【正文】 ? 為了覆蓋 3%到 5%功率范圍 ， 消除它們的差別 ， 在設(shè)計(jì)實(shí)踐中 ， 假定向環(huán)境排放的水量增加 3噸 。 用初始功率為 3％ 額定功率所做的計(jì)算表明 ， 未破損蒸汽發(fā)生器在安注信號(hào)之前沒有發(fā)出蒸汽發(fā)生器低 低水位信號(hào) 。 – 操縱員可 利用穩(wěn)壓器輔助噴淋維持破損 SG一 、 二次側(cè)壓力平衡 ， 終止破口流量 。 輔助給水投入 ? SG輔助給水系統(tǒng)的兩個(gè)電動(dòng)輔助給水泵由于安注系統(tǒng)投入工作而啟動(dòng) ， 使得 3個(gè) SG的水位回升 ， 故障 SG的水位增長(zhǎng)快 ?（ 破口＋輔助給水 ） 有 滿溢風(fēng)險(xiǎn) 。 安注和輔助給水補(bǔ)償 ， 使壓力趨于上升 ? 高壓安注泵的流量一旦大于破口流量時(shí) ， 一回路壓力回升 ，并穩(wěn)定在由 剩余功率水平 以及同時(shí)通過 破口 和 與二回路間的熱交換 導(dǎo)出的能量所決定的一個(gè)值上； ? 由于有 輔助給水的投入 ， 這個(gè)壓力水平緩慢減小 ， 輔助給水以較冷的水充滿蒸汽發(fā)生器 ， 所以增大了二回路的冷卻能力 ， 由此引起 泄漏流量稍微下降 。 ? 根據(jù) 單一故障準(zhǔn)則 ， 假定 1臺(tái)未破損蒸汽發(fā)生器的釋放閥不能用 。 ? 為了 降低初始蒸汽壓力 (二次側(cè) )， 假定反應(yīng)堆冷卻劑初始平均溫度為初始功率 “ 減去 ” 最大穩(wěn)態(tài)控制范圍和測(cè)量誤差后對(duì)應(yīng)的數(shù)值 。 ? 導(dǎo)致 破損蒸汽發(fā)生器和蒸汽管滿溢排放液體 的情況比僅導(dǎo)致蒸汽排放的情況更加惡劣 。 極限情況 ? 極限情況： 即導(dǎo)致最大放射性后果的情況 ， 意味著在瞬變期間從破損蒸汽發(fā)生器向大氣釋放的活度最大 。 蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故 ? 在幾乎所有的事故規(guī)程中 ， 唯獨(dú) SGTR的處理 特別依賴于操縱員的處理動(dòng)作 ， 操縱員的反應(yīng)能力直接牽涉到這個(gè)事故的后果 。 ? 破裂的部位多發(fā)生在 管板上方 和 U形彎管段區(qū) ； ? 破口的大小和形態(tài)也不一樣 ， 大多破口是 軸向破裂 ， 裂紋長(zhǎng)度為 32 ? 250 mm， 也有裂紋呈 360?的 周向破裂 。 ? 若 單臺(tái)蒸汽發(fā)生器堵管數(shù)超過 10%， 則可能需更換之 。 由于工作條件苛刻 ， 絕大部分壓水堆都遇到過蒸汽發(fā)生器方面的麻煩 。 )0()]0()([)0()( 222 OHprprOHOH VTtTVtV ??? ?主回路體積增加 ： 水的膨脹系數(shù) 系統(tǒng)的保護(hù)措施 蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故 Steam Generator Tube Rupture, SGTR ? 定義 蒸汽發(fā)生器中一根或多根傳熱管發(fā)生破裂 (也包括導(dǎo)致輕微連續(xù)泄漏的裂紋 )導(dǎo)致的事故 。 ? 在壓力瞬變中必須考慮冷卻劑體積變化 ， 因?yàn)橐后w幾乎是不可壓縮的 ，必須提供一定的空間補(bǔ)償體積膨脹 。 ?? hACM pprpr?堆芯進(jìn)出口溫差 SG進(jìn)出口溫差 熱阱喪失事故的極限工況 ? 二次側(cè)流量下降引起蒸汽發(fā)生器二次側(cè)為蒸汽所覆蓋 ， 傳熱系數(shù)大大下降 ， 呈現(xiàn)主回路近似 絕熱 的狀態(tài) 。 ? 斷軸事故出現(xiàn)反向流比較晚 ， 從而改善了瞬變期間的流量演變 。 SG的倒 U形管頂部積存了較多的汽體 ， 驅(qū)動(dòng)壓頭又不能使 U形管上升段中的水沖走積存的汽體 ，自然循環(huán)也要終止 。 