NB-T20662-2023压水堆核电厂工况分类.docx

ICS27.120.20CCSF69NB中华人民共和国能源行业标准NB/T206622023代NBT200352011(2014RK)压水堆核电厂工况分类CategorizationofconditionsofPWRnuc1.earpowerp1.ants2023-05-26发布2023T1-2旗施国家能源局发布目次前II1范雨32规范性引用文件33术谙和定义34总则35基于发生频率的工况分类46基于效应的小件分类67设计扩展工况6附录A（资料性）压水堆核电厂始发货件清单示例8参考文献9前言本工件按照6861.1-2020E标准化I：作导则第1部分：标准化文件的结构和起草规则3的规定起草.本文件代替NB.T200352(HI(2OI4RK),与NBJT2OO3S2O11.(2014RK)相比，除编轼性修外，主要技术变化如F：-根据HAFK)22OI6.制除了总设计基准力故的表述，同时来用了设计扩展工况的表述：-设计扩展工况的选取参考GBXT40860-20214压水堆核电厂设计扩展工况分析耍求3中设H扩展工况的说明：一一对部分名词进行了修订：IH除附荥A:给出工况1一工况IV发生顺率的的可考虑范假：一一修改更新了部分咨考文献，本文件由能源行业检电标准化技术委员会提出.本文件由中国核电发展中心归11.本文件起草单位：核工业标准化研究所、中国核动力研究设计院、中国核电程仃H公”J、匕海核I：程研究设计院彳r限公司、中广核r程有限公司、华龙国际核电技术有限公司.本文件主要起草人：邓瑞源、牛敬姐、黄代顺、张学祓、李端月、焦经祥、旅振邦、沙正峥、李江伟、吴飞飞、陈石.I1.压水堆核电厂工况分类本文件规定了压水堆核电厂工况分类.本文件适用于压水堆核电厂确定论安全分析中的工况划分，其他堆型可参考使用,2爆范性引用文件本文件没有规葩性引用文件.3术语和定义下列术语和定义适用于本文件。正常运行norm1.(rati<m核电厂在规定的运行限侑和条件范附内的运行.来源：HAF1.O2-2016.名词解择计运行件anticipated<erationa1.Occurrence(AOO)在核电厂运行存期内预计至少发生一次的偏离正常运行的各种运行过程：由于在设计中已采取相应措6包这类事件不至于引起安全理要物项的产电损坏,也不至干导致事故工况.来源：HAFIo2-2016.名词解择designbasisa<ddent(1.)B)导致核电厂事故工况的假设事故，这些事故的放射性物质秘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:HAF1.o2-2016,名词解择，有修改tyy.designexteisicncondition(DBC)不在设计基准事故考虑范闱的事故工况,在设计过程中可按最佳估算方法加以考虑.并且该事故工况的放射性物质棒放在可接受限值以内.注：iHT展瑰包括没有造成ffi芯明显损伤的设计扩展工期DBCA)用峨芯熔化匕兄(即严重/收，DEC-B)r来源：HAFIO2-2016,名词解样,有修改产M故severeaccident声或性超过设计璃准”故并造成堆芯明显恶化的裂故工况。来源：HAFIO2-2016.名词解择.为修改假设始发事件postu1.atedInitiatingevent(P1.E)设计期间确定的可能导致预计运行事件或事故工况的粮设事件.来源：HAFK)2-2016.名词解择4总同4.1时核电厂工况遂行分类是设计中贯彻祝深防御概念的必要前提。根据HAFIO2-2016的规定，核电厂状态一般包括正常运行、预计运行事件、设计基准事故和设计扩展工况。正常运行、预计运行事件、设计基准事故分别与纵深防御五个层次中前三个层次相关联,而设计扩展工况涉及到纵深防御的股后两个层次。针对设计基准事故工况,改计必须使核电厂关键参数不超出规定的设计限值,基本目标是控制所有的设计基准事故以使厂内、外没有或仅有微小的放射性后果,并且无需采取任何场外防护行动，考虑设计扩展工况的主要技术目标是预防核电厂发生超过设计基准事故的事故工况,或合理可行地臧轻这类事故工况的后果。设计中应当针对核电厂各种工况制定相应的要求、取值和条件。