压水堆核电厂安全单元15控制棒弹出事故及未能紧急停堆的预期瞬变

压水堆核电厂安全第15单元:控制棒弹出事故及未能紧急停堆的预期瞬变4.7反应性引入事故4.7.1失控提棒事故4.7.2弹棒事故目录4.7.1失控提棒事故失控提棒事故

主要包括：次临界和低功率启动时控制棒组失控提出功率运行时控制棒组的失控提出4.7.1次临界和低功率启动时控制棒组失控提出事故概述

控制棒束的失控提升在堆芯引入反应性，造成堆芯核功率急剧增加。事故引起原因：操作的误操作反应堆调节系统故障控制棒控制系统故障事故等级：工况Ⅱ事件

单元15：

控制棒弹出事故及ATWS1）源量程高核通量反应堆停堆当两个独立的源通量程通道中的任何一个通道指示出其核通量水平超过预期选定的整定值时，就发生停堆动作。只有当任何一中间量程核通量通道指出其通量水平超过某规定值时，才可以手动闭锁源量程高核通量程停堆。当两个中间量程通道指示的中子通量水平低于该规定值时，停堆功能自动恢复。单元15：

控制棒弹出事故及ATWS2）中间量程高核通量停堆当两个独立的中间量程通道指示出中子通量水平高于预选定的整定值时，就发生停堆动作。当四个功率量程的通道中有两个通道指示中子通量水平在额定功率水平的10%以上时，中间量程高核通量停堆才可以手动闭锁。而当四个通道中的三个通道的中子通量水平的读数在10%以下时，停堆功能就自动恢复。单元15：

控制棒弹出事故及ATWS3）功率量程高核通量停堆（低定值）当四个功率量程通道中的任意两个通道指示出功率水平高于25%额定功率时，就发生停堆动作。只有当四个通道中有任两个通道指示出功率水平在额定功率水平的10%以上时，才可以手动闭锁；而当四个通道中任意三个通道的中子通量水平的读数在10%以下时，停堆功能就自动恢复。单元15：

控制棒弹出事故及ATWS4）功率量程高中子通量停堆（高值）

当四个功率量程通道中的任意两个通道指示的功率水平在某一停堆定值（10%）以上时就发生停堆动作，这一停堆功能不能闭锁。。单元15：

控制棒弹出事故及ATWS5）高中子通量正变化率停堆（高定值）当四个功率量程通道中的任两个通道的中子通量的正变化速率在某一停堆定值时以上时就发生停堆动作，这一停堆功能不能闭锁。单元15：

控制棒弹出事故及ATWS

次临界条件下的失控提棒事故计算通常分两步进行：

第一步，利用二维程序和轴向一维程序计算得到对应于提棒事故中的不利功率分布；

第二步，将得到的功率分布输入到中子动力学与热工水力学耦合的动态程序PDK-Ⅱ中。

（2）分析方法单元15：

控制棒弹出事故及ATWSPDK-Ⅱ程序进行事故瞬态分析内容1）堆芯的核功率瞬态和热瞬态计算；2）堆芯的多普勒反应性反馈和慢化剂反应性反馈计算；3）热管、热点的热传导计算和DNBR计算。单元15：

控制棒弹出事故及ATWS假设条件：

1）为了给出保守的结果，在分析中多普勒系数保守地取用小的绝对值。2）引入的反应性反馈也保守地选用小的绝对值。3）事故开始，假设反应堆处于热态零功率（无负荷）的平均温度，并且反应堆正好临界。4）反应堆停堆时，具有最在棒的控制棒束卡在全部提出的位置上。5）在分析中所用的最大正反应性引入率，其值大于以最大速度同时提升具有最组合价值的两组棒时的反应性引入率。单元15：

控制棒弹出事故及ATWS控制棒组的失控提升的瞬态行为。由于触发高核通量低值停堆而结束，其瞬态行为如图4-32所示，所用的反应性引入率大于最大速度提升具有最大组合棒价值且都处在最大微分价值区域的二子组棒时的反应性引入率。分析结果：6）在DNB分析中，不仅采用大的反应性引入率，而且采用与失控提棒过程相对应的不利的功率分布。7)分析中所假定的初始功率水平，低于任何停堆条件下所预期的功率水平（假定的初始功率水平为10-15额定功率）。最低的初始功率水平和最大的反应性引入将导致瞬态中的最大热通量。单元15：

