书签 分享 收藏 举报 版权申诉 / 10

GBT 40860-2021 压水堆核电厂设计扩展工况分析要求(1).pdf

  • 上传人:first2
  • 文档编号:100379132
  • 上传时间:2021-11-23
  • 格式:PDF
  • 页数:10
  • 大小:1.13MB
  • 配套讲稿:

    如PPT文件的首页显示word图标,表示该PPT已包含配套word讲稿。双击word图标可打开word文档。

    特殊限制:

    部分文档作品中含有的国旗、国徽等图片,仅作为作品整体效果示例展示,禁止商用。设计者仅对作品中独创性部分享有著作权。

    关 键  词:
    GBT 40860-2021 压水堆核电厂设计扩展工况分析要求1 40860 2021 压水堆 核电厂 设计 扩展 工况 分析 要求
    资源描述:
    ICS 27. 120.20 CCS F 65 GB 中华人民共和国国家标准 GB/T 40860-2021 压水堆核电厂设计扩展工况分析要求 Analysis requirements for design extension conditions of pressurized water reactor nuclear power plants 2021-10-11发布 国家市场监督管理总局告士 国家标准化管理委员会保W 2022-05-01实施 GB/T 40860-2021 目次 前言.”.I 1范围. 2 规范性引用文件. 3 术语和定义 4 DEC-A安全分析要求“ 4.1 DEC-A验收准则 4.2 DEC-A工况选取.”.”.2 4.3 DEC-A分析方法.”.”.2 5 DEC-B安全分析要求.”.3 5.1 DEC-B验收准则.”.”.3 5.2 DEC B工况选取.”.”.3 5.3 DEC-B分析方法.”.”.3 附录A(资料性压水堆核电厂DEC-A清单示例.”.”.5 附录B(资料性)压水堆核电厂DEC-B清单示例.6 参考文献. 7 GB/T 40860-2021 前言 本文件按照GB/T1.1 2020标准化工作导则第1部分z标准化文件的结构和起草规则的规定 起草。 请注意本文件的某些内容可能涉及专利。本文件的发布机构不承担识别专利的责任。 本文件由全国核能标准化技术委员会(SAC/TC58)提出并归口。 本文件起草单位z中国核电工程有限公司、中国核动力研究设计院、中广核工程有限公司。 本文件主要起草人g邢继、卢毅力、孙金龙、黄代顺、黄伟峰、袁霞、陈巧艳、卢文魁、喻娜、喻新利、 张明、杨长江、邱志方、邓伟、方红宇、王辉、邓纯锐、马超、李海颖、詹经祥、魏琦、石雪在、朱增培、黄欢、 徐伟峰。 I GB/T 40860-2021 压水堆核电厂设计扩展工况分析要求 1 范围 本文件规定了压水堆核电厂设计扩展工况安全分析的要求,包括验收准则、工况选取、分析方法等。 本文件适用于压水堆核电厂设计扩展工况的安全分析,其他堆型核电厂参照使用。 本文件不包括乏燃料水池事故工况分析相关要求回 2 规范性引用文件 本文件没有规范性引用文件。 3 术语和定义 下列术语和定义适用于本文件 3.1 设计基准事故design basis accident; OBA 导致核电厂事故工况的假设事故,这些事故的放射性物质释放在可接受限值以内,该核电厂是按确 定的设计准则和保守的方法来设计的。 来源:HAF 102 2016,名词解释 3.2 设计扩展工况desi阴阳te皿ioncondition; DEC 不在设计基准事故考虑范围的事故工况,在设计过程中按照最佳估算方法加以考虑,并且该事故工 况的放射性物质释放在可接受限值以内。 注g设计扩展工况包括没有造成堆芯明显损伤的设计扩展工况(DEC-A)和堆芯熔化工况(即严重事故,DEC盼, 来源:HAF 102 2016,名词解释,有修改1 3.3 3.4 单一故障single failure 导致单一系统或部件不能执行其预定安全功能的一种故障,以及由此引起的各种继发故障。 来源:HAF 102-2016,名词解释 严重事故配vereaccident 严重性超过设计基准事故并造成堆芯明显恶化的事故工况。 