(国标征求稿)能动安全系统压水堆核电厂总设计要求

1、ICS点击此处添加ICS号点击此处添加中国标准文献分类号中华人民共和国国家标准GB/T XXXXXXXXX压水堆核电厂设计扩展工况分析要求Safety Analysis Requirements for Design Extension Conditions of PWR Nuclear Power Plants点击此处添加与国际标准一致性程度的标识XXXX - XX - XX发布XXXX - XX - XX实施GB/T XXXXXXXXX目次前言II1范围12术语和定义13DEC-A安全分析要求13.1DEC-A验收准则13.2DEC-A工况选取23.3DEC-A分析方法24DEC-B安全分析要求24.1DEC-B验收准则24.2DEC-B工况选取34.3DEC-B分析方法3附录A（资料性附录）压水堆核电厂DEC-A清单示例4附录B（资料性附录）压水堆核电厂DEC-B清单示例5前言本标准按照GB/T 1.1-2009给出的规则起草。本标准由全国核能标准化技术委员会反应堆技术分委会提出。本标准由全国核能标准化技术委员会归口。本标准起草单位：中国核电工程有限公司、中国核动力研究设计院、中

2、广核工程有限公司。本标准主要起草人：5压水堆核电厂设计扩展工况分析要求 征求意见稿1 范围本标准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。本标准适用于压水堆核电厂设计扩展工况的安全分析，其它堆型核电厂可参照使用。2 术语和定义下列术语和定义适用于本文件。2.1设计扩展工况（DEC） design extension condition(DEC)不在设计基准事故考虑范围的事故工况，在设计过程中应该按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。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）。2.2安全系统 safety system安全上重要的系统，用于保证反应堆安全停堆、从堆芯排出余热或限制预计运行事件和设计基准事故的后果。2.3用于设计扩展工况的安全设施 safety features for design extension conditions在设计扩展工况中执行某种安全功能或具有某种安全功能的物项。3 DEC-A安全分析要求3.1 DEC-A验收

3、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1) 对于始发LOCA等反应堆冷却剂系统初始完整性已丧失的事故，本条不适用。；d) 应保证安全壳的完整性；e) 放射性后果应满足监管部门的要求。3.2 DEC-A工况选取3.2.1 应覆盖核电厂可能处于的不同运行模式。3.2.2 应考虑概率论、确定论和工程判断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不在设计基准事故考虑范围的极不可能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初步筛选，并根据核电厂的设计特点结合确定论分析及工程判断、同时参考国际相关技术文件（例如国际原子能机构IAEA技术文件提出的DEC-A工况清单，参见附录A的表A.1）等对初步筛选的工况清单进行补充形成DEC-A初步筛选清单；b) 对DEC-A初步筛选清单进行分析和进一步归并，形成最终的DEC-A工况清单。3.3 DEC-A分析方法3.3.1 分析程序应采用适用的计算机

4、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，并且应能模拟DEC-A工况瞬态过程中相应热工水力以及放射性后果分析的相关现象。3.3.2 分析假设3.3.2.1 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；g) 系统及设备的性能参数。3.3.2.2 分析中所采用的系统设备可不考虑单一故障，不考虑由于非计划性维修导致的系统或设备不可用，且不考虑叠加继发丧失场外电源。3.3.2.3 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。3.3.2.4 分析采用的操纵员开始干预时间应是合理可信的。4 DEC-B安全分析要求4.1 DEC-B验收准则DEC-B分析的总体验收准则为：保护公众所采取的防护行动在持续时间和范围上必须是有限的，并必须有足够的时间来采取这些防护行动。DEC-B分析采用的具体验收准则包括：

5、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) 放射性后果应满足仅需采取有限时间有限范围内防护行动的要求；4.2 DEC-B工况选取4.2.1 应覆盖核电厂可能处于的不同运行模式。4.2.2 应考虑概率论、确定论和工程判断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，通过确定论结合概率论筛选结果和工程判断，最终确定DEC-B工况清单。例如，附录B的表B.1给出了典型核电厂的DEC-B清单示例。4.3 DEC-B分析方法4.3.1 分析程序应采用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DEC-B工况过程中相应的严重事故现象。4.3.2 分析假设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

6、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；g) 安全壳相关参数，如初始温度、压力、湿度等；h) 系统及设备的性能参数。4.3.2.2 分析中所采用的系统及设备可不考虑单一故障，且不考虑由于非计划性维修导致的系统或设备不可用，且不考虑叠加继发丧失场外电源。4.3.2.3 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。4.3.2.4 分析采用的操纵员开始干预时间应是合理可信的。附录A （资料性附录）压水堆核电厂DEC-A清单示例表A.1给出了IAEA技术文件提出的DEC-A清单示例，为压水堆核电厂的DEC-A清单确定提供了参考。表A.1 国际原子能机构IAEA技术文件提出的DEC-A清单序号工况名称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到最终热阱的正常通道丧失5给水全部丧失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设备冷却水系统丧失或重要厂用水系统丧失8不可控的硼稀释9多根蒸汽发生器传热管破裂10主蒸汽管道破裂引起的蒸汽发生器传热管破裂11半管运行或换料期间液位不可控下降12乏燃料水池冷却丧失或乏燃料水池冷却水装量大量丧失附录B （资料性附录）压水堆核电厂DEC-B清单示例表B.1给出典型核电厂DEC-B清单示例。表B.1 典型核电厂DEC-B清单示例序号严重事故现象严重事故缓解措施功能需求DEC-B序列1高压熔堆一回路快速卸压全厂断电（SBO）叠加二次侧冷却全部失效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氢气燃烧和爆炸安全壳消氢大LOCA事故叠加能动安注系统失效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底板熔穿&压力容器外蒸汽爆炸堆腔注水冷却大LOCA事故叠加能动安注系统失效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10全厂断电（SBO）叠加二次侧冷却全部失效11缓慢超压安全壳热量导出大LOCA叠加能动安注失效，同时安喷失效_

《(国标征求稿)能动安全系统压水堆核电厂总设计要求》由会员南琴分享，可在线阅读，更多相关《(国标征求稿)能动安全系统压水堆核电厂总设计要求》请在金锄头文库上搜索。