核電廠狀態(tài)分類和安全分析課件

1、核反應堆安全學第六章核電廠狀態(tài)分類和安全分析核電站事故分類和安全分析6.1 與安全相關的事故6.2 核電廠運行工況與事故分類6.3 核電站安全分析6.4 安全分析報告中考慮的事故6.5 安全分析報告中分析主要事件/事故6.1 與安全相關的事故與安全相關的事故堆芯功率增加堆芯入口溫度增加堆芯過熱一回路壓力增加一回路水裝量下降放射性泄漏反應性增加一、二回路換熱能力下降一回路泄漏一回路溫度升高堆內換熱能力下降堆芯功率增加堆芯功率增加反應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堆芯入

2、口溫度增加蒸發(fā)器冷卻能力下降給水系統(tǒng)故障給水加熱器故障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)故障主氣門關閉汽機跳閘、旁排未打開一回路流量下降主泵斷電主泵故障主泵低轉速主泵斷軸主泵卡轉子堆芯入口溫度增加堆芯過熱堆芯出口溫度增加蒸發(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性上升硼濃度變化反應性反饋一回路流量下降主泵斷電主泵故障主泵低轉速主泵斷軸主泵卡轉子堆芯入口溫度上升一回路壓力增加一回路壓力增加一回路溫度增加穩(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堆芯冷

3、卻能力下降一回路水裝量下降一回路水裝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雙端斷裂管道破口蒸發(fā)器傳熱管斷裂SGTRLOCA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)貫穿件破裂放射性泄漏放射性泄漏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6.2 核電廠運行工況與事故分類核電廠運行工況與事故分類1970年美國標準協(xié)會（ANSI）分類法1975年美國核管會（NRC）輕水堆核電廠安全分析報告標準格式和內容（第二次修訂版）47種典型始發(fā)事件1992年IAEA國際核事件評價尺度（INES)我國的核電廠事故分類核電廠嚴重事故

4、美國標準協(xié)會（ANSI）分類法正常運行和運行瞬態(tài)中等頻率事件（預期運行事件）稀有事故極限事故（假想事故）出現(xiàn)較頻繁要求無需停堆依靠控制系統(tǒng)調節(jié)，回到穩(wěn)定狀態(tài)在整個運行壽期內，一般極少發(fā)生，概率10-4 2x10-2 /堆年需要投入專設安全設施運行壽期內發(fā)生一次或數(shù)次偏離正常運行的所有過程要求只可能迫使停堆，不會造成燃料損壞或一、二回路超壓只要保護系統(tǒng)正常運行，不會導致事故工況發(fā)生概率10-6 2x10-4 /堆年會釋放出大量放射性物質設計中必須加于考慮專設安全設施必須保證一回路壓力邊界的完整性正常運行和運行瞬態(tài)核電廠的正常啟動、停閉和穩(wěn)態(tài)運行帶有偏差的極限運行運行瞬變中等頻率事件（預期運行事件

5、）堆啟動時，控制棒組件不可控地抽出滿功率運行時，控制棒組件不可控地抽出控制棒組件落棒硼失控稀釋部分失去冷卻劑流量失去正常給水給水溫度降低負荷過份增加隔離環(huán)路再啟動甩負荷失去外電源一回路卸壓主蒸汽系統(tǒng)卸壓滿功率運行時，安全注射系統(tǒng)誤動作 稀有事故 一回路系統(tǒng)管道小破裂二回路系統(tǒng)蒸汽管道小破裂燃料組件誤裝載滿功率運行時抽出一組控制棒組件全廠斷電(反應堆失去全部強迫流量)放射性廢氣、廢液的事故釋放蒸汽發(fā)生器單根傳熱管斷裂事故 極限事故一回路系統(tǒng)主管道大破裂二回路系統(tǒng)蒸汽管道大破裂蒸汽發(fā)生器多根傳熱管斷裂一臺冷卻劑泵轉子卡死燃料操作事故彈棒事故美國核管會（NRC）分類法二回路系統(tǒng)排熱增加二回路系統(tǒng)排熱

6、減少反應堆冷卻劑系統(tǒng)流量減少反應性和功率分布異常反應堆冷卻劑裝量增加反應堆冷卻劑裝量減少系統(tǒng)或設備的放射性釋放未能停堆的預計瞬變二回路系統(tǒng)排熱增加初因事件 給水系統(tǒng)故障使給水溫度降低給水系統(tǒng)故障使給水流量增加蒸汽壓力調節(jié)器故障或損壞使蒸汽流量增加誤打開蒸汽發(fā)生器卸放閥或安全閥安全殼內、外各蒸汽管道破損給水溫度低給水流量高蒸汽流量增加MSFW二回路系統(tǒng)排熱減少初因事件 蒸汽壓力調節(jié)器故障或損壞使蒸汽流量減少失去外部電負荷氣輪機跳閘(截止閥關閉)誤管主蒸汽隔離閥凝汽器真空破壞同時失去廠內外交流電源（全廠斷電）失去正常給水流量給水管道破裂給水流量降低蒸汽流量減少MSFW熱阱喪失事故反應堆冷卻劑系統(tǒng)流

7、量減少初因事件 一個或多個反應堆主泵停止運動反應堆主泵軸卡死反應堆主泵軸斷裂冷卻劑流量降低失流事故反應性和功率分布異常初因事件 在次臨界或低功率時，非可控抽出控制棒組件在特定功率水平下非可控抽出控制棒組件控制棒誤操作啟動一條未投入運行的反應堆冷卻劑環(huán)路或在不適當?shù)臏囟认聠右粭l再循環(huán)環(huán)路化容控制系統(tǒng)故障使冷卻劑中硼濃度降低在不適當?shù)奈恢谜`裝或操作一組燃料組件各種控制棒彈出事故反應性引入事故反應性增加、降低反應堆冷卻劑裝量增加初因事件 功率運行時誤操作應急堆芯冷卻系統(tǒng)手動功能誤動作化容系統(tǒng)故障使反應堆冷卻劑裝量增加手動功能誤動作意外注入反應堆冷卻劑裝量減少初因事件 誤打開穩(wěn)壓器安全閥貫穿安全殼一

