核电站事故分类和安全分析

核反响堆平安学第六章核电厂状态分类和平安分析核电站事故分类和平安分析6.1与平安相关的事故6.2核电厂运行工况与事故分类6.3核电站平安分析6.4平安分析报告中考虑的事故6.5平安分析报告中分析主要事件/事故

6.1与平安相关的事故与平安相关的事故堆芯功率增加堆芯入口温度增加堆芯过热一回路压力增加一回路水装量下降放射性泄漏反响性增加一、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堆芯功率增加堆芯功率增加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堆芯入口温度增加蒸发器冷却能力下降给水系统故障给水加热器故障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堆芯入口温度增加堆芯过热堆芯出口温度增加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堆芯入口温度上升一回路压力增加一回路压力增加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堆芯冷却能力下降一回路水装量下降一回路水装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双端断裂管道破口蒸发器传热管断裂SGTRLOCA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放射性泄漏放射性泄漏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

6.2

核电厂运行工况与事故分类核电厂运行工况与事故分类1970年美国标准协会〔ANSI〕分类法1975年美国核管会〔NRC〕《轻水堆核电厂平安分析报告标准格式和内容》〔第二次修订版〕47种典型始发事件1992年IAEA《国际核事件评价尺度〔INES)》我国的核电厂事故分类核电厂严重事故美国标准协会〔ANSI〕分类法正常运行和运行瞬态中等频率事件〔预期运行事件〕稀有事故极限事故〔假想事故〕出现较频繁要求无需停堆依靠控制系统调节，回到稳定状态在整个运行寿期内，一般极少发生，概率10-4~2x10-2/堆年需要投入专设平安设施运行寿期内发生一次或数次偏离正常运行的所有过程要求只可能迫使停堆，不会造成燃料损坏或一、二回路超压只要保护系统正常运行，不会导致事故工况发生概率10-6~2x10-4/堆年会释放出大量放射性物质设计中必须加于考虑专设平安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核电厂的正常启动、停闭和稳态运行带有偏差的极限运行运行瞬变中等频率事件〔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局部失去冷却剂流量失去正常给水给水温度降低负荷过份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，平安注射系统误动作稀有事故一回路系统管道小破裂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(反响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响堆冷却剂系统流量减少反响性和功率分布异常反响堆冷却剂装量增加反响堆冷却剂装量减少系统或设备的放射性释放未能停堆的预计瞬变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障或损坏使蒸汽流量增加误翻开蒸汽发生器卸放阀或平安阀平安壳内、外各蒸汽管道破损给水温度低给水流量高蒸汽流量增加MSFW二回路系统排热减少初因事件

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气轮机跳闸(截止阀关闭)误管主蒸汽隔离阀凝汽器真空破坏同时失去厂内外交流电源〔全厂断电〕失去正常给水流量给水管道破裂给水流量降低蒸汽流量减少MSFW热阱丧失事故反响堆冷却剂系统流量减少初因事件一个或多个反响堆主泵停止运动反响堆主泵轴卡死反响堆主泵轴断裂冷却剂流量降低失流事故反响性和功率分布异常初因事件在次临界或低功率时，非可控抽出控制棒组件在特定功率水平下非可控抽出控制棒组件控制棒误操作启动一条未投入运行的反响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反响性引入事故反响性增加、降低反响堆冷却剂装量增加初因事件功率运行时误操作应急堆芯冷却系统手动功能误动作化容系统故障使反响堆冷却剂装量增加手动功能误动作意外注入反响堆冷却剂装量减少初因事件误翻开稳压器平安阀贯穿平安壳一回路压力边界仪表或其它线路系统的破裂蒸发器传热管破裂反响堆冷却剂压力边界内各种管道破裂产生的失冷事故破口阀门翻开LOCA失水事故系统或设备的放射性释放初因事件

放射性气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储箱掉落事故未能停堆的预计瞬变初因事件

误提出控制棒失去给水失去电负荷凝汽机真空破坏汽轮机跳闸主蒸汽管道隔离阀关闭未停堆＋xx事件ATWS国际核事件评价尺度〔INES：InternationalNuclearEventScale)级别基准评价例场外影响场内影响纵深防御的恶化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，前苏联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评价对象外与安全性无关的事件我国的核电站事故分类正常运行预计运行事件事故工况〔设计基准事故〕严重事故

