NB-T20103-2023压水堆核电厂事故分析和安全判据.docx

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1、ICS27.120.20CCSF69NB中华人民共和国能源行业标准NBfT201032023代替NBT201032012压水堆核电厂事故分析和安全判据Accidentana1.ysesandsafetycriteriaforpressurizedwaterreactornuc1.earpowerp1.ant2023-11-262023-05-26发布国家能源局发布目次WaIi1范国I2规范性引用文件I3术谙和定义14辎射安全准则25事故分析的总体要求26奥里W故的分析和安全判据（设计扩展工况除外）37设计扩展工况的分析及安全判据29参考文蛾32本文件按照GBrT1.120204标准化工作导则第

2、1部分；标掂化文件的钻何和起草规则&的规定起草.木文件代替NB/T20103-2012压水堆核电厂步故分析和安全判据X，马NB6201032012相比主要技术变化如下：a）增加了第3章“术i杵和定义”；b）修改了第4章内容,补充设计扩展工况的分析相关内容：c）增加了第5章”事故分析的总体要求”：d）增加了第7旗“设计扩展工况的分析及安全判据”：O全文“运行人员”修改为“操纵员”；0删除“未能紧急杵堆的预期瞬态”.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选任.本文件由能源行业核电标准化技术委员会提出。本文件由中IS核电发展中心归口。本文件起草单位：中国核动力研究设计院

3、、中国核电工程有限公F.上海核r程研究设计院有限公司、华龙国际核电技术有限公司。本文件主要起草人：喻娜、黄代顺、卢毂力、张明、饯立波、沈才芬、w,于红、李天涯、黄树明、赵斌、杨长江、杜的君、杨杏波、王伟伟孔翔程、陶俊.I1.压水堆核电厂事故分析和安全判据1木文件规定了压水堆核电厂事故分析的塞本内容、假设条件及应用掂则等，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考使用。2短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.M.注日期的引用文件.仅该口期对应的版本适用于本文件：不注口期的引用文件，箕出新版本（包括所有的修改单）适用于本文件.GB62

4、49-2011核动力厂环境幅射防护规定NB,T20035压水堆核电厂工况分类NB/T20100-2016RK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舛HMI故分析襄求3术语和定义下列术语和定义适用于本文件.3.1中等率1件Boderatbfrguencyevent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睥（通常预计为大于IO?/堆年）.3.2HW*i11fireque11taccident核电厂运行寿期内发生频率很低的事故（通常预计为oo”堆年）.3.3SRWtt1.imtingaccident核电厂运行寿期内发生娠率极低的事故（强常

5、便计为堆年）.3.4设计IrJRXXdesignextns100coodit100（DEC?不在设计基准事故考虑范围的步故工况,在设计过程中应该按最佳#iW方法加以考虑，并且该驿故工况的放射性物切糅故在可接受限tt1.以内.注：设计扩展1：况包括没行迪娜芯明显损伤的设计扩展I：况简丐为DEe-A伸雌芯熔化I：况（即严重事故.缩写为DEC-B）.3.5单一故障sing1.efai1.ure导致单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绯发故障.来源：HAF102-2016核动力厂设计安全规定3.6departurefroanuc1.eateboi1.ing（DNB）在泡核沸

6、腌向膜态沸战粕变过程中，由于加热表面和冷却液体之间形成的汽腰战少了从表面到液体的传热，致使在热流击度-温差曲我上出现个极值时的济优.来源：GBJT4960.2-1996核科学技术术语裂变反应堆3.7偏离海楼沸比departurefreenuc1.eateboi1.ingratioCDNBR燃料元件包先上给定点的偏禹泡核沸胎热流密度与实际热流密度之比.4 射安全港则4.1 述射安全准则是事故分析应涵足的高级别准则（或总准则），在事故分析中实际采用的技术准则是对拗射安全准则的技术支持，通过论证技术准则的满足性，可充分证明满足幅射安全准则的要求.4.2 中m率事件的海网中等叛率事件对环境造成的放射性

