导致最不利后果的工况。分析和评价的内容包括：a)反应堆及相关系统的初始条件；b)事件进程；c)反应堆冷却剂系统及其辅助系统的响应情况；d)反应堆保护系统的响应；e)操纵员为维持反应堆处于安全停堆状态而采取的行动；f)堆芯核功率及热功率的变化情况以及通过破口的流体排放情况；g)影响中子物理学的变量，例如堆芯冷却剂温度等；h)燃料元件可能的损坏以及由此造成的辐射后果；i)最小DNBR；j)辅助给水等系统在蒸汽管道破裂后提供的流量；k)安全壳在假想破口的质量和能量释放作用下的压力和温度；l)反应堆保护及安全控制系统、仪表系统能起到所设想的自动触发、遥感、指示、控制以及与辅助系统或共用系统联锁等作用，还具有可能的旁通模式和操纵员手动操作的可能性。46.2.2.3假设条件假设条件包括但不限于：a)假设事故发生时的反应堆功率水平和正在运行的环路数目都相应于使事故后果最不利的运行工况；b)保守假设应急堆芯冷却系统对事故的缓解作用；c)保守选取电厂初始状态参数，包括但不限于反应堆冷却剂平均温度、稳压器水位、蒸汽发生器水位等；d)对厂外电源的有效性作保守假定；e)考虑所假设的管道破裂对其他系统的影响（管道甩动、喷射流冲击、反作用力、温度、湿度等）；f)假设具有最大价值的一束控制棒卡在堆芯外面；g)保守选择堆芯燃料燃耗，使慢化剂温度反应性系数、多普勒燃料温度反应性系数、空泡反应性系数、轴向功率分布和径向功率分布等组成最为不利的情况；h)保守选取初始堆芯流量；i)如果在事故初期要求操纵员操作，则为了考虑操纵员的延迟和（或）差错，应对最不利的后果作出评定；j)应保守考虑压力容器下降段及下腔室的流体交混情况。66.2.2.4应用的准则.2.2.4.1设计总准则设计总准则包括：a)反应性控制系统的综合能力和反应性限值的设计，应保证反应堆冷却剂系统在事故工况下冷却堆芯的能力，且保证不超过燃料设计的容许限值；b)反应堆冷却剂系统的设计应能防止反应堆冷却剂压力边界破裂，保证压力边界出现脆化和裂纹扩展的概率最小；c)应急堆芯冷却系统的设计应能保证在事故时冷却堆芯并限制堆芯反应性的变化；d)仪表系统可用，可有效监测相关参量和系统的变化以保证安全；e)厂内外电源系统应能保证安全重要的部件、系统及设备能运行，以确保事故期间不超过燃料元件设计限值和反应堆冷却剂系统压力边界完整性、以及确保事故后堆芯冷却、安全壳完整性及其它重要的功能。6.2.2.4.2技术准则技术准则包括：a)的规定选取相应的系统压力验收准则为110%设计压力；b)除非根据可接受的燃料损坏模型证明只存在少量元件破损，否则对于不满足DNBR所有燃料元件都应假定破损；c)主蒸汽管道破裂的放射性后果不应超过6249-2011规定的限值；d)安全壳内压力和温度应低于安全壳设计值，以保证安全壳的完整性；e)保持反应堆冷却剂泵的完整性，在失去电源和安全壳隔离情况下都不会导致泵密封损坏；5f)辅助给水系统或其它用于事故后余热排出的系统应是安全级的，能够由保护信号触发自动启动；g)反应堆冷却剂泵的事故保护停泵方案及其影响是可以接受的。二回路系统排热减少6.3.1外负荷丧失、汽轮机事故保护停机、冷凝器真空丧失、汽轮机调节阀故障关闭、主蒸汽隔离阀意外关闭（中等频率事件）6.3.1.1事故概述相关事故的概述如下：a)外负荷丧失应堆功率降到较低的水平。此时可通过启动下列一个或几个系统把显热和衰变热排出：蒸汽排放系统，蒸汽旁路到冷凝器系统，辅助给水系统或非能动余热排出系统等。b)汽轮机事故保护停机节阀更快的关闭时间，因而导致更严重的瞬变，并可能触发紧急停堆。事故其余部分与a)相同。c)冷凝器真空丧失冷凝器真空丧失时，能引起汽轮机事故保护停机。其余情况与b)相同。d)汽轮机调节阀故障关闭汽轮机调节阀故障关闭时，蒸汽参数变化较慢，故引起的瞬变不太严重。e)主蒸汽隔离阀意外关闭主蒸汽隔离阀意外关闭将引起b)、c)所描述的结果。6.3.1.2分析和评价的内容分析和评价的内容包括：a)分析评价事件序列及重要参数的计算结果；b)为使反应堆达到并保持在安全状态而用于反应堆保护系统、专设安全系统和操纵员动作等方面的要求；c)仪表控制系统能起到在安全分析中所设想的自动触发、遥感、指示、控制、以及与辅助系统或共用系统联锁等作用，还具有可能的旁通模式和操纵员手动操作的可能性。6.3.1.3假设条件假设条件包括但不限于：a)保守选取初始功率，并考虑不确定性；对于分析的工况，初始参数的不确定性有两种选取方法，一种是在瞬态分析时考虑初始参数的不确定性，另一种是在DNBR限值分析中考虑初始参数的不确定性；b)保守选取初始堆芯流量；c)假设保守的停堆特性，例如：考虑最长的停堆延迟时间和具有最大价值的一束控制棒卡在堆芯外面；6d)保守选择堆芯燃料燃耗，使慢化剂温度反应性系数、多普勒燃料温度反应性系数、空泡反应性系数、轴向功率分布和径向功率分布等组成最为不利的情况；e)假定缓解系统在达到整定值并且考虑适当的延迟时间后动作，整定值对仪表允许误差取一定保守值；f)对厂外电源的有效性作保守假定。66.3.1.4应用的准则.3.1.4.1设计总准则设计总准则包括：a)反应堆的设计应有适当裕度，保证在正常运行工况和预计运行事件下，不超过规定的燃料设计允许限值；b)反应堆冷却剂系统及与其相关的辅助系统或设备的设计应有足够裕度，保证压力边界在正常运行工况和预计运行事件下不致被破坏；c)反应性控制系统的多重性和功能应能够可靠地控制反应性的变化，并通过对卡棒等故障考虑适当裕度，保证在正常运行工况和预计运行事件下，不超过规定的燃料设计允许限值；d)仪表系统可用，可有效监测相关参量和系统的变化以保证安全；e)厂内外电源系统应能保证安全重要的部件、系统及设备能运行，以确保事故期间不超过燃料元件设计限值和反应堆冷却剂系统压力边界完整性、以及确保事故后堆芯冷却、安全壳完整性及其它重要的功能。6.3.1.4.2技术准则技术准则包括：a)的规定选取相应的系统压力验收准则为110%设计压力；b)应保持燃料元件包壳的完整性，DNBR保持在限值以上；c)当不存在其他无关故障时，中等频率事件不应发展成为更严重的事故工况。66.3.2电厂辅助设备非应急交流电源丧失（中等频率事件）.3.2.1事故概述统和设备供电；通过二回路蒸汽排放和辅助给水系统或非能动余热排出系统等进行排热。6.3.2.2分析和评价的内容分析和评价的内容包括：a)仪表和控制系统能起到在安全分析中所设想的自动触发、遥感、指示、控制以及与辅助系统或共用系统联锁等作用；b)用于排出余热的专设安全系统，对其性能应作保守假设；c)堆芯分析模型中采用的各类参数与电厂设计和规定的运行工况相一致；d)燃料元件可能的损坏以及由此造成的放射性后果；e)反应堆保护系统、专设安全设施以及操纵员动作应确保反应堆处于安全状态。