第六章_核電站事故分類和安全分析

1、 l6.1 與安全相關(guān)的事故 l6.2 核電廠運(yùn)行工況與事故分類 l6.3 核電站安全分析 l6.4 安全分析報告中考慮的事故 l6.5 安全分析報告中分析主要事件/事故 l堆芯功率增加 l堆芯入口溫度增加 l堆芯過熱 l一回路壓力增加 l一回路水裝量下降 l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 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 蒸發(fā)器冷卻 能力下降 給水系統(tǒng)故障 給水加熱器故 障

2、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 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 一回路溫度增加 穩(wěn)壓器水位上升 冷卻劑裝量過多 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 堆芯過熱 一回路水泄漏 管道小破口 管道中破口 管道大破口 主管

3、道雙端斷裂 管道破 口 蒸發(fā)器傳熱管斷裂 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) 其它測量系 統(tǒng) 貫穿件破 裂 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 l19701970年美國標(biāo)準(zhǔn)協(xié)會（年美國標(biāo)準(zhǔn)協(xié)會（ANSIANSI）分類法分類法 l19751975年美國核管會（年美國核管會（NRCNRC） 輕水堆核電廠安全分析報告標(biāo)準(zhǔn)格式和內(nèi)容輕水堆核電廠安全分析報告標(biāo)準(zhǔn)格式和內(nèi)容 （第二次修訂版）第二次修訂版） 4747種典型始發(fā)事件種典型始發(fā)事件 l19921992年年IAEAIAEA國際核事件評價國際核事件評價

4、尺度（尺度（INESINES) ) l我國的核電廠事故分類我國的核電廠事故分類 l核電廠嚴(yán)重事故核電廠嚴(yán)重事故 v出現(xiàn)較頻繁 v要求無需停堆 v依靠控制系統(tǒng)調(diào)節(jié)，回到穩(wěn)定狀態(tài) v在整個運(yùn)行壽期內(nèi)，一般極少發(fā)生，概率 10-4 2x10-2 /堆年 v需要投入專設(shè)安全設(shè)施 v運(yùn)行壽期內(nèi)發(fā)生一次或數(shù)次偏離正常運(yùn)行的 所有過程 v要求只可能迫使停堆，不會造成燃料損壞或 一、二回路超壓 v只要保護(hù)系統(tǒng)正常運(yùn)行，不會導(dǎo)致事故工況 v發(fā)生概率10-6 2x10-4 /堆年 v會釋放出大量放射性物質(zhì) v設(shè)計中必須加于考慮 v專設(shè)安全設(shè)施必須保證一回路壓力邊 界的完整性 l核電廠的正常啟動、停閉和穩(wěn)態(tài)運(yùn)行 l

5、帶有偏差的極限運(yùn)行 l運(yùn)行瞬變 l堆啟動時，控制棒組件不可控地抽出 l滿功率運(yùn)行時，控制棒組件不可控地抽出 l控制棒組件落棒 l硼失控稀釋 l部分失去冷卻劑流量 l失去正常給水 l給水溫度降低 l負(fù)荷過份增加 l隔離環(huán)路再啟動 l甩負(fù)荷 l失去外電源 l一回路卸壓 l主蒸汽系統(tǒng)卸壓 l滿功率運(yùn)行時，安全注射系統(tǒng)誤動作 l一回路系統(tǒng)管道小破裂 l二回路系統(tǒng)蒸汽管道小破裂 l燃料組件誤裝載 l滿功率運(yùn)行時抽出一組控制棒組件 l全廠斷電(反應(yīng)堆失去全部強(qiáng)迫流量) l放射性廢氣、廢液的事故釋放 l蒸汽發(fā)生器單根傳熱管斷裂事故 l一回路系統(tǒng)主管道大破裂 l二回路系統(tǒng)蒸汽管道大破裂 l蒸汽發(fā)生器多根傳熱管

6、斷裂 l一臺冷卻劑泵轉(zhuǎn)子卡死 l燃料操作事故 l彈棒事故 l二回路系統(tǒng)排熱增加 l二回路系統(tǒng)排熱減少 l反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)流量減少 l反應(yīng)性和功率分布異常 l反應(yīng)堆冷卻劑裝量增加 l反應(yīng)堆冷卻劑裝量減少 l系統(tǒng)或設(shè)備的放射性釋放 l未能停堆的預(yù)計瞬變 l給水系統(tǒng)故障使給水溫 度降低 l給水系統(tǒng)故障使給水流 量增加 l蒸汽壓力調(diào)節(jié)器故障或 損壞使蒸汽流量增加 l誤打開蒸汽發(fā)生器卸放 閥或安全閥 l安全殼內(nèi)、外各蒸汽管 道破損 MS FW l蒸汽壓力調(diào)節(jié)器故障或 損壞使蒸汽流量減少 l失去外部電負(fù)荷 l氣輪機(jī)跳閘(截止閥關(guān)閉) l誤管主蒸汽隔離閥 l凝汽器真空破壞 l同時失去廠內(nèi)外交流電 源（全廠斷

7、電） l失去正常給水流量 l給水管道破裂 MS FW 熱阱喪失事故 l一個或多個反應(yīng)堆主 泵停止運(yùn)動 l反應(yīng)堆主泵軸卡死 l反應(yīng)堆主泵軸斷裂 l冷卻劑流量降低 失流事故 l在次臨界或低功率時，非可 控抽出控制棒組件 l在特定功率水平下非可控抽 出控制棒組件 l控制棒誤操作 l啟動一條未投入運(yùn)行的反應(yīng) 堆冷卻劑環(huán)路或在不適當(dāng)?shù)?溫度下啟動一條再循環(huán)環(huán)路 l化容控制系統(tǒng)故障使冷卻劑 中硼濃度降低 l在不適當(dāng)?shù)奈恢谜`裝或操作 一組燃料組件 l各種控制棒彈出事故 反應(yīng)性引入事故 l反應(yīng)性增加、降低 l功率運(yùn)行時誤操作應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng) 手動功能誤動作 l化容系統(tǒng)故障使反應(yīng)堆冷卻劑裝量增加 手動功能誤動作

