第六章_核电站事故分类和安全

1、 l6.1 与安全相关的事故 l6.2 核电厂运行工况与事故分类 l6.3 核电站安全分析 l6.4 安全分析报告中考虑的事故 l6.5 安全分析报告中分析主要事件/事故 l堆芯功率增加 l堆芯入口温度增加 l堆芯过热 l一回路压力增加 l一回路水装量下降 l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 反应性上升 冷却剂硼浓度稀释 化容系统误操作 控制棒提升 控制棒误操作 失控提升 弹棒 反应性反馈 冷却剂温度下降 二回路传热过多 流量增加温度下降 给水流量增加 给水温度下降 出口压力下降 蒸发器冷却 能力下降 给水系统故障 给水加热器故 障

2、给水阀门故障 给水减少 给水温 度提高 给水泵故障 主给水丧失 蒸气系统故障 主气门关闭 汽机跳闸、旁 排未打开 一回路流量下降 主泵断电 主泵故障 主泵低转速 主泵断轴 主泵卡转子 蒸发器冷却 能力下降 堆芯冷却能力下降 冷却剂装置量下降 管道破口 泄漏 阀门开启 系统泄漏 功率增加 控制棒故障 反应性上升 硼浓度变化 反应性反馈 一回路流量下降 主泵断电 主泵故障 主泵低转速 主泵断轴 主泵卡转子 一回路温度增加 稳压器水位上升 冷却剂装量过多 上充泵故障、误投入 应急堆芯系统误投入 稳压器电加 热器故障 电加热器 故障投入 堆芯过热 一回路水泄漏 管道小破口 管道中破口 管道大破口 主管

3、道双端断裂 管道破 口 蒸发器传热管断裂 稳压器卸压阀 开启 稳压器安全阀 开启 阀门故 障 仪表系统 其它测量系 统 贯穿件破 裂 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 l19701970年美国标准协会（年美国标准协会（ANSIANSI）分类法分类法 l19751975年美国核管会（年美国核管会（NRCNRC） 轻水堆核电厂安全分析报告标准格式和内容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）第二次修订版） 4747种典型始发事件种典型始发事件 l19921992年年IAEAIAEA国际核事件评价国际核事件评价

4、尺度（尺度（INESINES) ) l我国的核电厂事故分类我国的核电厂事故分类 l核电厂严重事故核电厂严重事故 v出现较频繁 v要求无需停堆 v依靠控制系统调节，回到稳定状态 v在整个运行寿期内，一般极少发生，概率 10-4 2x10-2 /堆年 v需要投入专设安全设施 v运行寿期内发生一次或数次偏离正常运行的 所有过程 v要求只可能迫使停堆，不会造成燃料损坏或 一、二回路超压 v只要保护系统正常运行，不会导致事故工况 v发生概率10-6 2x10-4 /堆年 v会释放出大量放射性物质 v设计中必须加于考虑 v专设安全设施必须保证一回路压力边 界的完整性 l核电厂的正常启动、停闭和稳态运行 l

5、带有偏差的极限运行 l运行瞬变 l堆启动时，控制棒组件不可控地抽出 l满功率运行时，控制棒组件不可控地抽出 l控制棒组件落棒 l硼失控稀释 l部分失去冷却剂流量 l失去正常给水 l给水温度降低 l负荷过份增加 l隔离环路再启动 l甩负荷 l失去外电源 l一回路卸压 l主蒸汽系统卸压 l满功率运行时，安全注射系统误动作 l一回路系统管道小破裂 l二回路系统蒸汽管道小破裂 l燃料组件误装载 l满功率运行时抽出一组控制棒组件 l全厂断电(反应堆失去全部强迫流量) l放射性废气、废液的事故释放 l蒸汽发生器单根传热管断裂事故 l一回路系统主管道大破裂 l二回路系统蒸汽管道大破裂 l蒸汽发生器多根传热管

6、断裂 l一台冷却剂泵转子卡死 l燃料操作事故 l弹棒事故 l二回路系统排热增加 l二回路系统排热减少 l反应堆冷却剂系统流量减少 l反应性和功率分布异常 l反应堆冷却剂装量增加 l反应堆冷却剂装量减少 l系统或设备的放射性释放 l未能停堆的预计瞬变 l给水系统故障使给水温 度降低 l给水系统故障使给水流 量增加 l蒸汽压力调节器故障或 损坏使蒸汽流量增加 l误打开蒸汽发生器卸放 阀或安全阀 l安全壳内、外各蒸汽管 道破损 MS FW l蒸汽压力调节器故障或 损坏使蒸汽流量减少 l失去外部电负荷 l气轮机跳闸(截止阀关闭) l误管主蒸汽隔离阀 l凝汽器真空破坏 l同时失去厂内外交流电 源（全厂断

