NB/T 20403-2017
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标准简介
NB/T 20403-2017RK.Subcompartment pressure and temperature transient analysis in pressurized water reactors.
1范围
NB/T 20403规定了压水堆核电厂安全壳内和安全壳外由高能或中能管道破裂或其他事件引起的短期和长期的隔间内压力与温度瞬态与淹没影响分析所必需的方法与准则。
NB/T 20403适用于压水堆核电J安全壳内和安全壳外隔间及设备支承的设计审查,并可为确定设备鉴定环境条件提供参考。
NB/T 20403不考虑由于管道破裂引起的喷射力及有关作用，也不包括管道支架设计及破口位置确定。
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 20402-2017RK 压水堆 安全重要流体系统单一故障准则
EJ/T335轻水堆 核电厂假想管道破损事故防护设计准则
3术语和定义
下列术语和定义适用于本文件。
3.1能动故障active failure
除了非能动故障外，一经要求便 依靠机械动作来完成其预期核安全功能的设备的失效。
示例:动力驱动阀或止回阀不能动作至其正确位置，或泵、风机、柴油发电机不能启动。
注:除非采取特殊设计攢施或动作限制措施(例如“闭锁"电动阀的断路器)以防止误动作，否则应将由于其驱动或控制系统发生故障而引起的能动设备误动作看作是能动故障，无意地使动力驱动阀通电以致打开或关闭是误动作的例子。
1范围
NB/T 20403规定了压水堆核电厂安全壳内和安全壳外由高能或中能管道破裂或其他事件引起的短期和长期的隔间内压力与温度瞬态与淹没影响分析所必需的方法与准则。
NB/T 20403适用于压水堆核电J安全壳内和安全壳外隔间及设备支承的设计审查,并可为确定设备鉴定环境条件提供参考。
NB/T 20403不考虑由于管道破裂引起的喷射力及有关作用，也不包括管道支架设计及破口位置确定。
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 20402-2017RK 压水堆 安全重要流体系统单一故障准则
EJ/T335轻水堆 核电厂假想管道破损事故防护设计准则
3术语和定义
下列术语和定义适用于本文件。
3.1能动故障active failure
除了非能动故障外，一经要求便 依靠机械动作来完成其预期核安全功能的设备的失效。
示例:动力驱动阀或止回阀不能动作至其正确位置，或泵、风机、柴油发电机不能启动。
注:除非采取特殊设计攢施或动作限制措施(例如“闭锁"电动阀的断路器)以防止误动作，否则应将由于其驱动或控制系统发生故障而引起的能动设备误动作看作是能动故障，无意地使动力驱动阀通电以致打开或关闭是误动作的例子。
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标准内容
ICS27.120.20
备案号：57403-2017
中华人民共和国能源行业标准
NB/T20403—2017RK
压水堆核电广隔间压力与温度瞬态分析Subcompartment pressure and temperature transient analysisin pressurized water reactors2017-02-10发布
国家能源局
国家核安全局
2017-07-01实施
2规范性引用文件
3术语和定义
4确定质量和能量释放源项的准则5压力和温度瞬态分析的准则
6非对称压力分析准则
7没水位评价准则
附录A（资料性附录）
附录B（资料性附录）
附录C（资料性附录）
附录D（资料性附录）
附录E（资料性附录）
参考文献
短期质量和能量释放，
压力和温度瞬态分析的建议
排气道阻力系数计算，
动态排气道建模，
隔间压差计算
NB/T204032017RK
NB/T20403--2017RK
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。本标准起草单位：上海核工程研究设计院。本标准主要起草人：杨萍、王国栋、韦胜杰本标准2016年5月19日，经国家核安全局审查认可。II
1范围
压水堆核电广隔间压力与温度瞬态分析NB/Y20403—2017RK
本标准规定了压水堆核电厂安全壳内和安全壳外由高能或中能管道破裂或其他事件引起的短期和长期的隔间内压力与温度瞬态与淹没影响分析所必需的方法与准则。本标准适用于压水堆核电厂安全壳内和安全壳外隔间及设备支承的设计审查，并可为确定设备鉴定环境条件提供参考。
本标准不考虑由于管道破裂引起的喷射力及有关作用，也不包括管道支架设计及破口位置确定。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/T20402一2017RK压水堆安全重要流体系统单一故障准则EJ/T335轻水堆核电厂假想管道破损事故防护设计准则3术语和定义
下列术语和定义适用于本文件。3.1
能动故障activefailure
