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1、核反应堆安全学第六章第六章核电厂状态分类核电厂状态分类和安全分析和安全分析核电站事故分类和安全分析l6.1 与安全相关的事故l6.2 核电厂运行工况与事故分类l6.3 核电站安全分析l 安全分析报告中考虑的事故l6.5 安全分析报告中分析主要事件/事故 与安全相关的事故与安全相关的事故l堆芯功率增加l堆芯入口温度增加l堆芯过热l一回路压力增加l一回路水装量下降l放射性泄漏反应性增加一、二回路换热能力下降一回路泄漏一回路温度升高堆内换热能力下降堆芯功率增加堆芯功率增加堆芯功率堆芯功率堆芯功率堆芯功率增加增加增加增加反应性上升冷却剂硼浓度稀释化容系统误操作控制棒提升控制棒误操作失控提升弹棒反应性反
2、馈冷却剂温度下降二回路传热过多流量增加温度下降给水流量增加给水温度下降出口压力下降堆芯入口温度增加蒸发器冷却能力下降给水系统故障给水加热器故障给水阀门故障给水减少给水温度提高给水泵故障主给水丧失蒸气系统故障主气门关闭汽机跳闸、旁排未打开一回路流量下降主泵断电主泵故障主泵低转速主泵断轴主泵卡转子堆芯入口堆芯入口堆芯入口堆芯入口温度增加温度增加温度增加温度增加堆芯过热堆芯出口堆芯出口堆芯出口堆芯出口温度增加温度增加温度增加温度增加蒸发器冷却能力下降堆芯冷却能力下降冷却剂装置量下降管道破口泄漏阀门开启系统泄漏功率增加控制棒故障反应性上升硼浓度变化反应性反馈一回路流量下降主泵断电主泵故障主泵低转速主泵
3、断轴主泵卡转子堆芯入堆芯入堆芯入堆芯入口温度口温度口温度口温度上升上升上升上升一回路压力增加一回路压一回路压一回路压一回路压力增加力增加力增加力增加一回路温度增加稳压器水位上升冷却剂装量过多上充泵故障、误投入应急堆芯系统误投入稳压器电加热器故障电加热器故障投入堆芯过热堆芯冷却堆芯冷却堆芯冷却堆芯冷却能力下降能力下降能力下降能力下降一回路水装量下降一回路水一回路水一回路水一回路水装量下降装量下降装量下降装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双端断裂管道破口蒸发器传热管断裂SGTRSGTRLOCALOCA稳压器卸压阀开启稳压器安全阀开启阀门故障仪表系统其它测量系统贯穿件破裂放射性
4、泄漏放射性泄漏放射性泄漏燃料元件破损一回路压力边界破损一回路辅助系统破损堆芯传热恶化辐照变形失水沸腾氧化烧毁变形冲击 核电厂运行工况与事故分类核电厂运行工况与事故分类l19701970年美国标准协会（年美国标准协会（ANSIANSI）分类法分类法l19751975年美国核管会（年美国核管会（NRCNRC）轻水堆核电厂安全分析报告标准格式和内容轻水堆核电厂安全分析报告标准格式和内容（第二次修订版）第二次修订版）4747种典型始发事件种典型始发事件l19921992年年IAEAIAEA国际核事件评价国际核事件评价尺度（尺度（INESINES)l我国的核电厂事故分类我国的核电厂事故分类l核电厂严重事
5、故核电厂严重事故美国标准协会（ANSI）分类法I.I.I.I.正常运行和运行瞬态正常运行和运行瞬态正常运行和运行瞬态正常运行和运行瞬态II.II.II.II.中等频率事件中等频率事件中等频率事件中等频率事件（预期（预期（预期（预期运行事件）运行事件）运行事件）运行事件）III.III.III.III.稀有事故稀有事故稀有事故稀有事故IV.IV.IV.IV.极限事故极限事故极限事故极限事故（假想事故）（假想事故）（假想事故）（假想事故）v出现较频繁v要求无需停堆v依靠控制系统调节，回到稳定状态v在整个运行寿期内，一般极少发生，概率10-4 2x10-2/堆年v需要投入专设安全设施v运行寿期内发生
6、一次或数次偏离正常运行的所有过程v要求只可能迫使停堆，不会造成燃料损坏或一、二回路超压v只要保护系统正常运行，不会导致事故工况v发生概率10-6 2x10-4/堆年v会释放出大量放射性物质v设计中必须加于考虑v专设安全设施必须保证一回路压力边界的完整性正常运行和运行瞬态正常运行和运行瞬态l核电厂的正常启动、停闭和稳态运行l带有偏差的极限运行l运行瞬变中等频率事件中等频率事件（预期运行事件）（预期运行事件）l堆启动时，控制棒组件不可控地抽出l满功率运行时，控制棒组件不可控地抽出l控制棒组件落棒l硼失控稀释l部分失去冷却剂流量l失去正常给水l给水温度降低l负荷过份增加l隔离环路再启动l甩负荷l失去