7、电） l失去正常给水流量 l给水管道破裂 MS FW 热阱丧失事故 l一个或多个反应堆主 泵停止运动 l反应堆主泵轴卡死 l反应堆主泵轴断裂 l冷却剂流量降低 失流事故 l在次临界或低功率时，非可 控抽出控制棒组件 l在特定功率水平下非可控抽 出控制棒组件 l控制棒误操作 l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 l化容控制系统故障使冷却剂 中硼浓度降低 l在不适当的位置误装或操作 一组燃料组件 l各种控制棒弹出事故 反应性引入事故 l反应性增加、降低 l功率运行时误操作应急堆芯冷却系统 手动功能误动作 l化容系统故障使反应堆冷却剂装量增加 手动功能误动作

8、 v意外注入 l误打开稳压器安全阀 l贯穿安全壳一回路压 力边界仪表或其它线 路系统的破裂 l蒸发器传热管破裂 l反应堆冷却剂压力边 界内各种管道破裂产 生的失冷事故 l破口 l阀门打开 失水事故 l放射性气体废物系统 泄漏或破损 l放射性液体废物系统 泄漏或破损 l假想的液体储箱破损 而产生的放射性释放 l设计基准燃料操作事 故 l乏燃料储箱掉落事故 l误提出控制棒 l失去给水 l失去电负荷 l凝汽机真空破坏 l汽轮机跳闸 l主蒸汽管道隔离阀关 闭 未停堆xx事件 严重事故严重事故 放射性物质大量向外部放出： 以I131等价的数万mSv放射性 物质的外部泄漏 切尔诺贝利 事故1986， 前苏

9、联 大事故大事故 放射性物质中等量向外部放 出：以I131等价的数千数万 mSv放射性物质的外部泄漏 伴有向外泄漏风险伴有向外泄漏风险 的事故的事故 放射性物质一定量向外部放 出：以I131等价的数百数千 mSv放射性物质的外部泄漏 堆芯或放射性屏蔽 层重大损伤 TMI事故 1979，美国 向外泄漏风险不大向外泄漏风险不大 的事故的事故 放射性物质少量放出：公众 照射量超过法定限量的数mSv 堆芯或放射性屏蔽 层中等程度损伤/工 作人员受到致死量 的照射 JCO临界事故 1999，日本 重大异常事件重大异常事件 放射性物质极少量向外部放 出：公众照射量超过法定限 量十分之一 场内受到严重的放

10、射性污染/工作人员 受到急性照射危害 纵深防御丧失日本动燃固 化装置火灾 事故，1997 异常事件异常事件 安全上不重要的事件 场内受到中等程度 的放射性污染/工作 人员受到超过年法 定剂量的照射 纵深防御在一定程度上恶 化 日本美滨核 电站传热管 破损事故， 1991 偏离正常偏离正常 偏离运行限值范围 日本滨冈核电 站配管断裂事 故，2001 尺度以下尺度以下 0 对安全有一点影响 0- 对安全没有影响的事件 与安全性无关的事件 l正常运行 l预计运行事件 l事故工况（设计基准事故） l严重事故 评价核电厂在事故工况下的安全性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评价

11、核电厂对故障和事故的响应 确定论法 概率安全法 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 l安全分析方法的分类 l安全分析的目的 l安全分析中考虑的内容 l电厂整定值分析 l确定论分析方法 l概率论分析方法 l总目的 论证核电站的安全性 l安全分析的应用目的 保守分析 l执照申请用安全分析报告 l电厂的保守评价 操作员培训 最佳估算用 l模型的性能分析 l培训 l风险评价 l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 要求在保守的假定下 分析事故瞬态和系统 响应能力 要求接近真实的情况， 并且计算速度能够

12、达 到实时 核电厂安全分析报告 l1.0 引言和电厂概况引言和电厂概况 l2.0 厂址特征厂址特征 l3.0 构筑物、部件、设备和系统的构筑物、部件、设备和系统的 设计设计 l4.0 反应堆反应堆 l5.0 反应堆冷却剂系统及其连结系反应堆冷却剂系统及其连结系 统统 l6.0 专设安全设施专设安全设施 l7.0 仪表和控制仪表和控制 l8.0 电力电力 l9.0 辅助系统辅助系统 l10.0 蒸汽和动力转换系统蒸汽和动力转换系统 l11.0 放射性废物管理放射性废物管理 l12.0 辐射防护辐射防护 l13.0 运行管理运行管理 l14.0 初始试验大纲初始试验大纲 l15.0 事故分析事故分