8、 v意外注入 l誤打開穩(wěn)壓器安全閥 l貫穿安全殼一回路壓 力邊界儀表或其它線 路系統(tǒng)的破裂 l蒸發(fā)器傳熱管破裂 l反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊 界內(nèi)各種管道破裂產(chǎn) 生的失冷事故 l破口 l閥門打開 失水事故 l放射性氣體廢物系統(tǒng) 泄漏或破損 l放射性液體廢物系統(tǒng) 泄漏或破損 l假想的液體儲箱破損 而產(chǎn)生的放射性釋放 l設(shè)計基準(zhǔn)燃料操作事 故 l乏燃料儲箱掉落事故 l誤提出控制棒 l失去給水 l失去電負(fù)荷 l凝汽機(jī)真空破壞 l汽輪機(jī)跳閘 l主蒸汽管道隔離閥關(guān) 閉 未停堆xx事件 嚴(yán)重事故嚴(yán)重事故 放射性物質(zhì)大量向外部放出： 以I131等價的數(shù)萬mSv放射性 物質(zhì)的外部泄漏 切爾諾貝利 事故1986， 前蘇

9、聯(lián) 大事故大事故 放射性物質(zhì)中等量向外部放 出：以I131等價的數(shù)千數(shù)萬 mSv放射性物質(zhì)的外部泄漏 伴有向外泄漏風(fēng)險伴有向外泄漏風(fēng)險 的事故的事故 放射性物質(zhì)一定量向外部放 出：以I131等價的數(shù)百數(shù)千 mSv放射性物質(zhì)的外部泄漏 堆芯或放射性屏蔽 層重大損傷 TMI事故 1979，美國 向外泄漏風(fēng)險不大向外泄漏風(fēng)險不大 的事故的事故 放射性物質(zhì)少量放出：公眾 照射量超過法定限量的數(shù)mSv 堆芯或放射性屏蔽 層中等程度損傷/工 作人員受到致死量 的照射 JCO臨界事故 1999，日本 重大異常事件重大異常事件 放射性物質(zhì)極少量向外部放 出：公眾照射量超過法定限 量十分之一 場內(nèi)受到嚴(yán)重的放

10、射性污染/工作人員 受到急性照射危害 縱深防御喪失日本動燃固 化裝置火災(zāi) 事故，1997 異常事件異常事件 安全上不重要的事件 場內(nèi)受到中等程度 的放射性污染/工作 人員受到超過年法 定劑量的照射 縱深防御在一定程度上惡 化 日本美濱核 電站傳熱管 破損事故， 1991 偏離正常偏離正常 偏離運(yùn)行限值范圍 日本濱岡核電 站配管斷裂事 故，2001 尺度以下尺度以下 0 對安全有一點影響 0- 對安全沒有影響的事件 與安全性無關(guān)的事件 l正常運(yùn)行 l預(yù)計運(yùn)行事件 l事故工況（設(shè)計基準(zhǔn)事故） l嚴(yán)重事故 評價核電廠在事故工況下的安全性評價核電廠在事故工況下的安全性 評價核電廠對故障和事故的響應(yīng)評價

11、核電廠對故障和事故的響應(yīng) 確定論法 概率安全法 評價安全系統(tǒng)的響應(yīng) 評價電廠對事故的響應(yīng) 評價各種事故工況下電 廠的設(shè)計、運(yùn)行特性 安全分析報告 核電廠安全分析 l安全分析方法的分類 l安全分析的目的 l安全分析中考慮的內(nèi)容 l電廠整定值分析 l確定論分析方法 l概率論分析方法 l總目的 論證核電站的安全性 l安全分析的應(yīng)用目的 保守分析 l執(zhí)照申請用安全分析報告 l電廠的保守評價 操作員培訓(xùn) 最佳估算用 l模型的性能分析 l培訓(xùn) l風(fēng)險評價 l電廠安全分析的結(jié)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 分析事故瞬態(tài)和系統(tǒng) 響應(yīng)能力 要求接近真實的情況， 并且計算速度能夠

12、達(dá) 到實時 核電廠安全分析報告 l1.0 引言和電廠概況引言和電廠概況 l2.0 廠址特征廠址特征 l3.0 構(gòu)筑物、部件、設(shè)備和系統(tǒng)的構(gòu)筑物、部件、設(shè)備和系統(tǒng)的 設(shè)計設(shè)計 l4.0 反應(yīng)堆反應(yīng)堆 l5.0 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其連結(jié)系反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其連結(jié)系 統(tǒng)統(tǒng) l6.0 專設(shè)安全設(shè)施專設(shè)安全設(shè)施 l7.0 儀表和控制儀表和控制 l8.0 電力電力 l9.0 輔助系統(tǒng)輔助系統(tǒng) l10.0 蒸汽和動力轉(zhuǎn)換系統(tǒng)蒸汽和動力轉(zhuǎn)換系統(tǒng) l11.0 放射性廢物管理放射性廢物管理 l12.0 輻射防護(hù)輻射防護(hù) l13.0 運(yùn)行管理運(yùn)行管理 l14.0 初始試驗大綱初始試驗大綱 l15.0 事故分析事故分

13、析 l16.0 技術(shù)規(guī)格書技術(shù)規(guī)格書 l17.0 質(zhì)量保證質(zhì)量保證 l第第1 1章章 引言和電站概述引言和電站概述 l第第2 2章章 廠址特征廠址特征 l第第3 3章章 結(jié)構(gòu)，部件、設(shè)備和系統(tǒng)的設(shè)結(jié)構(gòu)，部件、設(shè)備和系統(tǒng)的設(shè) 計計 l第第4 4章章 反應(yīng)堆反應(yīng)堆 l第第5 5章章 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和與之連接反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和與之連接 的系統(tǒng)的系統(tǒng) l第第6 6章章 專設(shè)安全設(shè)施專設(shè)安全設(shè)施 l第第7 7章章 儀表和控制儀表和控制 l第第8 8章章 電力系統(tǒng)電力系統(tǒng) l第第9 9章章 輔助系統(tǒng)輔助系統(tǒng) l第第1010章章 蒸汽發(fā)電系統(tǒng)蒸汽發(fā)電系統(tǒng) l第第1111章章 放射性廢物管理放射性廢物管理

