ICS 27.120.10 F 60 备案号：32942-2011 B 中华人民共和国能源行业标准 NB/T200352011 代替EJ/T312—1998 压水堆核电广工况分类 Categorization of conditions of PWR nuclear power plants 2011-07-01 发布 2011-10-01实施 发布 国家能源局 NB/T20035—2011 目 次 前言 II 1范围 2规范性引用文件 3术语和定义. 4总则， 5基于频率的工况分类 2 6 基于效应的事件分类 4 附录A（资料性附录） 不同文件中依据频率的工况分类对照关系 5 附录B（资料性附录） 压水堆核电厂始发事件清单示例. 8 参考文献 10 NB/T20035--2011 前言 本标准按照GB/T1.1-2009给出的规则起草。 本标准代替EJ/T312一1988《压水堆核电厂运行及事故工况分类》，与EJ/T312-1988相比，除编 辑性修改外主要技术变化如下： -增加了第2章“规范性引用文件”； 一增加了第3章“术语和定义”； 按效应两种分类方法； 将EJ/T312一1988中第2、3、4、5章合并为本标准的第5章“基于频率的工况分类”； 增加了第6章“基于效应的事件分类”； 增加了附录A“不同文件中依据频率的工况分类对照关系”（资料性附录）； 增加了附录B“压水堆核电厂始发事件清单示例”（资料性附录）； 增加了“参考文献”。 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：核工业标准化研究所、中国核动力院。 本标准主要起草人：王继东、高丽艳、余红星。 EJ/T312于1988年12月首次发布。 11 NB/T20035—2011 压水堆核电广工况分类 1范围 本标准规定了压水堆核电厂运行及事件「况分类方法。 本标准适用于压水堆核电厂设计、事故分析中涉及的.1况划分。 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。 GB/T15761—19952×600MW压水堆核电厂核岛系统设计建造规范 3术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3. 1 正常运行 Fnormaloperation 核电厂在规定的运行限值和条件范围内的运行。 [HAF102—2004，名词解释] 3. 2 预计运行事件anticipatedoperationaloccurrency（AOo） 在核电厂运行寿期内预计发生一次或数次的偏离正常运行的各种运行过程。由于在设计中已采取相 应措施，这类事件不至于引起安全重要物项的严重损坏，也不至于导致事故工况。 3. 3 设计基准事故designbasisaccident（DBA） 核电厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况，并且该事故中燃料的损坏和 放射性物质的释放保持在管理限值以内。 [HAF102-—2004，名词解释] 3. 4 超设计基准事故beyonddesignbasisaccident（BDBA） 严重性超过设计基准事故的那些事故。 3. 5 严重事故severeaccident 造成堆芯明显损坏（significantcoredamage）的超设计基准事故。 3. 6 假设始发事件postulatedinitiatingevent（PIE） 设计期间确定的可能导致预计运行事件或事故工况的事件。 1 NB/T20035—2011 [HAF102--2004，名词解释] 4总则 4.1对核电广工况进行分类是设计中贯彻纵深防御概念的必要前提。根据HAF102一2004的规定，“核 动力厂状态一般包括正常运行、预计运行事件、设计基准事故和严重事故”。正常运行、预计运行事件、 设计基准事故分别与纵深防御五个层次（见HAF102一2004）中前三个层次相关联，这三个层次的防御 应采用保守的设计措施和良好的工程实践。本标准的目的是对正常运行、预计运行事件、设计基准事故 中各种状态和事件规定详细的分类规则。 4.2为了便于确立设计和事故分析中的验收准则，核电厂运行和事件工况分类首先应基于发生频率。 