13、析 l16.0 技术规格书技术规格书 l17.0 质量保证质量保证 l第第1 1章章 引言和电站概述引言和电站概述 l第第2 2章章 厂址特征厂址特征 l第第3 3章章 结构，部件、设备和系统的设结构，部件、设备和系统的设 计计 l第第4 4章章 反应堆反应堆 l第第5 5章章 反应堆冷却剂系统和与之连接反应堆冷却剂系统和与之连接 的系统的系统 l第第6 6章章 专设安全设施专设安全设施 l第第7 7章章 仪表和控制仪表和控制 l第第8 8章章 电力系统电力系统 l第第9 9章章 辅助系统辅助系统 l第第1010章章 蒸汽发电系统蒸汽发电系统 l第第1111章章 放射性废物管理放射性废物管理

14、l第第1212章章 辐射防护辐射防护 l第第1313章章 生产管理生产管理 l第第1414章章 初始试验大纲初始试验大纲 l第第1515章章 事故分析事故分析 l第第1616章章 技术规格书技术规格书 l第第1717章章 质量保证质量保证 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 二回路排热增加 l15.2 二回路排热减少 l15.3 反应堆冷却剂系统流量降低 l15.4 反应性和功率分布异常 l15.5 反应堆冷却剂装量增加 l15.6 反应堆冷却剂装量减少 l15.7 系统或部件的放射性释放 l15.8 未能紧急停堆的预期瞬态(ATWT） l15.9 导致常用系统完全丧失的事件和事故 l附录 l15A 用于评估事故环境后果的剂量模型

19、大亚湾 l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） l子通道分析程序 COBRA l严重事故分析程序 MELCOR MAAP SCDAP/RELAP 热工水力中子物理 结构材料变化颗粒迁移 热工水力 l动量守恒方程 l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 l初始工况 l反应性系数 l功率分布 l稳压器安全阀和蒸发器安全阀的能力 l紧急停堆整定值和时间延迟 l反应堆正常工况 初始功率

20、是保守的NSSS热功率加上不确定性 的裕度 l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 l初始运行模式 各种稳态模式 l在某些事件的分析中，保守性要求采用大的反应性系 数值 l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 l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 l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 l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 l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

21、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 l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 l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 l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

22、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 l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 l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 l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 l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

23、棒自由开始下落的时间间隔 l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 l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 l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 l范围 所有电厂计划中的运行工况 换料、停堆、启动、功率运行 l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 l验收准则 必须在电厂运行参数电厂运行参数和引起保护

24、系统动作的阈值保护系统动作的阈值之间 l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 l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） l执照限制 运行功率 l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 l偏离泡核沸腾（DNBR）限值，一般使用最小值 l线功率密度（LHGR）限值 大亚湾核电

25、站安全分析报告-事故分析 l稳态运行和停堆稳态运行和停堆 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 l带有容许偏离的运行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 li.裂变产物 lii.腐蚀产物 liii.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 l运行瞬变运行瞬变 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 l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

26、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 l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 l裂变产物 l腐蚀产物 l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 l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%/mi

27、n） 秦山核电站 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 满功率紧急 停堆，SRC冷却 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 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 l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 l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

31、核电站安全分析报告-事故分析 l引起给水温度下降的给水系统失灵 l引起给水流量增加的给水系统失灵 l二回路蒸汽流量过度增加 l主蒸汽系统事故卸压 l外部负荷丧失 l汽机跳闸 l主蒸汽隔离阀意外关闭 l凝汽器真空丧失及其它导致汽机跳闸的事件 l电站辅助设备非应急交流电源丧失 l正常给水流量丧失 l反应堆冷却剂强迫流量部分丧失 l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 l一组棒束控制组件在功率运行工况下失控抽出 l棒束控制组件错列，单个RCCA或RCCA组下落 l一条具有不正确温度的非在役反应堆冷却剂环路的启动 l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 l功率运行期间安全

