1、J稚E蝴行核国和共民人华中EJ/T 1013-96 轻水堆安全壳压力和温度瞬态分析1996-04-18发布060524000070 1996-08-01实施中国核工业总公司发布目次1 主题内容与适用范围. (1) 2 引用标准.(1) 3 术语.(1) 4 质量和能量释放.“.(2) 5 干式安全壳压力和温度瞬态分析“”.”.(17) 6 抑压式安全壳压力和温度瞬态分析”.o (22) 7 二次包容壳压力和温度瞬态分析.(24) 附录A安全壳压力和温度瞬态分析和应用（参考件）. (28) 中华人民共和国核行业标准轻水堆安全兜压力和温度踊态分析1 主题内容与适用范围EJ/T 1013-96 本标
2、准规定了在假想管道破裂事故下轻水堆（压水堆和沸水堆安全壳压力和温度瞬态分析的准则和方法。本标准适用于轻水堆安全壳的设计和设备鉴定2 引用标准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EJ/T 327 压水堆核电厂安全壳喷淋系统设计准则EJ/T 335 压水堆核电厂假想管道破损事故防护准则EJ/T 570 压水堆安全重要流体系统单一故障准则EJ/T 670 失水事故后安全壳内氢气浓度的控制EJ/T 745 轻水堆核燃料衰变热功率的计算EJ/T 924 轻水堆隔间压力和温度瞬态分析3 术语3.1 安全壳大气primary con
3、tainment atmosphere 安全壳压力边界内净自由容积中的气体，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水滴。3.2保守的conservative 是指留有裕量，以便补偿分析的输入参数、分析模型或分析结果等值的不确定性，从而更有得利于确保设备、系统和构筑物完成其预期的功能。3.3二次包容壳secondary containment 包围安全壳的构筑物，它起进一步控制放射性物质释放的屏障作用。3.4二次包容壳大气secondarycontainment atmosphere 在二次包容壳和安全壳压力边界之间的净自由容积中包容的气体部分。3.5 干井drywell 沸水
4、堆安全壳中，围绕且最靠近反应堆冷却剂压力边界的构筑物。中国核工业总公司1996-04-18批准1996-08-01实施1 EJ /T 1013-96 3.6干式安全壳dry primary containment 依靠所包容的自由容积的体棋和热容量以及安全壳排热系统（CHRS）排出热能的能力以减轻假想管道破裂后果的安全壳3.7温井wetwell 在抑压式安全壳中，构成抑压水池和与之相邻接的蒸汽空间的边界的构筑物3.8抑压水池suppressionpool 抑压式安全壳中用于抑制蒸汽压力的水池，在发生LOCA时，蒸汽被导入该水地并凝结成水，从而降低安全壳内的压力3.9抑压式安全壳water pr
5、essure suppression (WPS) primary containment 由干井抑压水池和湿井组成的一类安全壳当于井内发生反应堆玲却剂压力边界破裂时，反应堆冷却剂的能量通过连接干井和湿井的排气系统由干井输送到抑压水地该能量以及衰变热通过余热排出系统热交换器从抑压水池排出3.10溢出spillage指LOCA后液体从破口向安全亮地坑的流动。溢出有两种类型za. 在RCS被再灌水到破口高度以上时，液体从破口流出不被泄放的蒸汽夹带），b. 如果破口发生在ECCS管座处，液体直接从ECCS管线流出。3.11 应息排气系统emergency ventilation system(EVS)
6、 由风机、气体吸附器和粒子过撞器组成的专设安全设施，用于在LOCA后降低二次包容壳内气体压力到负压以控制剂量在沸水堆机组中，该系统称为备用气体处理系统4质量和能量释放4. 1 概述本章给出的质量和能量释放仅适用于安全壳，可以用于确定安全壳内的设计压力和温度、二次包容壳（如果有的话应急排气系统的能力、设备环境鉴定条件以及反应堆冷却剂系统和二回路系统的破裂。质量和能量释放时间可以从破裂开始一直延续到事故发生后很长时间。对压水堆（PWR），释放可分为反应堆冷却剂系统破裂和二回路系统破裂的释放。4.2 给出了PWR和沸水堆CBWR）的反应堆冷却剂系统的释放。4.3描述了PWR二回路系统的释放。4.2
