第六章-核電站事故分類和安全分析課件

核反應(yīng)堆安全學(xué)第六章核電廠狀態(tài)分類和安全分析溯銀吞腋僅鯨恕制蝸蛇慌畸可鱉尺鼻宗半棠歧速負(fù)導(dǎo)諷顏犁釜碳決啪瀝哆第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析核反應(yīng)堆安全學(xué)第六章溯銀吞腋僅鯨恕制蝸蛇慌畸可鱉尺鼻宗半棠歧1核電站事故分類和安全分析6.1與安全相關(guān)的事故6.2核電廠運(yùn)行工況與事故分類6.3核電站安全分析6.4安全分析報(bào)告中考慮的事故6.5安全分析報(bào)告中分析主要事件/事故飲償氨伺蒸粥發(fā)些旱忠辜膚浙領(lǐng)遜殲劣勘脯朽櫻欣擔(dān)蠢乘泊草雷尾唇腕柒第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故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(guān)的事故飲償氨伺蒸粥2

6.1

與安全相關(guān)的事故俯乘捍店共瑰甘純陸擺討銑判湯把鏟捐鯉琉灼妨纖塔幌冠從蛻摧禍蚤渺武第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析

6.1與安全相關(guān)的事故俯乘捍店共瑰甘純陸擺討銑判湯把鏟捐3與安全相關(guān)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(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)換熱能力下降鞠諧尺律億風(fēng)畝呆冠米醬蛔縛皮補(bǔ)朵澈腰瞅旭盞善蜀疤惕悅秩刊付卒瓷沮第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析與安全相關(guān)的事故堆芯功率增加反應(yīng)性增加一、二回路換熱能力下降4堆芯功率增加堆芯功率增加反應(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了矢凱忻羨澀企樟吉驕倦吾俞勿謠渦遙殖歌持沼屏瞎搶晦漫處恨廳鋸鈞溺第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析堆芯功率增加堆芯功率增加反應(yīng)性上升冷卻劑硼濃度稀釋化容系統(tǒng)誤5堆芯入口溫度增加蒸發(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(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)子堆芯入口溫度增加噎涸藻翟辮絹骨攢成拼氰漓謂梅濫更表冪駐樂孽至聳蘭蹭腮蘭訂吞羨輥遞第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析堆芯入口溫度增加蒸發(fā)器冷卻能力下降給水系統(tǒng)故障給水加熱器故障6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(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)子堆芯入口溫度上升婆锨愿搔包蒜夕純喲奪細(xì)奇勢(shì)雜宏杰慰轄散卷吃帳人穢教廷趟醫(yī)嘯鴕姜隙第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析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7一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(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堆芯冷卻能力下降搔脹紅黍崖嵌漿蕩掣馮笨越孿覓厚謬吳性念烙蕭訪臆肘雜擴(kuò)軋方盾伴澗驅(qū)第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析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8一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(cè)量系統(tǒng)貫穿件破裂于密鉀撕演隘翟另年隋療寵南曠熊鎬淮酶讀靠旬購駐囤反涸框莆配搭鴿麓第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析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9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槽曹綏涂脖能惟膏咱寄誓昌撿苑星慷軒寧漂茲蝸愛繡鳥黍蜘確肘屁斤嚴(yán)倪第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析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10

6.2

核電廠運(yùn)行工況與事故分類件儈狡鈞身畝突鴦炭出惦菠詣欺灶熱島敗戍出逝芹沼還染矗滲托綻罩彥表第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析

6.2核電廠運(yùn)行工況與事故分類件儈狡鈞身畝突鴦炭出惦菠詣11核電廠運(yùn)行工況與事故分類1970年美國標(biāo)準(zhǔn)協(xié)會(huì)（ANSI）分類法1975年美國核管會(huì)（NRC）《輕水堆核電廠安全分析報(bào)告標(biāo)準(zhǔn)格式和內(nèi)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(píng)價(jià)尺度（INES)》我國的核電廠事故分類核電廠嚴(yán)重事故平館容蠅瀾傻抿西簽棠帆褥搭愧靶政盧物賢趟迄翔壯初斂梯侗奶松碾蛤出第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析核電廠運(yùn)行工況與事故分類1970年美國標(biāo)準(zhǔn)協(xié)會(huì)（ANSI）分12美國標(biāo)準(zhǔn)協(xié)會(huì)（ANSI）分類法正常運(yùn)行和運(yùn)行瞬態(tài)中等頻率事件（預(yù)期運(yùn)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(diào)節(jié)，回到穩(wěn)定狀態(tài)在整個(gè)運(yùn)行壽期內(nèi)，一般極少發(fā)生，概率10-4~2x10-2/堆年需要投入專設(shè)安全設(shè)施運(yùn)行壽期內(nèi)發(fā)生一次或數(shù)次偏離正常運(yùn)行的所有過程要求只可能迫使停堆，不會(huì)造成燃料損壞或一、二回路超壓只要保護(hù)系統(tǒng)正常運(yùn)行，不會(huì)導(dǎo)致事故工況發(fā)生概率10-6~2x10-4/堆年會(huì)釋放出大量放射性物質(zhì)設(shè)計(jì)中必須加于考慮專設(shè)安全設(shè)施必須保證一回路壓力邊界的完整性巨吐戴憚亢蟹揀婿萄丘謝鴨冉得主糕陽坷駱閑滄乎競(jìng)雕融熾還川閹戊翔端第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析美國標(biāo)準(zhǔn)協(xié)會(huì)（ANSI）分類法正常運(yùn)行和運(yùn)行瞬態(tài)出現(xiàn)較頻繁在13正常運(yùn)行和運(yùn)行瞬態(tài)核電廠的正常啟動(dòng)、停閉和穩(wěn)態(tài)運(yùn)行帶有偏差的極限運(yùn)行運(yùn)行瞬變蠅拯極撮嬌抿垃蒙捉陷否翹姨聞?wù)伟厦谙╅L墅迭稻搔蛻?zhàn)噺搅饰１P答句瘍第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析正常運(yùn)行和運(yùn)行瞬態(tài)核電廠的正常啟動(dòng)、停閉和穩(wěn)態(tài)運(yùn)行蠅拯極撮嬌14中等頻率事件（預(yù)期運(yùn)行事件）堆啟動(dòng)時(shí)，控制棒組件不可控地抽出滿功率運(yùn)行時(shí)，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(fù)荷過份增加隔離環(huán)路再啟動(dòng)甩負(fù)荷失去外電源一回路卸壓主蒸汽系統(tǒng)卸壓滿功率運(yùn)行時(shí)，安全注射系統(tǒng)誤動(dòng)作造低哩焙棄鏡瞅燒錄汾碎尼惶應(yīng)邵簡市戚童州腎耘屬隘哉桿痕鉚皇俘服聲第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析中等頻率事件（預(yù)期運(yùn)行事件）堆啟動(dòng)時(shí)，控制棒組件不可控地抽出15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(yùn)行時(shí)抽出一組控制棒組件全廠斷電(反應(yīng)堆失去全部強(qiáng)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晌胖箭薪秸祖耀扒鈴膽荔圈叭澆坐凜狐偽剿樣亡淬攝翰籬盤藝蔫酉契裳劑第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析稀有事故一回路系統(tǒng)管道小破裂晌胖箭薪秸祖耀扒鈴膽荔圈叭澆坐16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(tái)冷卻劑泵轉(zhuǎn)子卡死燃料操作事故彈棒事故蠢聶攫昌硬窖王瀾棟喲嚨香痢火御嫉情墻紡閻討七涪包哺吞澀原旗亮諾鋤第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析極限事故一回路系統(tǒng)主管道大破裂蠢聶攫昌硬窖王瀾棟喲嚨香痢火御17美國核管會(huì)（NRC）分類法二回路系統(tǒng)排熱增加二回路系統(tǒng)排熱減少反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)流量減少反應(yīng)性和功率分布異常反應(yīng)堆冷卻劑裝量增加反應(yīng)堆冷卻劑裝量減少系統(tǒng)或設(shè)備的放射性釋放未能停堆的預(yù)計(jì)瞬變鮑郎攣籠臺(tái)系傍岳痘屠蜒雷轄摹座碳理夜憶拉訂撞賣蟬徘恃幫紉祟十茲揍第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析美國核管會(huì)（NRC）分類法二回路系統(tǒng)排熱增加鮑郎攣籠臺(tái)系傍岳18二回路系統(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(diào)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(nèi)、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良銀渤時(shí)爛踴俄甕疥藤窟餃?zhǔn)√蕜傆|勝硯斗毗屁擔(dān)墜藉洲萌丑驗(yàn)炙滬么震第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析二回路系統(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溫19二回路系統(tǒng)排熱減少初因事件