32、注射系统误运行 l使反应堆冷却剂装量增加的RCV故障 l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 l引起给水温度下降的给水系统误动作 l引起给水流量增加的给水系统误动作 l蒸汽流量过增 l一台蒸汽发生器大气释放阀或安全阀误打开 l丧失外部电负荷 l汽机事故停机 l主蒸汽隔离阀误关闭 l冷凝器失去真空和引起汽机事故停机的其它事件 l电厂辅助设备的非应急电源丧失 l丧失正常给水 l冷却剂强迫流动部份丧失 l次临界和低功率启动条件下，控制棒组的失控提升 l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 l棒束控制组误操作 控制棒事故掉落 控制棒失步

33、l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） l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 l功率运行时应急堆芯冷却系统误动作 l引起堆冷却剂装量增加的化学容积控制系统误动作 l稳压器泄压阀或安全阀意外开启 l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 l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 l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

34、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 定义定义：在特定电站的寿期内都可能发生 l小破口失水事故 l二次侧系统小破口 l燃料组件误装载 l完全失去强迫循环冷却剂流量 l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 l蒸汽系统小管道破裂 l反应堆冷却剂强迫流量全部丧失(频率快速降低的瞬变） l单个棒束控制组件在满功率下抽出 l燃料组件意外装载和运行在错误位置 l稳压器先导安全阀误运行保持在卡开位置 l反应堆冷却剂从小破裂管道或大管道裂纹的流失 l废气处理系统破损 l放射性废液系统泄漏或破损 l由液罐破损引起的假想放射性

35、释放 秦山核电站安全分析报告-事故分析 l蒸汽系统管道的小破裂 l额定功率下一束棒误提出 l燃料组件装错位 l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) l放射性废气系统泄漏或破损 l放射性废液系统泄漏或破损 l假想的贮液罐破损造成的放射性释放 l乏燃料运输罐跌落事故 l反应堆冷却剂强迫流动完全丧失 秦山核电站 l特点 这些故障代表极限的设计情况 l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 l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

36、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： l峰值包壳温度 l包壳最大氧化率 l最大氢产生率 l堆芯几何构形 l长期冷却 l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 l蒸汽系统大管道破裂 l给水系统管道破裂 l反应堆冷却剂泵轴卡住(转子卡住) l反应堆冷却剂泵轴断裂 l各种棒束控制组件弹出事故 l蒸汽发生器管子破裂 l反应堆

37、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 l设计基准燃料装卸事故 l乏燃料容器坠落事故 秦山核电站安全分析报告-事故分析 l主蒸汽管道大破裂 l主给水管断裂 l反应堆冷却剂泵轴卡死 l反应堆冷却剂泵轴断裂 l控制棒弹射事故 l蒸汽发生器传热管破裂 l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) l燃料操作事故 秦山核电站 l给水流量增加 给水阀门故障 给水管道破口事故 l给水温度下降 给水加热器故障 l二次侧蒸气流量额外增加 外负荷阶跃增加 l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 l定义 引起二次侧排热能力

38、增加的事件 l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 l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 l考虑的重点 堆芯反应性、轴向功率分布、初始功率和流量等 高加3失效 从而引起主给水过冷事故 高加3和高加2同时失效从而引起主给水过冷事故 高加全失效 从而引起主

39、给水过冷事故 V003A失效全开，从而引起主给水增加事故 V03A,V003B失效 引起二台蒸发器主给水过多事故 V003A,V006A,V002A,V005A全失效 引起一台蒸发器给水过多事故 寿期初 、末 汽门调节阀失效引起负荷阶跃增加至110% 寿期初、末 A环蒸汽管一台释放阀误开启（零功率） 寿期初、末 B环蒸汽管一台释放阀误开启（零功率） 寿期初、末 A环蒸汽管一台安全阀误开启（零功率） 寿期初、末 B环蒸汽管一台安全阀误开启（零功率） 满功率 主蒸汽管双端断裂事故（寿期初） （A环主蒸汽管全断开） 70%功率 主蒸汽管双端断裂事故（寿期初、末 ） （A环主蒸汽管全断开） 30%功率

40、 主蒸汽管双端断裂事故（寿期初、末 ）（A环主蒸汽管全断开） 零功率 主蒸汽管双端断裂事故（寿期初、末 ） 预期运行事件 给水加热器故障 意外打开一个给水旁路阀 给水阀门故障 堆芯功率上升导则停堆 功率上升堆芯温度上升 堆芯温度从降升 停堆或不停堆 DNBR必须始终高于限值 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 高核功率 超温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给水温度陡降10C tempf-60201 (602010000) time (s) 未停堆 预期运行事件 给水阀门故障 给水调节阀误打开 堆芯功率上升导则停堆 功率上升堆芯温度上升 堆芯温度从降升 蒸发器水位高 停堆或不停堆 给水隔离 大气释放阀、安全阀打开 DNBR必须始终高于限值 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) 给水隔离信号 l蒸发器高高水位引起 停堆信号 l给水隔离引起汽轮机停机停堆 l高核功率 l超功率T l超温T 安注信号 l稳压器低-低压力 零功率 各种功率