76.3.2.3假设条件假设条件包括但不限于：a)保守选取初始功率，并考虑不确定性；对于分析的工况，初始参数的不确定性有两种选取方法，一种是在瞬态分析时考虑初始参数的不确定性，另一种是在DNBR限值分析中考虑初始参数的不确定性；b)假设保守的停堆特性，例如：考虑最长的停堆延迟时间和具有最大价值的一束控制棒卡在堆芯外面；c)保守选择堆芯燃料燃耗，使慢化剂温度反应性系数、多普勒燃料温度反应性系数、空泡反应性系数、轴向功率分布和径向功率分布等组成最为不利的情况；d)假定缓解系统在达到整定值并且考虑适当的延迟时间后动作，整定值对仪表允许误差取一定保守值。66.3.2.4应用的准则.3.2.4.1设计总准则设计总准则包括：a)反应堆的设计应有适当裕度，保证在正常运行工况和预计运行事件下，不超过规定的燃料设计允许限值；b)反应堆冷却剂系统及与其相关的辅助系统或设备的设计应有足够裕度，保证压力边界在正常运行工况和预计运行事件下不致被破坏；c)反应性控制系统的多重性和功能应能够可靠地控制反应性的变化，并通过对卡棒等故障考虑适当裕度，保证在正常运行工况和预计运行事件下，不超过规定的燃料设计允许限值；d)仪表系统可用，可有效监测相关参量和系统的变化以保证安全。6.3.2.4.2技术准则技术准则包括：a)的规定选取相应的系统压力验收准则为110%设计压力；b)应保持燃料元件包壳完整性，DNBR保持在限值以上；c)当不存在其他无关故障时，中等频率事件不应发展成为更严重的事故工况；d)辅助给水系统或非能动余热排出系统的性能应保证持续有效地排出堆芯余热。66.3.3正常给水流量丧失（中等频率事件）.3.3.1事故概述辅助给水系统或非能动余热排出系统等。6.3.3.2分析和评价的内容分析和评价的内容包括：a)仪表和控制系统能起到在安全分析中所设想的自动触发、遥感、指示、控制以及与辅助系统或共用系统联锁等作用；b)用于排出余热的专设安全系统，对其性能应作保守假设；8c)堆芯分析模型中采用的各类参数与电厂设计和规定的运行工况相一致；d)燃料元件可能的损坏以及由此造成的放射性后果；e)反应堆保护系统、专设安全设施以及操纵员动作应确保反应堆处于安全状态。6.3.3.3假设条件假设条件包括但不限于：a)保守选取初始功率，并考虑不确定性；对于分析的工况，初始参数的不确定性有两种选取方法，一种是在瞬态分析时考虑初始参数的不确定性，另一种是在DNBR限值分析中考虑初始参数的不确定性；b)假设保守的停堆特性，例如：考虑最长的停堆延迟时间和具有最大价值的一束控制棒卡在堆芯外面；c)保守选择堆芯燃料燃耗，使慢化剂温度反应性系数、多普勒燃料温度反应性系数、空泡反应性系数、轴向功率分布和径向功率分布等组成最为不利的情况；d)假定缓解系统在达到整定值并且考虑适当的延迟时间后动作，整定值对仪表允许误差取一定保守值。66.3.3.4应用的准则.3.3.4.1设计总准则设计总准则包括：a)反应性控制系统的多重性和功能应能够可靠地控制反应性的变化，并通过对卡棒等故障考虑适当裕度，保证在正常运行工况和预计运行事件下，不超过规定的燃料设计允许限值；b)反应堆冷却剂系统的设计应能防止反应堆冷却剂压力边界破裂，保证压力边界出现脆化和裂纹扩展的概率最小；c)仪表系统可用，可有效监测相关参量和系统的变化以保证安全；d)厂内外电源系统应能保证安全重要的部件、系统及设备能运行，以确保事故期间不超过燃料元件设计限值和反应堆冷却剂系统压力边界完整性、以及确保事故后堆芯冷却、安全壳完整性及其它重要的功能。6.3.3.4.2技术准则技术准则包括：a)的规定选取相应的系统压力验收准则为110%设计压力；b)应保持燃料元件包壳完整性，DNBR保持在限值以上；c)当不存在其他无关故障时，中等频率事件不应发展成为更严重的事故工况；d)应符合对辅助给水系统或非能动余热排出系统的性能要求，包括自动启动的要求。66.3.4安全壳内和安全壳外给水系统管道破裂（小破口属稀有事故，大破口属极限事故）.3.4.1事故概述排出系统等系统排出衰变热。96.3.4.2分析和评价的内容析和评价的内容应包括：a)事件序列、假想的反应堆冷却剂系统和辅助系统的响应、反应堆保护系统的功能特性和运行特性、以及为反应堆达到并保持在安全停堆状态而要求的操纵员操作；b)仪表控制系统能起到在安全分析中所设想的自动触发、遥感、指示、控制、以及与辅助系统或共用系统联锁等作用，还具有可能的旁通模式和操纵员手动操作的可能性；c)给水管道破裂造成的放射性后果在可接受的限值以内；d)用于排出余热的专设安全系统，其性能是可接受的；e)安全壳在假想的质量和能量释放的作用下，压力和温度是可以接受的。6.3.4.3假设条件假设条件包括但不限于：a)假设事故发生时的反应堆功率水平和正在运行的环路数目都相应于使事故后果最不利的运行工况；b)对厂外电源的有效性作保守假定；c)考虑所假设的管道破裂对其他系统的影响（管道甩动、喷射流冲击、反作用力、温度、湿度等）；d)假设保守的停堆特性，例如：考虑最长的停堆延迟时间和具有最大价值的一束控制棒卡在堆芯外面；e)保守选择堆芯燃料燃耗，使慢化剂温度反应性系数、多普勒燃料温度反应性系数、空泡反应性系数、轴向功率分布和径向功率分布等组成最为不利的情况；f)保守选取初始堆芯流量；g)如果在事故初期要求操纵员操作，则为了考虑操纵员的延迟和（或）差错，应对最不利的后果作出评定。66.3.4.4应用的准则.3.4.4.1设计总准则设计总准则包括：a)反应性控制系统的综合能力和反应性限值的设计，应保证反应堆冷却剂系统在事故工况下不超过燃料设计的容许限值，并保持有冷却堆芯的能力；b)反应堆冷却剂系统的设计应能防止反应堆冷却剂压力边界破裂，保证压力边界出现脆化和裂纹扩展的概率最小；c)应急堆芯冷却系统的设计应能保证在事故时冷却堆芯并限制堆芯反应性的变化；d)仪表系统可用，可有效监测相关参量和系统的变化以保证安全；e)厂内外电源系统应能保证安全重要的部件、系统及设备能运行，以确保事故期间不超过燃料元件设计限值和反应堆冷却剂系统压力边界完整性、以及确保事故后堆芯冷却、安全壳完整性及其它重要的功能。6.3.4.4.2技术准则技术准则包括：10a)的规定选取相应的系统压力验收准则为110%设计压力；b)除非根据可接受的燃料损坏模型证明只存在少量元件破损，否则对于不满足DNBR所有燃料元件都应假定破损；c)主给水管道小破口或大破口事故的放射性后果应分别不超过6249-2011规定的相应限制值。