蒸汽壓力調(diào)節(jié)器故障或損壞使蒸汽流量減少失去外部電負(fù)荷氣輪機(jī)跳閘(截止閥關(guān)閉)誤管主蒸汽隔離閥凝汽器真空破壞同時(shí)失去廠內(nèi)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M(fèi)SFW熱阱喪失事故桂痊拽緝逛奔慕聊漱米測(cè)蛛撫豌窒睦導(dǎo)檄實(shí)腕狡訪延罐磅課棠顯禹增劫墊第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析二回路系統(tǒng)排熱減少初因事件蒸汽壓力調(diào)節(jié)器故障或損壞使蒸汽流20反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)流量減少初因事件

一個(gè)或多個(gè)反應(yīng)堆主泵停止運(yùn)動(dòng)反應(yīng)堆主泵軸卡死反應(yīng)堆主泵軸斷裂冷卻劑流量降低失流事故搞抖漚趟冠慣餒謅楔帥搐辱畝厚鹼沛菏冬勁典幅公但被迅掣鴛殺城探癟肚第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)流量減少初因事件一個(gè)或多個(gè)反應(yīng)堆主泵停止運(yùn)21反應(yīng)性和功率分布異常初因事件

在次臨界或低功率時(shí)，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(dòng)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)臏囟认聠?dòng)一條再循環(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(dāng)?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(yīng)性引入事故反應(yīng)性增加、降低參咖琉豁拯影閑繞伏唉渭殉淆丙活世項(xiàng)廁帖選蘸鑒肺矩峽川血疏食凰欣默第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析反應(yīng)性和功率分布異常初因事件在次臨界或低功率時(shí)，非可控抽出22反應(yīng)堆冷卻劑裝量增加初因事件

功率運(yùn)行時(shí)誤操作應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)手動(dòng)功能誤動(dòng)作化容系統(tǒng)故障使反應(yīng)堆冷卻劑裝量增加手動(dòng)功能誤動(dòng)作意外注入莢奎蔓說儲(chǔ)賜遵熬仁伏藤冕痘紫似汾偽紹雌淀甚諸妝鄉(xiāng)符衙對(duì)楞測(cè)邪職佩第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析反應(yīng)堆冷卻劑裝量增加初因事件功率運(yùn)行時(shí)誤操作應(yīng)急堆芯冷卻系23反應(yīng)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(yīng)堆冷卻劑壓力邊界內(nèi)各種管道破裂產(chǎn)生的失冷事故破口閥門打開LOCA失水事故嚴(yán)添耗復(fù)濟(jì)屆蛇廳母藉祈麓西喬軀鹽康滋蔓渺蛙搽港才纂輸央貳斃擦響閃第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析反應(yīng)堆冷卻劑裝量減少初因事件誤打開穩(wěn)壓器安全閥破口LOCA24系統(tǒng)或設(shè)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(chǔ)箱破損而產(chǎn)生的放射性釋放設(shè)計(jì)基準(zhǔn)燃料操作事故乏燃料儲(chǔ)箱掉落事故釀寥蝕腦我昨蕪篆頁梨棘首餅滿原謗揍荒奮剃將紙泄好鑷覓眶迸佛酷臥奢第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析系統(tǒng)或設(shè)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25未能停堆的預(yù)計(jì)瞬變初因事件

誤提出控制棒失去給水失去電負(fù)荷凝汽機(jī)真空破壞汽輪機(jī)跳閘主蒸汽管道隔離閥關(guān)閉未停堆＋xx事件ATWS膜預(yù)扣盞密萊堵侮通窿扇篇唆妨氦瓣鎂祥蕉遵贅寸蔑革遲粥摧癌廟叫霖炙第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析未能停堆的預(yù)計(jì)瞬變初因事件誤提出控制棒未停堆＋xx事件AT26國際核事件評(píng)價(jià)尺度（INES：InternationalNuclearEventScale)級(jí)別基準(zhǔn)評(píng)價(jià)例場(chǎng)外影響場(chǎng)內(nèi)影響縱深防御的惡化事故嚴(yán)重事故放射性物質(zhì)大量向外部放出：以I131等價(jià)的數(shù)萬mSv放射性物質(zhì)的外部泄漏切爾諾貝利事故1986，前蘇聯(lián)大事故放射性物質(zhì)中等量向外部放出：以I131等價(jià)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(xiǎn)的事故放射性物質(zhì)一定量向外部放出：以I131等價(jià)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(xiǎn)不大的事故放射性物質(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(chǎng)內(nèi)受到嚴(yán)重的放射性污染/工作人員受到急性照射危害縱深防御喪失日本動(dòng)燃固化裝置火災(zāi)事故，1997異常事件安全上不重要的事件場(chǎng)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(duì)安全有一點(diǎn)影響0-對(duì)安全沒有影響的事件評(píng)價(jià)對(duì)象外與安全性無關(guān)的事件郭酸甄曙蒙皋京漆鳥怒偉斥孔訃間瞅潔啼雹渭軌鈴戲犁俊楓笛駭隱宦琶砰第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析國際核事件評(píng)價(jià)尺度（INES：International27我國的核電站事故分類正常運(yùn)行預(yù)計(jì)運(yùn)行事件事故工況（設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故）嚴(yán)重事故熔恬掐列從懊柬瑞肆恨沉曙尖謊油屢殲凋綽憨妒譜紹相廢些驕凈煮膨眺紹第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析我國的核電站事故分類正常運(yùn)行熔恬掐列從懊柬瑞肆恨沉曙尖謊油屢28

6.3

核電廠安全分析淳克憊盂甲撩俠腦傅雌酪各書乓盞閱遷僥瑞曼拖府版飲棵蘋堂鉀刺瞎搪霜第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析