事件产生的风险是频率与后果的乘积，不同的事件产生的风险应基本相当，因而不允许频率高的事件产 生严重的后果，而后果严重的事件发生频率必须很低。根据此原则，本标准按频率由高到低将核电厂的 工况划分为四类（详见第5章）。对于600MW压水堆核电厂的四类工况，详见GB/T15761一1995。各 类工况的详细验收准则可参考NUREG-0800一2007。不同文件中依据频率的工况分类对照关系参见附录 A。 功能需求)对事件进行分类。这样的分类有利于事件影响的比较、极限情况（包络）的识别和分析的简 化（见第6章）。依据事件效应分类后形成的压水堆核电厂始发事件清单示例参见附录B。 4.4第5章和附录B给出了各类工况中的典型事件举例。这些例子虽然有普遍意义，但对于特定核电 机组不一定全部适用；特定核电机组对某些事件发生频率的认定，可不同于本标准中的举例。 5基于频率的工况分类 5.1工况I——正常运行 5.1.1工况I-一正常运行是核电机组经常性或定期出现的各种状态和过程。工况I中物理参数变化 不会达到触发保护动作的值。 5.1.2工况1的典型事例如下： a）在核电厂技术规格书规定限值范围内的各种稳态运行和启动、停堆过程： 1)J 功率运行： 热备用； 3) 热停堆； 4) 冷停堆； 反应堆换料； 5) 反应堆启动、升功率过程； 7) 反应堆降功率、停堆过程。 b) 允许的带偏离运行，这些偏离（或缺陷）不超出核电厂技术规格书规定的限值范围： 1)2 有停运设备或系统； 2） 燃料包壳缺陷； 3） 蒸汽发生器传热管泄漏； 4) 反应堆冷却剂中放射性物质（裂变产物、腐蚀产物和氛）浓度升高； 5) 进行技术规格书允许的试验。 运行瞬态： c) 2 NB/T20035-—2011 1）核电厂（启动、停堆以外的）升温和降温（符合技术规格书规定的升降温速率）； 2) 负荷的阶跃变化（符合技术规格书规定的变化幅度）； 3） 负荷连续变化（符合技术规格书规定的变化速率）； 4）甩负荷（包括满负荷甩至带厂用电负荷）。 5.2工况I——中等频率事件 5.2.1工况I一中等频率事件（moderate-frequencyevent）是核电机组在个日历年内可能发生 的偏离正常运行的状态或故障。工况Ⅱ不应使反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统的压力达到或超过110% 设计压力值，不应使燃料包壳发生破损，不应引起工况IⅡI或1况IV事件，不应使反应堆冷却剂系统或安 全壳屏障丧失功能；在工况II下，当达到规定的阈值时，保护系统能够紧急停堆，在完成必要的校正动 + 作和满足规定要求后，反应堆可重新投入运行。 5.2.2工况I的典型事件举例如下： a) 一组联动控制棒从次临界或低功率的反应堆堆芯失控提升，包括换料期间控制棒失控抽出； 一组联动控制棒在功率运行的反应堆中失控抽出； (q 系统失效或操作人员差错引起的控制棒组件误动作； (P 导致反应堆冷却剂硼浓度失控稀释或反应堆冷却剂装量增加的化学和容积控制系统故障或误 动作； 反应堆冷却剂泵电机事故保护停泵或失去电源，冷却剂强迫循环流量部分丧失； e) f) 不工作的反应堆冷却剂环路误启动； 注1：HAD102/17—2006将误启动导致硼稀释划归DBA。 汽轮机事故停机（主汽门关闭）； h) 丧失正常给水； i) 丧失厂外交流电源； j) 导致给水温度降低或给水流量增加的给水系统故障； k) 负荷过度增加： 1) 一台稳压器安全阀或卸压阀误开启； 蒸汽发生器一台大气释放阀或安全阀意外打开； m) 导致蒸汽流量增加或减少的蒸汽压力调节装置故障； n) 在功率运行时，应急堆芯冷却系统误投入； 注2：HAD102/17-—2006将此事件划归DBA。 p) 非能动余热排出系统（PRHR）误运行： 安全壳外反应堆冷却剂小管道（如取样管利仪表管）断裂； - 注3：有的核电厂将此事件划归工况III。 r) 丧失冷凝器真空； 主蒸汽隔离阀意外关闭； s) t) 控制棒误落棒； u) 放射性气体或液体废物系统的泄漏或失效。 注4：根据泄漏情况，也可划归工况IⅢI。 5.3工况III——稀有事件 5.3.1工况II—稀有事件（infrequentevent）是核电机组在其寿期内可能发生但频率很低的事件。 工况II可能会使燃料发生损伤并使反应堆在一个长的停堆时间内不能恢复功率运行，但是燃料棒的破损 3