正常运行、预计运行事件、设计基准事故和设计扩展工况的相关分析可参照HADIo2/17中的相关要求.4.2 核电厂工况分类应主要基于发生频率，同时综合考虑工程实践、专家判断、电厂运行经验反馈、事件类型（单一始发事件或多重故障）等因素.事件产生的风险是发生颇率与后果的乘枳，不同的事件产生的风险应基本相当，因而不允许发生频率高的事件产生严重的后果，肉后果产足的H件发生颇率必须很低.根据此原则，可将核电厂工况划分为工况I正常运行、工况H预计运行事件、工况川稀行事故、工况IV极限事故、DEGA没有造成堆芯明显损伤的工况和DEC-B一堆芯熔化的设计扩展工况.各类工况的详细验收准则可参考NHfr20103-2012.4.3 第5章、第7堂和附录A给出了工况及分类的示例。对于特定核电机组，其工况及分类可不同于本文件中的示例。4.4 为了统筹考虑事故分析进程和减少重更工作，还可基于小件的效应（即对系统状态的影响和导致的功能需求）对事件进行分类。这样的分类有利于事件影响的比较、极限情况（包络）的识别和分析的简化（见第6章附录A给出了依据事件效应分类后形成的压水堆核电厂始发事件清单示例.5圻发生，率的工分类5.1 工况I正常运行5.1.1 工况【正常运行是核电机组经常性或定期出现的各种状态和过程.工况I中物理参数变化不会达到触发保护动作的网值.5.1.2 工况I的典型事件示例如下：3）在核电厂技术规格书规定限他范围内的各种稳态运行和R动、件堆过程：D功率运行：2）热备用3）热停堆：4）一停堆;5）反应堆换料；6）反应堆启动、升功率过程：7）反应堆降功率、停堆过程,b）允许的带偏离运行，这些偏离（或缺陷）不超出核电厂技术规格书规定的限值范围：D有设名或系统建运：2）燃料包壳缺陷：3）蒸汽发生器传热管泄漏：-0反应堆冷却剂中放射性物侦（裂变产物、腐蚀产物和瓶）浓度升高：5）进行技术规格行允许的试验c）运行瞬态：D核电厂（启动、停堆以外的）升温和降温（符合技术规格书规定的升降温速率）；2）阶跃负荷变化（符合技术规格书规定的变化幅度）；3）线性负荷变化（符合技术规格竹规定的变化速率）；4）垠负荷（包括满负荷甩至带厂用电负荷）.5.2 工况II制坛行ft5.2.1 工况I1.-预计运行事件是在核动力厂运行寿期内Iii计至少发生一次的偏离正常运行的各种运行过程.工况II不应使反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统的压力超JK而出失系统乐力边界的完整性：不应使燃料包壳发生破损；在不发生其他独立事件的条件卜不应造成工况”或工况IV事故，即不会导致反应堆冷却剂系统屏障或安全光屏障丧失功能.在工况H卜，当达到规定的阈值时，保护系统能够紧急停堆，在完成必要的校正动作和涧足一些要求后，反应堆可Hi新投入运行，预计运行步件的发生频率范困可考虑为不小于10-2/堆年.5.2.2 工况H的典型事件示例如卜：a）一组联动控制棒从次临界或低功率的反应堆堆芯失控提升，包括换料期间控制格或临时控制装置意外移出:b）组联动控制悻在功率运行的反应堆中失控抽出：O捽制棒下落或控制棒失步：<1）导致反应J隹冷却剂硼浓度失控林铎或反应堆冷却剂装收增加的化学和容枳控制系统故障或误动作；e）反应堆冷却剂系电机事故保护停泵或失去电源,冷却剂强迫循环流量部分丧失：D汽轮机事故停机（主汽门关闭）；g）丧失正常给水：h）丧失厂外交流电源：i）导致给水温度降低或给水流量刷加的给水系统故障：j）汽轮机仪荷过度增加；k）导致蒸汽流趾增加或减少的蒸汽压力调节装置故障：D丧失冷凝器其空.5.3 工况In聘有，故5.3 .1工况川一一稀彳任故是核电机组在其寿期内可能发生但发生频率很低的步件，工况小可能会使熟料发生损伤并使反应堆在长时间内不能恢功率运行，可能9致少数燃料元件的有限损坏，粒放的放射件,物质不足以中断或限制居民使用非居住区半径以外的区域工况川本身不应造成工况IV事故,即不会导致反应堆冷却剂系统解障或安全无屏障丧失功能.稀行事故的发生频率可考虑为10"10j堆年.5.4 .2工况In的典型事件示例如下：a）反应堆冷却剂压力边界管道小岐口引起的冷却剂丧失小故：b）安全壳外反应堆冷却剂小管道（如收样管和仪表管乂断裂：C）安全壳内和安全壳外蒸汽系统、冷水系统管道小破口；d）一个燃料组件装错位置，并在错位上运行：O反应堆冷却剂泵电机失去电源，冷却剂强迫循环流量全部丧失：r>在反应堆功率运行时提升单个控制棒组件；X）蒸汽发生器传热管破裂；h）度液贮谴或气体衰变箱破裂.5.41况八一极限事故5.4.1 工况IV极限如故是核电机组在其寿期内预计不大可能发生但应果取针对性设计措脩的假想事故.