8、回路壓力邊界儀表或其它線路系統(tǒng)的破裂蒸發(fā)器傳熱管破裂反應堆冷卻劑壓力邊界內各種管道破裂產(chǎn)生的失冷事故破口閥門打開LOCA失水事故系統(tǒng)或設備的放射性釋放初因事件 放射性氣體廢物系統(tǒng)泄漏或破損放射性液體廢物系統(tǒng)泄漏或破損假想的液體儲箱破損而產(chǎn)生的放射性釋放設計基準燃料操作事故乏燃料儲箱掉落事故未能停堆的預計瞬變初因事件 誤提出控制棒失去給水失去電負荷凝汽機真空破壞汽輪機跳閘主蒸汽管道隔離閥關閉未停堆xx事件ATWS國際核事件評價尺度（INES： International Nuclear Event Scale)級 別基 準評價例場外影響場內影響縱深防御的惡化事 故嚴重事故放射性物質大量向外部放出

9、：以I131等價的數(shù)萬mSv放射性物質的外部泄漏切爾諾貝利事故1986，前蘇聯(lián)大事故放射性物質中等量向外部放出：以I131等價的數(shù)千數(shù)萬mSv放射性物質的外部泄漏伴有向外泄漏風險的事故放射性物質一定量向外部放出：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，美國向外泄漏風險不大的事故放射性物質少量放出：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，日本異常事件重大異常事件放射性物質極少量向外部放出：公眾照射量超過法定限量十分之一場內受到嚴重的放射性污染/工作人員受到急性照射危害縱

10、深防御喪失日本動燃固化裝置火災事故，1997異常事件安全上不重要的事件場內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偏離正常偏離運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評價對象外與安全性無關的事件我國的核電站事故分類正常運行預計運行事件事故工況（設計基準事故）嚴重事故6.3 核電廠安全分析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確定論法概率安全法分析方法評價安全系統(tǒng)的響應評價電廠對事故的響應評價各種事故工況下電廠的設計、運行特性安

11、全分析報告核電廠安全分析核電廠安全分析安全分析方法的分類安全分析的目的安全分析中考慮的內容電廠整定值分析安全分析方法的分類確定論分析方法概率論分析方法事故分析安全分析的目的總目的論證核電站的安全性安全分析的應用目的保守分析執(zhí)照申請用安全分析報告電廠的保守評價操作員培訓最佳估算用模型的性能分析培訓風險評價電廠安全分析的結果使用目的不同，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)響應能力 要求接近真實的情況，并且計算速度能夠達到實時 核電廠安全分析報告安全分析報告1.0 引言和電廠概況2.0 廠址特征3.0 構筑物、部件、設備和系統(tǒng)的設計4.0 反應堆5.0 反應堆冷卻劑系統(tǒng)

12、及其連結系統(tǒng)6.0 專設安全設施7.0 儀表和控制8.0 電力9.0 輔助系統(tǒng)10.0 蒸汽和動力轉換系統(tǒng)11.0 放射性廢物管理12.0 輻射防護13.0 運行管理14.0 初始試驗大綱15.0 事故分析16.0 技術規(guī)格書17.0 質量保證第1章 引言和電站概述第2章 廠址特征第3章 結構，部件、設備和系統(tǒng)的設計第4章 反應堆第5章 反應堆冷卻劑系統(tǒng)和與之連接的系統(tǒng)第6章 專設安全設施第7章 儀表和控制第8章 電力系統(tǒng)第9章 輔助系統(tǒng)第10章 蒸汽發(fā)電系統(tǒng)第11章 放射性廢物管理第12章 輻射防護第13章 生產(chǎn)管理第14章 初始試驗大綱第15章 事故分析第16章 技術規(guī)格書第17章 質量保

13、證秦山核電站大亞灣核電站秦山第三核電站安全分析報告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

14、MANAGEMENT12. RADIATION PROTECTION15. ACCIDENT ANALYSIS18. HUMAN FACTORS ENGINEERINGCHASHMA NUCLEAR POWER PLANT UNIT-2PRELIMINARY SAFETY ANALYSIS REPORTCHAPTER 1.0 INTRODUCTION AND GENERAL DESCRIPTION OF PLANTCHAPTER 2.0 SITECHAPTER 3.0 STRUCTURE, SYSTEM AND COMPONENTCHAPTER 4.0 REACTORCHAPTER 5.0 R

15、EACTOR 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 PROTECTIONCHAP

16、TER 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安全分析報告中分析的內容FSAR 第15章 事故分析15.0 事故分析15.1 二回路排熱增加15.2 二回路排熱減

17、少15.3 反應堆冷卻劑系統(tǒng)流量降低15.4 反應性和功率分布異常15.5 反應堆冷卻劑裝量增加15.6 反應堆冷卻劑裝量減少15.7 系統(tǒng)或部件的放射性釋放15.8 未能緊急停堆的預期瞬態(tài)(ATWT）15.9 導致常用系統(tǒng)完全喪失的事件和事故附錄15A 用于評估事故環(huán)境后果的劑量模型大亞灣典型的確定論安全分析程序熱工水力系統(tǒng)分析程序（設計基準事故）RELAP5（NRC）RETRAN（EPRI）CANTAL（法國）THEMIS （法國）TRAC （美國）子通道分析程序COBRA嚴重事故分析程序MELCORMAAPSCDAP/RELAP熱工水力中子物理結構材料變化顆粒遷移熱工水力流動守恒方程動量

