《核反应堆安全分析》PPT课件.ppt

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1、第四章 确定论安全分析,事故分析方法 确定论分析方法：考验电厂设计总体完整性的主要手段。概率论安全分析方法：一种系统的工程安全评价技术。,设计基准事故(DBA)根据法规的要求，选用设计基准事故（Design Basis Accident,DBA）是为了考验安全系统的设计裕度。设计基准事故的选择，主要依据工程判断、设计和运行经验。目前选用的DBA已经定型，这可以从标准审查大纲（Standard Review Plan,SRP）或有关导则中找到。根据事故发生的频度和可能后果，DBA将电厂工况分为四类：正常运行、运行瞬变、稀有事件、极限事故。,确定论事故分析的基本逻辑 确定一组设计基准事故；选择特定

2、事故下安全系统最大不利后果的单一故障；确认分析所用的模型与电厂参量都是保守的（保守的分析方法）；将最终结果与法定验收准则相对照，确认安全系统的设计是充分的。,【或通过最佳估算（BE）并考虑不确定性（Uncertainty）的方法（BEPU方法，如“CSAU”方法“ASTRUM”方法等）】,确定论事故分析的基本假定 为确保分析结果的包络性，法规要求采用保守假定。两条“不言而喻”的基本假设：被调用的安全系统失去部分设计能力（单一故障假设）；操纵员在事故后短期内不作任何干预。*但进一步研究表明：此两条假设是不充分的，有时是不保守的。Eg.某些系统在某些事故下无故障比单一故障更不安全，而操纵员的干预有

3、时会使机组状况急剧恶化。,除最严重的单一故障以外，分析中还有其它4个附加的补充保守假设：事故同时合并失去厂外电源；反应性价值最大的一组控制棒卡在全提棒的为止不能下插；分析中只考虑安全相关设备，不计及非安全设备的缓解功能；必要时考虑合并不利的外部条件。根据美国联邦法规10CFR50附录K的要求，分析所用核电厂参量应取对结果不利的保守值，例如：功率：增加2测量不确定性，即取102额定功率；温度：根据事故性质，增或减2.2C；主系统压力：根据事故性质，增或减0.21MPa；保守的仪表与控制棒响应时间延迟；不取用第一个停堆信号。,确定论事故分析的验收准则 判定确定论分析结果是否符合安全法规要求，采用了

4、一套定量的判据，这些判据称为验收准则（Acceptance Criteria）。四类事故严重程度不同，验收准则也有所区别。发生频度越高的事件，验收准则越严格。核电厂安全问题归根结底是热量平衡问题。定性的反应堆热工设计准则是：正常运行与运行瞬变工况下，预计不发生燃料损伤；事故后，反应堆可以转入安全状态，只有一小部分燃料元件受损，事故中释放出来的放射性应当对公众不构成威胁；在最严重的事故引起的瞬变之后，反应堆可以转入安全状态且堆芯结构能维持次临界和可接受的冷却特性。,为保证燃料不发生烧毁或熔化，对I、II类工况，有如下定量准则：燃料芯块的最高温度不超过2260C，这与燃耗末燃料芯块的熔化温度259

5、0C相比，留有330C的裕量；燃料线功率密度不超过59.0kW/m，这一准则与前一条表述内容相同。考虑到压水堆平均线功率密度约为17.8 kW/m，可以推知：堆芯热点因子FQ不得大于3.3（ie.59.0/17.8）；最小DNBR在用W-3公式估算时，不得小于1.3，这可以保证在95%置信度下95%的燃料元件不发生烧毁（DNBR准则）；燃料元件包壳外壁面温度不超过425C。,第IV类工况是预计电厂寿期中不会出现的事故，事故后允许有部分燃料元件损坏，称为极限事故，因而此类事故不遵守DNBR准则。经对燃料元件与包壳的仔细研究，提出了更为具体的验收准则，即最终验收准则。LBLOCA事故是最有挑战性的

6、极限事故，其最终验收准则共五条：包壳最高温度不得超过1204C。该准则的设置意图是防止锆水反应的激化。当锆合金包壳达到850C时，锆水反应显著发生，其产生的热功率每50C左右上升1倍。1200C时，锆水反应热已与局部衰变热功率相当。超过1200C，锆水反应有自激励的可能，而导致整个包壳熔化、氧化或形成低共熔混合物；包壳的局部最大氧化量不超过反应前包壳总厚度的17%，以防止过量氧化的氢脆导致包壳机械强度不足而破裂；包壳氧化产氢量不得超过假设所有锆合金均与水反应所产氢总量的1%，以限制安全壳内氢爆的危险；,堆芯必须保持可冷却的几何形状；必须能保证事故后排出衰变热的长期冷却能力。,确定论事故分析的程

