【正文】 utugyvxvypyvvxvutvgyuxuxpyuvxuutvwwzzzz????????????????????????????????????????????????????????????????????????????????????????????????????????????????????????????????????????????????????????????????????????????2222222222222222221D211D2D2D：：：：0:10:10:10:20:2????????????????????????????????????xWtADxvAtADxvtDyvxutDyvxutD???????????等截面流道 任意截面流道 守恒形式 非守恒形式 非守恒形式 守恒形式 W: 質(zhì)量流量， kg/s 流量積分形式 截面平均速度形式 ? 安全分析中的保守假定 ? 初始工況 ? 反應(yīng)性系數(shù) ? 功率分布 ? 穩(wěn)壓器安全閥和蒸發(fā)器安全閥的能力 ? 緊急停堆整定值和時間延遲 ? 初始工況假定 ? 反應(yīng)堆正常工況 – 初始功率是保守的 NSSS熱功率加上不確定性的裕度 ? 事故評價 – 把額定值加上最大穩(wěn)態(tài)不確定性來得到初始工況 ? 初始運(yùn)行模式 – 各種穩(wěn)態(tài)模式 ? 事件分析中假定的反應(yīng)性系數(shù) ? 在某些事件的分析中，保守性要求采用大的反應(yīng)性系數(shù)值 ? 在另一些事件的分析中，保守性又要求采用小的反應(yīng)性系數(shù)值 ? 有些分析，例如冷卻劑從反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的裂紋或裂口中喪失的分析，與反應(yīng)性反饋效應(yīng)沒有關(guān)系 ? 反應(yīng)性系數(shù)采用大值還是小值才偏保守要具體事件具體分析 ? 為了把堆芯壽期內(nèi)的效應(yīng)全都包羅進(jìn)來，對于給定的瞬變要采用 保守的參數(shù)組合 ? 棒束控制組件插入特性 ? 棒束下插時間 – 對于事故分析來說，緊要的參數(shù)是開始插到緩沖段的時間，即棒束走了大約85%行程的時間。 10%） – 線性負(fù)荷變化（上限為 5%/min） 秦山核電站 ? 滿功率緊急停堆 ? 事故類型 – 正常運(yùn)行和運(yùn)行瞬態(tài) ? 起因 – 手動停堆誤動作 ? 事故后果 ? 主要影響參數(shù) – 蒸發(fā)器壓力，蒸發(fā)器液位 ? 事故響應(yīng) ? 停堆信號 – 功率量程中子高負(fù)變化率停堆 ? 保守假定 – 汽機(jī)停機(jī)失效 ? 事故分析例 ? 4000 4050 4100 41505455505555605655705754000 4050 4100 41503 . 03 . 54 . 04 . 55 . 05 . 54000 4050 4100 415078910114000 4050 4100 41500501001502002503004000 4050 4100 41501 3 . 51 4 . 01 4 . 51 5 . 01 5 . 54000 4050 4100 41505 . 05 . 25 . 45 . 65 . 86 . 06 . 26 . 44000 4050 4100 41500 . 0 00 . 2 00 . 4 00 . 6 00 . 8 01 . 