ICS 27.120.20 F 65 备案号：36024—2012 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20099—2012 压水堆核电广反应堆 冷却剂丧失事故分析要求 Analysis demand for loss-of-coolant accident of pressurized water reactor nuclear powerplants 2012-01-04发布 2012-04-06实施 国家能源局 发布 NB/T 20099—2012 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：中国核动力研究设计院。 本标准主要起草人：丁书华、冷贵君、卢毅力、黄代顺。 NB/T 20099-2012 压水堆核电厂反应堆冷却剂丧失事故分析要求 1范围 本标准规定了用于压水堆核电厂应急堆芯冷却系统性能评价的反应堆冷却剂丧失事故分析应遵循 的准则、分析方法及评价内容。 本标准适用于压水堆核电厂反应堆冷却剂丧失事故分析以评价应急堆芯冷却系统的性能。 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/T20103压水堆核电厂事故分析安全判据 3术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3. 1 反应堆冷却剂丧失事故Loss-of-coolantaccident（tocA) 反应堆冷却剂丧失事故指反应堆冷却剂系统压力边界发生管道破裂的假想事故，破口范围从导致冷 却剂丧失速率超过化学和容积控制系统补偿能力的破口直到反应堆冷却剂系统最大管道发生双端剪切 断裂的破口。 3. 2 LoCA保守分析程序LoCAConservativeevaluationcode 保守分析程序指采用保守模型模拟LOCA事故现象及进程的程序。 3. 3 LoCA最佳估算分析程序LocABest-estimatecode 最佳估算分析程序指采用现实模型模拟LOCA事故现象及进程的程序 4限制准则 对采用二氧化铀燃料芯块，包壳为锆合金材料，圆柱形燃料棒的压水堆核电厂发生假想LOCA事故， 根据NB/T20103，验收准则为： a) 燃料元件包壳表面计算最高温度不超过1204℃； 燃料元件包壳局部氧化量不超过氧化前燃料元件包壳总厚度的17%； 燃料元件包壳与水或蒸汽化学反应产生的氢气量不超过假想总氢气量的1%。假想总氢气量为 ? 假定除包围燃料元件两端气腔体积部分外，全部包壳管金属与水或蒸汽完全反应所产生的氢气 量： d）堆芯的几何形状变化应使堆芯仍能保持可冷却的几何形状； 1 NB/T20099—2012 e)/ 应急堆芯冷却系统开始运行后，计算堆芯温度保持在可接受的低数值，堆芯内长寿命放射性核 素释放的衰变热在要求的更长时间内都能排出。 5分析方法 5.1分析程序和模型选择 5.1.1概述 LOCA事故分析可采用保守分析程序或最佳估算分析程序及与之对应的分析方法。分析程序应经过 验证和鉴定，分析方法应获得国家核安全管理部门的认可。 5.1.2热源 热源分析包括： a) 应考虑燃耗等因素对燃料初始储热及温度分布的影响； b) 采用合理的反应性计算及中子动力学模型计算冷却剂温度和空泡效应引入的停堆反应性，如需 考虑保护系统动作，应模拟停堆控制棒插入引入的反应性； c) 钢系元素，包括燃料循环中产生的、环及铀的同位素等，其衰变热应与燃料循环及已知的核 素性质一致； 采用合理的裂变产物衰变热计算模型； e) 采用合理的金属-水反应模型计算锆包壳与蒸汽反应产生氢气及包壳氧化所释放的能量； f) 应考虑冷却剂管道、压力容器及其内部构件等结构与反应堆冷却剂间的传热； 合理考虑蒸汽发生器一、二次侧间的换热。 5.1.31 包壳肿胀、破裂 应采用合理的模型计算由于包壳温度分布不均和内外部压差导致的包壳肿胀和破裂，计算气隙热导 率、包壳氧化和脆化、氢气产生时应考包壳肿胀程度和破裂等的影响。 5.1.4喷放阶段的现象 对喷放阶段的分析包括： a) 根据破口处的流体状态，上、下游压力及破口的几何形状等因素选取合理的冷却剂喷放模型； b) c) 对破口区域及应急堆芯冷却水注入区域，应采用合适的节点划分； 采用合理的冷却剂管道和其他构件的摩擦压降关系式，并考虑汽液两相流动对摩擦压降的影 响； e） 选取合适的临界热流密度（CHF）关系式计算临界热流密度； f) 选取合理的偏离泡核沸腾（DNB）后的过渡沸腾、膜态沸腾传热关系式： g) 冷却剂泵水力学模型应能合理模拟单相和两相状态下的特性、泵的阻力、惰转等； h) 对喷放阶段堆芯流体的流动，应合理划分堆芯热通道，划分的热通道不应大于1盒燃料组件。 并考各区域间流体的横向流动及可能由于燃料棒肿胀或破裂造成的流道阻塞对热通道内流 体流动的影响。 5.1.5喷放后阶段的现象 NB/T20099—2012 喷放后阶段的分析包括： a）应采用合适的安全壳背压计算方法； 应根据反应堆冷却剂系统的热工水力状态采用合理的压力容器再注水、堆芯再淹没模型，并考 b) 虑可能由于燃料棒肿胀或破裂造成的堆芯流道阻塞等对堆芯冷却水流量的影响； c）应采用合理的模型模拟蒸汽或汽液两相流与应急堆芯冷却水的相互作用。 5.2假设条件 LOCA事故分析至少应考虑下述假设条件： 初始运行功率为满功率，应考虑稳态波动和测量误差的影响； a) 初始一回路温度，应考虑稳态波动和测量误差的影响； 反应堆冷却剂系统压力，应考虑稳态波动和测量误差的影响； c) 一回路流量为热工设计流量； (P 稳压器水位，应考虑稳态波动和测量误差的影响； e) f) 合理考虑蒸汽发生器传热管堵塞的影响； g) 蒸汽发生器水位，应考虑稳态波动和测量误差的影响； h) 选取合理的安全壳初始状态参数； 合理考虑厂外电源丧失的影响； i) j) 应考虑反应堆保护系统动作时间延迟的影响。 5.3分析或评价的内容 5.3.1破口谱 对整个破口谱进行评价，选择合适的破口位置、尺寸和类型，以能保守的预测LOCA事故后果。 5.3.2系统参数 应考虑系统参数对LOCA事故后果的影响。如应急堆芯冷却系统的单一故障、应急堆芯冷却水流量、 反应堆冷却剂泵停泵时间、安注箱水温度、换料水箱水温度及安注箱排放速率等。 5.3.3燃料元件燃耗 应考虑由于燃耗加深导致的燃料棒内压、包壳间隙变化等对LOCA事故后果的影响。 5.3.4堆芯轴向功率分布 应考虑平均堆芯轴向功率分布、热组件及热棒轴向功率分布的组合，以及功率分布形状变化对 LOCA事故后果的影响。 5.3.5其他分析 其他分析包括： a）应采用合理的计算方法和程序开展LOCA后长期冷却的评估，确保操作员成功干预以防止堆 芯硼酸结晶和反应堆重返临界； 应分析或评价LOCA事故后堆芯仍能保持可冷却的几何形状； b) c）若采用最佳估算分析方法及与之对应的分析程序，应进行不确定性分析，以保证计算结果在 95%的置信度下至少有95%的概率不超过安全限值。