控制棒弹出事故及ATWS图4-23a堆功率和热流密度图4-32a表示事故过程中核功率响应，虽然在瞬态中核功率峰值最大，但由于时间很短，能量释放和燃料平均温度的增加并不大。对DNB较重要的通量响应也如图4-23a所示。由于瞬态中放出的能量不是很大，而且由于燃料固有的热滞效应，瞬态中的热通量峰值不是很大，瞬态中的热通量峰值只达到了名义值。单元15：

控制棒弹出事故及ATWS图4-23b热点燃料和包壳温度图4-32b给出了热点燃料平均温度和包壳平均温度在瞬态中的响应。在整个瞬态中最小DNBR都大于限值。单元15：

控制棒弹出事故及ATWS单元15：

控制棒弹出事故及ATWS表4-14失控提棒事故的事件序列事故事件时间/s次临界下的失控提棒事故开始，10-15额定功率0.0达到功率量程核通量定值8.4核功率达到峰值8.4控制棒开始下落8.9热通量达到峰值9.4热点包壳平均温度达到最大值9.4热点出现最小DNBR9.5热点燃料平均温度达到最大值9.9功率运行条件下快速提棒功率运行条件下快速提棒控制棒开始提出0.0达到功率量程高通量高定值2.1控制棒开始下落2.6热点出现最小DNBR2.85控制棒开始提出0.0达到超温△T整定值43.5控制棒开始下落49.5热点出现最小DNBR49.84.7.1.2功率运行时控制棒组失控提升（1）事故概述在功率运行时失控提棒会导致堆芯功率升高。在蒸汽发生器的大气释放阀。安全阀开启之前，由蒸汽发生器二次侧带走的热量滞后于堆芯功率的增加，因此引起反应堆冷却剂温度增加。如果不及时停堆，则会导致堆芯燃料元件发生DNBR。因此，为了避免燃料元件包壳损坏，就应该使设计的反应堆保护系统能够在DNBR下降到限值之前终止该事故。单元15：

控制棒弹出事故及ATWS为避免燃料元件损坏，设置了以下反应堆保护系统：

1）四个功率量程通道中有两个指示出核功率超过定值，反应堆自动停堆。2）四个超温△T通道中两个指示出超过定值，则反应堆自动停堆，该停堆整定值是随轴向功率偏移、冷却剂温度和压力变化而自动变化，以防止发生DBN。3）四个超功率△T通道中两个指示出超过定值，则反应堆自动停堆，该停堆整定值是随轴向功率偏移及温度变化而变化，以保护燃料线功率密度不超过其限值。4）四个稳压器压力通道中有两个指示出其水位超过定值，则高压信号使反应堆自动停堆。5）四个稳压器高水位通道中有两个指示出其水位超过定值，则反应堆自动停堆。单元15：

控制棒弹出事故及ATWS

除了上面列出的停堆保护外，还有下面的停止提棒信号：四个高核通量信号通道中有两个超过定值。四个超温△T信号有两个超过定值。四个超功率△T信号有两个超过定值。单元15：

控制棒弹出事故及ATWS（2）分析方法该事故由RETRAN程序分析，计算包括温度、压力及反应堆功率变化特征和事故过程中的DNBR变化。主要假设有：1）初始条件考虑压力误差、温度误差和功率误差。2）分析两种反应性反馈。a.最小反应性反馈，在反应堆寿期初假定一个最小绝对值的负慢化剂温度系数和多普勒系数。b.最大反应性反馈，在反应堆寿期初假定一个最大绝对值的负慢化剂温度系数和多普勒系数。单元15：

控制棒弹出事故及ATWS3）高核通量保护定值为正常功率的118%，超温△T和超功率△T包括所有仪表不利因素和整定值误差。4)停堆时引入的停堆价值考虑到最大价值的控制棒组件被卡住在完全抽出的位置。5）失控提棒时，最大的反应性引入速率大于两组具有最大组合反应性的控制棒组同时以最大速率抽出所引起的价值。单元15：

