第五章反应性引入事故(八次课)ppt课件.ppt

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1、核安全基础,核动力仿真研究中心,第五章 反应性引入事故,本章概述,反应性引入事故,定义：快慢两种反应性调节方式的不正确运行所直接引起的事故。包括：反应堆次临界调节棒束失控提升（）反应堆功率运行情况下调节棒束失控抽出（）硼酸失控稀释（）功率运行情况下单个调节棒束失控提升（）一个调节棒束弹出（）,本章概述,反应性引入事故,原因：机械故障、电气故障、人因故障后果：（1）DNBR下降，沸腾危机；（2）燃料元件内超功率，烧毁；（3）当不均匀时，更为严重；,反应性引入事故,设计保护方法 ：设计与自动保护措施（1）不能同时提升3组棒（2）短周期保护（3）超温保护（4）超功率保护操作注意事项 ：（1）注意周期

2、变化（2）注意同时观察：功率、冷却剂温度,本章概述,第五章 反应性引入事故,5.1 反应性引入机理5.2 超功率瞬变5.3 超瞬发临界瞬变5.4 反应堆启动事故5.5 蒸汽管道破裂事故,第五章 反应性引入事故,定义：反应性引入事故是指向堆内突然引入一个意外的正反应性，导致反应堆功率急剧上升而发生的事故。这种事故如果发生在启动时，可能会出现瞬发临界，反应堆有失控的危险；如果发生在功率运行工况下，堆内严重过热，可能造成一回路系统压力边界的破坏。,反应性引入事故,调节方式的不正确运行所直接引起的反应性引入事故,5.1 反应性引入机理,反应性引入事故按潜在因素可分为：控制棒失控提升（提棒事故）控制棒弹

3、出（弹棒事故）硼酸的失控稀释,5.1 反应性引入机理,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差弹出阶跃引入反应性硼失控稀释无硼纯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,控制棒控制系统故障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,5.1 反应性引入机理,启动时，可能会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。,反应性引入事故后果,由于压水堆固有的负反馈效应和设置多重停堆保护系统，因此反应性引入事故不会对堆芯造成过份的有害影响，更不会象原子弹那样爆炸。,5.1 反应性引入机理,事故

4、引入的反应性,反馈引入的反应性,控制系统引入的反应性,停堆系统引入的反应性,瞬态过程中堆芯反应性,5.1 反应性引入机理,事故引入的反应性,反应性引入速率,反应性事故引入的终止时刻,反应性引入总量,反应性引入速率的大小对反应堆安全起着重要作用,反应堆达到瞬发临界所需时间,反应性引入速率大，反应堆达到临界的时间就短，反应堆控制就愈难,缓发中子份额,5.2 超功率瞬变,反应性引入事故按反应性引入速率和大小分为：,准稳态瞬变超缓发临界瞬变超瞬发临界瞬变,按反应性引入方式分为：,阶跃变化线性变化,模型：点堆动态方程,5.2 超功率瞬变,准稳态瞬变向堆内引入的反应性比较缓慢，以至于这个反应性能够被温度反

5、馈效应和控制棒的自动调节所补偿的瞬变。,准稳态瞬变,例：满功率时控制棒慢速抽出,假设停堆保护系统尚未动作,反应性反馈由燃料温度反馈和冷却剂温度反馈两部分组成。,5.2 超功率瞬变,准稳态瞬变时系统响应特性,功率变化十分缓慢，反应堆周期远远大于堆芯时间常数，因此堆内温度可以近似地用稳态分布来描述；反应性引入速率比较小，所以冷却剂温度和功率上升得都不太快，由冷却剂平均温度过高保护触发反应堆紧急停闭，此时功率峰值未达到超功率保护整定值（118%额定功率）；稳压器压力和冷却剂平均温度的上升幅度较大，最小DNBR下降比较显著，偏离泡核沸腾的裕量变小。,5.2 超功率瞬变,超缓发临界瞬变引入堆内的正反应性

6、较快，以至反应性反馈效应和控制系统已不能完全补偿，使总的反应性大于零，但又不超过 的瞬变。,超缓发临界瞬变,例：满功率时两组控制棒失控抽出,系统响应特性超缓发临界瞬变功率增长曲线向上弯曲，达到118%额定功率，超功率保护紧急停堆。稳压器的压力和冷却剂平均温度变化较小。不足以损坏燃料元件(温度、压力变化较小)。,5.2 超功率瞬变,超温停堆信号,堆功率,冷却剂平均温度,准稳态瞬变与超缓发临界瞬变的瞬态响应,5.3 超瞬发临界瞬变,瞬发临界超瞬发临界瞬变,弹棒事故，极限事故（小破口）：反应性引入事故合并小LOCA,响应特性反应堆周期远远小于堆芯时间常数，堆内传热近似为绝热过程，大量的热能积聚在堆芯