d)安全壳内峰值压力和温度应低于设计值，以保证安全壳的完整性；e)保持反应堆冷却剂泵的完整性，在失去电源和安全壳隔离情况下都不会导致泵密封损坏；f)辅助给水系统或其它用于事故后余热排出的系统应是安全级的，能够由保护信号触发自动启动；g)反应堆冷却剂泵的事故保护停泵方案及其影响是可以接受的。反应堆冷却剂系统流量降低6.4.1反应堆强迫流量部分丧失或全部丧失（强迫流量部分丧失属中等频率事件，强迫流量全部丧失属稀有事故）6.4.1.1事故概述可通过辅助给水系统或其它安全级排热系统确保有效地排出堆芯余热。6.4.1.2分析和评价的内容分析和评价的内容包括：a)事件序列，假想的反应堆冷却剂系统和辅助系统的响应，反应堆保护系统的功能特性和运行特性，以及为反应堆达到并保持在安全停堆状态而要求的操纵员操作；b)鉴别出最不利的事故；c)各系统参数值应在预期范围内，包括：堆芯流量和环路流量，堆芯核功率及热流密度，最小DNBR，稳压器水位和压力等。并用可接受的燃料损坏模型，分析燃料元件的可能破损情况；d)为使反应堆达到并保持在安全状态而用于反应堆保护系统、专设安全系统和操纵员动作等方面的要求；e)根据运行前试验资料，核实冷却剂流量惯性下降的计算。6.4.1.3假设条件假设条件包括但不限于：a)保守选取初始功率，并考虑不确定性；对于分析的工况，初始参数的不确定性有两种选取方法，一种是在瞬态分析时考虑初始参数的不确定性，另一种是在DNBR限值分析中考虑初始参数的不确定性；b)保守选取初始堆芯流量；c)假设保守的停堆特性，例如：考虑最长的停堆延迟时间和具有最大价值的一束控制棒卡在堆芯外面；d)保守选择堆芯燃料燃耗，使慢化剂温度反应性系数、多普勒燃料温度反应性系数、空泡反应性系数、轴向功率分布和径向功率分布等组成最为不利的情况；11e)假定缓解系统在达到整定值并且考虑适当的延迟时间后动作，整定值对仪表允许误差取一定保守值。66.4.1.4应用的准则.4.1.4.1设计总准则设计总准则包括：a)反应性控制系统的综合能力和反应性限值的设计，应保证反应堆冷却剂系统在事故工况下不超过燃料设计的容许限值，并保持有冷却堆芯的能力；b)反应堆冷却剂系统的设计应能防止反应堆冷却剂压力边界破裂，保证压力边界出现脆化和裂纹扩展的概率最小；c)仪表系统可用，可有效监测相关参量和系统的变化以保证安全；d)厂内外电源系统应能保证安全重要的部件、系统及设备能运行，以确保事故期间不超过燃料元件设计限值和反应堆冷却剂系统压力边界完整性、以及确保事故后堆芯冷却、安全壳完整性及其它重要的功能。6.4.1.4.2技术准则技术准则包括：a)的规定选取相应的系统压力验收准则为110%设计压力；b)应保持燃料元件包壳的完整性，DNBR保持在限值以上；c)当不存在其他无关故障时，中等频率事件不应发展成为更严重的事故工况。66.4.2反应堆冷却剂泵转子卡住和泵轴断裂（极限事故）.4.2.1事故概述能会流过较大的反向流量，因而堆芯流量较低。6.4.2.2分析和评价的内容分析和评价的内容包括：a)分析评价事件序列及重要参数的计算结果；b)为使反应堆达到并保持在安全状态而用于反应堆保护系统、专设安全系统和操纵员动作等方面的要求；c)分析燃料破损程度，并评价放射性后果。6.4.2.3假设条件假设条件包括但不限于：a)保守选取初始功率，并考虑不确定性；对于分析的工况，初始参数的不确定性有两种选取方法，一种是在瞬态分析时考虑初始参数的不确定性，另一种是在DNBR限值分析中考虑初始参数的不确定性；b)保守选取初始堆芯流量；12c)假设保守的停堆特性，例如：考虑最长的停堆延迟时间和具有最大价值的一束控制棒卡在堆芯外面；d)保守选择堆芯燃料燃耗，使慢化剂温度反应性系数、多普勒燃料温度反应性系数、空泡反应性系数、轴向功率分布和径向功率分布等组成最为不利的情况。66.4.2.4应用的准则.4.2.4.1设计总准则设计总准则包括：a)反应性控制系统的综合能力和反应性限值的设计，应保证反应堆冷却剂系统在事故工况下不超过燃料设计的容许限值，并保持有冷却堆芯的能力；b)反应堆冷却剂系统的设计应能防止反应堆冷却剂压力边界破裂，保证压力边界出现脆化和裂纹扩展的概率最小；c)厂内外电源系统应能保证安全重要的部件、系统及设备能运行，以确保事故期间不超过燃料元件设计限值和反应堆冷却剂系统压力边界完整性、以及确保事故后堆芯冷却、安全壳完整性及其它重要的功能。6.4.2.4.2技术准则技术准则包括：a)反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统的压力应低于考虑可能的脆性和塑性破坏而确定的容许限值；b)除非根据可接受的燃料损坏模型证明只存在少量元件破损，否则对于不满足DNBR所有燃料元件都应假定破损；c)事故造成的放射性后果不应超过GB6249-2011中规定的极限事故限值；d)保持反应堆冷却剂泵的完整性，在失去电源和安全壳隔离情况下都不会导致泵密封损坏；e)辅助给水系统或其它用于事故后余热排出的系统应是安全级的，能够由保护信号触发自动启动；f)反应堆冷却剂泵的事故保护停泵方案及其影响是可以接受的；g)本事故不应产生更严重事故或者导致反应堆冷却剂系统或安全壳屏障的功能丧失；h)应在紧急停堆后，假定发生汽轮机事故停机、丧失外电源和不损坏泵惰转条件下，分析本事故；i)应核实堆芯具有长期可冷却性的能力。反应性和功率分布异常66.5.1控制棒组件在次临界或低功率启动工况下失控提升（中等频率事件）.5.1.1事故概述率激增，如果停堆保护系统响应不及时，燃料元件将遭受损坏。6.5.1.2分析和评价的内容分析和评价的内容包括：a)分析评价事件序列及重要参数的计算结果；13b)为使反应堆达到并保持在安全状态而用于反应堆保护系统、专设安全系统和操纵员动作等方面的要求；c)仪表控制系统能起到在安全分析中所设想的自动触发、遥感、指示、控制、以及与辅助系统或共用系统联锁等作用，还具有可能的旁通模式和操纵员手动操作的可能性。6.5.1.3假设条件假设条件包括但不限于：a)反应堆初始功率水平取最低可能值，使瞬变的峰值工况趋于最不利；初始冷却剂流量及入口温度取保守值，使最小；b)一组控制棒失控提升，使反应性引入速率为最大和瞬变的峰值工况最不利；c)取保守的慢化剂反应性温度系数，例如：寿期初的最大正值，如果系数是负的可保守地取为零；d)由点堆物理以及耦合或独立的热棒热工分析方法获得的结果也是可以接受的。66.5.1.4应用的准则.5.1.4.1设计总准则应用的准则包括：a)反应堆的设计应有适当裕度，保证在正常运行工况和预计运行事件下，不超过规定的燃料设计允许限值；b)要求保护系统能自动启动适当的系统，以保证不会由于预计运行事件而超过规定的燃料设计容许限值；c)要求反应堆保护系统设计成能保证在反应性控制系统单一故障事件中不超过规定的燃料设计容许限值；d)仪表系统可用，可有效监测相关参量和系统的变化以保证安全；e)厂内外电源系统应能保证安全重要的部件、系统及设备能运行，以确保事故期间不超过燃料元件设计限值和反应堆冷却剂系统压力边界完整性、以及确保事故后堆芯冷却、安全壳完整性及其它重要的功能。