7、外电源l一回路卸压l主蒸汽系统卸压l满功率运行时，安全注射系统误动作 稀有事故 l一回路系统管道小破裂l二回路系统蒸汽管道小破裂l燃料组件误装载l满功率运行时抽出一组控制棒组件l全厂断电(反应堆失去全部强迫流量)l放射性废气、废液的事故释放l蒸汽发生器单根传热管断裂事故 极限事故l一回路系统主管道大破裂l二回路系统蒸汽管道大破裂l蒸汽发生器多根传热管断裂l一台冷却剂泵转子卡死l燃料操作事故l弹棒事故美国核管会（NRC）分类法l二回路系统排热增加l二回路系统排热减少l反应堆冷却剂系统流量减少l反应性和功率分布异常l反应堆冷却剂装量增加l反应堆冷却剂装量减少l系统或设备的放射性释放l未能停堆的预计
8、瞬变二回路系统排热增加初因事件 l给水系统故障使给水温度降低l给水系统故障使给水流量增加l蒸汽压力调节器故障或损坏使蒸汽流量增加l误打开蒸汽发生器卸放阀或安全阀l安全壳内、外各蒸汽管道破损l l给水温度低给水温度低给水温度低给水温度低l l给水流量高给水流量高给水流量高给水流量高l l蒸汽流量增加蒸汽流量增加蒸汽流量增加蒸汽流量增加MSFW二回路系统排热减少初因事件 l蒸汽压力调节器故障或损坏使蒸汽流量减少l失去外部电负荷l气轮机跳闸(截止阀关闭)l误管主蒸汽隔离阀l凝汽器真空破坏l同时失去厂内外交流电源（全厂断电）l失去正常给水流量l给水管道破裂vv给水流量降低给水流量降低vv蒸汽流量减少蒸
9、汽流量减少MSFW热阱丧失事故反应堆冷却剂系统流量减少初因事件 l一个或多个反应堆主泵停止运动l反应堆主泵轴卡死l反应堆主泵轴断裂l冷却剂流量降低失流事故反应性和功率分布异常初因事件 l在次临界或低功率时，非可控抽出控制棒组件l在特定功率水平下非可控抽出控制棒组件l控制棒误操作l启动一条未投入运行的反应堆冷却剂环路或在不适当的温度下启动一条再循环环路l化容控制系统故障使冷却剂中硼浓度降低l在不适当的位置误装或操作一组燃料组件l各种控制棒弹出事故反应性引入事故l反应性增加、降低反应堆冷却剂装量增加初因事件 l功率运行时误操作应急堆芯冷却系统手动功能误动作l化容系统故障使反应堆冷却剂装量增加手动功
10、能误动作v意外注入反应堆冷却剂装量减少初因事件 l误打开稳压器安全阀l贯穿安全壳一回路压力边界仪表或其它线路系统的破裂l蒸发器传热管破裂l反应堆冷却剂压力边界内各种管道破裂产生的失冷事故l破口l阀门打开失水事故系统或设备的放射性释放初因事件 l放射性气体废物系统泄漏或破损l放射性液体废物系统泄漏或破损l假想的液体储箱破损而产生的放射性释放l设计基准燃料操作事故l乏燃料储箱掉落事故未能停堆的预计瞬变初因事件 l误提出控制棒l失去给水l失去电负荷l凝汽机真空破坏l汽轮机跳闸l主蒸汽管道隔离阀关闭未停堆xx事件国际核事件评价国际核事件评价国际核事件评价国际核事件评价尺度尺度尺度尺度（INESINES
11、：International Nuclear Event Scale)International Nuclear Event Scale)级级级级 别别别别基基基基 准准准准评价例评价例评价例评价例场外影响场外影响场外影响场外影响场内影响场内影响场内影响场内影响纵深防御的恶化纵深防御的恶化纵深防御的恶化纵深防御的恶化事事事事 故故故故严重事故严重事故放射性物质大量向外部放出：以I131等价的数万mSv放射性物质的外部泄漏切尔诺贝利事故1986，前苏联大事故大事故放射性物质中等量向外部放出：以I131等价的数千数万mSv放射性物质的外部泄漏伴有向外泄漏风险伴有向外泄漏风险的事故的事故放射性物质一
12、定量向外部放出：以I131等价的数百数千mSv放射性物质的外部泄漏堆芯或放射性屏蔽层重大损伤TMI事故1979，美国向外泄漏风险不大向外泄漏风险不大的事故的事故放射性物质少量放出：公众照射量超过法定限量的数mSv堆芯或放射性屏蔽层中等程度损伤/工作人员受到致死量的照射JCO临界事故1999，日本异常异常异常异常事件事件事件事件重大异常事件重大异常事件放射性物质极少量向外部放出：公众照射量超过法定限量十分之一场内受到严重的放射性污染/工作人员受到急性照射危害纵深防御丧失日本动燃固化装置火灾事故，1997异常事件异常事件安全上不重要的事件场内受到中等程度的放射性污染/工作人员受到超过年法定剂量的照