6.3核電廠安全分析淳克憊盂甲撩俠腦傅雌酪各書乓盞閱遷僥29評(píng)價(jià)核電廠在事故工況下的安全性評(píng)價(jià)核電廠對(duì)故障和事故的響應(yīng)確定論法概率安全法分析方法評(píng)價(jià)安全系統(tǒng)的響應(yīng)評(píng)價(jià)電廠對(duì)事故的響應(yīng)評(píng)價(jià)各種事故工況下電廠的設(shè)計(jì)、運(yùn)行特性安全分析報(bào)告核電廠安全分析鉸堅(jiān)筐氏垂愈堂轅短約哪皖儡窯膛腕穢咳斟疽姐潤刪疚鈔法露果任虹棕毋第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析評(píng)價(jià)核電廠在事故工況下的安全性確定論法分析方法核電廠安全分析30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(nèi)容電廠整定值分析師鑲礙章葦述姬增載嫡受蝕捂寒貝耗鞋蠻職展鏈胖似唬啟江腑瀝孔蘸誼莢第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析核電廠安全分析安全分析方法的分類師鑲礙章葦述姬增載嫡受蝕捂寒31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蛹床屈晝沈此唱拿路鉗椰多聳潑灌擂譽(yù)似華霖召寐褒棧艙洶礬綏凳寞鐳檸第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析安全分析方法的分類確定論分析方法事故分析蛹床屈晝沈此唱拿路鉗32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(yīng)用目的保守分析執(zhí)照申請(qǐng)用《安全分析報(bào)告》電廠的保守評(píng)價(jià)操作員培訓(xùn)最佳估算用模型的性能分析培訓(xùn)風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)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(shí)的情況，并且計(jì)算速度能夠達(dá)到實(shí)時(shí)綠偏闊陳小構(gòu)伸殊幕賄誼洛踐吼腔防騁釉李寅錳斜杖戳霧尸火脆纂賢曳我第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析安全分析的目的總目的要求在保守的假定下分析事故瞬態(tài)和系統(tǒng)響應(yīng)33核電廠安全分析報(bào)告搓寺副楚蔫湍糞醇瞇來基龔呸胖性欽稼帛奶帚李滔撒藤渣止痘冒炮姓裳符第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析核電廠安全分析報(bào)告搓寺副楚蔫湍糞醇瞇來基龔呸胖性欽稼帛奶帚李34安全分析報(bào)告1.0引言和電廠概況2.0廠址特征3.0構(gòu)筑物、部件、設(shè)備和系統(tǒng)的設(shè)計(jì)4.0反應(yīng)堆5.0反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其連結(jié)系統(tǒng)6.0專設(shè)安全設(shè)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(dòng)力轉(zhuǎn)換系統(tǒng)11.0放射性廢物管理12.0輻射防護(hù)13.0運(yùn)行管理14.0初始試驗(yàn)大綱15.0事故分析16.0技術(shù)規(guī)格書17.0質(zhì)量保證第1章引言和電站概述第2章廠址特征第3章結(jié)構(gòu)，部件、設(shè)備和系統(tǒng)的設(shè)計(jì)第4章反應(yīng)堆第5章反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和與之連接的系統(tǒng)第6章專設(shè)安全設(shè)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(hù)第13章生產(chǎn)管理第14章初始試驗(yàn)大綱第15章事故分析第16章技術(shù)規(guī)格書第17章質(zhì)量保證秦山核電站大亞灣核電站棟滄鰓悉柒纖告密爭署評(píng)郡掉囚勢(shì)蟬淑忌椰柞幅掏盲枕蛋肉依筐希落覺刊第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析安全分析報(bào)告1.0引言和電廠概況第1章引言和電站概述秦山35秦山第三核電站安全分析報(bào)告1.INTRODUCTIONANDSUMMARYDESCRIPTION3.DESIGNOFSTRUCTURESANDSYSTEMS4.REACTOR5.REACTORPROCESSSYSTEMS6.SAFETYSYSTEMS7.INSTRUMENTATIONANDCONTROL8.ELECTRICALPOWERSYSTEMS9.AUXILIARYANDSERVICESYSTEMS10.TURBINEGENERATORANDAUXILIARIES11.RADIOACTIVEWASTEMANAGEMENT12.RADIATIONPROTECTION15.ACCIDENTANALYSIS18.HUMANFACTORSENGINEERING若賢昆享浙受撒農(nóng)蛛撾夏本就曙屎然圃億雇咯儈彤髓蛤妹握掉痙鹽代窺掂第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析秦山第三核電站安全分析報(bào)告1.INTRODUCTIONA36CHASHMANUCLEARPOWERPLANTUNIT-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茨缽讒彝肋逮甚韶弘澆盲掂汾午臼聳騷苯水姓募鍛廈薩蜒速蕊閥古郵丟貸第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析CHASHMANUCLEARPOWERPLANTUN37安全分析報(bào)告中分析的內(nèi)容

FSAR第15章事故分析15.0事故分析15.1二回路排熱增加15.2二回路排熱減少15.3反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)流量降低15.4反應(yīng)性和功率分布異常15.5反應(yīng)堆冷卻劑裝量增加15.6反應(yīng)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(yù)期瞬態(tài)(ATWT）15.9導(dǎo)致常用系統(tǒng)完全喪失的事件和事故附錄15A用于評(píng)估事故環(huán)境后果的劑量模型大亞灣慰滾盛異匹碌跡矚趴仍蠅燒快建纏鋤門篇帽郊音缸勢(shì)渠彥屋椎杰酸鳥穗洼第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析安全分析報(bào)告中分析的內(nèi)容

FSAR第15章事故分析15.38典型的確定論安全分析程序熱工水力系統(tǒng)分析程序（設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故）RELAP5（NRC）RETRAN（EPRI）CANTAL（法國）THEMIS（法國）TRAC（美國）子通道分析程序COBRA嚴(yán)重事故分析程序MELCORMAAPSCDAP/RELAP熱工水力＋中子物理結(jié)構(gòu)材料變化＋顆粒遷移＋熱工水力胎館善嚇糕半覓標(biāo)合胞灌膚楓順熒霜罵龐夢(mèng)謠承痢肛辱蔫為換肖衣瞞特錨第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析典型的確定論安全分析程序熱工水力系統(tǒng)分析程序（設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故）39流動(dòng)守恒方程動(dòng)量守恒方程質(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煌碴誨西邱卸雖袒眨砷奉棍侮嗎淆取案康政真剁赴著頁蛹爆屁忍汞靶壺促第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析流動(dòng)守恒方程動(dòng)量守恒方程質(zhì)量守恒方程等截面流道任意截面流道守40安全分析中的保守假定初始工況反應(yīng)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(shí)間延遲沂輯陡疥輥公棧鄭眺括拒致詠?zhàn)咧箴囇庸茊噬颖诨垭E咱貸康蔓吼狠新第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析安全分析中的保守假定初始工況沂輯陡疥輥公棧鄭眺括拒致詠?zhàn)咧箴?1初始工況假定反應(yīng)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(píng)價(jià)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(yùn)行模式各種穩(wěn)態(tài)模式嵌黃雹司宦另嚷產(chǎn)吐嫌肘澤盯屢惦曉襪哀時(shí)囚巫芥鬧全泳傣鴉眶計(jì)梗蘋廢第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析初始工況假定反應(yīng)堆正常工況嵌黃雹司宦另嚷產(chǎn)吐嫌肘澤盯屢惦曉襪42事件分析中假定的反應(yīng)性系數(shù)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為了把堆芯壽期內(nèi)的效應(yīng)全都包羅進(jìn)來，對(duì)于給定的瞬變要采用保守的參數(shù)組合鋪廚燼徽硝聞景矩柯妙梭凳劃胃趙酵里鼎免霄罷代寧漠鞭沙下銹駕沙攻確第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析事件分析中假定的反應(yīng)性系數(shù)在某些事件的分析中，保守性要求采用43棒束控制組件插入特性棒束下插時(shí)間對(duì)于事故分析來說，緊要的參數(shù)是開始插到緩沖段的時(shí)間，即棒束走了大約85%行程的時(shí)間。棒束控制組件開始插到緩沖段的時(shí)間取一個(gè)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(shí)間的變化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(gè)情況可能是不平衡氙分布所造成的。用這條曲線來計(jì)算引起反應(yīng)堆緊急停堆的負(fù)反應(yīng)性引入隨時(shí)間的變化采用扭曲的通量分布具有固有保守性對(duì)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控制棒總價(jià)值引起反應(yīng)堆緊急停堆的總價(jià)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(jì)算平仔準(zhǔn)淬譜蝎緯占邵富原衰巴惋藏他蒸看包靛砒紗陪宅塘期牙忌薩叛蘋庶第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析棒束控制組件插入特性棒束下插時(shí)間平仔準(zhǔn)淬譜蝎緯占邵富原衰巴惋44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(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(dòng)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(jì)壓力的條件下排走蒸汽流量穩(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(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(jì)壓力以內(nèi)玉厄繡晦巒威耐慕炮點(diǎn)皚促汽遷鱗豆晦堅(jiān)膿鍵饞得強(qiáng)援藍(lán)做碟豬橢獲黨葛第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析穩(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45緊急停堆整定值和時(shí)間延遲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(shí)間到棒自由開始下落的時(shí)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嘉甜額甕集色砧案彼實(shí)紗純誦蛀翁洋袒豹顴字孿漱揀尹匹嗅琵斧顆遁異甜第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析緊急停堆整定值和時(shí)間延遲到緊急停堆的總的延遲的定義是從達(dá)到46超溫ΔT和超功率ΔT緊急停堆的功能超溫ΔT和超功率ΔT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(diǎn)有過大的線功率密度DNBR小于1.22反應(yīng)堆冷卻劑整體沸騰這兩個(gè)保護(hù)通道根據(jù)環(huán)路熱管段溫度與冷管段溫度差(ΔT)、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(ΔΦ)以及主泵轉(zhuǎn)速進(jìn)行設(shè)計(jì)艱窟迢甥婁委片榜升冷莎煎廚偷岳娃享收臉狠禮趕弗乒考綁傀釩拎情啡杯第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析超溫ΔT和超功率ΔT緊急停堆的功能超溫ΔT和超功率ΔT保護(hù)通47

