ICS 27.120.20 F 65 NB 备案号：57403—2017 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20403—2017RK 压水堆核电广隔间压力与温度瞬态分析 Subcompartment pressure and temperature transient analysis inpressurized waterreactors 2017-02-10发布 2017-07-01实施 发布 国家能源局 认可 国家核安全局 NB/T20403—2017RK 目次 前言 II 范围， I 2 规范性引用文件 3术语和定义 确定质量和能量释放源项的准则 压力和温度瞬态分析的准则 6 非对称压力分析准则 11 淹没水位评价准则 12 附录A（资料性附录） 短期质量和能量释放， 14 附录B（资料性附录） 压力和温度瞬态分析的建议， 16 附录C（资料性附录） 排气道阻力系数计算， 22 附录D（资料性附录） 动态排气道建模. 24 附录E（资料性附录） 隔间压差计算， 27 参考文献 29 I NB/T20403-2017RK 前 言 本标准按照GB/T1.1—2009给出的规则起草。 本标准由能源行业核电标准化技术委员会提出。 本标准由核工业标准化研究所归口。 本标准起草单位：上海核工程研究设计院。 本标准主要起草人：杨萍、王国栋、韦胜杰 本标准2016年5月19日，经国家核安全局审查认可。 II NB/T204032017RK 压水堆核电厂隔间压力与温度瞬态分析 1范围 本标准规定了压水堆核电厂安全壳内和安全壳外由高能或中能管道破裂或其他事件引起的短期和 长期的隔间内压力与温度瞬态与淹没影响分析所必需的方法与准则。 本标准适用于压水堆核电厂安全壳内和安全壳外隔间及设备支承的设计审查，并可为确定设备鉴定 环境条件提供参考。 本标准不考虑由于管道破裂引起的喷射力及有关作用，也不包括管道支架设计及破口位置确定。 2 规范性引用文件 下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件，仅所注日期的版本适用于本文 件。凡是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/T20402一2017RK压水堆安全重要流体系统单一故障准则 EJ/T335轻水堆核电厂假想管道破损事故防护设计准则 3术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3.1 能动故障activefailure 示例：动力驱动阀或止回阀不能动作至其正确位置，或泵、风机、柴油发电机不能启动。 注：除非采取特殊设计措施或动作限制措施（例如“闭锁”电动阀的断路器）以防止误动作，否则应将由于其驱动 或控制系统发生故障而引起的能动设备误动作看作是能动故障，无意地使动力驱动阀通电以致打开或关闭是误 动作的例子。 3.2 临界（次临界）流critical(subcritical)flow 流体速度等于（小于）局部流体状态条件下流体中声速的一种流体流动状态。 3. 3 均匀平衡模型 homogeneousequilibriummodel 基于混合物各相流速相等、均匀混合（相和组分）、各相和组分处于热平衡及等流动假设的一种 临界流计算公式模型。 3. 4 惯性效应inertialeffect 在隔间压力和温度瞬态分析中，由动量方程中的流体加速项引起的压力瞬态特性。 1 NB/T20403-2017RK 3.5 长期longterm 为确定建立设备爆露环境的压力和温度时间历程而需考虑的时间。 3.6 节点容积nodevolume 在压力和温度计算分析中假设的几何分区容积。 3.7 非能动故障passivefailure 工艺流道堵塞或保持其结构完整性或稳定性的设备故障，以致其不能按要求提供预期的核安全功 能。 3.8 短期shortterm 为被研究参数达到其峰值再达到准稳态所需要的时间。 注：在大多数隔间分析中，此时间范围可从几毫秒到几十秒，通常用于为隔间结构设计所进行的支持性分析中。 