7、反应堆冷却荆系统的释放PWR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、再淹没后和衰变热阶段（见图1).这一分析只适用于大破口情况，小破口有明显差别，可能不包括五个阶段。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荆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CECC衍。2 EJ /T 1013-96 再淹没后质量释放率.kg,s衰变热再淹没-iili- H贵放45400 4540 100.00。100 10 ilt叮，哇45. 4 -i . S4斗一一1 l (
8、). 00。) ( ) ( ) ( - I 时间.s典型的PWR一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压水堆热段破裂时，ECCS中的大部分水流过堆芯从破口流出到安全亮而不经过蒸汽发生器。由于ECCS水不通过蒸汽发生器，因而不从蒸汽发生器带走能量喷放后的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。压水堆冷段破裂时，部分ECCS水流过堆芯和蒸汽发生器，从破口流出到安全壳。蒸汽发生器能量传递给ECCS水，增加了安全亮的压力，因此，对PWR冷段破裂，应考虑喷放后3 图1EJ/T 1013一”的释放，喷放后的第一阶段是再灌水
9、再灌水时，将ECCS水灌到堆芯底部可以假设再灌水到堆芯底部是瞬时发生的如果用于计算长期释放，则应认为再灌水过程不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实验数据选定这一高度可以用离堆芯顶部0.61m(2英尺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玲段破裂，部分或全部的两相混合物通过蒸汽发生器，有时转化为过热蒸汽释放到安全壳然而，进入反应堆冷却剂系统的某些ECCS水可能被旁路，不通过堆芯或蒸汽发生器（对PWR），这样，就可能没有
10、明显地被加热这些水将溢流到安全亮地坑喷放后的第三阶段是再淹没后阶段在这一阶段，衰变热可能使堆芯产生两相混合物由于下降段这儿指压水堆中反应堆容器和堆芯支承吊蓝之间的环形空间中的ECCS水和堆芯两相混合物之间的密度差，在冷段破裂时，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壳中再淹没后阶段是从再淹没阶段结束起一直到反应堆冷却剂系统的温度基本上与蒸汽发生器温度相等为止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淹没的阶段结束开始。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BWR冷却剂系统的质量和能量释
11、放可分为两个阶段。再淹没前阶段从破裂开始一直到反应堆容器被再淹没这一阶段包括喷放瞬态和ECCS的投入工作再淹没后阶段，衰变热和贮存的能量从反应堆容器通过ECCS水循环传递到安全壳这对小破口情况是不适用的4. 2.1 能量来源4. 2.1.1 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. 2. 2给出的初始功率水平下，因压力和温度升高引起的反应堆冷却剂系统体积的增加应包括在内。反应堆冷却剂系统压力边界内的贮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。
12、4. 2.1. 2 蒸汽发生器二回路水和金属（PWR)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，应仔细计算。在4.2. 2. 2给出的初始功率水平下，因压力和温度引起的蒸汽发生器二回路体积变化，应包括在内。蒸汽发生器二回路压力边界内的贮能和与蒸汽发生器二回路水接触的内部构件金属的贮能也应包括在内。4. 2.1. 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. 2. 1中所要求4 的燃料循环寿期相一致。4. 2.1. 4 裂变热EJ /T 1013-96 应保守地计算裂变热。因温
