【正文】 ressure (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 6 1壽期初 汽機(jī)脫扣事故 停堆后主 泵 停電 c n tr l v 5 0 ( 5 0 ) c n tr l v 9 1 ( 9 1 )Normarzied Powerti m e ( s )coolant flow (kg/s)ti m e ( s ) m fl o w j 2 2 5 0 1 ( 2 2 5 0 1 0 0 0 0 )2 0 0 3 2 1 4 0 9 : 2 5 : 4 9sl flow (kg/s)ti m e ( s ) m fl o w j 3 4 4 0 0 ( 3 4 4 0 0 0 0 0 0 ) m fl o w j 5 4 4 0 0 ( 5 4 4 0 0 0 0 0 0 )失效假定 ：主蒸汽旁排失效，汽機(jī)停機(jī)不觸發(fā)停堆，給水隔離 汽機(jī)脫扣事故，停堆后主泵停電 核功率 汽機(jī)功率 冷卻劑流量 穩(wěn)壓器壓力 堆芯平均溫度 停堆原因：蒸發(fā)器低低液位 蒸發(fā)器水位 蒸汽壓力 壽期初，反應(yīng)性反饋?zhàn)钚? 蒸汽釋放閥開啟 ?事故序列 – 汽機(jī)脫扣、主給水隔離 （ 假定） – 主蒸汽釋放閥排氣 – 蒸發(fā)器低低水位停堆（ ） 給水流量 ? 4000 4010 4020 4030 4040 40505605655705755805854000 4010 4020 4030 4040 40503 . 54 . 04 . 55 . 05 . 56 . 04000 4010 4020 4030 4040 4050678910114000 4010 4020 4030 4040 40500501001502002503004000 4010 4020 4030 4040 40501 3 . 51 4 . 01 4 . 51 5 . 01 5 . 51 6 . 01 6 . 54000 4010 4020 4030 4040 40505 . 56 . 06 . 57 . 07 . 54000 4010 4020 4030 4040 40500 . 0 00 . 2 00 . 4 00 . 6 00 . 8 01 . 0 04000 4010 4020 4030 4040 4050010002023300040004000 4010 4020 4030 4040 4050 0 . 2 0 . 10 . 00 . 10 . 20 . 30 . 4 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 6 1壽期末 汽機(jī)脫扣事故 停堆后主 泵 停電 c n tr l v 5 0 ( 5 0 ) c n tr l v 9 1 ( 9 1 )Normarzied Powerti m e ( s )coolant flow (kg/s)ti m e ( s ) m fl o wj 2 2 5 0 1 ( 2 2 5 0 1 0 0 0 0 )2 0 0 3 2 1 4 0 9 : 2 7 : 4 1sl flow (kg/s)ti m e ( s ) m fl o wj 3 4 4 0 0 ( 3 4 4 0 0 0 0 0 0 ) m fl o wj 5 4 4 0 0 ( 5 4 4 0 0 0 0 0 0 )核功率 汽機(jī)功率 冷卻劑流量 穩(wěn)壓器壓力 堆芯平均溫度 蒸發(fā)器水位 蒸汽壓力 停堆原因：核功率高負(fù)變化率導(dǎo)致停堆 失效假定 ：主蒸汽旁排失效，汽機(jī)停機(jī)不觸發(fā)停堆 汽機(jī)脫扣事故，停堆后主泵停電 壽期末，反應(yīng)性反饋?zhàn)畲? 蒸汽釋放閥開啟 ?事故序列 – 汽機(jī)脫扣 – 主蒸汽釋放閥排氣 – 核功率高負(fù)變化率導(dǎo)致停堆 給水流量 ? 汽機(jī)甩負(fù)荷（汽機(jī)負(fù)荷喪失） ? 事故類型 – 運(yùn)行瞬態(tài) – 預(yù)期運(yùn)行事件 ? 同汽機(jī)脫扣 ? 起因 – 外電網(wǎng)故障 ? 假設(shè) – 廠用電仍然需要 ? 事故響應(yīng) – 功率控制系統(tǒng)作用逐漸降到廠用電水平 – 后果不嚴(yán)重 ? 保守假設(shè) – 失去旁排 – 除安全閥外，失去全部卸壓功能 ? 停堆 – 保護(hù)系統(tǒng)工作時(shí)，不需要停堆 – 保守假定時(shí)同汽機(jī)脫扣 ? 重要參數(shù) – 穩(wěn)壓器壓力升高 – 堆芯平均溫度升高 ? 事故分析例 ? 4000 4200 4400 4600 4800 50005555605655705755804000 4200 4400 4600 4800 50003 . 54 . 04 . 55 . 05 . 56 . 04000 4200 4400 4600 4800 50009 . 29 . 49 . 69 . 81 0 . 01 0 . 21 0 . 41 0 . 64000 4200 4400 4600 4800 50000501001502002503004000 4200 4400 4600 4800 50001 4 . 01 4 . 51 5 . 01 5 . 51 6 . 04000 4200 4400 4600 4800 50005 . 65 . 86 . 06 . 。但后果包含釋放大量放射性物質(zhì)的潛在危險(xiǎn) ? 