14、l第第1212章章 輻射防護(hù)輻射防護(hù) l第第1313章章 生產(chǎn)管理生產(chǎn)管理 l第第1414章章 初始試驗大綱初始試驗大綱 l第第1515章章 事故分析事故分析 l第第1616章章 技術(shù)規(guī)格書技術(shù)規(guī)格書 l第第1717章章 質(zhì)量保證質(zhì)量保證 l1. INTRODUCTION AND SUMMARY DESCRIPTION l3. DESIGN OF STRUCTURES AND SYSTEMS l4. REACTOR l5. REACTOR PROCESS SYSTEMS l6. SAFETY SYSTEMS l7. INSTRUMENTATION AND CONTROL l8. ELECTRI

15、CAL POWER SYSTEMS l9. AUXILIARY AND SERVICE SYSTEMS l10. TURBINE GENERATOR AND AUXILIARIES l11. RADIOACTIVE WASTE MANAGEMENT l12. RADIATION PROTECTION l15. ACCIDENT ANALYSIS l18. HUMAN FACTORS ENGINEERING CHASHMA NUCLEAR POWER PLANT UNIT-2 PRELIMINARY SAFETY ANALYSIS REPORT lCHAPTER 1.0 INTRODUCTION

16、 AND GENERAL DESCRIPTION OF PLANT lCHAPTER 2.0 SITE lCHAPTER 3.0 STRUCTURE, SYSTEM AND COMPONENT lCHAPTER 4.0 REACTOR lCHAPTER 5.0 REACTOR COOLANT SYSTEM AND CONNECTED SYSTEMS lCHAPTER 6.0 ENGINEERED SAFETY FEATURES lCHAPTER 7.0 INSTRUMENTATION AND CONTROLS lCHAPTER 8.0 ELECTRIC POWER lCHAPTER 9.0 A

17、UXILIARY SYSTEMS lCHAPTER 10.0 STEAM AND POWER CONVERSION SYSTEM lCHAPTER 11.0 RADIOACTIVE WASTE MANAGEMENT lCHAPTER 12.0 RADIATION PROTECTION lCHAPTER 13.0 CONDUCT OF OPERATIONS lCHAPTER 14.0 INITIAL TEST PROGRAM lCHAPTER 15.0 ACCIDENT ANALYSIS lCHAPTER 16.0 TECHNICAL SPECIFICATIONS lCHAPTER 17.0 Q

18、UALITY ASSURANCE (DURING THE DESIGN AND CONSTRUCTION PHASES) lCHAPTER 18.0 HUMAN FACTORS ENGINEERING l15.0 事故分析 l15.1 二回路排熱增加 l15.2 二回路排熱減少 l15.3 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)流量降低 l15.4 反應(yīng)性和功率分布異常 l15.5 反應(yīng)堆冷卻劑裝量增加 l15.6 反應(yīng)堆冷卻劑裝量減少 l15.7 系統(tǒng)或部件的放射性釋放 l15.8 未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)(ATWT） l15.9 導(dǎo)致常用系統(tǒng)完全喪失的事件和事故 l附錄 l15A 用于評估事故環(huán)境后果的劑量模型

19、大亞灣 l熱工水力系統(tǒng)分析程序（設(shè)計基準(zhǔn)事故） RELAP5（NRC） RETRAN（EPRI） CANTAL（法國） THEMIS （法國） TRAC （美國） l子通道分析程序 COBRA l嚴(yán)重事故分析程序 MELCOR MAAP SCDAP/RELAP 熱工水力中子物理 結(jié)構(gòu)材料變化顆粒遷移 熱工水力 l動量守恒方程 l質(zhì)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: 質(zhì)量流量，kg/s 流量積分形式 截面平均速度形式 l初始工況 l反應(yīng)性系數(shù) l功率分布 l穩(wěn)壓器安全閥和蒸發(fā)器安全閥的能力 l緊急停堆整定值和時間延遲 l反應(yīng)堆正常工況 初始功率

20、是保守的NSSS熱功率加上不確定性 的裕度 l事故評價 把額定值加上最大穩(wěn)態(tài)不確定性來得到初始 工況 l初始運(yùn)行模式 各種穩(wěn)態(tài)模式 l在某些事件的分析中，保守性要求采用大的反應(yīng)性系 數(shù)值 l在另一些事件的分析中，保守性又要求采用小的反應(yīng) 性系數(shù)值 l有些分析，例如冷卻劑從反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的裂紋或 裂口中喪失的分析，與反應(yīng)性反饋效應(yīng)沒有關(guān)系 l反應(yīng)性系數(shù)采用大值還是小值才偏保守要具體事件具 體分析 l為了把堆芯壽期內(nèi)的效應(yīng)全都包羅進(jìn)來，對于給定的 瞬變要采用保守的參數(shù)組合 l棒束下插時間 對于事故分析來說，緊要的參數(shù)是開始插到緩沖段的時間，即棒束走了大約 85%行程的時間。棒束控制組件開始插到緩

21、沖段的時間取一個保守值。 圖F-15.0-3示出了在最極端的軸向功率分布下總的負(fù)反應(yīng)性引入的份額隨時 間的變化 l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 這個情況可能是不平衡氙分布所造成的。用這條曲線來計算引起反應(yīng)堆緊急 停堆的負(fù)反應(yīng)性引入隨時間的變化 采用扭曲的通量分布具有固有保守性 對于與不平衡氙分布無關(guān)的情況，主要的負(fù)反應(yīng)性是由緊急停堆之前存在的 最有利軸向分布引入的 l控制棒總價值 引起反應(yīng)堆緊急停堆的總價值要消去多普勒系數(shù)的反饋效應(yīng)和慢化劑密度效 應(yīng)，從而確保足夠的停堆裕度 l最小停堆裕度 假定負(fù)反應(yīng)性最大的棒束控制組件沒有插入，稱為最小停堆裕度 要求采

