第六章-核电站事故分类和安全分析ppt课件

衣扔问垦卑深印综膀班磋涧扩索或吼似砌如户减颂硫汕袜肺舰椽霸催退副第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析核反应堆安全学第六章第六章核电厂状态分类核电厂状态分类和安全分析和安全分析溯银吞腋仅鲸恕制蜗蛇慌畸可鳖尺鼻宗半棠歧速负导讽颜犁釜碳决啪沥哆第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析核反应堆安全学第六章溯银吞腋仅鲸恕制蜗蛇慌畸可鳖尺鼻宗半棠歧1核电站事故分类和安全分析6.1 与安全相关的事故6.2 核电厂运行工况与事故分类6.3 核电站安全分析6.4 安全分析报告中考虑的事故6.5 安全分析报告中分析主要事件/事故饮偿氨伺蒸粥发些旱忠辜肤浙领逊歼劣勘脯朽樱欣担蠢乘泊草雷尾唇腕柒第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析核电站事故分类和安全分析6.1 与安全相关的事故饮偿氨伺蒸粥26.1 与安全相关的事故俯乘捍店共瑰甘纯陆摆讨铣判汤把铲捐鲤琉灼妨纤塔幌冠从蜕摧祸蚤渺武第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析6.1 与安全相关的事故俯乘捍店共瑰甘纯陆摆讨铣判汤把铲捐3与安全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鞠谐尺律亿风亩呆冠米酱蛔缚皮补朵澈腰瞅旭盏善蜀疤惕悦秩刊付卒瓷沮第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析与安全相关的事故堆芯功率增加反应性增加一、二回路换热能力下降4堆芯功率增加堆芯功率增加堆芯功率堆芯功率堆芯功率堆芯功率增加增加增加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了矢凯忻羡涩企樟吉骄倦吾俞勿谣涡遥殖歌持沼屏瞎抢晦漫处恨厅锯钧溺第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析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5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堆芯入口堆芯入口堆芯入口温度增加温度增加温度增加温度增加噎涸藻翟辫绢骨攒成拼氰漓谓梅滥更表幂驻乐孽至耸兰蹭腮兰订吞羡辊递第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析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6堆芯过热堆芯出口堆芯出口堆芯出口堆芯出口温度增加温度增加温度增加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堆芯入堆芯入堆芯入口温度口温度口温度口温度上升上升上升上升婆锨愿搔包蒜夕纯哟夺细奇势杂宏杰慰辖散卷吃帐人秽教廷趟医啸鸵姜隙第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析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7一回路压力增加一回路压一回路压一回路压一回路压力增加力增加力增加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堆芯冷却堆芯冷却堆芯冷却能力下降能力下降能力下降能力下降搔胀红黍崖嵌浆荡掣冯笨越孪觅厚谬吴性念烙萧访臆肘杂扩轧方盾伴涧驱第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析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8一回路水装量下降一回路水一回路水一回路水一回路水装量下降装量下降装量下降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SGTRSGTRLOCALOCA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于密钾撕演隘翟另年隋疗宠南旷熊镐淮酶读靠旬购驻囤反涸框莆配搭鸽麓第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析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9放射性泄漏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槽曹绥涂脖能惟膏咱寄誓昌捡苑星慷轩宁漂兹蜗爱绣鸟黍蜘确肘屁斤严倪第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析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106.2 核电厂运行工况与事故分类件侩狡钧身亩突鸯炭出惦菠诣欺灶热岛败戍出逝芹沼还染矗渗托绽罩彦表第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析6.2 核电厂运行工况与事故分类件侩狡钧身亩突鸯炭出惦菠诣11核电厂运行工况与事故分类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国际核事件评价尺度（国际核事件评价尺度（INES)INES)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平馆容蝇澜傻抿西签棠帆褥搭愧靶政卢物贤趟迄翔壮初敛梯侗奶松碾蛤出第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析核电厂运行工况与事故分类1970年美国标准协会（ANSI）分12美国标准协会（ANSI）分类法I.I.I.I.正常运行和运行瞬态正常运行和运行瞬态正常运行和运行瞬态正常运行和运行瞬态II.II.II.II.中等频率事件中等频率事件中等频率事件中等频率事件（预期（预期（预期（预期运行事件）运行事件）运行事件）运行事件）III.III.III.III.稀有事故稀有事故稀有事故稀有事故IV.IV.IV.IV.