ICS 27.120.20 F 65 备案号：36026—2012 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T 201012012 代替EJ/T758-1993 压水堆核电厂反应堆弹棒事故分析要求 Analysis requirement for rod ejection accidents of pressurized water reactor nuclear power plants 2012-01-06发布 2012-04-06实施 国家能源局 发布 NB/T 20101—2012 目 次 前言 II 范围 2 规范性引用文件 3分析准则， 4分析方法. 5应考虑的初始反应堆状态及前提条件 附录A（规范性附录） 可接受的物理和热工水力分析方法和假设 3 附录B（规范性附录） 放射性假设. NB/T20101—2012 前 言 本标准按照GB/T1.1—2009给出的规则起草。 本标准代替EJ/T758-1993《压水堆核电厂反应堆弹棒事故分析准则》，与EJ/T758—1993相比， 主要技术变化如下： -第2章“规范性引用文件”中删除了EJ511《碘-131内照射剂量估算及评价方法》、修改了GB 6249的名称、修改了引用导则“核电厂厂址选择的大气弥散问题”的编号； 限制”引用标准的条目； 第5章“应考虑的初始反应堆状态及前提条件”中修改了文字描述和错字，增加了5.1.3； 附录A中修改了A.1、A.2、A.6、A.9、A.11、A.12和A.14的文字描述； 附录B中根据RG1.195和工程实践经验修改了B.1、B.2、B.3文字描述。 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：张虹、沈才芬、徐良剑、毕树茂、李兰。 EJ/T758一1993于1993年首次发布。 II NB/T20101-—2012 压水堆核电厂反应堆弹棒事故分析要求 1范围 本标准规定了压水堆核电厂反应堆控制棒弹棒事故分析遵循的准则、可接受的分析方法和假设。 本标准适用于二氧化铀为燃料的压水堆核电厂控制棒弹棒事故分析。 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。 GB6249—2011核动力厂环境辐射防护规定 HAD101/02核电厂厂址选择的大气弥散问题 3分析准则 3.1反应堆冷却剂系统压力边界完整性准则 事故过程中反应堆冷却剂峰值压力所产生的应力，应小于反应堆冷却剂系统压力边界设计应力限 值。通常规定反应堆冷却剂峰值压力小于设计压力的1.1倍， 3.2燃料贮能限制 在燃料棒任何位置，反应性骤增所引起的燃料径向平均比恰值，对经过辐照的燃料组件，不应大于 0.837×10°J/kg，这包络了未经辐照的燃料组件，因为其限值稍高。 3.3厂外辐射后果限制 弹棒事故的辐射后果应当低于GB 36249-2011中7.2的规定。 4分析方法 对于压水堆弹棒事故分析中可接受的方法和假设，可接受的物理和热工水力分析方法和假设见附录 A，放射性假设见附录B。 5应考虑的初始反应堆状态及前提条件 5.1初始反应堆状态 5.1.1应考虑各种初始工况，其中至少应包括在反应堆燃料循环的寿期初和寿期末的零功率工况和满 功率工况。 NB/T 20101—2012 5.1.2 各种初始工况下的有关参数，应选择在其不确定度范围内，有利于评价破坏燃料完整性的最大 值或最小值。 5.2 前提条件 弹棒事故分析应具有以下前提条件：假设反应性控制系统在事故发生时，除弹出的一束控制棒外， 仍能适时地限制反应性引入速率和引入量，以保证假设反应性事故的效应既不应对反应堆冷却剂压力边 界造成大于限定的局部塑性变形的损坏，也不应对堆芯及其支承构件或反应堆压力容器内部其他构件产 生严重扰动而削弱冷却堆芯能力。 2 NB/T20101—2012 附录A （规范性附录） 可接受的物理和热工水力分析方法和假设 A.1方法和假设 A.1.1控制棒价值应根据可能的初始状态和控制棒分布形式（包括布置形式和不同棒位），确定作为弹 棒事故可能引入的最大棒价值。在计算棒价值时应考患中子截面计算中各种参数不确定性和由于氙振荡 （如存在的话）引起功率不对称的影响。如在物理启动试验中发现所计算的棒价值不是保守的，应重新 分析该事故。 A.1.2弹棒引起的反应性引入率应根据微分控制棒价值曲线和计算的瞬态棒位随时间变化曲线来确 定。如果不能获得棒的微分价值曲线，考患到棒通过堆芯活性段时反应性增加的非线性，应保守计算反 应性引入率。弹棒速率是假设无压力屏障的限制下，根据最大压力差、控制棒与驱动杆的重量和横截面 积来计算。 A.1.3有效缓发中子份额（随βefr）和瞬发中子寿命（「）应根据由微扰理论得到的定义来计算。计算 中应使用由试验得到的缓发中子数据，并应对各种裂变材料的裂变份额进行平均。在事故对随βef十分 敏感的情况下（弹棒价值≥随βer），应使用给定的反应堆状态的最小随βer计算值。对较小扰动瞬态过程， 不仅在初始功率随βen的减少而增加时应考虑使用保守值，而且在停堆后功率下降时也应使用保守值。 瞬发中子寿命的确定，应采用类似的保守考虑 A.1.4在分析中应保守地选用对瞬态有影响的反应堆冷却剂初始压力、反应堆入口温度和流量（如果 为正慢化剂系数，压力和温度对于被引入的反应性影响是显著的）。 A.1.5应根据所研究的瞬态现象，保守地选择诸如燃料包壳间隙传热系数和燃料的导热率等燃料热力 学参数。对于零或正慢化剂系数（一般在寿期初），高传热参数将减少多普勒反馈和增加正慢化剂反馈 效应，从而增加反应性瞬态的严重程度。对于负慢化剂系数，当一定的热量在慢化剂中比在燃料中产生 更大反馈时，高传热参数能使瞬态程度降低。在可能产生压力脉冲时，高的慢化剂加热速率在慢化剂通 道中能造成很大的压力梯度。在计算功率激增情况下的最热燃料芯块的平均比恰时，应选用低的传热参 数。 A.1.6在计算燃料贮能（烩）时，UO2比热容是一个关键参数。选用该值时，除非由试验确定，否则应 选用熟知的通用数值。此外，还应考患燃耗对比热容的影响。 A.1.7考虑到气泡、反应堆冷却剂压力和温度的变化，应使用通用的迁移和扩散理论程序计算在各种 假设的燃料和慢化剂条件下的慢化剂反应性系数。如果不进行三维时空动力学计算，考虑到在少维下这 些系数在空间上的价值，由这些系数引起的反应性反馈应该作保守的加权。如果在慢化剂中使用硼酸进 行补偿，则应假定硼的浓度为相应反应堆初始状态时的最高浓度。 A.1.8多普勒系数应根据有效共振积分来计算，且应包括燃料芯块的自屏修正。多普勒反应性系数的 计算应以实验结果为基础，并作保守考虑。因为多普勒系数反映了作为燃料温度函数的反应性变化，对 不同功率水平下预计燃料温度的不确定性，应保守地采用多普勒系数值进行处理。如不进行三维时空动 力学计算，则应计算轴向和径向空间加权的堆芯平均温升的反应性效应。 A.1.9在紧急停堆时，控制棒引入的反应性随时间的变化，可通过微分棒价值曲线和棒速曲线（由紧 急停堆插入时间最大设计限值而得到）获得。如果棒价值曲线（反应性随棒插入深度变化）不是根据X， Y，Z，t或Y，Z，t计算获得，则应表明近似计算的保守性。在计算有效紧急停堆反应性时，应考虑在零 功率和满功率时插入深度的差别。 3