ICS 27.120.20 CCS F 65 中 华 人 民 共 和 国 能 源 行 业 标 准 NB/T 20688—2023 NB 压水堆核电厂反应堆冷却剂系统设计瞬态 分析要求 Analysis Requirements for Reactor Coolant System Design Transients of Pressurized Water Reactor Nuclear Power Plants 2023-10-11发布 2024-04-11实施 国家能源局 发 布 NB/T 20688 —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 设计瞬态的工况分类 .................................................................. 1 4.1 正常运行工况 .................................................................... 1 4.2 扰动/异常工况 ................................................................... 1 4.3 紧急工况 ........................................................................ 2 4.4 事故工况 ........................................................................ 2 4.5 试验工况 ........................................................................ 2 5 分析范围 ............................................................................ 2 6 分析方法 ............................................................................ 2 6.1 总体要求 ........................................................................ 2 6.2 初始条件 ........................................................................ 2 6.3 主要假设 ........................................................................ 3 7 瞬态描述和分析结果 .................................................................. 4 NB/T 20688 —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这些专利的责任。 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、深圳中广核工程设计有限公司。 本文件主要起草人：方红宇、喻娜、黄代顺、卢毅力、张渝、陈宏霞、张丹、鲜麟、陈伟、党高健、 任春明、王广飞、赵嘉明、孙佳丽、沙正峰、张国胜、杨子江、吴蓓、韦永馨、刘振勇。 NB/T 20688 —2023 1 压水堆核电厂反应堆冷却剂系统设计瞬态分析要求 1 范围 本文件规定了压水堆核电厂反应堆冷却剂系统设计瞬态的分析要求，主要包括设计瞬态的工况分 类、分析范围、分析方法、瞬态描述和分析结果等方面的要求。 本文件适用于压水堆核电厂反应堆冷却剂系统的设计瞬态分析，压水堆核电厂其它流体系统的设 计瞬态分析可参考使用。 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。 NB/T 20035 压水堆核电厂工况分类 3 术语和定义 NB/T 20035《压水堆核电厂工况分类》界定的以及下列术语和定义适用于本文件。 3.1 设计瞬态 design transient 在核电厂整个寿期内流体系统和其中的设备及部件可能经受的工况。 4 设计瞬态的工况分类 设计瞬态原则上按照发生频率进行分类， 设计瞬态需考虑发生频率大于 10-6/堆年的事件， 不需考虑 发生频率小于 10-6/堆年的事件。 应根据机械设备设计规范中的工况分类和核电厂可能的运行状态确定设计瞬态中的工况分类，通 常可分为正常运行工况、扰动/异常工况、紧急工况、事故工况以及试验工况5类。 4.1 正常运行工况 包括系统启动、设计功率范围内的运行、热备用、系统停闭过程中的任何工况，不包括扰动/异常 工况、紧急工况、事故工况及压力过载试验工况。 4.2 扰动/异常工况 扰动/异常工况通常包括中等频率事件，主要指那些预计会发生的偏离正常运行工况的事件，核电 厂的设计应具备能承受这些事件而又不出现运行故障的能力。扰动/异常工况包括但不限于如下瞬态： 由单一的操作员错误或控制失灵所引起的瞬态、由需要使系统隔离的系统部件的故障所引起的瞬态、 由 于丧失负荷或失去厂外电源所引起的瞬态等。扰动/异常工况也包括那些不会引起强制停役和虽然导致 强制停役但毋须进行任何机械损伤维修的异常事件。 NB/T 20688 —2023 2 4.3 紧急工况 紧急工况通常包括稀有事故，主要指那些偏离正常运行工况且需要停堆进行纠正或对系统中受损 部件进行维修的事件，该工况发生频率较低，但必须考虑该工况以确保系统中出现的任何故障所带来的 伴随效应不会导致结构完整性的丧失。 4.4 事故工况 事故工况通常包括极限事故，主要指那些与发生频率极低的假想事故相关的工况，其后果是系统的 完整性和可运行性可能被破坏至需要考虑公众的健康和安全的程度。 对没有造成堆芯明显损伤的设计扩展工况 （DEC-A） ， 假如其发生频率不小于极限事故的发生频率， 且其机械后果未被某一已有极限事故工况包络时，则可考虑这些设计扩展工况。 4.5 试验工况 试验工况通常包括压力过载试验，主要指运行需要的水压试验、气压试验和泄漏试验等。 5 分析范围 应根据反应堆冷却剂系统设备及部件的力学分析需求确定设计瞬态分析的范围，通常包括但不限 于： a) 反应堆冷却剂系统的主要设备， 主要包括反应堆压力容器、 主管道、 稳压器、 反应堆冷却剂泵、 蒸汽发生器； b) 反应堆冷却剂系统中的一些特殊区域，主要包括稳压器相关区域（如稳压器筒体、波动管线、 喷雾管线、稳压器排放管线等）、反应堆冷却剂系统中的相关管嘴（如稳压器喷雾管线管嘴、 上充和下泄管线管嘴、余热排出管线管嘴、安注管线管嘴等）。 6 分析方法 6.1 总体要求 设计瞬态分析的总体要求如下： a) 应根据不同的工况分类确定相应的分析方法，主要包括初始条件和主要假设等； b) 应根据力学分析的需求（包括分析的设备及部件和分析目的），确定相应的分析方法； c) 所采用的计算机程序应能适用于设计瞬态分析， 应能模拟核电厂的主要系统及设备， 并且应能 模拟设计瞬态工况中相关的热工水力现象。 6.2 初始条件 进行设计瞬态分析时宜根据分析工况确定合理的初始条件： a) 对于正常运行工况，初始参数（如反应堆功率、反应堆冷却剂系统温度及压力等）对应于每种 核电厂功率水平的名义值， 不考虑参数的不确定性， 反应堆冷却剂流量可采用最佳估算流量、 保守的热工设计流量或最小测量流量； b) 对于扰动/异常工况，初始参数（如反应堆功率、反应堆冷却剂系统温度及压力等）可考虑不 确定性，初始反应堆冷却剂流量可保守采用热工设计流量、最小测量流量或机械设计流量； NB/T 20688 —2023 3 c) 对于紧急工况及事故工况，为了获得更为保守的结果，初始参数宜考虑参数的不确定性，初始 反应堆冷却剂流量可保守采用热工设计流量、 最小测量流量或机械设计流量； 对于设计瞬态分 析中考虑的设