45、运行 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环 路 给水过多事故 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 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 l蒸气压力调节系统失效 l失去外电负荷 l汽轮机跳闸 l主蒸气隔离阀误关闭 l冷凝器失真空 l失去电厂辅助系统的非应急交流电 l失去给水流量 l给水系统管道破裂 l定义 引起二次侧排热能力减少的事件 l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

49、下降 l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 l主要分析内容 冷却剂温度计算 l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 l一回路管道冷却剂温度 v反应堆内冷却剂温度 core c pc core cfio Adz dt Td CdzPhhW)( v蒸发器一、二次测温度传递 PWR in T o T hi T ho T 2 T 1 T core hohi dATThhh

50、W 2121 )( v闭合环路 dt Td CM pr Ppr core dATTh 2121 core c pc core cf Adz dt Td CdzP 寿期初 汽机脱扣事故（汽门瞬时关闭，停主给水） 寿期末 汽机脱扣事故（汽门瞬时关闭，停主给水） 寿期初 汽机脱扣事故，稳压器喷雾失效,稳压器泄压阀失效 寿期末 汽机脱扣事故，稳压器喷雾，泄压阀失效 一台MSIV失效突然关闭（寿期初）sms-v001a 二台MSIV失效突然关闭（寿期初）sms-v001a sms-v001b 一台MSIV失效突然关闭（寿期末）sms-v001a 二台MSIV失效突然关闭（寿期末）sms-v001a sm

51、s-v001b 冷凝器失真空引起汽机突然关闭（寿期初）turbine 冷凝器失真空引起汽机突然关闭（寿期末）turbine 汽机甩负荷100%负荷至5%厂用电（寿期初） 汽机甩负荷100%负荷至5%厂用电（寿期末） 汽机甩负荷100%负荷至零负荷（寿期初） 汽机甩负荷100%负荷至零负荷（寿期末） 寿期初 汽机脱扣事故 停堆后主泵停电 寿期末 汽机脱扣事故 停堆后主泵停电 寿期初 汽机脱扣事故 停堆后主泵停电 ，稳压器 泄压阀失效 蒸发器释放阀 失效 寿期末 汽机脱扣事故 停堆后主泵停电， 稳压器泄压阀 蒸汽释放阀失效 寿期初 失去全部主给水事故 寿期末 失去全部主给水事故 寿期初 失去一台主

52、给水事故 寿期末 失去一台主给水事故 寿期初 失去全部主给水事故，稳压器泄压阀 蒸汽释放阀失效 寿期末 失去全部主给水事故，稳压器泄压阀 蒸汽释放阀失效 寿期初 失去主给水事故，停堆时又触发主给水管断裂事故 寿期末 失去主给水事故，停堆时又触发主给水管断裂事故 寿期初 失去主给水事故，停堆时又触发主给水管断裂事故并触发二台 主泵停转 寿期末 失去主给水事故，停堆时又触发主给水管断裂事故并触发二台 主泵停转 寿期末 失去主给水事故，停堆时又触发主给水管断，稳压器泄压阀， 喷雾，蒸汽释放阀失效 寿期初 失去主给水事故，停堆时又触发主给水管断，二台主泵失电， 稳压器泄压阀，喷雾，蒸汽释放阀失效 寿期

53、末 失去主给水事故，停堆时又触发主给水管断，二台主泵失电， 稳压器泄压阀，喷雾，蒸汽释放阀失效 l超温T l稳压器高压 l稳压器高水位 l蒸汽发生器低低水位 l低水位+蒸汽/给水流量失配 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） 寿期初 寿期末 预期运行事件 l主发电机事故停车 l冷凝器低真空 l失去润滑油 l汽机止推轴承故障 l汽机超速 l汽机手动停车 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 停堆 大气释放阀、

54、安全阀动作 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寿期初 汽机脱扣事故 停堆后主 泵 停电 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，汽机停机不 触发停堆，给水隔离 停堆原因：蒸发器低低液位 蒸汽释放阀开启 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） 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 寿期末 汽机脱扣事故 停堆后主 泵 停电 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：核功率高负变化率导