NB/T 20100-2016
基本信息
标准号： NB/T 20100-2016
中文名称：K 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
标准类别：能源标准(NB)
标准状态：现行
出版语种：简体中文
下载格式：.zip .pdf
下载大小：1580750
相关标签： 压水堆 核电厂 反应堆 冷却剂 系统 蒸汽 分析
标准分类号
关联标准
出版信息
相关单位信息
标准简介
NB/T 20100-2016RK.Requirements of overpressure analysis for reactor coolant system and main steam system for pressurized water reactor nuclear power plants.
1范围
NB/T 20100规定了压水堆核电厂反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统超压分析的基本要求。
NB/T 20100适用于压水堆核电厂反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统的超压分析。
2规范性引用文件
下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件，仅所注日期的版本适用于本文件;凡是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。
NB/T 20035-2011 (2014RK)压水堆核电厂 工况分类
NB/T20104压水堆核电厂未能紧急停堆的预期瞬态分析要求
3术语及定义
下列术语和定义适用于本文件。
3.1II类工况condition 1I
核电机组在一个日历年内可能发生的偏离正常运行的状态或故障。
3.2Ill类工况condition III
核电机组在其寿期内可能发生但频率很低的事件。
3.3IV类工况condition IV
核电机组在其寿期内预计不大可能发生但应采取针对性设计措施的假想事故。
3.4反应堆冷却剂系统reactor coolant system
用于导出反应堆堆芯产生的热量，并将其传给蒸汽发生器的二次侧的循环系统。
3.5主蒸汽系统main steam system
用于将蒸汽由蒸汽发生器输送到其它设备的系统,包括蒸汽发生器二次侧、主蒸汽管道、主蒸汽大气释放阀、主蒸汽安全阀和主蒸汽隔离阀等。
1范围
NB/T 20100规定了压水堆核电厂反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统超压分析的基本要求。
NB/T 20100适用于压水堆核电厂反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统的超压分析。
2规范性引用文件
下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件，仅所注日期的版本适用于本文件;凡是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。
NB/T 20035-2011 (2014RK)压水堆核电厂 工况分类
NB/T20104压水堆核电厂未能紧急停堆的预期瞬态分析要求
3术语及定义
下列术语和定义适用于本文件。
3.1II类工况condition 1I
核电机组在一个日历年内可能发生的偏离正常运行的状态或故障。
3.2Ill类工况condition III
核电机组在其寿期内可能发生但频率很低的事件。
3.3IV类工况condition IV
核电机组在其寿期内预计不大可能发生但应采取针对性设计措施的假想事故。
3.4反应堆冷却剂系统reactor coolant system
用于导出反应堆堆芯产生的热量，并将其传给蒸汽发生器的二次侧的循环系统。
3.5主蒸汽系统main steam system
用于将蒸汽由蒸汽发生器输送到其它设备的系统,包括蒸汽发生器二次侧、主蒸汽管道、主蒸汽大气释放阀、主蒸汽安全阀和主蒸汽隔离阀等。
标准图片预览
标准内容
ICS27.120.20
备案号：54709-2016
中华人民共和国能源行业标准
NB/T20100—2016RK
代替NB/T20100—2012
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
Requirements of overpressure analysis for reactor coolant system and mainsteam system for pressurized water reactornuclearpower plants2016-02-05发布
国家能源局
国家核安全局
2016-07-01实施
规范性引用文件
3术语及定义.