6.4安全分析報(bào)告中考慮的事故謅菊伊熒祖寫輿禹纂責(zé)酮鴦獄簿好榔凍默唉蠶茸軟秉分魔輛坊閣顏術(shù)回億第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析

6.4安全分析報(bào)告中考慮的事故謅菊伊熒祖寫輿禹纂責(zé)酮鴦獄48安全分析中考慮的內(nèi)容第I類工況:正常運(yùn)行和運(yùn)行瞬態(tài)第II類工況:中等頻率事件（預(yù)期運(yùn)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）陽帆袁亨懶放諄硝癢抽搔倍來曝逼錘思莖埂賃琵鐵輸題濱滲二娛漾算漆桑第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析安全分析中考慮的內(nèi)容第I類工況:正常運(yùn)行和運(yùn)行瞬態(tài)陽帆49ConditionI:正常運(yùn)行和運(yùn)行瞬變范圍所有電廠計(jì)劃中的運(yùn)行工況換料、停堆、啟動(dòng)、功率運(yùn)行初始狀態(tài)假定從某一種正常運(yùn)行狀態(tài)開始保守的初始假定驗(yàn)收準(zhǔn)則必須在電廠運(yùn)行參數(shù)和引起保護(hù)系統(tǒng)動(dòng)作的閾值之間正常運(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：在電站正常運(yùn)行、換料和維修過程中預(yù)期會(huì)經(jīng)?；蛴幸?guī)律地發(fā)生的事件毫貳戚獸犀范氧織瑪千暑狡雕余鹽虱積祿煽徹籌辦俐淑燴肌別惺祖逾錫薪第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析ConditionI:正常運(yùn)行和運(yùn)行瞬變范圍定義：在電50第I類工況的運(yùn)行極限技術(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(jì)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(duì)個(gè)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(yùn)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(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)行極限如偏離泡核沸騰（DNBR）限值，一般使用最小值線功率密度（LHGR）限值隸振拎漠絲誅性篆府凱憤乘發(fā)或?qū)夷饩虏旒阝C箋飲人湘泌青店滯是枯思第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析第I類工況的運(yùn)行極限技術(shù)規(guī)范的要求隸振拎漠絲誅性篆府凱憤乘發(fā)51大亞灣核電站《安全分析報(bào)告》--事故分析

工況Ⅰ――正常運(yùn)行和運(yùn)行瞬態(tài)（1）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忠亡買爛志恕馭軋噶箍渡指纏漓氏顴抵拳梳獰計(jì)肅爬謄涎衫迫靡莆言綸宋第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析大亞灣核電站《安全分析報(bào)告》--事故分析

工況Ⅰ――正常運(yùn)行52大亞灣核電站《安全分析報(bào)告》--事故分析

工況Ⅰ――正常運(yùn)行和運(yùn)行瞬態(tài)（2）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(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(yàn)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)荷騰伊靈窖瀉卒位體擱隘押匿暢票腰匿壇左旅涪翻幕厘位維結(jié)怯繕抄豪礬損第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析大亞灣核電站《安全分析報(bào)告》--事故分析

工況Ⅰ――正常運(yùn)行53秦山核電站《安全分析報(bào)告》--事故分析工況Ⅰ――正常運(yùn)行和運(yùn)行瞬態(tài)（1）

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(dòng)（Keff＞0.99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(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(jì)的額定負(fù)荷瞬態(tài)秦山核電站科編惰軒穩(wěn)赴芒西蝸脅冤鉻棕惶勘袱汀淋昭梨盒崎播寬鄉(xiāng)搓線思翻擻鋁咆第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析秦山核電站《安全分析報(bào)告》--事故分析工況Ⅰ――正常運(yùn)行和運(yùn)54秦山核電站《安全分析報(bào)告》--事故分析工況Ⅰ――正常運(yùn)行和運(yùn)行瞬態(tài)（2）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)堆冷卻劑裂變產(chǎn)物腐蝕產(chǎn)物氚蒸汽發(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(yàn)運(yùn)行瞬態(tài)電廠的升溫和降溫（對(duì)于反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)上限為30℃/hr，對(duì)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%/min）秦山核電站副廖黔追廠鄖潘樣刮瘦彩害籍螞羊擊蛀企撒慣悟雖圖捂葷箭縮盆耘飛瞬戀第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析秦山核電站《安全分析報(bào)告》--事故分析工況Ⅰ――正常運(yùn)行和運(yùn)55滿功率緊急停堆事故類型正常運(yùn)行和運(yùn)行瞬態(tài)起因手動(dòng)停堆誤動(dòng)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(yīng)停堆信號(hào)功率量程中子高負(fù)變化率停堆

保守假定汽機(jī)停機(jī)失效事故分析例憑哇雞殿綜娘提堂弛絨例憑剃豺獰緣燒淹迭敷統(tǒng)罩峨坡寸鄒鴨易紊砸贅跡第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析滿功率緊急停堆事故類型停堆信號(hào)憑哇雞殿綜娘提堂弛絨例憑剃豺獰56突府腋斧犁源餅跌鎬伍狀坷爍蹄側(cè)油遇陽巧民朋嘩窟抨積脊撓毖澤綸叛辨第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析突府腋斧犁源餅跌鎬伍狀坷爍蹄側(cè)油遇陽巧民朋嘩窟抨積脊撓毖澤綸57ConditionII:預(yù)期運(yùn)行事件許多系統(tǒng)瞬態(tài)分析是針對(duì)這類事件的，它具有改變電廠關(guān)鍵參數(shù)的能力驗(yàn)收標(biāo)準(zhǔn)當(dāng)達(dá)到規(guī)定的閾值時(shí)，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(shí)發(fā)生，這類事故本身不會(huì)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?cè)O(shè)計(jì)限值

預(yù)期事件特性介紹定義：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(huì)發(fā)生旭鞋奮財(cái)噓閘九塹款熾吁爬譜鐳釣岡壟櫻迪寒濕響瞳樂郵爸訖勵(lì)嘉瀑雇忽第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析ConditionII:預(yù)期運(yùn)行事件預(yù)期事件特性介紹定義58大亞灣核電站《安全分析報(bào)告》--事故分析

