核电站事故分类和安全分析.ppt

核反应堆安全学,第六章核电厂状态分类和安全分析,核电站事故分类和安全分析,6.1 与安全相关的事故6.2 核电厂运行工况与事故分类6.3 核电站安全分析6.4 安全分析报告中考虑的事故6.5 安全分析报告中分析主要事件/事故,6.1 与安全相关的事故,与安全相关的事故,堆芯功率增加堆芯入口温度增加堆芯过热一回路压力增加一回路水装量下降放射性泄漏,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,反应性上升,堆芯入口温度增加,蒸发器冷却能力下降,堆芯入口温度增加,堆芯过热,堆芯出口温度增加,蒸发器冷却能力下降,堆芯冷却能力下降,堆芯入口温度上升,一回路压力增加,一回路压力增加,一回路温度增加,稳压器水位上升,一回路水装量下降,一回路水装量下降,一回路水泄漏,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,6.2 核电厂运行工况与事故分类,核电厂运行工况与事故分类,1970年美国标准协会（ANSI）分类法1975年美国核管会（NRC）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）47种典型始发事件1992年IAEA国际核事件评价尺度（INES)我国的核电厂事故分类核电厂严重事故,美国标准协会（ANSI）分类法,正常运行和运行瞬态中等频率事件（预期运行事件）稀有事故极限事故（假想事故）,出现较频繁要求无需停堆依靠控制系统调节，回到稳定状态,在整个运行寿期内，一般极少发生，概率10-4 2x10-2/堆年需要投入专设安全设施,运行寿期内发生一次或数次偏离正常运行的所有过程要求只可能迫使停堆，不会造成燃料损坏或一、二回路超压只要保护系统正常运行，不会导致事故工况,发生概率10-6 2x10-4/堆年会释放出大量放射性物质设计中必须加于考虑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,核电厂的正常启动、停闭和稳态运行带有偏差的极限运行运行瞬变,中等频率事件（预期运行事件）,堆启动时，控制棒组件不可控地抽出满功率运行时，控制棒组件不可控地抽出控制棒组件落棒硼失控稀释部分失去冷却剂流量失去正常给水给水温度降低负荷过份增加隔离环路再启动甩负荷失去外电源一回路卸压主蒸汽系统卸压满功率运行时，安全注射系统误动作,稀有事故,一回路系统管道小破裂二回路系统蒸汽管道小破裂燃料组件误装载满功率运行时抽出一组控制棒组件全厂断电(反应堆失去全部强迫流量)放射性废气、废液的事故释放蒸汽发生器单根传热管断裂事故,极限事故,一回路系统主管道大破裂二回路系统蒸汽管道大破裂蒸汽发生器多根传热管断裂一台冷却剂泵转子卡死燃料操作事故弹棒事故,美国核管会（NRC）分类法,二回路系统排热增加二回路系统排热减少反应堆冷却剂系统流量减少反应性和功率分布异常反应堆冷却剂装量增加反应堆冷却剂装量减少系统或设备的放射性释放未能停堆的预计瞬变,二回路系统排热增加初因事件,给水系统故障使给水温度降低给水系统故障使给水流量增加蒸汽压力调节器故障或损坏使蒸汽流量增加误打开蒸汽发生器卸放阀或安全阀安全壳内、外各蒸汽管道破损,给水温度低给水流量高蒸汽流量增加,二回路系统排热减少初因事件,蒸汽压力调节器故障或损坏使蒸汽流量减少失去外部电负荷气轮机跳闸(截止阀关闭)误管主蒸汽隔离阀凝汽器真空破坏同时失去厂内外交流电源（全厂断电）失去正常给水流量给水管道破裂,给水流量降低蒸汽流量减少,热阱丧失事故,反应堆冷却剂系统流量减少初因事件,一个或多个反应堆主泵停止运动反应堆主泵轴卡死反应堆主泵轴断裂,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,在次临界或低功率时，非可控抽出控制棒组件在特定功率水平下非可控抽出控制棒组件控制棒误操作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化容控制系统故障使冷却剂中硼浓度降低在不适当的位置误装或操作一组燃料组件各种控制棒弹出事故,反应性引入事故,反应性增加、降低,反应堆冷却剂装量增加初因事件,功率运行时误操作应急堆芯冷却系统手动功能误动作化容系统故障使反应堆冷却剂装量增加手动功能误动作,意外注入,反应堆冷却剂装量减少初因事件,误打开稳压器安全阀贯穿安全壳一回路压力边界仪表或其它线路系统的破裂蒸发器传热管破裂反应堆冷却剂压力边界内各种管道破裂产生的失冷事故,破口阀门打开,LOCA,失水事故,系统或设备的放射性释放初因事件,放射性气体废物系统泄漏或破损放射性液体废物系统泄漏或破损假想的液体储箱破损而产生的放射性释放设计基准燃料操作事故乏燃料储箱掉落事故,未能停堆的预计瞬变初因事件,误提出控制棒失去给水失去电负荷凝汽机真空破坏汽轮机跳闸主蒸汽管道隔离阀关闭,未停堆xx事件,ATWS,国际核事件评价尺度（INES：International