4功率运行工况超压分析要求
低温超压分析要求
超压分析准则
NB/T20100—2016RK
NB/T20100—2016RK
本标准按照GB/T1.1一2009给出的规则起草。本标准代替NB/T201002012《压水堆核电厂反应堆一回路系统和主蒸汽系统超压分析要求》，与NB/T20100一2012相比，主要技术变化如下：标准名称修改为《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》：一修改标准适用范围（见第1章，2012版第1章）：一增加规范性引用性文件NB/T20035一2011（2014RK）、NB/T20104（见第2章）：一删除“设计工况分类”（见2012版第3章）；一增加“术语及定义”（见第3章）修改了超压分析范围（见4.1，2012版4.1）：修改了超压分析假设条件（见4.3，2012版4.4）：一增加低温超压分析要求（见第5章）修改超压分析准则（见第6章，2012版第5章）：本标准由能源行业核电标准化技术委员会提出。本标准由核工业标准化研究所归口。本标准起草单位：中国核动力研究设计院。本标准主要起草人：方红宇、任春明、杜思佳、关仲华、黄代顺。NB/T20100于2012年1月首次发布。本标准2015年3月17日，经国家核安全局审查认可。I
NB/T20100—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1范围
本标准规定了压水堆核电厂反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统超压分析的基本要求。本标准适用于压水堆核电厂反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统的超压分析。2规范性引用文件
下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件，仅所注日期的版本适用于本文件：凡是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。NB/T20035—2011（2014RK）压水堆核电厂工况分类NB/T20104压水堆核电厂未能紧急停堆的预期瞬态分析要求3术语及定义
下列术语和定义适用于本文件。3.1
I类工况conditionⅡ
核电机组在一个日历年内可能发生的偏离正常运行的状态或故障。3.2
川类工况conditionⅢ
核电机组在其寿期内可能发生但频率很低的事件。3.3
V类工况conditionIV
核电机组在其寿期内预计不大可能发生但应采取针对性设计措施的假想事故3.4www.bzxz.net
反应堆冷却剂系统reactorcoolantsystem用于导出反应堆堆芯产生的热量，并将其传给蒸汽发生器的二次侧的循环系统。3.5
主蒸汽系统mainsteamsystem
用于将蒸汽由蒸汽发生器输送到其它设备的系统，包括蒸汽发生器二次侧、主蒸汽管道、主蒸汽大气释放阀、主蒸汽安全阀和主蒸汽隔离阀等。3.6
NB/T201002016RK
反应堆冷却剂系统压力边界reactorcoolantsystempressureboundary反应堆冷却剂压力边界指包容反应堆冷却剂，承受系统设计压力和设计温度的最外层的实体边界。其范围通常止于辅助系统管道与主管道相连的第一道隔离阀。3.7
未能紧急停堆的预期瞬态anticipatedtransientswithoutscram（ATWS）核电厂发生一种预期事件而使反应堆物理、热工参数发生变化，并达到停堆阅值，但当要求随后自动停堆时反应堆却未能停堆。又称为ATWT（anticipatedtransientwithouttrip）。3.8
水密实watersolid
反应堆已停堆，余热排出系统投入并且稳压器满水的状态。3.9
低温超压lowtemperatureoverpressure在反应堆冷却剂系统处于低温，且稳压器处于水密实状态下，由于能量注入或质量注入可能导致的系统超压。
4功率运行工况超压分析要求
4.1分析范围
I、IⅢI、IV类工况分类应符合NB/T20035—2011（2014RK）中4.2～4.4的规定应对可造成反应堆冷却剂系统或主蒸汽系统压力上升的II、IⅡI、IV类工况及未能紧急停堆的预期瞬态进行超压分析。
本标准4.2~4.3规定了II、III、IV类工况的分析要求，未能紧急停堆的预期瞬态的超压分析应符合NB/T20104的规定。4.2分析方法和计算机程序
分析应采用保守的分析方法。
所使用的计算机程序应经过验证和确认。4.3假设条件
4.3.1初始条件
应保守地选择初始条件：
a）功率取保守值，通常考虑正的最大稳态功率测量误差：b）反应堆冷却剂平均温度应考虑最大稳态控制带和测量误差：c）稳压器压力应考虑最大稳态波动值和测量误差；d）稳压器水位应保守地考虑不确定性：e）蒸汽发生器水位应保守地考虑不确定性：f）反应堆冷却剂流量应采用保守值应对初始参数的正向和负向偏差进行敏感性分析，以得到最大的瞬态峰值压力。2
4.3.2反应堆紧急停堆
在分析中，紧急停堆应保守考虑通道最长滞后时间和整定值最大不利偏差。NB/T20100-2016RK
假定具有最大反应性价值的一束控制棒卡在堆芯外面，采用保守的停堆反应性引入曲线。4.3.3中子学参数
采用的慢化剂温度系数、多普勒功率系数和缓发中子份额等中子学参数应是保守的。4.3.4传热
传热应作如下假设：
a）燃料棒和冷却剂之间的传热最大：b）反应堆冷却剂系统超压分析中，蒸汽发生器一次侧到二次侧的传热最小；c）主蒸汽系统超压分析中，蒸汽发生器一次侧到二次侧的传热最大。4.3.5单一故障