13、度和空泡引起的停堆反应性应取合理可行的最小值。其中包括不确定性容差。所有数据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. s 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铜系元素（包括锤、坏以及同位素铀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EJ/T745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. 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EJ/T745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. 7 金属水反应率对BWR和PWR应按可燃气
14、体控制系统的设计原则计算金属水反应量。EJ/T670给出了压水堆失水事故后氧气控制系统的设计原则。应假设金属水反应在反应堆容器喷放中止后不超过二分钟的时间内是均匀发生的。4. 2. 1. 8 主蒸汽管线应考虑直到主蒸汽隔离阀或汽轮机截止间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。延迟时间和阔门关闭时间应保守地取短值。代替计算的另一种方法，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. 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阅门关闭时间应保守地取长值。4. 2.1. 10 辅助给水系统CPWR)如果可以确定辅助给水系统投入
15、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长值。另一种方法，可以保守地假设辅助给水流量为零。4. 2. 1. 11 ECCS流量应包括来自ECCSC如安注箱、安注泵的流量，并根据导致安全壳最高峰值压力的单一能动故障选择流量和延迟时间。4. 2. 1. 12 安注箱氮膨胀CPWR)计算中应适当考虑安注箱排空后从安注箱释放到安全壳的氮气。在适当情况下，还应包括堆芯的传热。4. 2. 2 初始条件4. 2. 2.1 寿期堆芯的寿期应该是按4.2. 2. 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。5 EJ/T 1013-96
16、4. 2. 2. 2 功率水平初始功率水平至少为批准的功率水平加上不确定性影响，如仪表误差（一般为批准功率的102%）。4.2.2.3 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（如仪表误差的影响。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。4.2.2.4 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（如仪表误差的影响。4.2.2.5 蒸汽发生器压力（PWR)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（如仪表误差的影响。4.2.2.6 反应堆冷却剂系统稳压器水位反应堆冷
17、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（如仪表误差的影响。4. 2. 2. 7 蒸汽发生器水位（PWR)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（如仪表误差的影响。4.2.2.8 堆芯参数初始的堆芯参数（包括物理参数、燃料特性、气体热导率的选择应使堆芯贮能最大。4.2.2.9 安注箱CPWR)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。4.2.3 单一故障和非应急动力4. 2. 3.1 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，应考虑最受限制的单一能动故障。不得忽视没有发生能动
18、故障时安全亮出现最高峰值压力的可能性。在为减轻事故后果所需要的安全系统包括安全壳排热系统，见5.2. 5）中只需要考虑一种单一能动故障。影响质量和能量释放率的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、堆芯喷淋泵、应急给水泵或设备冷却水泵的故障。单一能动故障的考虑还应遵守GB/T13626和EJ/T570的有关规定。4.2.3.2 单一非能动故障通常不必考虑非能动故障，如果要求考虑，则可按有关的规定执行。4. 2. 3. 3 非应急动力如果非应急动力丧失会导致安全壳大气的压力增高（如延迟安全壳冷却或安全注入，则应假设非应急动力的丧失。4.2.4模型EJ /T 1013-96 4. 2