22、用最小停堆裕度來進(jìn)行事故分析 保護(hù)系統(tǒng)整定值也假定最小停堆裕度后再進(jìn)行計算 l穩(wěn)壓器安全閥和蒸汽安全閥整定值 全部負(fù)荷喪失事故下，假定蒸汽事故排放系統(tǒng)、穩(wěn)壓器噴淋、 穩(wěn)壓器卸壓功能、棒束控制組件的自動控制等都不能運(yùn)行， 保證RCP和蒸汽發(fā)生器不超壓 由此確定穩(wěn)壓器安全閥和蒸汽安全閥的尺寸 l蒸汽發(fā)生器安全閥容量 應(yīng)能在不超過110%蒸汽系統(tǒng)設(shè)計壓力的條件下排走蒸汽流量 l穩(wěn)壓器安全閥容量 根據(jù)熱阱安全喪失、電站初始在滿功率下運(yùn)行以及蒸汽發(fā)生 器安全閥也在運(yùn)行等條件確定其尺寸 可以排放足夠多的蒸汽，把RCP壓力保持在120%設(shè)計壓力以內(nèi) l到緊急停堆的總的延遲的定義是從達(dá)到緊急停 堆條件的時間到

23、棒自由開始下落的時間間隔 l考慮儀表通道誤差和整定值誤差的容許值，分 析假定的限定緊急停堆整定值與名義緊急停堆 整定值之間采用保守假定 l超溫T和超功率T保護(hù)通道的作用是保護(hù)堆 芯不發(fā)生下列現(xiàn)象： 熱點有過大的線功率密度 DNBR小于1.22 反應(yīng)堆冷卻劑整體沸騰 l這兩個保護(hù)通道根據(jù)環(huán)路熱管段溫度與冷管段 溫度差(T)、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)平均溫度 (Tavg、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力(P)、軸向通量 差()以及主泵轉(zhuǎn)速進(jìn)行設(shè)計 l范圍 所有電廠計劃中的運(yùn)行工況 換料、停堆、啟動、功率運(yùn)行 l初始狀態(tài) 假定從某一種正常運(yùn)行狀態(tài)開始 保守的初始假定 l驗收準(zhǔn)則 必須在電廠運(yùn)行參數(shù)電廠運(yùn)行參數(shù)和引起保護(hù)

24、系統(tǒng)動作的閾值保護(hù)系統(tǒng)動作的閾值之間 l正常運(yùn)行運(yùn)行極限的來源 技術(shù)規(guī)程 執(zhí)照限制 電廠安全分析的要求 定義定義：在電站正常運(yùn)行、換料和維修過程中預(yù)期 會經(jīng)常或有規(guī)律地發(fā)生的事件 l技術(shù)規(guī)范的要求 基于輻射保護(hù)標(biāo)準(zhǔn)、控制輻射影響的設(shè)計目標(biāo)、法規(guī)和標(biāo)準(zhǔn)、 應(yīng)用文件等 技術(shù)規(guī)范上定義的放射性釋放影響極限是指對個人的照射量 法規(guī)要求保證放射性水平合理可行盡量低（HAF001） l執(zhí)照限制 運(yùn)行功率 l電廠安全分析的要求 以瞬態(tài)工況安全分析為目的設(shè)定的 通常使用輸入假定和結(jié)果分析來限制正常運(yùn)行工況的運(yùn)行極 限 如 l偏離泡核沸騰（DNBR）限值，一般使用最小值 l線功率密度（LHGR）限值 大亞灣核電

25、站安全分析報告-事故分析 l穩(wěn)態(tài)運(yùn)行和停堆穩(wěn)態(tài)運(yùn)行和停堆 功率運(yùn)行 熱備用 熱停堆 冷停堆 換料停堆 大亞灣核電站安全分析報告-事故分析 l帶有容許偏離的運(yùn)行帶有容許偏離的運(yùn)行 某些部件或系統(tǒng)不能工作的運(yùn)行 包殼有缺陷的燃料的泄漏 反應(yīng)堆冷卻劑中的放射性活度 li.裂變產(chǎn)物 lii.腐蝕產(chǎn)物 liii.氚 蒸汽發(fā)生器有泄漏但沒有超過技術(shù)規(guī)格書容許最大值的運(yùn)行 技術(shù)規(guī)格書容許做的試驗 l運(yùn)行瞬變運(yùn)行瞬變 電站升溫和降溫 階躍負(fù)荷變化 線性負(fù)荷變化 甩負(fù)荷 秦山核電站安全分析報告-事故分析 l穩(wěn)態(tài)運(yùn)行和停堆操作 功率運(yùn)行（2至100%額定熱功率） 起動（Keff0.99至5%的額定熱功率） 中間停

26、堆A階段（次臨界，余熱排出系統(tǒng)被隔離） 中間停堆B階段（次臨界，余熱排出系統(tǒng)處于運(yùn)行狀態(tài)） 冷停堆（次臨界，余熱排出系統(tǒng)運(yùn)行） 換料 喪失外電負(fù)荷，包括直到喪失設(shè)計的額定負(fù)荷瞬態(tài) 秦山核電站 秦山核電站安全分析報告-事故分析 l可允許的偏離正常條件的運(yùn)行 設(shè)備或系統(tǒng)停止使用的運(yùn)行 由于包殼破損，放射性物質(zhì)從燃料泄漏進(jìn)入反應(yīng)堆冷卻劑 l裂變產(chǎn)物 l腐蝕產(chǎn)物 l氚 蒸汽發(fā)生器在技術(shù)規(guī)格書所允許的最大泄漏量范圍內(nèi)運(yùn)行 技術(shù)規(guī)格書所允許的試驗 l運(yùn)行瞬態(tài) 電廠的升溫和降溫（對于反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)上限為30/hr， 對于穩(wěn)壓器限制在55/hr） 階躍負(fù)荷變化（上限為10%） 線性負(fù)荷變化（上限為5%/mi

27、n） 秦山核電站 4000405041004150 545 550 555 560 565 570 575 4000405041004150 3.0 3.5 4.0 4.5 5.0 5.5 4000405041004150 7 8 9 10 11 4000405041004150 0 50 100 150 200 250 300 4000405041004150 13.5 14.0 14.5 15.0 15.5 4000405041004150 5.0 5.2 5.4 5.6 5.8 6.0 6.2 6.4 4000405041004150 0.00 0.20 0.40 0.60 0.80 1

