GB/T 40860-2021 压水堆核电厂设计扩展工况分析要求

　　ICS 27 . 120 . 20 CCS F 65

　　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

　　Analysisrequirementsfordesignextensionconditionsofpressurizedwater

　　reactornuclearpowerplants

　　2021-10-1 1 发布 2022-05-01 实施

　　国家市场监督管理总局国家标准化管理委员会

　　发

　　布

　　GB/T 40860—202 1

　　GB/T 40860—202 1

　　前 言

　　本文件按照 GB/T 1 . 1—2020《标准化工作导则 第 1 部分：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/TC 58)提出并归口 。

　　本文件起草单位：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：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、魏玮、石雪垚、朱增培、黄欢、徐伟峰。

　　GB/T 40860—202 1

　　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。

　　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 designbasisaccident;DBA

　　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 designextensioncondition;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：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-B) 。 [来源：HAF 102—2016,名词解释，有修改]

　　3.3

　　单一故障 singlefailure

　　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]

　　3.4

　　严重事故 severeaccident

　　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：HAF 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：

　　a) 堆芯应最终达到并处于次临界状态，反应堆余热应能有效导出;

　　GB/T 40860—202 1

　　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;

　　c) 应保证反应堆冷却剂系统压力边界完整性;

　　注：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 Loss of coolant 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;

　　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：

　　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 DEC-A初步清单;

　　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. 1 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：

　　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;

　　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;

　　e) 堆芯衰变热;

　　f) 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;

　　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：

　　a) 分析中所采用的系统及设备可不考虑单一故障;

　　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。

　　4 . 3 . 4 分析结果

　　分析结果应包括：

　　GB/T 40860—202 1

　　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 DEC-A验收准则得到满足的计算结果，例如：

　　1) 主要的事件序列;

　　2) 堆芯核功率及热功率随时间的变化情况;

　　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;

　　4) 反应堆冷却剂温度随时间的变化情况;

　　5) 反应堆冷却剂流量随时间的变化情况;

　　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;

　　9) 蒸汽发生器水体积随时间的变化情况;

　　10) 安全壳压力、温度等参数随时间的变化情况(如果分析中耦合模拟了安全壳)。

　　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 DEC-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：

　　a) 应将反应堆冷却剂系统压力降至可接受范围;

　　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;

　　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;

　　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;

　　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 DEC-B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果分析。

　　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：

　　a) 反应堆初始功率;

　　GB/T 40860—202 1

　　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;

　　d ) 堆芯物理参数;

　　e) 堆芯衰变热;

　　f) 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) 安全壳相关参数，如初始温度、压力、湿度等;

　　h) 系统及设备的性能参数。

　　5 . 3 . 2 . 2 分析中应采用能够在 DEC-B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;

　　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

　　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：

　　1) 主要的事件序列;

　　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;

　　3) 安全壳压力、温度、可燃气体浓度随时间的变化情况;

　　4) 堆芯熔融物的可滞留状态;

　　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 DEC-B 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。

　　GB/T 40860—202 1

　　附 录 A

　　(资料性)

　　压水堆核电厂 DEC-A清单示例

　　表 A. 1 给出核电厂典型 DEC-A 清单示例。

　　表 A.1 核电厂典型 DEC-A清单示例

　　GB/T 40860—202 1

　　附 录 B

　　(资料性)

　　压水堆核电厂 DEC-B清单示例

　　表 B. 1 给出核电厂典型 DEC-B 清单示例。

　　表 B.1 核电厂典型 DEC-B清单示例

　　GB/T 40860—202 1

　　参 考 文 献

　　[1] 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 Analysis for Nuclear Power Plants , IAEA, 2019