0 04000 4050 4100 41500501001502002503004000 4050 4100 4150 2 0 00200400600800100012001400 c n tr l v 2 4 ( 2 4 )tavg (K)ti m e ( s )prz water level(m)ti m e ( s ) c n tr l v 2 1 ( 2 1 )sg water level(m)ti m e ( s ) c n tr l v 2 2 ( 2 2 ) c n tr l v 2 3 ( 2 3 )fw flow rate(kg/s)ti m e ( s ) m fl o wj 7 0 1 0 0 ( 7 0 1 0 0 0 0 0 0 ) m fl o wj 7 0 2 0 0 ( 7 0 2 0 0 0 0 0 0 ) p 2 8 0 0 6 ( 2 8 0 0 6 0 0 0 0 )Prz Pressure (Mpa)ti m e ( s )sg pressure (par)ti m e ( s ) p 3 4 5 0 1 ( 3 4 5 0 1 0 0 0 0 ) p 5 4 5 0 1 ( 5 4 5 0 1 0 0 0 0 )c a s e 1 8滿功率緊急 停堆，SRC冷卻 c n tr l v 5 0 ( 5 0 ) c n tr l v 9 1 ( 9 1 )Normarzied Powerti m e ( s )steam dump(kg/s)ti m e ( s ) m fl o wj 7 2 1 0 0 ( 7 2 1 0 0 0 0 0 0 )2023122 19:18:01prz power (kw)ti m e ( s ) c n tr l v 8 0? Condition II:預(yù)期運(yùn)行事件 – 許多系統(tǒng)瞬態(tài)分析是針對這類事件的，它具有 改變電廠關(guān)鍵參數(shù) 的能力 ? 驗收標(biāo)準(zhǔn) – 當(dāng)達(dá)到規(guī)定的閾值時，保護(hù)系統(tǒng)可以使反應(yīng)堆停堆 – 這類事件至少必須具備在停堆后經(jīng)過糾正問題仍能夠恢復(fù)正常運(yùn)行的能力 – 如果沒有其它不相關(guān)的事故同時發(fā)生，這類事故本身不會導(dǎo)致第 III類、第 IV類工況的事故發(fā)生 – 燃料包殼完整性必須確保 – 一回路和二回路的壓力必須不超過反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的限值 – 釋放的任何放射性產(chǎn)物必須符合法規(guī)要求 ? 運(yùn)行極限 的來源 – 技術(shù)規(guī)范極限 – 反應(yīng)堆冷卻劑壓力上限 – 燃料包殼完整性安全限值 – 燃料包殼屬性應(yīng)變設(shè)計限值 ? 預(yù)期事件特性介紹 定義 ： 為偏離正常運(yùn)行工況的事件，在反應(yīng)堆壽期內(nèi)預(yù)期可能會發(fā)生 ? 大亞灣核電站 《 安全分析報告 》 事故分析 工況 Ⅱ―― 中等頻率事故（ 1） ? 引起給水溫度下降的給水系統(tǒng)失靈 ? 引起給水流量增加的給水系統(tǒng)失靈 ? 二回路蒸汽流量過度增加 ? 主蒸汽系統(tǒng)事故卸壓 ? 外部負(fù)荷喪失 ? 汽機(jī)跳閘 ? 主蒸汽隔離閥意外關(guān)閉 ? 凝汽器真空喪失及其它導(dǎo)致汽機(jī)跳閘的事件 ? 電站輔助設(shè)備非應(yīng)急交流電源喪失 ? 正常給水流量喪失 ? 反應(yīng)堆冷卻劑強(qiáng)迫流量部分喪失 ? 一組棒束控制組件在次臨界或低功率啟動工況下失控抽出 ? 一組棒束控制組件在功率運(yùn)行工況下失控抽出 ? 棒束控制組件錯列，單個 RCCA或 RCCA組下落 ? 一條具有不正確溫度的非在役反應(yīng)堆冷卻劑環(huán)路的啟動 ? 導(dǎo)致反應(yīng)堆冷卻劑內(nèi)硼濃度降低的化學(xué)和容積控制系統(tǒng)失靈 ? 功率運(yùn)行期間安全注射系統(tǒng)誤運(yùn)行 ? 使反應(yīng)堆冷卻劑裝量增加的 RCV故障 ? 穩(wěn)壓器先導(dǎo)安全閥誤開 ? 秦山核電站 《 安全分析報告 》 事故分析工況 Ⅱ―― 中等頻率事故（ 1） ? 引起給水溫度下降的給水系統(tǒng)誤動作 ? 引起給水流量增加的給水系統(tǒng)誤動作 ? 蒸汽流量過增 ? 一臺蒸汽發(fā)生器大氣釋放閥或安全閥誤打開 ? 