EJ T 758-1993 压水核电厂反应堆弹棒事故分析准则.pdf

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1、E.J 中华人E是共租国核行业标？EJ/T 758-93 压水堆核电厂反应堆弹w事故分析准酣199萨饼14发布1993-1伽01实施中国核工业总公司发布中华人民共和国核行业标准压水堆核电厂反应堆弹憾事故分析准则1 主题内容与适用范围EJ/T 758-93 本标准规定了压水堆核电厂反应堆控制棒弹棒事故分析应遵循的准则、可接受的分析方法和假设。本标准适用于二氧化铀为燃料的压水堆核电厂控制棒弹棒事故分析。2引用标准GB 6249 核电厂环境辐射防护规定EJ 511 腆131内照射剂量估算及评价方法HAF 0103 核电厂厂址选择的大气弥散问题3分析准则3.1 反应堆冷却剂系统压力边界完整性准则事故过

2、程中反应堆冷却剂峰值压力所产生的应力，应小于反应堆冷却剂系统压力边界设计应力限值。通常规定反应堆冷却剂峰值压力小于设计压力的1.1倍。3.2燃料贮能限制沿燃料棒任何一点上，反应性骤增所引起的燃料径向平均比焰值，对新燃料组件，不得大于o.942 106 J/kg；辐照过燃料组件，不得大于0.837106JI峙。3.3 厂外辐射后果限制弹棒事故的辐射后果应当低于GB6249中第4.3条规定。4分析方法对于压水堆弹棒事故分析中可接受的假设和方法，其堆芯物理和热工水力分析见附录A（补充件h放射性假定见附录B（参考件）。5应考虑的初始反应堆状态和前题条件5.1 初始反应堆状态5. 1. 1 要考虑各种初

3、始工况，其中必须包括在反应堆燃料循环的寿期初和寿期末的零功率工况和满功率工况。中国核工业总公司1993-04-14批准1993-10-01实施EJ/T 758-93 s. I. 2 各种初始工况下的有关参数，应选择在其不确定性范围内，有利于考察破坏燃料完整性的最大值或最小值。s.2 前题条件弹棒事故分析应具有以下前题条件假设反应性控制系统在事故发生时，除弹出的一束控制棒外，仍能适时地限制反应性引入速率和引入量，以保证假设反应性事故的效应既不会对反应堆冷却剂压力边界造成大于限定的局部塑形变形的损坏，也不会对堆芯及其支承构件或反应堆压力容器内部其他构件产生严重扰动而削弱冷却堆芯能力。2 EJ/T

4、758-93 附录A可接受的物理和热工水力分析方法和假设（补充件在评定反应堆系统弹棒事故的物理和热工水力性能时，应采用下述的几个假定。Al 控制棒价值应根据可能的初始状态和控制棒分布形式（包括布置形式和不同棒位，找出作为弹棒事故可能引入的最大棒价值。在计算棒价值时应考虑中子截面计算中各种参数不确定性和由于缸振荡（如存在的话引起功率不对称的影响。如在物理启动试验中发现所计算的棒价值不是保守的，应重新分析该事故。A2 弹棒引起的反应性引入率应根据微分控制棒价值曲线和计算的瞬态棒位随时间变化曲线来确定。如果不能获得棒的微分价值曲线，考虑到棒通过堆芯活性段时反应性增加的非线性，应保夺计算反应性引入率。

5、弹棒速率是假设没有压力屏障的限制下，根据最大压力差、控制棒与驱动杆的重量和横截面积来计算。A3有效缓发中子份额民和瞬发中子寿命o）应根据由微扰理论得到的定义来计算。计算中应使用由试验得到的缓发中子数据，并应对各种裂变材料的裂变份额进行平均。在事故对民II十分敏感的情况下（弹棒价值二.11），应使用给定的反应堆状态的最小岛f计算值。对较小扰动瞬态过程，不仅在初始功率随队II的减少而增加时要考虑使用保守值，而且在停堆后功率下降时也使用保守值。瞬发中子寿命的确定，应采用类似的保守考虑。A4在分析中应保守地选用对瞬态有影响的反应堆冷却jffJ初始压力、反应堆入口温度和流量如果为正慢化剂系数，压力和温度