19、. 4.1 节点划分在反应堆冷却剂系统破口分析的不同时期，几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冷却剂的传热仅对压水堆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4.2.4.2热力状态应该用真实气体方程或认可的工业蒸汽表描述蒸汽和水
20、的热力状态。4.2.4.3 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Fb. 动量迁移Fc. 壁面摩擦力zd. 流体压力Fe. 重力；r. 形阻损失（如缩口、膨胀头、弯头和泵的压头损失管道和其他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，或可以来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，则必须保守地取最小压力损失。4. 2. 4. 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
21、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. 4. 5 破口流动4. 2. 4. 5. 1 破口尺寸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。蔽日谐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。应通过管道服口的位置、类型和面积定义管道破口。 2. 4. s. 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实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Za
22、loudek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。可以修正破口临界流动关系式，以使得过冷和饱和流动区域之间有7 EJ/T 1013-96 光滑的过渡如果经分析或试验数据论证是合理的，则也可以来用其他的临界流动模型临界流动关系的流量系数的选择应适当包容实验数据4. 2. 4. s. 3 ECCS溢出确定安全亮峰值压力时，对从溢出产生的质量和能量释放摞项，应根据安全壳中的蒸汽分压选择流体含汽率，以使安全亮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摞项的假设应有助于使地
23、坑的温度达最大值。假设也应与第5章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. 4. 6安全壳背压4. 2. 4. 6. 1 PWR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回路中的流动阻力（蒸汽凝结，因此，影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藕合，或采吊高的保守的背压（常量或随时间而变的量。4.2.4.6.2干井背压BWR)在喷放的最初阶段，破口流动主要是临界流，所以，于井背压是不重要的。继续喷放
24、，反应堆容器压力下降，破口流动变为次临界，干井背压开始影响质量和能量释放率。在再淹没后阶段，因破口流量仅等于ECCS的流量，所以，干井背压又显得不重要。LOCA瞬变后，质量和能量tf放计算应与子井压力计算相藕合，或采用低的保守的背压函数。4. 2. 4. 7 传热关系式反应堆冷却剂系统破裂以后，产生了下述的传热a. 堆芯向反应堆冷却剂gb. 一回路金属向反应堆冷却剂，c. 蒸汽发生器传热管向反应堆冷却剂（PWR);d. 蒸汽发生器冷却fl自i蒸汽发生器传热管（PWR)1r,. 蒸汽发生器金属向蒸汽发生器冷却剂。应根据经验数据确立传热关系式，或选取保守地预计高的安全亮压力的传热关系式。下；冽的传