来源gHAF 102-2016,名词解释 4 DEC-A安全分析要求 4.1 DEC-A验收准则 DEC A分析采用的验收准则包括2 a) 堆;(!.;应最终达到并处于次临界状态,反应堆余热应能有效导出s 1 GB/T 40860-2021 b)应保证堆芯不出现明显损伤和应保证堆芯可冷却的几何形状5 c) 应保证反应堆冷却剂系统压力边界完整性s 注z本项主要适用于存在一回路超压的事故工况,对于始发LOCA(丧失反应堆冷却剂事故I回ofcoolant acci- dent)等反应堆冷却剂系统初始完整性已丧失的事故,本项不适用。 d)应保证安全壳的完整性z e) 放射性后果应满足非居住区边界上任何个人在事故的整个持续时期通过烟云浸没外照射和吸 入内照射途径所接受的有效剂量在限值以下。 4.2 DEC-A工况选取 4.2.1 应覆盖核电厂可能处于的不同运行模式。 4.2.2 应采用工程判断、确定论和概率论相结合的方法来确定。确定步骤可考虑如下z a) 采用概率论分析方法对核电厂超出设计基准事故考虑范围的事故工况和多重失效事故工况进 行定量化分析,采用合适的频率值进行工况筛选,并根据核电厂的设计特点结合确定论分析及 工程判断等对筛选的工况清单进行补充形成DECA初步清单g b)对DEC-A初步清单进行分析和进一步归并,形成最终的DEC-A工况清单。 附录A中表A.l给出了核电厂典型的DEC-A工况清单示例。 4.3 DEC-A分析方法 4.3.1 分析程序 宜采用经过评估适用的计算机程序进行分析,所选择的计算机程序应能模拟核电厂的主要系统及 设备,并能模拟DEC-A工况瞬态过程中相应热工水力相关现象以及完成放射性后果分析。 4.3.2 分析假设 4.3.2. 1 分析中可采用现实模型和最佳估算方法,分析参数可采用最佳估算值,包括但不限于2 a) 反应堆初始功率; b) 反应堆冷却剂系统的初始压力和初始温度$ c) 反应堆冷却剂初始流量P d) 堆芯物理参数,如慢化剂温度系数、多普勒温度系数及多普勒功率系数、功率分布等s e) 堆芯衰变热; ) 源项和放射性后果计算相关参数,如破损燃料裂变产物释放量、安全壳泄漏率等s g) 系统及设备的性能参数。 4.3.2.2 分析中应采用能够在DEC-A环境条件中执行预期功能的系统及设备。 4.3.2.3 分析采用的操纵员开始干预时间应是合理可信的。 4.3.3 分析原则 分析原则包括2 a) 分析中所采用的系统及设备可不考虑单一故障p b) 不考虑叠加由于维修导致的系统或设备不可用p c) 不考虑额外叠加丧失厂外电源。 4.3.4 分析结果 分析结果应包括2 2 GB/T 40860-2021 a) 计算结果与DEC-A验收准则的符合情况评价。 b) 能够充分证明DECA验收准则得到满足的计算结果,例如 1) 主要的事件序列g 2) 堆芯核功率及热功率随时间的变化情况g 3) 稳压器压力或反应堆冷却剂系统压力随时间的变化情况9 4) 反应堆冷却剂温度随时间的变化情况g 5) 反应堆冷却剂流量随时间的变化情况g 6) 蒸汽发生器二次侧蒸汽流量随时间的变化情况$ 7) 蒸汽发生器二次侧蒸汽压力随时间的变化情况$ 8) 稳压器水体积随时间的变化情况g 的蒸汽发生器水体积随时间的变化情况g 10) 安全壳压力、温度等参数随时间的变化情况(如果分析中糯舍模拟了安全壳)。 c) 事故后长期状态的评价,分析结果应能表明在发生DEC-A事故后,核电厂能够达到并维持安 全状态,并维持安全壳功能。 5 D配B安全分析要求 5.1 DEC-B验收准则 DEC-B分析采用的验收准则包括2 a) 应将反应堆冷却剂系统压力降至可接受范围g b)应维持堆芯熔融物的可冷却性,应实现熔融物的可靠滞留或包容s c) 应对安全壳压力和温度、可燃气体浓度等进行控制,以保证安全壳的完整性p d) 放射性后果应满足保护公众所采取的防护行动在持续时间和范围上是有限的,并有足够的时 间来采取这些防护行动。 5.2 DEC-B工况选取 5.2.1 应覆盖核电厂可能处于的不同运行模式。 5.2.2应采用工程判断、确定论和概率论相结合的方法来确定。确定步骤可考虑如下 a) 采用概率论分析等方法对核电厂导致堆芯损伤的工况进行初步筛选g b)针对核电厂的设计特点进行严重事故现象分析,确定可能导致核电厂严重事故威胁的主要事 故现象,针对各严重事故现象和严重事故缓解措施设计应对各严重事故现象的功能要求,通过 工程判断、确定论结合概率论筛选结果,最终确定DECB工况清单。 附录B中表B.1给出了核电厂典型的DEC-B清单示例。 5.3 DEC-B分析方法 5.3.1 分析程序 宜采用经过评估适用的计算机程序进行分析,所选择的计算机程序应能模拟核电厂的主要系统和 设备,并能模拟DEC-B工况事故过程中相应严重事故进程和现象以及完成放射性后呆分析。 