7、影响陶低于GB6249-2011中6.1的规定,即对公众中任何个人造成的有效剂应每年应小于0.25mSv.4.3 故的准则稀行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匕公众在整个事故持续时间内可能受到的有效剂M应控制在5mSV以下,甲状腺当量剂量应控制在50mSv以下,4.4 今晨放的凌口极眼力故对环境造成的放射性影响应低于GB6249-2011中7.2的规定，即在发生次极限事故时.非居住区边界上公众在乎故后2小时内以及现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Mt应控制在

8、OJSV以H.甲状腺当凝剂量应控IM在ISV以下.4.5 计犷及工况的柳4.5.1 DeC-A的法则对于没ft造成堆芯明显损伤的设计扩戚I：况（DEC-A）.放射性后果应满足其居住区边界上任何个人在犷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H在限值以卜.4.5.2 DEC-B的）ti对于造成堆芯焙化的设计扩展I：况（即产重事故或DEC-B）.保护公众所采取的防护行动在挣续时间和范用上应是有限的，井应有足够的时间来采取这些防护行动。5 ，故分析的总体戛求5.1 应确定W故分析所考虑的工况并迸行分类，分类的方法应按照NBJT20035中规定的方法。5.2 应根据工况分类的情

9、况，选取相对应的分析方法和例设条件,例如，对于除设计扩展工况外，其余事故分析中应考虑第一故障，并确定最不利的单一故障。5.3 采用的事故分析方法和程序应经过评定或物证，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，并应考虑分析卷数的不确定性，5. I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。5.5应根据工况分类的情况进取相应的脸收准则，6典0故的分析和安全判据（设计扩展*U财内6.1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

10、7章进行规定.木章岁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.6.2 二回路系储Mtta6.2.1 龄水i度降低、给极S加、MMXMU二国KM门GK汽发生贻、大气得脚1、或汽轮机务路排放一等）意外开启（中等鼻率事件）6.2.1.1 哂K逑:回路排热增加将使得排热率超过堆芯发热率，引起冷却剂（慢化剂）温度降低，从而造成堆芯反应性增加，井引起功率水平的提商和停堆深度的降低，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

11、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、地芯核功率及热流密度、反应性、最小偏肉泡核沸胎比（DNBR）、稳压器水位、冷却剂温度及压力、以及主蒸汽管遒压力等的变化：O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构（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

12、虑最长的停堆延迟时间和具有4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附性系数、多普勒燃料淑度反应性系数、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伯并且考虑保守的延迟时间后动作，整定但对仪表允许误差取一定保守值。6. 2.1.4应用的准JN6.1.1.1.1 设计总*设计总准则包括ra）反应地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，不用过规定的燃料设计允许限值1b）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：O反应性控制系统的多J

13、E性和功健应使就可用地控IM反应性的变化,并通过对卡林等故陵考叱适当裕度,保证在正常运行工况和候计运行事件下,不超过规定的燃料设计允许限值：d）仪衣系统可用，可有效监测相关卷证和系统的变化以保证安全.6.2.1.42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不超过规定的验收掂则,可卷照NB灯20I00-20I6RK的规定选取相应的系统压力验收准则为110%设计压力：b）应保持燃料元件包无完整性，DNBR保持在艰Ifi以上：C）当不存在其他无关故障时.中等频率事件不陶发展成为史严里的事故I：况.6.2.2安全克内和安全克外的蒸汽管道破裂（小破口府，依，大破口领事故）6.2.2

14、.1主蒸汽管道被裂使蒸汽流量增加.导致冷却剂瀛度和压力下降,降湿引起堆芯反应性墟加1.可能使功率水平增加和件堆深我减少,触发反应堆保护系统动作,主热汽管道和主给水管道的隔阳阀自动关闭。在必要时,可通过未受影晌的蒸汽发生器,利用二回路系统排放蒸汽,由辅助给水等系统对未受影响的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杀妩进行柞热.6.2.2.2 分析和弹价的内应对安全壳内和安全无外各种破口尺寸和位置都进行计竟,以确定系统响应的可接受性，应对不同的假定初始条件迸行分析，以核实己鉴别出导致公不利后果的工况，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