除了非能动故障外，一经要求便依靠机械动作来完成其预期核安全功能的设备的失效。示例：动力驱动阀或止回阀不能动作至其正确位置，或泵、风机、柴油发电机不能启动。注：除非采取特殊设计措施或动作限制措施（例如“闭锁”电动阀的断路器）以防止误动作，否则应将由于其驱动或控制系统发生故障而引起的能动设备误动作看作是能动故障，无意地使动力驱动阀通电以致打开或关闭是误动作的例子。
临界（次临界）流critical(subcriticalflow流体速度等于（小于）局部流体状态条件下流体中声速的一种流体流动状态。3.3
均匀平衡模型homogeneousequilibriummodel基于混合物各相流速相等、均匀混合（相和组分）、各相和组分处于热平衡及等炳流动假设的一种临界流计算公式模型。
惯性效应inertialeffect
在隔间压力和温度瞬态分析中，由动量方程中的流体加速项引起的压力瞬态特性。1
NB/T20403--2017RK
长期longterm
为确定建立设备暴露环境的压力和温度时间历程而需考虑的时间。3.6
节点容积aodevolume
在压力和温度计算分析中假设的几何分区容积。3.7
非能动故障passivefailure
工艺流道堵塞或保持其结构完整性或稳定性的设备故障，以致其不能按要求提供预期的核安全功能。
短期shortterm
为被研究参数达到其峰值再达到准稳态所需要的时间。注：在大多数隔间分析中，此时间范围可从几毫秒到几十秒，通常用于为隔间结构设计所进行的支持性分析中。3.9
破前漏leak-before-break,LBB
管道裂纹在正常运行、预计瞬态和安全停堆工况载荷的作用下发展到导致失效的尺寸之前已产生可探测到的泄漏。
注：对于满足LBB评价准则的管道，其突然灾难性失效是不可能的。4确定质量和能量释放源项的准则4.1概述
假想管道破裂后，隔间中产生的压力和温度瞬态在很大程度上取决于管道破口质量和能最的释放率，随着释放率的增加，随后的环境状况变得越来越严重。除了淹没分析外，应采用会产生教大能量释放率的电厂运行方式。对于淹没分析，应采用会导致最大质量释放的运行方式。本章提出了用于确定喷放速率的方法。
质量和能量释放计算可归纳为两类：短期和长期。短期：与作用在构筑物和设备上压差引起的推力有关。推力在管子破裂不久就达到量大值，典型的是在1s之内，然后随着压力逐渐与环境压力趋于一致而减少。长期：与通常经过较长时间才会达到最大值的淹没、环境压力、温度和湿度情况有关。本标准不规定安全壳内分析用的长期质量和能量释放计算方法。4.2通用准则
应按照NB/T20402一2017RK考虑单一故障准则在安全重要流体系统中的应用。如在第5章、第6章、第7章的响应计算中假设了更严重的单一能动故障，则不需考虑关系到释放率的单一能动故障。管道破口特性应按照EJ/T335通过其位置、类型、面积和开裂时间来确定。涉及到LBB准则应用的内容，管道破裂动力效应、隔间升压瞬态效应和水淹效应等，应按照国家核安全局具体监管要求执行。4.3短期释放
4.3.1系统审查
NB/T20403-—2017RK
作为进行分析的第一步，分析人员应熟悉所考虑的流体系统，由此决定分析中系统的取舍。应考虑设备，如节流装置、阀门、泵和热交换器的位置、功能和特性对流率的影响。在开发获得保守释放率的模型中应考虑与功率水平相关的系统运行方式和流体条件。4.3.2手算
假设系统初始条件保持恒定的手算是可接受的。尽管如此，应包括破裂后导致较高释放的流体条件，例如存在流体压力和密度变化导致较大喷放速率的情况。质量和能量释放计算应反映这一点。在假定的破口几何尺寸与流体状态的条件下，应采用临界流关系式预计的上限流量计算破口质量流量。对两相和饱和蒸汽工况可采用莫迪（Moody）关系式；对单相蒸汽工况可采用均匀平衡模型；在过冷或饱和液体工况下可采用亨利-福斯克（Henry-Fauske）关系式。其他能给出等于或大于上述单位面积质量流量的关系式是可以接受的。从喷放系数、破口面积和单位面积临界质量流量的乘积可获得喷放流率。单位面积临界质量流量是通过临界流量关系式计算而得的单位面积流率。除非通过试验数据认为更小的喷放系数是合理的。否则应采用喷放系数值为1。试验条件（流体状态和流动几何形状）应适用于所假设的破口条件。还应考虑尺度比例效应。不得使用小于0.6的喷放系数。应用公式（1）确定破口流率：
式中：
W-质量流量；
Cp喷放系数：
A破口面积：
G-单位面积临界质量流量。
能量释放考虑中破口液体焰值应等于破裂管道中流体的滞止焰值当为取得喷放速率选择流体状态时，应考虑电厂正常运行方式的范围。4.3.3计算机分析
用计算机程序来确定质量和能量释放时对系统应进行详细的分析，以免忽略重要的影响。4.3.3.1系统模型的范围
应确定模型所包括的系统，需要考虑哪些系统应基于该系统的流体装量对整个系统流体装量的影响程度。对于有大管径管道和大容积设备的系统，可以忽略系统中一些小管径支路管线，但若假想破口管道是小管径时，则应考虑该管道。其他小管径管道是否需要考虑，需要根据其相对容积和与破口位置的接近程度来定。
对有容器的系统，通常须建立从流体容器到破口位置之间的管道的详细模型，该容器可以是提供流体源的容器、系统或设备。可以建立考虑了所有装量的粗略模型，且当某容器的装量足够大时，可以忽略接到该容器的其他管路系统的装量。对没有容器的系统，存在不易识别流体容器的情况，如由于阀门隔离形成的小容积设备、有较多分支管线的管道等，在这些情况下没有必要开发可以详细模拟所有管道的模型，此时可以只针对破裂管道的某一长度建立详细模型，而对其余部分可集中处理为单一的或等效的节点。4.3.3.2模型开发要求的信息