6.5.1.4.2技术准则技术准则包括：a)最小DNBR满足限值规定；b)燃料中心温度不超过熔点。66.5.2一组控制棒组件在功率运行下失控提升（中等频率事件）.5.2.1事故概述布畸变，如果保护系统响应不及时，燃料元件将遭受损坏。6.5.2.2分析和评价的内容分析和评价的内容包括：a)分析评价事件序列及重要参数的计算结果；14b)为使反应堆达到并保持在安全状态而用于反应堆保护系统、专设安全系统和操纵员动作等方面的要求；c)仪表控制系统能起到在安全分析中所设想的自动触发、遥感、指示、控制、以及与辅助系统或共用系统联锁等作用，还具有可能的旁通模式和操纵员手动操作的可能性。6.5.2.3假设条件假设条件包括但不限于:a)初始功率水平由低至高；b)反应性引入速率由慢至快；c)燃料和慢化剂反馈系数涵盖整个循环，考虑不确定性；d)对初始功率水平，功率峰因子为设计限值。66.5.2.4应用的准则.5.2.4.1设计总准则应用的准则包括：a)反应堆的设计应有适当裕度，保证在正常运行工况和预计运行事件下，不超过规定的燃料设计允许限值；b)要求保护系统能自动启动适当的系统，以保证不会由于预计运行事件而超过规定的燃料设计容许限值；c)要求反应堆保护系统设计成能保证在反应性控制系统单一故障事件中不超过规定的燃料设计容许限值；d)仪表系统可用，可有效监测相关参量和系统的变化以保证安全；e)厂内外电源系统应能保证安全重要的部件、系统及设备能运行，以确保事故期间不超过燃料元件设计限值和反应堆冷却剂系统压力边界完整性、以及确保事故后堆芯冷却、安全壳完整性及其它重要的功能。66.5.2.4.2技术准则技术准则包括：a)最小DNBR满足限值规定；b)燃料中心温度不超过熔点。.5.3控制棒误动作（控制棒组件错列和单个控制棒组件或控制棒组下落属于中等频率事件，功率运行时单个控制棒组件抽出属于稀有事件）6.5.3.1事故概述棒动作等），则燃料元件可能超出容许的设计限值而受到损坏。6.5.3.2分析和评价的内容分析和评价的内容包括：a)分析评价各种控制棒误动作的类型、棒位、中子注量率、温度和压力指示系统的响应，以及由这些系统触发的缓解动作（如汽轮机降功率和闭锁提棒等）；15b)分析每种瞬变过程中的事件序列，如落棒、回到满功率和可能功率超调、反馈机理和事故保护的动作；c)瞬变结果，包括反应堆功率、反应堆压力容器压力、极限燃料棒的临界热流密度、燃料中心温度和最高线功率密度等随时间变化的曲线。6.5.3.3假设条件假设条件包括但不限于：a)保守选取初始功率，并考虑不确定性；对于分析的工况，初始参数的不确定性有两种选取方法，一种是在瞬态分析时考虑初始参数的不确定性，另一种是在DNBR限值分析中考虑初始参数的不确定性；b)保守选择堆芯燃料燃耗，使慢化剂温度反应性系数、多普勒燃料温度反应性系数、空泡反应性系数、轴向功率分布和径向功率分布等组成最为不利的情况；c)保守选取初始条件，例如：反应堆冷却剂系统压力、冷却剂温度、堆芯流量等。66.5.3.4应用的准则.5.3.4.1设计总准则设计总准则包括：a)反应堆的设计应有适当裕度，保证在正常运行工况和预计运行事件下，不超过规定的燃料设计允许限值；b)要求保护系统能自动启动适当的系统，以保证不会由于预计运行事件而超过规定的燃料设计容许限值；c)要求反应堆保护系统设计成能保证在反应性控制系统单一故障事件中不超过规定的燃料设计容许限值；d)仪表系统可用，可有效监测相关参量和系统的变化以保证安全。6.5.3.4.2技术准则技术准则包括：a)最小DNBR满足限值规定（控制棒组件错列和单个控制棒组件或控制棒组下落）；b)燃料中心温度不超过熔点；c)功率运行时单个控制棒组件抽出，由偏离泡核沸腾工况的燃料元件内裂变产物总量的计算结果来评定放射性后果。公众的有效剂量和甲状腺当量剂量不应超过GB6249-2011中的稀有事故限制值。66.5.4不工作环路意外启动（中等频率事件）.5.4.1事故概述增加。6.5.4.2分析和评价的内容分析和评价的内容包括：a)事件序列、分析模型及其所采用的参数、以及事故后果；b)为反应堆达到并保持安全状态而对反应堆保护系统和操纵员操作的要求；16c)仪表控制系统起到安全分析中所设想的作用；d)评价燃料破损程度和放射性后果；e)确定最为不利的瞬态，核实核电厂对该瞬态的响应能使有关燃料破损和系统压力的准则得到满足。6.5.4.3假设条件假设条件包括但不限于：a)保守选取初始功率，并考虑不确定性；对于分析的工况，初始参数的不确定性有两种选取方法，一种是在瞬态分析时考虑初始参数的不确定性，另一种是在DNBR限值分析中考虑初始参数的不确定性；b)假设保守的停堆特性，例如：考虑最长的停堆延迟时间和具有最大价值的一束控制棒卡在堆芯外面；c)保守选择堆芯燃料燃耗，使慢化剂温度反应性系数、多普勒燃料温度反应性系数、空泡反应性系数、轴向功率分布和径向功率分布等组成最为不利的情况；d)假定缓解系统在达到整定值并且考虑适当的延迟时间后动作，整定值对仪表允许误差取一定保守值。66.5.4.4应用的准则.5.4.4.1设计总准则设计总准则包括：a)反应堆及控制保护系统的设计应留有适当裕度，以保证在正常运行工况和预计运行事件下不超过规定的燃料设计容许限值；b)反应堆冷却剂系统及与其相关的辅助系统或设备的设计应有足够裕度，保证压力边界在正常运行工况和预计运行事件下不致被破坏；c)反应性控制系统的多重性和功能应能够可靠地控制反应性的变化，并通过对卡棒等故障考虑适当裕度，保证在正常运行工况和预计运行事件下，不超过规定的燃料设计允许限值；d)仪表系统可用，可有效监测相关参量和系统的变化以保证安全。6.5.4.4.1技术准则技术准则包括：a)的规定选取相应的系统压力验收准则为110%设计压力；b)应保持燃料元件包壳完整性，DNBR保持在限值以上；c)当不存在其他无关故障时，中等频率事件不应发展成为更严重的事故工况。66.5.5导致反应堆冷却剂硼浓度降低的化学和容积控制系统故障（中等频率事件）.5.5.1事故概述事故原因可能是由于操纵员误操作或化学和容积控制系统故障将无硼水通过化学和容积控制系统意外的硼稀释。各种可能发生的事件序列取决于在慢化剂被意外稀释时的电厂工况，例如换料、启动、功率运行（自动控制方式和手动方式）、热停堆或冷停堆。