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ICS 27. 120. 20F 65备案号:35980--2012NB中华人民共和国能源行业标准NB/T 20057. 2--2012代替EJ/T 319—1992压水堆核电广反应堆系统设计堆芯第2部分:热工水力设计准则Pressurized water reactor nuclear power plants reactor system design--CorePart 2: Thermal hydraulic design criteria2012 - 01 - 06 发布2012-04- 06 实施发布国家能源局
NB/T 20057. 2—2012前言《压水堆核电厂反应堆系统设计》分为四个部分:压水堆核电厂反应堆系统设计堆芯第1部分:核设计;压水堆核电厂反应堆系统设计堆芯第2部分:热工水力设计;压水堆核电广反应堆系统设计堆芯第3部分:燃料组件;压水堆核电厂反应堆系统设计堆芯第4部分:燃料相关组件。本部分为《压水堆核电厂反应堆系统设计》的第2部分。本部分按照GB/T1.1一2009给出的规则起草。本部分代替EJ/T319—1992《压水堆核电厂反应堆热工水力设计准则》,与EJ/T 319—1992相比,主要技术变化如下:依据GB/T1.1一2009进行结构和文字描述方面的修改;修改原先描述不确切的地方;根据国内核电设计经验、AP1000和EPR相应安全分析报告对已不适用的条文进行修改;增加相关术语的定义。本部分由能源行业核电标准化技术委员会提出。本部分由核工业标准化研究所归口。本部分起草单位:中国核动力研究设计院。本部分主要起草人:张虹、刘昌文、任春明、刘余。EJ/T319于1992年首次发布。
NB/T 20057. 2--2012压水堆核电厂反应堆系统设计 堆芯第2部分:热工水力设计1范围本部分规定了压水堆核电厂反应堆热工水力设计总的原则、堆芯热工水力设计基准和确定热工水力参数设计限值的原则。本部分适用于压水堆核电厂反应堆热工水力设计,也可作为其他用途的压水堆热工水力设计参考。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 4960核科学技术术语NB/T20035—2011压水堆核电厂工况分类NB/T20103—-2012压水堆核电厂事故分析安全判据3术语及定义GB/T4960和NB/T20035--2011界定的以及下列术语和定义适用于本文件。3. 1最佳估算流量best estimate flow电厂实际运行条件下最可能的流量。它不考虑系统流动阻力或泵扬程的不确定性,是基于对反应堆压力容器、蒸汽发生器和管道的流动阻力的最佳估算,以及基于对反应堆冷却剂泵扬程和流量的最佳估算来确定的。3. 2热工设计流量thermal design flow用于反应堆堆芯热工性能、蒸汽发生器热工性能以及用于电厂主要参数设计的保守的小流量。3.3机械设计流量mechanical design flow用于反应堆压力容器内的堆内构件和燃料组件等机械设计的保守的大流量。4 总的设计原则4.1反应堆热工水力设计的总目标,是为反应堆提供与堆芯产生热量能力相匹配的传热能力,并为二回路系统提供合理的一回路系统压力、温度等热工参数,在保证限制放射性产物释放的三道屏障满足各类工况的安全要求前提下,使核电厂具有良好经济性。1
NB/T 20057.2—20124.2在工况I和工况II下,设计应保证堆芯燃料棒不产生传热破损,对可能出现的随机破损,亦应控制在净化系统的能力范围之内。因此设计应保证,工况I下的运行参数与它们的保护定值之间,留有足够的安全裕量;在工况I下,最多仅出现保护性停堆,而且在采取校正措施之后,能够较快地恢复运行。4.3在工况II下,堆芯燃料棒有可能出现少量破损,使反应堆不能较快恢复,甚至长时间内不能恢复运行。但设计仍应保证工况I下的堆芯热工水力参数满足NB/T20103--2012规定要求,并应保证反应堆能安全停堆和顺利排出堆芯余热。4.4在工况IV下,堆芯可能有较多的燃料棒发生破损,但设计仍应保证工况IV下的燃料棒有关参数满足NB/T20103一2012规定要求。而且应确保在工况IV下反应堆能安全停堆,并维持在次临界状态;确保堆芯有可冷却几何条件,并顺利排出堆芯余热。5 设计基准5.1偏离泡核沸腾设计基准5.1.1在工况I和工况II下,堆芯极限燃料棒应在95%的置信度下至少有95%的概率不发生偏离泡核沸腾(DNB)。5.1.2设计应保证在考虑了各种不确定因素所需裕量后,工况1和工况I下堆芯极限燃料棒最小偏离泡核沸腾比(DNBR)大于或等于所采用的DNB关系式对应的安全限值。5.1.3计算DN
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