书 书 书犐犆犛 ２７ ． １２０ ． ２０ 犆犆犛犉 ６５ 中华人民共和国国家标准 犌犅 ／ 犜 ４０８６０ — ２０２１ 压水堆核电厂设计扩展工况分析要求 犃狀犪犾狔狊犻狊狉犲狇狌犻狉犲犿犲狀狋狊犳狅狉犱犲狊犻犵狀犲狓狋犲狀狊犻狅狀犮狅狀犱犻狋犻狅狀狊狅犳狆狉犲狊狊狌狉犻狕犲犱狑犪狋犲狉狉犲犪犮狋狅狉狀狌犮犾犲犪狉狆狅狑犲狉狆犾犪狀狋狊 　 ２０２１  １０  １１ 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 发布目 　　 次 前言 Ⅰ ………………………………………………………………………………………………………… １ 　 范围 １ ……………………………………………………………………………………………………… ２ 　 规范性引用文件 １ ………………………………………………………………………………………… ３ 　 术语和定义 １ ……………………………………………………………………………………………… ４ 　 ＤＥＣＡ 安全分析要求 １ …………………………………………………………………………………… 　 ４．１ 　 ＤＥＣＡ 验收准则 １ …………………………………………………………………………………… 　 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 ……………………………………………………………………………………………………… 犌犅 ／ 犜 ４０８６０ — ２０２１ 前 　　 言 　　 本文件按照 ＧＢ ／ Ｔ１．１ — 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 ／ ＴＣ５８ ） 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 篧 、 朱增培 、 黄欢 、 徐伟峰 。 Ⅰ 犌犅 ／ 犜 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 。 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 　 犱犲狊犻犵狀犫犪狊犻狊犪犮犮犻犱犲狀狋 ； 犇犅犃 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 ： ＨＡＦ１０２ — ２０１６ ， 名词解释 ］ ３ ． ２ 设计扩展工况 　 犱犲狊犻犵狀犲狓狋犲狀狊犻狅狀犮狅狀犱犻狋犻狅狀 ； 犇犈犆 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 ： ＨＡＦ１０２ — ２０１６ ， 名词解释 ， 有修改 ］ ３ ． ３ 单一故障 　 狊犻狀犵犾犲犳犪犻犾狌狉犲 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 ： ＨＡＦ１０２ — ２０１６ ， 名词解释 ］ ３ ． ４ 严重事故 　 狊犲狏犲狉犲犪犮犮犻犱犲狀狋 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 ： ＨＡＦ１０２ — ２０１６ ， 名词解释 ］ ４ 　 犇犈犆犃 安全分析要求 ４ ． １ 　 犇犈犆犃 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 ； １ 犌犅 ／ 犜 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 ； 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 Ｌｏｓｓｏｆｃｏｏｌａｎｔａｃｃｉ 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 　 犇犈犆犃 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 　 犇犈犆犃 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 ： ２ 犌犅 ／ 犜 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 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 　 犇犈犆犅 安全分析要求 ５ ． １ 　 犇犈犆犅 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