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NB/T 20403-201 7RK 压水堆核电厂隔间压力与温度瞬态分析

1范围

NB/T 20403-201 7规定了压水堆核电厂安全壳内和安全壳外由高能或中能管道破裂或其他事件引起的短期和长期的隔间内压力与温度瞬态与淹没影响分析所必需的方法与准则。

NB/T 20403-201 7适用于压水堆核电厂安全壳内和安全壳外隔间及设备支承的设计审查,并可为确定设备鉴定环境条件提供参考。

NB/T 20403-201 7不考虑由于管道破裂引起的喷射力及有关作用，也不包括管道支架设计及破口位置确定。

4.4.3.1能量源

用计算机确定长期质量和能量释放信息取决于能量源项。分析应包括破口和隔离阀之间管道中的装量及对此有作用的任何容器装量。在确定能量源项时，应考虑容器与破口可能的隔离。还应包括会增加对隔间能量释放的在阀门、容器、管道等中所含的能量。

4.4.3.2初始条件

应按照4.3.3.4确定初始条件。

4.4.3.3系统响应

在确定长期质量和能量释放中,应考虑系统对管道破裂的响应。除了终止瞬态所要求的操纵员动作外，还应包括自动的系统响应。系统响应延迟应包括下列内容:

a) 阀门关闭时间:

b)电气线路延迟;

c)信号延迟;

d)操纵员动作的延迟。

4.4.3.4系统模型

应按照4.3.3进行系统建模。

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