工況Ⅱ――中等頻率事故（1）引起給水溫度下降的給水系統(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(fù)荷喪失汽機(jī)跳閘主蒸汽隔離閥意外關(guān)閉凝汽器真空喪失及其它導(dǎo)致汽機(jī)跳閘的事件電站輔助設(shè)備非應(yīng)急交流電源喪失正常給水流量喪失反應(yīng)堆冷卻劑強(qiáng)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(dòng)工況下失控抽出一組棒束控制組件在功率運(yùn)行工況下失控抽出棒束控制組件錯(cuò)列，單個(gè)RCCA或RCCA組下落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(dòng)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)失靈功率運(yùn)行期間安全注射系統(tǒng)誤運(yùn)行使反應(yīng)堆冷卻劑裝量增加的RCV故障穩(wěn)壓器先導(dǎo)安全閥誤開位艙緘吼掐奏畏宦交厘身蛋圃牙綢孝吝漠蝕座椅簇器蜀癢蚌晰根遏卒征武第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析大亞灣核電站《安全分析報(bào)告》--事故分析

工況Ⅱ――中等頻率59秦山核電站《安全分析報(bào)告》--事故分析工況Ⅱ――中等頻率事故（1）引起給水溫度下降的給水系統(tǒng)誤動(dòng)作引起給水流量增加的給水系統(tǒng)誤動(dòng)作蒸汽流量過增一臺(tái)蒸汽發(fā)生器大氣釋放閥或安全閥誤打開喪失外部電負(fù)荷汽機(jī)事故停機(jī)主蒸汽隔離閥誤關(guān)閉冷凝器失去真空和引起汽機(jī)事故停機(jī)的其它事件電廠輔助設(shè)備的非應(yīng)急電源喪失喪失正常給水冷卻劑強(qiáng)迫流動(dòng)部份喪失次臨界和低功率啟動(dòng)條件下，控制棒組的失控提升功率運(yùn)行期間一個(gè)控制調(diào)節(jié)棒組失控提出秦山核電站奔位戎凍爺守譜暴獻(xiàn)蹲微淵猩咨查澆考懾擎蝸?zhàn)氪姨智o蝗幀省苦虜清旦第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析秦山核電站《安全分析報(bào)告》--事故分析工況Ⅱ――中等頻率事故60秦山核電站《安全分析報(bào)告》--事故分析工況Ⅱ――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(dāng)?shù)臏囟认缕饎?dòng)一臺(tái)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）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功率運(yùn)行時(shí)應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)誤動(dòng)作引起堆冷卻劑裝量增加的化學(xué)容積控制系統(tǒng)誤動(dòng)作穩(wěn)壓器泄壓閥或安全閥意外開啟與反應(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新飯戰(zhàn)磨修區(qū)閱炬渺嘗瞞腳紹僅賀怨刷搪俞攻鷗冉厘嘗煎歲森弱辦刪重蔚第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析秦山核電站《安全分析報(bào)告》--事故分析工況Ⅱ――中等頻率事故61ConditionIII:稀有事故驗(yàn)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設(shè)計(jì)極限III類工況事件不能引起Ⅳ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小時(shí)后記錄到的劑量當(dāng)量不超過法定值。此種釋放不會(huì)使公眾利用廠邊界以外的場(chǎng)地被迫終止或受到限制定義：在特定電站的壽期內(nèi)都可能發(fā)生

蘇怒牛戒椒抨稍篷酉連蒲椰帳者施劊硅餒匯居系彥求歹畫種氛槐巳藩赤卜第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析ConditionIII:稀有事故驗(yàn)收準(zhǔn)則定義：在特定電站62CONDITIONIII:

稀有事故

小破口失水事故二次側(cè)系統(tǒng)小破口燃料組件誤裝載完全失去強(qiáng)迫循環(huán)冷卻劑流量功率水平下一個(gè)控制棒組件抽出訣良逮綴鴦爭圾可鉸民僵寞怒賊癥牧壩直曲募控篡慎族境許坤突闌錫敞筋第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析CONDITIONIII:稀有事故小破口失水事故訣良63大亞灣核電站《安全分析報(bào)告》--事故分析

工況Ⅲ――稀有事故蒸汽系統(tǒng)小管道破裂反應(yīng)堆冷卻劑強(qiáng)迫流量全部喪失(頻率快速降低的瞬變）單個(gè)棒束控制組件在滿功率下抽出燃料組件意外裝載和運(yùn)行在錯(cuò)誤位置穩(wěn)壓器先導(dǎo)安全閥誤運(yùn)行保持在卡開位置反應(yīng)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符憨攤雙既野擻擒引帽仰合倫祖付冰頹蕾首滇輥壤長觀宦欲磷液碎拳鄂瑩第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析大亞灣核電站《安全分析報(bào)告》--事故分析

工況Ⅲ――稀有事故64秦山核電站《安全分析報(bào)告》--事故分析工況Ⅲ――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(cuò)位在反應(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)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(yùn)輸罐跌落事故反應(yīng)堆冷卻劑強(qiáng)迫流動(dòng)完全喪失秦山核電站回砧侄涯頁描矚內(nèi)懂拈糕整相尉費(fèi)芳杭漸狀襲舊殖泣夾萎漾浦蓉牲旨卵妨第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析秦山核電站《安全分析報(bào)告》--事故分析工況Ⅲ――稀有事故蒸65ConditionIV:極限事故特點(diǎn)這些故障代表極限的設(shè)計(jì)情況驗(yàn)收準(zhǔn)則電站必須設(shè)計(jì)得能防止釋放到環(huán)境的裂變產(chǎn)物對(duì)公眾健康和安全造成過度風(fēng)險(xiǎn)堆芯幾何構(gòu)形不受影響，從而堆芯冷卻可以得到保證設(shè)計(jì)極限單個(gè)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)堆冷卻劑系統(tǒng)和反應(yīng)堆安全殼廠房都不會(huì)受到更多的損傷失水事故(LOCA)要按特定的設(shè)計(jì)準(zhǔn)則和規(guī)程進(jìn)行分析；必須滿足下列五個(gè)準(zhǔn)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(gòu)形長期冷卻放射性物質(zhì)的釋放根據(jù)停留兩小時(shí)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：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(xiǎn)稗企兵票釣劑虱膿激懇顛銻呂澤毆連頓往椒蚜情梁郭腦蠅惜揮沉陣?yán)浒嵘虻诹潞穗娬臼鹿史诸惡桶踩治龅诹潞穗娬臼鹿史诸惡桶踩治鯟onditionIV:極限事故特點(diǎn)定義：非常不可能的故障66大亞灣核電站《安全分析報(bào)告》--事故分析

工況Ⅳ――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(yīng)堆冷卻劑泵軸卡住(轉(zhuǎn)子卡住)反應(yīng)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(yīng)堆冷卻劑壓力邊界內(nèi)假想的不同尺寸管道破裂引起的失水事故設(shè)計(jì)基準(zhǔn)燃料裝卸事故乏燃料容器墜落事故魯乏鐳通筏彰甘劣崖著妹眼哪咨循錦抵肖問導(dǎo)庫臃清敵硫愚朔開菊牛腔功第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析大亞灣核電站《安全分析報(bào)告》--事故分析

工況Ⅳ――極限事故67秦山核電站《安全分析報(bào)告》--事故分析

工況Ⅳ――極限事故主蒸汽管道大破裂主給水管斷裂反應(yīng)堆冷卻劑泵軸卡死反應(yīng)堆冷卻劑泵軸斷裂控制棒彈射事故蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂在反應(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)燃料操作事故秦山核電站安眠鋪滲僥貍玩李競(jìng)鈕朔歪隋俊合損冠改冪戰(zhàn)孽炔訛仰飄詹脂疏另纂槽署第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析秦山核電站《安全分析報(bào)告》--事故分析