5.3.2 分析假设 5.3.2.1 分析中可采用现实模型和最佳估算方法,分析参数可采用最佳估算值,包括但不限于2 a) 反应堆初始功率z 3 GB/T 40860-2021 b) 反应堆冷却剂系统的初始压力和初始温度$ c) 反应堆冷却剂初始流量3 d) 堆芯物理参数z e) 堆芯衰变热z ) 源项和放射性后果计算相关参数,如放射性去污因子、安全壳泄漏率等g g) 安全壳相关参数,如初始温度、压力、湿度等9 h) 系统及设备的性能参数。 5.3.2.2 分析中应采用能够在DECB环境条件中执行预期功能的系统及设备。 5.3.2.3 分析采用的操纵员开始干预时间应是合理可信的。 5.3.3 分析原则 分析原则包括: a) 分析中所采用的系统及设备可不考虑单一故障p b) 不考虑叠加由于维修导致的系统或设备不可用$ c) 不考虑额外叠加丧失厂外电源。 5.3.4 分析结果 4 分析结果应包括: a) 计算结果与DEC-B验收准则的符合情况评价。 b) 能够充分证明DEC B验收准则得到满足的计算结果,例如z 1) 主要的事件序列s 2) 稳压器压力或反应堆冷却剂系统压力随时间的变化情况5 3) 安全壳压力、温度、可燃气体浓度随时间的变化情况g 。堆芯熔融物的可滞留状态g 5) 厂外放射性后果。 c) 事故后长期状态的评价,分析结果应能表明在发生DECB事故后,核电厂能够达到并维持可 控状态,并维持安全壳功能。 附录A (资料性) 压水堆核电厂DEC-A清单示例 表A.I给出核电厂典型DECA清单示例。 表A.1核电厂典型DEC-A清单示例 序号DEG-A工况 1 未能紧急停堆的预期瞬态 2 全厂断电 3 余热排出模式下的丧失堆芯冷却 4 丧失到最终热阱的E常通道 5 丧失全部给水 6 丧失反应堆冷却剂事故(LOCA)叠加一套应急堆芯冷却系统完全丧失 7 丧失设备冷却水系统或重要厂用水系统 8 多根蒸汽发生器传热管破裂 9 半管运行或换料期间液位不可控下降 GB/T 40860-2021 5 GB/T 40860-2021 附录B (资料性 压水堆核电厂D配B清单示例 表B.l给出核电厂典型DECB清单示例a 表B.1核电厂典型DEC-B清单示例 序号DEC.B工况严重事故现象 1 全厂断电(SBO)叠加二次侧冷却全部失效 高压熔堆 2 丧失全部给水叠加二次侧冷却失效,同时能动安注系统失效 3 太LOCA事故叠加能动安注系统失效 4 中LOCA事故叠加能动安注系统失效 氧气燃烧和爆炸 5 小LOCA事故叠加能动安注系统失效 6 全厂断电(SBQ)叠加二次侧玲却全部失效 7 大LOCA事故叠加能动安注系统失效 8 中LOCA事故叠加能动安注系统失效 底板熔穿和压力 9 小LOCA事故叠加能动安注系统失效 容器外蒸汽爆炸 10 全厂断电(SBQ)叠加二次侧冷却全部失效 11 太LOCA叠加能动安注失效,同时安喷失效缓慢超压 6 严重事故缓解措施功能需求 一回路快速卸压 安全壳消氧 堆腔注水冷却 安全壳热量导出 GB/T 40860-2021 参考文献 l HAF 102 2016 核动力厂设计安全规定 2 IAEA SSR 2/1,Safety of Nuclear Power Plants, Design, IAEA, 2016 3 IAEA TECDOC 1791,Considerations on the Applciation of the IAEA Safety Requirements for the Design of Nuclear Power Plants, IAEA, 2016 4 IAEA SSG-2 ,Deterministic Safety A
    展开阅读全文
      文档分享网所有资源均是用户自行上传分享,仅供网友学习交流,未经上传用户书面授权,请勿作他用。
    关于本文
    本文标题:GBT 40860-2021 压水堆核电厂设计扩展工况分析要求(1).pdf
    链接地址:https://www.wdfxw.net/doc100379132.htm
    关于我们 - 网站声明 - 网站地图 - 资源地图 - 友情链接 - 网站客服 - 联系我们

    版权所有:www.WDFXW.net 

    鲁ICP备14035066号-3




    收起
    展开