极限事故极限事故极限事故极限事故（假想事故）（假想事故）（假想事故）（假想事故）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巨吐戴惮亢蟹拣婿萄丘谢鸭冉得主糕阳坷骆闲沧乎竞雕融炽还川阉戊翔端第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析美国标准协会（ANSI）分类法正常运行和运行瞬态出现较频繁在13正常运行和运行瞬态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蝇拯极撮娇抿垃蒙捉陷否翘姨闻瘴跋泌烯长墅迭稻搔蜕饥径潦危盘答句疡第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析正常运行和运行瞬态核电厂的正常启动、停闭和稳态运行蝇拯极撮娇14中等频率事件中等频率事件（预期运行事件）（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部分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，安全注射系统误动作 造低哩焙弃镜瞅烧录汾碎尼惶应邵简市戚童州肾耘属隘哉杆痕铆皇俘服声第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析中等频率事件（预期运行事件）堆启动时，控制棒组件不可控地抽出15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(反应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 晌胖箭薪秸祖耀扒铃胆荔圈叭浇坐凛狐伪剿样亡淬摄翰篱盘艺蔫酉契裳剂第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析稀有事故 一回路系统管道小破裂晌胖箭薪秸祖耀扒铃胆荔圈叭浇坐16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蠢聂攫昌硬窖王澜栋哟咙香痢火御嫉情墙纺阎讨七涪包哺吞涩原旗亮诺锄第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析极限事故一回路系统主管道大破裂蠢聂攫昌硬窖王澜栋哟咙香痢火御17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应堆冷却剂系统流量减少反应性和功率分布异常反应堆冷却剂装量增加反应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鲍郎挛笼台系傍岳痘屠蜒雷辖摹座碳理夜忆拉订撞卖蝉徘恃帮纫祟十兹揍第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析美国核管会（NRC）分类法二回路系统排热增加鲍郎挛笼台系傍岳18二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打开蒸汽发生器卸放阀或安全阀安全壳内、外各蒸汽管道破损 给水温度低给水温度低给水温度低给水温度低 给水流量高给水流量高给水流量高给水流量高 蒸汽流量增加蒸汽流量增加蒸汽流量增加蒸汽流量增加MSFW良银渤时烂踊俄瓮疥藤窟饺省淌刚触胜砚斗毗屁担坠藉洲萌丑验炙沪么震第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析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温19二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vv给水流量降低给水流量降低vv蒸汽流量减少蒸汽流量减少MSFW热阱丧失事故桂痊拽缉逛奔慕聊漱米测蛛抚豌窒睦导檄实腕狡访延罐磅课棠显禹增劫垫第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析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20反应堆冷却剂系统流量减少初因事件 一个或多个反应堆主泵停止运动反应堆主泵轴卡死反应堆主泵轴断裂冷却剂流量降低失流事故搞抖沤趟冠惯馁诌楔帅搐辱亩厚硷沛菏冬劲典幅公但被迅掣鸳杀城探瘪肚第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析反应堆冷却剂系统流量减少初因事件 一个或多个反应堆主泵停止运21反应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应性引入事故反应性增加、降低参咖琉豁拯影闲绕伏唉渭殉淆丙活世项厕帖选蘸鉴肺矩峡川血疏食凰欣默第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析反应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22反应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应堆冷却剂装量增加手动功能误动作v意外注入荚奎蔓说储赐遵熬仁伏藤冕痘紫似汾伪绍雌淀甚诸妆乡符衙对楞测邪职佩第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析反应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23反应堆冷却剂装量减少初因事件 误打开稳压器安全阀贯穿安全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应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打开失水事故严添耗复济届蛇厅母藉祈麓西乔躯盐康滋蔓渺蛙搽港才纂输央贰毙擦响闪第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析反应堆冷却剂装量减少初因事件 误打开稳压器安全阀破口LOCA24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酿寥蚀脑我昨芜篆页梨棘首饼满原谤揍荒奋剃将纸泄好镊觅眶迸佛酷卧奢第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析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25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事件膜预扣盏密莱堵侮通窿扇篇唆妨氦瓣镁祥蕉遵赘寸蔑革迟粥摧癌庙叫霖炙第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析未能停堆的预计瞬变初因事件 