ICS27.120.20 CCS F 69 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20103-2023 代替NB/T20103-2012 压水堆核电厂事故分析和安全判据 Accident analyses and safety criteria for pressurized water reactor nuclear power plant 2023-05-26发布 2023-11-26实施 国家能源局 发布
NB/T20103-2023 目次 前言 范围 2规范性引用文件 3术语和定义 4辐射安全准则 5事故分析的总体要求 6典型事故的分析和安全判据（设计扩展工况除外） 7设计扩展工况的分析及安全判据 参考文献.
NB/T20103-2023 前言 本文件按照GB/T1.1-2020《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.
本文件代替NB/T20103-2012《压水堆核电厂事故分析和安全判据》，与NB/T20103-2012相比主 要技术变化如下： a）增加了第3章“术语和定义”： b）修改了第4章内容，补充设计扩展工况的分析相关内容： c）增加了第5章“事故分析的总体要求”： d）增加了第7章“设计扩展工况的分析及安全判据”： e）全文“运行人员”修改为“操纵员”： f）删除“未能紧急停堆的预期瞬态”.
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.
本文件由能源行业核电标准化技术委员会提出.
本文件由中国核电发展中心归口.
本文件起草单位：中国核动力研究设计院、中国核电工程有限公司、上海核工程研究设计院有限公 司、华龙国际核电技术有限公司.
本文件主要起草人：喻娜、黄代顺、卢毅力、张明、钱立波、沈才芬、鲜麟、于红、李天涯、黄树 明、赵斌、杨长江、杜德君、杨杏波、王伟伟、孔翔程、陶俊.
II
NB/T 201032023 压水堆核电厂事故分析和安全判据 1范围 本文件规定了压水堆核电厂事故分析的基本内容、假设条件及应用准则等.
本文件适用于压水堆核电厂的事故分析，厂址选择阶段的安全分析评价可参考使用.
2规范性引用文件 下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款.
其中，注日期的引用文件， 仅该日期对应的版本适用于本文件：不注日期的引用文件，其最新版本（包括的修改单）适用于本 文件.
GB6249-2011核动力厂环境辐射防护规定 NB/T20035压水堆核电厂工况分类 NB/T20101压水堆核电厂反应堆弹棒事故分析要求 3术语和定义 下列术语和定义适用于本文件.
3.1 中等频率事件moderate-frequencyevent 3.2 稀有事故infrequant accident 核电厂运行寿期内发生额率很低的事故（通常预计为10~10/堆年）.
3.3 极限事故limitingaccident 核电厂运行寿期内发生频率极低的事故（通常预计为10~10/堆年）.
3. 4 设计扩展工况designextension condition（DEC） 不在设计基准事故考虑范围的事故工况，在设计过程中应该按最佳估算方法加以考虑，并且该事故 工况的放射性物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）和堆芯熔化工况（即严重事故，编 写为DEC-B) 3.5 单一故障singlefailure 导致单一系统或部件不能执行其预定安全功能的一种故障，以及由此引起的各种继发故障.
[来源：HAF102-2016核动力厂设计安全规定]
NB/T 20103-2023 3. 6 偏离泡核沸腾departurefrom nucleate boiling（DNB） 在泡核沸腾向膜态沸腾转变过程中，由于加热表面和冷却液体之间形成的汽膜减少了从表面到液体 的传热，致使在热流密度-温差曲线上出现一个极值时的沸腾.
[来源：GB/T4960.2-1996核科学技术术语-裂变反应堆] 3. 7 偏离泡核沸腾比departurefromnucleate boilingratio（DNBR） 燃料元件包壳上给定点的偏离泡核沸腾热流密度与实际热流密度之比.
4辐射安全准则 4.1概述 辐射安全准则是事故分析应满足的高级别准则（或总准则），在事故分析中实际采用的技术准则是 对辐射安全准则的技术支持，通过论证技术准则的满足性，可充分证明满足辐射安全准则的要求.
4.2中等频率事件的准则 中等频率事件对环境造成的放射性影响应低于GB6249-2011中6.1的规定，即对公众中任何个人造 成的有效剂量每年应小于0.25mSv.
4.3稀有事故的准则 稀有事故对环境造成的放射性影响应低于GB6249-2011中7.2的规定，即在发生一次稀有事故时， 非居住区边界上公众在事故后2小时内以及规划限制区外边界上公众在整个事故持续时间内可能受到的 有效剂量应控制在5mSv以下，甲状腺当量剂量应控制在50mSv以下.
4.4极限事故的准则 极限事故对环境造成的放射性影响应低于GB6249-2011中7.2的规定，即在发生一次极限事故时， 非居住区边界上公众在事故后2小时内以及规划限制区外边界上公众在整个事故持续时间内可能受到的 有效剂量应控制在0.1Sv以下，甲状腺当量剂量应控制在1Sv以下.
4.5设计扩展工况的准则 4.5.1DEC-A的准则 对于没有造成堆芯明显损伤的设计扩展工况（DEC-A），放射性后果应满足非居住区边界上任何个 人在事故的整个持续时期通过烟云浸没外照射和吸入内照射途径所接受的有效剂量在限值以下.
4.5.2DEC-B的准则 对于造成堆芯熔化的设计扩展工况（即严重事故，或DEC-B），保护公众所采取的防护行动在持续 时间和范围上应是有限的，并应有足够的时间来采取这些防护行动.
5事故分析的总体要求 5.1应确定事故分析所考虑的工况并进行分类，分类的方法应按照NB/T20035中规定的方法.