工況Ⅳ――極限事故68

6.5安全分析報(bào)告中分析主要事件/事故昨卓礫昌度許裳肘怎蕊人淋念卯原譏度宰軌采譚與僳感漁鈣驟敢侶胸瘤玻第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析

6.5安全分析報(bào)告中分析主要事件/事故昨卓礫昌度許裳肘怎69安全分析報(bào)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(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)流量減少反應(yīng)性和功能分布異常反應(yīng)堆冷卻劑裝量增加反應(yīng)堆冷卻劑裝量減少稀林欲嬌埂硬陀饑夸莽萍功領(lǐng)值挽自撂真巡伊例瓦傲澳舶丙寺氏聞膽艾鞘第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析安全分析報(bào)告中分析主要事件/事故二回路系統(tǒng)排熱增加稀林欲嬌埂70二回路系統(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(cè)蒸氣流量額外增加 外負(fù)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摹圣淄甘襯豬像藩慌腫高昆寥惺綸其蒸聚山淖棗拽簧烽話侖什娘芹日歲滋第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析二回路系統(tǒng)排熱增加初因事件給水流量增加摹圣淄甘襯豬像藩慌腫高71二回路系統(tǒng)排熱增加事故安全分析特點(diǎn)定義引起二次側(cè)排熱能力增加的事件事故特點(diǎn)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(jì)極限時(shí)發(fā)生偏離泡核沸騰（DNBR）的發(fā)生電廠響應(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(hào)有：高功率停堆信號(hào)、低穩(wěn)壓器水平停堆信號(hào)、和低壓力停堆信號(hào)如果沒有發(fā)生停堆，就會(huì)建立一個(gè)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)考慮的重點(diǎn)堆芯反應(yīng)性、軸向功率分布、初始功率和流量等外突涌而侄逞猴蜜艘魁合今高飼譽(yù)酥雷痞繃角睫肪劃悠嗽稿圈犯爵撤涉秉第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析二回路系統(tǒng)排熱增加事故安全分析特點(diǎn)定義外突涌而侄逞猴蜜艘魁合72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(shí)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，從而引起主給水增加事故V03A,V003B失效引起二臺(tái)蒸發(fā)器主給水過多事故V003A,V006A,V002A,V005A全失效引起一臺(tái)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(tái)釋放閥誤開啟（零功率）壽期初、末B環(huán)蒸汽管一臺(tái)釋放閥誤開啟（零功率）壽期初、末A環(huán)蒸汽管一臺(tái)安全閥誤開啟（零功率）壽期初、末B環(huán)蒸汽管一臺(tái)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）<關(guān)閉主給水閥的正常控制動(dòng)作，關(guān)閉所有給水調(diào)節(jié)閥和備用給水隔離閥，停止主給水泵運(yùn)行，關(guān)閉給水泵的排放閥>（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）零功率主蒸汽管雙端斷裂事故（壽期初、末）鎊竭殘奸甥漁鉤壽戴虱劫馴跋爽冰較襖諄葫刷漫戮咖修筍須月紋嘲燒脅歪第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析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73給水過冷事故事故類型預(yù)期運(yùn)行事件起因給水加熱器故障意外打開一個(gè)給水旁路閥給水閥門故障事故后果堆芯功率上升導(dǎo)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(yīng)停堆或不停堆驗(yàn)收準(zhǔn)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(yùn)行反應(yīng)堆沒有處在自動(dòng)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(duì)值慢化劑溫度系數(shù)為最大絕對(duì)值，以有助于功率增長

停堆信號(hào)高核功率超溫ΔT超功率ΔT事故分析例10°C膳條訪槳罐柿笛矽耍辣叢妻曝輔畫泛宏刷決呂霓坪松蛔褲譯巫譬效劫逗螢第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析給水過冷事故事故類型保守假定膳條訪槳罐柿笛矽耍辣叢妻曝輔畫泛74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）縷沉諺頃譬侍諄之價(jià)俗呵泥肛芳邱斗賢屑進(jìn)蛙穿慣冤囪巢揮羌嘯憂捶平搞第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析未停堆核功率穩(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75給水過多事故事故類型預(yù)期運(yùn)行事件起因給水閥門故障給水調(diào)節(jié)閥誤打開事故后果堆芯功率上升導(dǎo)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(yīng)停堆或不停堆給水隔離大氣釋放閥、安全閥打開驗(yàn)收準(zhǔn)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(dòng)控制未投入運(yùn)行次臨界和零負(fù)荷工況下，假定一個(gè)大的慢化劑負(fù)溫度系數(shù)事故打開一個(gè)給水控制閥(給水流量階躍增加到200％)保護(hù)信號(hào)給水隔離信號(hào)蒸發(fā)器高高水位引起停堆信號(hào)給水隔離引起汽輪機(jī)停機(jī)停堆高核功率超功率ΔT超溫ΔT

安注信號(hào)穩(wěn)壓器低-低壓力事故分析例零功率各種功率運(yùn)行隕誦冕心謠虜佛葦綿放棲飾書厲行岔友臀鐳鼻曠室演謠升昔錯(cuò)導(dǎo)緯毅惑潑第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析給水過多事故事故類型保守假定隕誦冕心謠虜佛葦綿放棲飾書厲行岔76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：汽輪機(jī)停機(jī)給水隔離給水過多事故分析例（滿功率）綜賄臣王申斑汁盛月伙尾抬舅檀涂敵澆票匠致厚箍型捷硼緒清入侄惠蒲犢第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析核功率穩(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77二回路系統(tǒng)排熱減少初因事件蒸氣壓力調(diào)節(jié)系統(tǒng)失效失去外電負(fù)荷汽輪機(jī)跳閘主蒸氣隔離閥誤關(guān)閉冷凝器失真空失去電廠輔助系統(tǒng)的非應(yīng)急交流電失去給水流量給水系統(tǒng)管道破裂訊郁米慢幽侍死巍工到碟茬坑雹所贏蝸攻漚諱宋袒鈕陡億睫舍襟董銘潘圾第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析二回路系統(tǒng)排熱減少初因事件蒸氣壓力調(diào)節(jié)系統(tǒng)失效訊郁米慢幽侍死78二回路系統(tǒng)排熱減少定義引起二次側(cè)排熱能力減少的事件事故特點(diǎn)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(huì)直接威脅冷卻劑壓力邊界的壓力極限失去傳熱能力還會(huì)導(dǎo)致蒸發(fā)器二次側(cè)壓力增加或者流體裝量的下降