程序输入模型的建立应考虑下列信息（其他功能也可能是重要的，应在需要时予以考虑）：3
NB/T20403—2017RKbzxZ.net
a）管道长度：
b）管道内径：
c）摩擦因子：
d)管道形状阻力系数，见附录C；e）设备内部流体容积；
)设备内部流道长度和面积：
g）设备形状阻力系数；
h）泵特性：
i）与功率水平有函数关系的流体热力工况：j）孔板面积：
k）文丘里管面积：
I）阀门位置和类型：
m)作为时间函数的阀位（全开、部分开或关闭）。4.3.3.3流体系统模型
4.3.3.3.1计算机程序
可以用获得许可的数字计算机程序来获取质量和能量释放率。这些程序用来计算例如管道破裂事件后流体系统中的热工-水力响应。流体系统划分成控制体（或节点）以及连接控制体的接管（流动通道）。在这种方法中，在节点上求解质量和能量守恒方程，在流动通道上求解一维动量方程，并由此得出系统工况的时间历程。
4.3.3.3.2节点划分
在建立流体系统模型时，要作的重要决定是怎样将系统划分成离散的控制体。模型对质量和能量释放率影响很大。除非表明对相似问题的建模经验是可用的，否则应进行节点划分敏感性研究。首先通过选择初始节点划分方案来进行这个研究。在由所使用的程序规定的限制条件下，控制容积的尺寸在整个系统中可以是不同的。尽管如此，在管径不变的一段管道中，应使用统一尺寸的控制容积。模型选定后，按计算机程序规定准备输入参数，执行这个计算，并记录释放率。建议采用的第二个建模方案是新的控制容积要比第一个模型的更小。新容积尺寸可选为先前的一半。将从第二个模型里得到的质量和能量释放与先前的进行比较。如果两种情况的结果是吻合的，则表明第一个模型选择的节点是合适的。从两个模型所得的结果如果不能吻合，应用第三个有更精细节点划分的模型来进行评价。同前一样，需对两个释放率进行比较，查看第二和第三个节点划分方案的结果是否吻合。这个过程应继续到从两个模型得出的释放率收敛到一个可以接受的程度为止。释放率对破口和远距离流体容器之间的管道节点划分是最敏感的。在进行敏感性研究时远距离容器的详细模拟并不重要，故不需要改变节点划分。尽管如此，如果容器靠近破口，尤其当容器是含有稍微弯曲的流体流动通道的复杂设备或系统时，节点划分研究还应考虑容器模型。4.3.3.3.3时间步长
计算机程序用户手册应提供时间步长选择的指导。可能设有自动时间步长选择，但这种选择要满足可接受的数学求解准则。
在程序输入数据规定了时间步长的情况下，应用下列步骤来确定可接受的时间增量。对每个节点模型，计算机逐一取较短的时间步长运行以找出能求出给定节点模型收敛解的步长。随着节点尺寸的减小，4
NB/20403—2017RK
要求更短的时间步长。对4.3.3.3.2所讨论的节点划分研究，每个节点模型可能要求对时间步长进行敏感性研究。
4.3.3.4初始条件
应对正常运行限值之内的初始条件进行审查，以确定哪一组条件将导致最大的释放率。破口流量取决于流体压力和值。应选择会产生最大释放的初始条件。在给定运行工况下，流体压力可在某允许范围内变化。在分析中应采用最高压力。应考虑所有正常运行系统的排布情况，例如，因为其他管道可以排布为提供流体装量和能量的附加来源，所以阀门可全开或全关或部分开启。4.3.3.5临界流模型
选择的临界流模型应保守地预计所在系统现在流体工况下的质量释放率。单位面积临界质量流量取决于流动几何条件和流体状态。对两相和饱和蒸汽工况可采用莫迪模型，单相蒸汽工况可采用均匀平衡模型，过冷或饱和液体工况可采用享利-福斯克模型。应采用临界流喷放系数等于1。除非试验数据表明有理由取更低的值。试验条件（流体状态和流动几何形状）应适用于破口条件。还应考虑尺度比例效应。不得采用小于0.6的喷放系数。
4.3.3.6喷放分析的持续时间
应在超过能量释放率达到峰值时刻的这段时间内确定瞬态质量和能量释放。分析应考虑由于流体含汽量某些重要转变或受流体装量影响会导致滞后发生峰值释放率的可能性。4.3.3.7结果
应以表格形式记录产生的数据。表格应包括时间、破口单位面积质量流量、破口流体比恰和破口能量释放率。破口节点流体压力和密度是可选的。压力和密度在计算管道破裂推力时是有用的。表格数据应有足够的时间点，以便在快变化期间能准确地反映出参数的状态。应表示出最大和最小质量和能量的释放率及其持续时间。在准稳态情况下，采用较少的时间点是可接受的。4.3.4短期能量和质量释放的示例需进行质量和能量释放分析的例子见附录A。4.4长期释放
4.4.1系统审查
应熟悉要分析的系统，包括：管道、阀门、泵和热交换器等：与功率水平有函数关系的热工-水力条件：运行方式或与功率水平有函数关系的系统排布情况：热源：可用的流体装量和保护动作信号以及系统隔离或开始运行的延迟时间。可从系统描述、电厂模型和图纸来得到这些信息。4.4.2手算
计算长期释放可使用手算，并可用4.3.2给出的临界流关系式和喷放系数。如果流体初始时处在饱和状态，那么为确定喷放流率必须维持初始压力和恰值。应假设这些条件，直到丧失足够的流体装量以致不再存在饱和条件为止。如果破口上游（如容器）的流体状态与破口处的饱和状态不同，则初始流体装量排空后喷放流率取决于初始上游流体状态。除了传热会导致更严重的条5