28、.00 4000405041004150 0 50 100 150 200 250 300 4000405041004150 -200 0 200 400 600 800 1000 1200 1400 cntrlv-24 (24) tavg (K) time(s) prz water level(m) time(s) cntrlv-21 (21) sg water level(m) time(s) cntrlv-22 (22) cntrlv-23 (23) fw flow rate(kg/s) time(s) mflowj-70100 (701000000) mflowj-70200 (702

29、000000) p-28006 (280060000) Prz Pressure (Mpa) time(s) sg pressure (par) time(s) p-34501 (345010000) p-54501 (545010000) case-18 滿功率緊急 停堆，SRC冷卻 cntrlv-50 (50) cntrlv-91 (91) Normarzied Power time(s) steam dump(kg/s) time(s) mflowj-72100 (721000000) 2002-12-2 19:18:01 prz power (kw) time (s) cntrlv-8

30、0 許多系統(tǒng)瞬態(tài)分析是針對這類事件的，它具有改變電廠關(guān)鍵參數(shù)的 能力 l驗收標(biāo)準(zhǔn) 當(dāng)達(dá)到規(guī)定的閾值時，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)過糾正問題仍能夠恢復(fù)正常運(yùn)行 的能力 如果沒有其它不相關(guān)的事故同時發(fā)生，這類事故本身不會導(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 l運(yùn)行極限的來源 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)變設(shè)計限值 預(yù)期事件特性介紹 定義定義：為偏離正常運(yùn)行工況的事件，在反應(yīng)堆壽 期內(nèi)預(yù)期可能會發(fā)生 大亞灣

31、核電站安全分析報告-事故分析 l引起給水溫度下降的給水系統(tǒng)失靈 l引起給水流量增加的給水系統(tǒng)失靈 l二回路蒸汽流量過度增加 l主蒸汽系統(tǒng)事故卸壓 l外部負(fù)荷喪失 l汽機(jī)跳閘 l主蒸汽隔離閥意外關(guān)閉 l凝汽器真空喪失及其它導(dǎo)致汽機(jī)跳閘的事件 l電站輔助設(shè)備非應(yīng)急交流電源喪失 l正常給水流量喪失 l反應(yīng)堆冷卻劑強(qiáng)迫流量部分喪失 l一組棒束控制組件在次臨界或低功率啟動工況下失控抽出 l一組棒束控制組件在功率運(yùn)行工況下失控抽出 l棒束控制組件錯列，單個RCCA或RCCA組下落 l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 l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 l功率運(yùn)行期間安全

32、注射系統(tǒng)誤運(yùn)行 l使反應(yīng)堆冷卻劑裝量增加的RCV故障 l穩(wěn)壓器先導(dǎo)安全閥誤開 秦山核電站安全分析報告-事故分析 l引起給水溫度下降的給水系統(tǒng)誤動作 l引起給水流量增加的給水系統(tǒng)誤動作 l蒸汽流量過增 l一臺蒸汽發(fā)生器大氣釋放閥或安全閥誤打開 l喪失外部電負(fù)荷 l汽機(jī)事故停機(jī) l主蒸汽隔離閥誤關(guān)閉 l冷凝器失去真空和引起汽機(jī)事故停機(jī)的其它事件 l電廠輔助設(shè)備的非應(yīng)急電源喪失 l喪失正常給水 l冷卻劑強(qiáng)迫流動部份喪失 l次臨界和低功率啟動條件下，控制棒組的失控提升 l功率運(yùn)行期間一個控制調(diào)節(jié)棒組失控提出 秦山核電站 秦山核電站安全分析報告-事故分析 l棒束控制組誤操作 控制棒事故掉落 控制棒失步

33、l在不適當(dāng)?shù)臏囟认缕饎右慌_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） l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 l功率運(yùn)行時應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)誤動作 l引起堆冷卻劑裝量增加的化學(xué)容積控制系統(tǒng)誤動作 l穩(wěn)壓器泄壓閥或安全閥意外開啟 l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 l驗收準(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 l設(shè)計極限 III類工況事件不能引起類故障，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

34、小時后記錄 到的劑量當(dāng)量不超過法定值。此種釋放不會使公眾 利用廠邊界以外的場地被迫終止或受到限制 定義定義：在特定電站的壽期內(nèi)都可能發(fā)生 l小破口失水事故 l二次側(cè)系統(tǒng)小破口 l燃料組件誤裝載 l完全失去強(qiáng)迫循環(huán)冷卻劑流量 l功率水平下一個控制棒組件抽出 大亞灣核電站安全分析報告-事故分析 l蒸汽系統(tǒng)小管道破裂 l反應(yīng)堆冷卻劑強(qiáng)迫流量全部喪失(頻率快速降低的瞬變） l單個棒束控制組件在滿功率下抽出 l燃料組件意外裝載和運(yùn)行在錯誤位置 l穩(wěn)壓器先導(dǎo)安全閥誤運(yùn)行保持在卡開位置 l反應(yīng)堆冷卻劑從小破裂管道或大管道裂紋的流失 l廢氣處理系統(tǒng)破損 l放射性廢液系統(tǒng)泄漏或破損 l由液罐破損引起的假想放射性

35、釋放 秦山核電站安全分析報告-事故分析 l蒸汽系統(tǒng)管道的小破裂 l額定功率下一束棒誤提出 l燃料組件裝錯位 l在反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界內(nèi)不同尺寸的管道破裂引起 的失水事故 (小破口) l放射性廢氣系統(tǒng)泄漏或破損 l放射性廢液系統(tǒng)泄漏或破損 l假想的貯液罐破損造成的放射性釋放 l乏燃料運(yùn)輸罐跌落事故 l反應(yīng)堆冷卻劑強(qiáng)迫流動完全喪失 秦山核電站 l特點 這些故障代表極限的設(shè)計情況 l驗收準(zhǔn)則 電站必須設(shè)計得能防止釋放到環(huán)境的裂變產(chǎn)物對公眾健康和安全造成過度風(fēng) 險 堆芯幾何構(gòu)形不受影響，從而堆芯冷卻可以得到保證 l設(shè)計極限 單個事故必須不致使緩解事故的系統(tǒng)喪失其功能，包括安全注射系統(tǒng)的功能 反應(yīng)堆冷卻