控制棒弹出事故及ATWS（3）分析结果

下图给出了满功率运行时失控快速提棒和失控慢速提棒的瞬态响应。在失控快速提棒事故中，反应堆由高核通量保护停堆。因为瞬态过程十分迅速，因此堆冷却剂平均温度和压力变化很小，最小DNBR大于限值。(a)冷却剂平均温度单元15：

控制棒弹出事故及ATWS(b)堆功率满功率失控提棒分析结果单元15：

控制棒弹出事故及ATWS（c）RCS压力(d)DNBR满功率失控提棒分析结果单元15：

控制棒弹出事故及ATWS满功率下失控提棒最小DNBR随反应性引入速率的变化下图给出了额定功率功率运行时具有最大和最小反应性反馈情况下的作为反应性引入速率的最小DNBR,可以看到高核通量以及超温△T保护对所有的反应性引入速率提供可靠的停堆保护，最小DNBR从未低于限值（1.30）单元15：

控制棒弹出事故及ATWS60%满功率下失控提棒最小DNBR随反应性引入速率的变化

下面两个图分别表示在60%和25%额定功率时反应性引入速率与最小DNBR的关系。同样最小DNBR不低于限值。单元15：

控制棒弹出事故及ATWS25%满功率下失控提棒最小DNBR随反应性引入速率的变化单元15：

控制棒弹出事故及ATWS从图中可以看到，在高反应性引入速率时，堆芯核通量上升很快，而由于高核通量信号停堆，但由于燃料和冷却剂系统液体热熔的影响，堆芯热流密度滞后于核通量的增加，因此，仍维持较高的最小DNBR值和变化很小的反应堆冷却剂系统压力以及温度值。随着反应堆冷却剂温度的增加，最终由超温△T停堆，其最小DNBR也不小于限值。单元15：

控制棒弹出事故及ATWS无论高核通量保护或超温△T保护，燃料峰值温度也都不超过其溶化温度，也不出现DNB。对于各种可能的反应性引入速率，高核通量和超温△T为反应性得供了可靠的停堆保护，最小DNBR值始终大于限值。由于不出现DNB，在本事故中只的最低限度的放射性后果，大大小于蒸汽管道破裂造成的放射性后果。单元15：

控制棒弹出事故及ATWS4.7.2控制棒弹出事故定义：

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：反应性引入单元15：

控制棒弹出事故及ATWS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，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。单元15：

控制棒弹出事故及ATWS弹棒事故下燃料温度的热通道分析结果

中心温度燃料平均温度包壳外表面温度单元15：

控制棒弹出事故及ATWS分析方法：采用PDK-II程序分析。步骤：①计算堆芯通道

②热点分析表征弹棒事故严重程度的参数：

1、包壳温度

2、燃料芯块焓值

3、铀芯块温度

4、一回路压力单元15：

控制棒弹出事故及ATWS影响参数的因素：

1、弹棒价值2、缓发中子有效份额3、燃料温度反应性系数4、慢化剂温度反应性系数5、功率不均匀系数6、燃料间隙热阻等单元15：

控制棒弹出事故及ATWS影响参数的选取（1）弹棒价值和热管因子取大；（2）燃料和慢化剂温度反应性系数取绝对值最小；（3）缓发中子有效份额取小；（4）停堆反应性中扣除弹出控制棒的反应性，并作一束最大价值控制棒卡在堆外的假定；（5）反应堆保护停堆由高中子通量或中子通量高的正变化速率触发。单元15：

控制棒弹出事故及ATWS验收准则：弹棒事故有的验收准则有两套，一套是美国核管会制定的，另一套是西屋公司自己采用的。美国核管会制定的验收准则是：（1）芯块储能的限制：不允许导致任一燃料棒的任何轴向位置芯块平均截面焓大于280卡/克。

美国核管会作过研究，不论辐照过或未辐照的锆包壳二氧化铀燃料，只要平均截面焓值小于300卡/克，就不会发生吸显著破裂，所以，保守地取280卡/克作为芯块储能的限值。（2）任何阶段，一回路系统最高压力小于ASME规范规定的“工作极限C”的压力值，即120%的设计压力。（3）按保守假设，放射性后果限值为：全身剂量60mSv，甲状腺剂量750mSv。单元15：