7、；堆功率呈指数规律增减;,引入的反应性很大，超过了瞬发临界的程度所引起的堆内瞬变。,忽略缓发中子，堆功率瞬态响应示意图,5.3 超瞬发临界瞬变,响应特性功率峰值反比于中子代时间，快堆功率峰值较压水堆大，压水堆功率峰值比重水堆大；功率峰值反比于瞬发反应性系数，负的反应性系数对拟制堆功率增长及反应堆稳定性有重要的作用；产生功率振荡现象；造成堆芯功率分布的严重畸变。,5.3 超瞬发临界瞬变,功率振荡现象,事故开始时，由于功率很低，随着反应性的不断引入，周期变短，功率上升速率增加，到达一定程度出现反应性反馈效应，且越来越明显，使反应性减小，变为负值时，功率转而下降，于是在某一时刻出现第一个功率峰值；之

8、后，随着功率的下降，反馈效应减弱，反应性出现正值，开始了第二功率峰值的增长过程；由于缓发中子的存在，使得功率振荡逐渐衰减，最终达到一个平衡值。,5.3 超瞬发临界瞬变,弹棒事故,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。后果由于快速引入反应性，造成堆内核功率激增，使燃料元件发生很大变化，形成堆芯很大的功率不均匀因子，因此会出现一个大的局部功率峰值。同时，造成一个小破口失水事故（当量直径82mm），从失水事故角度来看，后果不严重。分析对象：反应性引入,5.3 超瞬发临界瞬变,事故描述,开始的短时间内，功率激增产生的大部分能量储存在UO

9、2芯块内部，将使最热的芯块熔化，释放出的气体在燃料棒内部形成高压，使燃料棒瞬时破裂。热能 机械能 冲击波 造成堆芯和一回路系统的损坏热量传递到元件包壳，可造成部分包壳发生DNB，可能影响堆芯完整性。热量传递到冷却剂，冷却剂系统温度和压力升高，形成一回路压力高峰。弹棒事故的主要特征是功率脉冲，其关心的主要问题是燃料破损问题。,5.3 超瞬发临界瞬变,热点处燃料芯块比焓不得超过 942 kJ/kg，对于辐照燃料必须低于 837 kJ/kg。系统峰值压力不超过设计压力的110%。热点的包壳温度低于未氧化包壳开始显著脆化的温度1482。进入DNB的燃料棒数不超过燃料棒总数的10%。,经验性准则,5.3

10、 超瞬发临界瞬变,弹棒事故下热通道燃料温度变化,5.4 反应堆启动事故,反应堆启动事故是指在反应堆启动过程（尤其是初次启动）中，由于设备故障或操作错误引起控制棒失控抽出，以一定反应性引入速率向堆内持续引入反应性，致使反应堆从次临界迅速达到临界、又变为瞬发临界的事故。反应堆启动事故是一种十分容易发生又十分危险的、典型的反应性引入事故。,反应堆启动是通过向堆内引入反应性（提升控制棒，增加燃料棒数目等），使keff从小于1到等于1和大于1，最后稳定在所需功率水平的过程。,反应堆启动过程中，随着堆内反应性的增加，反应堆功率相应上升。在达到瞬发临界之前，功率上升速度比较缓慢；一旦接近瞬发临界，功率增加异

11、常迅速。,5.4 反应堆启动事故,5.4 反应堆启动事故,控制反应性引入速率是确保反应堆启动安全的关键。反应性引入速率大小决定了反应堆达到临界和进入瞬发临界所经历时间的长短。某反应堆启动：当 从临界到瞬发临界只需约1秒；当 从临界到瞬发临界要经历约70秒；,5.4 反应堆启动事故,反应堆启动事故必须依靠反应堆紧急停闭来终止。停堆信号取自于高功率水平Pt保护。因控制棒下插需要一段时间，保护功率Pt的选择直接影响功率上升幅度。保护功率Pt高于启动功率P(0)的数量级越小，周期越长，功率增长速度越慢，实现紧急停堆的时间余度越多；反之，在发生反应堆启动事故时，功率水平有十几个数量级变化，则周期很短，即

12、使发出超功率紧急停堆，反应堆功率还是会上升到相当可观的数值。降低Pt和P(0)之间的比值有两个方法：增加外中子源强度（裕度不大），二是采用可调的功率保护整定值。,5.4 反应堆启动事故,达到保护功率时的周期 / s,5.4 反应堆启动事故,随着堆功率的增长，温度效应（尤其是燃料的多普勒效应）逐渐明显，温度效应起着自动拟制功率增长的作用。当反应堆功率上升到这样一点时，即温度反馈的负反应性超过启动事故引起的正反应性，则功率水平转而下降。温度系数负值越大，达到的功率峰值越低。,温度反馈的影响,温度反馈的影响,负的温度系数可降低功率峰值,5.5 蒸汽管道破裂事故,定义：蒸汽回路一管道（主管道或管嘴）出