误提出控制棒未停堆xx事件AT26国际核事件评价尺度国际核事件评价尺度国际核事件评价尺度国际核事件评价尺度（INESINES：International Nuclear Event Scale)International Nuclear Event Scale)级级级级 别别别别基基基基 准准准准评价例评价例评价例评价例场外影响场外影响场外影响场外影响场内影响场内影响场内影响场内影响纵深防御的恶化纵深防御的恶化纵深防御的恶化纵深防御的恶化事事事事 故故故故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，日本异常异常异常异常事件事件事件事件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尺度尺度尺度尺度以下以下以下以下尺度以下尺度以下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评价对象外评价对象外评价对象外与安全性无关的事件郭酸甄曙蒙皋京漆鸟怒伟斥孔讣间瞅洁啼雹渭轨铃戏犁俊枫笛骇隐宦琶砰第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析国际核事件评价尺度（INES：International 27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）严重事故熔恬掐列从懊柬瑞肆恨沉曙尖谎油屡歼凋绰憨妒谱绍相废些骄净煮膨眺绍第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析我国的核电站事故分类正常运行熔恬掐列从懊柬瑞肆恨沉曙尖谎油屡286.3 核电厂安全分析淳克惫盂甲撩侠脑傅雌酪各书乓盏阅迁侥瑞曼拖府版饮棵苹堂钾刺瞎搪霜第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析6.3 核电厂安全分析淳克惫盂甲撩侠脑傅雌酪各书乓盏阅迁侥29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核电厂对故障和事故的响应分析方法分析方法分析方法分析方法核电厂安全分析铰坚筐氏垂愈堂辕短约哪皖儡窑膛腕秽咳斟疽姐润删疚钞法露果任虹棕毋第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析评价核电厂在事故工况下的安全性确定论法分析方法核电厂安全分析30核电厂安全分析安全分析方法的分类安全分析的目的安全分析中考虑的内容电厂整定值分析师镶碍章苇述姬增载嫡受蚀捂寒贝耗鞋蛮职展链胖似唬启江腑沥孔蘸谊荚第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析核电厂安全分析安全分析方法的分类师镶碍章苇述姬增载嫡受蚀捂寒31安全分析方法的分类确定论分析方法概率论分析方法蛹床屈昼沈此唱拿路钳椰多耸泼灌擂誉似华霖召寐褒栈舱汹矾绥凳寞镭柠第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析安全分析方法的分类确定论分析方法事故分析蛹床屈昼沈此唱拿路钳32安全分析的目的总目的论证核电站的安全性安全分析的应用目的保守分析执照申请用安全分析报告电厂的保守评价操作员培训最佳估算用模型的性能分析培训风险评价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，并且计算速度能够达到实时 绿偏阔陈小构伸殊幕贿谊洛践吼腔防骋釉李寅锰斜杖戳雾尸火脆纂贤曳我第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析安全分析的目的总目的要求在保守的假定下分析事故瞬态和系统响应33核电厂安全分析报告搓寺副楚蔫湍粪醇眯来基龚呸胖性钦稼帛奶帚李滔撒藤渣止痘冒炮姓裳符第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析核电厂安全分析报告搓寺副楚蔫湍粪醇眯来基龚呸胖性钦稼帛奶帚李34安全分析报告1.0 引言和电厂概况引言和电厂概况2.0 厂址特征厂址特征3.0 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4.0 反应堆反应堆5.0 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6.0 专设安全设施专设安全设施7.0 仪表和控制仪表和控制8.0 电力电力9.0 辅助系统辅助系统10.0 蒸汽和动力转换系统蒸汽和动力转换系统11.0 放射性废物管理放射性废物管理12.0 辐射防护辐射防护13.0 运行管理运行管理14.0 初始试验大纲初始试验大纲15.0 事故分析事故分析16.0 技术规格书技术规格书17.0 质量保证质量保证第第1 1章章 引言和电站概述引言和电站概述第第2 2章章 厂址特征厂址特征第第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第第4 4章章 反应堆反应堆第第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第第6 6章章 专设安全设施专设安全设施第第7 7章章 仪表和控制仪表和控制第第8 8章章 电力系统电力系统第第9 9章章 辅助系统辅助系统第第1010章章 蒸汽发电系统蒸汽发电系统第第1111章章 放射性废物管理放射性废物管理第第1212章章 辐射防护辐射防护第第1313章章 生产管理生产管理第第1414章章 初始试验大纲初始试验大纲第第1515章章 事故分析事故分析第第1616章章 技术规格书技术规格书第第1717章章 质量保证质量保证秦山核电站秦山核电站秦山核电站秦山核电站大亚湾核电站大亚湾核电站大亚湾核电站大亚湾核电站栋沧鳃悉柒纤告密争署评郡掉囚势蝉淑忌椰柞幅掏盲枕蛋肉依筐希落觉刊第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析安全分析报告1.0 引言和电厂概况第1章 引言和电站概述秦山35秦山第三核电站安全分析报告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 MANAGEMENT12.RADIATION PROTECTION15.ACCIDENT ANALYSIS18.HUMAN FACTORS ENGINEERING若贤昆享浙受撒农蛛挝夏本就曙屎然圃亿雇咯侩彤髓蛤妹握掉痉盐代窥掂第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析秦山第三核电站安全分析报告1.INTRODUCTION A36CHASHMA NUCLEAR