【正文】 ? 依靠 流體慣性 和 自然循環(huán)流量 來導(dǎo)出堆芯熱量。 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 。 強(qiáng)迫流量 全部喪失 （全部失流） ? 起因 所有反應(yīng)堆冷卻劑泵的電源同時喪失 。 強(qiáng)迫流量 部分喪失 （部分失流） ? 起因 – 主泵機(jī)械故障； – 主泵電氣故障； – 主泵母線供給一臺或二臺泵的電源故障 。 LOFA主要起因 ? 反應(yīng)堆冷卻劑強(qiáng)迫流量 部分喪失 （部分失流） ； ? 反應(yīng)堆冷卻劑強(qiáng)迫流量 全部喪失 （全部失流） ； ? 反應(yīng)堆冷卻劑 泵軸卡住 （卡泵事故） ； ? 反應(yīng)堆冷卻劑 泵軸斷裂 （斷軸事故） 。 ? 分析的中心問題 – 反應(yīng)堆功率下降是否足夠快 ， 使事故瞬變期間流量和功率的失配不致引起冷卻劑溫度過高 。 這些報警在安全殼內(nèi)和控制室內(nèi)都會給出 。 – 容積控制箱 高水位信號使補(bǔ)給系統(tǒng)停止 運行 。 降低事故概率的措施 ? 機(jī)組正常時 ， 硼和水補(bǔ)給系統(tǒng)處于 自動補(bǔ)給模式 ， 能確保預(yù)定濃度的硼酸溶液供給反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng) 。 彈棒事故下燃料溫度的熱通道分析結(jié)果 14820C 硼濃度降低的化學(xué)和容積控制系統(tǒng)故障 ? 起因 – 操縱員差錯； – 反應(yīng)堆硼和水補(bǔ)給系統(tǒng)或化容控制系統(tǒng)中有一個部件故障； – 二回路水通過蒸汽發(fā)生器破裂管子的泄漏 （ 硼和水補(bǔ)給系統(tǒng) /化容控制系統(tǒng)被隔離的情況下 )； – 設(shè)備冷卻水系統(tǒng)的水通過余熱排出系統(tǒng)熱交換器破裂管子的泄漏 （ 硼和水補(bǔ)給系統(tǒng) /化容控制系統(tǒng)被隔離的情況下 )。 – 用 COMBAT程序進(jìn)行 熱點分析 ， 用來確定瞬態(tài)熱工性狀 ， 特別是芯塊和包殼溫度的變化 。 ? 實際上 ， 習(xí)慣用 大型熱工水力系統(tǒng)響應(yīng)程序 與 燃料元件分析程序 。 分 析 方 法 ? 點堆動態(tài)方程已不適用 。 預(yù)防措施 ? 核設(shè)計 ? 利用 硼濃度跟蹤燃耗 ，減少停在堆內(nèi)的控制棒數(shù)； ? 負(fù)荷跟蹤運行時 只允許部分控制棒部分地插入堆芯 ，到達(dá)插棒限值附近時保護(hù)系統(tǒng)將警報； ? 控制棒位和控制棒反應(yīng)性價值需仔細(xì)計算， 選擇的是能限制彈棒事故后果的方案 。 進(jìn)入 DNB的燃料棒數(shù)不超過燃料棒總數(shù)的 10%。 系統(tǒng)峰值壓力不超過設(shè)計壓力的 110%。 熱量可迅速地從散落到冷卻劑中的二氧化鈾碎粒傳輸?shù)嚼鋮s劑中； ? 部分冷卻劑中過量的能量積聚和熱能轉(zhuǎn)變?yōu)闄C(jī)械能形成的 很強(qiáng)的沖擊波 ， 可能損壞堆芯和一回路系統(tǒng) ， 破壞堆芯的可冷卻性 ； ? 熱量傳遞到元件包殼 ， 可造成 部分包殼發(fā)生 DNB， 可能使包殼達(dá)到脆化溫度 影響其完整性 ； ? 熱量傳遞到冷卻劑 ， 可使冷卻劑系統(tǒng)溫度和壓力上升 ， 形成 一回路壓力高峰 ， 對壓力邊界造成沖擊 。 – 階躍 引入反應(yīng)性的大小 是彈出棒原先在堆內(nèi)的那一部分的價值； – 從破口 流失的冷卻劑流量 相當(dāng)于一次回路管道的小破口； – 在安全分析中 ， 要求考慮 不同運行狀態(tài) ， 即 不同功率水平下 ， 以及 不同控制棒組合情況 下的瞬態(tài)過程； – 該事故的 極限工況 是 具有最大反應(yīng)性價值的控制棒從插入極限處彈出 ； – 通常事故發(fā)展非常迅速 ， 低功率 下尤其嚴(yán)重 。 ? 同時 ， 造成疊加 一個小破口失水事故 ， 從失水事故角度來看 ， 后果并不嚴(yán)重 ， 主要是彈棒造成堆芯功率嚴(yán)重畸變 。 屬 極限 DBA。 功率振蕩現(xiàn)象 ? 事故開始時 ， 由于功率很低 ， 隨著反應(yīng)性的不斷引入 ， 周期變短 ， 功率上升速率增加 ， 到達(dá)一定程度出現(xiàn) 反應(yīng)性反饋效應(yīng) 且越來越明顯 ， 使反應(yīng)性減小 ， 變?yōu)樨?fù)值時 ， 功率轉(zhuǎn)而下降 ， 于是在某一時刻出現(xiàn)第一個功率峰值； ? 由于 緩發(fā)中子的存在 ，使得功率振蕩逐漸衰減 ， 最終達(dá)到一個平衡值 。 準(zhǔn)穩(wěn)態(tài)瞬變與超緩發(fā)臨界瞬變的瞬態(tài)響應(yīng) 超溫停堆信號 超功率保護(hù) 停堆信號 118% 反應(yīng)性引入速率 ?? 超瞬發(fā)臨界瞬變 ?? 引入的反應(yīng)性很大，超過了瞬發(fā)臨界的程度所引起的堆內(nèi)瞬變 。 功率運行下單個棒束控制組件抽出的反應(yīng)堆保護(hù) ? 探測方法 ? 棒位指示器； ? 表示一根棒偏離了它所在棒組的燈光信號和聲響報警； ? 堆外核測量通道或堆芯出口熱電偶測量到不對稱的功率分布 。 把這些情況組合起來的概率非常低 Ⅲ 需做分析的功率水平及假設(shè) ? 應(yīng)當(dāng) 對 100%、 60%和 10%額定功率三個功率水平 分析該瞬變 。 ? 如果反應(yīng)堆 以自動控制模式運行 ， 幾個同時出現(xiàn)的電氣或故障可能使一個控制棒組件抽出 。 功率運行下 單個棒束控制組件 抽出起因 ? 只有下列兩種非常不可能的情況下 ， 才可能發(fā)生 功率運行工況下單個棒束控制組件的抽出事故 ： ? 操縱員可能認(rèn)為有一個棒組下落 ， 經(jīng)過考慮后 ， 把棒組控制 切換到手動模式 ， 然后抽出單個棒束控制組件 。 假定 這兩組都以最大速率運動 (72步 /min)（ 正反應(yīng)性引入大 ） ； ? 假定 只有 2臺反應(yīng)堆冷卻劑泵運行 （ 3環(huán)路 ） 。 緩發(fā)中子份額:0??? ??滿功率時兩組控制棒失控抽出 s/108 4?????eg. 準(zhǔn)穩(wěn)態(tài)瞬變與超緩發(fā)臨界瞬變的瞬態(tài)響應(yīng) 超溫保護(hù)停堆信號 超功率保護(hù) 停堆信號 118% 準(zhǔn)穩(wěn)態(tài)瞬變 超緩發(fā)臨界瞬變 超緩發(fā)臨界瞬變 準(zhǔn)穩(wěn)態(tài)瞬變 控制棒失控抽出 一組棒束控制組件 在次臨界或低功率起動工況 下失控抽出的假設(shè) ? 考慮的 限值準(zhǔn)則 為： ? 最小偏離泡核沸騰比 必須始終超過限值； ? 燃料芯塊中心最高溫度 必須始終低于燃料熔化溫度 。 ? 在瞬變期間穩(wěn)壓器的 壓力和冷卻劑平均溫度變化較小 （ 不到 1MPa，約 2K） 。 反應(yīng)性引入速率 ?? 超緩發(fā)臨界瞬變 ?超緩發(fā)臨界瞬變 – 引入堆內(nèi)的正反應(yīng)性較快 ，以至 反應(yīng)性反饋效應(yīng)和控制系統(tǒng)已不能完全補(bǔ)償 ，使 總的反應(yīng)性大于零 ，但 又不超過 ? 的瞬變 。 ? 穩(wěn)壓器壓力和冷卻劑平均溫度的上升幅度較大 ， 最小偏離泡核沸騰比 （ DNBR） 下降較顯著 ， 偏離泡核沸騰的裕量變小了 。 5101 ??pcmeg. 準(zhǔn)穩(wěn)態(tài)瞬變時系統(tǒng)響應(yīng)特性 ? 