NB/T20403-2017RK
件以外，应通过破口发生前的压力和烩值来确定临界流率和烩值。在这种情况下，应考虑传热以确定一个能得到更大能量释放率的修正的流体工况。在流体过冷的情况下，可假设在破口产生后，流体立即会达到饱和液体状态。可用相应于初始流体温度的饱和压力计算流率。应用公式（1）来确定破口质量流率。长期释放流率取决于系统上游的几何形状以及流体状态。为避免过高估计喷放阶段后期的释放，可取的方法是对上游系统的几何形状进行审查，查出可能存在的处于小于破口流率的流率值时可能达到临界的约束点。在约束点上的临界流率取决于约束点上游流体的状态。这个降低的流率可用作初始喷放后的释放率。
当可表明能通过破口的流体装量已排空时，质量和能量的释放应终止。终止可由保护动作信号和阀门关闭引起的系统隔离实现。
4.4.3计算机分析
利用计算机分析提供了确定系统降压和相关的较低破口质量流率的手段。也可以进行设备中压力或水位的跟踪。设备异常压力或水位能触发保护动作信号以隔离系统或缓解喷放影响。4.4.3.1能量源
用计算机确定长期质量和能量释放信息取决于能量源项。分析应包括破口和隔离阀之间管道中的装量及对此有作用的任何容器装量。在确定能量源项时，应考虑容器与破口可能的隔离。还应包括会增加对隔间能量释放的在阀门、容器、管道等中所含的能量。4.4.3.2初始条件
应按照4.3.3.4确定初始条件。
4.4.3.3系统响应
在确定长期质量和能量释放中，应考虑系统对管道破裂的响应。除了终止瞬态所要求的操纵员动作外，还应包括自动的系统响应。系统响应延迟应包括下列内容E）阀门关闭时间
b)电气线路延退：
c）信号延迟：
d)操纵员动作的延迟。
4.4.3.4系统模型
应按照4.3.3进行系统建模。
5压力和温度瞬态分析的准则
5.1概述
对于核电厂隔间压力与温度瞬态分析，应考虑三类评价：a）隔间升压分析
b）环境压力和温度响应分析：
c）非对称压力载荷分析。
NB/T20403--2017RK
这三类评价中的每一个都是分开确定的，以重点突出分析的最终用途。进行隔间升压分析是为了确定构筑物上的压力载荷。进行环境压力和温度响应分析是为了确定机械与电气设备鉴定的压力和温度条件。进行非对称压力载荷分析是为了确定在特定设备或构筑物上压力载荷的分布（在第6章中阐述）。除了其最终用途通常与设备、支承和构筑物设计有关外，它与隔间升压分析是相似的。从建模观点出发，a）和c）两项分开进行以强调后面分析的准确性。5.4.1描述了对三种评价同样适用的范围。仅适用于一或两种评价的范围，在特别提及这些分析的章条里讨论。应用分析方法来研究机组对高能和中能管道破裂的环境压力和温度响应。通常，在某些分析阶段中，分析方法使用计算机程序。需要时，在适当的条款中指出对特定使用认为不可采纳的方法。在这些分析中也应考虑单一故障。5.2电厂配置
在进行分析中，应对电厂配置进行审查，以熟悉所考虑的区域。这应包括确定在假想管道破裂后电厂系统功能事件的顺序和电厂几何配置。应对相应的电厂文件和总体布置图进行审查，以取得进行如5.3.1和5.4.4所描述的隔间节点划分所依据的电厂几何条件的全貌。可用的确定电厂配置的导则和资料参见附录B。
几何配置的审查应包括识别所有影响分析的如下电厂部件：a）采暖通风和空调系统；
b）爆破膜、堵塞物、格栅和门。应非常仔细地考虑由于压力引起的流道堵塞和流道几何形状变化。5.3隔间升压分析
准确地确定作用到机组构筑物两侧压差的分析定义为隔间升压分析。这个分析通常需要使用计算机程序。
5.3.1节点划分
选择隔间节点划分方案不应使节点内有明显的压力梯度，即应当通过敏感性研究证实节点划分的方案，敏感性研究包括增加节点的数目直至计算的峰值压力收敛到小量的改变为止。同时需要包括对压力的空间变化的考虑，如隔间内周向、轴向、和径向的压力变化，用以计算作用于部件上的瞬态力和力矩。应通过在每个对由于破口产生的流型和压力有重要影响的几何不连续点上定义节点边界来实现节点划分。节点划分应考虑由于长流道流体惯性或摩擦损失而产生的压力梯度。还应对节点划分进行校核，以确保在输送期间流速不超过声速。应根据预期的流动方向来划分节点。这些准则会导致在隔间里要求进行多节点分析。
5.3.2惯量
用于这类分析的多数计算机程序中需要的几何惯量需从几何中心到邻近容积的几何中心来计算。惯量I定义如下：
式中：
L邻近节点或容积中心间的距离：A—垂直于流动方向的容积横截面积A
对面积有重大变化的流道应分段得出累加的惯量增量。(2)
NB/T204032017RK
5.3.3初始条件
隔间升压分析，应从所有正常运行工况中选取可以保守地确定隔间中产生压差的一组条件作为初始大气条件。一个可接受的模型要假设空气处在最大允许温度、最小绝对压力和相对湿度为零。如果假设的初始气体条件与此不同，则应当证明所选的值是合理的。5.3.4排气道的阻力系数
阻力系数输入值的计算应包括所有类型损失的影响，包括摩擦损失、转向、收缩或膨胀和障碍物周围的流动损失。对其损失由几种损失（例如转向加胀）组合而成的排气道，除非已有组合阻力系数的特定方程或经验关系式可用，可将每种类型的损失相加构成总的损失。当用这种方法组合阻力系数时，所用的面积基准应与流道面积一致。计算阻力系数的附加导则参见附录C。5.3.5非能动和能动部件及系统