13、射纵深防御在一定程度上恶化日本美滨核电站传热管破损事故，1991偏离正常偏离正常偏离运行限值范围日本滨冈核电站配管断裂事故，2001尺度尺度尺度尺度以下以下以下以下尺度以下尺度以下0 对安全有一点影响0-对安全没有影响的事件评价对象外评价对象外评价对象外评价对象外与安全性无关的事件我国的核电站事故分类l正常运行l预计运行事件l事故工况（设计基准事故）l严重事故 核电厂安全分析评价核电厂在事故工况下的安全性评价核电厂在事故工况下的安全性评价核电厂对故障和事故的响应评价核电厂对故障和事故的响应分析方法分析方法分析方法分析方法核电厂安全分析核电厂安全分析l安全分析方法的分类l安全分析的目的l安全分析
14、中考虑的内容l电厂整定值分析安全分析方法的分类l确定论分析方法l概率论分析方法安全分析的目的l总目的论证核电站的安全性l安全分析的应用目的保守分析l执照申请用安全分析报告l电厂的保守评价操作员培训最佳估算用l模型的性能分析l培训l风险评价l电厂安全分析的结果使用目的不同，采用的分析方法和要求也不同 要求在保守的假定下分析事故瞬态和系统响应能力 要求接近真实的情况，并且计算速度能够达到实时 核电厂安全分析报告安全分析报告l1.0 引言和电厂概况引言和电厂概况l2.0 厂址特征厂址特征l3.0 构筑物、部件、设备和系统的构筑物、部件、设备和系统的设计设计l4.0 反应堆反应堆l5.0 反应堆冷却剂
15、系统及其连结系反应堆冷却剂系统及其连结系统统l6.0 专设安全设施专设安全设施l7.0 仪表和控制仪表和控制l8.0 电力电力l9.0 辅助系统辅助系统l10.0 蒸汽和动力转换系统蒸汽和动力转换系统l11.0 放射性废物管理放射性废物管理l12.0 辐射防护辐射防护l13.0 运行管理运行管理l14.0 初始试验大纲初始试验大纲l15.0 事故分析事故分析l16.0 技术规格书技术规格书l17.0 质量保证质量保证l第第1 1章章 引言和电站概述引言和电站概述l第第2 2章章 厂址特征厂址特征l第第3 3章章 结构，部件、设备和系统的设结构，部件、设备和系统的设计计l第第4 4章章 反应堆反
16、应堆l第第5 5章章 反应堆冷却剂系统和与之连接反应堆冷却剂系统和与之连接的系统的系统l第第6 6章章 专设安全设施专设安全设施l第第7 7章章 仪表和控制仪表和控制l第第8 8章章 电力系统电力系统l第第9 9章章 辅助系统辅助系统l第第1010章章 蒸汽发电系统蒸汽发电系统l第第1111章章 放射性废物管理放射性废物管理l第第1212章章 辐射防护辐射防护l第第1313章章 生产管理生产管理l第第1414章章 初始试验大纲初始试验大纲l第第1515章章 事故分析事故分析l第第1616章章 技术规格书技术规格书l第第1717章章 质量保证质量保证秦山核电站秦山核电站秦山核电站秦山核电站大亚湾
17、核电站大亚湾核电站大亚湾核电站大亚湾核电站秦山第三核电站安全分析报告l1.INTRODUCTION AND SUMMARY DESCRIPTIONl3.DESIGN OF STRUCTURES AND SYSTEMSl4.REACTORl5.REACTOR PROCESS SYSTEMSl6.SAFETY SYSTEMSl7.INSTRUMENTATION AND CONTROLl8.ELECTRICAL POWER SYSTEMSl9.AUXILIARY AND SERVICE SYSTEMSl10.TURBINE GENERATOR AND AUXILIARIESl11.RADIOACTI
18、VE WASTE MANAGEMENTl12.RADIATION PROTECTIONl15.ACCIDENT ANALYSISl18.HUMAN FACTORS ENGINEERINGCHASHMA NUCLEAR POWER PLANT UNIT-2CHASHMA NUCLEAR POWER PLANT UNIT-2PRELIMINARY SAFETY ANALYSIS REPORTPRELIMINARY SAFETY ANALYSIS REPORTlCHAPTER 1.0 INTRODUCTION AND GENERAL DESCRIPTION OF PLANTlCHAPTER 2.0
19、SITElCHAPTER 3.0 STRUCTURE,SYSTEM AND COMPONENTlCHAPTER 4.0 REACTORlCHAPTER 5.0 REACTOR COOLANT SYSTEM AND CONNECTED SYSTEMSlCHAPTER 6.0 ENGINEERED SAFETY FEATURESlCHAPTER 7.0 INSTRUMENTATION AND CONTROLSlCHAPTER 8.0 ELECTRIC POWERlCHAPTER 9.0 AUXILIARY SYSTEMSlCHAPTER 10.0 STEAM AND POWER CONVERSIO