Nuclear Event Scale),我国的核电站事故分类,正常运行预计运行事件事故工况（设计基准事故）严重事故,6.3 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对故障和事故的响应,确定论法概率安全法,分析方法,评价安全系统的响应评价电厂对事故的响应评价各种事故工况下电厂的设计、运行特性,安全分析报告,核电厂安全分析,核电厂安全分析,安全分析方法的分类安全分析的目的安全分析中考虑的内容电厂整定值分析,安全分析方法的分类,确定论分析方法概率论分析方法,事故分析,安全分析的目的,总目的论证核电站的安全性安全分析的应用目的保守分析执照申请用安全分析报告电厂的保守评价操作员培训最佳估算用模型的性能分析培训风险评价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,核电厂安全分析报告,安全分析报告,1.0 引言和电厂概况2.0 厂址特征3.0 构筑物、部件、设备和系统的设计4.0 反应堆5.0 反应堆冷却剂系统及其连结系统6.0 专设安全设施7.0 仪表和控制8.0 电力9.0 辅助系统10.0 蒸汽和动力转换系统11.0 放射性废物管理12.0 辐射防护13.0 运行管理14.0 初始试验大纲15.0 事故分析16.0 技术规格书17.0 质量保证,第1章 引言和电站概述第2章 厂址特征第3章 结构，部件、设备和系统的设计第4章 反应堆第5章 反应堆冷却剂系统和与之连接的系统第6章 专设安全设施第7章 仪表和控制第8章 电力系统第9章 辅助系统第10章 蒸汽发电系统第11章 放射性废物管理第12章 辐射防护第13章 生产管理第14章 初始试验大纲第15章 事故分析第16章 技术规格书第17章 质量保证,秦山核电站,大亚湾核电站,秦山第三核电站安全分析报告,1.INTRODUCTION AND SUMMARY DESCRIPTION3.DESIGN OF STRUCTURES AND SYSTEMS4.REACTOR5.REACTOR PROCESS SYSTEMS6.SAFETY SYSTEMS7.INSTRUMENTATION AND CONTROL8.ELECTRICAL POWER SYSTEMS9.AUXILIARY AND SERVICE SYSTEMS10.TURBINE GENERATOR AND AUXILIARIES11.RADIOACTIVE WASTE MANAGEMENT12.RADIATION PROTECTION15.ACCIDENT ANALYSIS18.HUMAN FACTORS ENGINEERING,CHASHMA NUCLEAR POWER PLANT UNIT-2PRELIMINARY SAFETY ANALYSIS REPORT,CHAPTER 1.0 INTRODUCTION AND GENERAL DESCRIPTION OF PLANTCHAPTER 2.0 SITECHAPTER 3.0 STRUCTURE,SYSTEM AND COMPONENTCHAPTER 4.0 REACTORCHAPTER 5.0 REACTOR COOLANT SYSTEM AND CONNECTED SYSTEMSCHAPTER 6.0 ENGINEERED SAFETY FEATURESCHAPTER 7.0 INSTRUMENTATION AND CONTROLSCHAPTER 8.0 ELECTRIC POWERCHAPTER 9.0 AUXILIARY SYSTEMSCHAPTER 10.0 STEAM AND POWER CONVERSION SYSTEMCHAPTER 11.0 RADIOACTIVE WASTE MANAGEMENTCHAPTER 12.0 RADIATION PROTECTIONCHAPTER 13.0 CONDUCT OF OPERATIONSCHAPTER 14.0 INITIAL TEST PROGRAMCHAPTER 15.0 ACCIDENT ANALYSISCHAPTER 16.0 TECHNICAL SPECIFICATIONSCHAPTER 17.0 QUALITY ASSURANCE(DURING THE DESIGN AND CONSTRUCTION PHASES)CHAPTER 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,15.0 