在分析中应考所有非能动和能动部件及系统的影响，包括特定系统和动态排气道建模的影响。附录B提供了具体系统影响的指导，附录D提供了动态排气道建模的指导。5.3.6临界流动（阻塞流）关系式选用的临界流动关系式对可用的试验数据应是保守的。建议使用的临界流动关系式是均匀平衡模型。
5.3.7传热影响
对隔间升压分析通常可忽略传热影响。5.3.8时间步长长短
时间步长长短在很大程度上取决于质量和能量释放率、几何条件、节点划分方案和其他因素。有关时间步长长短的导则见附录B。
5.3.9终止时间准则
在分析中，确定的分析终止时间应超过所研究的每个主要构筑物边界上出现最大压差的时间。这通常发生在喷放开始和在输入喷放能量释放率峰值后某一时刻之间，但特别情况除外。5.3.10夹带
在分成节点的隔间模型中通过所有流道的排气流性能应基于热平衡下的均匀混合物，除非通过试验数据证明其他假设是合理的，否则应假设100%水被夹带进入相邻隔间。5.3.11敏感性研究
应按照要求对节点划分、时间步长和其他参数进行敏感性研究以确保其分析结果的有效性。进行敏感性研究的考虑在附录B中提供。5.3.12质量和能量释放率
应按照第4章规定计算质量和能量释放率。5.3.13压差评价
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压水堆核电广隔间压力与温度瞬态分析Subcompartment pressure and temperature transient analysisin pressurized water reactors2017-02-10发布
国家能源局
国家核安全局
2017-07-01实施
2规范性引用文件
3术语和定义
4确定质量和能量释放源项的准则5压力和温度瞬态分析的准则
6非对称压力分析准则
7没水位评价准则
附录A（资料性附录）
附录B（资料性附录）
附录C（资料性附录）
附录D（资料性附录）
附录E（资料性附录）
参考文献
短期质量和能量释放，
压力和温度瞬态分析的建议
排气道阻力系数计算，
动态排气道建模，
隔间压差计算
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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。本标准起草单位：上海核工程研究设计院。本标准主要起草人：杨萍、王国栋、韦胜杰本标准2016年5月19日，经国家核安全局审查认可。II
1范围
压水堆核电广隔间压力与温度瞬态分析NB/Y20403—2017RK
本标准规定了压水堆核电厂安全壳内和安全壳外由高能或中能管道破裂或其他事件引起的短期和长期的隔间内压力与温度瞬态与淹没影响分析所必需的方法与准则。本标准适用于压水堆核电厂安全壳内和安全壳外隔间及设备支承的设计审查，并可为确定设备鉴定环境条件提供参考。
本标准不考虑由于管道破裂引起的喷射力及有关作用，也不包括管道支架设计及破口位置确定。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/T20402一2017RK压水堆安全重要流体系统单一故障准则EJ/T335轻水堆核电厂假想管道破损事故防护设计准则3术语和定义
下列术语和定义适用于本文件。3.1
能动故障activefailure
除了非能动故障外，一经要求便依靠机械动作来完成其预期核安全功能的设备的失效。示例：动力驱动阀或止回阀不能动作至其正确位置，或泵、风机、柴油发电机不能启动。注：除非采取特殊设计措施或动作限制措施（例如“闭锁”电动阀的断路器）以防止误动作，否则应将由于其驱动或控制系统发生故障而引起的能动设备误动作看作是能动故障，无意地使动力驱动阀通电以致打开或关闭是误动作的例子。
临界（次临界）流critical(subcriticalflow流体速度等于（小于）局部流体状态条件下流体中声速的一种流体流动状态。3.3
均匀平衡模型homogeneousequilibriummodel基于混合物各相流速相等、均匀混合（相和组分）、各相和组分处于热平衡及等炳流动假设的一种临界流计算公式模型。
惯性效应inertialeffect
在隔间压力和温度瞬态分析中，由动量方程中的流体加速项引起的压力瞬态特性。1
NB/T20403--2017RK
长期longterm
为确定建立设备暴露环境的压力和温度时间历程而需考虑的时间。3.6
节点容积aodevolume
在压力和温度计算分析中假设的几何分区容积。3.7
非能动故障passivefailure
工艺流道堵塞或保持其结构完整性或稳定性的设备故障，以致其不能按要求提供预期的核安全功能。
短期shortterm
为被研究参数达到其峰值再达到准稳态所需要的时间。注：在大多数隔间分析中，此时间范围可从几毫秒到几十秒，通常用于为隔间结构设计所进行的支持性分析中。3.9
破前漏leak-before-break,LBB
管道裂纹在正常运行、预计瞬态和安全停堆工况载荷的作用下发展到导致失效的尺寸之前已产生可探测到的泄漏。
注：对于满足LBB评价准则的管道，其突然灾难性失效是不可能的。4确定质量和能量释放源项的准则4.1概述
