ICS 27.120.20 F 65 中 华 人 民 共 和 国 能 源 行 业 标 准 NB/T 20687—2023 压水堆核电厂严重事故后堆芯熔融物压力 容器内滞留措施要求 Requirements for in-vessel corium retention strategy of pressurized water reactor nuclear power plant under severe accidents 2023 - 10 - 11发布 2024 - 04 - 11实施 国家能源局 发 布 NB/T 20687 —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 缩略语 ............................................................................ 2 5 总体原则 .......................................................................... 2 6 设计要求 .......................................................................... 2 7 分析要求 .......................................................................... 3 附录 A（资料性） IVR现象描述 ........................................................ 6 附录 B（资料性） 相关传热关系式 ..................................................... 11 附录 C（资料性） IVR稳态条件下的热工分析示例 ....................................... 14 NB/T 20687 —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。 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：上海核工程研究设计院股份有限公司、中国核动力研究设计院、中国核电工程有 限公司、中广核研究院有限公司。 本文件主要起草人：郑明光，严锦泉，芦苇，曹克美，王佳赟，张琨，黄代顺，刘丽莉，王高鹏， 展德奎，陈鹏，张会勇。 NB/T 20687 —2023 1 压水堆核电厂严重事故后堆芯熔融物压力容器内滞留措施要求 1 范围 本文件规定了用于压水堆核电厂熔融物压力容器内滞留（IVR）措施的相关要求，主要包括设计及 有效性分析的主要原则和方法。 本文件适用于压水堆核电厂熔融物压力容器内滞留（IVR）措施的设计及有效性分析。 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。 3.1 熔融物压力容器内滞留 in-vessel corium retention 在严重事故工况下通过反应堆压力容器外部冷却等措施，保持反应堆压力容器完整，使得堆芯熔融 物滞留在反应堆压力容器内。 3.2 IVR 瞬态过程 in-vessel retention transient 堆芯熔化及熔融物迁移至反应堆压力容器下封头并达到稳定的熔池结构状态前的过程。 3.3 IVR 稳态 in-vessel retention steady state 堆芯熔融物迁移至反应堆压力容器下封头后形成稳定的熔池结构状态。 3.4 用于 IVR 的确定论分析 deterministic analysis for in-vessel retention 选择具有包络性质的典型严重事故序列及熔池关键参数作为对象，采用经过论证的，具有一定保守 性的假设及计算方法，分析计算 IVR条件下反应堆压力容器的响应，评价其完整性。 3.5 用于 IVR 的概率论分析 probabilistic analysis for in-vessel retention 针对特定熔池结构开展基于参数概率密度分布的抽样分析，以评价IVR措施的有效性。 NB/T 20687 —2023 2 4 符号和缩略语 下述缩略语适用于本文件。 CHF：临界热流密度（Critical Heat Flux） ERVC：反应堆容器外部冷却（External Reactor Vessel Cooling） IVR：压力容器内滞留（In-Vessel Retention） RPV：反应堆压力容器（Reactor Pressure Vessel） 5 总体原则 5.1 IVR 措施有效性分析范围包括 IVR 瞬态过程及 IVR稳态，应对瞬态过程和稳态都进行论证： a) 应开展瞬态过程中 RPV 的完整性评估。瞬态过程中对 RPV 完整性构成的威胁，通常包括 RPV 内蒸汽爆炸引起的压力载荷风险、 熔融物与 RPV 壁面直接接触引起的喷射冲击威胁以及形成稳 态熔池之前可能形成的过渡态熔池结构的热负荷威胁等； b) 应开展 IVR稳态条件下 RPV 的完整性评估。IVR稳态条件下对 RPV 构成的威胁通常包括壁面热 流密度过大引起的壁面烧毁风险以及由于壁面厚度减薄引起的结构风险。 5.2 IVR 措施的验收准则为： a) 热工准则： IVR全过程中壁面各角度处热流密度应小于 RPV外壁面当地的临界热流密度 （CHF） ， 防止发生 RPV 熔穿； b) 结构准则：IVR全过程中应保证 RPV不发生结构失效。 5.3 可采用最佳估算方法进行IVR 措施有效性分析，包括可采用最佳估算的参数进行程序建模、采用 最佳估算程序进行分析计算等。 5.4 IVR 措施有效性分析中所采用的程序应经过验证和确认，并评估其适用性。 5.5 对采用 IVR措施的核电厂，在不影响安全运行的前提下，宜采用有利于 IVR有效性的设计方案， 如：一回路降压系统、RPV 外冷却流道等。 6 设计要求 6.1 一回路卸压系统设计 6.1.1 应设计可靠的一回路卸压系统来支持 IVR措施的成功实施，需系统性配置相关的软硬件，如： 触发逻辑、支持电源、阀门设备等。 6.1.2 应保证该系统具备足够的卸压能力，避免因一回路内压过大导致的 RPV结构失效。 6.2 ERVC系统设计 6.2.1 应设计可靠的 ERVC系统来支持 IVR 的成功实施，需系统性配置相关的软硬件，如触发逻辑、支 持电源、泵阀设备等。 6.2.2 ERVC可采用能动、非能动或二者结合的形式，应设计合理的注水起始时间、注水速率等，熔融 物进入下封头后，保证 RPV 外壁面有足够带热能力。 6.2.3 ERVC系统需具备长期带出熔池衰变热的能力。 6.2.4 ERVC系统设计时应考虑在IVR 措施投运下可用，保证流道进出口及本体的通畅，避免局部带热 能力下降。 6.3 反应堆设计 NB/T 20687 —2023 3 应通过合理的反应堆设计，尽量提高IVR措施的有效性。例如增加反应堆中可熔化并进入RPV下封头 的金属质量等。 6.4 其他设计 可通过优化严重事故管理措施和相关设计，从RPV内外同时冷却熔融物，以提高IVR有效性，应论证 RPV内注水引入的风险可接受。 7 分析要求 7.1 严重事故序列分析 7.1.1 应开展严重事故序列分析，并对堆芯熔化和迁移过程中可能的现象进行研究，以获得相应的见 解，以支持 IVR措施有效性的分析与评价。 7.1.2 用于 IVR 的确定论分析序列选取原则：应根据电厂设计，以及 IVR措施的应对工况范围，基于 合理保守性考虑，选取有代表性的严重事故序列。 7.1.3 用于 IVR 的概率论分析序列选取原则： a) 为确定关键参数的概率分布，应挑选多个代表性序列进行分析。 b) 为体现典型性，应考虑堆芯损伤频率（CDF）贡献和大量放射性释放频率（LRF）较大的事故序 列，并涵盖重要的严重事故现象（见附录 A）。 7.2 IVR 措施有效性分析 7.2.1 IVR 瞬态过程分析 7.2.1.1 根据电厂设计和序列分析的见解， 识别可能发生的IVR 瞬态过程中威胁 RPV完整性的现象 （见 附录 A），可能的现象有：迁移过程中熔融物与冷却剂相互作用、熔融物直接接触