6.3核电厂平安分析评价核电厂在事故工况下的平安性评价核电厂对故障和事故的响应确定论法概率平安法分析方法评价平安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、运行特性平安分析报告核电厂平安分析核电厂平安分析平安分析方法的分类平安分析的目的平安分析中考虑的内容电厂整定值分析平安分析方法的分类确定论分析方法概率论分析方法事故分析平安分析的目的总目的论证核电站的平安性平安分析的应用目的保守分析执照申请用《平安分析报告》电厂的保守评价操作员培训最正确估算用模型的性能分析培训风险评价电厂平安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，并且计算速度能够达到实时核电厂平安分析报告平安分析报告1.0引言和电厂概况2.0厂址特征3.0构筑物、部件、设备和系统的设计4.0反响堆5.0反响堆冷却剂系统及其连结系统6.0专设平安设施7.0仪表和控制8.0电力9.0辅助系统10.0蒸汽和动力转换系统11.0放射性废物管理12.0辐射防护13.0运行管理14.0初始试验大纲15.0事故分析16.0技术规格书17.0质量保证第1章引言和电站概述第2章厂址特征第3章结构，部件、设备和系统的设计第4章反响堆第5章反响堆冷却剂系统和与之连接的系统第6章专设平安设施第7章仪表和控制第8章电力系统第9章辅助系统第10章蒸汽发电系统第11章放射性废物管理第12章辐射防护第13章生产管理第14章初始试验大纲第15章事故分析第16章技术规格书第17章质量保证秦山核电站大亚湾核电站秦山第三核电站平安分析报告1.INTRODUCTIONANDSUMMARYDESCRIPTION3.DESIGNOFSTRUCTURESANDSYSTEMS4.REACTOR5.REACTORPROCESSSYSTEMS6.SAFETYSYSTEMS7.INSTRUMENTATIONANDCONTROL8.ELECTRICALPOWERSYSTEMS9.AUXILIARYANDSERVICESYSTEMS10.TURBINEGENERATORANDAUXILIARIES11.RADIOACTIVEWASTEMANAGEMENT12.RADIATIONPROTECTION15.ACCIDENTANALYSIS18.HUMANFACTORSENGINEERINGCHASHMANUCLEARPOWERPLANTUNIT-2

PRELIMINARYSAFETYANALYSISREPORTCHAPTER1.0－INTRODUCTIONANDGENERALDESCRIPTIONOFPLANTCHAPTER2.0－SITECHAPTER3.0－STRUCTURE,SYSTEMANDCOMPONENTCHAPTER4.0－REACTORCHAPTER5.0－REACTORCOOLANTSYSTEMANDCONNECTEDSYSTEMSCHAPTER6.0－ENGINEEREDSAFETYFEATURESCHAPTER7.0－INSTRUMENTATIONANDCONTROLSCHAPTER8.0－ELECTRICPOWERCHAPTER9.0－AUXILIARYSYSTEMSCHAPTER10.0－STEAMANDPOWERCONVERSIONSYSTEMCHAPTER11.0－RADIOACTIVEWASTEMANAGEMENTCHAPTER12.0－RADIATIONPROTECTIONCHAPTER13.0－CONDUCTOFOPERATIONSCHAPTER14.0－INITIALTESTPROGRAMCHAPTER15.0－ACCIDENTANALYSISCHAPTER16.0－TECHNICALSPECIFICATIONSCHAPTER17.0－QUALITYASSURANCE(DURINGTHEDESIGNANDCONSTRUCTIONPHASES)CHAPTER18.0－HUMANFACTORSENGINEERING平安分析报告中分析的内容

FSAR第15章事故分析15.0事故分析15.1二回路排热增加15.2二回路排热减少15.3反响堆冷却剂系统流量降低15.4反响性和功率分布异常15.5反响堆冷却剂装量增加15.6反响堆冷却剂装量减少15.7系统或部件的放射性释放15.8未能紧急停堆的预期瞬态(ATWT〕15.9导致常用系统完全丧失的事件和事故附录15A用于评估事故环境后果的剂量模型大亚湾典型确实定论平安分析程序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〕子通道分析程序COBRA严重事故分析程序MELCORMAAPSCDAP/RELAP热工水力＋中子物理结构材料变化＋颗粒迁移＋热工水力流动守恒方程动量守恒方程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平安分析中的保守假定初始工况反响性系数功率分布稳压器平安阀和蒸发器平安阀的能力紧急停堆整定值和时间延迟初始工况假定反响堆正常工况初始功率是保守的NSSS热功率加上不确定性的裕度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初始运行模式各种稳态模式事件分析中假定的反响性系数在某些事件的分析中，保守性要求采用大的反响性系数值在另一些事件的分析中，保守性又要求采用小的反响性系数值有些分析，例如冷却剂从反响堆冷却剂系统的裂纹或裂口中丧失的分析，与反响性反响效应没有关系反响性系数采用大值还是小值才偏保守要具体事件具体分析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棒束控制组件插入特性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响性引入的份额随时间的变化轴向功率分布最极端的负反响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响堆紧急停堆的负反响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，主要的负反响性是由紧急停堆之前存在的最有利轴向分布引入的控制棒总价值引起反响堆紧急停堆的总价值要消去多普勒系数的反响效应和慢化剂密度效应，从而确保足够的停堆裕度最小停堆裕度假定负反响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稳压器平安阀和蒸汽发生器平安阀稳压器平安阀和蒸汽平安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平安阀和蒸汽平安阀的尺寸蒸汽发生器平安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稳压器平安阀容量根据热阱平安丧失、电站初始在满功率下运行以及蒸汽发生器平安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%设计压力以内紧急停堆整定值和时间延迟到紧急停堆的总的延迟的定义是从到达紧急停堆条件的时间到棒自由开始下落的时间间隔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超温ΔT和超功率ΔT紧急停堆的功能超温ΔT和超功率ΔT保护通道的作用是保护堆芯不发生以下现象：热点有过大的线功率密度DNBR小于1.22反响堆冷却剂整体沸腾这两个保护通道根据环路热管段温度与冷管段温度差(ΔT)、反响堆冷却剂系统平均温度(Tavg、反响堆冷却剂系统压力(P)、轴向通量差(ΔΦ)以及主泵转速进行设计