13、现破口或蒸汽回路上一个阀门意外打开所导致的事故。,“保护段”：建筑布局上采取措施确保高度可靠性，不考虑安全壳与支座之间发生破口。,5.5 蒸汽管道破裂事故,起因二回路上的一个阀门意外打开：调节系统的误动作机械故障运行人员误操作对纯粹的蒸汽管道破裂来说，其原因可来自：过大的机械应力或热应力制造缺陷内部飞射物地震等,5.5 蒸汽管道破裂事故,按照破口的大小，蒸汽管道破裂事故可以是第2类，第3类或第4类事故。第2类事故：破口尺寸小于二回路上的一个阀门打开所构成的破口；第3类事故：破口尺寸大于二回路上的一个阀门打开所构成的破口，且不能自动将蒸汽管道隔离。第4类事故：更为严重的蒸汽管道破裂事故。,分类,

14、对于破口最大的2类事故，反应堆不应重返临界。,对于破口最大的4类事故，烧毁比（DNBR）大于1.3。,5.5 蒸汽管道破裂事故,通过一、二回路之间强烈地耦合，事故从如下几个方面影响核电厂安全：蒸汽管道破裂增加了蒸汽发生器从反应堆冷却剂系统中取走的热量，引起一回路冷却剂温度和压力下降；紧急停堆后，由于一回路冷却剂温度迅速下降，若慢化剂的负温度反馈系数很大，则反应堆有重返临界的危险；如果破口侧在安全壳内，大量蒸汽排放可能使安全壳升温超压；如果在事故前整汽发生器传热管有破损，一回路水向二回路泄漏，裂变产物可能释放到堆外环境中去。,5.5 蒸汽管道破裂事故,事故描述（破口直径大于15mm）,第一阶段：

15、事故发生之初；蒸汽流量突增，二回路系统导出热量超过反应堆的发热量，导致堆芯入口温度下降 反应堆功率自动上升，以维持一、二回路之间的热量平衡；一回路冷却剂平均温度降低，稳压器内压力和水位也相应下降，当系统参数达到保护整定值时，实现反应堆超功率紧急停堆和稳压器低压停堆，汽轮机也紧急停机。第二阶段：紧急停堆、停机后，蒸汽管道隔离之前；蒸汽继续流失，蒸汽管道出现低压，一回路冷却剂平均温度不断下降 正反应性不断引入 停堆深度逐渐减小，如果价值最大的控制棒组卡死于堆顶，则反应堆有可能重返临界，堆内功率分布出现严重畸变，局部峰值处元件包壳过热烧毁。,5.5 蒸汽管道破裂事故,无人为干预情况下的物理变化过程,

16、二回路侧（假设事故发生之前全部蒸汽管道都没有隔离）：事故初始阶段，破口的蒸汽溢出由三台蒸汽发生器对称供给(受影响的蒸汽发生器蒸汽直接从破口溢出，另外两台不相关的蒸汽发生器的蒸汽反向流出破口)。根据破口的所处位置及是否能隔离，破口蒸汽的供给或被阻止或仅由一台相关的蒸汽发生器供给，后者使三台蒸汽发生器变成物理不对称。蒸汽管道隔离后，不相关蒸汽发生器的水位将趋于稳定。,5.5 蒸汽管道破裂事故,无人为干预情况下的物理变化过程,一回路侧：蒸汽管道破裂导致对一回路功率需求的急剧上升，使一回路温度和压力相应下降，由于慢化剂的温度负效应，向堆芯引入正的反应性。如果全部控制棒束都插入堆芯，蒸汽管道破裂事故不会

17、造成使堆芯临界状态的危险。 如果假设负反应性最高的个棒组卡在最高位置。这种情况可能出现在事故发生初期（机组停机状态下）或者由紧急停堆信号（在功率运行状态下）产生的落捧时刻。这一情况将导致：后备负反应性贮备减少，因而堆芯有重返临界状态的危险；卡棒部位周围的中子通量分布出现严重畸变(DNB的危险)。,5.5 蒸汽管道破裂事故,运行人员的干预,识别事故，并鉴别与事故相关的SG；如果破口很小，运行人员应隔离破口，并按正常操作将反应堆停堆； 如果破口很大，事故将导致安注系统投入，运行人员应采取的主要操作如下：如果保护系统没有执行关闭主蒸汽隔离阀，将其关闭 隔离相关的蒸汽发生器的给水（堆芯过冷）限制一回路