25、热模式和关系式都是可以采细的。.i. 2. 4. 7.1 堆芯向反应堆冷却剂的传热从；嗤芯i河两柜的反应堆冷却Jf!J传热可以假设是泡接沸腾传热。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。.$. 2. 4. 7. 2 一因路金属向反应堆冷却剂的传热从一回路金璃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. 4. 7. 3 薄汽发生器传热管向反应堆冷却剂的传热（PWR)EJ/T 1013-96 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
26、以假设是强迫对流传热。4. 2. 4. 7. 4 蒸汽发生器冷却剂向蒸汽发生器传热管的传热（PWR)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. 4. 7. 5 蒸汽发生器金属向蒸汽发生器冷却剂的传热（PWR)蒸汽发生器金属向蒸汽发生棒液体和蒸汽的传热可以假设是自然对流传热，4. 2. 4. 7. 6 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za. 单相强迫对流，Dittus和Boelter关系式z伊0023去P川eo.s (1) 式中：h一一传热系数，W/(m2 K)1 h一一热导率，W
27、/(m K)1 D.当量直径，m;Pr一一普朗特数；Re一一雷诺数。b. 泡核沸腾，Jens和Lottes关系式（2）和Thom关系式（3):1. 8L1T ,e蜘q=33.12., )4 . (2) 1. 9 t:.T ，而（原英制单位公式为：q一一）4)1. 9 式中：q一一热流密度，W/m2;P一一压力，MPa;t.T，.，一一被加热的壁温和饱和温度（P压力下之间的差，。t.T.盏Fq=IO. 22一一20.072 D.T,., T无（原英制单位公式为：q（一一一）2. 0. 072 c. 自然对流：(Gr) (Pr)= 1091012时，性川全(Gr)(Pr)=l04109时，(3)
28、性叫主（Gr)(Pr）.式中：L一一垂直表面的高度；Gr一一格拉晓夫数。9 d. 冷凝，膜态冷凝zEJ /T 1013-96 h=O. 943旦旦3. . (6) uL血（原英制单位公式为：h=O.943g:x/ L&)14) 式中：P一一冷凝膜的密度，kg/m3;z一一冷凝潜热，J/kg1一一冷凝膜的绝对粘度却Ims; 饱和温度和表面温度之间的温盏，Fg一一重力加速度，9.81m/s2 o 4. 2. 4. 8 堆芯模型可以采用考虑了缓发中子和反应性反馈的堆芯平均点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
29、性容差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计不足。初始的堆芯贮能应取最大值。4.2.4.9 金属壁模型应计算从金属壁到冷却剂的传热，以避免传热率相对于实验数据或一维瞬态导热方程的解估计不足。4.2.4. 10 附加流量模型应假设背压小于或等于注入点的实际压力，计算来自安注箱对PWR）和安注泵的流量。应根据预计的泵的特性计算流量，并根据使安全壳压力达到最大的原则估算不确定性。如4.2. 3中讨论那样，考虑单一能动故障是保守的，则应予以考虑。如果计算中有辅助给水系统的投入，则应
30、假设辅助给水系统的流量（对PWR），或保守地忽略其流量。如果假设有流量，则应根据预计的泵特性进行计算，并根据使流量达到最小的原则考虑不确定性，因为这样是保守的。如4.2. 3中讨论的那样，考虑单一能动故障是保守的，则应予以考虑。4. 2. 4. 11 喷放后模型应采用考虑了一回路压力分布的重力反馈模型计算喷放后堆芯再淹没。应根据模拟失水事故条件下得到的再淹没传热实验数据或其他实验数据计算携带率的份额确定带走堆芯中的再淹没水。确定携带率份额的参数，如堆芯的进口温度、线功率、堆芯压力、堆芯高度以及堆芯的进口速度应进行模拟以使得携带率的份额达到最大。堆芯再淹没时的水位高度应根据实验数据确定或可以假设
31、再淹没高度在离堆芯顶部610mm(2ft）处。如果考虑了由ECCS水造成的燕汽玲凝的影响，则应用实验数据说明其合理性。4. 3 PWR二回路系统的辑放假设的安全壳内的主蒸汽管线破裂（MSLB）或主给水管线破裂（MFLB）后，受影响的蒸汽发生器的介质释放到安全壳，其他燕汽发生器的大部分介质一般认为被主蒸汽隔离阀10 EJ /T 1013-96 (MSIV）和主给水隔离阀（MFIV）隔离二次侧破裂后安全壳内的增压完全取决于有多少流体夹带蒸汽进入安全亮大气中MSLB的流量可以是单一的蒸汽或者是两相混合物蒸汽啧放时，破口的全部流量进入安全亮大气两相混合物喷放时，破口流量中的部分液体在安全壳内闪燕，蒸汽