18、守恒方程質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: 質量流量，kg/s流量積分形式截面平均速度形式安全分析中的保守假定初始工況反應性系數(shù)功率分布穩(wěn)壓器安全閥和蒸發(fā)器安全閥的能力緊急停堆整定值和時間延遲 初始工況假定反應堆正常工況初始功率是保守的NSSS熱功率加上不確定性的裕度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初始運行模式各種穩(wěn)態(tài)模式 事件分析中假定的反應性系數(shù)在某些事件的分析中，保守性要求采用大的反應性系數(shù)值在另一些事件的分析中，保守性又要求采用小的反應性系數(shù)值有些分析，例如冷卻劑從反應堆冷卻劑系統(tǒng)的裂紋或裂口中喪失的分析，與反應性反饋效應沒有關

19、系反應性系數(shù)采用大值還是小值才偏保守要具體事件具體分析為了把堆芯壽期內的效應全都包羅進來，對于給定的瞬變要采用保守的參數(shù)組合棒束控制組件插入特性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反應性引入的份額隨時間的變化軸向功率分布最極端的負反應性引入相應于向堆芯下區(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堆緊急停堆的負反應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的情況，主要的負

20、反應性是由緊急停堆之前存在的最有利軸向分布引入的控制棒總價值引起反應堆緊急停堆的總價值要消去多普勒系數(shù)的反饋效應和慢化劑密度效應，從而確保足夠的停堆裕度最小停堆裕度假定負反應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用最小停堆裕度來進行事故分析保護系統(tǒng)整定值也假定最小停堆裕度后再進行計算穩(wěn)壓器安全閥和蒸汽發(fā)生器安全閥穩(wěn)壓器安全閥和蒸汽安全閥整定值全部負荷喪失事故下，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蒸汽發(fā)生器安全閥容量應能在不超過110%蒸汽系統(tǒng)設計壓力的條件下排走蒸

21、汽流量穩(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行以及蒸汽發(fā)生器安全閥也在運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%設計壓力以內緊急停堆整定值和時間延遲 到緊急停堆的總的延遲的定義是從達到緊急停堆條件的時間到棒自由開始下落的時間間隔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超溫T和超功率T緊急停堆的功能超溫T和超功率T保護通道的作用是保護堆芯不發(fā)生下列現(xiàn)象：熱點有過大的線功率密度DNBR小于1.22反應堆冷卻劑整體沸騰這兩個保護通道根據(jù)環(huán)路熱管段溫度與冷管段溫度差(T)、反應堆冷卻劑系統(tǒng)平均溫度(

22、Tavg、反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力(P)、軸向通量差()以及主泵轉速進行設計6.4 安全分析報告中考慮的事故安全分析中考慮的內容第I類工況: 正常運行和運行瞬態(tài)第II類工況: 中等頻率事件（預期運行事件）第III類工況: 稀有事故第IV類工況: 極限事故（假想事故）Condition I: 正常運行和運行瞬變范圍所有電廠計劃中的運行工況換料、停堆、啟動、功率運行初始狀態(tài)假定從某一種正常運行狀態(tài)開始保守的初始假定驗收準則必須在電廠運行參數(shù)和引起保護系統(tǒng)動作的閾值之間正常運行運行極限的來源技術規(guī)程執(zhí)照限制 電廠安全分析的要求 定義：在電站正常運行、換料和維修過程中預期會經(jīng)?；蛴幸?guī)律地發(fā)生的事件第I類工

23、況的運行極限技術規(guī)范的要求基于輻射保護標準、控制輻射影響的設計目標、法規(guī)和標準、應用文件等技術規(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）執(zhí)照限制運行功率電廠安全分析的要求以瞬態(tài)工況安全分析為目的設定的通常使用輸入假定和結果分析來限制正常運行工況的運行極限如偏離泡核沸騰（DNBR）限值，一般使用最小值線功率密度（LHGR）限值大亞灣核電站安全分析報告-事故分析工況正常運行和運行瞬態(tài)（1）穩(wěn)態(tài)運行和停堆功率運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-事故分析工況正常運行和運行瞬態(tài)（2）帶有容許偏離的運行某些部件或系統(tǒng)不能工作的運

24、行包殼有缺陷的燃料的泄漏反應堆冷卻劑中的放射性活度i.裂變產(chǎn)物ii.腐蝕產(chǎn)物iii.氚蒸汽發(fā)生器有泄漏但沒有超過技術規(guī)格書容許最大值的運行技術規(guī)格書容許做的試驗運行瞬變電站升溫和降溫階躍負荷變化線性負荷變化甩負荷秦山核電站安全分析報告-事故分析工況正常運行和運行瞬態(tài)（1） 穩(wěn)態(tài)運行和停堆操作功率運行（2至100%額定熱功率）起動（Keff0.99至5%的額定熱功率）中間停堆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)處于運行狀態(tài)）冷停堆（次臨界，余熱排出系統(tǒng)運行）換料喪失外電負荷，包括直到喪失設計的額定負荷瞬態(tài)秦山核電站秦山核電站安全分析報告-事故分析工況正常運行和

25、運行瞬態(tài)（2）可允許的偏離正常條件的運行 設備或系統(tǒng)停止使用的運行由于包殼破損，放射性物質從燃料泄漏進入反應堆冷卻劑 裂變產(chǎn)物腐蝕產(chǎn)物氚蒸汽發(fā)生器在技術規(guī)格書所允許的最大泄漏量范圍內運行技術規(guī)格書所允許的試驗運行瞬態(tài)電廠的升溫和降溫（對于反應堆冷卻劑系統(tǒng)上限為30/hr，對于穩(wěn)壓器限制在55/hr）階躍負荷變化（上限為10%）線性負荷變化（上限為5%/min）秦山核電站滿功率緊急停堆事故類型正常運行和運行瞬態(tài)起因手動停堆誤動作 事故后果主要影響參數(shù)蒸發(fā)器壓力，蒸發(fā)器液位 事故響應停堆信號功率量程中子高負變化率停堆 保守假定汽機停機失效事故分析例Condition II:預期運行事件許多系統(tǒng)瞬態(tài)