6、对于被引入的反应性影响是显著的。AS应根据所研究的瞬态现象，保守地选择诸如燃料包壳间隙传热系数和燃料的导热率等燃料热力学参数。对于零或正慢化剂系数（一般在寿期初，高传热参数将减少多普勒反馈和增加正慢化剂反馈效应，从而增加反应性瞬态的严重程度。对于负慢化剂系数，当一定的热量在慢化剂中比在燃料中产生更大反馈时，高传热参数能使瞬态程度降低。在可能产生压力脉冲时，高的慢化剂加热速率在慢化剂通道中能造成很大的压力梯度。在计算功率激增情况下的最热燃料芯块的平均比惜时，应选用低的传热参数。A6 在计算燃料贮能（烙）时，U02比热容是一个确定性参数。选用该值时，除非由试验确定，否则应选用熟知的通用数值。另外，

7、还应考虑燃耗对比热容的影响。A7 考虑到气泡、反应堆冷却剂压力和温度的变化，应使用通用的迁移和扩散理论程序计算在各种假设的燃料和慢化剂条件下的慢化剂反应性系数。如果不进行三维时空动力学计算，考虑到在少维下这些系数在空间上的价值，由这些系数引起的反应性反馈应该作保守的加权。如果在慢化剂中使用跚酸进行补偿，则应假定棚的浓度为相应反应堆初始状态时的最高浓度。AS 多普勒系数应根据有效共振积分来计算，且应包括燃料芯块的自屏修正。多普勒反应性系数的计算应以实验结果为基础，并与之作保守的比较。因为多普勒系数反映了作为燃料温度函数的反应性变化，对不同功率水平下预计燃料温度的不确定性，应保3 EJ/T 758

8、-93 守地采用多普勒系数值进行处理。如不进行三维时空动力学计算，则应计算轴向和径向上空间加权的堆芯平均温升的反应性效应。A9 在紧急停堆时，控制棒引入的反应性随时间的变化，可通过微分棒价值曲线和棒速曲线（由紧急停堆插入时间最大设计限值而得到获得。如果棒价值曲线（反应性随棒插入深度变化不是根据X,Y,Z,t或Y,Z,t的“真实”计算获得，则应表明近似计算的保守程度。在计算有效紧急停堆反应性时，应考虑在零功率和满功率时插入深度的差别。AlO 反应堆停堆滞后时间，即被探测参数如压力或中子通量密度）达到需要保护动作与反应性引入开始的时间间隔，应以下述的最大数值为基础a. 仪表系统产生信号所需的时间F

9、b. 紧急停堆断路开关开启所需的时间zc. 线圈释放棒所需的时间；d. 如控制棒端部在堆芯反射层交界面以上，紧急停堆棒插入所需的时间。All 计算瞬态用的计算机程序应是物理和热工水力桐合的模型，它具有如下能力a. 包括所有主要的反应性反馈机制Fb. 至少六组缓发中子sc. 燃料元件的轴向和径向分区zd. 冷却剂流量ze. 依赖冷却剂系统压力或中子通量密度紧急启动停堆控制棒。Al2 应证明所使用的分析模型和计算机程序的正确性，并通过与现有的实验的对比（如果可能）和与更精细的时空动力学程序对比，评价模型和程序的保守程度。对二维或三维中子通量密度特性和中子通量密度形状的变化进行研究，应评价中子通量密

10、度形状用于反应性输入和反馈、能量积聚峰值、总能量和输送到冷却剂中的总热量计算）的保守程度。也应包括对多普勒效应、功率分布、燃料元件传热参数和其他有关参数变化的敏感性研究。A13 应依据燃料的传热、保守的金属，水反应临界值以及在冷却剂中产生的瞬发释热计算压力波动，以确定热流密度随时间变化和容积搜动。在计算压力瞬变时应考虑容积波动、系统中流体输送、向蒸汽发生器的传热以及稳压器的卸压阀和安全阀动作。不考虑控制棒耐压壳的损坏可能会引起系统压力的下降。A14 应计算包壳损坏的燃料棒数目，并以此来计算释放到反应堆冷却剂中的裂变产物总量。当燃料棒表面热流密度等于或大于对应的偏离泡核沸腾的热流密度（即临界熟流

11、密度）时，就假定燃料棒包壳损坏。必须采用认可的DNB关系式来计算临界热流密度，算得的最小DNB比应保证在95%的置信水平下，不发生DNB的概率至少为95%。4 EJ/T 758-93 附录B放射性假定（参考件应使用以下给出的假定，确定保守的源项和随后的放射性转移以及对公众造成的剂量，以此用于评价控制棒弹棒事故的放射性后果。Bl 有关放射性物质辑放的假定Bl. 1 应选择导致最大源项的事故作评价用。Bl. 2 应计算可能损坏的燃料元件中的核素总量，并应假定在燃料和包壳间隙中的所有气体成分都被释放出来。Bl. 3 在燃料和包壳间隙中积累的放射性物质，应假定最大满功率连续运行到堆芯燃料循环周期末时累