15、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IO操纵员为维持反陶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I1的流体排放情况，g）影响中子物理学的变量,例如堆芯冷却剂粗度等：h）燃料元件可能的投坏以及由此造成的辎射后果：i）鼠小DNBR:j）辅助给水等系统在蒸汽管道俄裂后提供的流鼓：k）安全壳在假想破U的质量和能量择放作用下的压力和温度：1）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、逐出、指示、控制以及与辅助栗统或共用系统联镣等作用.还具有可能的旁通模式和探纵员下动诧作的可能性.6.2.2.3 假设条件假设条件包括但不限于：a）假设事

16、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故后果G不利的运行工况；b）保守假设应急堆芯冷却系统对事故的援解作用：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品度、稳乐落水位、蒸汽发生器水位等：d）对厂外电源的有效性作保守假定：O考虑所假设的管道破裂对其他系统的影响（管道电动喷射流冲击、反作用力、温度、湿度等）：D假设具有最大价值的束控制棒卡在堆芯外面：g）保守选押堆芯燃料燃耗，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鼓为不利的情况：h）保守选取初始堆芯流址：i）如果在事故初期要求操纵员操作，则为了考虑操圾员的延

17、迟和（或）姓愠，应对最不利的后果作出评定：j）应保守考虑乐力容器下降段及下腔室的流体交混情况.6.2.24应用的M6.2.2.41 设计设计总准则包括：a）反应性控制系统的踪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卜冷却堆芯的能力,且保证不超过燃料设计的容许限值Ib）反应堆冷却剂原统的设计应能防止反陶堆冷却剂压力边界破裂,保证乐力边界出现脆化和裂技扩艘的概率最小：c）应急堆芯冷却泰统的设计应能保证在事故时冷却堆芯并限制堆芯反陶性的变化：d）仪表系统可用，可有效监测相关卷敏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附保事故期间不超过燃料

18、元件设计限值和反应地冷却剂系统任力边界完整性、以及确保W故后显芯冷却、安全先完整性及其它重要的功能.6.2.2.42 技术准则技术掂则包括：a）反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统的压力应不总过规定的验收准则，可&照NB/T20100-2016RK的规定选取相应的系统压力验收准则为110%设计乐力：b）应严格限制燃料元件的俄物数B1.推芯保持住喉位并维持其完整性,并日不会丧失可冷却性：粉非根据可接受的燃料损坏模型证明只存在少址兀件破按，否则对J不iW足DNBR限值以上的所有燃料元件都应假定破损：O主蒸汽管道破裂的放射性后果不应超过GB6249201.1.规定的限值：d）安全壳内压力和温度应低于安全壳设

19、计值,以保证安全光的完佬性：O保持反应堆冷却剂案的完整性，在失去电源和安全壳隔施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川出的系统应是安全汲的,能够由保护信号触发自动后动：g）反应堆冷却剂案的事故保护停泵方案及其影喇是可以接受的.6.3二回系献捧热就少6.3.1 外负荷丧失、汽轮机事故保护停机,冷餐器真空丧失、汽轮机调节源故障关闭、主蒸汽隔曲两意外关闭中等领军事件）6.3.1.1相关事故的概述如F：a）外负荷丧失外例荷丧失时一般仍在厂外交流电源，故不需投入应急凝油发电机,发电机负荷丧失时，汽轮机调节阀立即迅速关闭.蒸汽流显突然减少,使蒸汽发生器二次侧的压力和温度上升.由

20、此引起反应堆冷却剂温度开高，冷却剂密度减小，哙压器内水容积增加，以及反应堆冷却剂压力升杳，而由控IM系统使反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，蒸汽旁路到冷凝器泰统,辅助给水奈统或非能动余热排出泰统等.b）汽轮机事故保护停机汽轮机事故保护停机,主汽门快速关闭，使蒸汽突然停止流向汽轮机.由于汽轮机由汽门具有比调节阀更快的关闭时间，因而静致更产田的防变，并可悭触发紧急停班,事故其余都分与a）相同。C）冷凝潺真空度失冷凝器真空丧失时，徒引起汽轮机事故保护停机,此余情况与b）相同.d汽轮机调节同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