假想管道破裂后，隔间中产生的压力和温度瞬态在很大程度上取决于管道破口质量和能最的释放率，随着释放率的增加，随后的环境状况变得越来越严重。除了淹没分析外，应采用会产生教大能量释放率的电厂运行方式。对于淹没分析，应采用会导致最大质量释放的运行方式。本章提出了用于确定喷放速率的方法。
质量和能量释放计算可归纳为两类：短期和长期。短期：与作用在构筑物和设备上压差引起的推力有关。推力在管子破裂不久就达到量大值，典型的是在1s之内，然后随着压力逐渐与环境压力趋于一致而减少。长期：与通常经过较长时间才会达到最大值的淹没、环境压力、温度和湿度情况有关。本标准不规定安全壳内分析用的长期质量和能量释放计算方法。4.2通用准则
应按照NB/T20402一2017RK考虑单一故障准则在安全重要流体系统中的应用。如在第5章、第6章、第7章的响应计算中假设了更严重的单一能动故障，则不需考虑关系到释放率的单一能动故障。管道破口特性应按照EJ/T335通过其位置、类型、面积和开裂时间来确定。涉及到LBB准则应用的内容，管道破裂动力效应、隔间升压瞬态效应和水淹效应等，应按照国家核安全局具体监管要求执行。4.3短期释放
4.3.1系统审查
NB/T20403-—2017RK
作为进行分析的第一步，分析人员应熟悉所考虑的流体系统，由此决定分析中系统的取舍。应考虑设备，如节流装置、阀门、泵和热交换器的位置、功能和特性对流率的影响。在开发获得保守释放率的模型中应考虑与功率水平相关的系统运行方式和流体条件。4.3.2手算
假设系统初始条件保持恒定的手算是可接受的。尽管如此，应包括破裂后导致较高释放的流体条件，例如存在流体压力和密度变化导致较大喷放速率的情况。质量和能量释放计算应反映这一点。在假定的破口几何尺寸与流体状态的条件下，应采用临界流关系式预计的上限流量计算破口质量流量。对两相和饱和蒸汽工况可采用莫迪（Moody）关系式；对单相蒸汽工况可采用均匀平衡模型；在过冷或饱和液体工况下可采用亨利-福斯克（Henry-Fauske）关系式。其他能给出等于或大于上述单位面积质量流量的关系式是可以接受的。从喷放系数、破口面积和单位面积临界质量流量的乘积可获得喷放流率。单位面积临界质量流量是通过临界流量关系式计算而得的单位面积流率。除非通过试验数据认为更小的喷放系数是合理的。否则应采用喷放系数值为1。试验条件（流体状态和流动几何形状）应适用于所假设的破口条件。还应考虑尺度比例效应。不得使用小于0.6的喷放系数。应用公式（1）确定破口流率：
式中：
W-质量流量；
Cp喷放系数：
A破口面积：
G-单位面积临界质量流量。
能量释放考虑中破口液体焰值应等于破裂管道中流体的滞止焰值当为取得喷放速率选择流体状态时，应考虑电厂正常运行方式的范围。4.3.3计算机分析
用计算机程序来确定质量和能量释放时对系统应进行详细的分析，以免忽略重要的影响。4.3.3.1系统模型的范围
应确定模型所包括的系统，需要考虑哪些系统应基于该系统的流体装量对整个系统流体装量的影响程度。对于有大管径管道和大容积设备的系统，可以忽略系统中一些小管径支路管线，但若假想破口管道是小管径时，则应考虑该管道。其他小管径管道是否需要考虑，需要根据其相对容积和与破口位置的接近程度来定。
对有容器的系统，通常须建立从流体容器到破口位置之间的管道的详细模型，该容器可以是提供流体源的容器、系统或设备。可以建立考虑了所有装量的粗略模型，且当某容器的装量足够大时，可以忽略接到该容器的其他管路系统的装量。对没有容器的系统，存在不易识别流体容器的情况，如由于阀门隔离形成的小容积设备、有较多分支管线的管道等，在这些情况下没有必要开发可以详细模拟所有管道的模型，此时可以只针对破裂管道的某一长度建立详细模型，而对其余部分可集中处理为单一的或等效的节点。4.3.3.2模型开发要求的信息
程序输入模型的建立应考虑下列信息（其他功能也可能是重要的，应在需要时予以考虑）：3
NB/T20403—2017RKbzxZ.net
a）管道长度：
b）管道内径：
c）摩擦因子：
d)管道形状阻力系数，见附录C；e）设备内部流体容积；
)设备内部流道长度和面积：
g）设备形状阻力系数；
h）泵特性：
i）与功率水平有函数关系的流体热力工况：j）孔板面积：
k）文丘里管面积：
I）阀门位置和类型：
m)作为时间函数的阀位（全开、部分开或关闭）。4.3.3.3流体系统模型
4.3.3.3.1计算机程序
可以用获得许可的数字计算机程序来获取质量和能量释放率。这些程序用来计算例如管道破裂事件后流体系统中的热工-水力响应。流体系统划分成控制体（或节点）以及连接控制体的接管（流动通道）。在这种方法中，在节点上求解质量和能量守恒方程，在流动通道上求解一维动量方程，并由此得出系统工况的时间历程。
4.3.3.3.2节点划分