工况IV会导致足以使反应堆不能恢复运行的破坏,但工况IV事故本身不会使应对这类事故的系统（如应急堆芯冷却系统、安全壳隔离系统、安全壳喷淋系统等）丧失功能，极限W故的发生频率可考虑为IOe1.ov堆年。5.4.2 工况IV的典鞭事件示例如K：a）反应堆冷却剂压力边界大破口,直至并包括直径城大管道的双端断裂：b）给水系统、鬟汽系统管道大岐口，直至并包括双端断裂；C）一台反应堆冷却剂泵转子卡死或泵轴断裂；<0一个控制棒组件弹出；O安全壳内或乏燃料贮存厂房内的设计基准燃料操作事故：0乏燃料容器掠落M故。6苔于效应的件分类针对可能导致第5章中预计运行事件、稀有事故、板限事故的始发事件,可按小件效应进行分类.应根据本文件的要求、参考同类核电厂的经验、考虑所设计核电厂的特点,识别出所设计核电厂可能发生的所干j在件，从中蹄氐出有代表性的包络方件作为隹设始发疗件（PIE）1纳入假设始发4件清单。根据事件效应，假设始发事件的类别可分为以下7类：a）二回路持热增加：b）二回路排热减少：c）反应堆冷却剂系统流量降低（或增加）：S反应性和功率分布异常：e）反应堆冷却剂装出增加：f）反应堆冷却剂装房减少：g）放射性物质从一个子系统、部件或构筑物择放。以上a）-。是以堆芯为放射性物质择放源的事件,g是以堆芯以外的系统、部件或构筑物为放射性物质样放源的事件.典型压水堆核电厂假设始发事件清单的示例参见附录A.7ttH三IX应基于工程判断、确定论和概率论评价确定设讨扩展工况.谀计扩展工况可分为DEC-A和DEGB.DECA的选取和电厂设计方窠常切相关，可参考GBJT408602021中4.2的要求进行，DEC-A的示例如下：a）不在设计基准事故中考虑的,发生颇率很低的始发事件：D多根蒸汽发生器传熟管破裂：2）主蒸汽管道破裂诱发的;懑汽发生零传热管破裂.b）预计运行事件或设计域准事故胜加安全系统多重失效：D未能紧急停堆的预计瞬态（ATWS）;2）电厂丧失全部交通电源（SB0）；3）完全丧失给水：4）1.OCAft加应急堆芯冷却系统部分失效：5假想始发事件发生后长期丧失需要的安全系统。O包含多求失效的假设始发那件：D丧失到Ai终热阱的正常途径；2）冷停堆或换料期间余热排出系统失效.DECB的选取可参考GBrr408602021的要求进行，主要考虑：a）采用概率论分析等方法对核电厂导致堆芯根伤的工况进行初步筛选：b针时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或胁的主要事故现象,针对各严重事故观望和严氽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。DEC-B的示例如下：a）通常不作为设计基准骈故的发生频率很低的始发事件：I）蒸汽发生器多根传热管破裂（压水堆，曳水堆）：2）主蒸汽管道破裂和继发的蒸汽发生器传热管破裂（压水堆，池水堆）.b）计运行事件或设计基准事故叠加安全系统多型故障：1）未雀紧急停堆的预期麻态：预计运行事件弟加控制棒插入堆芯失效：2）全厂断电：丧失场外电源电加应急柴油发电机或备用应急电源失效；3）丧失全部给水：丧失主给水费加丧失全部应急给水：4）丧失冷却剂事故登加完全丧失一类应急堆芯冷却设施（Ift压或低压应急堆芯冷却系统）：5）假设始发事件后维持长期秘定阶段丧失所种的安全系统，包含多市故原的假设始发事件：D完全丧失设笛冷却水系统或重要厂用水系统：2）冷停堆或换料期间丧失余热排出系统：3）丧失用于乏燃料池正常冷却和设计基准，故馈解的冷却系统：4）丧失城终热阱的正常途径。W«A(KMIt)压水堆横电厂始发件清单示例表AJ给出了始发小件清单的例子.我儿1所水堆电厂始发件常单示例按事件数应分类的蛤发V件类别和举例按发生馍率的分类二耽押掘t加1.I导坟给木湍收降低的给水系统故依工况】I.见5.2.2i).2导被给水流M措加的给水东统故陵工况II.