事故分析15.1 二回路排热增加15.2 二回路排热减少15.3 反应堆冷却剂系统流量降低15.4 反应性和功率分布异常15.5 反应堆冷却剂装量增加15.6 反应堆冷却剂装量减少15.7 系统或部件的放射性释放15.8 未能紧急停堆的预期瞬态(ATWT）15.9 导致常用系统完全丧失的事件和事故附录15A 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,热工水力系统分析程序（设计基准事故）RELAP5（NRC）RETRAN（EPRI）CANTAL（法国）THEMIS（法国）TRAC（美国）子通道分析程序COBRA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,动量守恒方程,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,初始工况反应性系数功率分布稳压器安全阀和蒸发器安全阀的能力紧急停堆整定值和时间延迟,初始工况假定,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初始运行模式各种稳态模式,事件分析中假定的反应性系数,在某些事件的分析中，保守性要求采用大的反应性系数值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,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F-15.0-3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轴向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,稳压器安全阀和蒸汽安全阀整定值全部负荷丧失事故下，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,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间采用保守假定,超温T和超功率T紧急停堆的功能,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1.22反应堆冷却剂整体沸腾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I类工况:正常运行和运行瞬态第II类工况:中等频率事件（预期运行事件）第III类工况:稀有事故第IV类工况:极限事故（假想事故）,Condition I:正常运行和运行瞬变,范围所有电厂计划中的运行工况换料、停堆、启动、功率运行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验收准则必须在电厂运行参数和引起保护系统动作的阈值之间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：在电站正常运行、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,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）执照限制运行功率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偏离泡核沸腾（DNBR）限值，一般使用最小值线功率密度（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）,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报告-事故分析工况正常运行和运行瞬态（2）,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i.裂变产物ii.腐蚀产物iii.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）,稳态运行和停堆操作功率运行（2至100%额定热功率）起动（Keff0.99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）,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 裂变产物腐蚀产物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,事故类型正常运行和运行瞬态起因手动停堆误动作 事故后果主要影响参数蒸发器压力，蒸发器液位 