6.5.5.2分析和评价的内容17分析和评价的内容包括：a)对上述各种电厂工况，分析发生慢化剂硼稀释事件的起因、始发事件、事件序列、及预计的事件后果；b)分析为使反应堆达到并保持安全状态对反应堆保护系统和操纵员动作的要求，特别是涉及含硼冷却水的应急注入系统；c)仪表控制系统起到安全分析中所设想的作用；d)化学和容积控制系统的功能特性和运行特性及其可能的故障模式，由此评定事件起因和预计的事件序列。6.5.5.3假设条件假设条件包括但不限于：a)保守选取初始功率，并考虑不确定性；对于分析的工况，初始参数的不确定性有两种选取方法，一种是在瞬态分析时考虑初始参数的不确定性，另一种是在DNBR限值分析中考虑初始参数的不确定性；b)假定硼稀释以最大可能的速度发生；c)保守选择堆芯燃料燃耗和相应的硼浓度值，使慢化剂温度反应性系数、多普勒燃料温度反应性系数、空泡反应性系数、轴向功率分布和径向功率分布等组成最为不利的情况。这通常是堆芯寿期初的状态；d)全部燃料组件装入堆芯；e)反应堆冷却剂容积取保守的低数值；f)在换料期间假定换料硼浓度取控制范围下限；g)对于分析的每个事件，考虑到稀释使硼价值提高的效应，假定反应性增加速率为保守的高数值；h)假设保守的停堆特性，例如：考虑最长的停堆延迟时间和具有最大价值的一束控制棒卡在堆芯外面。66.5.5.4应用的准则.5.5.4.1设计总准则设计总准则包括：a)反应堆的设计应有适当裕度，保证在正常运行工况和预计运行事件下，不超过规定的燃料设计允许限值；b)反应堆冷却剂系统及与其相关的辅助系统或设备的设计应有足够裕度，保证压力边界在正常运行工况和预计运行事件下不致被破坏；c)反应性控制系统的多重性和功能应能够可靠地控制反应性的变化，并通过对卡棒等故障考虑适当裕度，保证在正常运行工况和预计运行事件下，不超过规定的燃料设计允许限值；d)仪表系统可用，可有效监测相关参量和系统的变化以保证安全。6.5.5.4.2技术准则技术准则包括：a)的规定选取相应的系统压力验收准则为110%设计压力；b)应保持燃料元件包壳完整性，DNBR保持在限值以上；c)当不存在其他无关故障时，中等频率事件不应发展成为更严重的事故工况；18d)如果稀释源能被自动隔离，自动隔离后，堆芯应处于次临界状态；e)如果要求操纵员操作来终止这一瞬变，则在发生冷却剂意外稀释报警信号的时间与停堆深度丧失的时间之间，应有下列最小时间间隔：换料期间为分钟；启动、冷停堆、热停堆及功率运行期间为f)电厂对该事件的响应能满足有关燃料破损和系统压力准则的规定，并且在停堆深度消失以前使硼稀释瞬变终止。66.5.6燃料错位事故（稀有事故）.5.6.1事故概述某个位置错放的燃料组件的富集度高于预期放置的燃料组件的富集度，将引起此处热通量的增加。6.5.6.2分析和评价的内容分析和评价的内容包括：a)分析各种燃料装错事件，包括一个或几个燃料组件在错误位置或错误方位。应研究足够数量的燃料装错事件，以证明堆内仪表无法探测的最坏情况已被鉴别出来；b)功率分布的变化和局部功率密度的增加；c)每次燃料循环开始时寻找装料错误所采用的措施；d)燃料装错对核设计参数的影响、燃料装错的探测以及使燃料元件处于破损限值内的任何运行限制条件；e)燃料装错的放射性后果；f)为使燃料装错概率最小而提供的措施。6.5.6.3假设条件假设条件包括但不限于:a)合理选取可能的燃料错位方案；b)合理考虑堆芯测量系统监测的功率平台。66.5.6.4应用的准则.5.6.4.1设计总准则设计总准则包括：a)堆芯测量系统的设计应能有效监测堆芯功率分布以及功率分布的畸变，以便及时发现燃料错装位事故；b)对于不能被探测到的燃料错位事故，应保证其后果不影响核电厂的运行安全。6.5.6.4.2技术准则技术准则包括：a)在正常运行、预计运行事件和各种事故工况下的整个预计范围内监测各种变量的仪表和控制装置，能安全地维持各变量在规定的运行范围内。电厂的运行规程中应包括一项预防措施，即在装料之后要求用反应堆仪表搜索可能的装料错误；19b)对一个未检出的装错的燃料组件，在反应堆运行时所造成的厂外剂量后果不应超过249-2011中7.2规定的限制值。666.5.7弹棒事故（极限事故）.5.7.1事故概述料元件损坏。6.5.7.2分析和评价的内容分析和评价的内容包括：a)分析评价事件序列及重要参数的计算结果，应考虑可能的初始条件、控制棒的分布形式和价值、紧急停堆过程控制棒价值随时间的变化、各种反应性系数的合适性、计算方法的适用性以及影响反应堆峰值压力或燃料元件破损概率的任何堆芯参数；b)分析燃料破损程度，并评价放射性后果；c)确定事故保护停堆的延迟时间，该时间是指检测参数达到需要采取保护动作的瞬间到引入负反应性开始时刻之间的时间间隔。6.5.7.3假设条件假设条件包括但不限于:a)考虑各种初始条件，包括寿期初、寿期中和寿期末的不同功率状态。满功率运行工况应考虑功率测量的不确定性，并根据初始条件和控制棒分布形式来确定最大的控制棒价值和反应性系数值。b)保守考虑堆芯的反应性反馈，包括选取保守地缓发中子份额、多普勒系数、慢化剂温度系数等。66.5.7.4应用的准则.5.7.4.1设计总准则设计总准则包括：a)要求假想的反应性事故的影响既不会使反应堆冷却剂压力边界的应力超过规定的局部屈服强度而损坏，也不会显著削弱堆芯冷却能力而引起严重损坏；b)仪表系统可用，可有效监测相关参量和系统的变化以保证安全；c)控制棒驱动机构的设计和制造应符合标准规范的要求，应有效避免控制棒驱动机构耐压壳损坏；d)堆芯核设计应考虑合适的控制棒位置和分组，以减小弹棒事故的严重性。6.5.7.4.2技术准则技术准则引用了NB/T20101中相关准则的规定，包括：a)在任何一根燃料棒的任何轴向位置上，反应性骤增不应使燃料棒径向平均比焓值大于相应的规定值；即使热点处燃料芯块平均焓低于上述规定值，热点处燃料芯块熔化的份额也应限制在可接受范围内；b)在假定反应性骤增的任何阶段，反应堆最高压力应小于有关应力的规定；20c)由偏离泡核沸腾工况的燃料元件内裂变产物总量的计算结果来评定放射性后果。公众的有效剂量和甲状腺当量剂量不应超过GB6249-2011中规定的极限事故限制值。反应堆冷却剂装量意外增加6.6.1应急堆芯冷却系统意外运行、引起反应堆冷却剂装量增加的化学和容积控制系统误动作及应急硼注入系统误动作（中等频率事件）6.6.1.1事故概述系统压力高或压力低、安注信号而触发事故保护停堆。6.6.1.2分析和评价的内容分析和评价的内容包括：a)分析评价事件序列及重要参数的计算结果；b)为使反应堆达到并保持在安全状态而用于反应堆保护系统、专设安全系统和操纵员动作等方面的要求；c)仪表控制系统能起到在安全分析中所设想的自动触发、遥感、指示、控制、以及与辅助系统或共用系统联锁等作用，还具有可能的旁通模式和操纵员手动操作的可能性；d)分析反应堆冷却剂系统压力的变化。