NB/T 20404-2017
基本信息
标准号： NB/T 20404-2017
中文名称：K 压水堆核电厂安全壳压力和温度瞬态分析
标准类别：能源标准(NB)
标准状态：现行
出版语种：简体中文
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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 20404-2017RK.Pressure and temperature transient analysis for pressurized water reactor containments.
1范围
NB/T 20404规定了在假想管道破裂事故下压水堆核电厂安全壳压力和温度瞬态分析的准则和方法。
NB/T 20404适用于能动安全壳系统的设计，非能动安全壳冷却系统可参考使用。本标准可为设备鉴定环境条件的确定提供参考。
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。
GB/T 12727核电厂 安全系统电气物项质量鉴定
GB/T 13626单一 故障准则应用于核电厂安全级电气系统
NB/T 20311压水堆核电厂安全壳喷淋系统设计准则
NB/T 20031压水堆核电厂事故后安全壳内氢气浓度的控制
NB/T 20402压水堆安全重要流体 系统单-一故障准则
NB/T 20056轻水堆 核燃料衰变热功率的计算
EJ/T 335压水堆核电厂假想管道破损事故防护准则
3术语和定义
下列术语和定义适用于本文件。
3.1安全壳containment
包容反应堆及有关系统并在反应堆事故状态下，防止不可接受量的放射性物质向环境释放的构筑物。
注;安全壳是包容放射性物质的最后-道屏障，它还可以防止外部飞射物、爆炸等对反应堆的影响。
3.2安全壳大气containment atmosphere
安全壳压力边界内净自由容积中的气体。
注:通常包括蒸汽和非凝结气体，在事故之后还包含悬浮于气体中的液滴。
1范围
NB/T 20404规定了在假想管道破裂事故下压水堆核电厂安全壳压力和温度瞬态分析的准则和方法。
NB/T 20404适用于能动安全壳系统的设计，非能动安全壳冷却系统可参考使用。本标准可为设备鉴定环境条件的确定提供参考。
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。
GB/T 12727核电厂 安全系统电气物项质量鉴定
GB/T 13626单一 故障准则应用于核电厂安全级电气系统
NB/T 20311压水堆核电厂安全壳喷淋系统设计准则
NB/T 20031压水堆核电厂事故后安全壳内氢气浓度的控制
NB/T 20402压水堆安全重要流体 系统单-一故障准则
NB/T 20056轻水堆 核燃料衰变热功率的计算
EJ/T 335压水堆核电厂假想管道破损事故防护准则
3术语和定义
下列术语和定义适用于本文件。
3.1安全壳containment
包容反应堆及有关系统并在反应堆事故状态下，防止不可接受量的放射性物质向环境释放的构筑物。
注;安全壳是包容放射性物质的最后-道屏障，它还可以防止外部飞射物、爆炸等对反应堆的影响。
3.2安全壳大气containment atmosphere
安全壳压力边界内净自由容积中的气体。
注:通常包括蒸汽和非凝结气体，在事故之后还包含悬浮于气体中的液滴。
标准图片预览
标准内容
ICS27.120.20
备案号：57404-2017
中华人民共和国能源行业标准
NB/T20404——2017RK
压水堆核电厂安全壳压力和温度瞬态分析Pressure and temperature transient analysis for pressurized water reactorcontainments
2017-02-10发布
国家能源局
国家核安全局
2017-07-01实施
1范围
2规范性引用文件
3术语和定义
4安全壳最大压力和温度瞬态分析4.1总则
4.2质量和能量释放
4.3最大压力和温度分析
5ECCS/PXS最小背压分析.
5.1总则.
初始条件
5.3结构热阱。
5.4CHRS运行参数
5.5ECCS/PXS水溢出
5.6喷放的相分离
5.7安全壳吹扫阀功能
5.8大气-地坑交界面.
6安全壳外部压力分析：
6.2分析的持续时间
6.3初始条件..wwW.bzxz.Net
6.4结构热阱
CHRS运行参数
附录A（资料性附录）
参考文献，
安全壳压力和温度瞬态分析和应用，NB/T204042017RK
NB/T204042017RK
本标准按照GB/T1.1-·-2009给出的规则起草。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。本标准由上海核工程研究设计院负责起草，核工业标准化研究所、中国核动力研究设计院、中国核电工程有限公司参加起草。
本标准主要起草人：杨萍、王国栋、邓瑞源、倪陈宵、蒋孝蔚、陈巧艳。本标准2016年5月19日，经国家核安全局审查认可。II
1范围
NB/T20404201/RK
压水堆核电厂安全壳压力和温度瞬态分析本标准规定了在假想管道破裂事故下压水堆核电厂安全壳压力和温度瞬态分析的准则和方法。本标准适用于能动安全壳系统的设计，非能动安全壳冷却系统可参考使用。本标准可为设备鉴定环境条件的确定提供参考。