21、起的肺变不太严重。c）主蒸汽隔离阀意外关闭主蒸汽隔周他意外关闭将引起b）、c）所描述的结果.6.3.1.2 分析和讦价的内事分析和许价的内容包括：a）分析评价事件序列及重要参数的计完结果：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1.的要求IC）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、控胸、以及与辅助系统或共用系统联保等作用，还具有可能的旁通模式和操纵员手动操作的可使性.6.3.1.3 假谀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；妁,分析DNB的工况，初始数的不确定性有两种选收方法,一种是在睨态分析时考虑初始参

22、数的不确定性,另种是在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出：C）假设保守的停堆特性，例如：考虑最长的停用延迟时间和具有最大价值的一束控制棒卜在坦芯外面：d）保守选择堆芯燃料物耗使慢化剂塌度反应性原数、多普勒燃料温度反陶性系数.空泡反应性系数、轴向功率分布和径向功率分布等组成也为不利的情况；O伊定援解系统在达到整定值并且考虑适当的狂迟时间后动作,第定信对仪表允许误差收一定保守值：D对厂外电源的有效性作保守假定.6.3.1.4 应用的法则6.3.1.4.1 tttea!H设计总准则包括：a）反应堆的设计应彳J适当裕度,保证在IEW运行工况和预计运行事件下.不超过设定的

23、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）反应性拄制系统的多臾性和功能向能佻可蓝地控制反陶性的变化.并通过对卡悚等故障考虑适当裕度,保证在正常运行工况和侦计运行事件下,不超过规定的燃料设计允许限值：d）仪表系统可用可彳J效监测相关参fit和娱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，以询保事故期间不超过燃料元件设计限假和反应堆冷却剂系统出力边界完整性、以及确保事故后里芯冷却、安全壳完整性及其它重襄的功能.6.3. 1.4.2技术法则技术掂则包括：a）反应堆冷

24、却剂娱统和主蒸汽系统的压力陶不超过规定的验收准则,可参照NB,T20100-2016RK的规定选取相应的系统乐力验收准则为110%设计乐力：b）应保持燃料沅件包壳的完整性，DNBR保持在限值以上；c）当不存在兵他无关故障时，中等臧率事件不应发展成为史严重的事故工况.6.3.2电厂助设备尊应意交充电或丧失（中等鼻率件）6.3.2.1 M修逑事故导致电厂辅助设备的所有电源丧失.使所有反陶堆冷却剂泵悴运.引起冷却剂流艮下降以及二回路系统排热战少，汽轮机事故保护脱扣，反应堆冷却剂的压力和温度上升，反应用随之发生力故保护件堆.确保反应堆冷却剂系统可排出显热和衰变热.例如：应急柴油发电机力动启动.对安全右

25、关的系统和设招供电：通过.回路蒸汽排放和辅助给水系统或非能动余热推出系统等进行排热，6.3.2.2 分析和馀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出的自动触发、通胸、指东、控制以及与婿助系统或共用系统联锁等作用：b）用于拄出余热的专设安全系统,对共性使应作保守假设：O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致：d）燃料元件可能的损坏以及由此造成的放射性后果；C）反应堆保护系统专设安全设施以及悌纵员动作应确保反应堆处于安全状态.6.3.2.3 假设条件假设条件包括但不限于：a）保守选取初始功率，井考出不确定性：对于分析DNB的工况，初始参教的不确定性

26、有两种选取方法,一种是在膈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I：考虑晟氏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O保守选择堆芯燃料燃耗，使慢化剂温度反应性系数、多普初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及为不利的情况：d假定域解系统在达到整定值并I1.考虑适当的延迟时间后动作，整定值时仪表允许误差取一定保守值。6.3.2.4 应用的准则6.3.2.4.1 设计总*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，不超过规定的燃料谀计允许限值1