36、劑系統(tǒng)和反應(yīng)堆安全殼廠房都不會受到更多的損傷 失水事故(LOCA) 要按特定的設(shè)計準(zhǔn)則和規(guī)程進(jìn)行分析；必須滿足下列五個準(zhǔn) 則： l峰值包殼溫度 l包殼最大氧化率 l最大氫產(chǎn)生率 l堆芯幾何構(gòu)形 l長期冷卻 l放射性物質(zhì)的釋放根據(jù)停留兩小時和其它假設(shè)，在廠址邊界上的劑量當(dāng)量不超過 0.15Sv(全身劑量)和0.45Sv(甲狀腺劑量) 定義定義：非常不可能的故障。但后果包含釋放大量放射性物質(zhì) 的潛在危險 大亞灣核電站安全分析報告-事故分析 l蒸汽系統(tǒng)大管道破裂 l給水系統(tǒng)管道破裂 l反應(yīng)堆冷卻劑泵軸卡住(轉(zhuǎn)子卡住) l反應(yīng)堆冷卻劑泵軸斷裂 l各種棒束控制組件彈出事故 l蒸汽發(fā)生器管子破裂 l反應(yīng)堆

37、冷卻劑壓力邊界內(nèi)假想的不同尺寸管道破裂引 起的失水事故 l設(shè)計基準(zhǔn)燃料裝卸事故 l乏燃料容器墜落事故 秦山核電站安全分析報告-事故分析 l主蒸汽管道大破裂 l主給水管斷裂 l反應(yīng)堆冷卻劑泵軸卡死 l反應(yīng)堆冷卻劑泵軸斷裂 l控制棒彈射事故 l蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂 l在反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界內(nèi)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 秦山核電站 l給水流量增加 給水閥門故障 給水管道破口事故 l給水溫度下降 給水加熱器故障 l二次側(cè)蒸氣流量額外增加 外負(fù)荷階躍增加 l主蒸汽系統(tǒng)事故卸壓 蒸氣發(fā)生器安全閥、釋放閥、旁排等意外打開 主蒸汽管道破口事故 l定義 引起二次側(cè)排熱能力

38、增加的事件 l事故特點 通常是引起堆芯冷卻劑溫度下降的直接原因 冷卻劑溫度下降導(dǎo)致反應(yīng)性增加 可能導(dǎo)致事故瞬態(tài)在接近設(shè)計極限時發(fā)生偏離泡核 沸騰（DNBR）的發(fā)生 l電廠響應(yīng) 功率的增加，這是由于負(fù)的慢化劑溫度系數(shù)和壓力的下降以 及穩(wěn)壓器水位下降引起的 引起停堆的信號有：高功率停堆信號、低穩(wěn)壓器水平停堆信 號、和低壓力停堆信號 如果沒有發(fā)生停堆，就會建立一個新的平衡狀態(tài)，然后由控 制系統(tǒng)或者操作員將反應(yīng)堆逐步控制使其返回到原來的狀態(tài) l考慮的重點 堆芯反應(yīng)性、軸向功率分布、初始功率和流量等 高加3失效 從而引起主給水過冷事故 高加3和高加2同時失效從而引起主給水過冷事故 高加全失效 從而引起主

39、給水過冷事故 V003A失效全開，從而引起主給水增加事故 V03A,V003B失效 引起二臺蒸發(fā)器主給水過多事故 V003A,V006A,V002A,V005A全失效 引起一臺蒸發(fā)器給水過多事故 壽期初 、末 汽門調(diào)節(jié)閥失效引起負(fù)荷階躍增加至110% 壽期初、末 A環(huán)蒸汽管一臺釋放閥誤開啟（零功率） 壽期初、末 B環(huán)蒸汽管一臺釋放閥誤開啟（零功率） 壽期初、末 A環(huán)蒸汽管一臺安全閥誤開啟（零功率） 壽期初、末 B環(huán)蒸汽管一臺安全閥誤開啟（零功率） 滿功率 主蒸汽管雙端斷裂事故（壽期初） （A環(huán)主蒸汽管全斷開） 70%功率 主蒸汽管雙端斷裂事故（壽期初、末 ） （A環(huán)主蒸汽管全斷開） 30%功率

40、 主蒸汽管雙端斷裂事故（壽期初、末 ）（A環(huán)主蒸汽管全斷開） 零功率 主蒸汽管雙端斷裂事故（壽期初、末 ） 預(yù)期運(yùn)行事件 給水加熱器故障 意外打開一個給水旁路閥 給水閥門故障 堆芯功率上升導(dǎo)則停堆 功率上升堆芯溫度上升 堆芯溫度從降升 停堆或不停堆 DNBR必須始終高于限值 假定穩(wěn)壓器加熱器沒有投入運(yùn)行 反應(yīng)堆沒有處在自動控制狀態(tài) 假定堆芯處于壽期末(EOL) 多普勒系數(shù)為最小絕對值 慢化劑溫度系數(shù)為最大絕對值， 以有助于功率增長 高核功率 超溫T 超功率T 10C 400042004400460048005000 574.4 574.6 574.8 575.0 575.2 575.4 400

41、042004400460048005000 5.32 5.34 5.36 5.38 5.40 400042004400460048005000 268 270 272 274 276 278 400042004400460048005000 15.20 15.25 15.30 15.35 15.40 15.45 15.50 400042004400460048005000 5.46 5.48 5.50 5.52 5.54 5.56 5.58 5.60 5.62 400042004400460048005000 1.00 1.01 1.02 1.03 4000420044004600480050

42、00 10.460 10.465 10.470 10.475 10.480 10.485 10.490 400042004400460048005000 260 265 270 275 280 400042004400460048005000 482 484 486 488 490 492 494 cntrlv-24 (24) tavg (oC) time(s) cntrlv-21 (21) przl (m) time(s) fw flow rate(kg/s) time(s) mflowj-70100 (701000000) mflowj-70200 (702000000) p-28006

43、(280060000) PrzP (Mpa) time(s) p-34501 (345010000) p-54501 (545010000) sg p (MPa) time(s) Normarzied Power/Load cntrlv-50 (50) time(s) cntrlv-22 (22) cntrlv-23 (23) Sgl (m) time(s) mflowj-34400 (344000000) mflowj-54400 (544000000) sg out flow(kg/s) time (s) 2003-2-13 21:17:12 fw inlet temp (K) case-