26、分析是針對這類事件的，它具有改變電廠關鍵參數(shù)的能力驗收標準當達到規(guī)定的閾值時，保護系統(tǒng)可以使反應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正常運行的能力如果沒有其它不相關的事故同時發(fā)生，這類事故本身不會導致第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)要求運行極限的來源技術規(guī)范極限反應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變設計限值 預期事件特性介紹定義：為偏離正常運行工況的事件，在反應堆壽期內預期可能會發(fā)生大亞灣核電站安全分析報告-事故分析工況中等頻率事故（1）引起給水溫

27、度下降的給水系統(tǒng)失靈引起給水流量增加的給水系統(tǒng)失靈二回路蒸汽流量過度增加主蒸汽系統(tǒng)事故卸壓外部負荷喪失汽機跳閘主蒸汽隔離閥意外關閉凝汽器真空喪失及其它導致汽機跳閘的事件電站輔助設備非應急交流電源喪失正常給水流量喪失反應堆冷卻劑強迫流量部分喪失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一組棒束控制組件在功率運行工況下失控抽出棒束控制組件錯列，單個RCCA或RCCA組下落一條具有不正確溫度的非在役反應堆冷卻劑環(huán)路的啟動導致反應堆冷卻劑內硼濃度降低的化學和容積控制系統(tǒng)失靈功率運行期間安全注射系統(tǒng)誤運行使反應堆冷卻劑裝量增加的RCV故障穩(wěn)壓器先導安全閥誤開秦山核電站安全分析報告-事故分析工況中

28、等頻率事故（1） 引起給水溫度下降的給水系統(tǒng)誤動作引起給水流量增加的給水系統(tǒng)誤動作蒸汽流量過增一臺蒸汽發(fā)生器大氣釋放閥或安全閥誤打開喪失外部電負荷汽機事故停機主蒸汽隔離閥誤關閉冷凝器失去真空和引起汽機事故停機的其它事件電廠輔助設備的非應急電源喪失喪失正常給水冷卻劑強迫流動部份喪失次臨界和低功率啟動條件下，控制棒組的失控提升功率運行期間一個控制調節(jié)棒組失控提出秦山核電站秦山核電站安全分析報告-事故分析工況中等頻率事故（2）棒束控制組誤操作控制棒事故掉落 控制棒失步 在不適當?shù)臏囟认缕饎右慌_停運的反應堆冷卻劑泵（秦山電廠不存在這種運行方式，不作分析）化學容積控制系統(tǒng)誤操作導致反應堆冷卻劑中硼濃度下

29、降功率運行時應急堆芯冷卻系統(tǒng)誤動作引起堆冷卻劑裝量增加的化學容積控制系統(tǒng)誤動作穩(wěn)壓器泄壓閥或安全閥意外開啟與反應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Condition III:稀有事故驗收準則III類事件造成的反應堆內燃料元件破損的數(shù)量不能太多堆芯幾何構形未受影響，可以假定堆芯冷卻是正常的設計極限III類工況事件不能引起類故障，并且必須不進一步損害反應堆冷卻劑系統(tǒng)和反應堆安全殼屏障放射性物質的釋放在廠址邊界上事故兩小時后記錄到的劑量當量不超過法定值。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：在特定電站的壽期內都可能發(fā)生 CONDITION

30、III: 稀有事故 小破口失水事故 二次側系統(tǒng)小破口燃料組件誤裝載完全失去強迫循環(huán)冷卻劑流量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-事故分析工況稀有事故蒸汽系統(tǒng)小管道破裂反應堆冷卻劑強迫流量全部喪失(頻率快速降低的瞬變）單個棒束控制組件在滿功率下抽出燃料組件意外裝載和運行在錯誤位置穩(wěn)壓器先導安全閥誤運行保持在卡開位置反應堆冷卻劑從小破裂管道或大管道裂紋的流失廢氣處理系統(tǒng)破損放射性廢液系統(tǒng)泄漏或破損由液罐破損引起的假想放射性釋放秦山核電站安全分析報告-事故分析工況稀有事故 蒸汽系統(tǒng)管道的小破裂額定功率下一束棒誤提出燃料組件裝錯位在反應堆冷卻劑壓力邊界內不同尺寸的管道破裂引起的失水

31、事故 (小破口)放射性廢氣系統(tǒng)泄漏或破損放射性廢液系統(tǒng)泄漏或破損假想的貯液罐破損造成的放射性釋放乏燃料運輸罐跌落事故反應堆冷卻劑強迫流動完全喪失秦山核電站Condition IV:極限事故特點這些故障代表極限的設計情況 驗收準則電站必須設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險堆芯幾何構形不受影響，從而堆芯冷卻可以得到保證 設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)的功能反應堆冷卻劑系統(tǒng)和反應堆安全殼廠房都不會受到更多的損傷失水事故(LOCA) 要按特定的設計準則和規(guī)程進行分析；必須滿足下列五個準則：峰值包殼溫度包殼最大氧化率最大氫產(chǎn)生率堆芯幾何構形

32、長期冷卻放射性物質的釋放根據(jù)停留兩小時和其它假設，在廠址邊界上的劑量當量不超過0.15Sv(全身劑量)和0.45Sv(甲狀腺劑量)定義：非常不可能的故障。但后果包含釋放大量放射性物質的潛在危險大亞灣核電站安全分析報告-事故分析工況極限事故蒸汽系統(tǒng)大管道破裂給水系統(tǒng)管道破裂反應堆冷卻劑泵軸卡住(轉子卡住)反應堆冷卻劑泵軸斷裂各種棒束控制組件彈出事故蒸汽發(fā)生器管子破裂反應堆冷卻劑壓力邊界內假想的不同尺寸管道破裂引起的失水事故設計基準燃料裝卸事故乏燃料容器墜落事故秦山核電站安全分析報告-事故分析工況極限事故 主蒸汽管道大破裂主給水管斷裂反應堆冷卻劑泵軸卡死反應堆冷卻劑泵軸斷裂控制棒彈射事故蒸汽發(fā)生器