27、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膨裕度，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）反应性捽制系统的多重性和功能应能够可靠地捽制反应性的变化.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侦计运行事件下,不超过燃定的燃料设计允许限值：由仪表系统可用，可有效整测相关参Ift和系统的变化以保证安全。6.3.2.4.2 技术Jt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不超过规定的验收准则，可参照NR，T201002016RK的规定选取相应的系统压力脸收准则为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

28、在其他无关故障时，中等频率事件不应发展成为更衅重的事故工况：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，6.3.3正常1*水充丧失（中IMR率事件）1.1.1.2 9M三S事故原因为给水泵故障、阀门失效或厂外电源丧失.给水流属丧失使反应堆冷却剂温位和压力升高，最终要求事故保护停堆以防止燃料元件损坏.此后，依藕下列系统排出裂变产物衰变热：蒸汽排放系统、辅助给水系统或非能动余热扑出系统等。1.1.1.3 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Wi等作用：b）用于排出余热的专设

29、安全系统，对其性能应作保守假设：O堆芯分析桢里中采用的各类金数与电厂设计和规定的运行工况相一致Id）燃料元件可能的投诉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i动作应确保反应堆处于安全状态.1.1.1.4 IIM假设条件包括但不限于：a） 保守送取初始功率，并考虑不确定性：对分析DNB的工况，初始冬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.另一种足在DNBR限位分析中考虑初始冬故的不确定性：b） B设保守的停堆特性,例如：考虑段长的停堆延迟时间和其有益大价值的一束控制棒卡在堆E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

30、料湿度及险性系数、空泡反应性系数、轴向功率分布和径向功率分布等组成也为不利的情况；d）假定线解系统在达到整定值井口考虑适当的延迟时间后动作.整定（ft对仪表允许误差取一定保守值.1.1.1.5 应用的4期1.1.1.5.1 tt11aaM设计总准则包括：a）反应性控制系统的多重性和功能应能终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Ki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i三压力边界出现脆化和裂纹扩展的概率取小：C）仪表系统可用，可有效监浏相关您耿和系统的变化以保证安全：d）厂内外电源系统应

31、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假和反应堆冷却剂系统出力边界完整性、以及确保W故后堆芯冷却、安全亮完整性及K它重要的功能.1.1.1.5.2 技术M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不超过规定的验收准则，可参照NB/T201002016RK的规定选取相应的系统出力蛤收准则为110%设计压力：b）应保持怫料元件包壳完整性，DNBR保持在限值以上；O当不存在其他无关故障时,中等短率事件不应发展成为史产域的事故工况：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.6.3.4安全身内和安全充外龄水系统道破蒙（小破

32、口刷Mt,大,属锻限，故）6.3.4.1给水管道破裂使反应堆冷却剂系统或拧降田（因过多的能量从被1.1.排出）或者升福（因受影响的范汽发生器的给水流量减少）,要根据板口的尺寸和位况以及电厂在管道破裂时的运行工况而定.如果给水管道破裂引起蒸汽发生渊内的水经破1.1.博出.则在紧急停堆之后,可依靠辅助给水系统或作能动氽热排出系统等系统排出衰变热.6.3.4.2 分析和评侨的内耍求对安全壳内和安全无外各种假想破1.1.尺寸和位置都进行分析,以鉴别出J不利的特定情况.分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、以及为反陶堆达到并保持

33、在安全停堆状态而要求的操纵员搽作：b）仪表控制系统能起到在安全分析中所设想的自动触发、诩肺、指示、控制、以及与辅助系统成共用系统联位等作用，还具有可能的旁通模式和操旗员手动操作的可能性：O给水管道破裂造成的放射性后果在可接受的限位以内：d）用干排出余热的专设安全藤统.其性能足可接受的：O安全光在假想的质量和能量择放的作用下.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邪故后果必不利的运行工况Ib）对厂外电源的有效性作保守假定：O考虑所假设的管道破裂对其他系统的影响（管道H1.动、喷射流冲击、反作用力、温度

