ICS 27.120.20 CCS F 69 中 华 人 民 共 和 国 能 源 行 业 标 准 NB/T 20103—2023 代替 NB/T 20103—2012 NB 压水堆核电厂事故分析和安全判据 Accident analyses and safety criteria for pressurized water reactor nuclear power plant 2023 - 05 - 26发布 2023 - 11 - 26实施 国家能源局 发 布 NB/T 20103 —2023 I 目 次 前言 ................................................................................. II 1 范围 ............................................................................... 1 2 规范性引用文件 ..................................................................... 1 3 术语和定义 ......................................................................... 1 4 辐射安全准则 ....................................................................... 2 5 事故分析的总体要求 ................................................................. 2 6 典型事故的分析和安全判据（设计扩展工况除外） ....................................... 3 7 设计扩展工况的分析及安全判据 ...................................................... 29 参考文献 ............................................................................. 32 NB/T 20103 —2023 II 前 言 本文件按照GB/T 1.1—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 起草。 本文件代替NB/T 20103—2012《压水堆核电厂事故分析和安全判据》，与NB/T 20103—2012相比主 要技术变化如下： a) 增加了第 3章“术语和定义”； 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章“设计扩展工况的分析及安全判据”； e) 全文“运行人员”修改为“操纵员”； f) 删除“未能紧急停堆的预期瞬态”。 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责任。 本文件由能源行业核电标准化技术委员会提出。 本文件由中国核电发展中心归口。 本文件起草单位：中国核动力研究设计院、中国核电工程有限公司、上海核工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、卢毅力、张明、钱立波、沈才芬、鲜麟、于红、李天涯、黄树 明、赵斌、杨长江、杜德君、杨杏波、王伟伟、孔翔程、陶俊。 NB/T 20103 —2023 1 压水堆核电厂事故分析和安全判据 1 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。 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。 GB 6249-2011 核动力厂环境辐射防护规定 NB/T 20035 压水堆核电厂工况分类 NB/T 20100-2016RK 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/T 20101 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-frequency event 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 infrequent accident 核电厂运行寿期内发生频率很低的事故（通常预计为10-4~10-2/堆年）。 极限事故 limiting accident 核电厂运行寿期内发生频率极低的事故（通常预计为10-6~10-4/堆年）。 设计扩展工况 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。 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 failure 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：HAF 102-2016 核动力厂设计安全规定] NB/T 20103 —2023 2 偏离泡核沸腾 departure from nucleate boiling （DNB） 在泡核沸腾向膜态沸腾转变过程中， 由于加热表面和冷却液体之间形成的汽膜减少了从表面到液体 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/T 4960.2-1996 核科学技术术语-裂变反应堆] 偏离泡核沸腾比 departure from nucleate boiling ratio（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 辐射安全准则是事故分析应满足的高级别准则（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GB 6249-2011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GB 6249-2011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GB 6249-2011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 4.5.1 DEC-A的准则 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。 4.5.2 DEC-B的准则 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/T 20035中规定的方法。 NB/T 20103 —2023 3 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 给水温度降低、给水流量增加、蒸汽流量增加、二回路阀门（蒸汽发生器安全阀、大气释放阀、 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 二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，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，