1、 ICS 27.120.20 CCS F 69 团体标准 压水堆核电厂未堆熔的 设计扩展工况清单分析导则 Guide for determination for design extension conditions without obvious core damage of pressurized water reactor nuclear power plants 2022-12-16 发布 2023-04-01 实施 中国核学会 发 布 T/CNS 872022 T/CNS 872022 I 目次 前言.III 1 范围.1 2 规范性引用文件.1 3 术语和定义.1 4 缩略语.1
2、5 分析方法.2 6 技术要求.2 参考文献.4 T/CNS 872022 III 前言 本文件按照GB/T 1.12020标准化工作导则 第1部分：标准化文件的结构和起草规则的规定起草。请注意本文件的某些内容可能涉及专利。本文件的发布机构不承担识别专利的责任。本文件由中国核学会提出。本文件由核工业标准化研究所归口。本文件起草单位：中国核电工程有限公司、生态环境部核与辐射安全中心、福建福清核电有限公司。本文件主要起草人：冯楚然、马超、杨志义、邓伟、马原、况慧文、丁超、闫林、李建立、张佶翱、袁霞、宋明强、魏兴。T/CNS 872022 1 压水堆核电厂未堆熔的设计扩展工况清单分析导则 1 范围
3、本文件规定了压水堆核电厂未堆熔的设计扩展工况清单分析方法和技术要求。本文件适用于压水堆核电厂未堆熔的设计扩展工况清单的分析，其它堆型的核电厂及核设施可参照执行。2 规范性引用文件 本文件没有规范性引用文件。3 术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。设计基准事故 design basis accident；DBA 导致核电厂事故工况的假设事故，事故的放射性物质释放在可接受限值以内，核电厂是按确定的设计准则和保守的方法设计。设计扩展工况 design extension condition；DEC 不在设计基准事故考虑范围的事故工况，在设计过程中宜按最佳估算方法加以考虑，并且该事故工况的放射性物
4、质释放在可接受限值以内。注：设计扩展工况包括没有造成堆芯明显损伤的设计扩展工况（缩写为DEC-A），即未堆熔的设计扩展工况，和堆芯熔化工况（即严重事故，缩写为DEC-B）。4 缩略语 下列缩略语适用于本文件。DBA：设计基准事故（Design Basis Accident）；DEC：设计扩展工况（Design Extension Condition）；T/CNS 872022 2 DEC-A：未堆熔的设计扩展工况（Design Extension Conditions without Obvious Core Damage）；DEC-B：堆芯熔化的设计扩展工况（Design Extension
5、 Conditions with Core Melt）；LOCA：丧失冷却剂事故（Loss of Coolant Accident）；SBO：全厂断电（Station Blackout）；SGTR：蒸汽发生器传热管破裂（Steam Generator Tube Rupture）。5 分析方法 未堆熔的设计扩展工况分为以下3类：a)超出了安全系统（为应对 DBA 设置）的应对能力的多重故障事件，如多根 SGTR；b)预计运行事件或设计基准事故与多重故障叠加（如冗余列共因失效），这些故障阻止了安全系统执行其预定功能以控制假设始发事件，如 LOCA 叠加安全注入系统失效；c)正常运行时执行安全功能的
6、安全系统发生多重故障的始发事件，如丧失全部热阱或停堆工况下丧失余热排出功能等。未堆熔的设计扩展工况清单应采用工程判断、确定论和概率论相结合的方法来确定，分析流程如图1所示。采用概率论分析方法对核电厂超出设计基准事故考虑范围的事故工况和多重失效事故工况进行定量化分析，采用合适的频率值进行工况筛选，并根据核电厂的设计特点结合确定论分析及工程判断等对筛选的工况清单进行补充形成DEC-A清单。核电厂典型的DEC-A工况清单示例参见GB/T 408602021中附录A的内容。电厂处于设计基准工况范围内超出了设计基准工况的范围工程判断确定论DEC-A工况安全系统没有完全丧失某安全系统或支持系统完全丧失可能性较高，对安全目标形成挑战识别和量化电厂各运行工况下可能的始发事件缓解始发事件的安全系统 图1 DEC-A 分析流程 6 技术要求 分析范围 未堆熔的设计扩展工况的定义仅针对内部事件，不包括内外部危险。未堆熔的设计扩展工况覆盖核电厂不同运行模式。序列选取 6.2.1 基于概率论 T/CNS 872022 3 基于概率论安全分析，根据其发生的可能性，将某些事件组合纳入未堆熔的设计扩展工况分析序列，序
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