18、的压力增加和稳压器充水（由于安注的投入）通过安注向堆芯加硼（20000ppm）操作。 运行人员的目的是：使机组过渡到余热导出系统冷却的停堆状态。,5.5 蒸汽管道破裂事故,排热,在蒸汽管道破裂之后，给水和蒸汽管道被隔离，只有受影响的蒸汽发生器继续排放。其结果只是受影响的蒸汽发生器完全排空，其余两台蒸汽发生器在该瞬变终止后仍可用于排除余热。主蒸汽管道隔离阀遵照主蒸汽隔离信号将蒸汽发生器和主蒸汽管道隔离。主蒸汽隔离阀装在每台蒸汽发生器出来的主蒸汽管道中安全壳外安全卸压阀的下游。受影响的蒸汽发生器完全排空，蒸汽直接向大气排放（破口在安全壳外）。余下的两台蒸汽发生器可以用通过卸压阀把蒸汽排放到大气的办

19、法来排除堆芯的衰变热。排汽一直继续到反应堆冷却剂的温度和压力降到余热排出系统投入运行条件为止。,保护性措施,5.5 蒸汽管道破裂事故,两个目的：限制过冷和限制反应性引入限制过冷就是限制二回路功率以限制一回路冷却程度 设计上的考虑 在安全壳外安装蒸汽隔离阀（5s内关闭，由蒸汽管道隔离信号触发隔离行动）在蒸汽发生器为蒸汽出口安装限流器，限制最大蒸汽排放量主蒸汽管道的加固(保护段)操纵员的干预 尽快找出破口位置尽早停止与受损蒸汽发生器相关的辅助给水,保护性措施,5.5 蒸汽管道破裂事故,限制堆芯反应性引入设计上的考虑注射高浓硼水其硼水浓度为20000ppm)；足够的控制棒以保证紧急停堆后的后备反应性

20、。自动保护动作上的考虑设置安注系统投入信号：蒸汽管线蒸汽流量高；蒸汽发生器蒸汽压力低；蒸汽管线蒸汽流量高，一回路平均温度低；蒸汽管线压力差o.7MPa）操纵员的干预 寻找对一回路加硼的可能性,5.5 蒸汽管道破裂事故,事故对三道屏障的危害,第一道屏障：元件包壳堆芯功率的不可控增加可能导致烧毁现象及元件包壳的损坏。第二道屏障：一回路承压边界回路构件的突然冷却造成冷冲击，从而导致热应力的产生。蒸汽发生器的突然卸压，蒸汽发生器U型管束产生强烈振动，从而产生机械应力。第三道屏障：安全壳如果破口发生在安全壳内，安全壳内温度和压力会随之升高。安全壳设计包容事故是LOCA事故，能承受蒸汽管道破裂事故。,5.

21、5 蒸汽管道破裂事故,前提条件：热态零功率、有外电源、冷却剂满流量、安全壳外蒸汽管道破裂:反应堆停闭后，二回路蒸汽大量流失，冷却剂平均温度不断下降，负温度效应，次临界度逐渐减小，大约经29s重返临界；大约45s后20000ppm浓硼酸溶液到达冷却剂环路，延迟包括：接收和发出安全注射信号4s,打开安全注射管道上阀门10s，消除安全注射管道中留有的2000ppm硼水31s.事故发生后，截止阀能在几秒内快速关闭使蒸汽从破口排放量相应地急剧下降；瞬变中堆芯功率峰值的热流密度约为额定值的7.2%。,冷却剂平均温度,冷却剂压力,蒸汽管道破裂事故的瞬变,2004年8月9日，日本关西电力公司的美滨核电站3号机

22、组涡轮室发生蒸汽泄漏事故。反应堆为增压轻水反应堆，功率 826MW，事故发生后警报装置发生作用，反应堆自动停止发电。核电站周围监测辐射的仪器没有发现异常，可以认为没有辐射泄漏。 涡轮室为三层建筑，工人们正往二楼搬运检测装置。位于二层天花板附近的配水管道破裂，导致二层充满高温高压蒸气（温度在200以上）泄漏。死亡的名工作人员倒在漏气的配水管道附近，因管道周围温度过高，救援人员无法接近，直至事故发生约30分钟后，救援人员才抬出这名死者。 事后日本关西电力公司暂时关闭其全部11座核电站，以进行全面安全检查。,日本美滨核电站蒸汽管道破裂事故,思考题,何为反应性引入事故?反应性引入机理。缓发临界与超缓发临界有何区别？何为反应堆超瞬发临界？何为反应堆启动事故？蒸汽管道破裂事故如何影响核电站安全？,THE END,