【正文】 表系統(tǒng) 其它測量系統(tǒng) 貫穿件破裂 ? 放射性泄漏 放射性泄漏 燃料元件破損 一回路壓力邊界破損 一回路輔助系統(tǒng)破損 堆芯傳熱惡化 輻照變形 失水 沸騰 氧化 燒毀 變形 沖擊 ? 核電廠運行工況與事故分類 ? 核電廠運行工況與事故分類 ?1970年美國標準協(xié)會（ ANSI） 分類法 ?1975年美國核管會（ NRC） ? 《 輕水堆核電廠安全分析報告標準格式和內(nèi)容 》（ 第二次修訂版） ? 47種典型始發(fā)事件 ?1992年 IAEA《 國際核事件評價 尺度（ INES)》 ?我國的核電廠事故分類 ?核電廠嚴重事故 ? 美國標準協(xié)會（ ANSI） 分類法 I. 正常運行和運行瞬態(tài) （預期運行事件） （假想事故） ? 出現(xiàn)較頻繁 ? 要求無需停堆 ? 依靠 控制系統(tǒng) 調(diào)節(jié)，回到穩(wěn)定狀態(tài) ? 在整個運行壽期內(nèi)，一般極少發(fā)生，概率104~ 2x102 /堆年 ? 需要 投入專設(shè)安全設(shè)施 ? 運行壽期內(nèi)發(fā)生一次或數(shù)次偏離正常運行的所有過程 ? 要求只可能迫使停堆，不會造成燃料損壞或一、二回路超壓 ? 只要 保護系統(tǒng) 正常運行，不會導致事故工況 ? 發(fā)生概率 106~ 2x104 /堆年 ? 會釋放出大量放射性物質(zhì) ? 設(shè)計中必須加于考慮 ? 專設(shè)安全設(shè)施必須保證一回路壓力邊界的完整性 ? 正常運行和運行瞬態(tài) ? 核電廠的正常啟動、停閉和穩(wěn)態(tài)運行 ? 帶有偏差的極限運行 ? 運行瞬變 ? 中等頻率事件 （預期運行事件） ? 堆啟動時 ， 控制棒組件不可控地抽出 ? 滿功率運行時 ， 控制棒組件不可控地抽出 ? 控制棒組件落棒 ? 硼失控稀釋 ? 部分失去冷卻劑流量 ? 失去正常給水 ? 給水溫度降低 ? 負荷過份增加 ? 隔離環(huán)路再啟動 ? 甩負荷 ? 失去外電源 ? 一回路卸壓 ? 主蒸汽系統(tǒng)卸壓 ? 滿功率運行時 ， 安全注射系統(tǒng)誤動作 ? 稀有事故 ? 一回路系統(tǒng)管道小破裂 ? 二回路系統(tǒng)蒸汽管道小破裂 ? 燃料組件誤裝載 ? 滿功率運行時抽出一組控制棒組件 ? 全廠斷電 (反應(yīng)堆失去全部強迫流量 ) ? 放射性廢氣 、 廢液的事故釋放 ? 蒸汽發(fā)生器單根傳熱管斷裂事故 ? 極限事故 ? 一回路系統(tǒng)主管道大破裂 ? 二回路系統(tǒng)蒸汽管道大破裂 ? 蒸汽發(fā)生器多根傳熱管斷裂 ? 一臺冷卻劑泵轉(zhuǎn)子卡死 ? 燃料操作事故 ? 彈棒事故 ? 美國核管會（ NRC） 分類法 ? 二回路系統(tǒng)排熱增加 ? 二回路系統(tǒng)排熱減少 ? 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)流量減少 ? 反應(yīng)性和功率分布異常 ? 反應(yīng)堆冷卻劑裝量增加 ? 反應(yīng)堆冷卻劑裝量減少 ? 系統(tǒng)或設(shè)備的放射性釋放 ? 未能停堆的預計瞬變 ? 二回路系統(tǒng)排熱增加初因事件 ? 給水系統(tǒng) 故障使給水溫度降低 ? 給水系統(tǒng) 故障使給水流量增加 ? 蒸汽壓力調(diào)節(jié)器故障或損壞使蒸汽流量增加 ? 誤打開蒸汽發(fā)生器卸放閥或安全閥 ? 安全殼 內(nèi)、外各蒸汽管道破損 ? 給水溫度低 ? 給水流量高 ? 蒸汽流量增加 MS FW ? 二回路系統(tǒng)排熱減少初因事件 ? 蒸汽壓力調(diào)節(jié)器故障或損壞使蒸汽流量減少 ? 失去外部電負荷 ? 氣輪機 跳閘 (截止閥關(guān)閉 ) ? 誤管主蒸汽隔離閥 ? 凝汽器真空破壞 ? 同時失去廠內(nèi)外交流電源（全廠斷電） ? 失去正常給水流量 ? 給水管道破裂 ? 給水流量降低 ? 蒸汽流量減少 MS FW 熱阱喪失事故 ? 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)流量減少初因事件 ? 一個或多個反應(yīng)堆主泵停止運動 ? 反應(yīng)堆主泵軸卡死 ? 反應(yīng)堆主泵軸斷裂 ? 冷卻劑流量降低 失流事故 ? 反應(yīng)性和功率分布異常初因事件 ? 在次臨界或低功率時，非可控抽出控制棒組件 ? 在特定功率水平下非可控抽出控制棒組件 ? 控制棒誤操作 ? 