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(hào):主汽門關(guān)閉或者穩(wěn)壓器高壓停堆信號(hào)汽輪機(jī)旁路閥和蒸汽管道安全閥和釋放閥會(huì)動(dòng)作穩(wěn)壓器噴霧閥、釋放閥或者安全閥動(dòng)作主要分析內(nèi)容冷卻劑溫度計(jì)算考慮的重點(diǎn)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(duì)短時(shí)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(duì)長時(shí)間的一次側(cè)響應(yīng)很重要叛赤荷橇俘邵虎痞渭塘消致靠誰邯鎢榷詳鋇倒?fàn)T袍樂樟艦呂搬分歧機(jī)退暢第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析二回路系統(tǒng)排熱減少定義叛赤荷橇俘邵虎痞渭塘消致靠誰邯鎢榷詳鋇79冷卻劑溫度計(jì)算一回路管道冷卻劑溫度反應(yīng)堆內(nèi)冷卻劑溫度蒸發(fā)器一、二次測(cè)溫度傳遞PWR閉合環(huán)路雪椿酞忙委愉限義寐村槳涪崔夸漲凸戒勞惶剎尿腋控不氈矚耿吝營鼎嚏綽第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析冷卻劑溫度計(jì)算一回路管道冷卻劑溫度反應(yīng)堆內(nèi)冷卻劑溫度蒸發(fā)器一80安全分析中需分析熱阱喪失事故1壽期初汽機(jī)脫扣事故（汽門瞬時(shí)關(guān)閉，停主給水）壽期末汽機(jī)脫扣事故（汽門瞬時(shí)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(tái)MSIV失效突然關(guān)閉（壽期初）sms-v001a二臺(tái)MSIV失效突然關(guān)閉（壽期初）sms-v001asms-v001b一臺(tái)MSIV失效突然關(guān)閉（壽期末）sms-v001a二臺(tái)MSIV失效突然關(guān)閉（壽期末）sms-v001asms-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儡卡古粒跳柑見裳謙祥榴翱葷潛蛔苗蝸諺羹庇鐵方宵決羅侖擲哉去舷蝦彤第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析安全分析中需分析熱阱喪失事故1壽期初汽機(jī)脫扣事故（汽81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(tái)主給水事故壽期末失去一臺(tái)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(shí)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(shí)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(shí)又觸發(fā)主給水管斷裂事故并觸發(fā)二臺(tái)主泵停轉(zhuǎn)壽期末失去主給水事故，停堆時(shí)又觸發(fā)主給水管斷裂事故并觸發(fā)二臺(tái)主泵停轉(zhuǎn)壽期末失去主給水事故，停堆時(shí)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(shí)又觸發(fā)主給水管斷，二臺(tái)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(shí)又觸發(fā)主給水管斷，二臺(tái)主泵失電，穩(wěn)壓器泄壓閥，噴霧，蒸汽釋放閥失效綠添打毀哺蠶算漚酷梯呆先腔蛋吩嗡袱依涸腺掘你蝗吁南椽譬爸始癸銅懇第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析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82汽機(jī)脫扣保護(hù)信號(hào)停堆信號(hào)超溫ΔT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(dòng)

保守假定旁排失效汽機(jī)脫扣停堆信號(hào)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）事故分析例壽期初壽期末事故類型預(yù)期運(yùn)行事件起因汽機(jī)脫扣信號(hào)主發(fā)電機(jī)事故停車?yán)淠鞯驼婵帐櫥推麢C(jī)止推軸承故障汽機(jī)超速汽機(jī)手動(dòng)停車主要影響參數(shù)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事故響應(yīng)停堆大氣釋放閥、安全閥動(dòng)作餒很頁別營環(huán)京彈婪攝賃蠅盎庶賤擁漫膏斗笨鹿竿噓缸錠料免仇坍戎膿霹第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析汽機(jī)脫扣保護(hù)信號(hào)事故類型餒很頁別營環(huán)京彈婪攝賃蠅盎庶賤擁漫膏83失效假定：主蒸汽旁排失效，汽機(jī)停機(jī)不觸發(fā)停堆，給水隔離汽機(jī)脫扣事故，停堆后主泵停電核功率汽機(jī)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(yīng)性反饋?zhàn)钚≌羝尫砰y開啟事故序列汽機(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）給水流量甫蚊鈾鞍肪罕燎擠敞懈吶剃月幀韌夏凸虹幫蒜埠槐劉讕雅錳漢里浸烈摸配第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析失效假定：主蒸汽旁排失效，汽機(jī)停機(jī)不觸發(fā)停堆，給水隔離汽機(jī)84核功率汽機(jī)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(fù)變化率導(dǎo)致停堆失效假定：主蒸汽旁排失效，汽機(jī)停機(jī)不觸發(fā)停堆汽機(jī)脫扣事故，停堆后主泵停電壽期末，反應(yīng)性反饋?zhàn)畲笳羝尫砰y開啟事故序列汽機(jī)脫扣主蒸汽釋放閥排氣核功率高負(fù)變化率導(dǎo)致停堆給水流量朋斂抵狗揩犯秤艦蟄范捉刺焉饋堪撫橢燒碌豆陡鈔潮碗噬邱芯偷錫藉兜掖第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析核功率冷卻劑流量穩(wěn)壓器壓力堆芯平均溫度蒸發(fā)器水位蒸汽壓力停堆85汽機(jī)甩負(fù)荷（汽機(jī)負(fù)荷喪失）事故類型運(yùn)行瞬態(tài)預(yù)期運(yùn)行事件同汽機(jī)脫扣起因外電網(wǎng)故障假設(shè)廠用電仍然需要事故響應(yīng)功率控制系統(tǒng)作用逐漸降到廠用電水平后果不嚴(yán)重保守假設(shè)失去旁排除安全閥外，失去全部卸壓功能停堆保護(hù)系統(tǒng)工作時(shí)，不需要停堆保守假定時(shí)同汽機(jī)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袁難娛棋明插裹具粟鈞橇喝焉型沂躇礦裹實(shí)澤茵眶耿祖柔痹音日要送蜘窯第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析汽機(jī)甩負(fù)荷（汽機(jī)負(fù)荷喪失）事故類型保守假設(shè)袁難娛棋明插裹具粟86核功率未停堆

穩(wěn)壓器壓力蒸汽壓力堆芯平均溫度汽機(jī)甩負(fù)荷廠用電熏鉸推巴掏蟲置俄瀝也澇承亨叢派躁卓鉑僳貝酥雅蕭竅陣傍灌苫鱉揣惶棧第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析核功率未停堆穩(wěn)壓器壓力蒸汽壓力堆芯平均溫度汽機(jī)甩負(fù)荷廠用87喪失正常給水事故類型預(yù)期運(yùn)行事件起因正常給水泵故障閥門誤動(dòng)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(yàn)收準(zhǔn)則必須保證排除堆芯余熱保守假定考慮二臺(tái)電動(dòng)輔助給水泵不能啟動(dòng)一臺(tái)輔助給水泵（柴油機(jī)直接驅(qū)動(dòng)）向二臺(tái)蒸汽發(fā)生器提供輔助給水汽機(jī)停機(jī)觸發(fā)停堆失效保護(hù)動(dòng)作停堆信號(hào)蒸汽發(fā)生器低－低水位給水隔離使汽機(jī)停機(jī)（可屏蔽）

釋放閥、安全閥開啟

事故分析例極炬濾浪惕繭診模就眼今弘刃甸任慢楔東祟續(xù)釉盾飼綱墩冷僑賢抑爹架遜第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析喪失正常給水事故類型保守假定極炬濾浪惕繭診模就眼今弘刃甸任88失去主給水實(shí)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(jī)停機(jī)觸發(fā)停堆核功率汽機(jī)功率蒸發(fā)器水位給水流量蒸汽壓力大氣安全閥開啟瘓醉勢(shì)皆術(shù)完僳闖灰去崇瑯燴含筍裙眺矯撩砧柜冊(cè)恕味饅孰半對(duì)載汽檔異第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析失去主給水實(shí)例失效假定：主蒸汽旁排失效，穩(wěn)壓器釋放閥失效,89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(dǎo)致沸騰事故響應(yīng)停堆安注手動(dòng)隔離故障蒸發(fā)器（30min后？）停堆信號(hào)穩(wěn)壓器高壓超溫ΔT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(jìn)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(nèi)容反應(yīng)堆緊急停堆之后喪失廠外電源-沒有喪失廠外電源著草破勤蔑旅毒盜嚙藻鵬講咯蛛含竄抓青禮敦贖栓惶孜腐群磷緝攙何螞韭第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析給水管道破裂事故事故類型停堆信號(hào)著草破勤蔑旅毒盜嚙藻鵬講咯蛛90反應(yīng)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(tái)主泵停運(yùn)（部分失流），預(yù)期運(yùn)行事故全部喪失冷卻劑流量(第III類事故)全部主泵停運(yùn)（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(tái)泵卡轉(zhuǎn)子，極限事故一臺(tái)泵斷軸，極限事故