分析中应保守考虑能动部件的单一故障。4.3.6控制系统
通常不考虑控制系统的作用，除非使事故后果更不利。4.3.7专设安全设施
专设安全设施应考虑整定值最大不利偏差和最长通道滞后时间：应保守地考虑装置为实现其功能所需的时间。
5低温超压分析要求
分析范围
应对质量注入和能量注入造成反应堆冷却剂系统压力上升的工况进行超压分析，此时反应堆冷却剂系统处于低温，且稳压器处于水密实状态下。5.2分析方法和计算机程序
分析应采用保守的分析方法。
所使用的计算机程序应经过验证和确认。5.3假设条件
初始条件
应保守地选择初始条件：
a）反应堆处于次临界状态：
b）初始反应堆冷却剂平均温度和蒸汽发生器二次侧温度采用保守假设：c）对质量注入工况，采用最大质量注入流量；对能量注入工况，考虑蒸汽发生器一二次侧传热最大化。
5.3.2单一故障
NB/T20100—2016RK
分析中应保守考虑能动部件的单一故障。5.3.3控制系统
通常不考虑控制系统的作用，除非使事故后果更不利。5.3.4保护系统
保护系统应考虑整定值最大不利偏差和最长通道滞后时间：应保守地考虑装置为实现其功能所需的时间。
6超压分析准则
针对功率运行的II、IⅢI、IV类工况的超压分析，为确保维持系统压力边界的完整性，应保持反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统的压力低于验收准则，通常验收准则为设计压力的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。针对低温超压分析，为确保维持反应堆冷却剂系统的完整性，应使反应堆温度和压力不超过温度压力曲线的限值，保证反应堆压力容器不发生脆性断裂。若超过温度-压力曲线的限值，应通过快速断裂分析验证反应堆压力容器不发生脆性断裂。中华人民共和
能源行业标准
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/T20100-2016RK
核工业标准化研究所出版发行
北京海淀区骚子营丨号院
邮政编码：100091
电话：010-62863505
机械工业信息研究院印制部印刷版权专有
自不得翻印
2016年7月第1版
2016年7月第1次印刷
印数1-100
定价21.00元
小提示：此标准内容仅展示完整标准里的部分截取内容，若需要完整标准请到上方自行免费下载完整标准文档。
备案号：54709-2016
中华人民共和国能源行业标准
NB/T20100—2016RK
代替NB/T20100—2012
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
Requirements of overpressure analysis for reactor coolant system and mainsteam system for pressurized water reactornuclearpower plants2016-02-05发布
国家能源局
国家核安全局
2016-07-01实施
规范性引用文件
3术语及定义.
4功率运行工况超压分析要求
低温超压分析要求
超压分析准则
NB/T20100—2016RK
NB/T20100—2016RK
本标准按照GB/T1.1一2009给出的规则起草。本标准代替NB/T201002012《压水堆核电厂反应堆一回路系统和主蒸汽系统超压分析要求》，与NB/T20100一2012相比，主要技术变化如下：标准名称修改为《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》：一修改标准适用范围（见第1章，2012版第1章）：一增加规范性引用性文件NB/T20035一2011（2014RK）、NB/T20104（见第2章）：一删除“设计工况分类”（见2012版第3章）；一增加“术语及定义”（见第3章）修改了超压分析范围（见4.1，2012版4.1）：修改了超压分析假设条件（见4.3，2012版4.4）：一增加低温超压分析要求（见第5章）修改超压分析准则（见第6章，2012版第5章）：本标准由能源行业核电标准化技术委员会提出。本标准由核工业标准化研究所归口。本标准起草单位：中国核动力研究设计院。本标准主要起草人：方红宇、任春明、杜思佳、关仲华、黄代顺。NB/T20100于2012年1月首次发布。本标准2015年3月17日，经国家核安全局审查认可。I
NB/T20100—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1范围
本标准规定了压水堆核电厂反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统超压分析的基本要求。本标准适用于压水堆核电厂反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统的超压分析。2规范性引用文件
下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件，仅所注日期的版本适用于本文件：凡是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。NB/T20035—2011（2014RK）压水堆核电厂工况分类NB/T20104压水堆核电厂未能紧急停堆的预期瞬态分析要求3术语及定义
下列术语和定义适用于本文件。3.1
I类工况conditionⅡ
核电机组在一个日历年内可能发生的偏离正常运行的状态或故障。3.2