7、序系统 DBA确定论分析以热工水力系统分析程序为主干，同时涉及子通道分析、燃料行为、安全壳相应、力学分析、堆芯行为分析、放射性后果评价等各个方面的分析程序系统。如：热工水力系统分析程序Relap、Trac、Cathare、Retran、TRACE等；子通道分析程序：Cobra、Flica、Vipre等；燃料行为分析程序Fracon、Frap等；安全壳分析程序Contempt等；力学分析程序Adina、Sap等；堆芯行为分析程序Tiskth、Citation、Dot等；放射性后果评价程序Airdose、Pavan、Actcode、Tact等。,确定论事故分析的两种方法（模型）一种分析方法严格按照

8、10CFR50.42附录K的技术要求设计，称为保守的“评价模型”（EM）；以LOCA分析为例 其它EM要求参见SRP 后来发展了一种分析方法，采用真实的分析方法与真实电厂参量，称为“最佳估算模型”（BE），或简称为“真（现）实模型”；BE方法的逻辑是采用“最佳估算”程序与真实参量，可以不考虑单一故障。当然，分析的结果必须作不确定性分析。即“BE+Uncertainty”。,EM方法与“BE+Uncertainty”方法主要差别,当前各种安全评审方法下PCT及安全裕度比较,例：认证级LOCA分析评估方法比较,4.1 核电厂运行工况与事故分类,我国HAF102的核电厂事故分类 1970年美国标准协

9、会（ANSI）分类 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）规定需分析的47种典型始发事件,我国的核电厂状态分类（HAF102）,正常运行 预计运行事件 设计基准事故(DBA)严重事故(SA),在核动力厂运行寿期内预计至少发生一次的偏离正常运行的各种运行过程；由于设计中已采取相应措施，这类事件不至于引起安全重要物项的严重损坏，也不至于导致事故工况。,严重性超过设计基准事故并造成堆芯明显恶化的事故工况。,核动力厂在规定的运行限值和条件范围内的运行。,几个概念,运行：为实现核动力厂建厂目的而进行的全部活动，包括维修、换料、在役检查及其它有关活动。运行状态

10、：正常运行或预计运行事件两类状态的统称。事故工况：比预计运行事件更严重的工况，包括设计基准事故和严重事故。事故管理：在超设计基准事故发展过程中所采取的一系列行动：防止事件升级为严重事故(预防)；减轻严重事故的后果（缓解）；实现长期稳定的安全状态。,美国标准协会（ANSI）分类法（1970）,I.正常运行和运行瞬变II.中等频率事件（预计运行事件）III.稀有事故IV.极限事故（假想事故/设计基准事故）,出现较频繁；不会触发保护系统的整定值；依靠控制系统调节，无需停堆可回到稳定状态。,在整个运行寿期内，一般极少发生，发生概率10-4 310-2/堆年；需投入专设安全设施；燃料元件损伤数不大于某一

11、小的比例。,运行寿期内发生一次或数次偏离正常运行的所有过程，发生概率10-2/堆年；触发保护系统整定值，迫使停堆，不会造成燃料损坏或一、二回路超压，可重新投运；只要保护系统正常运行，不会导致事故工况。,发生概率10-6 10-4/堆年，即不可能发生；会释放出大量放射性物质；设计中必须加以考虑；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,正常启动、停堆和稳态运行正常启动、功率运行；热备用；热停堆；冷停堆；换料停堆。带有偏差的极限运行燃料元件包壳泄漏；一回路冷却剂放射性水平升高；蒸汽发生器传热管有泄漏，等。但未超过规定的最大允许值。运行瞬变核电厂升温升压、冷却卸压；允许范围内

12、的负荷变化(阶跃、线性负荷变化，甩负荷)。,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；负荷过分增加；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，安注系统误动作，等。,稀有事故,一回路系统管道小破裂（SBLOCA）；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SBO(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（LBL

13、OCA）；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。,对II、III类工况事件所作的分析确定反应堆保护系统的要求，并决定这些系统的整定值。对IV类工况某些事件所作的分析决定专设安全设施的性能，使得满足安全准则，并使任何放射性释放的效应最小。对III类和IV类其它事件所作的分析确保专设安全设施的设计是正确的。,各类工况的事故（件）分析,对于II类工况定量验收准则（中等频率事件/预计运行事件）,一回路压力小于110%设计值；燃料元件不烧毁，DNBR（应用W-3公式）不得小于1.3；放射性后果按正常排放允许值控制。,对于第III类、第IV类事故

14、定量验收准则,燃料元件保持可冷却状态，通常的判断标准为长时间高温（燃料包壳峰值温度）小于1204C，短时间高温小于1482C；一回路压力小于110%设计值；放射性后果，美国标准（对IV类事故）：甲状腺剂量0.45Sv，全身剂量0.15Sv。,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；未能紧急停堆的预计瞬变（ATWS）。,设计基准事故(47种典型始发事故),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