在建立流体系统模型时，要作的重要决定是怎样将系统划分成离散的控制体。模型对质量和能量释放率影响很大。除非表明对相似问题的建模经验是可用的，否则应进行节点划分敏感性研究。首先通过选择初始节点划分方案来进行这个研究。在由所使用的程序规定的限制条件下，控制容积的尺寸在整个系统中可以是不同的。尽管如此，在管径不变的一段管道中，应使用统一尺寸的控制容积。模型选定后，按计算机程序规定准备输入参数，执行这个计算，并记录释放率。建议采用的第二个建模方案是新的控制容积要比第一个模型的更小。新容积尺寸可选为先前的一半。将从第二个模型里得到的质量和能量释放与先前的进行比较。如果两种情况的结果是吻合的，则表明第一个模型选择的节点是合适的。从两个模型所得的结果如果不能吻合，应用第三个有更精细节点划分的模型来进行评价。同前一样，需对两个释放率进行比较，查看第二和第三个节点划分方案的结果是否吻合。这个过程应继续到从两个模型得出的释放率收敛到一个可以接受的程度为止。释放率对破口和远距离流体容器之间的管道节点划分是最敏感的。在进行敏感性研究时远距离容器的详细模拟并不重要，故不需要改变节点划分。尽管如此，如果容器靠近破口，尤其当容器是含有稍微弯曲的流体流动通道的复杂设备或系统时，节点划分研究还应考虑容器模型。4.3.3.3.3时间步长
计算机程序用户手册应提供时间步长选择的指导。可能设有自动时间步长选择，但这种选择要满足可接受的数学求解准则。
在程序输入数据规定了时间步长的情况下，应用下列步骤来确定可接受的时间增量。对每个节点模型，计算机逐一取较短的时间步长运行以找出能求出给定节点模型收敛解的步长。随着节点尺寸的减小，4
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要求更短的时间步长。对4.3.3.3.2所讨论的节点划分研究，每个节点模型可能要求对时间步长进行敏感性研究。
4.3.3.4初始条件
应对正常运行限值之内的初始条件进行审查，以确定哪一组条件将导致最大的释放率。破口流量取决于流体压力和值。应选择会产生最大释放的初始条件。在给定运行工况下，流体压力可在某允许范围内变化。在分析中应采用最高压力。应考虑所有正常运行系统的排布情况，例如，因为其他管道可以排布为提供流体装量和能量的附加来源，所以阀门可全开或全关或部分开启。4.3.3.5临界流模型
选择的临界流模型应保守地预计所在系统现在流体工况下的质量释放率。单位面积临界质量流量取决于流动几何条件和流体状态。对两相和饱和蒸汽工况可采用莫迪模型，单相蒸汽工况可采用均匀平衡模型，过冷或饱和液体工况可采用享利-福斯克模型。应采用临界流喷放系数等于1。除非试验数据表明有理由取更低的值。试验条件（流体状态和流动几何形状）应适用于破口条件。还应考虑尺度比例效应。不得采用小于0.6的喷放系数。
4.3.3.6喷放分析的持续时间
应在超过能量释放率达到峰值时刻的这段时间内确定瞬态质量和能量释放。分析应考虑由于流体含汽量某些重要转变或受流体装量影响会导致滞后发生峰值释放率的可能性。4.3.3.7结果
应以表格形式记录产生的数据。表格应包括时间、破口单位面积质量流量、破口流体比恰和破口能量释放率。破口节点流体压力和密度是可选的。压力和密度在计算管道破裂推力时是有用的。表格数据应有足够的时间点，以便在快变化期间能准确地反映出参数的状态。应表示出最大和最小质量和能量的释放率及其持续时间。在准稳态情况下，采用较少的时间点是可接受的。4.3.4短期能量和质量释放的示例需进行质量和能量释放分析的例子见附录A。4.4长期释放
4.4.1系统审查
应熟悉要分析的系统，包括：管道、阀门、泵和热交换器等：与功率水平有函数关系的热工-水力条件：运行方式或与功率水平有函数关系的系统排布情况：热源：可用的流体装量和保护动作信号以及系统隔离或开始运行的延迟时间。可从系统描述、电厂模型和图纸来得到这些信息。4.4.2手算
计算长期释放可使用手算，并可用4.3.2给出的临界流关系式和喷放系数。如果流体初始时处在饱和状态，那么为确定喷放流率必须维持初始压力和恰值。应假设这些条件，直到丧失足够的流体装量以致不再存在饱和条件为止。如果破口上游（如容器）的流体状态与破口处的饱和状态不同，则初始流体装量排空后喷放流率取决于初始上游流体状态。除了传热会导致更严重的条5
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件以外，应通过破口发生前的压力和烩值来确定临界流率和烩值。在这种情况下，应考虑传热以确定一个能得到更大能量释放率的修正的流体工况。在流体过冷的情况下，可假设在破口产生后，流体立即会达到饱和液体状态。可用相应于初始流体温度的饱和压力计算流率。应用公式（1）来确定破口质量流率。长期释放流率取决于系统上游的几何形状以及流体状态。为避免过高估计喷放阶段后期的释放，可取的方法是对上游系统的几何形状进行审查，查出可能存在的处于小于破口流率的流率值时可能达到临界的约束点。在约束点上的临界流率取决于约束点上游流体的状态。这个降低的流率可用作初始喷放后的释放率。
当可表明能通过破口的流体装量已排空时，质量和能量的释放应终止。终止可由保护动作信号和阀门关闭引起的系统隔离实现。
4.4.3计算机分析
利用计算机分析提供了确定系统降压和相关的较低破口质量流率的手段。也可以进行设备中压力或水位的跟踪。设备异常压力或水位能触发保护动作信号以隔离系统或缓解喷放影响。4.4.3.1能量源
用计算机确定长期质量和能量释放信息取决于能量源项。分析应包括破口和隔离阀之间管道中的装量及对此有作用的任何容器装量。在确定能量源项时，应考虑容器与破口可能的隔离。还应包括会增加对隔间能量释放的在阀门、容器、管道等中所含的能量。4.4.3.2初始条件
应按照4.3.3.4确定初始条件。
4.4.3.3系统响应