32、进入安全壳大气，其余的液体进入地坑，对安全壳的压力没有显著的贡献对破口面积大的MSLB，蒸汽从受影响的蒸汽发生器的两相区域中分离不够迅速，以致不能保持喷放完全是蒸汽随着压力的降低，两相区域中的空泡迅速增大并在破口流量中央带大量的液体。当假设的破口面棋减少时，空泡增大和液体夹带的影响随之减少，一直到破口尺寸达到干蒸汽喷放由于能动和非能动安全壳热阱的作用以及主蒸汽和给水隔离对降低压力的影响，应分析破口谱以确保已确定了安全亮最高的峰值压力和峰值温度oMSLB后，蒸汽发生器液体夹带的可能性会随着功率的降低而增加如果是这样的情况，则应分析功率谱以确定导致MSLB安全壳峰值压力的功率水平给水补充一般低于蒸
33、汽发生器水位，MFLB总是伴随着两相喷放，因而不会产生象MSLB那样严重的安全亮峰值压力或峰值温度。所以，对安全壳压力和温度的长期分析，不必考虑MFLB的情况。4. 3.1 能量来源4. 3. 1. 1 反应堆冷却剂系统水和金属反应堆冷却剂系统水装量和金属能量取最大值对二回路质量和能量释放计算是保守的。由于反应堆冷却剂系统水装量是一个重要的参数，所以应准确确定应包括对应于4.3. 2. 2中定义的初始功率水平的压力和温度的变化所造成的反应堆冷却剂系统体积的增加，还应包括保守估计的反应堆冷却剂系统压力边界内的贮能和与反应堆冷却剂系统的水接触的内部金属的贮能。4. 3.1. 2 蒸汽发生器二回路水
34、和金属对某一给定的功率水平，蒸汽发生器二回路水装量和金属能量取最大值对二回路质量和能量释放计算通常是保守的，但应评论装量对夹带的影响，以确定是装量的影响为主还是夹带的影响为主。由于蒸汽发生器二回路水装量是一个重要的参数，所以应准确确定。应包括对应于4.3. 2. 2中定义的初始功率水平下的压力和温度变化所造成的蒸汽发生器二回路体积的增加，还应包括蒸汽发生器二回路压力边界内的贮能和与蒸汽发生器水接触的内部金属的贮能。4.3.1.3 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在4.3. 2.1中定义的燃料循环寿期相一致。4. 3. 1. 4 裂变热计算裂变热应保守地考虑反应
35、性和反应堆动力学由温度变化引起的停堆反应性应采用包括不确定性容差的最小可取值如果紧急落棒和插入对瞬态分析是适合的，则可以假设紧急落棒和插入。棒价值和插入血，且101396速率的不确定性根据使停堆速率最小的原则确定应保守地计及由于反应堆环路的冷却引起的功率的回升。4. 3.1. s 铜系元素的衰变应根据燃料循环计算的结果计算在运行期间由铜系元素（包括镰、坏以及同位素铀产生的放射性衰变热应考虑对应于使安全亮压力达到最大的燃料循环时间衰变热应按EJ/T 745中规定的方法计算，反应堆运行时间应计算到寿期末4. 3.1. 6 裂变产物衰变由于裂变产物的放射性衰变产生的热量应按EJ/T745中规定的方法
36、计算，反应堆运行时间应计算到寿期末。4. 3.1. 7 主蒸汽管线主蒸汽管线破裂时的能量来摞应包括来自不受影响的蒸汽发生器蒸汽管线和在隔离以前到达安全亮的蒸汽流量不能与安全亮隔离的任何一段蒸汽管线中的蒸汽应假设要被释放。到安全壳的流量应取最大主蒸汽管线隔离阀关闭的延迟应保守地取长值可以包括直到主蒸汽隔离阀或汽轮机截止阀关闭之前从蒸汽发生器流到汽轮机的蒸汽流量汽轮机截止间延迟关闭应保守地取短值代替计算的另一种方法也可以保守地认为在破裂一开始就终止到汽轮机的流量4. 3.1. 8 主给水管线流到蒸汽发生器的主给水应考虑到所计算的流量终止为止采用的主给水流动的动态特性应考虑到受影响的和未受影响的蒸汽
37、发生器的压力变化的作用。流量应取上限值，并应考虑泵吸入和排出压力的影响。如分析证明供给汽动给水泵的蒸汽会终止，则应考虑汽动泵给水流量的终止或下降。倍号延迟和阀门关闭应保守地取长值。还应包括不能与受影响的蒸汽发生器隔离的给水的闪蒸。4. 3.1. 9辅助给水系统如果计算指出辅助给水系统要投入，则在分析中应计入流到蒸汽发生器的辅助给水。采用的辅助给水流动的动态特性应考虑到受影响的和未受影响蒸汽发生器的不均匀压力变化的作用流到受影响的蒸汽发生器的流量应取最大值。可以考虑流量随阀位的变化。流动将继续，直到自动隔离阀动作或操纵员动作如果存在此机理，则应考虑隔离后流到受影响的蒸汽发生器的流量。4. 3.