6.4平安分析报告中考虑的事故平安分析中考虑的内容第I类工况:正常运行和运行瞬态第II类工况:中等频率事件〔预期运行事件〕第III类工况:稀有事故第IV类工况:极限事故〔假想事故〕ConditionI:正常运行和运行瞬变范围所有电厂方案中的运行工况换料、停堆、启动、功率运行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验收准那么必须在电厂运行参数和引起保护系统动作的阈值之间正常运行运行极限的来源技术规程执照限制电厂平安分析的要求定义：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第I类工况的运行极限技术标准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、应用文件等技术标准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〕执照限制运行功率电厂平安分析的要求以瞬态工况平安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偏离泡核沸腾〔DNBR〕限值，一般使用最小值线功率密度〔LHGR〕限值大亚湾核电站《平安分析报告》--事故分析

工况Ⅰ――正常运行和运行瞬态〔1〕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《平安分析报告》--事故分析

工况Ⅰ――正常运行和运行瞬态〔2〕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响堆冷却剂中的放射性活度i.裂变产物ii.腐蚀产物iii.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《平安分析报告》--事故分析工况Ⅰ――正常运行和运行瞬态〔1〕稳态运行和停堆操作功率运行〔＞2至100%额定热功率〕起动〔Keff＞0.99至≤5%的额定热功率〕中间停堆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《平安分析报告》--事故分析工况Ⅰ――正常运行和运行瞬态〔2〕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响堆冷却剂裂变产物腐蚀产物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运行瞬态电厂的升温和降温〔对于反响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%/min〕秦山核电站满功率紧急停堆事故类型正常运行和运行瞬态起因手动停堆误动作

事故后果主要影响参数蒸发器压力，蒸发器液位

事故响应停堆信号功率量程中子高负变化率停堆

保守假定汽机停机失效事故分析例ConditionII:预期运行事件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验收标准当到达规定的阈值时，保护系统可以使反响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响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运行极限的来源技术标准极限反响堆冷却剂压力上限燃料包壳完整性平安限值燃料包壳属性应变设计限值

预期事件特性介绍定义：为偏离正常运行工况的事件，在反响堆寿期内预期可能会发生大亚湾核电站《平安分析报告》--事故分析

工况Ⅱ――中等频率事故〔1〕引起给水温度下降的给水系统失灵引起给水流量增加的给水系统失灵二回路蒸汽流量过度增加主蒸汽系统事故卸压外部负荷丧失汽机跳闸主蒸汽隔离阀意外关闭凝汽器真空丧失及其它导致汽机跳闸的事件电站辅助设备非应急交流电源丧失正常给水流量丧失反响堆冷却剂强迫流量局部丧失一组棒束控制组件在次临界或低功率启开工况下失控抽出一组棒束控制组件在功率运行工况下失控抽出棒束控制组件错列，单个RCCA或RCCA组下落一条具有不正确温度的非在役反响堆冷却剂环路的启动导致反响堆冷却剂内硼浓度降低的化学和容积控制系统失灵功率运行期间平安注射系统误运行使反响堆冷却剂装量增加的RCV故障稳压器先导平安阀误开秦山核电站《平安分析报告》--事故分析工况Ⅱ――中等频率事故〔1〕引起给水温度下降的给水系统误动作引起给水流量增加的给水系统误动作蒸汽流量过增一台蒸汽发生器大气释放阀或平安阀误翻开丧失外部电负荷汽机事故停机主蒸汽隔离阀误关闭冷凝器失去真空和引起汽机事故停机的其它事件电厂辅助设备的非应急电源丧失丧失正常给水冷却剂强迫流动部份丧失次临界和低功率启动条件下，控制棒组的失控提升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《平安分析报告》--事故分析工况Ⅱ――中等频率事故〔2〕棒束控制组误操作控制棒事故掉落控制棒失步在不适当的温度下起动一台停运的反响堆冷却剂泵〔秦山电厂不存在这种运行方式，不作分析〕化学容积控制系统误操作导致反响堆冷却剂中硼浓度下降功率运行时应急堆芯冷却系统误动作引起堆冷却剂装量增加的化学容积控制系统误动作稳压器泄压阀或平安阀意外开启与反响堆冷却剂压力边界相连接并贯穿平安壳的仪表管子或其他管道的破裂秦山核电站ConditionIII:稀有事故验收准那么III类事件造成的反响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设计极限III类工况事件不能引起Ⅳ类故障，并且必须不进一步损害反响堆冷却剂系统和反响堆平安壳屏障放射性物质的释放在厂址边界上事故两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：在特定电站的寿期内都可能发生

CONDITIONIII:

稀有事故

小破口失水事故二次侧系统小破口燃料组件误装载完全失去强迫循环冷却剂流量功率水平下一个控制棒组件抽出大亚湾核电站《平安分析报告》--事故分析

工况Ⅲ――稀有事故蒸汽系统小管道破裂反响堆冷却剂强迫流量全部丧失(频率快速降低的瞬变〕单个棒束控制组件在满功率下抽出燃料组件意外装载和运行在错误位置稳压器先导平安阀误运行保持在卡开位置反响堆冷却剂从小破裂管道或大管道裂纹的流失废气处理系统破损放射性废液系统泄漏或破损由液罐破损引起的假想放射性释放秦山核电站《平安分析报告》--事故分析工况Ⅲ――稀有事故蒸汽系统管道的小破裂额定功率下一束棒误提出燃料组件装错位在反响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)放射性废气系统泄漏或破损放射性废液系统泄漏或破损假想的贮液罐破损造成的放射性释放乏燃料运输罐跌落事故反响堆冷却剂强迫流动完全丧失秦山核电站ConditionIV:极限事故特点这些故障代表极限的设计情况验收准那么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平安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，包括平安注射系统的功能反响堆冷却剂系统和反响堆平安壳厂房都不会受到更多的损伤失水事故(LOCA)要按特定的设计准那么和规程进行分析；必须满足以下五个准那么：峰值包壳温度包壳最大氧化率最大氢产生率堆芯几何构形长期冷却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：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《平安分析报告》--事故分析

工况Ⅳ――极限事故蒸汽系统大管道破裂给水系统管道破裂反响堆冷却剂泵轴卡住(转子卡住)反响堆冷却剂泵轴断裂各种棒束控制组件弹出事故蒸汽发生器管子破裂反响堆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设计基准燃料装卸事故乏燃料容器坠落事故秦山核电站《平安分析报告》--事故分析

工况Ⅳ――极限事故主蒸汽管道大破裂主给水管断裂反响堆冷却剂泵轴卡死反响堆冷却剂泵轴断裂控制棒弹射事故蒸汽发生器传热管破裂在反响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)燃料操作事故秦山核电站

6.5平安分析报告中分析主要事件/事故平安分析报告中分析主要事件/事故二回路系统排热增加二回路系统排热减少反响堆冷却剂系统流量减少反响性和功能分布异常反响堆冷却剂装量增加反响堆冷却剂装量减少二回路系统排热增加初因事件给水流量增加给水阀门故障给水管道破口事故给水温度下降给水加热器故障二次侧蒸气流量额外增加 外负荷阶跃增加主蒸汽系统事故卸压蒸气发生器平安阀、释放阀、旁排等意外翻开主蒸汽管道破口事故二回路系统排热增加事故平安分析特点定义引起二次侧排热能力增加的事件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响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响堆逐步控制使其返回到原来的状态考虑的重点堆芯反响性、轴向功率分布、初始功率和流量等平安分析中需分析二回路系统排热增加事故高加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）<关闭主给水阀的正常控制动作，关闭所有给水调节阀和备用给水隔离阀，停止主给水泵运行，关闭给水泵的排放阀>（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）给水过冷事故事故类型预期运行事件起因给水加热器故障意外翻开一个给水旁路阀给水阀门故障事故后果堆芯功率上升导那么停堆主要影响参数功率上升堆芯温度上升堆芯温度从降升事故响应停堆或不停堆验收准那么DNBR必须始终高于限值保守假定假定稳压器加热器没有投入运行反响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，以有助于功率增长停堆信号高核功率超温ΔT超功率ΔT事故分析例10°C未停堆

核功率稳压器压力蒸发器水位堆芯温度稳压器水位给水过冷事故分析例〔-10oC〕给水过多事故事故类型预期运行事件起因给水阀门故障给水调节阀误翻开事故后果堆芯功率上升导那么停堆主要影响参数功率上升堆芯温度上升堆芯温度从降升蒸发器水位高事故响应停堆或不停堆给水隔离大气释放阀、平安阀翻开验收准那么DNBR必须始终高于限值保守假定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翻开一个给水控制阀(给水流量阶跃增加到200％)保护信号给水隔离信号蒸发器高高水位引起停堆信号给水隔离引起汽轮机停机停堆高核功率超功率ΔT超温ΔT安注信号稳压器低-低压力事故分析例零功率各种功率运行核功率稳压器压力蒸发器水位失效假定：旁排失效