20、N SYSTEMlCHAPTER 11.0 RADIOACTIVE WASTE MANAGEMENTlCHAPTER 12.0 RADIATION PROTECTIONlCHAPTER 13.0 CONDUCT OF OPERATIONSlCHAPTER 14.0 INITIAL TEST PROGRAMlCHAPTER 15.0 ACCIDENT ANALYSISlCHAPTER 16.0 TECHNICAL SPECIFICATIONSlCHAPTER 17.0 QUALITY ASSURANCE(DURING THE DESIGN AND CONSTRUCTION PHASES)lCHA
21、PTER 18.0 HUMAN FACTORS ENGINEERING安全分析报告中分析的内容FSAR 第15章 事故分析l15.0 事故分析l15.1 二回路排热增加l15.2 二回路排热减少l15.3 反应堆冷却剂系统流量降低l15.4 反应性和功率分布异常l15.5 反应堆冷却剂装量增加l15.6 反应堆冷却剂装量减少l15.7 系统或部件的放射性释放l15.8 未能紧急停堆的预期瞬态(ATWT）l15.9 导致常用系统完全丧失的事件和事故l附录l15A 用于评估事故环境后果的剂量模型大亚湾典型的确定论安全分析程序l热工水力系统分析程序（设计基准事故）RELAP5（NRC）RETRAN（
22、EPRI）CANTAL（法国）THEMIS（法国）TRAC（美国）l子通道分析程序COBRAl严重事故分析程序MELCORMAAPSCDAP/RELAP热工水力中子物理结构材料变化颗粒迁移热工水力流动守恒方程l动量守恒方程l质量守恒方程等截面流道任意截面流道守恒形式非守恒形式非守恒形式守恒形式W:质量流量，kg/s流量积分形式截面平均速度形式安全分析中的保守假定l初始工况l反应性系数l功率分布l稳压器安全阀和蒸发器安全阀的能力l紧急停堆整定值和时间延迟 初始工况假定l反应堆正常工况初始功率是保守的NSSS热功率加上不确定性的裕度l事故评价把额定值加上最大稳态不确定性来得到初始工况l初始运行模式
23、各种稳态模式 事件分析中假定的反应性系数l在某些事件的分析中，保守性要求采用大的反应性系数值l在另一些事件的分析中，保守性又要求采用小的反应性系数值l有些分析，例如冷却剂从反应堆冷却剂系统的裂纹或裂口中丧失的分析，与反应性反馈效应没有关系l反应性系数采用大值还是小值才偏保守要具体事件具体分析l为了把堆芯寿期内的效应全都包罗进来，对于给定的瞬变要采用保守的参数组合棒束控制组件插入特性l棒束下插时间对于事故分析来说，紧要的参数是开始插到缓冲段的时间，即棒束走了大约85%行程的时间。棒束控制组件开始插到缓冲段的时间取一个保守值。图示出了在最极端的轴向功率分布下总的负反应性引入的份额随时间的变化l轴向
24、功率分布最极端的负反应性引入相应于向堆芯下区扭曲的轴向功率分布这个情况可能是不平衡氙分布所造成的。用这条曲线来计算引起反应堆紧急停堆的负反应性引入随时间的变化采用扭曲的通量分布具有固有保守性对于与不平衡氙分布无关的情况，主要的负反应性是由紧急停堆之前存在的最有利轴向分布引入的l控制棒总价值引起反应堆紧急停堆的总价值要消去多普勒系数的反馈效应和慢化剂密度效应，从而确保足够的停堆裕度l最小停堆裕度假定负反应性最大的棒束控制组件没有插入，称为最小停堆裕度要求采用最小停堆裕度来进行事故分析保护系统整定值也假定最小停堆裕度后再进行计算稳压器安全阀和蒸汽发生器安全阀l稳压器安全阀和蒸汽安全阀整定值全部负荷
25、丧失事故下，假定蒸汽事故排放系统、稳压器喷淋、稳压器卸压功能、棒束控制组件的自动控制等都不能运行，保证RCP和蒸汽发生器不超压由此确定稳压器安全阀和蒸汽安全阀的尺寸l蒸汽发生器安全阀容量应能在不超过110%蒸汽系统设计压力的条件下排走蒸汽流量l稳压器安全阀容量根据热阱安全丧失、电站初始在满功率下运行以及蒸汽发生器安全阀也在运行等条件确定其尺寸可以排放足够多的蒸汽，把RCP压力保持在120%设计压力以内紧急停堆整定值和时间延迟 l到紧急停堆的总的延迟的定义是从达到紧急停堆条件的时间到棒自由开始下落的时间间隔l考虑仪表通道误差和整定值误差的容许值，分析假定的限定紧急停堆整定值与名义紧急停堆整定值之