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。GB/T12727核电厂安全系统电气物项质量鉴定GB/T13626单一故障准则应用于核电厂安全级电气系统NB/T20311压水堆核电厂安全壳喷淋系统设计准则压水堆核电厂事故后安全壳内氢气浓度的控制NB/T20031
NB/T20402压水堆安全重要流体系统单一故障准则轻水堆核燃料衰变热功率的计算NB/T20056
EJ/T335
3术语和定义
压水堆核电厂假想管道破损事故防护准则下列术语和定义适用于本文件。3.1
安全壳containment
包容反应堆及有关系统并在反应堆事故状态下，防止不可接受量的放射性物质向环境释放的构筑物。
注：安全壳是包容放射性物质的最后道屏障，它还可以防止外部飞射物、爆炸等对反应堆的影响。3.2
安全壳大气containmentatmosphere安全壳压力边界内净自由容积中的气体。注：通常包括蒸汽和非凝结气体，在事故之后还包含悬浮于气体中的液滴。3.3
冷却剂丧失事故loss-of-coolantaccident(LOCA）反应堆冷却剂流失速率超过正常补给系统补给能力的事故。注：亦称失水事故。
应急堆芯冷却系统emergencycorecoolingsystem（ECCS）正常堆芯冷却失效（例如冷却剂丧失事故）后，为确保余热从堆芯排除而设置的系统1
NB/T204042017RK
非能动堆芯冷却系统passivecorecoolingsystem(PxS)使用非能动余热排出系统、非能动安全注射系统和自动卸压系统等控制反应性、保持足够的停堆裕度、排出堆芯衰变热的非能动安全设施。3.6
溢出spillage
指LOCA事故后，液体从破口向安全壳地坑的流动。注1：溢出类型1，在RCS被再灌水到破口高度以.上时，液体从破口流出：注2：溢出类型2，破口发生在ECCS/PXS管座处，液体直接从ECCS/PXS管线流出。3.7
非能动安全壳冷却系统passivecontainmentcoolingsystem（PCS)用于降低安全壳内温度和压力的非能动安全设施。注：原理为在任何导致安全壳内温度和压力剧增的事故后，利用压缩空气膨胀、重力以及自然循环等自然驱动力排出安全壳大气中的热量并传递至环境。3.8
pressureboundary
压力边界
设计用于包容流体，并防止或限制其泄漏的封闭系统、部件或构筑物的那些部分。3.9
单故障准则singlefailurecriterion要求系统或设备组合在其任何部位发生可信的单一随机故障时仍能执行其正常功能的设计准则。4安全壳最大压力和温度瞬态分析4.1总则
应对假想的管道破口谱进行充分的分析，以确定安全壳大气压力和温度的响应。分析结果对确保为缓解事故后果所需要的安全壳结和设各的完整性和可操作性提供重要的设计依据。应采用本章所述的分析要求评定由假想管道破裂造成的压力和温度瞬态，以确定安全壳结构设计中破口所产生的最大内压和温度。关于建模原理、假设和输入以及破口谱和所涉及的事故，不管是否在本章中讨论，处理的方式都应该反映出每一分析对其目的是保守的。影响安全壳最大压力和温度瞬态分析的系统或物项以及受该分析影响的系统或物项的相关说明见附录A。
4.2质量和能量释放
4.2.1反应堆冷却剂系统质能释放4.2.1.1质能释放阶段
反应堆冷却剂系统质量和能量释放分析可分为五个阶段：喷放、再灌水、再淹没、再没后和衰变热阶段（示意图见图1）。这张图及下列描述只适用于大破口情况，小破口有明显差别，可能不包括所有五个阶段。
质量释放率，kg/
50000-
再掩设
再淹没后
时间，s
衰变热
NB/T204042017RK
100000
图1典型的压水堆回路系统大破口后质量释放率的变化（假定不存在再灌水阶段）喷放阶段的时间从破裂开始一直延续到反应堆冷却剂系统的压力和安全壳的压力达到平衡。喷放期间，实际上是把反应堆冷却剂系统初始水装量释放到安全壳，在喷放后的各个阶段，释放到安全壳的水来自于应急堆芯冷却系统或非能动堆芯冷却系统(ECCS/PXS)。热段破裂时，ECCS/PXS中的大部分水流过堆芯从破口流出到安全壳而不经过蒸汽发生器。由于ECCS/PXS水不通过蒸汽发生器，因而不从蒸汽发生器带走热量。喷放后的质能释放通常不会使安全壳压力超过喷放阶段所经受的压力。然而，为确保识别这一设计基准事故，应对热段的破裂进行分析。冷段破裂时，部分ECCS/PXS水流过堆芯和蒸汽发生器，从破口流出到安全壳。蒸汽发生器热量传递给ECCS/PXS水，增加了安全壳的压力，因此，对冷段破裂，应考虑喷放后的质能释放。如果蒸汽发生器出口至反应堆冷却剂泵之间存在泵吸入段，那么泵吸入段破裂时，具有较高的堆芯淹没速率，并且离开堆芯的流体经过蒸汽发生器。因此，泵吸入段的破裂结合了热段破裂和冷段破裂的综合效应，应考虑喷放后的质能释放。喷放后的第一阶段是再灌水。再灌水时，将ECCS/PXS水灌到堆芯底部。可以假设再灌水到堆芯活性区底部是瞬时发生的。
喷放后的第二阶段是再淹没。在再淹没期间，ECCS/PXS水再灌满堆芯。这一阶段是从再灌水结束算起，一直延续到堆芯水位达到液体基本上不被蒸汽夹带的一个高度。应根据试验数据选定这··高度。可以用距离堆芯活性区顶部以下0.61m的水位来定义再淹没的结束。在再淹没阶段，大量的液体伴随着由堆芯向冷却剂传热产生的蒸汽被带出堆芯。对冷段破裂，部分或全部的两相混合物通过蒸汽发生器，3
NB/T20404—2017RK
