【正文】 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，這類事故本身不會(huì)導(dǎo)致第 III類、第 IV類工況的事故發(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 ? 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 ? 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類工況事件不能引起 Ⅳ 類故障，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。 – 圖 間的變化 ? 軸向功率分布 – 最極端的負(fù)反應(yīng)性引入相應(yīng)于向堆芯下區(qū) 扭曲的軸向功率分布 – 這個(gè)情況可能是不平衡氙分布所造成的。核反應(yīng)堆安全學(xué) 第六章 核電廠狀態(tài)分類 和安全分析 核電站事故分類和安全分析 ? 與安全相關(guān)的事故 ? 核電廠運(yùn)行工況與事故分類 ? 核電站安全分析 ? 安全分析報(bào)告中考慮的事故 ? 安全分析報(bào)告中分析主要事件 /事故 ? 與安全相關(guān)的事故 ? 與安全相關(guān)的事故 ? 堆芯功率增加 ? 堆芯入口溫度增加 ? 堆芯過(guò)熱 ? 一回路壓力增加 ? 一回路水裝量下降 ? 放射性泄漏 反應(yīng)性增加 一、二回路換熱能力下降 一回路泄漏 一回路溫度升高 堆內(nèi)換熱能力下降 ? 堆芯功率增加 堆芯功率增加 反應(yīng)性上升 冷卻劑硼濃度稀釋 化容系統(tǒng)誤操作 控制棒提升 控制棒誤操作 失控提升 彈棒 反應(yīng)性反饋 冷卻劑溫度下降 二回路傳熱過(guò)多 流量增加 溫度下降 給水流量增加 給水溫度下降 出口壓力下降 ? 堆芯入口溫度增加 蒸發(fā)器冷卻能力下降 給水系統(tǒng)故障 給水加熱器故障 給水閥門故障 給水減少 給水溫度提高 給水泵故障 主給水喪失 蒸氣系統(tǒng)故障 主氣門關(guān)閉 汽機(jī)跳閘、旁排未打開 一回路流量下降 主泵斷電 主泵故障 主泵低轉(zhuǎn)速 主泵斷軸 主泵卡轉(zhuǎn)子 堆芯入口溫度增加 ? 堆芯過(guò)熱 堆芯出口溫度增加 蒸發(fā)器冷卻能力下降 堆芯冷卻能力下降 冷卻劑裝置量下降 管道破口 泄漏 閥門開啟 系統(tǒng)泄漏 功率增加 控制棒故障 反應(yīng)性上升 硼濃度變化 反應(yīng)性反饋 一回路流量下降 主泵斷電 主泵故障 主泵低轉(zhuǎn)速 主泵斷軸 主泵卡轉(zhuǎn)子 堆芯入口溫度上升 ? 一回路壓力增加 一回路壓力增加 一回路溫度增加 穩(wěn)壓器水位上升 冷卻劑裝量過(guò)多 上充泵故障、誤投入 應(yīng)急堆芯系統(tǒng)誤投入 穩(wěn)壓器電加熱器故障 電加熱器故障投入 堆芯過(guò)熱 堆芯冷卻能力下降 ? 一回路水裝量下降 一回路水裝量下降 一回路水泄漏 管道小破口 管道中破口 管道大破口 主管道雙端斷裂 管道破口 蒸發(fā)器傳熱管斷裂 SGTR LOCA 穩(wěn)壓器卸壓閥開啟 穩(wěn)壓器安全閥開啟 閥門故障 儀表系統(tǒng) 其它測(cè)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(yùn)行工況與事故分類 ? 核電廠運(yùn)行工況與事故分類 ?1970年美國(guó)標(biāo)準(zhǔn)協(xié)會(huì)（ ANSI） 分類法 ?1975年美國(guó)核管會(huì)（ NRC） ? 《 輕水堆核電廠安全分析報(bào)告標(biāo)準(zhǔn)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(guó)際核事件評(píng)價(jià) 尺度（ INES)》 ?我國(guó)的核電廠事故分類 ?核電廠嚴(yán)重事故 ? 美國(guó)標(biāo)準(zhǔn)協(xié)會(huì)（ ANSI） 分類法 I. 正常運(yùn)行和運(yùn)行瞬態(tài) （預(yù)期運(yùn)行事件） （假想事故） ? 出現(xiàn)較頻繁 ? 要求無(wú)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(gè)運(yùn)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(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(guò)程 ? 要求只可能迫使停堆，不會(huì)造成燃料損壞或一、二回路超壓 ? 只要 保護(hù)系統(tǒng) 正常運(yùn)行，不會(huì)導(dǎo)致事故工況 ? 發(fā)生概率 106~ 2x104 /堆年 ? 會(huì)釋放出大量放射性物質(zhì) ? 設(shè)計(jì)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(yùn)行和運(yùn)行瞬態(tài) ? 核電廠的正常啟動(dòng)、停閉和穩(wěn)態(tài)運(yùn)行 ? 帶有偏差的極限運(yùn)行 ? 運(yùn)行瞬變 ? 中等頻率事件 （預(yù)期運(yùn)行事件） ? 堆啟動(dòng)時(shí) ， 控制棒組件不可控地抽出 ? 滿功率運(yùn)行時(shí) ， 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(fù)荷過(guò)份增加 ? 隔離環(huán)路再啟動(dòng) ? 甩負(fù)荷 ? 失去外電源 ? 一回路卸壓 ? 主蒸汽系統(tǒng)卸壓 ? 滿功率運(yùn)行時(shí) ， 安全注射系統(tǒng)誤動(dòng)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(yùn)行時(shí)抽出一組控制棒組件 ? 全廠斷電 (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 ? 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(tái)冷卻劑泵轉(zhuǎn)子卡死 ? 燃料操作事故 ? 彈棒事故 ? 美國(guó)核管會(huì)（ 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)