事故响应,停堆信号功率量程中子高负变化率停堆 保守假定汽机停机失效事故分析例,Condition II: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：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,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）,引起给水温度下降的给水系统失灵引起给水流量增加的给水系统失灵二回路蒸汽流量过度增加主蒸汽系统事故卸压外部负荷丧失汽机跳闸主蒸汽隔离阀意外关闭凝汽器真空丧失及其它导致汽机跳闸的事件电站辅助设备非应急交流电源丧失正常给水流量丧失反应堆冷却剂强迫流量部分丧失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一组棒束控制组件在功率运行工况下失控抽出棒束控制组件错列，单个RCCA或RCCA组下落一条具有不正确温度的非在役反应堆冷却剂环路的启动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功率运行期间安全注射系统误运行使反应堆冷却剂装量增加的RCV故障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）,引起给水温度下降的给水系统误动作引起给水流量增加的给水系统误动作蒸汽流量过增一台蒸汽发生器大气释放阀或安全阀误打开丧失外部电负荷汽机事故停机主蒸汽隔离阀误关闭冷凝器失去真空和引起汽机事故停机的其它事件电厂辅助设备的非应急电源丧失丧失正常给水冷却剂强迫流动部份丧失次临界和低功率启动条件下，控制棒组的失控提升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）,棒束控制组误操作控制棒事故掉落 控制棒失步 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）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功率运行时应急堆芯冷却系统误动作引起堆冷却剂装量增加的化学容积控制系统误动作稳压器泄压阀或安全阀意外开启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,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：在特定电站的寿期内都可能发生,CONDITION III:稀有事故,小破口失水事故 二次侧系统小破口燃料组件误装载完全失去强迫循环冷却剂流量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,蒸汽系统小管道破裂反应堆冷却剂强迫流量全部丧失(频率快速降低的瞬变）单个棒束控制组件在满功率下抽出燃料组件意外装载和运行在错误位置稳压器先导安全阀误运行保持在卡开位置反应堆冷却剂从小破裂管道或大管道裂纹的流失废气处理系统破损放射性废液系统泄漏或破损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,蒸汽系统管道的小破裂额定功率下一束棒误提出燃料组件装错位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)放射性废气系统泄漏或破损放射性废液系统泄漏或破损假想的贮液罐破损造成的放射性释放乏燃料运输罐跌落事故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,特点这些故障代表极限的设计情况 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 设计极限单个事故必须不致使缓解事故的系统丧失其功能，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：峰值包壳温度包壳最大氧化率最大氢产生率堆芯几何构形长期冷却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：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,蒸汽系统大管道破裂给水系统管道破裂反应堆冷却剂泵轴卡住(转子卡住)反应堆冷却剂泵轴断裂各种棒束控制组件弹出事故蒸汽发生器管子破裂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设计基准燃料装卸事故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