啟動一條未投入運行的反應(yīng)堆冷卻劑環(huán)路或在不適當?shù)臏囟认聠右粭l再循環(huán)環(huán)路 ? 化容控制系統(tǒng)故障使冷卻劑中硼濃度降低 ? 在不適當?shù)奈恢谜`裝或操作一組燃料組件 ? 各種控制棒彈出事故 反應(yīng)性引入事故 ? 反應(yīng)性增加、降低 ? 反應(yīng)堆冷卻劑裝量增加初因事件 ? 功率運行時誤操作應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng) – 手動功能誤動作 ? 化容系統(tǒng) 故障使反應(yīng)堆冷卻劑裝量增加 – 手動功能誤動作 ? 意外注入 ? 反應(yīng)堆冷卻劑裝量減少初因事件 ? 誤打開穩(wěn)壓器安全閥 ? 貫穿安全殼一回路壓力邊界儀表或其它線路系統(tǒng)的破裂 ? 蒸發(fā)器傳熱管破裂 ? 反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界內(nèi)各種管道破裂產(chǎn)生的失冷事故 ? 破口 ? 閥門打開 失水事故 ? 系統(tǒng)或設(shè)備的放射性釋放初因事件 ? 放射性氣體廢物系統(tǒng)泄漏或破損 ? 放射性液體廢物系統(tǒng)泄漏或破損 ? 假想的液體儲箱破損而產(chǎn)生的放射性釋放 ? 設(shè)計基準燃料操作事故 ? 乏燃料儲箱掉落事故 ? 未能停堆的預計瞬變初因事件 ? 誤提出控制棒 ? 失去給水 ? 失去電負荷 ? 凝汽機真空破壞 ? 汽輪機跳閘 ? 主蒸汽管道隔離閥關(guān)閉 未停堆＋ xx事件 ? 國際核事件評價 尺度 （ INES： International Nuclear Event Scale) 級 別 基 準 評價例 場外影響 場內(nèi)影響 縱深防御的惡化 事 故 嚴重事故 放射性物質(zhì)大量向外部放出：以 I131等價的數(shù)萬 mSv放射性物質(zhì)的外部泄漏 切爾諾貝利事故 1986，前蘇聯(lián) 大事故 放射性物質(zhì)中等量向外部放出：以 I131等價的數(shù)千～數(shù)萬mSv放射性物質(zhì)的外部泄漏 伴有向外泄漏風險的事故 放射性物質(zhì)一定量向外部放出：以 I131等價的數(shù)百～數(shù)千mSv放射性物質(zhì)的外部泄漏 堆芯或放射性屏蔽層重大損傷 TMI事故 1979，美國 向外泄漏風險不大的事故 放射性物質(zhì)少量放出：公眾照射量超過法定限量的數(shù) mSv 堆芯或放射性屏蔽層中等程度損傷 /工作人員受到致死量的照射 JCO臨界事故 1999，日本 異常事件 重大異常事件 放射性物質(zhì)極少量向外部放出：公眾照射量超過法定限量十分之一 場內(nèi)受到嚴重的放射性污染 /工作人員受到急性照射危害 縱深防御喪失 日本動燃固化裝置火災(zāi)事故， 1997 異常事件 安全上不重要的事件 場內(nèi)受到中等程度的放射性污染 /工作人員受到超過年法定劑量的照射 縱深防御在一定程度上惡化 日本美濱核電站傳熱管破損事故，1991 偏離正常 偏離運行限值范圍 日本濱岡核電站配管斷裂事故， 2023 尺度以下 尺度以下 0＋ 對安全有一點影響 0 對安全沒有影響的事件 評價對象外 與安全性無關(guān)的事件 ? 我國的核電站事故分類 ? 正常運行 ? 預計運行事件 ? 事故工況（設(shè)計基準事故） ? 嚴重事故 ? 核電廠安全分析 ? ? 評價核電廠在事故工況下的安全性 ? 評價核電廠對故障和事故的響應(yīng) 分析方法 核電廠安全分析 ? 核電廠安全分析 ? 安全分析方法的分類 ? 安全分析的目的 ? 安全分析中考慮的內(nèi)容 ? 電廠整定值分析 ? 安全分析方法的分類 ? 確定論分析方法 ? 概率論分析方法 ? 安全分析的目的 ? 總目的 – 論證核電站的安全性 ? 安全分析的應(yīng)用目的 – 保守分析 ? 執(zhí)照申請用 ?《安全分析報告 》 ? 電廠的保守評價 – 操作員培訓 – 最佳估算用 ? 模型的性能分析 ? 培訓 ? 風險評價 ? 電廠安全分析的結(jié)果 使用目的 不同，采用的分析 方法和要求 也不同 要求在保守的假定下分析事故瞬態(tài)和系統(tǒng)響應(yīng)能力 要求接近真實的情況，并且計算速度能夠達到實時 ? 核電廠安全分析報告 ? 安全分析報告 ? 引言和電廠概況 ? 廠址特征 ? 構(gòu)筑物、部件、設(shè)備和系統(tǒng)的設(shè)計 ? 反應(yīng)堆 ? 