可能转化为过热蒸汽释做到安全壳。然而，进入反应堆冷却剂系统的部分ECCS/PXS水可能被旁路，不通过堆芯或蒸汽发生器，这样，就可能没有明显地被加热。这些水将溢流到安全壳地坑。喷放后的第三阶段是再没后阶段。再淹没后阶段是从再灌没阶段结束起-直到反应堆冷却剂系统的温度基本上与蒸汽发生器二次侧温度相等为止。在这一阶段，衰变热可能使堆芯产生两相混合物。由于下降段（指反应堆压力容器和堆芯支承吊篮之间的环形空间）中的ECCS/PXS水和堆芯两相混合物之间的密度差，在冷段破裂或泵吸入段破裂时，两相混合物可以一直延伸到蒸汽发生器传热管。在蒸汽发生器中两相混合物中的水将转变为蒸汽并释放到安全尧中。喷放后的最后一阶段是释放衰变热的相对稳定的阶段。这一阶段从再没后阶段结束开始。在衰变热阶段，释放出衰变热和反应堆冷却剂系统以及二回路系统的流体与金属的显热。4.2.1.2能量来源
4.2.1.2.1反应堆冷却剂系统水和金属在反应堆冷却剂系统质量和能量释放计算中，取最大的反应堆冷却剂系统水装量和金属的能量是保守的。反应堆冷却剂系统水装量是一重要参数，应准确计算。在4.2.1.3.2给出的初始功率水平下，应包括因压力和温度升高引起的反应堆冷却剂系统体积的增加量。反应堆冷却剂系绕压力边界内的整能和与反应堆冷却剂系统水接触的内部构件金属的贮能也应包括在内。4.2.1.2.2蒸汽发生器二回路水和金属在反应堆冷却剂系统质量和能量释放计算中，取最大的蒸汽发生器二回路水装量和金属的能量是保守的。蒸汽发生器二回路水装量是一重要参数，应准确计算。在4.2.1.3.2给出的初始功率水平下，应包括因压力和温度引起的蒸汽发生器二回路体积变化量。蒸汽发生器二回路压力边界内的贮能和与蒸汽发生器二次侧水接触的内部构件金属的能也应包括在内。4.2.1.2.3堆芯贮能
考虑了不确定性修正后的堆芯贮能和稳态温度分布应与初始条件和4.2.1.3.1中所要求的燃料循环寿期相一致。
4.2.1.2.4裂变热
应保守地计算裂变热。因温度和空泡引起的停堆反应性应取合理可行的负的绝对值最小值，所有反应性反馈系数应根据产生最大堆芯贮能的燃料参数取其最小值。紧急落棒和插入堆芯时刻假设与所分析的瞬态相适应。
4.2.1.2.5铜系元素的衰变
应根据燃料循环计算的结果计算运行期间钢系元素（包括、环以及铀的同位素）产生的放射性衰变热。它应与产生最大堆芯贮能的燃料循环周期相一致。衰变热应按NB/T20056中规定的方法计算，反应堆运行时间应计算到寿期末。
4.2.1.2.6裂变产物的衰变
应假设裂变产物的放射性衰变中释放的热量按NB/T20056中规定的方法计算，反应堆运行时间应计算到寿期末。
4.2.1.2.7金属-水反应率
NB/T20404-2017RK
应按可燃气体控制系统的设计原则计算金属-水反应量。NB/T20031给出了压水堆失水事故后氢气控制系统的设计原则。一般地，可以假设1%的燃料包壳在喷放阶段结束后不超过二分钟的时间内均匀发生金属-水反应。
4.2.1.2.8主蒸汽管线
应考虑在主蒸汽隔离阀或汽轮机截止阀关闭之前流到汽轮机的蒸汽流量。到汽轮机的流量应取最小值。延迟时间和阀门关闭时间应保守地取最小值。也可以保守地认为在破裂一开始就终止到汽轮机的蒸汽流量。
4.2.1.2.9主给水管线
应包括主给水流量，并且取其最大值，用于确定流量终止的延迟时间和阀门关闭时间应保守地取最大值。
4.2.1.2.10辅助给水系统
如果可以确认辅助给水系统投入运行，则在分析中可以包括流到蒸汽发生器的辅助给水，流量应取最小值。启动辅助给水系统的延迟时间应保守地取最大值。也可保守假设辅助给水流量为零。4.2.1.2.11ECCS/PXS流量
应包括来自ECCS/PXS系统(如安注箱、堆芯补水箱和换料水箱及地坑)的流量，并根据导致安全壳最高峰值压力的单一故障选择流量和延迟时间。4.2.1.2.12安注箱氮气膨胀
计算中应适当考虑安注箱液体排空后从安注箱释放到安全壳的氮气。4.2.1.3初始条件
4.2.1.3.1寿期
堆芯的寿期应该是按4.2.1.3.2要求的功率水平下堆芯贮能和衰变热结合产生最大能量的时间。4.2.1.3.2功率水平
初始功率水平至少为额定的功率水平加上不确定性影响。4.2.1.3.3堆芯进口温度
堆芯的初始进口温度应等于初始功率水平下的正常运行温度再加上不确定性的影响。不确定性的考虑应使在整个事故中通过破口释放的能量最大。4.2.1.3.4反应堆冷却剂系统压力反应堆冷却剂系统的初始压力至少等于初始功率水平下的正常运行压力再加上不确定性的影响。4.2.1.3.5蒸汽发生器压力
蒸汽发生器的初始压力至少等于初始功率水平下的正常运行压力再加上不确定性的影响。4.2.1.3.6反应堆冷却剂系统稳压器水位5
NB/T204042017RK
反应堆冷却剂系统稳压器的初始水位至少等于正常运行的最高水位再加上不确定性的影响。4.2.1.3.7蒸汽发生器水位
蒸汽发生器的初始水位至少等于初始功率水平下正常运行的水位再加上不确定性的影响。4.2.1.3.8堆芯参数
初始的堆芯参数（包括物理参数、燃料特性、气隙热导率）的选择应使堆芯贮能最大。4.2.1.3.9安注箱
安注箱的初始水位、温度和氮气压力应是正常运行下的值，不确定性影响应使安全壳压力达到最大。4.2.1.3.10堆芯补水箱和安全壳内置换料水箱水装量堆芯补水箱和安全壳内置换料水箱的水装量应是正常运行下的值，不确定性影响应使安全壳压力达到最大。
4.2.1.4单一能动故障
在确定反应堆冷却剂系统破裂后的质量和能量释放中，应考虑最具有限制性的单一能动故障。应评价在没有发生能动故障时安全壳出现最高峰值压力的可能性。为缓解事故后果所需要的核电厂专设安全设施（包括安全壳排热系统，见4.3.5）只需要考虑一个单一能动故障。可能发生的单一能动故障可以包括应急柴油发电机、安注泵、应急给水泵或设备冷却水泵的故障。在非能动核电厂中，则应考虑PXS管线上的阀门失效