15、障或损坏使蒸汽流量增加；误打开蒸汽发生器卸放或安全阀；安全壳内、外蒸汽管道破损。,给水温度低 给水流量高 蒸汽流量增加,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；汽轮机跳闸(截止阀关闭)；凝汽器真空破坏；同时失去厂内外交流电源（全厂断电SBO）；失去正常给水流量；给水管道破裂。,热阱丧失事故,二回路系统排热减少初因事件,给水流量降低 蒸汽流量减少,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。,失流事故,反应堆冷却剂系统流量减少初因事件,冷却剂流量降低,LOFA,在次临界或低功率时，非可控地抽出控制棒组件；在特定功率水平下非可控地抽出控制棒组件；控制棒误操作；

16、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；各种落棒事故。,反应性引入事故,反应性与功率分布异常初因事件,反应性增加、降低,RIA,功率运行时误操作应急堆芯冷却系统；化容系统故障（或误操作）使反应堆冷却剂装量增加。,反应堆冷却剂装量增加初因事件,意外注入,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；蒸汽发生器传热管破裂；反应堆冷却剂压力边界内各种管道破裂产生的失水事故。,LOCA,失水事故,反应堆冷却剂装量减少初因事件,破口 阀门打开,放射性气

17、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；乏燃料运输容器掉落事故。,系统或设备的放射性释放初因事件,误提出控制棒ATWS 失去主给水ATWS 失去电负荷ATWS 失去交流电源ATWS 凝汽器真空破坏ATWS 汽轮机跳闸ATWS 主蒸汽管道隔离阀关闭ATWS,未停堆xx事件,未能紧急停堆的预计瞬变初因事件,典型例子,设计基准事故中有些极限事故，引起物理过程有特点，可作为核电厂事故的典型例子。,主蒸汽管道破裂事故 主给水管道破裂事故 反应堆冷却剂泵卡死及泵轴断裂 控制棒弹出事故 蒸汽发生器传热管破裂事故 大破口失水事故 小破口失

18、水事故 未能紧急停堆的预期瞬变,4.2 反应性引入事故(RIA)Reactivity Insertion Accident,定 义,反应性引入事故(RIA)：反应堆正常运行情况下，引入一个意外的正反应性，导致反应堆功率急剧上升的事故。反应性引入事故有以下几种（潜在因素）：控制棒失控抽出（提棒事故）；控制棒弹出（弹棒事故）；冷却剂中硼的失控稀释；主系统冷却过速。,反应性引入事故起因,提棒事故控制棒不可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 硼失控稀释使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,控制棒调节系统故障 控制棒驱动机构失灵,控制

19、棒驱动机构密封罩（耐压壳）破裂,误操作 设备故障 控制系统失灵,在电站详细分析中所研究的反应性最大引入速率是组合价值最高的两个顺序抽出的控制棒组以最快速度同时抽出时形成的值。,主系统冷却过速,反应性引入事故后果,反应性上升引起热流密度增加，导致燃料元件温度和冷却剂温度升高，有导致偏离泡核沸腾（DNB）的危险，若进一步导致超功率时，可能引起燃料元件熔化。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 一回路压力边界的完整性破坏，系统超压将引起稳压器水位升高和安全阀的开启。,中子通量对反应性连续引入的响应具有如下特征：很快上升，直到被负多普勒系数的反应性反馈效应所终止。这一功率剧增的

20、自我限制是至关重要的，因为它将保护动作延迟期内的功率限制在可接受的水平。,反应性引入事故保护方式,主要是限制控制棒调节棒组的移动，遵守以下规定：同一分组的控制棒应该同时移动；同一组的两个分组的控制棒间相对位差不应大于1步；各调节棒组应该按规定顺序操作；相邻的两个调节棒组间应有最佳的重叠度（小于100步）；对控制棒组件的供电应不可能同时提升其中的三个分组，或当提升两个调节棒组的分组时，不可能再提升第三个分组中的一个棒组。自动保护（超功率定值、功率增长过速定值、超功率T(OPT)、超温T(OTT)等）功率保护压力保护温度保护,逻辑保护,停堆保护,SG安全阀开启线,【解析】T 超温保护和T 超功率保