影響壓水堆核電站自然循環(huán)的因素有哪些 ？ 冷阱與熱源之間的 位差 ， 位差越大 ， W越大 ， 冷卻劑溫升越小 ， 自然循環(huán)能力越強(qiáng)； 流道的 流阻 ， 流阻越小 ， 自然循環(huán)能力越強(qiáng)； 冷阱與熱源之間的 溫差 ， 溫差越大 ， 自然循環(huán)能力越強(qiáng)； 冷卻劑中的 含汽率 會(huì)嚴(yán)重影響自然循環(huán)的建立和維持 。 從安全的角度看 ， 選擇小的堆芯時(shí)間常數(shù)和大的主泵半時(shí)間相當(dāng)重要 。 此時(shí)事故嚴(yán)重性顯然要大得多 。 初始為 0 第一階段：失流事故后堆芯慣性流量的瞬變 初始為 1 2?? CtddI ??? ??????????ppttCIt100???02~202?????????????????PprprHgWKdtdWAL ????2200 )/1(1pl ttWWWWdtdt???????????????????? prprl KWALt ~20???????? 與 泵 內(nèi) 阻 力 轉(zhuǎn)矩有關(guān)的系數(shù) 假設(shè)水泵無慣性（卡泵事故） ： 停泵后流量下降速率取決于主回路流體的慣性，其下降速率的大小由 主回路半時(shí)間 tl 所決定。 0)(2~202???????????????????PprprprHgzgWKdtdWAL ????? ? 第二階段 ：在瞬變結(jié)束時(shí) ， 泵的慣性壓頭已消失 ， 冷卻劑完全靠重力壓頭驅(qū)動(dòng) ， 即穩(wěn)態(tài) 自然循環(huán) 。 ? 驗(yàn)收準(zhǔn)則 ： （ 對(duì)強(qiáng)迫流量部分或全部喪失而言 ） DNBR準(zhǔn)則 ； （ 對(duì)屬極限事故的卡泵與斷軸事故而言 ） 類似于彈棒事故 ， 主要是 限定包殼最高溫度不超過鋯合金脆化溫度 1482?C。 分析大亞灣電廠“反應(yīng)堆冷卻劑強(qiáng)迫流量 部分喪失和全部喪失”事故假設(shè)中采用的值 ? 根據(jù) “使 DNBR最小”原則 選定不確定度的符號(hào)。 ? 事故描述 如果事故發(fā)生時(shí)反應(yīng)堆正在 功率運(yùn)行 ， 則即時(shí)影響是 冷卻劑溫度迅速升高 ；如果反應(yīng)堆 沒有緊急停堆 ，則溫度升高可能 導(dǎo)致 DNB， 隨之燃料損傷 。 ? 發(fā)生部位 – 主泵 ? 后果 – 冷卻劑流量下降 ， 使其溫度和系統(tǒng)壓力 （ 脈沖 ） 上升 ， 包殼溫度也上升 ， 可能發(fā)生 DNB， 導(dǎo)致燃料元件破損 。 ? 管理規(guī)程 – 電站運(yùn)行期間稀釋系統(tǒng)中那些不用的閥門均處于 關(guān)閉和鎖定狀態(tài) ? 自動(dòng)保護(hù)特性 – 在 SG檢查期間和換料期間 ， “ 停堆時(shí)高中子通量 ” 信號(hào)會(huì)向操縱員發(fā)出 稀釋報(bào)警 。 硼失控稀釋 事 故 特 征 ? 硼濃度較低的水注入反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)可能引起堆芯反應(yīng)性增加； ? 硼失控稀釋可能潛在的導(dǎo)致 意外臨界 （ 停堆時(shí) ）或 DNB（ 功率運(yùn)行時(shí) ） 。例如 ， – 用一維 CINEMA程序做核功率隨時(shí)間變化的 全堆芯分析 ， 模擬棒的運(yùn)動(dòng)并考慮了軸向功率分布變化下的反饋效應(yīng) 。 ? 機(jī)械設(shè)計(jì) ? 保證密封罩殼的設(shè)計(jì)及加工的可靠 ，棒束控制組件驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)的外殼破損使它得以從堆芯快速?gòu)棾鍪遣豢赡艿模蛪簹んw為核安全一級(jí)部件 ） ? 280bar的水壓試驗(yàn)； ? 