26、间采用保守假定超温T和超功率T紧急停堆的功能l超温T和超功率T保护通道的作用是保护堆芯不发生下列现象：热点有过大的线功率密度DNBR小于反应堆冷却剂整体沸腾l这两个保护通道根据环路热管段温度与冷管段温度差(T)、反应堆冷却剂系统平均温度(Tavg、反应堆冷却剂系统压力(P)、轴向通量差()以及主泵转速进行设计6.4 安全分析报告中考虑的事故安全分析中考虑的内容第第第第I I I I类工况类工况类工况类工况:正常运行和运行瞬态正常运行和运行瞬态正常运行和运行瞬态正常运行和运行瞬态第第第第IIIIIIII类工况类工况类工况类工况:中等频率事件中等频率事件中等频率事件中等频率事件（预期运行事件）（预
27、期运行事件）（预期运行事件）（预期运行事件）第第第第IIIIIIIIIIII类工况类工况类工况类工况:稀有事故稀有事故稀有事故稀有事故第第第第IVIVIVIV类工况类工况类工况类工况:极限事故极限事故极限事故极限事故（假想事故）（假想事故）（假想事故）（假想事故）Condition I:正常运行和运行瞬变正常运行和运行瞬变l范围所有电厂计划中的运行工况换料、停堆、启动、功率运行l初始状态假定从某一种正常运行状态开始保守的初始假定l验收准则必须在电厂运行参数电厂运行参数和引起保护系统动作的阈值保护系统动作的阈值之间l正常运行运行极限的来源技术规程执照限制 电厂安全分析的要求 定义定义：在电站正常
28、运行、换料和维修过程中预期会经常或有规律地发生的事件第I类工况的运行极限l技术规范的要求基于辐射保护标准、控制辐射影响的设计目标、法规和标准、应用文件等技术规范上定义的放射性释放影响极限是指对个人的照射量法规要求保证放射性水平合理可行尽量低（HAF001）l执照限制运行功率l电厂安全分析的要求以瞬态工况安全分析为目的设定的通常使用输入假定和结果分析来限制正常运行工况的运行极限如l偏离泡核沸腾（DNBR）限值，一般使用最小值l线功率密度（LHGR）限值大亚湾核电站安全分析报告-事故分析工况正常运行和运行瞬态（1）l稳态运行和停堆稳态运行和停堆功率运行热备用热停堆冷停堆换料停堆大亚湾核电站安全分析
29、报告-事故分析工况正常运行和运行瞬态（2）l带有容许偏离的运行带有容许偏离的运行某些部件或系统不能工作的运行包壳有缺陷的燃料的泄漏反应堆冷却剂中的放射性活度li.裂变产物lii.腐蚀产物liii.氚蒸汽发生器有泄漏但没有超过技术规格书容许最大值的运行技术规格书容许做的试验l运行瞬变运行瞬变电站升温和降温阶跃负荷变化线性负荷变化甩负荷秦山核电站安全分析报告-事故分析工况正常运行和运行瞬态（1）l稳态运行和停堆操作功率运行（2至100%额定热功率）起动（Keff至5%的额定热功率）中间停堆A阶段（次临界，余热排出系统被隔离）中间停堆B阶段（次临界，余热排出系统处于运行状态）冷停堆（次临界，余热排出
30、系统运行）换料丧失外电负荷，包括直到丧失设计的额定负荷瞬态秦山核电站秦山核电站安全分析报告-事故分析工况正常运行和运行瞬态（2）l可允许的偏离正常条件的运行 设备或系统停止使用的运行由于包壳破损，放射性物质从燃料泄漏进入反应堆冷却剂 l裂变产物l腐蚀产物l氚蒸汽发生器在技术规格书所允许的最大泄漏量范围内运行技术规格书所允许的试验l运行瞬态电厂的升温和降温（对于反应堆冷却剂系统上限为30/hr，对于稳压器限制在55/hr）阶跃负荷变化（上限为10%）线性负荷变化（上限为5%/min）秦山核电站满功率紧急停堆l l事故类型事故类型事故类型事故类型正常运行和运行瞬态正常运行和运行瞬态正常运行和运行瞬
31、态正常运行和运行瞬态l l起因起因起因起因手动停堆误动作手动停堆误动作手动停堆误动作手动停堆误动作 l l事故后果事故后果事故后果事故后果l l主要影响参数主要影响参数主要影响参数主要影响参数蒸发器压力，蒸发器蒸发器压力，蒸发器蒸发器压力，蒸发器蒸发器压力，蒸发器液位液位液位液位 l l事故响应事故响应事故响应事故响应l l停堆信号停堆信号停堆信号停堆信号功率量程中子高负变功率量程中子高负变功率量程中子高负变功率量程中子高负变化率停堆化率停堆化率停堆化率停堆 l l保守假定保守假定保守假定保守假定汽机停机失效汽机停机失效汽机停机失效汽机停机失效l l事故分析例事故分析例事故分析例事故分析例Co