21、护：T 超温保护旨在保护反应堆免于发生偏离泡核沸腾，防止燃料包壳烧毁；T 超功率保护旨在保护反应堆免于超功率，防止燃料芯块熔化，引起包壳烧毁。在超温或超功率保护动作前，先闭锁反应堆控制棒提升，并以一定速率逐渐降负荷，如果反应堆状态继续恶化，则T 保护启动，以紧急停堆。超温度/超功率保护的目的是防止反应堆燃料包壳烧毁，确保放射性释放第一道防御边界的完整性。但是，包壳温度无法测量，故必须转而研究包壳烧毁的条件。研究表明：下列情况下包壳会烧毁：燃料芯部温度达到熔点2800 C；包壳表面出现DNB现象。由于燃料芯部温度和DNB无法测量，但可以知道影响它们的其它物理参数，这些参数可以测量，再通过修正、补

22、偿和变换，间接确定保护整定值，实现保护目的。,满功率时控制棒慢速抽出,反应性引入速率 准稳态瞬变,准稳态瞬变向堆内引入的反应性比较缓慢，以至于该反应性能被温度反馈效应和控制棒自动调节所补偿。,取十万分数为反应性测量单位，用pcm表示。,eg.,准稳态瞬变时系统响应特性,功率变化十分缓慢，功率变化e倍所需的时间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。反应性引入速率较小，故冷却剂温度和功率上升都不太快，由冷却剂平均温度过高保护触发反应堆紧急停闭（超温保护停堆），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，最小偏离泡核沸腾比（

23、DNBR）下降较显著，偏离泡核沸腾的裕量变小了。尚不足以损坏燃料元件。,反应性引入速率 超缓发临界瞬变,超缓发临界瞬变引入堆内的正反应性较快，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。,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。在瞬变期间稳压器的压力和冷却剂平均温度变化较小（不到1MPa，约2K）。不足以损坏燃料元件。,满功率时两组控制棒失控抽出,eg.,准稳态瞬变与超缓发临界瞬变的瞬态响应,准稳态瞬变,超缓发临界瞬变,超缓发临界瞬变,准稳态瞬变,控制棒失控抽出,一组棒束控制组件在次临界或低功率起动工况

24、下失控抽出的假设,考虑的限值准则为：最小偏离泡核沸腾比必须始终超过限值；燃料芯块中心最高温度必须始终低于燃料熔化温度。,事故分析的保守初始条件：稳压器初始压力为其额定值减去最大稳态波动和测量误差（压力低）；反应堆冷却剂初始平均温度为其热态零功率的值加上最大稳态控制范围和测量误差（温度高）；考查的情况对应于具有最大累积微分价值的两组棒束的失控抽出。假定这两组都以最大速率运动(72步/min)（正反应性引入大）；假定只有2台反应堆冷却剂泵运行（3环路）。这一初始低流量使DNB的初始裕度最小（燃料棒冷却差）。,功率运行下单个棒束控制组件抽出起因,只有下列两种非常不可能的情况下，才可能发生功率运行工况

25、下单个棒束控制组件的抽出事故：操纵员可能认为有一个棒组下落，经过考虑后，把棒组控制切换到手动模式，然后抽出单个棒束控制组件。这种情况是非常不可能发生的，因为假设：单个控制棒束位置指示器故障；操纵员完全不顾调节规程，并且未能理解控制棒抽出时发出的报警信号。如果反应堆以自动控制模式运行，几个同时出现的电气或故障可能使一个控制棒组件抽出。多个独立的电气故障或机械故障同时发生；操纵员未能搞清相应的报警信号。,把这些情况组合起来的概率非常低,需做分析的功率水平及假设,应当对100%、60%和10%额定功率三个功率水平分析该瞬变。为使该瞬变开始时DNB裕度最小，取下列保守的初始工况：假定初始功率分别取满功

26、率的102%、62%和12%，以考虑2%的稳态热工测量最大误差；反应堆冷却剂初始平均温度分别假定为312.2C、304.76C和295.76C，即初始功率下的值加上最大的稳态控制范围和测量误差之和2.2C；假定反应堆冷却剂初始压力为152.9bar，即它的额定值减去最大稳态波动和测量误差2.1 bar之和。,功率运行下单个棒束控制组件抽出的反应堆保护,探测方法 棒位指示器；表示一根棒偏离了它所在棒组的灯光信号和声响报警；堆外核测量通道或堆芯出口热电偶测量到不对称的功率分布。减小事故发生的设计措施 棒束控制组件的控制机构特别是电磁驱动的夹持机构都专门设计；把棒束控制组件组合成棒组，将有助于减小假

27、想落棒和抽棒错列事件的发生。,准稳态瞬变与超缓发临界瞬变的瞬态响应,反应性引入速率 超瞬发临界瞬变,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。,弹棒事故 极限事故（小破口）,响应特性 功率增长e 倍所需的时间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；产生功率振荡现象；造成堆芯功率分布的严重畸变。,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；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