33、傳熱管破裂在反應堆冷卻劑壓力邊界內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電站6.5 安全分析報告中分析主要事件/事故安全分析報告中分析主要事件/事故二回路系統(tǒng)排熱增加二回路系統(tǒng)排熱減少反應堆冷卻劑系統(tǒng)流量減少反應性和功能分布異常反應堆冷卻劑裝量增加反應堆冷卻劑裝量減少二回路系統(tǒng)排熱增加初因事件給水流量增加給水閥門故障給水管道破口事故給水溫度下降給水加熱器故障二次側蒸氣流量額外增加外負荷階躍增加主蒸汽系統(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二回路系統(tǒng)排熱增加事故安全分析特點定義引起二次側排熱能力增加的事件事故特點通常是引起堆芯冷卻劑溫度

34、下降的直接原因冷卻劑溫度下降導致反應性增加可能導致事故瞬態(tài)在接近設計極限時發(fā)生偏離泡核沸騰（DNBR）的發(fā)生電廠響應功率的增加，這是由于負的慢化劑溫度系數(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)或者操作員將反應堆逐步控制使其返回到原來的狀態(tài) 考慮的重點堆芯反應性、軸向功率分布、初始功率和流量等安全分析中需分析二回路系統(tǒng)排熱增加事故高加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 從而引起主給水過冷事故V003A失效全開，從而引起主

35、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 汽門調節(jié)閥失效引起負荷階躍增加至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 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

36、率 主蒸汽管雙端斷裂事故（壽期初、末 ）給水過冷事故事故類型預期運行事件起因給水加熱器故障意外打開一個給水旁路閥給水閥門故障事故后果堆芯功率上升導則停堆主要影響參數(shù)功率上升堆芯溫度上升堆芯溫度從降升事故響應停堆或不停堆驗收準則DNBR必須始終高于限值保守假定假定穩(wěn)壓器加熱器沒有投入運行反應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 停堆信號高核功率 超溫T超功率T事故分析例10C未停堆 核功率穩(wěn)壓器壓力蒸發(fā)器水位堆芯溫度穩(wěn)壓器水位給水過冷事故分析例（-10oC）給水過多事故事故類型預期運行事件起因給水閥門故障給水調節(jié)閥誤

37、打開事故后果堆芯功率上升導則停堆主要影響參數(shù)功率上升堆芯溫度上升堆芯溫度從降升蒸發(fā)器水位高事故響應停堆或不停堆給水隔離大氣釋放閥、安全閥打開驗收準則DNBR必須始終高于限值保守假定旁排失效穩(wěn)壓器壓力自動控制未投入運行 次臨界和零負荷工況下，假定一個大的慢化劑負溫度系數(shù)事故打開一個給水控制閥 (給水流量階躍增加到200)保護信號給水隔離信號蒸發(fā)器高高水位引起停堆信號給水隔離引起汽輪機停機停堆高核功率超功率T 超溫T 安注信號穩(wěn)壓器低-低壓力 事故分析例零功率各種功率運行核功率穩(wěn)壓器壓力蒸發(fā)器水位失效假定：旁排失效 堆芯溫度穩(wěn)壓器水位給水流量給水隔離原因：蒸發(fā)器高高水位(10.9m)停堆原因：汽輪

38、機停機給水隔離給水過多事故分析例（滿功率）二回路系統(tǒng)排熱減少初因事件蒸氣壓力調節(jié)系統(tǒng)失效失去外電負荷汽輪機跳閘主蒸氣隔離閥誤關閉冷凝器失真空失去電廠輔助系統(tǒng)的非應急交流電失去給水流量 給水系統(tǒng)管道破裂二回路系統(tǒng)排熱減少定義引起二次側排熱能力減少的事件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致蒸發(fā)器二次側壓力增加或者流體裝量的下降 電廠響應反應堆系統(tǒng)壓力增加和堆芯功率的下降停堆信號:主汽門關閉或者穩(wěn)壓器高壓停堆信號汽輪機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主要

39、分析內容冷卻劑溫度計算考慮的重點蒸發(fā)器的響應和反應性系數(shù)反應堆功率系統(tǒng)的響應主要對短時間的反應堆壓力響應重要穩(wěn)壓器控制系統(tǒng)主要對長時間的一次側響應很重要冷卻劑溫度計算一回路管道冷卻劑溫度反應堆內冷卻劑溫度蒸發(fā)器一、二次測溫度傳遞PWR閉合環(huán)路安全分析中需分析熱阱喪失事故 1壽期初 汽機脫扣事故（汽門瞬時關閉，停主給水）壽期末 汽機脫扣事故（汽門瞬時關閉，停主給水）壽期初 汽機脫扣事故，穩(wěn)壓器噴霧失效,穩(wěn)壓器泄壓閥失效壽期末 汽機脫扣事故，穩(wěn)壓器噴霧，泄壓閥失效一臺MSIV失效突然關閉（壽期初）sms-v001a二臺MSIV失效突然關閉（壽期初）sms-v001a sms-v001b一臺MSIV

40、失效突然關閉（壽期末）sms-v001a二臺MSIV失效突然關閉（壽期末）sms-v001a sms-v001b冷凝器失真空引起汽機突然關閉（壽期初）turbine冷凝器失真空引起汽機突然關閉（壽期末）turbine汽機甩負荷100%負荷至5%廠用電（壽期初）汽機甩負荷100%負荷至5%廠用電（壽期末）汽機甩負荷100%負荷至零負荷（壽期初）汽機甩負荷100%負荷至零負荷（壽期末）壽期初 汽機脫扣事故 停堆后主泵停電壽期末 汽機脫扣事故 停堆后主泵停電壽期初 汽機脫扣事故 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