32、ndition II:预期运行事件预期运行事件许多系统瞬态分析是针对这类事件的，它具有改变电厂关键参数的能力l验收标准当达到规定的阈值时，保护系统可以使反应堆停堆这类事件至少必须具备在停堆后经过纠正问题仍能够恢复正常运行的能力如果没有其它不相关的事故同时发生，这类事故本身不会导致第III类、第IV类工况的事故发生燃料包壳完整性必须确保一回路和二回路的压力必须不超过反应堆冷却剂系统的限值释放的任何放射性产物必须符合法规要求l运行极限的来源技术规范极限反应堆冷却剂压力上限燃料包壳完整性安全限值燃料包壳属性应变设计限值 预期事件特性介绍定义定义：为偏离正常运行工况的事件，在反应堆寿期内预期可能会发生
33、大亚湾核电站安全分析报告-事故分析工况中等频率事故（1）l引起给水温度下降的给水系统失灵l引起给水流量增加的给水系统失灵l二回路蒸汽流量过度增加l主蒸汽系统事故卸压l外部负荷丧失l汽机跳闸l主蒸汽隔离阀意外关闭l凝汽器真空丧失及其它导致汽机跳闸的事件l电站辅助设备非应急交流电源丧失l正常给水流量丧失l反应堆冷却剂强迫流量部分丧失l一组棒束控制组件在次临界或低功率启动工况下失控抽出l一组棒束控制组件在功率运行工况下失控抽出l棒束控制组件错列，单个RCCA或RCCA组下落l一条具有不正确温度的非在役反应堆冷却剂环路的启动l导致反应堆冷却剂内硼浓度降低的化学和容积控制系统失灵l功率运行期间安全注射系
34、统误运行l使反应堆冷却剂装量增加的RCV故障l稳压器先导安全阀误开秦山核电站安全分析报告-事故分析工况中等频率事故（1）l引起给水温度下降的给水系统误动作l引起给水流量增加的给水系统误动作l蒸汽流量过增l一台蒸汽发生器大气释放阀或安全阀误打开l丧失外部电负荷l汽机事故停机l主蒸汽隔离阀误关闭l冷凝器失去真空和引起汽机事故停机的其它事件l电厂辅助设备的非应急电源丧失l丧失正常给水l冷却剂强迫流动部份丧失l次临界和低功率启动条件下，控制棒组的失控提升l功率运行期间一个控制调节棒组失控提出秦山核电站秦山核电站安全分析报告-事故分析工况中等频率事故（2）l棒束控制组误操作控制棒事故掉落 控制棒失步 l
35、在不适当的温度下起动一台停运的反应堆冷却剂泵（秦山电厂不存在这种运行方式，不作分析）l化学容积控制系统误操作导致反应堆冷却剂中硼浓度下降l功率运行时应急堆芯冷却系统误动作l引起堆冷却剂装量增加的化学容积控制系统误动作l稳压器泄压阀或安全阀意外开启l与反应堆冷却剂压力边界相连接并贯穿安全壳的仪表管子或其他管道的破裂秦山核电站Condition III:稀有事故稀有事故l验收准则III类事件造成的反应堆内燃料元件破损的数量不能太多堆芯几何构形未受影响，可以假定堆芯冷却是正常的l设计极限III类工况事件不能引起类故障，并且必须不进一步损害反应堆冷却剂系统和反应堆安全壳屏障放射性物质的释放在厂址边界上
36、事故两小时后记录到的剂量当量不超过法定值。此种释放不会使公众利用厂边界以外的场地被迫终止或受到限制定义定义：在特定电站的寿期内都可能发生 CONDITION III:稀有事故 l小破口失水事故 l二次侧系统小破口l燃料组件误装载l完全失去强迫循环冷却剂流量l功率水平下一个控制棒组件抽出 大亚湾核电站安全分析报告-事故分析工况稀有事故l蒸汽系统小管道破裂l反应堆冷却剂强迫流量全部丧失(频率快速降低的瞬变）l单个棒束控制组件在满功率下抽出l燃料组件意外装载和运行在错误位置l稳压器先导安全阀误运行保持在卡开位置l反应堆冷却剂从小破裂管道或大管道裂纹的流失l废气处理系统破损l放射性废液系统泄漏或破损l
37、由液罐破损引起的假想放射性释放秦山核电站安全分析报告-事故分析工况稀有事故 l蒸汽系统管道的小破裂l额定功率下一束棒误提出l燃料组件装错位l在反应堆冷却剂压力边界内不同尺寸的管道破裂引起的失水事故(小破口)l放射性废气系统泄漏或破损l放射性废液系统泄漏或破损l假想的贮液罐破损造成的放射性释放l乏燃料运输罐跌落事故l反应堆冷却剂强迫流动完全丧失秦山核电站Condition IV:极限事故极限事故l特点这些故障代表极限的设计情况 l验收准则电站必须设计得能防止释放到环境的裂变产物对公众健康和安全造成过度风险堆芯几何构形不受影响，从而堆芯冷却可以得到保证 l设计极限单个事故必须不致使缓解事故的系统丧