28、衡值。,P,E,弹棒事故,定义 控制棒驱动机构密封罩壳（耐压壳）破裂，使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。属极限DBA。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，造成叠加一个小破口失水事故，从失水事故角度来看，后果并不严重，主要是弹棒造成堆芯功率严重畸变。分析对象 反应性引入,极限DBAIV,事 故 特 点,这种事故是反应堆失去冷却剂，又同时向堆芯阶跃引入反应性的两个效应的综合。阶跃引入反应性的大小是弹出棒原先在堆内的那一部分的价值；从破口流失的冷却剂流量相当于一次回路

29、管道的小破口；在安全分析中，要求考虑不同运行状态，即不同功率水平下，以及不同控制棒组合情况下的瞬态过程；该事故的极限工况是具有最大反应性价值的控制棒从插入极限处弹出；通常事故发展非常迅速，低功率下尤其严重。,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UO2芯块内部，然后逐渐释放到系统其它部分；燃料中积聚很大的能量，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。热量可迅速地从散落到冷却剂中的二氧化铀碎粒传输到冷却剂中；部分冷却剂中过量的能量积聚和热能转变为机械能形成的很强的冲击波，可能损坏堆芯和一回路系统，破坏堆芯的可冷却性；热量传递到元件包壳，可造

30、成部分包壳发生DNB，可能使包壳达到脆化温度影响其完整性；热量传递到冷却剂，可使冷却剂系统温度和压力上升，形成一回路压力高峰，对压力边界造成冲击。,设计中的经验性准则 弹棒事故,1、热点处燃料芯块比焓不得超过942kJ/kg，对于辐照燃料必须低于837 kJ/kg。2、系统峰值压力不超过设计压力的110%。3、热点的包壳温度低于未氧化包壳开始显著脆化的温度1482C。4、进入DNB的燃料棒数不超过燃料棒总数的10%。,不取DNBR准则，而是经过对燃料元件和包壳的仔细研究，设计中提出更为具体的验收准则（严于评审准则）。,预防措施,核设计 利用硼浓度跟踪燃耗，减少停在堆内的控制棒数；负荷跟踪运行时

31、只允许部分控制棒部分地插入堆芯，到达插棒限值附近时保护系统将警报；控制棒位和控制棒反应性价值需仔细计算，选择的是能限制弹棒事故后果的方案。机械设计 保证密封罩壳的设计及加工的可靠，棒束控制组件驱动机构的外壳破损使它得以从堆芯快速弹出是不可能的（耐压壳体为核安全一级部件）280bar的水压试验；再次试验（228bar下做的总体水压试验）；驱动机构的应力水平不受功率运行下预期系统瞬变的影响（位于反应堆本体上方）。,分 析 方 法,点堆动态方程已不适用。弹棒造成堆芯功率的严重畸变，严格说来需作三维中子时空动力学分析，并考虑中子学与热工水力学的耦合效应。实际上，习惯用大型热工水力系统响应程序与燃料元件

32、分析程序。例如，用一维CINEMA程序做核功率随时间变化的全堆芯分析，模拟棒的运动并考虑了轴向功率分布变化下的反馈效应。用COMBAT程序进行热点分析，用来确定瞬态热工性状，特别是芯块和包壳温度的变化。为保证分析的保守性，必须考虑燃料循环寿期初（BOL）、寿期末（EOL）、零功率和满功率等各种综合方案。,弹棒事故下燃料温度的热通道分析结果,硼浓度降低的化学和容积控制系统故障,起因操纵员差错；反应堆硼和水补给系统或化容控制系统中有一个部件故障；二回路水通过蒸汽发生器破裂管子的泄漏（硼和水补给系统/化容控制系统被隔离的情况下)；设备冷却水系统的水通过余热排出系统热交换器破裂管子的泄漏（硼和水补给系

33、统/化容控制系统被隔离的情况下)。,硼失控稀释,事 故 特 征,硼浓度较低的水注入反应堆冷却剂系统可能引起堆芯反应性增加；硼失控稀释可能潜在的导致意外临界（停堆时）或DNB（功率运行时）。,降低事故概率的措施,机组正常时，硼和水补给系统处于自动补给模式，能确保预定浓度的硼酸溶液供给反应堆冷却剂系统。容积控制箱低水位信号触发补给系统投入运行。容积控制箱高水位信号使补给系统停止运行。管理规程电站运行期间稀释系统中那些不用的阀门均处于关闭和锁定状态 自动保护特性在SG检查期间和换料期间，“停堆时高中子通量”信号会向操纵员发出稀释报警。这些报警在安全壳内和控制室内都会给出。,安全分析报告中需要分析以下

