【正文】 棒束控制組件開(kāi)始插到緩沖段的時(shí)間取一個(gè)保守值。 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(lèi)型 – 正常運(yùn)行和運(yùn)行瞬態(tài) ? 起因 – 手動(dòng)停堆誤動(dòng)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(hào) – 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(duì)這類(lèi)事件的，它具有 改變電廠關(guān)鍵參數(shù) 的能力 ? 驗(yàn)收標(biāo)準(zhǔn) – 當(dāng)達(dá)到規(guī)定的閾值時(shí)，保護(hù)系統(tǒng)可以使反應(yīng)堆停堆 – 這類(lèi)事件至少必須具備在停堆后經(jīng)過(guò)糾正問(wèn)題仍能夠恢復(fù)正常運(yùn)行的能力 – 如果沒(méi)有其它不相關(guān)的事故同時(shí)發(fā)生，這類(lèi)事故本身不會(huì)導(dǎo)致第 III類(lèi)、第 IV類(lèi)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(guò)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(lái)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?cè)O(shè)計(jì)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(huì)發(fā)生 ? 大亞灣核電站 《 安全分析報(bào)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(guò)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(dòng)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(cuò)列，單個(gè) 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(dòng) ? 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(kāi) ? 秦山核電站 《 安全分析報(bào)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(dòng)作 ? 引起給水流量增加的給水系統(tǒng)誤動(dòng)作 ? 蒸汽流量過(guò)增 ? 一臺(tái)蒸汽發(fā)生器大氣釋放閥或安全閥誤打開(kāi) ? 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(dòng)部份喪失 ? 次臨界和低功率啟動(dòng)條件下，控制棒組的失控提升 ? 功率運(yùn)行期間一個(gè)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(bào)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?dòng)一臺(tái)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(shí)應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)誤動(dòng)作 ? 引起堆冷卻劑裝量增加的化學(xué)容積控制系統(tǒng)誤動(dòng)作 ? 穩(wěn)壓器泄壓閥或安全閥意外開(kāi)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(yàn)收準(zhǔn)則 – III類(lèi)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(jì)極限 – III類(lèi)工況事件不能引起 Ⅳ 類(lèi)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(shí)后記錄到的劑量當(dāng)量不超過(guò)法定值。 C ? 4000 4200 4400 4600 4800 50005 7 4 . 45 7 4 . 65 7 4 . 85 7 5 . 05 7 5 . 25 7 5 . 44000 4200 4400 4600 4800 50005 . 3 25 . 3 45 . 3 65 . 3 85 . 4 04000 4200 4400 4600 4800 50002682702722742762784000 4200 4400 4600 4800 50001 5 . 2 01 5 . 2 51 5 . 3 01 5 . 3 51 5 . 4 01 5 . 4 51 5 . 5 04000 4200 4400 4600 4800 50005 . 4 65 . 4 85 . 5 05 . 5 25 . 5 45 . 5 65 . 5 85 . 6 05 . 6 24000 4200 4400 4600 4800 50001 . 0 01 . 0 11 . 0 21 . 0 34000 4200 4400 4600 4800 50001 0 . 4 6 01 0 . 4 6 51 0 . 4 7 01 0 . 4 7 51 0 . 4 8 01 0 . 4 8 51 0 . 4 9 04000 4200 4400 4600 4800 50002602652702752804000 4200 4400 4600 4800 5000482484486488490492494 t r l v 2 4 ( 2 4 )tavg (oC)ti me(s) t r l v 2 1 ( 2 1 )przl (m)ti me(s)fw flow rate(kg/s)ti me(s) m f l o w j 7 0 1 0 0 ( 7 0 1 0 0 0 0 0 0 ) m f l o w j 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 )PrzP (Mpa)ti me(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 )sg p (MPa)ti me(s)Normarzied Power/Load t r l v 5 0 ( 5 0 )ti me(s) t r l v 2 2 ( 2 2 ) t r l v 2 3 ( 2 3 )Sgl (m)ti me(s) m f l o w j 3 4 4 0 0 ( 3 4 4 0 0 0 0 0 0 ) m f l o w j 5 4 4 0 0 ( 5 4 4 0 0 0 0 0 0 )sg out flow(kg/s)ti me (s)2 0 0 3 2 1 3 2 1 : 1 7 : 1 2fw inlet temp (K)c a s e 5 0 5給水溫度陡降1039。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(guò)冷事故分析例（ 10oC） ? 給水過(guò)多事故 ? 事故類(lèi)型 – 預(yù)期運(yùn)行事件 ? 起因 – 給水閥門(mén)故障 – 給水調(diào)節(jié)閥誤打開(kāi) ? 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(kāi) ? 驗(yàn)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(dòng)控制未投入運(yùn)行 – 次臨界和零負(fù)荷工況下，假定一個(gè)大的慢化劑負(fù)溫度系數(shù) – 事故打開(kāi)一個(gè)給水控制閥 (給水流量階躍增加到 200％ ) ? 保護(hù)信號(hào) – 給水隔離信號(hào) ? 蒸發(fā)器高高水位引起 – 停堆信號(hào) ? 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(hào) ? 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 4