控制棒弹出事故及ATWS西屋公司的验收准则：（1）芯块储能限制：热点平均焓，未辐照燃料不超过225卡/克，辐照过燃料不超过200卡/克。（2）包壳温度低于2700华氏度，就是1482摄氏度。

（3）一回路压力低于110%设计值。（4）任一高度上，燃料棒熔化的份额不超过10%

（熔化温度为2590摄氏度）。秦山核电厂和大亚湾核电站基本依据西屋公司的标准。单元15：

控制棒弹出事故及ATWS分析结果大亚湾核电厂弹棒事故四种工况主要参数曲线结果：（a）满功率时（b）零功率时弹棒事故功率响应单元15：

控制棒弹出事故及ATWS弹棒事故燃料热点温度响应（a）满功率时（b）零功率时单元15：

控制棒弹出事故及ATWS弹棒事故的RCS压力响应单元15：

控制棒弹出事故及ATWS核电厂设计要求为避免和缓解弹棒事故，核电厂设计中除考虑采用多样化，冗余的停堆保护信号（如高中子通量，超温，超功率，高升功率速度，稳压器高压等）外，还应做到：（1）保证控制棒驱动机构密封壳套设计加工可靠，此壳套是反应冷却剂压力边界的一部分，属核安全一级设备，在设计上应留有足够的安全裕量，加工制造要经过严格的检验，并经过强度和密封性水压试验，使其发生破裂的概率极小。单元15：

控制棒弹出事故及ATWS（2）核设计要求控制棒在堆内合理布置，以改善堆芯功率分布和减小功率的不均匀系数，在功率运行下，调节硼浓度，尽量减少堆芯控制棒的数目和插入深度。在控制保护系统中，设立限制控制棒插入深度的报警装置，当控制棒插到与运行功率水平相对应的调节带下限时，发出报警信号，此外，还要求反应性控制系统设有紧急加硼设施，它使插到低位的控制棒回到正常位置。单元15：

控制棒弹出事故及ATWS4.8未能紧急停堆的预期瞬变（ATWS）定义：

指反应堆发生了预期运行瞬态，电厂参数偏离了正常运行工况而要求自动紧急停堆时，控制棒不能落下所造成的未能紧急停堆的事故。属于IV类工况。这些工况II事件一般是指二次系统导出热量减少事件，如正常给水丧失，外负荷丧失，汽轮机保护停车，非应急交流电源丧失，冷凝器真空丧失及控制棒误抽出等，其中以正常给水丧失（LOOP-ATWS）及非应急交流电源丧失具有代表性。单元15：

控制棒弹出事故及ATWS解决ATWS所带来危险有三种办法：1.降低Ⅱ类事故频率，实际上难于做到；2.提高紧急焦堆的可靠性，这一要求只有在安装第二个紧急停堆系统时才能实现；3.限制ATWS所产生的后果，这是目前较现实的解决办法。ATWS突出的特点：反应堆冷却剂系统升温升压，特别是当蒸汽发生器蒸干后，尤其猛烈。ATWS的事故发生概率＝紧急停堆发生故障的概率×有明显后果的事故瞬态频率单元15：

控制棒弹出事故及ATWSATWS分析方法：选用RETRAN或RELAP5程序;采用现实模型。主要假设：（1）100%额定功率；（2）主蒸汽隔离阀于10秒后关闭；（3）慢化剂温度系数取一个很小的较为现实的值（4）燃料温度反应性系数也取较为现实的值；（5）稳压器释放阀和安全阀按设计能力考虑；（6）主泵于欠热度小于9.3摄氏度时停运；（7）停堆信号触发汽轮机停车；（8）失去主给水后30秒辅助给水全流量投入。单元15：

控制棒弹出事故及ATWS分析实例（秦山核电站）：（a）堆功率LOFW-ATWS分析结果（A）（b）RCS压力单元15：

控制棒弹出事故及ATWSLOFW-ATWS分析结果（B）（C）总反应性（d）稳压器水位单元15：

控制棒弹出事故及ATWSLOFW-ATWS分析结果（C）（e）SG二次侧压力（f）SG二次侧水位单元15：

控制棒弹出事故及ATWS（1）失去正常给水ATWS失去正常给水ATWS以零时刻失去主给水为先导约29秒后蒸汽发生器低-低水位产