34、几种运行模式下的硼失控稀释,换料和蒸汽发生器检查 停堆冷停堆热停堆从冷停堆向热停堆过渡 自动控制模式和手动控制模式下100%额定功率运行,4.3 失流事故(LOFA)Loss Of Flow Accident,定义反应堆在运行中因主泵动力电源或机械故障被迫停转，使冷却剂流量下降，冷却剂流量与堆功率失配，导致堆芯燃料包壳温度迅速上升，这种现象称为失流事故（LOFA）。分析的中心问题反应堆功率下降是否足够快，使事故瞬变期间流量和功率的失配不致引起冷却剂温度过高。发生部位主泵 后果冷却剂流量下降，使其温度和系统压力（脉冲）上升，包壳温度也上升，可能发生DNB，导致燃料元件破损。,LOFA主要起因,反

35、应堆冷却剂强迫流量部分丧失（部分失流）；反应堆冷却剂强迫流量全部丧失（全部失流）；反应堆冷却剂泵轴卡住（卡泵事故）；反应堆冷却剂泵轴断裂（断轴事故）。,强迫流量部分丧失（部分失流）,起因 主泵机械故障；主泵电气故障；主泵母线供给一台或二台泵的电源故障。事故描述 如果事故发生时反应堆正在功率运行，则即时影响是冷却剂温度迅速升高；如果反应堆没有紧急停堆，则温度升高可能导致DNB，随之燃料损伤。,强迫流量全部丧失（全部失流）,起因 所有反应堆冷却剂泵的电源同时丧失。事故描述 如果事故发生时反应堆正在功率运行，则其即时影响是冷却剂温度迅速升高。如果反应堆没有紧急停堆，则温度升高可能导致DNB，随之燃料

36、损伤。,分析大亚湾电厂“反应堆冷却剂强迫流量部分丧失和全部丧失”事故假设中采用的值,根据“使DNBR最小”原则选定不确定度的符号。,反应堆冷却剂泵轴卡住（卡泵事故）,依靠流体惯性和自然循环流量来导出堆芯热量。,反应堆冷却剂泵轴断裂（断轴事故）,主泵轴断裂 除了失去强迫循环流量外，还有可能引入反向流量（更危险）,保护动作响应,保护动作响应停堆 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,主要影响参数核功率堆芯温度 保守失效假定主蒸汽旁排失效主泵停机不触发停堆,缓解失流事故的关键因素,主泵惰转特性（增大主泵惰转流量，仍有可能）；快速停堆

37、功能（改进余地已很小）；自然循环。,失流事故的演变时间很短，一般只有几s到十几s，操纵员根本无法干预，设计必须赋予机组承受失流事故的能力。验收准则：（对强迫流量部分或全部丧失而言）DNBR准则；（对属极限事故的卡泵与断轴事故而言）类似于弹棒事故，主要是限定包壳最高温度不超过锆合金脆化温度1482C。,流 量 瞬 变,任何一段流道的流体压降等于该流道的加速压降、摩擦压降和重位压降之和减去泵所提供的压头。,对于 N 个环路的反应堆，根据克希霍夫定律可以写为：,（整个系统(pr:堆芯与环路)）压降关系式,如果已知系统各部分的几何关系、阻力系数、位置标高和事故后惯性压头，则可以解出失流事故后的堆芯瞬态

38、流量W(t)。,失流事故的两个阶段,为使方程易解并且能给出明确物理意义的结果，将失流事故瞬变分为两个阶段：,第一阶段：瞬变开始时，水泵的惯性压头比重力压头的贡献大得多，（虽后期重力压头贡献增加），仍可忽略后者，得到是一个保守的瞬态流量的下限。,第二阶段：在瞬变结束时，泵的惯性压头已消失，冷却剂完全靠重力压头驱动，即稳态自然循环。,tp 主泵的半时间。物理意义：当 t=tp 时，主泵的惯性角速度下降到初始角速度的一半；tl 回路的半时间。物理意义：当 t=tl 时，堆芯惯性流量为初始流量的一半。,第一阶段：失流事故后堆芯惯性流量的瞬变,1、假设水泵无惯性（卡泵事故）：停泵后流量下降速率取决于主回

39、路流体的惯性，其下降速率的大小由主回路半时间 tl 所决定。主回路半时间越大，堆芯惯性流量下降越慢；主回路半时间越小，流量衰减越快。,2、主泵有很大的惰转惯性（惯性来自于飞轮）泵的特性（主泵的半时间 tp）决定惯性流速的衰减速率。,3、tl 与 tp 数量级相当=tl/tp 值相当小（1）时，堆芯惯性流量将很快下降到初始流量的1020%。此时事故严重性显然要大得多。,冷却剂温度瞬变（极端情况）,1、假设事故后反应堆保持初始功率不变：冷却剂温度 Tc 将随时间线性上升，上升速率与主泵半时间成反比，冷却剂温升将在 tp 时间内提高一倍。这是异常危险的，通常不允许发生。,2、假设事故后反应堆功率立刻