堆芯温度稳压器水位给水流量给水隔离原因：蒸发器高高水位(10.9m)停堆原因：汽轮机停机给水隔离给水过多事故分析例〔满功率〕二回路系统排热减少初因事件蒸气压力调节系统失效失去外电负荷汽轮机跳闸主蒸气隔离阀误关闭冷凝器失真空失去电厂辅助系统的非应急交流电失去给水流量给水系统管道破裂二回路系统排热减少定义引起二次侧排热能力减少的事件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，堆芯响应也越剧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下降电厂响应反响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平安阀和释放阀会动作稳压器喷雾阀、释放阀或者平安阀动作主要分析内容冷却剂温度计算考虑的重点蒸发器的响应和反响性系数反响堆功率系统的响应主要对短时间的反响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冷却剂温度计算一回路管道冷却剂温度反响堆内冷却剂温度蒸发器一、二次测温度传递PWR闭合环路平安分析中需分析热阱丧失事故1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-v001asms-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-v001asms-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平安分析中需分析热阱丧失事故2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，蒸汽释放阀失效汽机脱扣保护信号停堆信号超温ΔT稳压器高压稳压器高水位蒸汽发生器低－低水位低水位+蒸汽/给水流量失配辅助给水启动保守假定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〕事故分析例寿期初寿期末事故类型预期运行事件起因汽机脱扣信号主发电机事故停车冷凝器低真空失去润滑油汽机止推轴承故障汽机超速汽机手动停车主要影响参数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事故响应停堆大气释放阀、平安阀动作失效假定：主蒸汽旁排失效，汽机停机不触发停堆，给水隔离汽机脱扣事故，停堆后主泵停电核功率汽机功率冷却剂流量稳压器压力堆芯平均温度停堆原因：蒸发器低低液位蒸发器水位蒸汽压力寿期初，反响性反响最小蒸汽释放阀开启事故序列汽机脱扣、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〕给水流量核功率汽机功率冷却剂流量稳压器压力堆芯平均温度蒸发器水位蒸汽压力停堆原因：核功率高负变化率导致停堆失效假定：主蒸汽旁排失效，汽机停机不触发停堆汽机脱扣事故，停堆后主泵停电寿期末，反响性反响最大蒸汽释放阀开启事故序列汽机脱扣主蒸汽释放阀排气核功率高负变化率导致停堆給水流量汽机甩负荷〔汽机负荷丧失〕事故类型运行瞬态预期运行事件同汽机脱扣起因外电网故障假设厂用电仍然需要事故响应功率控制系统作用逐渐降到厂用电水平后果不严重保守假设失去旁排除平安阀外，失去全部卸压功能停堆保护系统工作时，不需要停堆保守假定时同汽机脱扣重要参数稳压器压力升高堆芯平均温度升高事故分析例核功率未停堆

稳压器压力蒸汽压力堆芯平均温度汽机甩负荷厂用电丧失正常给水事故类型预期运行事件起因正常给水泵故障阀门误动作失去厂外交流电源主要影响参数蒸发器水位降低蒸汽压力上升验收准那么必须保证排除堆芯余热保守假定考虑二台电动辅助给水泵不能启动一台辅助给水泵〔柴油机直接驱动〕向二台蒸汽发生器提供辅助给水汽机停机触发停堆失效保护动作停堆信号蒸汽发生器低－低水位给水隔离使汽机停机〔可屏蔽〕释放阀、平安阀开启事故分析例失去主给水实例失效假定：主蒸汽旁排失效，稳压器释放阀失效,主蒸汽大气释放阀失效停堆原因：汽机停机触发停堆核功率汽机功率蒸发器水位給水流量蒸汽压力大气平安阀开启给水管道破裂事故事故类型极限事故起因截止阀下游管道破裂事故后果事故蒸发器排空完好回路蒸发器蒸汽流向事故蒸发器回路主要影响参数蒸发器水位下降堆芯传热能力缺乏，传热恶化，导致沸腾事故响应停堆安注手动隔离故障蒸发器〔30min后？〕停堆信号稳压器高压超温ΔT受影响蒸汽发生器的低－低水位安注任一环路蒸汽管低压力平安壳高压力保守假定在逆止阀和蒸汽发生器进口之间发生主给水管道断裂，最保守的断裂全部主给水经破口排出分析内容反响堆紧急停堆之后丧失厂外电源-没有丧失厂外电源反响堆冷却剂系统流量减少初因事件局部丧失冷却剂流量(第II类事故)一台主泵停运〔局部失流〕，预期运行事故全部丧失冷却剂流量(第III类事故)全部主泵停运〔全部失流〕，失去外电源引起，稀有事故全部丧失冷却剂流量，并丧失惯性(第IV类事故)一台泵卡转子，极限事故一台泵断轴，极限事故失流事故〔LOFA〕反响堆冷却剂系统流量减少定义引起反响堆冷却剂流量下降的事件事故特点堆芯冷却剂流量下降，不能有效地带走堆芯热量燃料包壳的过热电厂响应冷却剂温度和压力的上升可能会发生偏离泡核沸腾停堆信号：低流量停堆、低DNB

