NB/T 20404-2017RK 压水堆核电厂安全壳压力和温度瞬态分析

NB/T 20404-2017RK.Pressure and temperature transient analysis for pressurized water reactor containments. 1范围 NB/T 20404规定了在假想管道破裂事故下压水堆核电厂安全壳压力和温度瞬态分析的准则和方法。 NB/T 20404适用于能动安全壳系统的设计，非能动安全壳冷却系统可参考使用。本标准可为设备鉴定环境条件的确定提供参考。 2规范性引用文件 下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件，仅所注日期的版本适用于本文件。凡是不注日期的引用文件，其最新版本( 包括所有的修改单)适用于本文件。 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 NB/T 20311压水堆核电厂安全壳喷淋系统设计准则 NB/T 20031压水堆核电厂事故后安全壳内氢气浓度的控制 NB/T 20402压水堆安全重要流体 系统单-一故障准则 NB/T 20056轻水堆 核燃料衰变热功率的计算 EJ/T 335压水堆核电厂假想管道破损事故防护准则 3术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3.1安全壳containment 包容反应堆及有关系统并在反应堆事故状态下，防止不可接受量的放射性物质向环境释放的构筑物。 注;安全壳是包容放射性物质的最后-道屏障，它还可以防止外部飞射物、爆炸等对反应堆的影响。 3.2安全壳大气containment atmosphere 安全壳压力边界内净自由容积中的气体。 注: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液滴。