40、降到零，忽略衰变热：冷却剂升温取决于水泵半时间和堆芯时间常数（堆芯热惯性）的大小。从安全的角度看，选择小的堆芯时间常数和大的主泵半时间相当重要。,第二阶段：自然循环冷却,中心问题：自然循环是否有足够流量带走衰变而避免堆芯过热？自然循环：依靠冷热段流体的密度差形成的浮升力推动流体流动。重力压头与阻力压降的平衡：,稳态：,建立自然循环流动必须具备的条件,系统中必须有冷阱和热源之间的高差，热阱位于上面，热源位于下面；系统冷段和热段中的流体密度必须存在密度差；系统必须在重力场内。,影响压水堆核电站自然循环的因素有哪些？,冷阱与热源之间的位差，位差越大，W越大，冷却剂温升越小，自然循环能力越强；流道的流

41、阻，流阻越小，自然循环能力越强；冷阱与热源之间的温差，温差越大，自然循环能力越强；冷却剂中的含汽率会严重影响自然循环的建立和维持。含汽率的作用有正有负：堆芯表面局部沸腾有助于自然循环，但反应堆上腔室积汽会增加流阻不利于自然循环。,什么原因会使一回路的自然循环中断？,1.驱动压头不足以克服上升段和下降段的压降；2.自然循环中，蒸汽发生器二次侧冷却能力过强反而会使一回路自然循环中断；如果二次侧冷却能力过强，会使一次侧的冷却剂在蒸汽发生器倒U形管上升段很快降温，因而在U形管的上升段和下降管中冷却剂的平均密度差不大，使自然循环的流速降低，驱动压头就降低很多，使自然循环能力减小，甚至中断。3.连续流动回

42、路被隔断：如果堆芯中产生了蒸汽，并积存在压力容器上腔室，使热段管口裸露出水面，或者在蒸汽发生器倒U形管顶部积存了汽体，则自然循环会中断。SG的倒U形管顶部积存了较多的汽体，驱动压头又不能使U形管上升段中的水冲走积存的汽体，自然循环也要终止。,小结：计算分析,燃料元件温度的计算一般分成两步：第一步：求主泵断电后冷却剂流量随时间的变化；第一阶段：瞬变开始时，只考虑泵的惯性压头 第二阶段：瞬变末尾，自然循环 第二步：根据所求流量变化规律来计算燃料元件温度的变化和DNBR（首先需要求解冷却剂温度瞬变）。,虚垂线表示有效紧急停堆时刻,事故发生前后燃料元件内温度分布的变化(a)事故前；(b)事故后,大亚湾

43、核电站失流事故计算结果举例,卡泵和断轴的计算比较,主泵轴断裂事故后果不会比转子卡住事故计算结果更坏：轴断裂后，叶轮可以反向自由旋转，而不象转子卡住事故分析中假定叶轮固定不动。瞬变开始时，虽然轴断裂事故可能比转子卡住事故有较大的反向流，但轴断裂事故的流量降低比转子卡住事故的流量降低来得慢。断轴事故出现反向流比较晚，从而改善了瞬变期间的流量演变。,4.4 热阱丧失事故,该事故是由于二回路或三回路故障造成一回路冷却剂堆芯入口温度过高引起反应堆冷却能力不足的事故。,热阱丧失事故,热阱丧失事故,起因 部分或全部给水中断 汽轮机跳闸同时旁路阀门未打开 主要分析内容 温度瞬变计算（冷却剂）压力瞬变计算（稳压

44、器）后果 堆芯入口温度上升 堆芯冷却能力不足,事故现象,二回路充满蒸汽,给水减少或中断,SG水位下降,大大降低传热系数,堆芯过热,正常给水泵故障 阀门误动作 失去厂外交流电源,汽轮机跳闸+旁路阀门未打开,冷却剂温度瞬变,一回路管道冷却剂温度:,系统冷却剂温度变化取决于：堆芯内冷却剂温升（产生热量）蒸发器内冷却剂温降（排出热量）,上腔室 环路热管段,环路冷管段 下腔室,系统,主回路时间常数：热量从主回路传递到二回路所需时间的度量。热阱丧失事故下，主回路冷却剂平均温度的瞬变与堆芯时间常数和主回路时间常数关系很大。,热阱丧失事故的极限工况,二次侧流量下降引起蒸汽发生器二次侧为蒸汽所覆盖，传热系数大大