41、 安全分析中需分析熱阱喪失事故 2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

42、，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，蒸汽釋放閥失效汽機脫扣保護信號停堆信號超溫T 穩(wěn)壓器高壓 穩(wěn)壓器高水位 蒸汽發(fā)生器低低水位低水位+蒸汽/給水流量失配輔助給水啟動 保守假定旁排失效汽機脫扣停堆信號失效電廠從103額定功率完全喪失蒸汽負荷穩(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）事故分析例壽期初壽期末事故類型預期運行事件起因汽機脫扣信號主發(fā)電機事故停車 冷凝器低真空 失去潤滑油 汽機止推軸承故障 汽機超速 汽機手動停車主要影響參數(shù)跳閘事件導致的蒸

43、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事故響應停堆大氣釋放閥、安全閥動作失效假定：主蒸汽旁排失效，汽機停機不觸發(fā)停堆，給水隔離 汽機脫扣事故，停堆后主泵停電 核功率汽機功率冷卻劑流量穩(wěn)壓器壓力堆芯平均溫度停堆原因：蒸發(fā)器低低液位蒸發(fā)器水位蒸汽壓力壽期初，反應性反饋最小蒸汽釋放閥開啟事故序列汽機脫扣、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）給水流量核功率汽機功率冷卻劑流量穩(wěn)壓器壓力堆芯平均溫度蒸發(fā)器水位蒸汽壓力停堆原因：核功率高負變化率導致停堆 失效假定：主蒸汽旁排失效，汽機停機不觸發(fā)停堆 汽機脫扣事故，停堆后主泵停電壽

44、期末，反應性反饋最大蒸汽釋放閥開啟事故序列汽機脫扣主蒸汽釋放閥排氣核功率高負變化率導致停堆給水流量汽機甩負荷（汽機負荷喪失）事故類型運行瞬態(tài)預期運行事件同汽機脫扣起因外電網(wǎng)故障假設廠用電仍然需要事故響應功率控制系統(tǒng)作用逐漸降到廠用電水平后果不嚴重保守假設失去旁排除安全閥外，失去全部卸壓功能停堆保護系統(tǒng)工作時，不需要停堆保守假定時同汽機脫扣重要參數(shù)穩(wěn)壓器壓力升高堆芯平均溫度升高事故分析例核功率未停堆 穩(wěn)壓器壓力蒸汽壓力堆芯平均溫度汽機甩負荷 廠用電喪失正常給水 事故類型預期運行事件起因正常給水泵故障 閥門誤動作 失去廠外交流電源主要影響參數(shù)蒸發(fā)器水位降低蒸汽壓力上升驗收準則必須保證排除堆芯余熱

45、保守假定考慮二臺電動輔助給水泵不能啟動 一臺輔助給水泵（柴油機直接驅動）向二臺蒸汽發(fā)生器提供輔助給水汽機停機觸發(fā)停堆失效保護動作停堆信號蒸汽發(fā)生器低低水位給水隔離使汽機停機（可屏蔽） 釋放閥、安全閥開啟 事故分析例失去主給水實例 失效假定：主蒸汽旁排失效，穩(wěn)壓器釋放閥失效,主蒸汽大氣釋放閥失效 停堆原因：汽機停機觸發(fā)停堆 核功率汽機功率蒸發(fā)器水位給水流量蒸汽壓力大氣安全閥開啟給水管道破裂事故事故類型極限事故起因截止閥下游管道破裂事故后果事故蒸發(fā)器排空完好回路蒸發(fā)器蒸汽流向事故蒸發(fā)器回路主要影響參數(shù)蒸發(fā)器水位下降堆芯傳熱能力不足，傳熱惡化，導致沸騰事故響應停堆安注手動隔離故障蒸發(fā)器（30min后

46、？）停堆信號穩(wěn)壓器高壓 超溫T 受影響蒸汽發(fā)生器的低低水位 安注任一環(huán)路蒸汽管低壓力 安全殼高壓力 保守假定在逆止閥和蒸汽發(fā)生器進口之間發(fā)生主給水管道斷裂，最保守的斷裂全部主給水經(jīng)破口排出分析內容反應堆緊急停堆之后喪失廠外電源-沒有喪失廠外電源反應堆冷卻劑系統(tǒng)流量減少初因事件部分喪失冷卻劑流量(第II類事故)一臺主泵停運（部分失流），預期運行事故全部喪失冷卻劑流量(第III類事故)全部主泵停運（全部失流），失去外電源引起，稀有事故全部喪失冷卻劑流量，并喪失慣性(第IV類事故)一臺泵卡轉子，極限事故一臺泵斷軸，極限事故 失流事故（LOFA）反應堆冷卻劑系統(tǒng)流量減少定義引起反應堆冷卻劑流量下降的事

47、件事故特點堆芯冷卻劑流量下降，不能有效地帶走堆芯熱量燃料包殼的過熱電廠響應冷卻劑溫度和壓力的上升可能會發(fā)生偏離泡核沸騰停堆信號：低流量停堆、低DNB停堆、主泵低電壓/低頻率停堆如果停堆發(fā)生的快，可以保證堆芯有效地傳熱能力停堆后，流量會繼續(xù)下降，直到達到新的平衡反應堆設計必須保證在任何情況下燒毀比（DNBR）都不會達到限制值主要分析內容流量瞬變慣性階段自然循環(huán)階段 考慮的重點控制棒插入速率、慢化劑溫度和多普勒反應性反饋、主泵轉速下降性能、主泵和系統(tǒng)流體的慣性、水力學阻力系數(shù)等安全分析中用于驗證當燃料在DNBR的設計極限以上時的行為流量瞬變計算（慣性階段）從流量明顯下降到堆功率下降到響應水平取決于