6.6.1.3假设条件假设条件包括但不限于：a)保守选取初始功率，并考虑不确定性；对于分析的工况，初始参数的不确定性有两种选取方法，一种是在瞬态分析时考虑初始参数的不确定性，另一种是在DNBR限值分析中考虑初始参数的不确定性；b)假设保守的停堆特性，例如：考虑最长的停堆延迟时间和具有最大价值的一束控制棒卡在堆芯外面；c)保守选择堆芯燃料燃耗，使慢化剂温度反应性系数、多普勒燃料温度反应性系数、空泡反应性系数、轴向功率分布和径向功率分布等组成最为不利的情况；d)假定缓解系统在达到整定值并且考虑保守的延迟时间后动作，整定值对仪表允许误差取一定保守值。66.6.1.4应用的准则.6.1.4.1设计总准则设计总准则包括：a)反应堆的设计应有适当裕度，保证在正常运行工况和预计运行事件下，不超过规定的燃料设计允许限值；b)反应堆冷却剂系统及与其相关的辅助系统或设备的设计应有足够裕度，保证压力边界在正常运行工况和预计运行事件下不致被破坏；c)反应性控制系统的多重性和功能应能够可靠地控制反应性的变化，并通过对卡棒等故障考虑适当裕度，保证在正常运行工况和预计运行事件下，不超过规定的燃料设计允许限值；21d)仪表系统可用，可有效监测相关参量和系统的变化以保证安全。6.6.1.4.2技术准则技术准则包括：a)的规定选取相应的系统压力验收准则为110%设计压力；b)应保持燃料元件包壳完整性，DNBR保持在限值以上；c)当不存在其他无关故障时，中等频率事件不应发展成为更严重的事故工况。反应堆冷却剂装量意外减少66.7.1稳压器安全阀或卸压阀意外开启（中等频率事件或者稀有事故）.7.1.1事故概述事故保护停堆。故。6.7.1.2分析和评价的内容分析和评价的内容包括：a)分析评价事件序列及重要参数的计算结果；b)为使反应堆达到并保持在安全状态而用于反应堆保护系统、专设安全系统和操纵员动作等方面的要求；c)仪表控制系统能起到在安全分析中所设想的自动触发、遥感、指示、控制、以及与辅助系统或共用系统联锁等作用，还具有可能的旁通模式和操纵员手动操作的可能性。6.7.1.3假设条件假设条件包括但不限于：a)保守选取初始功率，并考虑不确定性；对于分析的工况，初始参数的不确定性有两种选取方法，一种是在瞬态分析时考虑初始参数的不确定性，另一种是在DNBR限值分析中考虑初始参数的不确定性；b)假设保守的停堆特性，例如：考虑最长的停堆延迟时间和具有最大价值的一束控制棒卡在堆芯外面；c)保守选择堆芯燃料燃耗，使慢化剂温度反应性系数、多普勒燃料温度反应性系数、空泡反应性系数、轴向功率分布和径向功率分布等组成最为不利的情况；d)假定缓解系统在达到整定值并且考虑适当的延迟时间后动作，整定值对仪表允许误差取一定保守值。66.7.1.4应用的准则.7.1.4.1设计总准则设计总准则包括：a)反应堆的设计应有适当裕度，保证在正常运行工况和预计运行事件下，不超过规定的燃料设计允许限值；22b)反应堆冷却剂系统及与其相关的辅助系统或设备的设计应有足够裕度，保证压力边界在正常运行工况和预计运行事件下不致被破坏；c)反应性控制系统的多重性和功能应能够可靠地控制反应性的变化，并通过对卡棒等故障考虑适当裕度，保证在正常运行工况和预计运行事件下，不超过规定的燃料设计允许限值；d)仪表系统可用，可有效监测相关参量和系统的变化以保证安全。6.7.1.4.2技术准则稳压器安全阀或卸压阀意外开启须满足的技术准则包括：a)的规定选取相应的系统压力验收准则为110%设计压力；b)应保持燃料元件包壳完整性，DNBR保持在限值以上；c)当不存在其他无关故障时，中等频率事件不应发展成为更严重的事故工况；d)稳压器安全阀或卸压阀意外开启并卡开须满足反应堆冷却剂丧失事故的准则。66.7.2安全壳外冷却剂小管道破损（稀有事故）.7.2.1事故概述引起冷却剂外泄（瞬态分析见6.7.4）和厂外放射性后果。6.7.2.2分析和评价的内容分析和评价的内容包括：a)对破损小管道的鉴别和隔离这些小管道的措施；b)考虑导致最不利放射性物质释放的破损情况；c)评定反应堆冷却剂碘放射性活度浓度，包括并发碘峰效应和技术规格书所定的反应堆冷却剂碘放射性活度浓度；d)计算厂外放射性后果，评价有效剂量和甲状腺当量剂量计算用的模型和假设，以及估算破损小管道的隔离时间和最大泄漏流量；e)将算出的结果与GB6249-2011中7.2规定的稀有事故限制值作比较。6.7.2.3假设条件假设条件包括但不限于：a)化容下泄管道破损在安全壳外隔离阀的下游，并且两个隔离阀中有一个同时发生单一故障，以此确定对外释放量；b)仪表管道破损在阀门下游，并同时发生单一故障，释放继续到反应堆冷却剂系统卸压为止；c)假设小管道破损处为临界流，流体具有与反应堆冷却剂相同的比焓。在认为没有淀积的情况下，假定变成气溶胶和可释放到大气中的碘的份额等于在卸压过程中冷却剂闪蒸成蒸汽的份额。假定排放是等焓过程，由此决定闪蒸份额；d)冷却剂中裂变产物为设计规范中容许的最大平衡值，并假设卸压时会产生碘峰。碘峰模化方法是增加适当的倍数；e)如果有双层安全壳，当管道穿过或旁通过第二层安全壳时，假定小管道破损发生在第二层安全壳外面；当管道终止在第二层安全壳内时，假定释放发生在第二层安全壳内，并评定气载放射性物质从第二层安全壳向外界大气的释放量。2366.7.2.4应用的准则.7.2.4.1设计总准则设计总准则包括：a)反应性控制系统的综合能力和反应性限值的设计，应保证反应堆冷却剂系统在事故工况下冷却堆芯的能力，且保证不超过燃料设计的容许限值；b)应急堆芯冷却系统的设计应能保证在事故时冷却堆芯并限制堆芯反应性的变化；c)仪表系统可用，可有效监测相关参量和系统的变化以保证安全；d)厂内外电源系统应能保证安全重要的部件、系统及设备能运行，以确保事故期间不超过燃料元件设计限值和反应堆冷却剂系统压力边界完整性、以及确保事故后堆芯冷却、安全壳完整性及其它重要的功能。6.7.2.4.2技术准则应用的准则包括：a)根据贯穿安全壳的反应堆冷却剂压力边界的有关隔离准则，鉴别某些与反应堆冷却剂系统连接而不在隔离要求之列的小管道，应满足下面b）条准则；b)安全壳外含有反应堆冷却剂的小管道破裂，其放射性后果造成公众的有效剂量和甲状腺当量剂量不超过GB6249-2011中7.2规定的稀有事故限制值，则核电厂的厂址和降低剂量的专设安全设施系统是可以接受的。对于反应堆冷却剂系统内的碘放射性活度，要求有一个针对特定电厂的技术规格书，使计算破损所产生的剂量限制在上述规定以内。66.7.3蒸汽发生器传热管破裂（稀有事故或极限事故）.7.3.1事故概述二次侧水位升高，并可能污染二回路汽水系统、造成放射性物质释放的后果。