45、下降，呈现主回路近似绝热的状态。此时，h非常小，主回路时间常数就会很大，热量几乎不能传递出去。,压 力 瞬 变,热阱丧失 冷却剂平均温度升高 体积膨胀 系统压力升高。如果系统没有补偿空间或卸压安全排放系统，这种压力升高可能引起主回路边界超应力，甚至最终造成破坏。在压力瞬变中必须考虑冷却剂体积变化，因为液体几乎是不可压缩的，必须提供一定的空间补偿体积膨胀。稳压器作为容积补偿和保持系统压力的装置。主回路冷却剂温度的上升使其体积膨胀而进入稳压器蒸汽空间。只要稳压器有较大的容积，在可能达到的温升下足以保持一定的蒸汽空间，压力的瞬时增高就可因蒸汽凝结而大大缓解（由于蒸汽空间压缩，压力增大，饱和温度上升，

46、蒸汽凝结）。,系统的保护措施,4.5 蒸汽发生器传热管破裂事故Steam Generator Tube Rupture,SGTR,定义 蒸汽发生器中一根或多根传热管发生破裂(也包括导致轻微连续泄漏的裂纹)导致的事故。事故类型单根管子完全破裂，稀有事故（工况III）（曾被定义为极限事故）多根管子完全破裂，极限事故（工况IV）,事故风险 SG管子的材料，普遍采用抗氯离子应力腐蚀性能较好的因科镍-690或因科洛依-800，这种材料具有良好的延展性，因此发生单根管子完全断裂的假定是偏于保守的。电厂运行时，由于有核取样系统对蒸汽发生器排污系统的连续监测，测量从凝汽器中抽出的不凝结气体的放射性等措施，发生

47、多根传热管断裂的可能性极小。,事 故 起 因,由于机械加工、焊接、热处理、胀接加工、组装不好，使管子承受机械应力和热应力；二回路给水水质不好，化学处理方法不当或处理规范不合适，再加上管板处有沉积物，使管板上方的管壁局部变薄及传热管发生裂纹，而凝汽器泄漏是二回路水质变坏的重要原因；一回路水的腐蚀；凹陷效应 腐蚀产物的淤积对管束的挤压作用，直接导致支撑板交界处传热管发生塑性变形，引起支撑板变形以至破裂。,由于工作条件苛刻，绝大部分压水堆都遇到过蒸汽发生器方面的麻烦。,SGTR必须引起高度重视，破损的传热管必须作堵管操作。为了减少SGTR发生概率，对某些已明显变薄或有缺陷的传热管也必须作预防性堵管操

48、作。80年代以来，蒸汽发生器的年平均堵管率在0.2%左右，蒸汽发生器传热面积有很大设计余量，少量堵管并不影响核电厂出力。若单台蒸汽发生器堵管数超过10%，则可能需更换之。1984年，全世界有7座运行历史在10-14年之间的压水堆更换了蒸汽发生器。,事 故 举 例,1979年比利时DOEL核电站 1975-2000年美国发生了8起1982年美国GINNA核电站SGTR造成主冷却剂系统快速减压和自动紧急停堆，冷却过程中主系统有汽泡生成，观察到向环境放射性释放的增加。2000年美国Indian Point 2 核电站事故，等。,破裂的部位多发生在管板上方和U形弯管段区；破口的大小和形态也不一样，大多

49、破口是轴向破裂，裂纹长度为32 250 mm，也有裂纹呈360的周向破裂。,30分钟不干预原则,在事故发生最初30分钟，操纵员不干预电厂的运行。这主要是基于设计的考虑；实际运行中，要求操纵员尽早识别事故起因、类型，然后依据运行规程进行操作，保障反应堆安全。美国先进轻水堆（如AP1000）提出可72小时不干预。,蒸汽发生器传热管破裂事故,在几乎所有的事故规程中，唯独SGTR的处理特别依赖于操纵员的处理动作，操纵员的反应能力直接牵涉到这个事故的后果。要求运行人员必须在30分钟内找到和确认事故蒸汽发生器，并成功将其隔离。操纵员介入的目的：保持核设施安全的情况下，限制放射性向外界的排放，尽可能快地消除

50、泄漏并使反应堆过渡到堆芯余热排出的启动投入条件。,SGTR是较持殊的失水事故，合并了“SG二次侧水装量增加”和“有向环境放射性释放的小破口失水”，也是DBA中允许和要求操纵员干预来缓解后果的事故。,极限情况,极限情况：即导致最大放射性后果的情况，意味着在瞬变期间从破损蒸汽发生器向大气释放的活度最大。放射性后果取决于从破损蒸汽发生器向大气释放的流体性质和流体总量。给定的时间内排放的水质量最大，反应堆冷却剂系统和蒸汽发生器壳侧之间的压差必最大。液体排放比蒸汽排放携带更多的放射性。导致破损蒸汽发生器和蒸汽管满溢排放液体的情况比仅导致蒸汽排放的情况更加恶劣。下列情况可能使破损蒸汽发生器满溢：二次侧水的