44、505給水溫度陡降10C tempf-60201 (602010000) time (s) 未停堆 預(yù)期運(yùn)行事件 給水閥門故障 給水調(diào)節(jié)閥誤打開 堆芯功率上升導(dǎo)則停堆 功率上升堆芯溫度上升 堆芯溫度從降升 蒸發(fā)器水位高 停堆或不停堆 給水隔離 大氣釋放閥、安全閥打開 DNBR必須始終高于限值 旁排失效 穩(wěn)壓器壓力自動控制未投入運(yùn)行 次臨界和零負(fù)荷工況下，假定一個 大的慢化劑負(fù)溫度系數(shù) 事故打開一個給水控制閥 (給水流 量階躍增加到200) 給水隔離信號 l蒸發(fā)器高高水位引起 停堆信號 l給水隔離引起汽輪機(jī)停機(jī)停堆 l高核功率 l超功率T l超溫T 安注信號 l穩(wěn)壓器低-低壓力 零功率 各種功率

45、運(yùn)行 40004020404040604080410041204140 3.5 4.0 4.5 5.0 5.5 40004020404040604080410041204140 14.2 14.4 14.6 14.8 15.0 15.2 15.4 40004020404040604080410041204140 0.0 0.1 0.2 0.3 40004020404040604080410041204140 555 560 565 570 575 40004020404040604080410041204140 6 7 8 9 10 11 400040204040406040804100412

46、04140 0 100 200 300 40004020404040604080410041204140 0 100 200 300 400 500 40004020404040604080410041204140 0.0 0.2 0.4 0.6 0.8 1.0 1.2 40004020404040604080410041204140 0 1 2 3 4 5 6 7 cntrlv-21 (21) przl (m) time(s) case-26 p-28006 (280060000) PrzP (Mpa) time(s) A環(huán) 路 給水過多事故 cntrlv-100 (100) teamdoo

47、r area time (s) cntrlv-24 (24) tavg (K) time(s) cntrlv-22 (22) cntrlv-23 (23) sgl (m) time(s) mflowj-34100 (341000000) mflowj-54100 sl flow (kg/s) time (s) mflowj-70100 (701000000) mflowj-70200 (702000000) fw flow (kg/s) time(s) cntrlv-50 (50) # Normalized Power time(s) 2003-2-13 22:23:54 p-54501 (5

48、45010000) mflowj-34100 (341000000) slp (MPa) time(s) 失效假定失效假定：旁排失效 給水隔離原因：蒸發(fā)器高高水位(10.9m) 停堆原因：汽輪機(jī)停機(jī) 給水隔離 l蒸氣壓力調(diào)節(jié)系統(tǒng)失效 l失去外電負(fù)荷 l汽輪機(jī)跳閘 l主蒸氣隔離閥誤關(guān)閉 l冷凝器失真空 l失去電廠輔助系統(tǒng)的非應(yīng)急交流電 l失去給水流量 l給水系統(tǒng)管道破裂 l定義 引起二次側(cè)排熱能力減少的事件 l事故特點 堆芯冷卻劑平均溫度和壓力上升 引起冷卻能力下降得越突然越完全，堆芯響應(yīng)也越激烈 壓力增加會直接威脅冷卻劑壓力邊界的壓力極限 失去傳熱能力還會導(dǎo)致蒸發(fā)器二次側(cè)壓力增加或者流體裝量的

49、下降 l電廠響應(yīng) 反應(yīng)堆系統(tǒng)壓力增加和堆芯功率的下降 停堆信號:主汽門關(guān)閉或者穩(wěn)壓器高壓停堆信號 汽輪機(jī)旁路閥和蒸汽管道安全閥和釋放閥會動作 穩(wěn)壓器噴霧閥、釋放閥或者安全閥動作 l主要分析內(nèi)容 冷卻劑溫度計算 l考慮的重點 蒸發(fā)器的響應(yīng)和反應(yīng)性系數(shù) 反應(yīng)堆功率系統(tǒng)的響應(yīng)主要對短時間的反應(yīng)堆壓力響應(yīng)重要 穩(wěn)壓器控制系統(tǒng)主要對長時間的一次側(cè)響應(yīng)很重要 l一回路管道冷卻劑溫度 v反應(yīng)堆內(nèi)冷卻劑溫度 core c pc core cfio Adz dt Td CdzPhhW)( v蒸發(fā)器一、二次測溫度傳遞 PWR in T o T hi T ho T 2 T 1 T core hohi dATThhh

50、W 2121 )( v閉合環(huán)路 dt Td CM pr Ppr core dATTh 2121 core c pc core cf Adz dt Td CdzP 壽期初 汽機(jī)脫扣事故（汽門瞬時關(guān)閉，停主給水） 壽期末 汽機(jī)脫扣事故（汽門瞬時關(guān)閉，停主給水） 壽期初 汽機(jī)脫扣事故，穩(wěn)壓器噴霧失效,穩(wěn)壓器泄壓閥失效 壽期末 汽機(jī)脫扣事故，穩(wěn)壓器噴霧，泄壓閥失效 一臺MSIV失效突然關(guān)閉（壽期初）sms-v001a 二臺MSIV失效突然關(guān)閉（壽期初）sms-v001a sms-v001b 一臺MSIV失效突然關(guān)閉（壽期末）sms-v001a 二臺MSIV失效突然關(guān)閉（壽期末）sms-v001a sm

51、s-v001b 冷凝器失真空引起汽機(jī)突然關(guān)閉（壽期初）turbine 冷凝器失真空引起汽機(jī)突然關(guān)閉（壽期末）turbine 汽機(jī)甩負(fù)荷100%負(fù)荷至5%廠用電（壽期初） 汽機(jī)甩負(fù)荷100%負(fù)荷至5%廠用電（壽期末） 汽機(jī)甩負(fù)荷100%負(fù)荷至零負(fù)荷（壽期初） 汽機(jī)甩負(fù)荷100%負(fù)荷至零負(fù)荷（壽期末） 壽期初 汽機(jī)脫扣事故 停堆后主泵停電 壽期末 汽機(jī)脫扣事故 停堆后主泵停電 壽期初 汽機(jī)脫扣事故 停堆后主泵停電 ，穩(wěn)壓器 泄壓閥失效 蒸發(fā)器釋放閥 失效 壽期末 汽機(jī)脫扣事故 停堆后主泵停電， 穩(wěn)壓器泄壓閥 蒸汽釋放閥失效 壽期初 失去全部主給水事故 壽期末 失去全部主給水事故 壽期初 失去一臺主