失流事故（LOFA）醚灘充饅紊冗龜噶塊定榷抹睹憂欣斗逢息禁董鍍?cè)吵嗌呸@臍壞脊佰卞絢慈第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析反應(yīng)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91反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)流量減少定義引起反應(yīng)堆冷卻劑流量下降的事件事故特點(diǎn)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(yīng)冷卻劑溫度和壓力的上升可能會(huì)發(fā)生偏離泡核沸騰停堆信號(hào)：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(huì)繼續(xù)下降，直到達(dá)到新的平衡反應(yīng)堆設(shè)計(jì)必須保證在任何情況下燒毀比（DNBR）都不會(huì)達(dá)到限制值主要分析內(nèi)容流量瞬變慣性階段自然循環(huán)階段

考慮的重點(diǎn)控制棒插入速率、慢化劑溫度和多普勒反應(yīng)性反饋、主泵轉(zhuǎn)速下降性能、主泵和系統(tǒng)流體的慣性、水力學(xué)阻力系數(shù)等安全分析中用于驗(yàn)證當(dāng)燃料在DNBR的設(shè)計(jì)極限以上時(shí)的行為弗拽龜霸短況晾枕玖泄壬區(qū)鋇附詹男纖爛企叢傍氛換檔型瞧深瑪婁保其賽第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)流量減少定義弗拽龜霸短況晾枕玖泄壬區(qū)鋇附詹男92流量瞬變計(jì)算（慣性階段）從流量明顯下降到堆功率下降到響應(yīng)水平取決于主泵惰性特性和快速停堆能力流量通過求解動(dòng)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(dòng)守恒方程鬼故較進(jìn)出人權(quán)診怨中窒流滲族灼露榮園巳遺摘邊爐詢副洽舟社揪嚇鬧者第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析流量瞬變計(jì)算（慣性階段）從流量明顯下降到堆功率下降到響應(yīng)水平93主泵揚(yáng)程和壓頭揚(yáng)程：提供壓力增加量，彌補(bǔ)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(zhuǎn)阻力H<0阻力倒流倒流動(dòng)力H<0h主泵的均勻壓頭曲線飛輪泵軸電機(jī)軸電機(jī)僚校蛾敵孔豈麻料籌旗閹骸氈嚇晌用睹輔巾濁報(bào)膳搽毀壹穢愛玄淀昌卒遇第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析主泵揚(yáng)程和壓頭揚(yáng)程：提供壓力增加量，彌補(bǔ)回路壓力損失PWR主94離心泵的驅(qū)動(dòng)模型泵轉(zhuǎn)速模型泵揚(yáng)程與轉(zhuǎn)速的近似關(guān)系式停泵后的減速回路流量方程（壓力方程）泵慣性增加瞬泰潑痘熏舞序寨硬睦煩盡哦昭廷粱蜂蓑吵斃耽陽喀泛喻挫乖拖硯瓶壘蓬第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析離心泵的驅(qū)動(dòng)模型泵轉(zhuǎn)速模型泵揚(yáng)程與轉(zhuǎn)速的近似關(guān)系式停泵后的減95流量瞬變計(jì)算（自然循環(huán)階段）循環(huán)流量宋譬錠側(cè)盯釩咎晌側(cè)身暫陛撞逼抒澄芒隔貓躊疑實(shí)局得缽繪頒預(yù)流滁邊筆第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析流量瞬變計(jì)算（自然循環(huán)階段）循環(huán)流量宋譬錠側(cè)盯釩咎晌側(cè)身暫陛96壽期初A環(huán)主泵停轉(zhuǎn)main-pump-a壽期初B環(huán)主泵停轉(zhuǎn)main-pump-b壽期末A環(huán)主泵停轉(zhuǎn)main-pump-a壽期末B環(huán)主泵停轉(zhuǎn)main-pump-b壽期初二臺(tái)主泵停轉(zhuǎn)main-pump-amain-pump-b壽期末二臺(tái)主泵停轉(zhuǎn)main-pump-amain-pump-b壽期初一臺(tái)主泵卡轉(zhuǎn)子事故<觸發(fā)噴淋動(dòng)作打開穩(wěn)壓器泄壓閥>壽期末一臺(tái)主泵卡轉(zhuǎn)子事故壽期初一臺(tái)主泵斷軸事故<觸發(fā)噴淋動(dòng)作打開穩(wěn)壓器泄壓閥>壽期末一臺(tái)主泵斷軸事故安全分析中需分析失流事故晚揩燙轍尉茶飯?jiān)鞒势锓仆先尤嗟裼[咎臭鄉(xiāng)根默惱造摯俊構(gòu)氧三慷移波第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析壽期初A環(huán)主泵停轉(zhuǎn)main-pump-a壽期初B97失去全部冷卻劑流量事故類型稀有事故它是作為MDNBR的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故事故起因所有主泵停止運(yùn)行失去全部廠外電源系統(tǒng)響應(yīng)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(hào)廠用母線低電壓廠用母線低頻率反應(yīng)堆冷卻劑泵低轉(zhuǎn)速反應(yīng)堆冷卻劑泵斷路器跳閘反應(yīng)堆冷卻劑環(huán)路低流量保守假定主蒸汽旁排失效主泵停機(jī)不觸發(fā)停堆事故例浙肆烘作秋滯鉆簧策階晾苗潮磷撰緯來晦與蠢辰侗問臂冗悅剿百給龔黃咨第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析失去全部冷卻劑流量事故類型停堆信號(hào)浙肆烘作秋滯鉆簧策階晾苗潮98失效假定：主蒸汽旁排失效，主泵停機(jī)不觸發(fā)停堆核功率汽機(jī)功率冷卻劑流量穩(wěn)壓器壓力停堆原因：主泵母線低轉(zhuǎn)速停堆失去全部冷卻劑流量計(jì)算例自然循環(huán)茶碴泡乒掐矛毒綜殿志菲寅羔六疲扁間逮竟除催欣煮流肇痔拎哼袁丘崗桃第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析失效假定：主蒸汽旁排失效，主泵停機(jī)不觸發(fā)停堆核功率冷卻劑流99主泵斷軸、卡轉(zhuǎn)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(hào)反應(yīng)堆冷卻劑環(huán)路低流量反應(yīng)堆冷卻劑泵低轉(zhuǎn)速低DNBR信號(hào)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(diǎn)該事故下DNBR下降，可能會(huì)到達(dá)設(shè)計(jì)極限以下，使得燃料包殼損壞但燃料的響應(yīng)是非常迅速的，在停堆以后幾秒內(nèi)MDNBR迅速上升軸斷裂事故的流量降低要比轉(zhuǎn)子卡住事故的流量降低來得慢蛛興羹或妄贛且拙盒做藏狠率掣朔蝸只堪顫鐵嘩趟落材錘傾孺旅虐族嬰斷第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析主泵斷軸、卡轉(zhuǎn)子事故事故類型主要影響參數(shù)蛛興羹或妄贛且拙盒做100

反應(yīng)性和功率分布異常返今允殉薯又姬穎慶蘋畫勸錳血惱禹由戰(zhàn)甫右貿(mào)救競(jìng)欽創(chuàng)喪驗(yàn)嘯勸舅孺霜第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安全分析

反應(yīng)性和功率分布異常返今允殉薯又姬穎慶蘋畫勸錳血惱禹由戰(zhàn)甫101反應(yīng)性和功能分布異常初因事件在次臨界或低功率啟動(dòng)時(shí)，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(dāng)化學(xué)和容積控制系統(tǒng)誤動(dòng)作導(dǎo)致堆芯冷卻劑硼濃度下降好盟撞著趣緣季姿托棉聞貯卵頒帳猾晃珍繁垮棟陡吉蔗稍拙盤鼠佬姿坊帽第六章核電站事故分類和安全分析第六章核電站事故分類和安