如果非应急电源丧失会导致安全壳压力或温度更高（如延迟安全壳的冷却或延迟安全注入)，则应假设非应急电源的丧失。
单一能动故障的考患还应遵守GB/T13626和NB/T20402的有关规定。4.2.1.5模型
4.2.1.5.1节点划分
在反应堆冷却剂系统破口分析的不同阶段，儿何节点的划分不必相同。在喷放阶段，破口节点处含汽率低使流量高，所以是保守的，因此，反应堆冷却剂系统的模型应足够详细，使破口位置处的含汽率不致被预测过高。还应提供足够详细的模型，使得堆芯-冷却剂、金属-冷却剂和蒸汽发生器-水的传热模型能保守地预测高的安全壳压力。应通过经验数据或模拟判断每一节点中的汽液相分离，以保守地预测高的安全壳压力。同时，应计算通过破口环路流经蒸汽发生器的堆芯流量的份额和通过没有破口的环路流经蒸汽发生器的堆芯流量的份额，以便保守地预测高的安全壳压力。4.2.1.5.2热力状态
应用真实气体方程或认可的工业蒸汽表描述蒸汽和水的热力状态。4.2.1.5.3流动模型
在流动模型中可考虑下列影响：a）动量随时间的变化：
b)动量迁移：
c）壁面摩擦力；
d)）流体压力：
e）重力：
f)形阻损失（如缩口、膨胀头、弯头和泵的压头损失）NB/T204042017RK
管道和其它部件中的摩擦损失可以采用考虑了摩擦系数随Re数的实际变化和经与试验数据比较已证实的实际的两相流摩擦系数的模型进行计算，或可以采用经证实至少与质量和能量最大释放率有相同保守性的模型进行计算。
如果压力损失中存在不确定性，则应保守地取最小压力损失或进行分析以证明压力损失的取值导致更大的质量和能量最大释放率。4.2.1.5.4泵特性
反应堆冷却剂泵的特性应从动态模型中测得，该模型考虑了流体和泵速可随时间变化的泵叶轮之间的动量传递。过冷的和两相区域的泵模型应采用适用于过冷的和两相区域的性能数据进行验证。通过与试验数据比较或与全动态泵模型比较能证实是保守的任何模型都可以用于代替全动态泵模型。4.2.1.5.5破口流动
4.2.1.5.5.1破口尺寸和位置
对反应堆冷却剂系统进行分析时应考虑可能的管道破口谱。破口谱应包括各种截面积管道直到主管道的瞬时双端断裂。应根据EJ/T335的规定确定管道破口的特性。应通过分析确定发生事故后产生最大安全壳峰值压力和峰值温度的位置。应通过管道破口的位置、类型和面积定义管道破口。4.2.1.5.5.2破口流动模型
在适用范围（如过冷、饱和或两相临界流内，可采用根据不同工况下的试验数据得到的经验性的破口临界流动模型。当紧邻破口的上游液体过冷时，可采用的破口临界流动模型包括Zaloudek和Henry-Fauske模型。当紧邻破口的上游流体是饱和的或两相时，可采用Moody临界流动模型。可以采用修正的破口临界流动关系式，以使得过冷和饱和流动区域之间有光滑的过渡。如果经分析或试验数据论证是合理的，则也可以采用其它的临界流动模型。临界流动关系式的流量系数的选择应充分包络试验数据。4.2.1.5.5.3ECCS/PXS溢出
确定安全壳峰值压力时，对从ECCS/PXS溢出产生的质量和能量释放源项，应根据安全壳中的蒸汽分压选择流体含汽率，以使安全壳增压最大。在确定用于计算泵的实际净正吸入压头(NPSH)的安全壳最高地坑水温时，关于产生的质量和能量释放源项和溢出源项的假设应有助于使地坑的温度达最大值。假设也应与4.3中安全壳压力和温度的分析相一致。另一种方法是取地坑温度等于峰值压力分析中再循环开始时在总的安全壳压力下水的饱和温度。
4.2.1.5.6安全壳背压
对喷放阶段的分析，由于在整个阶段破口流动实际上是临界流，所以安全亮背压是不重要的。在再淹没和再淹没后阶段，安全壳背压影响反应堆冷却剂同路中的流动阻力（汽封），进而能响质量和能量释放率。质量和能量释放计算应与安全壳背压计算相耦合，或采用保守的高的背压（常量或随时间而变的量)。
4.2.1.5.7传热关系式
NB/T204042017RK
4.2.1.5.7.1传热模式
反应堆冷却剂系统破裂以后，存在下述的传热：a）堆芯向反应堆冷却剂的传热：6）一回路金属向反应堆冷却剂的传热：c）蒸汽发生器传热管向反应堆冷却剂的传热：d）蒸汽发生器二次侧水向蒸汽发生器传热管的传热：e）蒸汽发生器金属向蒸汽发生器二次侧水的传热。应根据经验数据确立传热关系式，或选取保守地预测高的安全壳压力的传热关系式。下列的传热模式和关系式都是可以采用的。
4.2.1.5.7.2堆芯向反应堆冷却剂的传热从堆芯向两相的反应堆冷却剂传热可以假设是泡核沸腾传热。从堆芯向单相的反应堆冷却剂的传热可以假设是强迫对流传热。
4.2.1.5.7.3一回路金属向反应堆冷却剂的传热从一回路金属向两相的反应堆冷却剂的传热可以假设是泡核沸腾传热。从一回路金属向单相的反应堆冷却剂的传热可以假设是强迫对流传热。4.2.1.5.7.4蒸汽发生器传热管向反应堆冷却剂的传热从蒸汽发生器传热管向两相的反应堆冷却剂的传热可以假设是泡核沸腾传热。从蒸汽发生器传热管向单相的反应堆冷却剂的传热可以假设是强迫对流传热。4.2.1.5.7.5蒸汽发生器二次侧水向蒸汽发生器传热管的传热从蒸汽发生器液体向蒸汽发生器传热管的传热可以假设是自然对流传热。从蒸汽发生器的蒸汽向蒸汽发生器传热管的传热可以认为是冷凝传热。4.2.1.5.？.6蒸汽发生器金属向蒸汽发生器次侧水的传热蒸汽发生器金属向蒸汽发生器液体和蒸汽的传热可以假设是自然对流传热。4.2.1.5.7.7可采用的传热关系式下述的传热关系可适用于上面所讨论的范围：a）单相强迫对流，Dittus-Boelter关系式：h=0.023