38、失其功能，包括安全注射系统的功能反应堆冷却剂系统和反应堆安全壳厂房都不会受到更多的损伤失水事故(LOCA)要按特定的设计准则和规程进行分析；必须满足下列五个准则：l峰值包壳温度l包壳最大氧化率l最大氢产生率l堆芯几何构形l长期冷却l放射性物质的释放根据停留两小时和其它假设，在厂址边界上的剂量当量不超过0.15Sv(全身剂量)和0.45Sv(甲状腺剂量)定义定义：非常不可能的故障。但后果包含释放大量放射性物质的潜在危险大亚湾核电站安全分析报告-事故分析工况极限事故l蒸汽系统大管道破裂l给水系统管道破裂l反应堆冷却剂泵轴卡住(转子卡住)l反应堆冷却剂泵轴断裂l各种棒束控制组件弹出事故l蒸汽发生器管
39、子破裂l反应堆冷却剂压力边界内假想的不同尺寸管道破裂引起的失水事故l设计基准燃料装卸事故l乏燃料容器坠落事故秦山核电站安全分析报告-事故分析工况极限事故 l主蒸汽管道大破裂l主给水管断裂l反应堆冷却剂泵轴卡死l反应堆冷却剂泵轴断裂l控制棒弹射事故l蒸汽发生器传热管破裂l在反应堆冷却剂压力边界内由于不同尺寸假想管道破裂引起的失水事故（大破口)l燃料操作事故秦山核电站6.5 安全分析报告中分析主要事件/事故安全分析报告中分析主要事件/事故l二回路系统排热增加l二回路系统排热减少l反应堆冷却剂系统流量减少l反应性和功能分布异常l反应堆冷却剂装量增加l反应堆冷却剂装量减少二回路系统排热增加初因事件l给
40、水流量增加给水阀门故障给水管道破口事故l给水温度下降给水加热器故障l二次侧蒸气流量额外增加外负荷阶跃增加l主蒸汽系统事故卸压 蒸气发生器安全阀、释放阀、旁排等意外打开主蒸汽管道破口事故二回路系统排热增加事故安全分析特点l定义引起二次侧排热能力增加的事件l事故特点通常是引起堆芯冷却剂温度下降的直接原因冷却剂温度下降导致反应性增加可能导致事故瞬态在接近设计极限时发生偏离泡核沸腾（DNBR）的发生l电厂响应功率的增加，这是由于负的慢化剂温度系数和压力的下降以及稳压器水位下降引起的引起停堆的信号有：高功率停堆信号、低稳压器水平停堆信号、和低压力停堆信号如果没有发生停堆，就会建立一个新的平衡状态，然后由
41、控制系统或者操作员将反应堆逐步控制使其返回到原来的状态 l考虑的重点堆芯反应性、轴向功率分布、初始功率和流量等安安全全分分析析中中需需分分析析二二回回路路系系统统排排热热增增加加事事故故高加3失效 从而引起主给水过冷事故高加3和高加2同时失效从而引起主给水过冷事故高加全失效 从而引起主给水过冷事故V003A失效全开，从而引起主给水增加事故V03A,V003B失效 引起二台蒸发器主给水过多事故V003A,V006A,V002A,V005A全失效 引起一台蒸发器给水过多事故寿期初、末 汽门调节阀失效引起负荷阶跃增加至110%寿期初、末 A环蒸汽管一台释放阀误开启（零功率）寿期初、末 B环蒸汽管一台
42、释放阀误开启（零功率）寿期初、末 A环蒸汽管一台安全阀误开启（零功率）寿期初、末 B环蒸汽管一台安全阀误开启（零功率）满功率 主蒸汽管双端断裂事故（寿期初）（A环主蒸汽管全断开）70%功率 主蒸汽管双端断裂事故（寿期初、末）（A环主蒸汽管全断开）30%功率 主蒸汽管双端断裂事故（寿期初、末）（A环主蒸汽管全断开）零功率 主蒸汽管双端断裂事故（寿期初、末）给水过冷事故l l事故类型事故类型事故类型事故类型预期运行事件l l起因起因起因起因给水加热器故障意外打开一个给水旁路阀给水阀门故障l l事故后果事故后果事故后果事故后果堆芯功率上升导则停堆l l主要影响参数主要影响参数主要影响参数主要影响参数
43、功率上升堆芯温度上升堆芯温度从降升l l事故响应事故响应事故响应事故响应停堆或不停堆l l验收准则验收准则验收准则验收准则DNBR必须始终高于限值l l保守假定保守假定保守假定保守假定假定稳压器加热器没有投入运行反应堆没有处在自动控制状态假定堆芯处于寿期末(EOL)多普勒系数为最小绝对值慢化剂温度系数为最大绝对值，以有助于功率增长 l l停堆信号停堆信号停堆信号停堆信号高核功率 超温T超功率Tl l事故分析例事故分析例事故分析例事故分析例10C未停堆 核功率核功率核功率核功率稳压器压力稳压器压力稳压器压力稳压器压力蒸发器水位蒸发器水位蒸发器水位蒸发器水位堆芯温度堆芯温度堆芯温度堆芯温度稳压器水
44、位稳压器水位稳压器水位稳压器水位给水过冷事故分析例（-10oC）给水过多事故l l事故类型事故类型事故类型事故类型预期运行事件l l起因起因起因起因给水阀门故障给水调节阀误打开l l事故后果事故后果事故后果事故后果堆芯功率上升导则停堆l l主要影响参数主要影响参数主要影响参数主要影响参数功率上升堆芯温度上升堆芯温度从降升蒸发器水位高l l事故响应事故响应事故响应事故响应停堆或不停堆给水隔离大气释放阀、安全阀打开l l验收准则验收准则验收准则验收准则DNBR必须始终高于限值l l保守假定保守假定保守假定保守假定旁排失效稳压器压力自动控制未投入运行 次临界和零负荷工况下，假定一个大的慢化剂负温度系