12、计的腆量的10%和惰性气体的10%。Bl. 4 不管所选事例的反应堆状态如何，不应考虑、事故开始前放射性的衰减。Bl. 5 应计算在事故过程中的任何时刻达到和超过燃料熔化初始温度的燃料份额的核素含量，并假定这个份额中包含的100%惰性气体和25%的确可从安全壳中辞放出去Bl. 6 应考虑在安全壳和其他厂房内滞留期间放射性衰变的影响。BL 7 .可以考虑由于安全壳喷淋、再循环过滤系统或其他专设安全设施使释放到环境中的放射性物质数量的减少，但放射性物质浓度的减少应根据具体事例进行计算。Bl. 8 应假定反应堆安全壳在最初24h按技术规格书规定的泄漏率在事故峰值压力下泄漏；在事故的其余时间内，泄漏率

13、为上述规定泄漏率的一半。事故峰值压力是技术规格书对安全壳泄漏试验中规定的最大压力。Bl. 9 应通过假定从燃料包壳中释放出来的所有裂变产物在一回路冷却剂中均匀、混合的条件下，计算裂变产物向二回路的释放。Bl.10 应假定按技术规格书要求的一回路向二回路泄漏率的限值在一回路系统压力下降到低于二回路系统压力前均有效。Bl.11 应假定在事故的同时丧失厂外电源的情况下，评价二回路系统裂变产物的释放。82 大气扩散和剂量转换中可接受的假定82.1 计算潜在辐照时，由于反应堆厂房的揣流尾流造成附加弥散，可能使08h内地表释放浓度从原数值最大降到原数值的1/3（见图Bl)对厂房尾流体积修正，只应在08h内

14、使用$且要求形状因子取1/2，反应堆厂房取最小横截面。82. 2 对由于地面沉积引起放射性映在烟羽中的减少以及传递过程中腆放射性衰变不应作修正。82.3 对事故后最初8h内，厂外人员的呼吸率应假定为3.4710-4m3/s。8至24h内，应假定为1.75 10-m3 /s，从24h直到事故结束，应假定2.32 10-m3 /s. 5 提革古会峙，结言EE盟国1llS毯31. 5 ,_ 1 ,_ 0. 5 ,_ 。ioz 6 EJ/T 758-93 103 图Bl厂房尾流修正因子守在1性的d少矿_i（.二加卢r:ff:JV L104 离建筑物距离（m)EJ/T 758-93 82. 4 应按EJ

15、511规定计算腆131剂量值。B2.5 全身外照射剂量应采用“无限云”假定来计算，即烟云的尺寸同日粒子和射线的最大射程相比足够大。对位于烟云中心的接受体而言，这种烟云可定义为“无限云”，因为任何超出云尺寸的任何外加的日（或射线发射物质都不会改变到达该接受体的R粒子（或Y射线的通量密度。在这些条件下，单位体积的能量吸收率等于单位体积的能量释放率。对每立方米含有贝克自放射性的均匀无限云，在云中心空气的自剂量为zD严l.24 10-13 E . (Bl) 无限云中日发射体造成的人体表面剂量率可近似地取这个数值的1/2（即DO.62 10-13 E日）。对于Y发射物质，在云中心空气的剂量率为：Dl.

16、37 10-13 E1 . (B2) 对于半无限云，空气中的剂量率为：DO. 69 10-13 E. (B3) 式中：D一一无限云产生的R剂量率，Gy/s;D一一无限云产生的Y剂量率，Gy/s;E一一每次衰变的平均R能量，MeV;E1每次衰变的平均Y能量，MeV;X一一在云中发射自或Y的同位素浓度，Bq/m3。82. 6 对放射性烟云的剂量计算的假定。82. 6.1 离反应堆任一距离处的剂量应根据该距离处烟羽的最大浓度来计算，同时考虑到特定的气象、地形和其他能影响到最大烟羽浓度的各种特性。必须根据具体情况评价这些与厂址有关的特性。对R辐射情况假定接受体在距反应堆某一距离处受到无限云照射，该处浓度为最大地表浓度。对辐射情况，由于地面的存在，假定接受体只受到半无限云的照射。烟云最大的浓度总是假定在地表上。82. 6. 2 应采用每一衰变R和Y的平均能量进行计算。82. 7 大气扩散模型和计算方法应符合HAF0103及有关标准的要求。附加说明z本标准由全国核能标准化技术委员会提出。本标准由核工业标准化研究所负责起草。本标准主要起草人t杨仁梅、李石岭。7 的机！m卜机JM阳