碘尖峰）为极限事故。6.7.3.2分析和评价的内容分析和评价的内容包括：a)对厂外电源的有效性作保守假定；b)评价反应堆冷却剂和二回路汽水系统内碘放射性活度的技术规格书；c)计算假想事故的有效剂量和甲状腺当量剂量所采用的模型和假设；d)独立计算有效剂量和甲状腺当量剂量，并把结果与GB6249-2011中7.2规定的稀有事故或极限事故限制值比较。6.7.3.3假设条件假设条件包括但不限于:a)保守选取初始功率，并考虑不确定性；b)保守选取初始状态参数，并考虑不确定性，典型的初始状态参数包括：反应堆冷却剂温度和压力、稳压器水位、蒸汽发生器水位等；c)合理考虑蒸汽发生器传热管堵塞的影响；24d)假设保守的停堆特性，例如：考虑最长的停堆延迟时间和具有最大价值的一束控制棒卡在堆芯外面；e)保守考虑专设安全设施的性能，例如：保守考虑安全注入流量、辅助给水系统流量等。66.7.3.4应用的准则.7.3.4.1设计总准则设计总准则包括：a)反应堆冷却剂系统及与其相关的辅助系统或设备的设计应保证事故期间破损蒸汽发生器不满溢，以确保二回路压力边界的完整性不致被破坏；b)仪表系统可用，可有效监测相关参量和系统的变化以保证安全；c)厂内外电源系统应能保证安全重要的部件、系统及设备能运行，以确保事故期间不超过燃料元件设计限值和反应堆冷却剂系统压力边界的完整性，以及确保事故后堆芯冷却、安全壳完整性及其他重要的功能。6.7.3.4.2技术准则如果事故造成厂区以外公众中任何个人（成人）的有效剂量和甲状腺当量剂量不超过GB6249-2011中7.2规定的相应限制值，则核电厂厂址和缓解剂量的专设安全设施是可以接受的。66.7.4反应堆冷却剂压力边界内各种假想管道破裂引起的冷却剂丧失事故.7.4.1事故概述时补水，反应堆冷却剂的大量丧失会妨碍堆芯的排热，造成燃料元件损坏。6.7.4.2分析和评价的内容分析和评价的内容包括：a)考虑整个破口谱（破口尺寸和位置），并适当选择破口尺寸、破口位置和初始条件，使能保守地分析给出用于评定应急堆芯冷却系统性能的事故后果；b)分析应急堆芯冷却系统设备可能的故障模式对其性能的影响；c)压力、流量和温度的瞬变计算，反应堆保护系统和应急堆芯冷却系统对事件序列影响方面的功能特性和运行特性，以及为缓解事故后果所要求的操纵员操作等；d)分析用于计算事故的方法和计算机程序，并选择合适的堆芯参数进行功率瞬态计算（包括慢化剂温度、空泡和燃料温度等的反馈效应以及衰变热），以及包壳破裂和肿胀的计算。对所有计算模型都要论证或验证；e)评定裂变产物的释放和放射性后果；f)评定各辅助系统（例如厂用水系统、设备冷却水系统、最终热阱、应急堆芯冷却水源等）的作用，以保证在事故期间和事故后应急堆芯冷却系统能履行其功能；g)评定安全壳应付各种冷却剂丧失事故的功能。为安全壳响应分析所选用的各种假设是保守的。安全壳峰值压力和最高露点温度应不超过设计值；h)仪表控制系统对反应堆保护系统和应急堆芯冷却系统在自动触发、测量和指示、以及冗余性方面能否按所分析的事件序列起作用；i)核实堆芯在事故后仍保持可冷却的几何形状，控制棒能插入；25j)分析失水事故后的长期冷却，使用可接受的模型分析硼结晶的时间，依据相应的操作规程避免硼结晶。6.7.4.3假设条件假设条件包括但不限于：a)保守选取初始功率，并考虑不确定性；b)燃料线功率密度按设计文件中规定的最大线功率密度限值确定；c)保守考虑不同的轴向功率分布；d)保守计算初始储能；e)考虑主泵运行的有效性；f)硼结晶分析应包括一个合理的混合体积；g)评价应急堆芯冷却系统性能时使用的安全壳响应保守地对应最小安全壳压力值；h)考虑保守的安全注入流量。66.7.4.4应用的准则.7.4.4.1设计总准则a)应急堆芯冷却系统的设计应保证在事故期间能充分冷却堆芯；b)仪表系统可用，可有效监测相关参量和系统的变化以保证安全；c)厂内外电源系统应能保证安全重要的部件、系统及设备能运行，以确保事故期间不超过燃料元件设计限值和反应堆冷却剂系统压力边界完整性，以及确保事故后堆芯冷却、安全壳完整性及其它重要的功能。6.7.4.4.2技术准则应急堆芯冷却系统应能在各种冷却剂丧失事故中适时向堆芯再充水，并应满足下列具体要求：a)燃料元件包壳表面计算最高温度不超过1204℃；b)燃料元件包壳最大局部氧化量不超过氧化前燃料元件包壳总厚度的17％；c)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假定除包围燃料元件两端气腔体积部分外，全部包壳管金属与水或蒸汽完全反应所产生的氢气量；d)堆芯的几何形状变化应使堆芯仍能保持可冷却的几何形状；e)应急堆芯冷却系统开始运行后，计算堆芯温度保持在可接受的低数值，堆芯内长寿命放射性核素释放的衰变热在要求的更长时间内都能排出；f)计算最不利的放射性后果不超过GB6249-2011相关的限制值。由辅助系统或设备造成的放射性释放66.8.1假想的贮液罐破损造成放射性释放（稀有事故）.8.1.1事故概述安全壳外包容放射性液体的贮液罐及其相连部件发生单一故障使得液态放射性物质进入饮用水源，因而导致放射性后果。考虑的贮液罐是包容液态放射性核素浓度和总量最大的贮液罐。6.8.1.2分析和评价的内容分析和评价的内容包括：26a)确认安全壳外可能贮存放射性液体的罐及其相关部件，评定涉及这些罐和部件单一故障的后果；b)评定有关地表水和地下水的水文资料以及支配废液在土壤内运动的参数。6.8.1.3假设条件假设条件包括但不限于：a)保守考虑破损部件中的液体体积（例如，一般取为80%），并假设一定的破损率（例如，一般取为0.12%），由此计算破损部件液体中放射性核素的存量；b)以及为缓解假想破损的影响而装设的防溢流装置；c)假想的破损罐和部件的选取，应考虑放射性释放到水圈的途径，并考虑各种途径可能的稀释和衰减，以及部件的大小和放射性核素的存量。6.8.1.4应用的准则应用的准则包括：a)放射性废液处理系统应设计成能满足控制放射性废物向环境释放的要求；b)向环境释放的放射性流出物应满足相关限值要求。如果流出物导致非限制区内最近的饮用水源中的放射性核素浓度不超过限值，或者对于不满足这些限值的系统提供专门设计设施来缓解假想破损的影响，使放射性释放符合相关限值要求，则安全壳外贮存放射性液体的罐及其相关部件破损造成的放射性释放是可以接受的。