式中：
h传热系数，W(m2K)
k—热导率，W(mK):
D。当量直径，m；
Pr-普朗特数：
Re雷诺数。
Pr04Re0.8
b）泡核沸腾，Jens-Lottes关系式(2)和Thom关系式(3)）：8
式中：
9——热流密度，W/m2
P压力，MPa;
被加热的壁温和饱和温度(P压力下)之间的差，K。aes
c）自然对流：
当(Gr)(Pr)=10°~102时，
[(Gr)(Pr)
当(Gr)(Pr)=10°~10°时，
h=0.59-[(Gr)(Pr)
式中：
垂直表面的高度
Gr格拉晓夫数。
d冷凝，膜态冷凝：
式中：
p冷凝液膜的密度，kg/m；
x冷凝潜热，J/kg:
冷凝液膜的动力粘度，kg/ms：
A饱和温度和表面温度之间的差，K：g-重力加速度，9.81m/s。
4.2.1.5.8堆芯模型
NB/T204042017RK
可以采用考虑了缓发中子和反应性反馈的堆芯平均点堆动力学模型计算裂变热。由温度和空泡引起的停堆反应性应取其可能的负的绝对值最小值，其中包括导致堆芯最大贮能的功率分布形状和功率峰值因子的不确定性。如果计算中有紧急落棒和插入堆芯，则应予以考虑。反应性的影响应与导致堆芯最大贮能的寿期相一致。
堆芯热工水力计算时，堆芯模拟应足够详细，以避免堆芯到冷却剂的传热预测不足。初始的堆芯贮能应为最大值。
4.2.1.5.9金属壁模型
应保守计算金属壁到冷却剂的传热。9
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备案号：57404-2017
中华人民共和国能源行业标准
NB/T20404——2017RK
压水堆核电厂安全壳压力和温度瞬态分析Pressure and temperature transient analysis for pressurized water reactorcontainments
2017-02-10发布
国家能源局
国家核安全局
2017-07-01实施
1范围
2规范性引用文件
3术语和定义
4安全壳最大压力和温度瞬态分析4.1总则
4.2质量和能量释放
4.3最大压力和温度分析
5ECCS/PXS最小背压分析.
5.1总则.
初始条件
5.3结构热阱。
5.4CHRS运行参数
5.5ECCS/PXS水溢出
5.6喷放的相分离
5.7安全壳吹扫阀功能
5.8大气-地坑交界面.
6安全壳外部压力分析：
6.2分析的持续时间
6.3初始条件..wwW.bzxz.Net
6.4结构热阱
CHRS运行参数
附录A（资料性附录）
参考文献，
安全壳压力和温度瞬态分析和应用，NB/T204042017RK
NB/T204042017RK
本标准按照GB/T1.1-·-2009给出的规则起草。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。本标准由上海核工程研究设计院负责起草，核工业标准化研究所、中国核动力研究设计院、中国核电工程有限公司参加起草。
本标准主要起草人：杨萍、王国栋、邓瑞源、倪陈宵、蒋孝蔚、陈巧艳。本标准2016年5月19日，经国家核安全局审查认可。II
1范围
NB/T20404201/RK
压水堆核电厂安全壳压力和温度瞬态分析本标准规定了在假想管道破裂事故下压水堆核电厂安全壳压力和温度瞬态分析的准则和方法。本标准适用于能动安全壳系统的设计，非能动安全壳冷却系统可参考使用。本标准可为设备鉴定环境条件的确定提供参考。
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。GB/T12727核电厂安全系统电气物项质量鉴定GB/T13626单一故障准则应用于核电厂安全级电气系统NB/T20311压水堆核电厂安全壳喷淋系统设计准则压水堆核电厂事故后安全壳内氢气浓度的控制NB/T20031
NB/T20402压水堆安全重要流体系统单一故障准则轻水堆核燃料衰变热功率的计算NB/T20056
EJ/T335
3术语和定义
压水堆核电厂假想管道破损事故防护准则下列术语和定义适用于本文件。3.1
安全壳containment
包容反应堆及有关系统并在反应堆事故状态下，防止不可接受量的放射性物质向环境释放的构筑物。
注：安全壳是包容放射性物质的最后道屏障，它还可以防止外部飞射物、爆炸等对反应堆的影响。3.2
安全壳大气containmentatmosphere安全壳压力边界内净自由容积中的气体。注：通常包括蒸汽和非凝结气体，在事故之后还包含悬浮于气体中的液滴。3.3
冷却剂丧失事故loss-of-coolantaccident(LOCA）反应堆冷却剂流失速率超过正常补给系统补给能力的事故。注：亦称失水事故。
应急堆芯冷却系统emergencycorecoolingsystem（ECCS）正常堆芯冷却失效（例如冷却剂丧失事故）后，为确保余热从堆芯排除而设置的系统1
NB/T204042017RK
非能动堆芯冷却系统passivecorecoolingsystem(PxS)使用非能动余热排出系统、非能动安全注射系统和自动卸压系统等控制反应性、保持足够的停堆裕度、排出堆芯衰变热的非能动安全设施。3.6
溢出spillage
指LOCA事故后，液体从破口向安全壳地坑的流动。注1：溢出类型1，在RCS被再灌水到破口高度以.上时，液体从破口流出：注2：溢出类型2，破口发生在ECCS/PXS管座处，液体直接从ECCS/PXS管线流出。3.7