3.9 破前漏leak-before-break,LBB 管道裂纹在正常运行、预计瞬态和安全停堆工况载荷的作用下发展到导致失效的尺寸之前已产生可 探测到的泄漏。 注：对于满足LBB评价准则的管道，其突然灾难性失效是不可能的。 4确定质量和能量释放源项的准则 4.1概述 假想管道破裂后，隔间中产生的压力和温度瞬态在很大程度上取决于管道破口质量和能景的释放 率，随着释放率的增加，随后的环境状况变得越来越严重。除了淹没分析外，应采用会产生敏大能量释 放率的电厂运行方式。对于淹没分析，应采用会导致最大质量释放的运行方式。本章提出了用于确定喷 放速率的方法。 质量和能量释放计算可归纳为两类：短期和长期。短期：与作用在构筑物和设备上压差引起的推力 有关。推力在管子破裂不久就达到量大值，典型的是在1s之内，然后随着压力逐渐与环境压力趋于一 致而减少。长期：与通常经过较长时间才会达到最大值的淹没、环境压力、温度和湿度情况有关。本标 准不规定安全壳内分析用的长期质量和能量释放计算方法。 4.2通用准则 应按照NB/T20402一2017RK考虑单一故障准则在安全重要流体系统中的应用。如在第5章、第6章、 第7章的响应计算中假设了更严重的单一能动故障，则不需考虑关系到释放率的单一能动故障。 管道破口特性应按照EJ/T335通过其位置、类型、面积和开裂时间来确定。涉及到LBB准则应用的 内容，管道破裂动力效应、隔间升压瞬态效应和水淹效应等，应按照国家核安全局具体监管要求执行。 4.3短期释放 4.3.1系统审查 2 NB/T20403-—2017RK 作为进行分析的第一步，分析人员应熟悉所考虑的流体系统，由此决定分析中系统的取舍。应考虑 设备，如节流装置、阀门、泵和热交换器的位置、功能和特性对流率的影响。在开发获得保守释放率的 模型中应考虑与功率水平相关的系统运行方式和流体条件。 4.3.2手算 假设系统初始条件保持恒定的手算是可接受的。尽管如此，应包括破裂后导致较高释放的流体条件， 例如存在流体压力和密度变化导致较大喷放速率的情况。质量和能量释放计算应反映这一点。 在假定的破口几何尺寸与流体状态的条件下，应采用临界流关系式预计的上限流量计算破口质量流 量。对两相和饱和蒸汽工况可采用莫迪（Moody）关系式；对单相蒸汽工况可采用均匀平衡模型；在过 冷或饱和液体工况下可采用亨利-福斯克（Henry-Fauske）关系式。其他能给出等于或大于上述单位面积 质量流量的关系式是可以接受的。 从喷放系数、破口面积和单位面积临界质量流量的乘积可获得喷放流率。单位面积临界质量流量是 通过临界流量关系式计算而得的单位面积流率。除非通过试验数据认为更小的喷放系数是合理的。否则 应采用喷放系数值为1。试验条件（流体状态和流动几何形状）应适用于所假设的破口条件。还应考虑 尺度比例效应。不得使用小于0.6的喷放系数。 应用公式（1）确定破口流率： WCDAG.... . (1) 式中： W-质量流量； Cp喷放系数； A—破口面积： G--单位面积临界质量流量。 能量释放考虑中破口液体恰值应等于破裂管道中流体的滞止烩值。 当为取得喷放速率选择流体状态时，应考虑电厂正常运行方式的范围。 4.3.3计算机分析 用计算机程序来确定质量和能量释放时对系统应进行详细的分析，以免忽略重要的影响。 4.3.3.1系统模型的范围 应确定模型所包括的系统，需要考虑哪些系统应基于该系统的流体装量对整个系统流体装量的影响 程度。对于有大管径管道和大容积设备的系统，可以忽略系统中一些小管径支路管线，但若假想破口管 道是小管径时，则应考虑该管道。其他小管径管道是否需要考虑，需要根据其相对容积和与破口位置的 接近程度来定。 对有容器的系统，通常须建立从流体容器到破口位置之间的管道的详细模型，该容器可以是提供流 体源的容器、系统或设备。可以建立考虑了所有装量的粗略模型，且当某容器的装量足够大时，可以忽 略接到该容器的其他管路系统的装量。 对没有容器的系统，存在不易识别流体容器的情况，如由于阀门隔离形成的小容积设备、有较多分 支管线的管道等，在这些情况下没有必要开发可以详细模拟所有管道的模型，此时可以只针对破裂管道 的某一长度建立详细模型，而对其余部分可集中处理为单一的或等效的节点。 4.3.3.2模型开发要求的信息 程序输入模型的建立应考虑下列信息（其他功能也可能是重要的，应在需要时予以考虑）： 3