ICS 27.120.20 CCS F65 中 华 人 民 共 和 国 能 源 行 业 标 准 NB/T 20694—2023 NB 压水堆核电厂主蒸汽管道断裂事故分析要 求 Analysis Requirements for Main Steam Line Break Accident of Pressurized Water Reactor Nuclear Power Plants 2023-10-11发布 2024-04-11实施 国家能源局 发 布 NB/T 20694 —2023 I 目 次 前 言 ........................................................................... II 1 范围 ................................................................................ 1 2 规范性引用文件 ...................................................................... 1 3 术语和定义 .......................................................................... 1 4 工况分类 ............................................................................ 1 5 验收准则 ............................................................................ 1 5.1 蒸汽系统管道小破口验收准则 ...................................................... 2 5.2 蒸汽系统管道大破口验收准则 ...................................................... 2 6 分析方法 ............................................................................ 2 6.1 堆芯后果分析方法 ................................................................ 2 6.2 反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统超压分析方法 ........................................ 4 6.3 安全壳响应分析方法 .............................................................. 4 6.4 放射性源项分析方法 .............................................................. 4 6.5 放射性后果分析方法 .............................................................. 4 参 考 文 献 ........................................................................ 6 NB/T 20694 —2023 II 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这些专利的责任。 本文件由能源行业核电标准化技术委员会提出。 本文件由中国核电发展中心归口。 本文件起草单位：中国核动力研究设计院、上海核工程研究设计院有限公司、中广核研究院有限公 司。 本文件主要起草人：陈宏霞、喻娜、黄代顺、卢毅力、方红宇、李峰、吴鹏、初晓、张舒、夏明明、 朱建平、刘同先、杨杏波、徐珍、李强、张冠中。 NB/T 20694 —2023 1 压水堆核电厂主蒸汽管道断裂事故分析要求 1 范围 本文件规定了压水堆核电厂主蒸汽管道断裂事故分析应遵循的验收准则、分析方法等方面的要求。 本文件适用于压水堆核电厂主蒸汽管道断裂事故分析。 2 规范性引用文件 下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款。 其中， 注日期的引用文件， 仅该日期对应的版本适用于本文件；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。 GB 6249—2011 核动力厂环境辐射防护规定 GB 18871-2002 电离辐射防护与辐射源安全基本标准 NB/T 20035 压水堆核电厂工况分类 NB/T 20100—2016RK 压水堆核电厂反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统超压分析要求 NB/T 20404—2017RK 压水堆核电厂安全壳压力和温度瞬态分析 NB/T 20444—2017RK 压水堆核电厂设计基准事故源项分析准则 3 术语和定义 NB/T 20035界定的以及下列术语和定义适用于本文件。 3.1 大气弥散 atmospheric dispersion 主要由影响介质中不同分子速度的物理过程引起的放射性核素在空气中的散布 （空气动力学弥散） 。 [来源：国际原子能机构安全术语 核安全和辐射防护系列 2007版] 3.2 偏离泡核沸腾 departure from nucleate boiling(DNB) 在泡核沸腾向膜态沸腾转变过程中，由于加热表面和冷却液体之间形成的汽膜减少了从表面到液 体的传热，致使在热流密度-温差曲线上出现一个极值时的沸腾。 [来源：GB/T 4960.2-1996核科学技术术语-裂变反应堆] 3.3 偏离泡核沸腾比 departure from nucleate boiling ratio（DNBR） 燃料元件包壳上给定点的偏离泡核沸腾热流密度与实际热流密度之比。 4 工况分类 按照NB/T 20035中压水堆核电厂的工况分类，蒸汽系统管道小破口属于工况III，稀有事故；蒸汽 系统管道大破口，属于工况IV，极限事故。 5 验收准则 NB/T 20694 —2023 2 5.1 蒸汽系统管道小破口验收准则 5.1.1 堆芯后果验收准则 允许少量燃料元件发生DNB （例如， DNB份额可限制在发生DNB的燃料棒数占总燃料棒数的5%以内） 。 5.1.2 反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统压力边界完整性验收准则 蒸汽系统管道小破口属于稀有事故，按照NB/T 20100—2016RK中的规定，反应堆冷却剂系统和主蒸 汽系统压力通常不应超过设计压力的110%，对于不同核电厂的设计，验收准则可以有所不同，但不应超 过允许的应力限值对应的压力。 5.1.3 放射性后果验收准则 蒸汽系统管道小破口属于稀有事故，事故后放射性物质的释放量对环境影响不超过GB 6249—2011 中7.2的规定，即在发生一次稀有事故时，非居住区边界上公众在事故后2小时内以及规划限制区外边界 上公众在整个事故持续时间内可能受到的有效剂量应控制在5mSv以下，甲状腺当量剂量应控制在50mSv 以下。 5.2 蒸汽系统管道大破口验收准则 5.2.1 堆芯后果验收准则 限制燃料元件发生DNB的份额在一定范围内（例如，DNB份额可限制在发生DNB的燃料棒数占总燃料 棒数的10%以内）。 5.2.2 反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统压力边界完整性验收准则 蒸汽系统管道大破口属于极限事故，按照NB/T 20100—2016RK中的规定，反应堆冷却剂系统和主蒸 汽系统压力通常不应超过设计压力的110%，对于不同核电厂的设计，验收准则可以有所不同，但不应超 过允许的应力限值对应的压力。 5.2.3 安全壳完整性验收准则 安全壳的温度和压力应不超过安全壳的设计限值。 5.2.4 放射性后果验收准则 蒸汽系统管道大破口属于极限事故,事故后放射性物质的释放量对环境影响不超过GB 6249—2011 中7.2的相关规定，即在发生一次极限事故时，非居住区边界上公众在事故后2小时内以及规划限制区外 边界上公众在整个事故持续时间内可能受到的有效剂量应控制在0.1Sv以下，甲状腺当量剂量应控制在 1Sv以下。 6 分析方法 6.1 堆芯后果分析方法 6.1.1 计算机程序 分析所使用的计算机程序应经过验证或评定，通常采用的计算机程序如下： a) 使用堆芯物理分析程序，能够提供用于主蒸汽管道断裂事故分析所需的中子学参数和堆芯功 率分布； NB/T 20694 —2023 3 b) 使用热工水力系统分析程序模拟主蒸汽管道断裂事故的瞬态过程，此类系统程序能够模拟压 力容器、一回路冷却剂环路、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵、稳压器等核电厂主要的系统和设 备； c) 使用子通道程序分析堆芯燃料棒 DNBR。 6.1.2 主要假设 6.1.2.1 初始条件 应对安全壳内和安全壳外各种蒸汽管道破口尺寸、反应堆各种初始功率水平进行分析，以识别包络 工况。 应合理确定分析的初始条件及其不确定性， 使得事故后果趋于保守。 初始条件至少应包括以下参