停堆、主泵低电压/低频率停堆如果停堆发生的快，可以保证堆芯有效地传热能力停堆后，流量会继续下降，直到到达新的平衡反响堆设计必须保证在任何情况下烧毁比〔DNBR〕都不会到达限制值主要分析内容流量瞬变惯性阶段自然循环阶段考虑的重点控制棒插入速率、慢化剂温度和多普勒反响性反响、主泵转速下降性能、主泵和系统流体的惯性、水力学阻力系数等平安分析中用于验证当燃料在DNBR的设计极限以上时的行为流量瞬变计算〔惯性阶段〕从流量明显下降到堆功率下降到响应水平取决于主泵惰性特性和快速停堆能力流量通过求解动量方程得到全压降惯性压降加速压降阻力压降提升压降泵压头流动守恒方程主泵扬程和压头扬程：提供压力增加量，弥补回路压力损失根本参数：PWR主泵的四象曲线泵速(rpm)体积流量(gpm)反转阻力H<0阻力倒流倒流动力H<0h主泵的均匀压头曲线飞轮泵轴电机轴电机离心泵的驱动模型泵转速模型泵扬程与转速的近似关系式停泵后的减速回路流量方程〔压力方程〕泵惯性增加流量瞬变计算〔自然循环阶段〕循环流量寿期初A环主泵停转main-pump-a寿期初B环主泵停转main-pump-b寿期末A环主泵停转main-pump-a寿期末B环主泵停转main-pump-b寿期初二台主泵停转main-pump-amain-pump-b寿期末二台主泵停转main-pump-amain-pump-b寿期初一台主泵卡转子事故<触发喷淋动作打开稳压器泄压阀>寿期末一台主泵卡转子事故寿期初一台主泵断轴事故<触发喷淋动作打开稳压器泄压阀>寿期末一台主泵断轴事故平安分析中需分析失流事故失去全部冷却剂流量事故类型稀有事故它是作为MDNBR的设计基准事故事故起因所有主泵停止运行失去全部厂外电源系统响应冷却剂流量的迅速下降堆芯平均温度随着流量的减少而上升，引起热通道的DNBR迅速下降主要影响参数一回路流量〔建立自然循环〕一回路压力停堆信号厂用母线低电压厂用母线低频率反响堆冷却剂泵低转速反响堆冷却剂泵断路器跳闸反响堆冷却剂环路低流量保守假定主蒸汽旁排失效主泵停机不触发停堆事故例失效假定：主蒸汽旁排失效，主泵停机不触发停堆核功率汽机功率冷却剂流量稳压器压力停堆原因：主泵母线低转速停堆失去全部冷却剂流量计算例自然循环

主泵断轴、卡转子事故事故类型极限事故最大的冷却剂流量丧失事故事故起因主泵故障停堆信号反响堆冷却剂环路低流量反响堆冷却剂泵低转速低DNBR信号保守假定稳压器卸压阀、喷淋失效旁排失效事故后有局部燃料棒烧毁主要影响参数一回路流量一回路压力事故特点该事故下DNBR下降，可能会到达设计极限以下，使得燃料包壳损坏但燃料的响应是非常迅速的，在停堆以后几秒内MDNBR迅速上升轴断裂事故的流量降低要比转子卡住事故的流量降低来得慢

反响性和功率分布异常反响性和功能分布异常初因事件在次临界或低功率启动时，非可控抽出控制棒组件在一定功率水平下，非可控抽出控制棒组件控制棒组件安装不当化学和容积控制系统误动作导致堆芯冷却剂硼浓度下降反响性和功率分布异常定义引入额外的反响性的事件事故特点引起功率和功率分布的变化电厂响应电厂的响应取决于电厂初始条件和具体事件停堆保护：在次临界或低功率启动时，用于启动和低功率状态下的停堆系统动作在功率水平下运行时，功率量程反响堆停堆系统动作其它保护动作有模拟量和数字量的停堆保护考虑的重点控制棒的误操作包括掉棒事故、一束或一根控制棒抽出、或误安装反响性引入事故后果：启动时，可能回发生瞬发临界反响堆失控功率运行时，堆内过热压力边界破坏起因：控制棒失控抽出控制棒弹出硼失控稀释中子及反响性根本概念根本概念反响性引入事故起因提棒事故控制棒不受控抽出连续引入反响性弹棒事故控制棒被破口造成内外压力差弹出阶跃引入反响性硼失控稀释使无硼水引入一回路反响性引入速率受泵的容量、管道大小和纯水系统限制控制棒控制系统功率控制系统控制棒驱动机构失灵控制棒驱动器密封罩壳破裂误操作设备故障控制系统失灵准稳态临界瞬变超缓发临界瞬变超瞬发临界反应性引入速率反应性引入方式阶跃引入线性引入保护方式功率保护温度保护压力保护常用平安分析事故反响性引入速率准稳态瞬变超缓发临界瞬变瞬发临界超瞬发临界瞬变满功率时两组控制棒失控抽出弹棒事故，极限事故〔＋小破口〕满功率时控制棒慢速抽出瞬发中子和缓发中子中子在裂变过程中的释放功能瞬发中子缓发中子 对控制起关键作用瞬发临界：仅靠瞬发中子可以维持临界并有余由于中子寿命短，功率暴涨中子寿期

中子产生慢化扩散被吸收

的平均时间瞬间释放出的中子，压水堆占99%中子寿命为10-4s缓期释放出的中子，压水堆占0.64%中子寿命为0.08s缓发中子份额

正常运行时，~0.01$主要是缓发中子的作用控制棒失控提升保护方式停堆信号核功率超过高功率定值：109％满功率稳压器高水位:8.12m(正常5.4m)超温ΔT超过定值超功率ΔT超过定值稳压器高压力：16.4Mpa核通量高值：25%(中间量程)、10－6(源量程)，可闭锁核功率高正变化率停堆:5%/s禁止提棒信号

