EJ 中华人民共和国核行业标准 EJ/T 924-95 轻水堆隔间压力与温度瞬态分析 1995-07-05发布 1995-11-01实施 中国核工业总公司 发布 次 目 主题内容与适用范围 (1) 引用标准 2 (1) 3 术语 (1) 4 确定质量和能量释放源项的准则 (2) 5 压力和温度瞬态分析的准则 (7) 非对称压力分析准则…· 6 (11) 7 淹没水位评价准则 (13) 附录A 压力堆短期质量和能量释放（参考件） (15) 附录B 沸水堆短期质量和能量释放（参考件） (16) 附录 C 压力和温度瞬态分析的建议（参考件） (17) 附录D 排气道损失系数计算（参考件） (23) 附录E 动态排气道建模考虑（参考件） (25) 附录F 隔间压差计算（参考件） (28) 中华人民共和国核行业标准 轻水堆隔间压力与温度瞬态分析 EJ/T924-95 13 主题内容与适用范围 本标准规定了轻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。根据本标 准规定的方法与准则所得到的分析结果是保守的。 本标准适用于核电厂安全壳内和安全壳外隔间及设备支承的设计与审查，也适用于隔 间内设备的质量鉴定。 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引用标准 EJ335压水堆核电厂假想管道破损事故防护准则 EJ570压水堆安全重要流体系统单一故障准则 3术语 3.1能动故障activefailure 除了非能动故障外，一经要求便依靠机械运动来完成其预期核安全功能的设备的失常。 能动故障的例子包括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。 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保守的conservative 分析中用的输入参数值、分析模型或结果中的不确定度的应用趋向于确保设备、系统或 构筑物足以完成其预期的功能。 3.3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或达到（未达到）其他参数限制条 件下最大值的一种流体流动状态。 3.4均匀平衡模型homogeneousequilibriummodel 假设混合物各相流速相等、均勾混合（相和组分）、各相和组分处于热平衡及绝热流动下 的一种多相流动模型。 中国核工业总公司1995-07-05批准 1995-11-01实施 1. EJ/T 924—95 3.5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。 3.6长期longterm 3.7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。 3.8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，以致它不能按要求提供预期 的核安全功能。 3.9安全亮（primaryreactor）containment 在所有电厂工况下在反应堆冷却剂压力边界（或一回路冷却剂边界）之后作为电厂控制 放射性物质释出主要屏障的设施，它包括：安全壳构筑物及其进入开孔、贯穿件和附属物，用 于使安全壳大气与外界环境有效隔离的那些阀门、管道、闭合系统，那些延伸安全壳构筑物 边界并提供有效隔离的系统或系统的部分（例如蒸汽和给水连接管道） 3.10短期shortterm 本标准中意义为被研究参数达到其峰值再达到准稳态所需要的时间。在大多数隔间分 析中，此时间范围可从几毫秒到几十秒。这通常用于为隔间结构设计所进行的支持性分析 中。 3.11重要的significant 预计一个参数变化或其结果产生影响的程度，这会或将会因为一个系统、设备或构筑物 的完整性、可靠性、功能或适用性不能满足其预期要求而引起装置设计或运行的变化。 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 能量的释放率，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 用会产生最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最大值，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EJ570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章压力与温 度瞬态分析准则、第6章非对称压力分析准则和第7章没水位评价准则的响应计算中假 管道破口特性必须按照EJ335通过其位量、类型、面积和开裂时间来确定。 2 EJ/T924—95 4.3短期释放 本条规定了短期释放率的手算步骤，也规定了开发计算瞬态短期质量和能量释放的计 算机程序模型的步骤。计算机辅助瞬态分析优于手算在于考虑了系统减压影响，因此有较小 的释放率。对压水堆和沸水堆可用这些计算的系统的例子分别见附录A（参考件）和附录B （参考件）。 4.3.1系统审查 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，由此决定分析中应包括系 统的哪一部分，可以忽略哪一部分。必须了解管道的布置。应考虑设备，如节流装暨、阀门、 泵和热交换器的位暨、功能和特性对流率的影响。在开发给出保守释放率的模型中应考虑与 功率水平有函数关系的系统运行方式和流体条件。对此有用的资料是系统描述文件、管道和 仪表图、电厂模型、管道组成和等视图。 4.3.2手算 根据保持系统初始条件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 算应反映这点。 应从能预计在考虑的破口几何尺寸与流体状态下上限流量的临界流关系式得出破口质 量流量。对两相和饱和蒸汽工况采用穆迪（Moody）关系式是可以接受的。对单相蒸汽工况可 采用均勾平衡模型。在欠热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。 从泄放系数、破口面积和单位面积临界质量流率的乘积可获得喷放流率。单位面积临界 质量流率是通过临界流量关系式计算而得的单位面积流率。除非通过实验数据认为更小的 泄放系数是合理的。否则应采用泄放系数值为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的泄放系数。 应用公式（1）确定破口流率： W-CAGc... （1) 式中：W一质量流率； Cp-—泄放系数， A破口面积， Gc—单位面积临界质量流率。 能量释放考虑中破口液体焙值必须等于破裂管道中流体的滞止值。 当为取得喷放速率选择流体状态时，必须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率时对系统必须进行详细的分析，以免忽略重要 的影响。 4.3.3.1系统模型的范圈 应确定模型所要包括的系统部分。一个系统某些部分的流体装量对整个系统流体装量 的影响是决定的关键。在有大管径管道和大容积设备的系统中通常认为不包括系统中一些 3 EJ/T924--95 小管径支路管线是合理的。当假想破口管道是小管径的，则大管径管道和大的设备容积很可 能是重要的。其他小管径管道也可能重要，这要根据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必需有从破口位置到大的流体容器的破裂管道的详细模型。容器 可能是构成破口流体源的一个大容积、系统或设备。一个考虑到所有装量的容器的粗糙模型 是可以接受的。当容器的装量很大时，可以忽略接到容器的其他管路系统的装量。 对没有容器的系统有几种情况不能容易地识别流体容器。由一个闭合阀门关住的一条 有许多分支管线和相对小容积的设备的管道即为这种情况的一个例子。研制能详细地表示 出所有管道的模型既麻又没有必要。在这种情况下，可建立表示破裂管道某一长度的详细 模型，其余部分可集中组成一个单一的和等效的节点容积。 4.3.3.2模型开发要求的信息 在4.3.1中列举了对了解考虑中的流体系统有用的某些资料。这些资料为建立计算机 程序输入模型提供了必要的信息。 研制程序输入模型必须考虑下列信息（其他功能也可能是重要的，需要时应考虑之）。 a. 管道长度； 管道内径； C. 摩擦因子； d. 管道几何形状的形状损失系数，见附录D（参考件）； e. 设备内部流体容积； f. 设备内部流道长度和面积； g. 设备形状损失系数； h. 泵特性； i. 与功率水平有函数关系的流体热力工况； j. 孔板面积； k. 文丘利管面积； 1. 阀门位置和类型； m. 作为时间函数的阀位（全开、部分开或关闭）。 4.3.3.3流体系统模型 4.3.3.3.1计算机程序 可以用认可的数字计算机程序来获得质量和能量释放率。这些程序用来计算例如管道 元相连的离散容积元（控制容积或节点）。在这种方法中，在节点上求解质量和能量守恒方 程，在流动通道上求解一维动量方程。由此得出系统工况的时间历程。 4.3.3.3.2节点划分 在建立流体系统模型时，要作的重要决定是怎