48、主泵惰性特性和快速停堆能力流量通過求解動量方程得到全壓降慣性壓降加速壓降阻力壓降提升壓降泵壓頭流動守恒方程主泵揚程和壓頭揚程：提供壓力增加量，彌補回路壓力損失基本參數(shù)：PWR主泵的四象曲線泵速(rpm)體積流量(gpm)反轉阻力 H0阻力倒流倒流動力 H0h主泵的均勻壓頭曲線飛輪泵軸電機軸電機離心泵的驅動模型泵轉速模型泵揚程與轉速的近似關系式停泵后的減速回路流量方程（壓力方程）泵慣性增加流量瞬變計算（自然循環(huán)階段）循環(huán)流量壽期初 A環(huán)主泵停轉 main-pump-a 壽期初 B環(huán)主泵停轉main-pump-b壽期末 A環(huán)主泵停轉main-pump-a壽期末 B環(huán)主泵停轉main-pump-b壽

49、期初 二臺主泵停轉main-pump-a main-pump-b壽期末 二臺主泵停轉main-pump-a main-pump-b壽期初 一臺主泵卡轉子事故 壽期末 一臺主泵卡轉子事故壽期初 一臺主泵斷軸事故 壽期末 一臺主泵斷軸事故安全分析中需分析失流事故失去全部冷卻劑流量事故類型稀有事故它是作為MDNBR的設計基準事故事故起因所有主泵停止運行失去全部廠外電源系統(tǒng)響應冷卻劑流量的迅速下降堆芯平均溫度隨著流量的減少而上升，引起熱通道的DNBR迅速下降主要影響參數(shù)一回路流量（建立自然循環(huán)）一回路壓力停堆信號廠用母線低電壓 廠用母線低頻率 反應堆冷卻劑泵低轉速 反應堆冷卻劑泵斷路器跳閘 反應堆冷卻

50、劑環(huán)路低流量 保守假定主蒸汽旁排失效主泵停機不觸發(fā)停堆事故例失效假定：主蒸汽旁排失效，主泵停機不觸發(fā)停堆 核功率汽機功率冷卻劑流量穩(wěn)壓器壓力停堆原因：主泵母線低轉速停堆 失去全部冷卻劑流量計算例自然循環(huán)主泵斷軸、卡轉子事故事故類型極限事故最大的冷卻劑流量喪失事故事故起因主泵故障停堆信號反應堆冷卻劑環(huán)路低流量 反應堆冷卻劑泵低轉速低DNBR信號保守假定穩(wěn)壓器卸壓閥、噴淋失效旁排失效 事故后有部分燃料棒燒毀 主要影響參數(shù)一回路流量一回路壓力事故特點該事故下DNBR下降，可能會到達設計極限以下，使得燃料包殼損壞但燃料的響應是非常迅速的，在停堆以后幾秒內MDNBR迅速上升軸斷裂事故的流量降低要比轉子卡

51、住事故的流量降低來得慢 反應性和功率分布異常反應性和功能分布異常初因事件在次臨界或低功率啟動時，非可控抽出控制棒組件在一定功率水平下，非可控抽出控制棒組件控制棒組件安裝不當化學和容積控制系統(tǒng)誤動作導致堆芯冷卻劑硼濃度下降反應性和功率分布異常定義引入額外的反應性的事件事故特點引起功率和功率分布的變化電廠響應電廠的響應取決于電廠初始條件和具體事件 停堆保護：在次臨界或低功率啟動時，用于啟動和低功率狀態(tài)下的停堆系統(tǒng)動作在功率水平下運行時，功率量程反應堆停堆系統(tǒng)動作其它保護動作有模擬量和數(shù)字量的停堆保護 考慮的重點控制棒的誤操作包括掉棒事故、一束或一根控制棒抽出、或誤安裝反應性引入事故后果：啟動時，可

52、能回發(fā)生瞬發(fā)臨界反應堆失控功率運行時，堆內過熱壓力邊界破壞起因：控制棒失控抽出控制棒彈出硼失控稀釋中子及反應性基本概念基本概念反應性引入事故起因提棒事故控制棒不受控抽出連續(xù)引入反應性彈棒事故控制棒被破口造成內外壓力差彈出階躍引入反應性硼失控稀釋使無硼水引入一回路反應性引入速率受泵的容量、管道大小和純水系統(tǒng)限制控制棒控制系統(tǒng)功率控制系統(tǒng)控制棒驅動機構失靈控制棒驅動器密封罩殼破裂誤操作設備故障控制系統(tǒng)失靈準穩(wěn)態(tài)臨界瞬變超緩發(fā)臨界瞬變超瞬發(fā)臨界反應性引入速率反應性引入方式階躍引入線性引入保護方式功率保護溫度保護壓力保護常用安全分析事故反應性引入速率準穩(wěn)態(tài)瞬變超緩發(fā)臨界瞬變瞬發(fā)臨界超瞬發(fā)臨界瞬變滿功率

53、時兩組控制棒失控抽出彈棒事故，極限事故（小破口）滿功率時控制棒慢速抽出瞬發(fā)中子和緩發(fā)中子中子在裂變過程中的釋放功能瞬發(fā)中子緩發(fā)中子對控制起關鍵作用瞬發(fā)臨界：僅靠瞬發(fā)中子可以維持臨界并有余由于中子壽命短，功率暴漲中子壽期中子產(chǎn)生慢化擴散被吸收 的平均時間瞬間釋放出的中子，壓水堆占99%中子壽命為10-4s緩期釋放出的中子，壓水堆占0. 64%中子壽命為0.08s緩發(fā)中子份額正常運行時，0.01$主要是緩發(fā)中子的作用控制棒失控提升保護方式停堆信號核功率超過高功率定值：109滿功率穩(wěn)壓器高水位:8.12m (正常5.4m)超溫T超過定值超功率T超過定值穩(wěn)壓器高壓力：16.4Mpa核通量高值：25%(

54、中間量程)、106(源量程)，可閉鎖核功率高正變化率停堆:5%/s禁止提棒信號 高核通量信號：20 (中間量程)、103% (功率量程)超溫T信號：97.4%超功率T信號：97.4%安全分析中需分析控制棒失控提棒事故壽期初 各主要功率運行時，T4棒以3pcmK/sec的速率失控提棒壽期末 各主要功率運行時，T4棒以3 pcm K/sec的速率失控提棒壽期初 各主要功率運行時，T4棒以每20 pcm K/sec的速率失控提棒壽期末 各主要功率運行時，T4棒以每20 pcm K/sec的速率失控提棒壽期初 各主要功率運行時，T4棒以每40 pcm K/sec的速率失控提棒壽期末 各主要功率運行時，