34、、湿度等）：d）但设在守的伶堆特性,例如：考虑生长的伶堆延迟时间和具有用人价值的一束控制棒卡在堆芯外面O保守选择堆芯燃料燃耗.使馒化剂温度反陶性系数、多普勒然科温度反应性系数、空泡反应性系数、轴向功率分布和径向功率分布等组成以为不利的情况：f）保守选取初始堆芯流收；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）差情，应对鼓不利的后果作出评定.6.3.4.4 应用的次则6.3.4.41 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if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）反应用冷却剂系统的设计应能防止

35、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砥率呆小IC）应急堆芯冷却泰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）仪及系统可用，可书.效监测相关卷显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型婴的部件系统及设备能运行，以施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、安全无完整性及其它重要的功能.6.3.4.42 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不超过规定的验收掂则，可参照NB/T20100-2016RK的规定选收相应的系统压力验收准则为110%设计压力Ib）陶严格限制燃料元

36、件的破损数fit堆芯保持在履位并维持共完整性,并口不会丧失可冷却性.除非根抠可接受的燃料损坏粳型证明只存在少玳元件破报.否WJ对于不满足DNBR限位以上的所有燃料元件都应假定破损：O主给水管道小破口或大破U事故的放射性后果应分别不超过GB6249-2OUMi定的相应限制值.d）安全克内好的压力和温度应低于设计值,以保证安全克的完整性：O保持反应堆冷却剂泉的完整性，在失去电源和安全壳限寓情况下都不会导致泉常封损坏：f）辅助给水系统或其它用于事故后氽热排出的系统应是安全级的.能鲂由保护信号触发自动启动；g）反应堆冷却剂案的小故保护停泵方案及其影响是可以接受的,6.4反应堆冷却剂系统充降低6.4.1

37、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颂率事件，强追流量全部丧失属稀有事故）6.4.1.1 W反应堆冷却剂泵部分或全部电机事放件机可能是由机械故障或电气故障导致.发生这类事故后,冷却剂强迫流动郃分丧失或全部丧失,冷却剂的乐力和晶度上升.堆芯传热恶化可能超过容许限tf1.燃料温度升高可能引起包壳破损.随之发生的事故保护停堆.避免了反应堆状态发生进一步恶化.事故后可通过辅助给水系统或其它安全级推热系统确保有效地桂出堆芯余热.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徒特性和运行特性,以及为反应堆达

38、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）各系统参数值应在侬期范围内,包括r堆芯流殳和环路流量，堆芯核功率及热流密度.城小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、小设安全系统和掾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卜降的计鸵.6.4.1.3 假设条件网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I对于分析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冬数的不确定性，另一种是在DNBR限值分析中考虑初始参

39、数的不确定性：b）保守选取初始堆芯流员：O假设保守的停堆特性,例如：考虑用长的停堆须迟时间和具有双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、多普物燃料温度反应性系数、空泡反应性系数、轴向功率分1和径向功率分/I.,等俎成最为不利的情况：O假定缓解系统在达到胫定值弁且考虑适当的毡退时间后动作整定位对仪表允许误筮取一定保守值.6.4.1.4 1.4应用的网H6.4.1.41 设计设计总准则包括：a）反应性控制系统的踪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）反应堆冷用剂系统的设计应能防止

40、反应堆冷却剂压力边界破裂,保证压力边界出现脆化和裂奴扩胧的概率G小：c）仪衣系统可用，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堇要的陆件、系统及设备能运行.以确保邪故期间不超过燃料元件设计限假和反应堆冷却剂系统压力边界完整性，以及的保以故后堆芯冷却、安全无完整性及其它血要的功能，6.4.1.42 21.t*M技术准则包恬：a）反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统的压力应不超过规定的验收准则.可参照NB/T20100-2016KK的规定选取相应的系统出力的收准则为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