,主蒸汽管道大破裂主给水管断裂反应堆冷却剂泵轴卡死反应堆冷却剂泵轴断裂控制棒弹射事故蒸汽发生器传热管破裂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)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,二回路系统排热增加二回路系统排热减少反应堆冷却剂系统流量减少反应性和功能分布异常反应堆冷却剂装量增加反应堆冷却剂装量减少,二回路系统排热增加初因事件,给水流量增加给水阀门故障给水管道破口事故给水温度下降给水加热器故障二次侧蒸气流量额外增加外负荷阶跃增加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,定义引起二次侧排热能力增加的事件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 考虑的重点堆芯反应性、轴向功率分布、初始功率和流量等,安全分析中需分析二回路系统排热增加事故,给水过冷事故,事故类型预期运行事件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事故后果堆芯功率上升导则停堆主要影响参数功率上升堆芯温度上升堆芯温度从降升事故响应停堆或不停堆验收准则DNBR必须始终高于限值,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 停堆信号高核功率 超温T超功率T事故分析例10C,未停堆,核功率,稳压器压力,蒸发器水位,堆芯温度,稳压器水位,给水过冷事故分析例（-10oC）,给水过多事故,事故类型预期运行事件起因给水阀门故障给水调节阀误打开事故后果堆芯功率上升导则停堆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事故响应停堆或不停堆给水隔离大气释放阀、安全阀打开验收准则DNBR必须始终高于限值,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数事故打开一个给水控制阀(给水流量阶跃增加到200)保护信号给水隔离信号蒸发器高高水位引起停堆信号给水隔离引起汽轮机停机停堆高核功率超功率T 超温T 安注信号稳压器低-低压力 事故分析例零功率各种功率运行,核功率,稳压器压力,蒸发器水位,失效假定：旁排失效,堆芯温度,稳压器水位,给水流量,给水隔离原因：蒸发器高高水位(10.9m)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事件,蒸气压力调节系统失效失去外电负荷汽轮机跳闸主蒸气隔离阀误关闭冷凝器失真空失去电厂辅助系统的非应急交流电失去给水流量 给水系统管道破裂,二回路系统排热减少,定义引起二次侧排热能力减少的事件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 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主要分析内容冷却剂温度计算考虑的重点蒸发器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,一回路管道冷却剂温度,反应堆内冷却剂温度,蒸发器一、二次测温度传递,闭合环路,安全分析中需分析热阱丧失事故 1,安全分析中需分析热阱丧失事故 2,汽机脱扣,保护信号停堆信号超温T 稳压器高压 稳压器高水位 蒸汽发生器低低水位低水位+蒸汽/给水流量失配辅助给水启动 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（BOF:0.0）事故分析例寿期初寿期末,事故类型预期运行事件起因汽机脱扣信号主发电机事故停车 冷凝器低真空 失去润滑油 汽机止推轴承故障 汽机超速 汽机手动停车主要影响参数跳闸事件导致的蒸汽流量减少最快 蒸汽压力升高卸压蒸发器水位下降停堆稳压器压力升高稳压器水位升高平均温度升高事故响应停堆大气释放阀、安全阀动作,失效假定：主蒸汽旁排失效，汽机停机不触发停堆，给水隔离,汽机脱扣事故，停堆后主泵停电,核功率汽机功率,冷却剂流量,稳压器压力,堆芯平均温度,停堆原因：蒸发器低低液位,蒸发器水位,蒸汽压力,寿期初，反应性反馈最小,蒸汽释放阀开启,事故序列汽机脱扣、主給水隔离（假定）主蒸汽释放阀排气蒸发器低低水位停堆（8.8m）,给水流量,核功率汽机功率,冷却剂流量,稳压器压力,堆芯平均温度,蒸发器水位,蒸汽压力,停堆原因：核功率高负变化率导致停堆,失效假定：主蒸汽旁排失效，汽机停机不触发停堆,汽机脱扣事故，停堆后主泵停电,寿期末，反应性反馈最大,蒸汽释放阀开启,事故序列汽机脱扣主蒸汽释放阀排气核功率高负变化率导致停堆,給水流量,汽机甩负荷（汽机负荷丧失）,事故类型运行瞬态预期运行事件同汽机脱扣起因外电网故障假设厂用电仍然需要事故响应功率控制系统作用逐渐降到厂用电水平后果不严重,保守假设失去旁排除安全阀外，失去全部卸压功能停堆保护系统工作时，不需要停堆保守假定时同汽机脱扣重要参数稳压器压力升高堆芯平均温度升高事故分析例,核功率,未停堆,稳压器压力,蒸汽压力,堆芯平均温度,汽机甩负荷,厂用电,丧失正常给水,事故类型预期运行事件起因正常给水泵故障 