38、2 初始条件4. 3. 2. 1 燃料循环寿期燃料循环寿期应取导致安全壳压力最大时的燃糙，应考虑堆芯贮能和瞬态时可能增加或保持裂变热释放率的反应性影响之间的可能存在的折衷选择4.3.2.2功率水平通常，二次侧破裂后导致安全壳最高压力或温度的功率水平不能在事先选定，在额定功率时，反应堆冷却剂系统能量和给水流量最高。没有负荷时，液体夹带的可能性最高。除了能说明某一特定的功率水平对重要的参数可得到保守值外，对从没有负荷开始至少到批准的功率水平（额定功率为止加上不确定性如仪表误差影响的功率谱都应进行分析EJ /T 1013-96 4. 3. 2. 3 堆芯进口温度堆芯的初始进口温度应取初始功率水平下正
39、常运行的温度再加上不确定性（如仪表误差的影响。不确定性的考虑应使整个事件中从破口释放的能量达到最大。4.3.2.4 反应堆冷却剂系统的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正常运行的最大压力再加上不确定性（如仪表误差的影响4.3.2.5 蒸汽发生器压力蒸汽发生器初始压力应取初始功率水平下的压力再加上不确定性（如仪表误差的影响。4. 3. 2. 6 反应堆冷却剂系统稳压器水位反应堆冷却剂系统稳压器的初始水位至少等于初始功率水平下正常运行的最高水位再加上不确定性（如仪表误差的影响4. 3. 2. 7 蒸汽发生器水位蒸汽发生器初始水位至少等于初始功率水平下正常运行的最高水位再加上不确定
40、性（如仪表误差的影响4. 3. 2.8 堆芯参数堆芯的初始参数（包括物理参数、燃料特性、气体热导率的选择应使对应于所选定的燃料循环寿期下的安全亮压力达到最大4.3.2.9 控制棒组件CEA）位置如果技术规格书允许核电厂运行中有一个控制棒组件卡在堆外，则反应性最大的控制棒组件应卡在堆外。单一能动故障应考虑反应性次最大的控制棒组件卡在堆外。4.3.2.10 砌浓度反应堆冷却剂系统砌的初始浓度的选择应使对应于所选定的燃料循环寿期和4.3. 2. 9 中规定的CEA假设下的安全壳压力达到最大4.3.3 单一故障4. 3. 3.1 单一能动故障确定二次侧破裂后的质量和能量释放时，应考虑最受限制的单一能动
41、故障应评价在没有发生能动故障的情况下出现安全壳最高峰值压力或温度的可能性为减轻事故后果设置的核电厂专设安全设施（包括安全壳冷却系统，见5.2. 5）只需要考虑一个单一能动故障。如果非应急电源丧失会导致安全亮压力或温度更高如延迟安全亮的冷却或延迟安全注入，则应假设非应急电源的丧失非应急电、源的丧失可能造成反应堆冷却剂泵失效，所以，应评价泵失效对反应堆冷却剂向二回路系统传热的影响。可能的单一能动故障包括应急柴油发电机、安注泵、应急给水隔离闽、主蒸汽隔离阅和主给水隔离阔的故障。单一能动故障的考虑还应遵守GB/T13626和EJ/T570的有关规定4. 3. 3. 2 单一非能动故障通常不必考虑非能动
42、故障，如果要求考虑则可按有关的规定执行13 EJ /T 1013-96 4.3.4模型4.3.4. 1 节点划分从安全壳峰值压力和温度的角度分析，纯蒸汽的喷放是保守的，因此，二回路系统的模型应足够详细，以使破口位置处的含汽率不致被预测过低。堆芯冷却剂、金属玲却剂以及蒸汽发生器d冷却剂的传热模型应足够详细，主蒸汽管线、主给水管线以及辅助给水管线的模型也应足够详细，以使得不低估释放到安全壳的质量和能量。应说明每一节点的相分离的合理性。应考虑汽水分离装置的效率和蒸汽发生器内部几何形状的影响。4. 3. 4. 2 热力状态应按4.2. 4. 2的规定确定热力状态。J.3. 4.3 对泵所考虑的事项反应