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其連結(jié)系統(tǒng) ? 專設(shè)安全設(shè)施 ? 儀表和控制 ? 電力 ? 輔助系統(tǒng) ? 蒸汽和動力轉(zhuǎn)換系統(tǒng) ? 放射性廢物管理 ? 輻射防護 ? 運行管理 ? 初始試驗大綱 ? 事故分析 ? 技術(shù)規(guī)格書 ? 質(zhì)量保證 ? 第 1章 引言和電站概述 ? 第 2章 廠址特征 ? 第 3章 結(jié)構(gòu)，部件、設(shè)備和系統(tǒng)的設(shè)計 ? 第 4章 反應(yīng)堆 ? 第 5章 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和與之連接的系統(tǒng) ? 第 6章 專設(shè)安全設(shè)施 ? 第 7章 儀表和控制 ? 第 8章 電力系統(tǒng) ? 第 9章 輔助系統(tǒng) ? 第 10章 蒸汽發(fā)電系統(tǒng) ? 第 11章 放射性廢物管理 ? 第 12章 輻射防護 ? 第 13章 生產(chǎn)管理 ? 第 14章 初始試驗大綱 ? 第 15章 事故分析 ? 第 16章 技術(shù)規(guī)格書 ? 第 17章 質(zhì)量保證 秦山核電站 大亞灣核電站 ? 秦山第三核電站安全分析報告 ? 1. INTRODUCTION AND SUMMARY DESCRIPTION ? 3. DESIGN OF STRUCTURES AND SYSTEMS ? 4. REACTOR ? 5. REACTOR PROCESS SYSTEMS ? 6. SAFETY SYSTEMS ? 7. INSTRUMENTATION AND CONTROL ? 8. ELECTRICAL POWER SYSTEMS ? 9. AUXILIARY AND SERVICE SYSTEMS ? 10. TURBINE GENERATOR AND AUXILIARIES ? 11. RADIOACTIVE WASTE MANAGEMENT ? 12. RADIATION PROTECTION ? 15. ACCIDENT ANALYSIS ? 18. HUMAN FACTORS ENGINEERING ? CHASHMA NUCLEAR POWER PLANT UNIT2 PRELIMINARY SAFETY ANALYSIS REPORT ? CHAPTER － INTRODUCTION AND GENERAL DESCRIPTION OF PLANT ? CHAPTER － SITE ? CHAPTER － STRUCTURE, SYSTEM AND COMPONENT ? CHAPTER － REACTOR ? CHAPTER － REACTOR COOLANT SYSTEM AND CONNECTED SYSTEMS ? CHAPTER － ENGINEERED SAFETY FEATURES ? CHAPTER － INSTRUMENTATION AND CONTROLS ? CHAPTER － ELECTRIC POWER ? CHAPTER － AUXILIARY SYSTEMS ? CHAPTER － STEAM AND POWER CONVERSION SYSTEM ? CHAPTER － RADIOACTIVE WASTE MANAGEMENT ? CHAPTER － RADIATION PROTECTION ? CHAPTER － CONDUCT OF OPERATIONS ? CHAPTER － INITIAL TEST PROGRAM ? CHAPTER － ACCIDENT ANALYSIS ? CHAPTER － TECHNICAL SPECIFICATIONS ? CHAPTER － QUALITY ASSURANCE (DURING THE DESIGN AND CONSTRUCTION PHASES) ? CHAPTER － HUMAN FACTORS ENGINEERING ? 安全分析報告中分析的內(nèi)容 FSAR 第 15章 事故分析 ? 事故分析 ? 二回路排熱增加 ? 二回路排熱減少 ? 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)流量降低 ? 反應(yīng)性和功率分布異常 ? 反應(yīng)堆冷卻劑裝量增加 ? 反應(yīng)堆冷卻劑裝量減少 ? 系統(tǒng)或部件的放射性