非能动安全壳冷却系统passivecontainmentcoolingsystem（PCS)用于降低安全壳内温度和压力的非能动安全设施。注：原理为在任何导致安全壳内温度和压力剧增的事故后，利用压缩空气膨胀、重力以及自然循环等自然驱动力排出安全壳大气中的热量并传递至环境。3.8
pressureboundary
压力边界
设计用于包容流体，并防止或限制其泄漏的封闭系统、部件或构筑物的那些部分。3.9
单故障准则singlefailurecriterion要求系统或设备组合在其任何部位发生可信的单一随机故障时仍能执行其正常功能的设计准则。4安全壳最大压力和温度瞬态分析4.1总则
应对假想的管道破口谱进行充分的分析，以确定安全壳大气压力和温度的响应。分析结果对确保为缓解事故后果所需要的安全壳结和设各的完整性和可操作性提供重要的设计依据。应采用本章所述的分析要求评定由假想管道破裂造成的压力和温度瞬态，以确定安全壳结构设计中破口所产生的最大内压和温度。关于建模原理、假设和输入以及破口谱和所涉及的事故，不管是否在本章中讨论，处理的方式都应该反映出每一分析对其目的是保守的。影响安全壳最大压力和温度瞬态分析的系统或物项以及受该分析影响的系统或物项的相关说明见附录A。
4.2质量和能量释放
4.2.1反应堆冷却剂系统质能释放4.2.1.1质能释放阶段
反应堆冷却剂系统质量和能量释放分析可分为五个阶段：喷放、再灌水、再淹没、再没后和衰变热阶段（示意图见图1）。这张图及下列描述只适用于大破口情况，小破口有明显差别，可能不包括所有五个阶段。
质量释放率，kg/
50000-
再掩设
再淹没后
时间，s
衰变热
NB/T204042017RK
100000
图1典型的压水堆回路系统大破口后质量释放率的变化（假定不存在再灌水阶段）喷放阶段的时间从破裂开始一直延续到反应堆冷却剂系统的压力和安全壳的压力达到平衡。喷放期间，实际上是把反应堆冷却剂系统初始水装量释放到安全壳，在喷放后的各个阶段，释放到安全壳的水来自于应急堆芯冷却系统或非能动堆芯冷却系统(ECCS/PXS)。热段破裂时，ECCS/PXS中的大部分水流过堆芯从破口流出到安全壳而不经过蒸汽发生器。由于ECCS/PXS水不通过蒸汽发生器，因而不从蒸汽发生器带走热量。喷放后的质能释放通常不会使安全壳压力超过喷放阶段所经受的压力。然而，为确保识别这一设计基准事故，应对热段的破裂进行分析。冷段破裂时，部分ECCS/PXS水流过堆芯和蒸汽发生器，从破口流出到安全壳。蒸汽发生器热量传递给ECCS/PXS水，增加了安全壳的压力，因此，对冷段破裂，应考虑喷放后的质能释放。如果蒸汽发生器出口至反应堆冷却剂泵之间存在泵吸入段，那么泵吸入段破裂时，具有较高的堆芯淹没速率，并且离开堆芯的流体经过蒸汽发生器。因此，泵吸入段的破裂结合了热段破裂和冷段破裂的综合效应，应考虑喷放后的质能释放。喷放后的第一阶段是再灌水。再灌水时，将ECCS/PXS水灌到堆芯底部。可以假设再灌水到堆芯活性区底部是瞬时发生的。
喷放后的第二阶段是再淹没。在再淹没期间，ECCS/PXS水再灌满堆芯。这一阶段是从再灌水结束算起，一直延续到堆芯水位达到液体基本上不被蒸汽夹带的一个高度。应根据试验数据选定这··高度。可以用距离堆芯活性区顶部以下0.61m的水位来定义再淹没的结束。在再淹没阶段，大量的液体伴随着由堆芯向冷却剂传热产生的蒸汽被带出堆芯。对冷段破裂，部分或全部的两相混合物通过蒸汽发生器，3
NB/T20404—2017RK
可能转化为过热蒸汽释做到安全壳。然而，进入反应堆冷却剂系统的部分ECCS/PXS水可能被旁路，不通过堆芯或蒸汽发生器，这样，就可能没有明显地被加热。这些水将溢流到安全壳地坑。喷放后的第三阶段是再没后阶段。再淹没后阶段是从再灌没阶段结束起-直到反应堆冷却剂系统的温度基本上与蒸汽发生器二次侧温度相等为止。在这一阶段，衰变热可能使堆芯产生两相混合物。由于下降段（指反应堆压力容器和堆芯支承吊篮之间的环形空间）中的ECCS/PXS水和堆芯两相混合物之间的密度差，在冷段破裂或泵吸入段破裂时，两相混合物可以一直延伸到蒸汽发生器传热管。在蒸汽发生器中两相混合物中的水将转变为蒸汽并释放到安全尧中。喷放后的最后一阶段是释放衰变热的相对稳定的阶段。这一阶段从再没后阶段结束开始。在衰变热阶段，释放出衰变热和反应堆冷却剂系统以及二回路系统的流体与金属的显热。4.2.1.2能量来源
4.2.1.2.1反应堆冷却剂系统水和金属在反应堆冷却剂系统质量和能量释放计算中，取最大的反应堆冷却剂系统水装量和金属的能量是保守的。反应堆冷却剂系统水装量是一重要参数，应准确计算。在4.2.1.3.2给出的初始功率水平下，应包括因压力和温度升高引起的反应堆冷却剂系统体积的增加量。反应堆冷却剂系绕压力边界内的整能和与反应堆冷却剂系统水接触的内部构件金属的贮能也应包括在内。4.2.1.2.2蒸汽发生器二回路水和金属在反应堆冷却剂系统质量和能量释放计算中，取最大的蒸汽发生器二回路水装量和金属的能量是保守的。蒸汽发生器二回路水装量是一重要参数，应准确计算。在4.2.1.3.2给出的初始功率水平下，应包括因压力和温度引起的蒸汽发生器二回路体积变化量。蒸汽发生器二回路压力边界内的贮能和与蒸汽发生器二次侧水接触的内部构件金属的能也应包括在内。4.2.1.2.3堆芯贮能
考虑了不确定性修正后的堆芯贮能和稳态温度分布应与初始条件和4.2.1.3.1中所要求的燃料循环寿期相一致。
4.2.1.2.4裂变热