见5.2.2i)1.3f较近汽流量冶加的熬汽压力调节装TT收工猊U,见5.2.2k)1.4蒸汽系统昔逆人破口工况ItM5.1.2b)E三ZHU>2.1导致蒸汽汽Irt忒少的热汽IK力调行装置故陵1X11,»5.2.2k)2.2汽轮机-Jf故机(上汽门美团工况11,见522)2.3丧失冷凝流真空工况H.见5.221)2.4丧失外交流电源工况I1.A5.2.2h)2.5丧失正常蛤水IJX1.1.»5.2.2g)2.6的水笆道大破口工况N.M5.4.2b)3fifi*;HP范系修*ft3.I反应堆冷却剂泵电机本枚保护伴聚喙失去电源.冷切剂强山循环淹/部分&失工况】I见5.22。)3.2反圆城冷却剂泉电机失去电源,冷却河强迫M环流量全部丧失工况11I.见5.3.2C)3.3-台反应堆冷却剂泵转子卡死工况IX见5.4.2C)3.46反应堆冷却剂柒柏斯我工况1'.见5.4.2e)饭应性和功率分布异常1.I如我动控制库从次解界或低功率的反险域用芯失控提升,包括投料阴间控制出或tti时拄制笠意外移出XII,5.2,20)1.2组联动控IH棒在功率运行的反应堆中失柱推出IXI1.fi.2.2b)4.3椀刖彬卜落或柱刖彬央步工况11.见5.2.2c)I.J导坟反应堆冷加剂W1.浓质失控稀秣的化学和齐枳柱削系统故牌成说动作工况II.见5.2.2d)45个燃料If1.件装铺位置并在惜飒JI1运行工况【几见5.3.2d)4.64控制棒组件弹出工况H.见5.2.2d)512«IwHtt*加5.1导软反应雉冷却剂装衣增加的化学和容积控剂系统故或改动作|工况口,»5.2.2d)a1安全壳外反应推冷却和小管道(S取样管和仪表H)Itf系X111.»5.3.2b)6.2氏应堆冷物剂压力边界小破1】引起的冷力剂丧失事故工况II1.见5.&2a)6.3藤汽发生然传热忏破裂工况叫见5.3,2R)6.4反防烧冷却剂压力边界大破11.K笔并包括。径H人管道的Xi端新找工况It见5.4.2a)71Mtt£能质从一个子m部件驿放7.1废液上储或气体衰变箱破裂工况IH1.见5.3.2h)7.2安全壳内或乏燃料匕存厂孱内的设iI压准耨将操作斗故工况It见5.4.2r)7.3乏愣料容JS掉落M故匚况N.!½54.2f)考文献1GB62492011核动力厂环境辐射防护规定2GB.TXXXXX2021压水堆核电厂设计扩展工况分析要求3HAF1022016核动力厂设计安全规定4HAD102/172(X)6核动力厂安全评价与验证5HD103;01核电厂运行限值和条件6GBT40860-2021压水堆核电厂设计扩展工况分析要求7NBT20103-2012压水堆核电厂和故分析和安全判据8IAENo.SSR-21.Safe1.yofNuc1.earPowerPIantsiDesignSpecificSafetyRequirements9)IAEANo.SSG-2DeterministicSafetyAna1.ysisforNuc1.carPowerP1.ants10IoCFR5()AppendixGenera1.designcriteriafornuc1.eapowerp1.antsH1NUREG-08002007Standardreviewp1.an(SRP)I2NUREG-I242Safe1.yeva1.uationreportonuserrcquirc11ntstkumcnisofURD-IIevo1.utiona1.)'advanced1.ightwaterreactornuc1.earpowerp1.ant(SER)13RGI.70Standardfo11natandcontentofsafetyana1.ysisreportsfornuc1.earpowerp1.antsI4ANS18.2I973ANS-5I.1Nuc1.earsafe1.ycriteriaforthedesignofstationarypressurizedwaterreactorp1.antsI5JANS1ANS-51.I1983(R1988)Nuc1.carsafetycriteriaforthedcsi即ofstationarypressurizedwaterreactorp1.ants1.6JAdvanccd1.ightwaterreactoruti1.ityrequirementsdocument(URD)