阀门误动作 失去厂外交流电源主要影响参数蒸发器水位降低蒸汽压力上升验收准则必须保证排除堆芯余热,保守假定考虑二台电动辅助给水泵不能启动 一台辅助给水泵（柴油机直接驱动）向二台蒸汽发生器提供辅助给水汽机停机触发停堆失效保护动作停堆信号蒸汽发生器低低水位给水隔离使汽机停机（可屏蔽）释放阀、安全阀开启 事故分析例,失去主给水实例,失效假定：主蒸汽旁排失效，稳压器释放阀失效,主蒸汽大气释放阀失效,停堆原因：汽机停机触发停堆,核功率汽机功率,蒸发器水位,給水流量,蒸汽压力,大气安全阀开启,给水管道破裂事故,事故类型极限事故起因截止阀下游管道破裂事故后果事故蒸发器排空完好回路蒸发器蒸汽流向事故蒸发器回路主要影响参数蒸发器水位下降堆芯传热能力不足，传热恶化，导致沸腾事故响应停堆安注手动隔离故障蒸发器（30min后？）,停堆信号稳压器高压 超温T 受影响蒸汽发生器的低低水位 安注任一环路蒸汽管低压力 安全壳高压力 保守假定在逆止阀和蒸汽发生器进口之间发生主给水管道断裂，最保守的断裂全部主给水经破口排出分析内容反应堆紧急停堆之后丧失厂外电源-没有丧失厂外电源,反应堆冷却剂系统流量减少初因事件,部分丧失冷却剂流量(第II类事故)一台主泵停运（部分失流），预期运行事故全部丧失冷却剂流量(第III类事故)全部主泵停运（全部失流），失去外电源引起，稀有事故全部丧失冷却剂流量，并丧失惯性(第IV类事故)一台泵卡转子，极限事故一台泵断轴，极限事故,失流事故（LOFA）,反应堆冷却剂系统流量减少,定义引起反应堆冷却剂流量下降的事件事故特点堆芯冷却剂流量下降，不能有效地带走堆芯热量燃料包壳的过热电厂响应冷却剂温度和压力的上升可能会发生偏离泡核沸腾停堆信号：低流量停堆、低DNB停堆、主泵低电压/低频率停堆如果停堆发生的快，可以保证堆芯有效地传热能力停堆后，流量会继续下降，直到达到新的平衡反应堆设计必须保证在任何情况下烧毁比（DNBR）都不会达到限制值主要分析内容流量瞬变惯性阶段自然循环阶段 考虑的重点控制棒插入速率、慢化剂温度和多普勒反应性反馈、主泵转速下降性能、主泵和系统流体的惯性、水力学阻力系数等安全分析中用于验证当燃料在DNBR的设计极限以上时的行为,流量瞬变计算（惯性阶段）,从流量明显下降到堆功率下降到响应水平取决于主泵惰性特性和快速停堆能力流量通过求解动量方程得到,流动守恒方程,主泵扬程和压头,扬程：提供压力增加量，弥补回路压力损失基本参数：,离心泵的驱动模型,泵转速模型,泵扬程与转速的近似关系式,停泵后的减速,回路流量方程（压力方程）,流量瞬变计算（自然循环阶段）,循环流量,安全分析中需分析失流事故,失去全部冷却剂流量,事故类型稀有事故它是作为MDNBR的设计基准事故事故起因所有主泵停止运行失去全部厂外电源系统响应冷却剂流量的迅速下降堆芯平均温度随着流量的减少而上升，引起热通道的DNBR迅速下降主要影响参数一回路流量（建立自然循环）一回路压力,停堆信号厂用母线低电压 厂用母线低频率 反应堆冷却剂泵低转速 反应堆冷却剂泵断路器跳闸 反应堆冷却剂环路低流量 保守假定主蒸汽旁排失效主泵停机不触发停堆事故例,失效假定：主蒸汽旁排失效，主泵停机不触发停堆,核功率汽机功率,冷却剂流量,稳压器压力,停堆原因：主泵母线低转速停堆,失去全部冷却剂流量计算例,自然循环,主泵断轴、卡转子事故,事故类型极限事故最大的冷却剂流量丧失事故事故起因主泵故障停堆信号反应堆冷却剂环路低流量 反应堆冷却剂泵低转速低DNBR信号保守假定稳压器卸压阀、喷淋失效旁排失效 事故后有部分燃料棒烧毁,主要影响参数一回路流量一回路压力事故特点该事故下DNBR下降，可能会到达设计极限以下，使得燃料包壳损坏但燃料的响应是非常迅速的，在停堆以后几秒内MDNBR迅速上升轴断裂事故的流量降低要比转子卡住事故的流量降低来得慢,反应性和功率分布异常,反应性和功能分布异常初因事件,在次临界或低功率启动时，非可控抽出控制棒组件在一定功率水平下，非可控抽出控制棒组件控制棒组件安装不当化学和容积控制系统误动作导致堆芯冷却剂硼浓度下降,反应性和功率分布异常,定义引入额外的反应性的事件事故特点引起功率和功率分布的变化电厂响应电厂的响应取决于电厂初始条件和具体事件 