43、堆冷却jf!J泵运行维持反应堆环路流动，把热量从未受影响的蒸汽发生器传递到反应堆环路和从反应堆环路传递到受影响的燕汽发生器。因此，对于二回路系统的破裂，保持泵流量是保守的。在确定单一能动故障时（见4.3. 3）应考虑这一影响。如果假设泵惰转，则应it及降低情转减速速率的任何不确定性，主给水泵、凝结水泵栩如慧与器疏水泵的特性应从考虑了流体和叶轮之间的动量传递的动态模型中得到。还应包括主给泵可变速度的影响。通过与试验数据比较或与全动态泵模型比较证实是保守的任何模型都可以用于代替全动态泵模型。4.3. 4.4 踱口流动4. 3. 4. 4. 1 破口尺寸叉t二四路系统进行质量和能量分析必须考虑可能的
44、管道踱口谱。破口谱应包括各种截面极管进t!f:n气可路杀统中最大管道的瞬时双端断裂。分析还应包括碗口商权等于管遣横截面的最大管道的纵向破裂的影响。J5!Z根据EJ/T335的规定确定管道破口的特性。应通过管道破口的位置、类理和面积定义管道被口。4。3.4. 4. 2 敲口流动模型二回路系统质暨和能量释就计算见4.2. 4. 5. 2和4.3. 4.1. 4.3.4. s 安全壳背压质量和能量释放计算应与安全壳压力计算相藕合，或保守地采用低的背压（常量或函数）.4.3.4.6 传热关系式飞回路系统破裂后，产生了下述的传热关系za. 堆芯与反应堆冷却jfij之间；h. 反应堆金属与反应堆冷却剂之间
45、；c. 反应堆冷却剂与未受影响的蒸汽发生器冷却剂之间Fd. 反而增冷却熟！与受影响的蒸汽发生器冷卸荆之间p哇，熏汽贵生邦嗤面与燕汽发生器玲却荆之间。应根据经拴数据确立传热关系，或保守地预计高的能量释放选取传热关系式。在4.2. 4. 7. 6中给出的传热关系式可适用于上面所讨论的范围。14 EJ/T 1013-96 4. 3. 4. 6.1 堆芯向反应堆冷却剂的传热堆芯向反应堆过冷液体的传热可以假设是强迫对流传热。4. 3. 4. 6. 2 反应堆金属向反应堆冷却剂的传热从反应堆金属向反应堆过冷液体的传热可以假设是强迫对流传热。4. 3. 4. 6. 3 未受影响的蒸汽发生器传热管和反应堆冷却
46、荆之间的传热从反应堆冷却剂向未受影响的蒸汽发生器传热管（如隔离前或在受影响的蒸汽发生器排空之后的传热，可以假设是强迫对流传热。从未受影响的蒸汽发生器传热管向反应堆冷却剂的传热（如在受影响的蒸汽发生器排空之前隔离），可以假设是强迫对流传热4.3.4.6.4 未受影响的蒸汽发生器的冷却剂与传热管之间的传热未受影响的蒸汽发生器的传热如隔离前或在受影响的蒸汽发生器排空之后，对于向两相冷却剂的传热，可以假设是泡核沸腾传热F对于向单相玲却剂的传热，可以假设是强迫对流传热。未受影响的蒸汽发生器冷却剂向未受影响的蒸汽发生器传热管的传热（如在受影响的蒸汽发生器排空之前隔离）：对于液体向传热管的传热，可以假设是自
47、然对流传热F对于蒸汽向传热管的传热，如果壁面温度低于饱和温度，可以假设是玲凝传热F否则，应假设是自然对流传热。4.3.4.6.5 未受影响的蒸向发生器冷却剂和金属之间的传热当热量从未受影响的蒸汽发生器金属向其玲却剂传递时（如隔离前），对于两相冷却剂，可以假设是泡核沸腾传热F对于单相冷却剂，可以假设是强迫对流传热。当热量从未受影响的蒸汽发生器冷却剂向其金属传递时（如隔离前，对于液体向金属的传热，可以假设是自然对流传热，对于蒸汽向金属的传热，如果壁面温度低于饱和温度，可以假设是冷凝传热；否则可以假设是自然对流传热。4.3.4.6.6 反应堆冷却剂向受影响的蒸汽发生器传热管的传热反应堆冷却荆向受影响的蒸我发生器传热管的传热可以理费是强迫对榄传热。牛3. .i恙。？受