55、T4棒以每40 pcm K/sec的速率失控提棒壽期初 各主要功率運行時，T4棒以每60 pcm K/sec的速率失控提棒壽期末 各主要功率運行時，T4棒以每60 pcm K/sec的速率失控提棒壽期初 各主要功率運行時，T4棒以每80 pcm K/sec的速率失控提棒壽期末 各主要功率運行時，T4棒以每80 pcm K/sec的速率失控提棒基本假定提棒中均假定功率控制系統(tǒng)失效主蒸汽旁排失效功率量程高中子注量率高整定值不觸發(fā)停堆主要功率：10、60和100滿功率核功率汽機功率穩(wěn)壓器水位穩(wěn)壓器壓力堆芯平均溫度壽期初 反應性 0.00003t0.007停堆原因：OPDT停堆 蒸發(fā)器壓力失控提棒分析

56、例(3pcm/s,壽期初)核功率穩(wěn)壓器水位穩(wěn)壓器壓力堆芯平均溫度壽期末 反應性 0.00003t0.005停堆原因：OPDT停堆 蒸發(fā)器壓力失控提棒分析例(3pcm/s，壽期末)穩(wěn)壓器水位穩(wěn)壓器壓力堆芯平均溫度壽期初 反應性 0.0008t0.007停堆原因：核功率高正變化率停堆核功率汽機功率失控提棒分析例(80pcm/s,壽期初)穩(wěn)壓器水位穩(wěn)壓器壓力堆芯平均溫度壽期末 反應性 0.0008t0.005停堆原因：核功率高正變化率停堆核功率汽機功率失控提棒分析例(80pcm/s,壽期末)安全分析中常用控制棒落棒事故壽期初 一束T4棒失效下落至堆芯 棒價值為8000pcm K壽期末 一束T4棒失效

57、下落至堆芯 棒價值為5000pcm K壽期初 一束T4棒失效下落至堆芯 棒價值為2000pcm K壽期末 一束T4棒失效下落至堆芯 棒價值為1000pcm K燃料組件誤裝載初因事件燃料芯塊在燃料棒內的誤裝載燃料棒在燃料棒組件內的誤裝載燃料組件在堆芯內的位置安裝錯誤堆芯的旋轉 燃料組件誤裝載事故定義燃料誤裝載事故特點事故發(fā)生的概率很低，因為燃料的裝載是通過很多的質保系統(tǒng)監(jiān)督的發(fā)生的概率涉及到制造過程中大范圍的質量控制程序和堆芯裝載時的操作程序 系統(tǒng)響應這種事故造成的后果有好有壞。取決于引入錯誤處的燃料富集度的差富集度差小的誤裝載不會引起明顯的功率變化當差值比較大時，在誤裝載的控制棒局部，功率峰值

58、和平均值之比會增加大的富集度變化可以通過堆芯核測量儀器或熱電偶測到考慮的重點與燃料誤裝載相關的局部功率的增加會間接地用不確定因子來解釋通過不確定因子、合適的儀器、直接的定性控制和詳細的操作程序可以使這類事故不發(fā)生和可預知功率水平下一個控制棒組件抽出事故定義功率水平下一個控制棒組件抽出事故事故特點這是一個被認為在許多CRD誤操作事故中可能發(fā)生的事故之一事故假定是由電廠設備的失效或者操作員的失誤引起的這個事故歸在第III類是因為它的發(fā)生概率很小在滿功率條件下控制棒組件抽出，抽出前控制棒組件在它的插入極限位置，事故后處于在完全抽出的位置系統(tǒng)響應該事故中，反應堆在停堆前通常已發(fā)生了熱通道的DNB現(xiàn)象在

59、該事故的功率分布分析中，通常采用準穩(wěn)態(tài)條件（即假定控制棒在幾個不同的位置時都處于平衡狀態(tài)）此過程非常迅速，慢化劑的反饋已經(jīng)不重要，而多普勒反饋顯得相當重要在此計算中要求計算功率峰因子，用于確定DNBR 與系統(tǒng)性能無關的放射性釋放事故某些事件因為它發(fā)生的可能性極小而歸于第III類事故有些甚至不會造成堆芯和系統(tǒng)的影響例如放射性液體廢物系統(tǒng)的泄漏或損環(huán)放射性氣體衰變箱的失效乏燃料桶的跌落 彈棒事故(1)定義控制棒驅動機構密封罩殼的破裂，使得全部壓差作用到控制棒驅動軸上，從而引起控制棒迅速彈出堆芯的事故事故特點由于這種機械故障是反應堆失去冷卻劑，又同時向堆芯階躍引入反應性的兩個效應的綜合。階躍引入反應

60、性的大小是彈出棒原先插在堆內的那一部分的價值從破口流失的冷卻劑流量相當于一次回路管道的小破口。在安全分析中，要求考慮不同運行狀態(tài)，即不同功率水平下，以及不同控制棒組合情況下的瞬態(tài)過程該事故的極限工況是具有最大反應性價值的控制棒從插入極限處彈出通常事故發(fā)展非常迅速，低功率下尤其嚴重 彈棒事故(2)系統(tǒng)響應功率突然大幅度上升，后因Dopple效應使功率上升得以抑制停堆信號：事故將由高中子通量信號引起緊急停堆。設計極限要求：平均芯塊焓、包殼溫度、燃料融化和RCS壓力 考慮的重點控制棒價值的形狀分布函數(shù)、局部功率峰因子、緩發(fā)中子份額、停堆反應性、Dopple和慢化劑反應性反饋等 通常事故發(fā)展非常迅速，