45、数事故打开一个给水控制阀(给水流量阶跃增加到200)l l保护信号保护信号保护信号保护信号给水隔离信号l蒸发器高高水位引起停堆信号l给水隔离引起汽轮机停机停堆l高核功率l超功率T l超温T 安注信号l稳压器低-低压力 l l事故分析例事故分析例事故分析例事故分析例零功率各种功率运行核功率核功率核功率核功率稳压器压力稳压器压力稳压器压力稳压器压力蒸发器水位蒸发器水位蒸发器水位蒸发器水位失效假定失效假定：旁排失效 堆芯温度堆芯温度堆芯温度堆芯温度稳压器水位稳压器水位稳压器水位稳压器水位给水流量给水流量给水流量给水流量m)停堆原因：汽轮机停机给水隔离给水过多事故分析例（满功率）二回路系统排热减少初因
46、事件l蒸气压力调节系统失效l失去外电负荷l汽轮机跳闸l主蒸气隔离阀误关闭l冷凝器失真空l失去电厂辅助系统的非应急交流电l失去给水流量 l给水系统管道破裂二回路系统排热减少l定义引起二次侧排热能力减少的事件l事故特点堆芯冷却剂平均温度和压力上升引起冷却能力下降得越突然越完全，堆芯响应也越激烈压力增加会直接威胁冷却剂压力边界的压力极限失去传热能力还会导致蒸发器二次侧压力增加或者流体装量的下降 l电厂响应反应堆系统压力增加和堆芯功率的下降停堆信号:主汽门关闭或者稳压器高压停堆信号汽轮机旁路阀和蒸汽管道安全阀和释放阀会动作稳压器喷雾阀、释放阀或者安全阀动作l主要分析内容冷却剂温度计算l考虑的重点蒸发器
47、的响应和反应性系数反应堆功率系统的响应主要对短时间的反应堆压力响应重要稳压器控制系统主要对长时间的一次侧响应很重要冷却剂温度计算l一回路管道冷却剂温度v反应堆内冷却剂温度v蒸发器一、二次测温度传递PWRv闭合环路安安全全分分析析中中需需分分析析热热阱阱丧丧失失事事故故 1 1寿期初 汽机脱扣事故（汽门瞬时关闭，停主给水）寿期末 汽机脱扣事故（汽门瞬时关闭，停主给水）寿期初 汽机脱扣事故，稳压器喷雾失效,稳压器泄压阀失效寿期末 汽机脱扣事故，稳压器喷雾，泄压阀失效一台MSIV失效突然关闭（寿期初）sms-v001a二台MSIV失效突然关闭（寿期初）sms-v001a sms-v001b一台MSI
48、V失效突然关闭（寿期末）sms-v001a二台MSIV失效突然关闭（寿期末）sms-v001a sms-v001b冷凝器失真空引起汽机突然关闭（寿期初）turbine冷凝器失真空引起汽机突然关闭（寿期末）turbine汽机甩负荷100%负荷至5%厂用电（寿期初）汽机甩负荷100%负荷至5%厂用电（寿期末）汽机甩负荷100%负荷至零负荷（寿期初）汽机甩负荷100%负荷至零负荷（寿期末）寿期初 汽机脱扣事故 停堆后主泵停电寿期末 汽机脱扣事故 停堆后主泵停电寿期初 汽机脱扣事故 停堆后主泵停电，稳压器 泄压阀失效 蒸发器释放阀失效寿期末 汽机脱扣事故 停堆后主泵停电，稳压器泄压阀 蒸汽释放阀失效
49、安安全全分分析析中中需需分分析析热热阱阱丧丧失失事事故故2 2寿期初 失去全部主给水事故寿期末 失去全部主给水事故寿期初 失去一台主给水事故寿期末 失去一台主给水事故寿期初 失去全部主给水事故，稳压器泄压阀 蒸汽释放阀失效寿期末 失去全部主给水事故，稳压器泄压阀 蒸汽释放阀失效 寿期初 失去主给水事故，停堆时又触发主给水管断裂事故寿期末 失去主给水事故，停堆时又触发主给水管断裂事故寿期初 失去主给水事故，停堆时又触发主给水管断裂事故并触发二台主泵停转寿期末 失去主给水事故，停堆时又触发主给水管断裂事故并触发二台主泵停转寿期末 失去主给水事故，停堆时又触发主给水管断，稳压器泄压阀，喷雾，蒸汽释放
50、阀失效寿期初 失去主给水事故，停堆时又触发主给水管断，二台主泵失电，稳压器泄压阀，喷雾，蒸汽释放阀失效寿期末 失去主给水事故，停堆时又触发主给水管断，二台主泵失电，稳压器泄压阀，喷雾，蒸汽释放阀失效汽机脱扣l l保护信号保护信号停堆信号停堆信号停堆信号停堆信号l超温T l稳压器高压 l稳压器高水位 l蒸汽发生器低低水位l低水位+蒸汽/给水流量失配辅助给水启动辅助给水启动辅助给水启动辅助给水启动 l l保守假定保守假定保守假定保守假定旁排失效汽机脱扣停堆信号失效电厂从103额定功率完全丧失蒸汽负荷稳压器泄压阀、蒸汽释放阀失效主給水隔离慢化剂温度系数小（）l l事故分析例事故分析例事故分析例事故分