川类工况conditionⅢ
核电机组在其寿期内可能发生但频率很低的事件。3.3
V类工况conditionIV
核电机组在其寿期内预计不大可能发生但应采取针对性设计措施的假想事故3.4www.bzxz.net
反应堆冷却剂系统reactorcoolantsystem用于导出反应堆堆芯产生的热量，并将其传给蒸汽发生器的二次侧的循环系统。3.5
主蒸汽系统mainsteamsystem
用于将蒸汽由蒸汽发生器输送到其它设备的系统，包括蒸汽发生器二次侧、主蒸汽管道、主蒸汽大气释放阀、主蒸汽安全阀和主蒸汽隔离阀等。3.6
NB/T201002016RK
反应堆冷却剂系统压力边界reactorcoolantsystempressureboundary反应堆冷却剂压力边界指包容反应堆冷却剂，承受系统设计压力和设计温度的最外层的实体边界。其范围通常止于辅助系统管道与主管道相连的第一道隔离阀。3.7
未能紧急停堆的预期瞬态anticipatedtransientswithoutscram（ATWS）核电厂发生一种预期事件而使反应堆物理、热工参数发生变化，并达到停堆阅值，但当要求随后自动停堆时反应堆却未能停堆。又称为ATWT（anticipatedtransientwithouttrip）。3.8
水密实watersolid
反应堆已停堆，余热排出系统投入并且稳压器满水的状态。3.9
低温超压lowtemperatureoverpressure在反应堆冷却剂系统处于低温，且稳压器处于水密实状态下，由于能量注入或质量注入可能导致的系统超压。
4功率运行工况超压分析要求
4.1分析范围
I、IⅢI、IV类工况分类应符合NB/T20035—2011（2014RK）中4.2～4.4的规定应对可造成反应堆冷却剂系统或主蒸汽系统压力上升的II、IⅡI、IV类工况及未能紧急停堆的预期瞬态进行超压分析。
本标准4.2~4.3规定了II、III、IV类工况的分析要求，未能紧急停堆的预期瞬态的超压分析应符合NB/T20104的规定。4.2分析方法和计算机程序
分析应采用保守的分析方法。
所使用的计算机程序应经过验证和确认。4.3假设条件
4.3.1初始条件
应保守地选择初始条件：
a）功率取保守值，通常考虑正的最大稳态功率测量误差：b）反应堆冷却剂平均温度应考虑最大稳态控制带和测量误差：c）稳压器压力应考虑最大稳态波动值和测量误差；d）稳压器水位应保守地考虑不确定性：e）蒸汽发生器水位应保守地考虑不确定性：f）反应堆冷却剂流量应采用保守值应对初始参数的正向和负向偏差进行敏感性分析，以得到最大的瞬态峰值压力。2
4.3.2反应堆紧急停堆
在分析中，紧急停堆应保守考虑通道最长滞后时间和整定值最大不利偏差。NB/T20100-2016RK
假定具有最大反应性价值的一束控制棒卡在堆芯外面，采用保守的停堆反应性引入曲线。4.3.3中子学参数
采用的慢化剂温度系数、多普勒功率系数和缓发中子份额等中子学参数应是保守的。4.3.4传热
传热应作如下假设：
a）燃料棒和冷却剂之间的传热最大：b）反应堆冷却剂系统超压分析中，蒸汽发生器一次侧到二次侧的传热最小；c）主蒸汽系统超压分析中，蒸汽发生器一次侧到二次侧的传热最大。4.3.5单一故障
分析中应保守考虑能动部件的单一故障。4.3.6控制系统
通常不考虑控制系统的作用，除非使事故后果更不利。4.3.7专设安全设施
专设安全设施应考虑整定值最大不利偏差和最长通道滞后时间：应保守地考虑装置为实现其功能所需的时间。
5低温超压分析要求
分析范围
应对质量注入和能量注入造成反应堆冷却剂系统压力上升的工况进行超压分析，此时反应堆冷却剂系统处于低温，且稳压器处于水密实状态下。5.2分析方法和计算机程序
分析应采用保守的分析方法。
所使用的计算机程序应经过验证和确认。5.3假设条件
初始条件
应保守地选择初始条件：
a）反应堆处于次临界状态：
b）初始反应堆冷却剂平均温度和蒸汽发生器二次侧温度采用保守假设：c）对质量注入工况，采用最大质量注入流量；对能量注入工况，考虑蒸汽发生器一二次侧传热最大化。
5.3.2单一故障
NB/T20100—2016RK
分析中应保守考虑能动部件的单一故障。5.3.3控制系统
通常不考虑控制系统的作用，除非使事故后果更不利。5.3.4保护系统
保护系统应考虑整定值最大不利偏差和最长通道滞后时间：应保守地考虑装置为实现其功能所需的时间。
6超压分析准则
针对功率运行的II、IⅢI、IV类工况的超压分析，为确保维持系统压力边界的完整性，应保持反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统的压力低于验收准则，通常验收准则为设计压力的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。针对低温超压分析，为确保维持反应堆冷却剂系统的完整性，应使反应堆温度和压力不超过温度压力曲线的限值，保证反应堆压力容器不发生脆性断裂。若超过温度-压力曲线的限值，应通过快速断裂分析验证反应堆压力容器不发生脆性断裂。中华人民共和
能源行业标准
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/T20100-2016RK
核工业标准化研究所出版发行
北京海淀区骚子营丨号院
邮政编码：100091
电话：010-62863505
机械工业信息研究院印制部印刷版权专有
自不得翻印
2016年7月第1版
2016年7月第1次印刷
印数1-100
定价21.00元
小提示：此标准内容仅展示完整标准里的部分截取内容，若需要完整标准请到上方自行免费下载完整标准文档。