再次試驗(yàn)（ 228bar下做的總體水壓試驗(yàn)）； ? 驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)的應(yīng)力水平不受功率運(yùn)行下預(yù)期系統(tǒng)瞬變的影響（位于反應(yīng)堆本體上方 ）。 熱點(diǎn)的包殼溫度低于未氧化包殼開始顯著脆化的溫度 1482?C。 事 故 描 述 ? 開始的短時(shí)間內(nèi) ， 功率激增產(chǎn)生的大部分能量?jī)?chǔ)存在 UO2芯塊內(nèi)部 ， 然后逐漸釋放到系統(tǒng)其它部分 ； ? 燃料中積聚很大的能量 ， 將使 最熱的芯塊熔化 ， 釋放出的氣體在 燃料棒內(nèi)部形成高壓 ， 使 燃料棒瞬時(shí)破裂 。 ? 后果 ? 由于快速引入反應(yīng)性 ， 造成堆內(nèi) 核功率激增 ， 使燃料元件發(fā)生很大變化 ， 形成堆芯很大的 功率不均勻 因子 ， 因此會(huì)出現(xiàn)一個(gè)大的局部功率峰值 。 ? 瞬發(fā)臨界 ? 超瞬發(fā)臨界瞬變 ?? ????彈棒事故 ? 極限事故（＋小破口） 響應(yīng)特性 ? 功率增長(zhǎng) e 倍所需的時(shí)間 遠(yuǎn)小于 堆芯時(shí)間常數(shù)， 堆內(nèi)傳熱近似為絕熱過程 ，大量的熱能積聚在堆芯； ? 產(chǎn)生 功率振蕩現(xiàn)象 ； ? 造成 堆芯功率分布的嚴(yán)重畸變 。 ? 為 使該瞬變開始時(shí) DNB裕度最小 ， 取下列保守的初始工況： ? 假定初始功率分別取 滿功率的 102%、 62%和 12%， 以考慮2%的穩(wěn)態(tài)熱工測(cè)量最大誤差 ； ? 反應(yīng)堆冷卻劑初始平均溫度分別假定為 ?C、 ?C和 ?C， 即 初始功率下的值加上最大的穩(wěn)態(tài)控制范圍和測(cè)量誤差之和 ?C； ? 假定反應(yīng)堆冷卻劑初始?jí)毫?， 即它的 額定值減去最大穩(wěn)態(tài)波動(dòng)和測(cè)量誤差 bar之和 。 這種情況是非常不可能發(fā)生的 ， 因?yàn)榧僭O(shè)： ?? 單個(gè)控制棒束位臵指示器故障； ?? 操縱員完全不顧調(diào)節(jié)規(guī)程 ， 并且未能理解控制棒抽出時(shí)發(fā)出的報(bào)警信號(hào) 。 ? 事故分析的 保守 初始條件 ： ? 穩(wěn)壓器初始?jí)毫?為其額定值 減去 最大穩(wěn)態(tài)波動(dòng)和測(cè)量誤差 （ 壓力低 ） ； ? 反應(yīng)堆冷卻劑初始平均溫度 為其熱態(tài)零功率的值 加上 最大穩(wěn)態(tài)控制范圍和測(cè)量誤差 （ 溫度高 ） ； ? 考查的情況對(duì)應(yīng)于 具有最大累積微分價(jià)值的兩組棒束的失控抽出 。 系統(tǒng)響應(yīng)特性 ? 超緩發(fā)臨界瞬變功率增長(zhǎng)曲線向上彎曲 ， 達(dá)到 118%額定功率 ， 超功率保護(hù)緊急停堆 。 ? 反應(yīng)性引入速率較小 ， 故冷卻劑溫度和功率上升都不太快 ， 由冷卻劑平均溫度過高保護(hù)觸發(fā)反應(yīng)堆緊急停閉 （ 超溫保護(hù)停堆 ） ， 此時(shí) 功率峰值未達(dá)到超功率保護(hù)整定值 （ 118%額定功率 ） 。 由于 燃料芯部溫度和 DNB無法測(cè)量 ， 但可以知道影響它們的其它物理參數(shù) ， 這些參數(shù)可以測(cè)量 ， 再通過修正 、 補(bǔ)償和變換 ， 間接確定保護(hù)整定值 ， 實(shí)現(xiàn)保護(hù)目的 。 在超溫或超功率保護(hù)動(dòng)作前 ， 先閉鎖反應(yīng)堆控制棒提升 ， 并以一定速率逐漸降負(fù)荷 ， 如果反應(yīng)堆狀態(tài)繼續(xù)惡化 ， 則 ?T 保護(hù)啟動(dòng) ， 以緊急停堆 。 ? 中子通量對(duì)反應(yīng)性連續(xù)引入的響應(yīng)具有如下特征： 很快上升 ， 直到被 負(fù)多普勒系數(shù)的反應(yīng)性反饋效應(yīng) 所終止 。 ? 反應(yīng)性引入事故有以下幾種 （ 潛在因素 ） ： － 控制棒失控抽出 （ 提棒事故 ） ； － 控制棒彈出 （ 彈棒事故 ） ； － 冷卻劑中硼的失控稀釋； － 主系統(tǒng)冷卻過速 。 反應(yīng)堆冷卻劑裝量增加初因事件 ? 意外注入 ? 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； ? 蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂； ? 反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界內(nèi)各種管道破裂產(chǎn)生的失水事故 。 ? 給水溫度低 ? 給水流量高 ? 蒸汽流量增加 MS FW ? 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(fù)荷； ? 汽輪機(jī)跳閘 (截止閥關(guān)閉 )； ? 凝汽器真空破壞； ? 同時(shí)失去廠內(nèi)外交流電源 （ 全廠斷電SBO） ； ? 失去正常給水流量； ? 給水管道破裂 。 各類工況的事故（件）分析 對(duì)于 II類工況定量驗(yàn)收準(zhǔn)則 （中等頻率事件 /預(yù)計(jì)運(yùn)行事件） ? 一回路壓力小于 110%設(shè)計(jì)值； ? 燃料元件不燒毀 ， DNBR（ 應(yīng)用 W3公式 ） 不得小于 ； ? 放射性后果按正常排放允許值控制 。 極限事故 ?? 一回路系統(tǒng)主管道大破裂 （ LBLOCA） ； ?? 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(tái)冷卻劑泵轉(zhuǎn)子卡死； ?? 燃料操作事故； ?? 彈棒事故 。 但 未超過規(guī)定的最大允許值 。 ? 運(yùn)行壽期內(nèi)發(fā)生一次或數(shù)次偏離正常運(yùn)行的所有過程，發(fā)生概率 102 / 堆年 ； ? 觸發(fā)保護(hù)系統(tǒng)整定值 ， 迫使停堆 ，不會(huì)造成燃料損壞或一、二回路超壓，可重新投運(yùn)； ? 只要 保護(hù)系統(tǒng) 正常運(yùn)行，不會(huì)導(dǎo)致事故工況。 ? 事故工況 ： 比預(yù)計(jì)運(yùn)行事件更嚴(yán)重的工況 ， 包括 設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故 和 嚴(yán)重事故 。 （ 1） 沒有明確地考慮作為設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故 ， 但可為設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故所涵蓋的那些事故工況 。即 “ BE+Uncertainty”。 ? 確定論事故 分析的程序系統(tǒng) ?? DBA確定論分析以熱工水力系統(tǒng)分析程序?yàn)橹鞲?， 同時(shí)涉及子通道分析 、 燃料行為 、 安全殼相應(yīng) 、 力學(xué)分析 、 堆芯行為分析 、 放射性后果評(píng)價(jià)等各個(gè)方面的分析程序系統(tǒng) 。 該準(zhǔn)則的設(shè)臵意圖是防止鋯水反應(yīng)的激化 。 考慮到壓水堆平均線功率密度約為 kW/m， 可以推知： 堆芯熱點(diǎn)因子 FQ不得大于 （ ie. ） ； ? 最小 DNBR在用 W3公式估算時(shí) ， 不得小于 ， 這可以保證在95%臵信度下 95%的燃料元件不發(fā)生燒毀 （ DNBR準(zhǔn)則 ） ； ? 燃料元件包殼外壁面溫度不超過 425?C。 發(fā)生頻度越高的事件 ， 驗(yàn)收準(zhǔn)則越嚴(yán)格 。 除最嚴(yán)重的單一故障以外 ， 分析中還有其它 4個(gè)附加的補(bǔ)充保守假設(shè)：