41、事件不应发展成为更产血的事故工况，6.4.2反应维冷却制票，于卡住和覆微限依）6.4.2.1 WttWt假想一台冷却剂泵转子瞬间卡住或泵轴瞬间断裳.此时.受影响的环路流!S迅速减少,导致反应堆”故保护停堆和汽轮机事故保护停机。冷却剂流境突然减少，使堆芯传热恁化，从而可能引起燃料元件破损.在转子卡住的情况下,冷却剂流fit初始降低速率较大.在泵轴断我事件的后期.受影响环路中可能全流过较大的反向流IA.因而Jft芯流业较低。6.4.2.2 分析和讦价的内容分析和评价的内容包括：a）分析评价骈件序列及正要参数的计算结果：b）为使反应堆达到并保身在安全状态而用于反应堆保护系统.专设安全系统和探圾员动作

42、等方的要求Ic）分析燃料破损程度,并评价放射性后果.6.4.2.3 假谀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DNB的I.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容数的不确定性，另一种是在DNBR限假分析中考虑初始参数的不确定性：b）保守选取初始堆芯流员：OIW设保守的停堆特性,例如：考虑用长的停堆延迟时间和具有双火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,使慢化剂湿度反应性系数、多料肋燃料湿度反应性系数.空泡反应性系数.轴向功率分布和径向功率分布等姐或呆为不利的情况。6.4.2.4 应用的）M6.4.2.4.1 设计总网

43、设计总准则包括：a）反应性控制系统的保令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E不超过燃料设计的容许限值，并保持有冷却增芯的能力：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.保证压力边界出现螳化和裂纹扩展的格率J小Ic）厂内外电源系统应使保证安全重鬟的部件、系统及设备能运行，以隔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、安全无完整性及其它重要的功能，6.4.2.4.2 技术M技术掂则包括：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显性破坏而确定的容许限值:b）应严格限制燃料元件的破损数堆芯保持在

44、原位并徘持其完整性，并且不会丧失可冷卬性.除非根据可接受的赛科出坏模型证明只存在少Si元件破捌,否则对于不满足DNBR限值以上的所有燃料元件都应假定破损：O事故造成的放射性后果不应超过GB624%2011中7.2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箔射描M；e）辅助治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M故不应产生更严皿小故或若踪效反应地冷却剂系统或安全壳屏障的功使丧失；h）应在紧急停堆后，假定发生汽轮机事故停机、丧失外电源和不投坏泵

45、情转条件下，分析本小故：i）应核实堆芯具有长期可冷却性的能力.6.5反应性和功率分布鼻，6.5.1 控棒If1.件在次界度低功率启动工况下失控提升（中等餐率件）6.5.1.1由于操作人员误操作或控制系统失常而造成-祖控制棒失控提升，反应堆可能达到断发超临界成功率激增,加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 分析和讦价的内容分析和评价的内容包拈：a）分析评价事件序列及函整参数的计算结果: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：O仪表控制系统能起到在安全分析中所设想的自动触发、燧修、指示、控制、以及与辅助系统或共用系统联

46、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：3）反应堆初始功率水平取M低可能位.使瞬变的峰侪1.况趋于故不利：初始冷却剂流显及入口1度取保守值,使DNBRG小：b）一组控制棒失控提升，使反应性引入速率为At大和瞬变的稣值工况最不利：O取保守的慢化剂反应性温度系数，例如1寿期初的城大正值，如果系数是负的可保守地取为零：d）稳确的计律应选择三维中子物理与热工水力就合计蟀方法,但如使用保守的输入数据，例如，由点州物理以及就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，6.5.1.4 应用的准剜6.5.1.4.1应用的准则包括ra）反应堆

47、的设计的有适当密度,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（ft: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，可有效监测相关参收和系统的变化以保证安全；O厂内外电源系统应能保i安全重要的部件、系统;及设备能运行，以隔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Jft要的功能。6.5.1.4.2 技术法则技术准则包括Ia）1.小DNBR满足限的现定：