66.8.2核燃料装卸事故的放射性后果（极限事故）.8.2.1事故概述6.8.2.2分析和评价的内容分析和评价的内容包括：a)选定用于计算燃料装卸事故放射性后果的电厂参数值和剂量计算模型；b)将计算的剂量与相应的辐射限值进行比较，确定非居住区边界和规划限制区边界的可接受性，并确定为缓解潜在的事故剂量而提供的专设安全设施的适当性；c)对于安全壳内的燃料装卸事故，应分析作为降低剂量专设安全设施的安全壳通风系统的功能，包括燃料装卸过程中用于安全壳通风和净化的管线上的放射性监测系统以及管线中隔离阀的关闭时间；d)分析用于缓解事故放射性后果的专设安全设施（空气净化系统），并提供用于分析放射性后果的过滤器效率；e)评定乏燃料贮存水池区通风系统的设计和运行；f)分析在乏燃料贮存水池中和在敞开的反应堆压力容器上方被辐照过的燃料的移动和重物的移动；分析当重物跌落使一个以上燃料组件破损时的放射性后果。6.8.2.3假设条件假设条件包括但不限于:27a)确定影响裂变产物释放以及乏燃料贮存水池的碘去污因子的燃料参数取值，包括最大燃料棒增压、最高功率组件的线功率密度峰值、峰值组件中心的最高运行燃料温度、峰值组件的平均燃耗以及受损燃料棒与液面的最小水位差；b)确定影响燃料装卸事故放射性后果评价的重要参数，如反应堆停堆后到开始执行燃料操作的最短时间（典型的为100小时）以及燃料装卸事故中破损的燃料棒数；c)对燃料厂房内的燃料装卸事故，应对空气净化系统在燃料装卸事故下的运行及响应时间进行评定，并在放射性释放源项计算中进行考虑；d)对安全壳内的燃料装卸事故，当安全壳被隔离时才进行燃料操作，则无需计算放射性后果；若仅在安全壳通过专设安全过滤系统向环境释放的情况下进行燃料装卸操作，则应考虑过滤系统可信的条件下计算放射性后果；如果有安全壳净化排气系统的安全壳在燃料装卸期间处位置、冗余度、响应时间，安全壳隔离时间等）开展放射性后果的评估。6.8.2.4应用的准则应用的准则包括：a)如果计算的厂外公众有效剂量和甲状腺当量剂量没有超过GB6249-2011中7.2故限值，则该厂址和降低剂量的专设安全设施是可以接受的；b)如果安全壳内和燃料厂房内燃料贮存系统和装卸系统的放射性控制设施能满足安全要求，则这些设施是可以接受的；c)如果计算的有效剂量和甲状腺当量剂量的模型，除大气弥散因子X/Q值以外，使用了各种适当的保守假设，则这个模型是可以接受的；d)如果安全壳内的装卸料操作是在安全壳对环境敞开（即在安全壳净化排气系统运行）条件下进行的，而安全壳设计具有能用冗余的辐射监测器及时探测到辐射和自动隔离的能力，则这种设计是可以接受的。66.8.3乏燃料容器跌落事故（极限事故）.8.3.1事故概述发生在燃料装卸过程中因乏燃料容器跌落而使裂变产物从乏燃料容器内辐照过的燃料元件中释放6.8.3.2分析和评价的内容分析和评价的内容包括：a)分析已装载的乏燃料容器在装卸过程中可能的跌落高度和乏燃料容器的装卸规程。如果设计可以避免乏燃料容器跌落（例如，采用单一故障保护设计的起重机）且装卸规程已满足所有相关准则，则不需估算乏燃料容器跌落事故的放射性后果；b)如果不能避免乏燃料容器跌落，当乏燃料容器跌落高度超过一定值时，则应进行设计基准放射性分析。计算时要取得容器跌落后建筑物能否密封的资料（例如：技术规格书是否要求在装卸料期间把大门关闭，通风系统是否应该运行，以及建筑物的密封性是否考虑被跌落的容器破坏等）；c)在b）前提下进行下列分析：评定相关电厂参数，并用于剂量计算模型中；提供专设安全设施空气净化系统的过滤器效率，以便用于分析乏燃料容器跌落事故导致的放射性后果；28确定在非居住区和规划限制区距离处剂量的可接受性。6.8.3.3假设条件假设条件包括但不限于:a)采用与燃料装卸事故类似的假设来确定燃料元件包壳间隙中的放射性含量，可结合容器转运操作的规程来考虑更长的衰变时间，容器跌落事故所考虑的燃料元件数应基于最大容量的容器来确定。b)c)如果发生乏燃料容器跌落事故时，其所在的建筑物对环境是敞开的，则应假设放射性烟羽未竟处理释放到环境。6.8.3.4应用的准则应用的准则包括：a)如果计算的场外公众有效剂量和甲状腺当量剂量没有超过GB6249-2011中7.2故限值，则设计的专设安全设施是可以接受的。b)如果安全壳内和燃料厂房内燃料装卸和贮存系统的设计措施能满足单一故障保护设计准则、保守设计相关吊具要求及装卸规程要求，则不需要计算放射性后果。c)如果计算的有效剂量和甲状腺当量剂量的模型，除大气弥散因子X/Q值以外，使用了适当的保守假设，则这个模型是可以接受的。77设计扩展工况的分析及安全判据DEC-A分析及准则.1.1工况选取应采用工程判断、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（见示例）。示例：压水堆核电厂典型的DEC-A工况示例如下：未能紧急停堆的预期瞬态；全厂断电；余热排出模式下的丧失堆芯冷却；完全丧失给水；完全丧失热阱；丧失反应堆冷却剂事故叠加一列应急堆芯冷却系统失效；多根蒸汽发生器传热管破裂；半管运行或换料期间液位不可控下降。7.1.2分析方法DEC-A的分析方法如下：29a)应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；b)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；c)分析中所采用的系统设备可不考虑单一故障，不考虑叠加由于维修导致的系统或设备不可用，可不考虑额外叠加丧失厂外电源；d)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；e)采用的操纵员开始干预时间应是合理可信的。7.1.3应用的准则DEC-A分析采用的准则包括：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；b)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，但是对于始发事件为反应堆冷却剂系统管道破裂事故，此条准则不适用；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。DEC-B分析及准则.2.1工况选取7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（典型的严重事故现象及缓解措施功能需求见示例）。示例：压水堆核电厂典型的严重事故现象及其缓解措施功能需求为：高压熔堆，缓解措施功能需求为一回路快速卸压；氢气燃烧和爆炸，缓解措施功能需求为安全壳消氢；底板熔穿和压力容器外蒸汽爆炸，缓解措施功能需求为堆腔注水冷却；缓慢超压，缓解措施功能需求为安全壳热量导出。7.2.2分析方法DEC-B的分析方法如下：a)应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；b)可采用