应保守地计算裂变热。因温度和空泡引起的停堆反应性应取合理可行的负的绝对值最小值，所有反应性反馈系数应根据产生最大堆芯贮能的燃料参数取其最小值。紧急落棒和插入堆芯时刻假设与所分析的瞬态相适应。
4.2.1.2.5铜系元素的衰变
应根据燃料循环计算的结果计算运行期间钢系元素（包括、环以及铀的同位素）产生的放射性衰变热。它应与产生最大堆芯贮能的燃料循环周期相一致。衰变热应按NB/T20056中规定的方法计算，反应堆运行时间应计算到寿期末。
4.2.1.2.6裂变产物的衰变
应假设裂变产物的放射性衰变中释放的热量按NB/T20056中规定的方法计算，反应堆运行时间应计算到寿期末。
4.2.1.2.7金属-水反应率
NB/T20404-2017RK
应按可燃气体控制系统的设计原则计算金属-水反应量。NB/T20031给出了压水堆失水事故后氢气控制系统的设计原则。一般地，可以假设1%的燃料包壳在喷放阶段结束后不超过二分钟的时间内均匀发生金属-水反应。
4.2.1.2.8主蒸汽管线
应考虑在主蒸汽隔离阀或汽轮机截止阀关闭之前流到汽轮机的蒸汽流量。到汽轮机的流量应取最小值。延迟时间和阀门关闭时间应保守地取最小值。也可以保守地认为在破裂一开始就终止到汽轮机的蒸汽流量。
4.2.1.2.9主给水管线
应包括主给水流量，并且取其最大值，用于确定流量终止的延迟时间和阀门关闭时间应保守地取最大值。
4.2.1.2.10辅助给水系统
如果可以确认辅助给水系统投入运行，则在分析中可以包括流到蒸汽发生器的辅助给水，流量应取最小值。启动辅助给水系统的延迟时间应保守地取最大值。也可保守假设辅助给水流量为零。4.2.1.2.11ECCS/PXS流量
应包括来自ECCS/PXS系统(如安注箱、堆芯补水箱和换料水箱及地坑)的流量，并根据导致安全壳最高峰值压力的单一故障选择流量和延迟时间。4.2.1.2.12安注箱氮气膨胀
计算中应适当考虑安注箱液体排空后从安注箱释放到安全壳的氮气。4.2.1.3初始条件
4.2.1.3.1寿期
堆芯的寿期应该是按4.2.1.3.2要求的功率水平下堆芯贮能和衰变热结合产生最大能量的时间。4.2.1.3.2功率水平
初始功率水平至少为额定的功率水平加上不确定性影响。4.2.1.3.3堆芯进口温度
堆芯的初始进口温度应等于初始功率水平下的正常运行温度再加上不确定性的影响。不确定性的考虑应使在整个事故中通过破口释放的能量最大。4.2.1.3.4反应堆冷却剂系统压力反应堆冷却剂系统的初始压力至少等于初始功率水平下的正常运行压力再加上不确定性的影响。4.2.1.3.5蒸汽发生器压力
蒸汽发生器的初始压力至少等于初始功率水平下的正常运行压力再加上不确定性的影响。4.2.1.3.6反应堆冷却剂系统稳压器水位5
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反应堆冷却剂系统稳压器的初始水位至少等于正常运行的最高水位再加上不确定性的影响。4.2.1.3.7蒸汽发生器水位
蒸汽发生器的初始水位至少等于初始功率水平下正常运行的水位再加上不确定性的影响。4.2.1.3.8堆芯参数
初始的堆芯参数（包括物理参数、燃料特性、气隙热导率）的选择应使堆芯贮能最大。4.2.1.3.9安注箱
安注箱的初始水位、温度和氮气压力应是正常运行下的值，不确定性影响应使安全壳压力达到最大。4.2.1.3.10堆芯补水箱和安全壳内置换料水箱水装量堆芯补水箱和安全壳内置换料水箱的水装量应是正常运行下的值，不确定性影响应使安全壳压力达到最大。
4.2.1.4单一能动故障
在确定反应堆冷却剂系统破裂后的质量和能量释放中，应考虑最具有限制性的单一能动故障。应评价在没有发生能动故障时安全壳出现最高峰值压力的可能性。为缓解事故后果所需要的核电厂专设安全设施（包括安全壳排热系统，见4.3.5）只需要考虑一个单一能动故障。可能发生的单一能动故障可以包括应急柴油发电机、安注泵、应急给水泵或设备冷却水泵的故障。在非能动核电厂中，则应考虑PXS管线上的阀门失效
如果非应急电源丧失会导致安全壳压力或温度更高（如延迟安全壳的冷却或延迟安全注入)，则应假设非应急电源的丧失。
单一能动故障的考患还应遵守GB/T13626和NB/T20402的有关规定。4.2.1.5模型
4.2.1.5.1节点划分
在反应堆冷却剂系统破口分析的不同阶段，儿何节点的划分不必相同。在喷放阶段，破口节点处含汽率低使流量高，所以是保守的，因此，反应堆冷却剂系统的模型应足够详细，使破口位置处的含汽率不致被预测过高。还应提供足够详细的模型，使得堆芯-冷却剂、金属-冷却剂和蒸汽发生器-水的传热模型能保守地预测高的安全壳压力。应通过经验数据或模拟判断每一节点中的汽液相分离，以保守地预测高的安全壳压力。同时，应计算通过破口环路流经蒸汽发生器的堆芯流量的份额和通过没有破口的环路流经蒸汽发生器的堆芯流量的份额，以便保守地预测高的安全壳压力。4.2.1.5.2热力状态
应用真实气体方程或认可的工业蒸汽表描述蒸汽和水的热力状态。4.2.1.5.3流动模型
在流动模型中可考虑下列影响：a）动量随时间的变化：
b)动量迁移：
c）壁面摩擦力；
d)）流体压力：
e）重力：
f)形阻损失（如缩口、膨胀头、弯头和泵的压头损失）NB/T204042017RK
管道和其它部件中的摩擦损失可以采用考虑了摩擦系数随Re数的实际变化和经与试验数据比较已证实的实际的两相流摩擦系数的模型进行计算，或可以采用经证实至少与质量和能量最大释放率有相同保守性的模型进行计算。
如果压力损失中存在不确定性，则应保守地取最小压力损失或进行分析以证明压力损失的取值导致更大的质量和能量最大释放率。4.2.1.5.4泵特性