喪失外部電負(fù)荷 ? 汽機(jī)事故停機(jī) ? 主蒸汽隔離閥誤關(guān)閉 ? 冷凝器失去真空和引起汽機(jī)事故停機(jī)的其它事件 ? 電廠輔助設(shè)備的非應(yīng)急電源喪失 ? 喪失正常給水 ? 冷卻劑強(qiáng)迫流動部份喪失 ? 次臨界和低功率啟動條件下，控制棒組的失控提升 ? 功率運(yùn)行期間一個控制調(diào)節(jié)棒組失控提出 秦山核電站 ? 秦山核電站 《 安全分析報告 》 事故分析工況 Ⅱ―― 中等頻率事故（ 2） ? 棒束控制組誤操作 – 控制棒事故掉落 – 控制棒失步 ? 在不適當(dāng)?shù)臏囟认缕饎右慌_停運(yùn)的反應(yīng)堆冷卻劑泵（秦山電廠不存在這種運(yùn)行方式，不作分析） ? 化學(xué)容積控制系統(tǒng)誤操作導(dǎo)致反應(yīng)堆冷卻劑中硼濃度下降 ? 功率運(yùn)行時應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)誤動作 ? 引起堆冷卻劑裝量增加的化學(xué)容積控制系統(tǒng)誤動作 ? 穩(wěn)壓器泄壓閥或安全閥意外開啟 ? 與反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界相連接并貫穿安全殼的儀表管子或其他管道的破裂 秦山核電站 ? Condition III:稀有事故 ? 驗收準(zhǔn)則 – III類事件造成的反應(yīng)堆內(nèi)燃料元件破損的數(shù)量不能太多 – 堆芯幾何構(gòu)形未受影響，可以假定堆芯冷卻是正常的 ? 設(shè)計極限 – III類工況事件不能引起 Ⅳ 類故障，并且必須不進(jìn)一步損害反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和反應(yīng)堆安全殼屏障 – 放射性物質(zhì)的釋放在廠址邊界上事故兩小時后記錄到的劑量當(dāng)量不超過法定值。C t e m p f 6 0 2 0 1 ( 6 0 2 0 1 0 0 0 0 )ti me (s)未停堆 核功率 穩(wěn)壓器壓力 蒸發(fā)器水位 堆芯溫度 穩(wěn)壓器水位 給水過冷事故分析例（ 10oC） ? 給水過多事故 ? 事故類型 – 預(yù)期運(yùn)行事件 ? 起因 – 給水閥門故障 – 給水調(diào)節(jié)閥誤打開 ? 事故后果 – 堆芯功率上升導(dǎo)則停堆 ? 主要影響參數(shù) – 功率上升 ?堆芯溫度上升 – 堆芯溫度從降 ?升 – 蒸發(fā)器水位高 ? 事故響應(yīng) – 停堆或不停堆 – 給水隔離 – 大氣釋放閥、安全閥打開 ? 驗收準(zhǔn)則 – DNBR必須始終高于限值 ? 保守假定 – 旁排失效 – 穩(wěn)壓器壓力自動控制未投入運(yùn)行 – 次臨界和零負(fù)荷工況下，假定一個大的慢化劑負(fù)溫度系數(shù) – 事故打開一個給水控制閥 (給水流量階躍增加到 200％ ) ? 保護(hù)信號 – 給水隔離信號 ? 蒸發(fā)器高高水位引起 – 停堆信號 ? 給水隔離引起汽輪機(jī)停機(jī)停堆 ? 高核功率 ? 超功率 ΔT ? 超溫 ΔT – 安注信號 ? 穩(wěn)壓器低 低壓力 ? 事故分析例 – 零功率 – 各種功率運(yùn)行 ? 4000 4020 4040 4060 4080 4100 4120 41403 . 54 . 04 . 55 . 05 . 54000 4020 4040 4060 4080 4100 4120 41401 4 . 21 4 . 41 4 . 61 4 . 81 5 . 01 5 . 21 5 . 44000 4020 4040 4060 4080 4100 4120 41400 . 00 . 10 . 20 . 34000 4020 4040 4060 4080 4100 4120 41405555605655705754000 4020