大亞灣核電站 《 安全分析報(bào)告 》 事故分析 工況 Ⅳ―― 極限事故 ? 蒸汽系統(tǒng)大管道破裂 ? 給水系統(tǒng)管道破裂 ? 反應(yīng)堆冷卻劑泵軸卡住 (轉(zhuǎn)子卡住 ) ? 反應(yīng)堆冷卻劑泵軸斷裂 ? 各種棒束控制組件彈出事故 ? 蒸汽發(fā)生器管子破裂 ? 反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界內(nèi)假想的不同尺寸管道破裂引起的失水事故 ? 設(shè)計(jì)基準(zhǔn)燃料裝卸事故 ? 乏燃料容器墜落事故 ? 秦山核電站 《 安全分析報(bào)告 》 事故分析 工況 Ⅳ―― 極限事故 ? 主蒸汽管道大破裂 ? 主給水管斷裂 ? 反應(yīng)堆冷卻劑泵軸卡死 ? 反應(yīng)堆冷卻劑泵軸斷裂 ? 控制棒彈射事故 ? 蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂 ? 在反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界內(nèi)由于不同尺寸假想管道破裂引起的失水事故（大破口 ) ? 燃料操作事故 秦山核電站 ? 安全分析報(bào)告中分析主要事件 /事故 ? 安全分析報(bào)告中分析主要事件 /事故 ?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)性和功能分布異常 ?反應(yīng)堆冷卻劑裝量增加 ?反應(yīng)堆冷卻劑裝量減少 ? 二回路系統(tǒng)排熱增加初因事件 ? 給水流量增加 – 給水閥門故障 – 給水管道破口事故 ? 給水溫度下降 – 給水加熱器故障 ? 二次側(cè)蒸氣流量額外增加 – 外負(fù)荷階躍增加 ? 主蒸汽系統(tǒng)事故卸壓 – 蒸氣發(fā)生器安全閥、釋放閥、旁排等意外打開 – 主蒸汽管道破口事故 ? 二回路系統(tǒng)排熱增加事故安全分析特點(diǎn) ? 定義 – 引起二次側(cè)排熱能力增加的事件 ? 事故特點(diǎn) – 通常是引起 堆芯冷卻劑溫度下降 的直接原因 – 冷卻劑溫度下降導(dǎo)致 反應(yīng)性增加 – 可能導(dǎo)致事故瞬態(tài)在接近設(shè)計(jì)極限時(shí)發(fā)生 偏離泡核沸騰 （ DNBR） 的發(fā)生 ? 電廠響應(yīng) – 功率的增加 ，這是由于負(fù)的 慢化劑溫度系數(shù) 和 壓力的下降 以及 穩(wěn)壓器水位 下降引起的 – 引起停堆的信號有 ：高功率停堆信號、低穩(wěn)壓器水平停堆信號、和低壓力停堆信號 – 如果 沒有發(fā)生停堆 ，就會建立一個(gè) 新的平衡狀態(tài) ，然后由控制系統(tǒng)或者操作員將反應(yīng)堆逐步控制使其返回到原來的狀態(tài) ? 考慮的重點(diǎn) – 堆芯反應(yīng)性、軸向功率分布、初始功率和流量等 ? 安全分析中需分析二回路系統(tǒng)排熱增加事故 高加 3失效 從而引起 主給水過冷 事故 高加 3和高加 2同時(shí)失效 從而引起主給水過冷事故 高加全失效 從而引起主給水過冷事故 V003A失效全開 ， 從而引起主給水增加事故 V03A,V003B失效 引起二臺蒸發(fā)器主給水過多事故 V003A,V006A,V002A,V005A全失效 引起一臺蒸發(fā)器給水過多事故 壽期初 、 末 汽門調(diào)節(jié)閥失效 引起 負(fù)荷階躍增加 至 110% 壽期初 、 末 A環(huán) 蒸汽管一臺釋放閥誤開啟 （ 零功率 ） 壽期初 、 末 B環(huán)蒸汽管一臺釋放閥誤開啟 （ 零功率 ） 壽期初 、 末 A環(huán)蒸汽管一臺 安全閥 誤開啟 （ 零功率 ） 壽期初 、 末 B環(huán)蒸汽管一臺安全閥誤開啟 （ 零功率 ） 滿功率 主蒸汽管雙端斷裂事故 （ 壽期初 ） 關(guān)閉主給水閥的正常控制動作 ， 關(guān)閉所有給水調(diào)節(jié)閥和備用給水隔離閥 ， 停止主給水泵運(yùn)行 ， 關(guān)閉給水泵的排放閥 （ A環(huán)主蒸汽管全斷開 ） 70%功率 主蒸汽管雙端斷裂事故 （ 壽期初 、 末 ） （ A環(huán)主蒸汽管全斷開 ） 30%功率 主蒸汽管雙端斷裂事故 （ 壽期初 、 末 ） （ A環(huán)主蒸汽管全斷開 ） 零功率 主蒸汽管雙端斷裂事故 （ 壽期初 、 末 ） ? 給水過冷事故 ? 事故類型 – 預(yù)期運(yùn)行事件 ? 起因 – 給水加熱器故障 – 意外打開一個(gè)給水旁路閥 – 給水閥門故障 ? 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 ? 事故響應(yīng) – 停堆或不停堆 ? 驗(yàn)收準(zhǔn)則 – DNBR必須始終高于限值 ? 保守假定 – 假定穩(wěn)壓器加熱器沒有投入運(yùn)行 – 反應(yīng)堆沒有處在自動控制狀態(tài) – 假定堆芯處于壽期末 (EOL) – 多普勒系數(shù)為最小絕對值 – 慢化劑溫度系數(shù)為最大絕對值，以有助于功率增長 ? 停堆信號 – 高核功率 – 超溫 ΔT – 超功率 ΔT ? 事故分析例 – 10176。 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