高核通量信号：20％(中间量程)、103%(功率量程)超温ΔT信号：97.4%超功率ΔT信号：97.4%平安分析中需分析控制棒失控提棒事故寿期初各主要功率运行时，T4棒以3pcm

K/sec的速率失控提棒寿期末各主要功率运行时，T4棒以3pcm

K/sec的速率失控提棒寿期初各主要功率运行时，T4棒以每20pcm

K/sec的速率失控提棒寿期末各主要功率运行时，T4棒以每20pcm

K/sec的速率失控提棒寿期初各主要功率运行时，T4棒以每40pcm

K/sec的速率失控提棒寿期末各主要功率运行时，T4棒以每40pcm

K/sec的速率失控提棒寿期初各主要功率运行时，T4棒以每60pcm

K/sec的速率失控提棒寿期末各主要功率运行时，T4棒以每60pcm

K/sec的速率失控提棒寿期初各主要功率运行时，T4棒以每80pcm

K/sec的速率失控提棒寿期末各主要功率运行时，T4棒以每80pcm

K/sec的速率失控提棒根本假定提棒中均假定功率控制系统失效主蒸汽旁排失效功率量程高中子注量率高整定值不触发停堆主要功率：10％、60％和100％满功率核功率汽机功率稳压器水位稳压器压力堆芯平均温度寿期初反响性0.00003t<＝0.007停堆原因：OPDT停堆

蒸发器压力失控提棒分析例(3pcm/s,寿期初)核功率稳压器水位稳压器压力堆芯平均温度寿期末反响性0.00003t<＝0.005停堆原因：OPDT停堆

蒸发器压力失控提棒分析例(3pcm/s，寿期末)稳压器水位稳压器压力堆芯平均温度寿期初反响性0.0008t<＝0.007停堆原因：核功率高正变化率停堆核功率汽机功率失控提棒分析例(80pcm/s,寿期初)稳压器水位稳压器压力堆芯平均温度寿期末反响性0.0008t<＝0.005停堆原因：核功率高正变化率停堆核功率汽机功率失控提棒分析例(80pcm/s,寿期末)平安分析中常用控制棒落棒事故寿期初一束T4棒失效下落至堆芯棒价值为8000pcm

K寿期末一束T4棒失效下落至堆芯棒价值为5000pcm

K寿期初一束T4棒失效下落至堆芯棒价值为2000pcm

K寿期末一束T4棒失效下落至堆芯棒价值为1000pcm

K燃料组件误装载初因事件燃料芯块在燃料棒内的误装载燃料棒在燃料棒组件内的误装载燃料组件在堆芯内的位置安装错误堆芯的旋转燃料组件误装载事故定义燃料误装载事故特点事故发生的概率很低，因为燃料的装载是通过很多的质保系统监督的发生的概率涉及到制造过程中大范围的质量控制程序和堆芯装载时的操作程序系统响应这种事故造成的后果有好有坏。取决于引入错误处的燃料富集度的差富集度差小的误装载不会引起明显的功率变化当差值比较大时，在误装载的控制棒局部，功率峰值和平均值之比会增加大的富集度变化可以通过堆芯核测量仪器或热电偶测到考虑的重点与燃料误装载相关的局部功率的增加会间接地用不确定因子来解释通过不确定因子、适宜的仪器、直接的定性控制和详细的操作程序可以使这类事故不发生和可预知功率水平下一个控制棒组件抽出事故定义功率水平下一个控制棒组件抽出事故事故特点这是一个被认为在许多CRD误操作事故中可能发生的事故之一事故假定是由电厂设备的失效或者操作员的失误引起的这个事故归在第III类是因为它的发生概率很小在满功率条件下控制棒组件抽出，抽出前控制棒组件在它的插入极限位置，事故后处于在完全抽出的位置系统响应该事故中，反响堆在停堆前通常已发生了热通道的DNB现象在该事故的功率分布分析中，通常采用准稳态条件〔即假定控制棒在几个不同的位置时都处于平衡状态〕此过程非常迅速，慢化剂的反响已经不重要，而多普勒反响显得相当重要在此计算中要求计算功率峰因子，用于确定DNBR与系统性能无关的放射性释放事故某些事件因为它发生的可能性极小而归于第III类事故有些甚至不会造成堆芯和系统的影响例如放射性液体废物系统的泄漏或损环放射性气体衰变箱的失效乏燃料桶的跌落