功率變化十分緩慢 ， 功率變化 e倍所需的時間 遠(yuǎn)大于 堆芯時間常數(shù) ， 因此 堆內(nèi)溫度可以近似地用穩(wěn)態(tài)分布來描述 。 滿功率時控制棒慢速抽出 s/102 5?????反應(yīng)性引入速率 ?? 準(zhǔn)穩(wěn)態(tài)瞬變 ? 準(zhǔn)穩(wěn)態(tài)瞬變 – 向堆內(nèi) 引入的反應(yīng)性比較緩慢 ， 以至于該反應(yīng)性能被 溫度反饋效應(yīng) 和 控制棒自動調(diào)節(jié) 所補(bǔ)償 。 研究表明：下列情況下包殼會燒毀： ? 燃料芯部溫度達(dá)到熔點 2800 ?C； ? 包殼表面出現(xiàn) DNB現(xiàn)象 。 超溫度 / 超功率保護(hù)的目的是防止反應(yīng)堆燃料包殼燒毀 ， 確保放射性釋放第一道防御邊界的完整性 。 ? 自動保護(hù) （ 超功率定值 、 功率增長過速定值 、 超功率 ?T(OP?T)、 超溫 ?T (OT?T)等 ） – 功率保護(hù) – 壓力保護(hù) – 溫度保護(hù) 邏輯保護(hù) 停堆保護(hù) SG安全閥開啟線 【 解析 】 ? ?T 超溫保護(hù) 和 ?T 超功率保護(hù) ： ?T 超溫保護(hù)旨在保護(hù)反應(yīng)堆免于發(fā)生偏離泡核沸騰 ，防止燃料包殼燒毀 ； ?T 超功率保護(hù)旨在保護(hù)反應(yīng)堆免于超功率 ， 防止燃料芯塊熔化 ， 引起包殼燒毀 。 這一功率劇增的 自我限制 是至關(guān)重要的 ， 因為它 將保護(hù)動作延遲期內(nèi)的功率限制在可接受的水平 。 – 啟動時 ， 可能會發(fā)生 瞬發(fā)臨界 ? 反應(yīng)堆失控 ； – 功率運行時 ， 堆內(nèi)過熱 ? 一回路壓力邊界的完整性破壞 ， 系統(tǒng)超壓將引起穩(wěn)壓器水位升高和安全閥的開啟 。 反應(yīng)性引入事故起因 ? 提棒事故 – 控制棒不可控抽出 – 連續(xù)引入反應(yīng)性 ? 彈棒事故 – 控制棒被破口造成內(nèi)外壓差彈出 – 階躍引入反應(yīng)性 ? 硼失控稀釋 – 使無硼純水引入一回路 – 反應(yīng)性引入速率受泵的容量、管道大小和純水系統(tǒng)限制 ?? 控制棒調(diào)節(jié)系統(tǒng)故障 ?? 控制棒驅(qū)動機(jī)構(gòu)失靈 控制棒驅(qū)動機(jī)構(gòu)密封罩（耐壓殼）破裂 ?? 誤操作 ?? 設(shè)備故障 ?? 控制系統(tǒng)失靈 在電站詳細(xì)分析中所研究的 反應(yīng)性最大引入速率 是 組合價值最高的兩個順序抽出的控制棒組以最快速度同時抽出時形成的值 。 ? 主蒸汽管道破裂事故 ? 主給水管道破裂事故 ? 反應(yīng)堆冷卻劑泵卡死及泵軸斷裂 ? 控制棒彈出事故 ? 蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故 ? 大破口失水事故 ? 小破口失水事故 ? 未能緊急停堆的預(yù)期瞬變 反應(yīng)性引入事故 (RIA) Reactivity Insertion Accident 定 義 ? 反應(yīng)性引入事故 (RIA) ：反應(yīng)堆正常運行情況下 ， 引入一個意外的正反應(yīng)性 ， 導(dǎo)致反應(yīng)堆功率急劇上升的事故 。 失水事故 反應(yīng)堆冷卻劑裝量減少初因事件 ? 破口 ? 閥門打開 ? 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(zhǔn)燃料操作事故； ? 乏燃料運輸容器掉落事故。 反應(yīng)性引入事故 反應(yīng)性與功率分布異常初因事件 ? 