52、給水事故 壽期末 失去一臺主給水事故 壽期初 失去全部主給水事故，穩(wěn)壓器泄壓閥 蒸汽釋放閥失效 壽期末 失去全部主給水事故，穩(wěn)壓器泄壓閥 蒸汽釋放閥失效 壽期初 失去主給水事故，停堆時又觸發(fā)主給水管斷裂事故 壽期末 失去主給水事故，停堆時又觸發(fā)主給水管斷裂事故 壽期初 失去主給水事故，停堆時又觸發(fā)主給水管斷裂事故并觸發(fā)二臺 主泵停轉(zhuǎn) 壽期末 失去主給水事故，停堆時又觸發(fā)主給水管斷裂事故并觸發(fā)二臺 主泵停轉(zhuǎn) 壽期末 失去主給水事故，停堆時又觸發(fā)主給水管斷，穩(wěn)壓器泄壓閥， 噴霧，蒸汽釋放閥失效 壽期初 失去主給水事故，停堆時又觸發(fā)主給水管斷，二臺主泵失電， 穩(wěn)壓器泄壓閥，噴霧，蒸汽釋放閥失效 壽期

53、末 失去主給水事故，停堆時又觸發(fā)主給水管斷，二臺主泵失電， 穩(wěn)壓器泄壓閥，噴霧，蒸汽釋放閥失效 l超溫T l穩(wěn)壓器高壓 l穩(wěn)壓器高水位 l蒸汽發(fā)生器低低水位 l低水位+蒸汽/給水流量失配 旁排失效 汽機(jī)脫扣停堆信號失效 電廠從103額定功率完全喪失蒸 汽負(fù)荷 穩(wěn)壓器泄壓閥、蒸汽釋放閥失效 主給水隔離 慢化劑溫度系數(shù)?。˙OF:0.0） 壽期初 壽期末 預(yù)期運(yùn)行事件 l主發(fā)電機(jī)事故停車 l冷凝器低真空 l失去潤滑油 l汽機(jī)止推軸承故障 l汽機(jī)超速 l汽機(jī)手動停車 跳閘事件導(dǎo)致的蒸汽流量減少最快 蒸汽壓力升高卸壓 蒸發(fā)器水位下降停堆 穩(wěn)壓器壓力升高 穩(wěn)壓器水位升高 平均溫度升高 停堆 大氣釋放閥、

54、安全閥動作 400040104020403040404050 560 565 570 575 580 400040104020403040404050 3.5 4.0 4.5 5.0 5.5 6.0 400040104020403040404050 5 6 7 8 9 10 11 400040104020403040404050 0 50 100 150 200 250 300 400040104020403040404050 14.0 14.5 15.0 15.5 16.0 16.5 400040104020403040404050 5.5 6.0 6.5 7.0 7.5 400040104

55、020403040404050 0.00 0.20 0.40 0.60 0.80 1.00 400040104020403040404050 0 1000 2000 3000 4000 400040104020403040404050 -0.2 -0.1 0.0 0.1 0.2 0.3 cntrlv-24 (24) tavg (K) time(s) prz water level(m) time(s) cntrlv-21 (21) sg water level(m) time(s) cntrlv-22 (22) cntrlv-23 (23) fw flow rate(kg/s) time(s)

56、 mflowj-70100 (701000000) mflowj-70200 (702000000) p-28006 (280060000) Prz Pressure (Mpa) time(s) sg pressure (par) time(s) p-34501 (345010000) p-54501 (545010000) case-61壽期初 汽機(jī)脫扣事故 停堆后主 泵 停電 cntrlv-50 (50) cntrlv-91 (91) Normarzied Power time(s) coolant flow (kg/s) time(s) mflowj-22501 (225010000)

57、2003-2-14 09:25:49 sl flow (kg/s) time (s) mflowj-34400 (344000000) mflowj-54400 (544000000) 失效假定失效假定：主蒸汽旁排失效，汽機(jī)停機(jī)不 觸發(fā)停堆，給水隔離 停堆原因：蒸發(fā)器低低液位 蒸汽釋放閥開啟 汽機(jī)脫扣、主給水隔離（假定） 主蒸汽釋放閥排氣 蒸發(fā)器低低水位停堆（8.8m） 400040104020403040404050 560 565 570 575 580 585 400040104020403040404050 3.5 4.0 4.5 5.0 5.5 6.0 400040104020403

58、040404050 6 7 8 9 10 11 400040104020403040404050 0 50 100 150 200 250 300 400040104020403040404050 13.5 14.0 14.5 15.0 15.5 16.0 16.5 400040104020403040404050 5.5 6.0 6.5 7.0 7.5 400040104020403040404050 0.00 0.20 0.40 0.60 0.80 1.00 400040104020403040404050 0 1000 2000 3000 4000 4000401040204030404

59、04050 -0.2 -0.1 0.0 0.1 0.2 0.3 0.4 cntrlv-24 (24) tavg (K) time(s) prz water level(m) time(s) cntrlv-21 (21) sg water level(m) time(s) cntrlv-22 (22) cntrlv-23 (23) fw flow rate(kg/s) time(s) mflowj-70100 (701000000) mflowj-70200 (702000000) p-28006 (280060000) Prz Pressure (Mpa) time(s) sg pressur

60、e (par) time(s) p-34501 (345010000) p-54501 (545010000) case-61 壽期末 汽機(jī)脫扣事故 停堆后主 泵 停電 cntrlv-50 (50) cntrlv-91 (91) Normarzied Power time(s) coolant flow (kg/s) time(s) mflowj-22501 (225010000) 2003-2-14 09:27:41 sl flow (kg/s) time (s) mflowj-34400 (344000000) mflowj-54400 (544000000) 停堆原因：核功率高負(fù)變化率導(dǎo)