停堆保护：在次临界或低功率启动时，用于启动和低功率状态下的停堆系统动作在功率水平下运行时，功率量程反应堆停堆系统动作其它保护动作有模拟量和数字量的停堆保护 考虑的重点控制棒的误操作包括掉棒事故、一束或一根控制棒抽出、或误安装,反应性引入事故,后果：启动时，可能回发生瞬发临界反应堆失控功率运行时，堆内过热压力边界破坏,起因：控制棒失控抽出控制棒弹出硼失控稀释,中子及反应性基本概念基本概念,反应性引入事故起因,提棒事故控制棒不受控抽出连续引入反应性弹棒事故控制棒被破口造成内外压力差弹出阶跃引入反应性硼失控稀释使无硼水引入一回路反应性引入速率受泵的容量、管道大小和纯水系统限制,控制棒控制系统功率控制系统控制棒驱动机构失灵,控制棒驱动器密封罩壳破裂,误操作设备故障控制系统失灵,常用安全分析事故,反应性引入速率,准稳态瞬变超缓发临界瞬变瞬发临界超瞬发临界瞬变,满功率时两组控制棒失控抽出,弹棒事故，极限事故（小破口）,满功率时控制棒慢速抽出,瞬发中子和缓发中子,中子在裂变过程中的释放功能瞬发中子缓发中子对控制起关键作用瞬发临界：仅靠瞬发中子可以维持临界并有余由于中子寿命短，功率暴涨,中子寿期中子产生慢化扩散被吸收 的平均时间,瞬间释放出的中子，压水堆占99%中子寿命为10-4s,缓期释放出的中子，压水堆占0.64%中子寿命为0.08s,缓发中子份额,正常运行时，0.01$主要是缓发中子的作用,控制棒失控提升保护方式,停堆信号核功率超过高功率定值：109满功率稳压器高水位:8.12m(正常5.4m)超温T超过定值超功率T超过定值稳压器高压力：16.4Mpa核通量高值：25%(中间量程)、106(源量程)，可闭锁核功率高正变化率停堆:5%/s,禁止提棒信号 高核通量信号：20(中间量程)、103%(功率量程)超温T信号：97.4%超功率T信号：97.4%,安全分析中需分析控制棒失控提棒事故,基本假定提棒中均假定功率控制系统失效主蒸汽旁排失效功率量程高中子注量率高整定值不触发停堆,主要功率：10、60和100满功率,核功率汽机功率,稳压器水位,稳压器压力,堆芯平均温度,寿期初 反应性 0.00003t0.007,停堆原因：OPDT停堆,蒸发器压力,失控提棒分析例(3pcm/s,寿期初),核功率,稳压器水位,稳压器压力,堆芯平均温度,寿期末 反应性 0.00003t0.005,停堆原因：OPDT停堆,蒸发器压力,失控提棒分析例(3pcm/s，寿期末),稳压器水位,稳压器压力,堆芯平均温度,寿期初 反应性 0.0008t0.007,停堆原因：核功率高正变化率停堆,核功率汽机功率,失控提棒分析例(80pcm/s,寿期初),稳压器水位,稳压器压力,堆芯平均温度,寿期末 反应性 0.0008t0.005,停堆原因：核功率高正变化率停堆,核功率汽机功率,失控提棒分析例(80pcm/s,寿期末),安全分析中常用控制棒落棒事故,燃料组件误装载初因事件,燃料芯块在燃料棒内的误装载燃料棒在燃料棒组件内的误装载燃料组件在堆芯内的位置安装错误堆芯的旋转,燃料组件误装载事故,定义燃料误装载事故特点事故发生的概率很低，因为燃料的装载是通过很多的质保系统监督的发生的概率涉及到制造过程中大范围的质量控制程序和堆芯装载时的操作程序 系统响应这种事故造成的后果有好有坏。取决于引入错误处的燃料富集度的差富集度差小的误装载不会引起明显的功率变化当差值比较大时，在误装载的控制棒局部，功率峰值和平均值之比会增加大的富集度变化可以通过堆芯核测量仪器或热电偶测到考虑的重点与燃料误装载相关的局部功率的增加会间接地用不确定因子来解释通过不确定因子、合适的仪器、直接的定性控制和详细的操作程序可以使这类事故不发生和可预知,功率水平下一个控制棒组件抽出事故,定义功率水平下一个控制棒组件抽出事故事故特点这是一个被认为在许多CRD误操作事故中可能发生的事故之一事故假定是由电厂设备的失效或者操作员的失误引起的这个事故归在第III类是因为它的发生概率很小在满功率条件下控制棒组件抽出，抽出前控制棒组件在它的插入极限位置，事故后处于在完全抽出的位置系统响应该事故中，反应堆在停堆前通常已发生了热通道的DNB现象在该事故的功率分布分析中，通常采用准稳态条件（即假定控制棒在几个不同的位置时都处于平衡状态）此过程非常迅速，慢化剂的反馈已经不重要，而多普勒反馈显得相当重要在此计算中要求计算功率峰因子，用于确定DNBR,与系统性能无关的放射性释放事故,某些事件因为它发生的可能性极小而归于第III类事故有些甚至不会造成堆芯和系统的影响例如放射性液体废物系统的泄漏或损环放射性气体衰变箱的失效乏燃料桶的跌落,弹棒事故(1),定义控制棒驱动机构密封罩壳的破裂，使得全部压差作用到控制棒驱动轴上，从而引起控制棒迅速弹出堆芯的事故事故特点由于这种机械故障是反应堆失去冷却剂，又同时向堆芯阶跃引入反