反應(yīng)性增加、降低 ? 功率運行時誤操作應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)； ? 化容系統(tǒng)故障（或誤操作）使反應(yīng)堆冷卻劑裝量增加。 MS FW 熱阱喪失事故 二回路系統(tǒng)排熱減少初因事件 ? 給水流量降低 ? 蒸汽流量減少 ? 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 。 設(shè)計基準(zhǔn)事故 (47種典型始發(fā)事故 ) 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)生器卸放或安全閥； ? 安全殼內(nèi) 、 外蒸汽管道破損 。 對于第 III類、第 IV類事故定量驗收準(zhǔn)則 ? 燃料元件保持可冷卻狀態(tài) ， 通常的判斷標(biāo)準(zhǔn)為長時間高溫 （ 燃料包殼峰值溫度 ） 小于 1204?C ， 短時間高溫小于 1482?C； ? 一回路壓力小于 110%設(shè)計值； ? 放射性后果 ， 美國標(biāo)準(zhǔn) （ 對 IV類事故 ） ：甲狀腺劑量， 全身劑量 。 ? 對 III類和 IV類其它事件 所作的分析 確保專設(shè)安全設(shè)施的設(shè)計是正確的 。 ? 對 II、 III類工況事件 所作的分析 確定反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的要求 ， 并 決定這些系統(tǒng)的整定值 。 稀有事故 ? 一回路系統(tǒng)管道小破裂 （ SBLOCA） ； ? 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 SBO(反應(yīng)堆失去全部強(qiáng)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 。 ? 運行瞬變 – 核電廠升溫升壓 、 冷卻卸壓；允許范圍內(nèi)的負(fù)荷變化 (階躍 、 線性負(fù)荷變化 ， 甩負(fù)荷 )。 ? 帶有偏差的極限運行 – 燃料元件包殼泄漏；一回路冷卻劑放射性水平升高；蒸汽發(fā)生器傳熱管有泄漏 ， 等 。 ? 發(fā)生概率 106~ 104 /堆年 ，即不可能發(fā)生； ? 會釋放出大量放射性物質(zhì)； ? 設(shè)計中必須加以考慮 ； ? 專設(shè)安全設(shè)施必須保證一回路壓力邊界的完整性 。 ? 在整個運行壽期內(nèi)，一般極少發(fā)生，發(fā)生概率 104? 3?102 / 堆年 ； ? 需投入專設(shè)安全設(shè)施 ； ? 燃料元件損傷數(shù)不大于某一小的比例 。 ? 事故管理 ： 在超設(shè)計基準(zhǔn)事故發(fā)展過程中所采取的一系列行動： ?? 防止事件升級為嚴(yán)重事故 (預(yù)防 )； ?? 減輕嚴(yán)重事故的后果 （ 緩解 ） ； ?? 實現(xiàn)長期穩(wěn)定的安全狀態(tài) 。 ? 運行狀態(tài) ： 正常運行 或 預(yù)計運行事件 兩類狀態(tài)的統(tǒng)稱 。 （ 2） 沒有造成堆芯明顯惡化的超設(shè)計基準(zhǔn)事故 。 核動力廠 在規(guī)定的運行限值和條件范圍內(nèi) 的運行。 EM BE + Uncertainty 事故前功率水平 102% 100% 廠外電源 不可用 可用 主泵 停運 運行 ECCS 失去一列 全部可用 ECCS動作延遲 25s 0 燃料 最壞情況（間隙最大） 燃耗 16000MWd/t，第二循環(huán)中期 ECC旁路 大破口噴放階段結(jié)束后堆芯內(nèi)水全空 冷卻劑保留在計算所得的原有數(shù)量 堆芯