弹棒事故(1)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事故特点由于这种机械故障是反响堆失去冷却剂，又同时向堆芯阶跃引入反响性的两个效应的综合。阶跃引入反响性的大小是弹出棒原先插在堆内的那一局部的价值从破口流失的冷却剂流量相当于一次回路管道的小破口。在平安分析中，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响性价值的控制棒从插入极限处弹出通常事故开展非常迅速，低功率下尤其严重弹棒事故(2)系统响应功率突然大幅度上升，后因Dopple效应使功率上升得以抑制停堆信号：事故将由高中子通量信号引起紧急停堆。设计极限要求：平均芯块焓、包壳温度、燃料融化和RCS压力考虑的重点控制棒价值的形状分布函数、局部功率峰因子、缓发中子份额、停堆反响性、Dopple和慢化剂反响性反响等通常事故开展非常迅速，低功率下尤其严重RCS压力响应和放射性释放也是必须重视的该瞬态需要用多维的中子动力学方程分析。如用点堆或者一维方程分析，必须经过适宜的基准事例论证反响堆冷却剂装量增加初因事件ECCS系统手动功能误动作化学容积控制系统手动功能误动作反响堆冷却剂装量增加定义引起冷却剂装量增加的事件事故特点冷却剂过冷如果化容系统误动作，硼浓度稀释，导致反响堆功率上升如果是ECCS系统误动作，含硼水进入堆芯，使得反响堆功率下降随着冷却剂的流出，系统冷却电厂响应ECCS系统可能由操作员的失误，或由系统的手动功能产生假信号引起动作通常使得含硼水进入堆芯，而使得反响性下降造成功率下降。由于一二侧功率失配，反响堆冷却剂系统将经历一个冷却过程，后果是发生冷却剂收缩功率和温度的下降，最小烧毁比逐渐增加CVCS误动作假定上冲泵的控制器或操作员误翻开后保持不变含硼量浓度同堆芯的一致，仅使系统水装量增加停堆信号：稳压器高水位或操作员手动停堆反响堆冷却剂装量减少初因事件第II类误翻开压水堆稳压器平安阀贯穿平安壳一回路压力边界仪表或其它线路系统的破裂第III类、第IV类蒸发器传热管破裂事故〔SGTR〕一回路管道破口事故极小破口：等效直径小于9.5mm小破口：等效直径在9.5-25mm中破口：等效直径在2.5-25cm大破口：等效直径在34.5cm以上寿期初、末一台稳压器安全阀误开启事故寿期初、末一台稳压器泄压阀误开启事故寿期初、末一台稳压器安全阀误开启功率控制系统失效寿期初、末一台稳压器泄压阀误开启功率控制系统失效下泄管道于安全壳外断裂事故,（下泄流量达到最大22.2cm/hr）寿期初、末A、B蒸汽器SGTR<终止辅助给水，关闭蒸汽隔离阀，开启大气释放阀，开启稳压器泄压阀>寿期初、末，A、B环热管段小破口，破口直径为1、2、3、4、6英寸寿期初、末，A、B环冷管段中破口寿期初、末，A、B环热管段双端断裂寿期初、末，A、B环冷管段双端断裂平安分析中需分析冷却剂丧失事故反响堆冷却剂装量减少〔小〕定义由反响堆冷却剂压力边界的破损引发的事故事故特点冷却剂水装量减少因为带走热量的冷却剂量减少了，这威胁到燃料的平安性电厂响应RCS压力和稳压器水位下降上充系统企图维持水位,下泄会关闭停堆信号：低压力、低水位、低DNBR信号停堆对于小泄漏事件，例如，仪表测量管道破损，容积控制系统可以有效地调节水量，从而不会导致停堆考虑的重点慢化剂和多普勒反响引起的反响性变化、临界流关系式，它用于确定喷放速度对于那些慢变化的反响性变化，系统的控制和保护功能也很重要这类事故一般认为不重要，并逐渐被认为可不受限制，但是由于这类事件会变得非常复杂，在平安分析中，用于证明其相应的结论。稳压器释放阀误开启核功率稳压器压力蒸发器水位失效假定：主蒸汽旁排失效，功率调节系统失效，稳压器压力控制失效,上充流误关闭堆芯温度稳压器水位上充流量安注原因：稳压器低低压力〔12.6Mpa〕停堆原因：稳压器低压力停堆稳压器阀门流量安注寿期初、末无影响停堆安注流量失效？稳压器平安阀误开启ATWS核功率稳压器压力蒸发器水位失效假定：停堆失效堆芯温度稳压器水位上充流量安注原因：稳压器低低压力〔12.6Mpa〕停堆原因：ATWS稳压器阀门流量满水安注冷却剂丧失事故〔LOCA〕破口类型一回路系统管道小破口，稀有事故一回路系统管道大破口，极限事故事故分析方法破口临界流计算〔喷放计算〕后果第二道屏障破坏放射性污染系统响应停堆安注隔离操作员干预(SGTR)典型参数响应低压低水位放射性水平高临界流量平安分析中需分析的破口事故大破口失水事故定义冷却剂管道大破口事故特点冷却剂丧失事故〔LOCA〕是设计中考虑的最严重的事故类型冷却剂系统有大量的管道组成，这些管道的破损造成冷却剂的丧失和直接对平安壳的排放最严重事故主管道双端断裂考虑的重点这类事故要求分析不同破口尺寸的事故谱，分析结果用于验证ECCS和平安壳的有效性冷却剂丧失事故会导致燃料包壳破损和放射性的释放。ECCS系统的工作性能决定了燃料破损的极限。而平安壳的性能决定了对环境的放射性释放剂量。因此，这类事故是电厂平安分析的事故极限蒸发器传热管破裂事故〔SGTR〕事故起因和类型单根管子破裂，稀有事故多根管子破裂，极限事故事故后果故障蒸汽发生