在确定长期质量和能量释放中，应考虑系统对管道破裂的响应。除了终止瞬态所要求的操纵员动作外，还应包括自动的系统响应。系统响应延迟应包括下列内容E）阀门关闭时间
b)电气线路延退：
c）信号延迟：
d)操纵员动作的延迟。
4.4.3.4系统模型
应按照4.3.3进行系统建模。
5压力和温度瞬态分析的准则
5.1概述
对于核电厂隔间压力与温度瞬态分析，应考虑三类评价：a）隔间升压分析
b）环境压力和温度响应分析：
c）非对称压力载荷分析。
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这三类评价中的每一个都是分开确定的，以重点突出分析的最终用途。进行隔间升压分析是为了确定构筑物上的压力载荷。进行环境压力和温度响应分析是为了确定机械与电气设备鉴定的压力和温度条件。进行非对称压力载荷分析是为了确定在特定设备或构筑物上压力载荷的分布（在第6章中阐述）。除了其最终用途通常与设备、支承和构筑物设计有关外，它与隔间升压分析是相似的。从建模观点出发，a）和c）两项分开进行以强调后面分析的准确性。5.4.1描述了对三种评价同样适用的范围。仅适用于一或两种评价的范围，在特别提及这些分析的章条里讨论。应用分析方法来研究机组对高能和中能管道破裂的环境压力和温度响应。通常，在某些分析阶段中，分析方法使用计算机程序。需要时，在适当的条款中指出对特定使用认为不可采纳的方法。在这些分析中也应考虑单一故障。5.2电厂配置
在进行分析中，应对电厂配置进行审查，以熟悉所考虑的区域。这应包括确定在假想管道破裂后电厂系统功能事件的顺序和电厂几何配置。应对相应的电厂文件和总体布置图进行审查，以取得进行如5.3.1和5.4.4所描述的隔间节点划分所依据的电厂几何条件的全貌。可用的确定电厂配置的导则和资料参见附录B。
几何配置的审查应包括识别所有影响分析的如下电厂部件：a）采暖通风和空调系统；
b）爆破膜、堵塞物、格栅和门。应非常仔细地考虑由于压力引起的流道堵塞和流道几何形状变化。5.3隔间升压分析
准确地确定作用到机组构筑物两侧压差的分析定义为隔间升压分析。这个分析通常需要使用计算机程序。
5.3.1节点划分
选择隔间节点划分方案不应使节点内有明显的压力梯度，即应当通过敏感性研究证实节点划分的方案，敏感性研究包括增加节点的数目直至计算的峰值压力收敛到小量的改变为止。同时需要包括对压力的空间变化的考虑，如隔间内周向、轴向、和径向的压力变化，用以计算作用于部件上的瞬态力和力矩。应通过在每个对由于破口产生的流型和压力有重要影响的几何不连续点上定义节点边界来实现节点划分。节点划分应考虑由于长流道流体惯性或摩擦损失而产生的压力梯度。还应对节点划分进行校核，以确保在输送期间流速不超过声速。应根据预期的流动方向来划分节点。这些准则会导致在隔间里要求进行多节点分析。
5.3.2惯量
用于这类分析的多数计算机程序中需要的几何惯量需从几何中心到邻近容积的几何中心来计算。惯量I定义如下：
式中：
L邻近节点或容积中心间的距离：A—垂直于流动方向的容积横截面积A
对面积有重大变化的流道应分段得出累加的惯量增量。(2)
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5.3.3初始条件
隔间升压分析，应从所有正常运行工况中选取可以保守地确定隔间中产生压差的一组条件作为初始大气条件。一个可接受的模型要假设空气处在最大允许温度、最小绝对压力和相对湿度为零。如果假设的初始气体条件与此不同，则应当证明所选的值是合理的。5.3.4排气道的阻力系数
阻力系数输入值的计算应包括所有类型损失的影响，包括摩擦损失、转向、收缩或膨胀和障碍物周围的流动损失。对其损失由几种损失（例如转向加胀）组合而成的排气道，除非已有组合阻力系数的特定方程或经验关系式可用，可将每种类型的损失相加构成总的损失。当用这种方法组合阻力系数时，所用的面积基准应与流道面积一致。计算阻力系数的附加导则参见附录C。5.3.5非能动和能动部件及系统
在分析中应考所有非能动和能动部件及系统的影响，包括特定系统和动态排气道建模的影响。附录B提供了具体系统影响的指导，附录D提供了动态排气道建模的指导。5.3.6临界流动（阻塞流）关系式选用的临界流动关系式对可用的试验数据应是保守的。建议使用的临界流动关系式是均匀平衡模型。
5.3.7传热影响
对隔间升压分析通常可忽略传热影响。5.3.8时间步长长短
时间步长长短在很大程度上取决于质量和能量释放率、几何条件、节点划分方案和其他因素。有关时间步长长短的导则见附录B。
5.3.9终止时间准则
在分析中，确定的分析终止时间应超过所研究的每个主要构筑物边界上出现最大压差的时间。这通常发生在喷放开始和在输入喷放能量释放率峰值后某一时刻之间，但特别情况除外。5.3.10夹带
在分成节点的隔间模型中通过所有流道的排气流性能应基于热平衡下的均匀混合物，除非通过试验数据证明其他假设是合理的，否则应假设100%水被夹带进入相邻隔间。5.3.11敏感性研究
应按照要求对节点划分、时间步长和其他参数进行敏感性研究以确保其分析结果的有效性。进行敏感性研究的考虑在附录B中提供。5.3.12质量和能量释放率
应按照第4章规定计算质量和能量释放率。5.3.13压差评价
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