反应堆冷却剂泵的特性应从动态模型中测得，该模型考虑了流体和泵速可随时间变化的泵叶轮之间的动量传递。过冷的和两相区域的泵模型应采用适用于过冷的和两相区域的性能数据进行验证。通过与试验数据比较或与全动态泵模型比较能证实是保守的任何模型都可以用于代替全动态泵模型。4.2.1.5.5破口流动
4.2.1.5.5.1破口尺寸和位置
对反应堆冷却剂系统进行分析时应考虑可能的管道破口谱。破口谱应包括各种截面积管道直到主管道的瞬时双端断裂。应根据EJ/T335的规定确定管道破口的特性。应通过分析确定发生事故后产生最大安全壳峰值压力和峰值温度的位置。应通过管道破口的位置、类型和面积定义管道破口。4.2.1.5.5.2破口流动模型
在适用范围（如过冷、饱和或两相临界流内，可采用根据不同工况下的试验数据得到的经验性的破口临界流动模型。当紧邻破口的上游液体过冷时，可采用的破口临界流动模型包括Zaloudek和Henry-Fauske模型。当紧邻破口的上游流体是饱和的或两相时，可采用Moody临界流动模型。可以采用修正的破口临界流动关系式，以使得过冷和饱和流动区域之间有光滑的过渡。如果经分析或试验数据论证是合理的，则也可以采用其它的临界流动模型。临界流动关系式的流量系数的选择应充分包络试验数据。4.2.1.5.5.3ECCS/PXS溢出
确定安全壳峰值压力时，对从ECCS/PXS溢出产生的质量和能量释放源项，应根据安全壳中的蒸汽分压选择流体含汽率，以使安全壳增压最大。在确定用于计算泵的实际净正吸入压头(NPSH)的安全壳最高地坑水温时，关于产生的质量和能量释放源项和溢出源项的假设应有助于使地坑的温度达最大值。假设也应与4.3中安全壳压力和温度的分析相一致。另一种方法是取地坑温度等于峰值压力分析中再循环开始时在总的安全壳压力下水的饱和温度。
4.2.1.5.6安全壳背压
对喷放阶段的分析，由于在整个阶段破口流动实际上是临界流，所以安全亮背压是不重要的。在再淹没和再淹没后阶段，安全壳背压影响反应堆冷却剂同路中的流动阻力（汽封），进而能响质量和能量释放率。质量和能量释放计算应与安全壳背压计算相耦合，或采用保守的高的背压（常量或随时间而变的量)。
4.2.1.5.7传热关系式
NB/T204042017RK
4.2.1.5.7.1传热模式
反应堆冷却剂系统破裂以后，存在下述的传热：a）堆芯向反应堆冷却剂的传热：6）一回路金属向反应堆冷却剂的传热：c）蒸汽发生器传热管向反应堆冷却剂的传热：d）蒸汽发生器二次侧水向蒸汽发生器传热管的传热：e）蒸汽发生器金属向蒸汽发生器二次侧水的传热。应根据经验数据确立传热关系式，或选取保守地预测高的安全壳压力的传热关系式。下列的传热模式和关系式都是可以采用的。
4.2.1.5.7.2堆芯向反应堆冷却剂的传热从堆芯向两相的反应堆冷却剂传热可以假设是泡核沸腾传热。从堆芯向单相的反应堆冷却剂的传热可以假设是强迫对流传热。
4.2.1.5.7.3一回路金属向反应堆冷却剂的传热从一回路金属向两相的反应堆冷却剂的传热可以假设是泡核沸腾传热。从一回路金属向单相的反应堆冷却剂的传热可以假设是强迫对流传热。4.2.1.5.7.4蒸汽发生器传热管向反应堆冷却剂的传热从蒸汽发生器传热管向两相的反应堆冷却剂的传热可以假设是泡核沸腾传热。从蒸汽发生器传热管向单相的反应堆冷却剂的传热可以假设是强迫对流传热。4.2.1.5.7.5蒸汽发生器二次侧水向蒸汽发生器传热管的传热从蒸汽发生器液体向蒸汽发生器传热管的传热可以假设是自然对流传热。从蒸汽发生器的蒸汽向蒸汽发生器传热管的传热可以认为是冷凝传热。4.2.1.5.？.6蒸汽发生器金属向蒸汽发生器次侧水的传热蒸汽发生器金属向蒸汽发生器液体和蒸汽的传热可以假设是自然对流传热。4.2.1.5.7.7可采用的传热关系式下述的传热关系可适用于上面所讨论的范围：a）单相强迫对流，Dittus-Boelter关系式：h=0.023
式中：
h传热系数，W(m2K)
k—热导率，W(mK):
D。当量直径，m；
Pr-普朗特数：
Re雷诺数。
Pr04Re0.8
b）泡核沸腾，Jens-Lottes关系式(2)和Thom关系式(3)）：8
式中：
9——热流密度，W/m2
P压力，MPa;
被加热的壁温和饱和温度(P压力下)之间的差，K。aes
c）自然对流：
当(Gr)(Pr)=10°~102时，
[(Gr)(Pr)
当(Gr)(Pr)=10°~10°时，
h=0.59-[(Gr)(Pr)
式中：
垂直表面的高度
Gr格拉晓夫数。
d冷凝，膜态冷凝：
式中：
p冷凝液膜的密度，kg/m；
x冷凝潜热，J/kg:
冷凝液膜的动力粘度，kg/ms：
A饱和温度和表面温度之间的差，K：g-重力加速度，9.81m/s。
4.2.1.5.8堆芯模型
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可以采用考虑了缓发中子和反应性反馈的堆芯平均点堆动力学模型计算裂变热。由温度和空泡引起的停堆反应性应取其可能的负的绝对值最小值，其中包括导致堆芯最大贮能的功率分布形状和功率峰值因子的不确定性。如果计算中有紧急落棒和插入堆芯，则应予以考虑。反应性的影响应与导致堆芯最大贮能的寿期相一致。
堆芯热工水力计算时，堆芯模拟应足够详细，以避免堆芯到冷却剂的传热预测不足。初始的堆芯贮能应为最大值。
4.2.1.5.9金属壁模型
应保守计算金属壁到冷却剂的传热。9
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