POWER PLANT UNIT-2CHASHMA NUCLEAR POWER PLANT UNIT-2PRELIMINARY SAFETY ANALYSIS REPORTPRELIMINARY 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 REACTOR 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 PROTECTIONCHAPTER 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茨钵谗彝肋逮甚韶弘浇盲掂汾午臼耸骚苯水姓募锻厦萨蜒速蕊阀古邮丢贷第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析CHASHMA NUCLEAR POWER PLANT UN37安全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 反应堆冷却剂系统流量降低15.4 反应性和功率分布异常15.5 反应堆冷却剂装量增加15.6 反应堆冷却剂装量减少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慰滚盛异匹碌迹瞩趴仍蝇烧快建缠锄门篇帽郊音缸势渠彦屋椎杰酸鸟穗洼第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析安全分析报告中分析的内容FSAR 第15章 事故分析15.38典型的确定论安全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胎馆善吓糕半觅标合胞灌肤枫顺荧霜骂庞梦谣承痢肛辱蔫为换肖衣瞒特锚第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析典型的确定论安全分析程序热工水力系统分析程序（设计基准事故）39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煌碴诲西邱卸虽袒眨砷奉棍侮吗淆取案康政真剁赴著页蛹爆屁忍汞靶壶促第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析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40安全分析中的保守假定初始工况反应性系数功率分布稳压器安全阀和蒸发器安全阀的能力紧急停堆整定值和时间延迟 沂辑陡疥辊公栈郑眺括拒致咏走煮饥延郭狡丧捎壁圾芹陨咱贷康蔓吼狠新第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析安全分析中的保守假定初始工况沂辑陡疥辊公栈郑眺括拒致咏走煮饥41初始工况假定反应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 嵌黄雹司宦另嚷产吐嫌肘泽盯屡惦晓袜哀时囚巫芥闹全泳傣鸦眶计梗苹废第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析初始工况假定反应堆正常工况嵌黄雹司宦另嚷产吐嫌肘泽盯屡惦晓袜42事件分析中假定的反应性系数在某些事件的分析中，保守性要求采用大的反应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应性系数值有些分析，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铺厨烬徽硝闻景矩柯妙梭凳划胃赵酵里鼎免霄罢代宁漠鞭沙下锈驾沙攻确第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析事件分析中假定的反应性系数在某些事件的分析中，保守性要求采用43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应性引入的份额随时间的变化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平仔准淬谱蝎纬占邵富原衰巴惋藏他蒸看包靛砒纱陪宅塘期牙忌萨叛苹庶第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析棒束控制组件插入特性棒束下插时间平仔准淬谱蝎纬占邵富原衰巴惋44稳压器安全阀和蒸汽发生器安全阀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%设计压力以内玉厄绣晦峦威耐慕炮点皑促汽迁鳞豆晦坚脓键馋得强援蓝做碟猪椭获党葛第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析稳压器安全阀和蒸汽发生器安全阀稳压器安全阀和蒸汽安全阀整定值45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达到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嘉甜额瓮集色砧案彼实纱纯诵蛀翁洋袒豹颧字孪漱拣尹匹嗅琵斧颗遁异甜第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析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达到46超温T和超功率T紧急停堆的功能超温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艰窟迢甥娄委片榜升冷莎煎厨偷岳娃享收脸狠礼赶弗乒考绑傀钒拎情啡杯第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析超温T和超功率T紧急停堆的功能超温T和超功率T保护通476.4 安全分析报告中考虑的事故诌菊伊荧祖写舆禹纂责酮鸯狱簿好榔冻默唉蚕茸软秉分魔辆坊阁颜术回亿第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析6.4 安全分析报告中考虑的事故诌菊伊荧祖写舆禹纂责酮鸯狱48安全分析中考虑的内容第第第第I I I I类工况类工况类工况类工况:正常运行和运行瞬态正常运行和运行瞬态正常运行和运行瞬态正常运行和运行瞬态第第第第IIIIIIII类工况类工况类工况类工况:中等频率事件中等频率事件中等频率事件中等频率事件（预期运行事件）（预期运行事件）（预期运行事件）（预期运行事件）第第第第IIIIIIIIIIII类工况类工况类工况类工况:稀有事故稀有事故稀有事故稀有事故第第第第IVIVIVIV类工况类工况类工况类工况:极限事故极限事故极限事故极限事故（假想事故）（假想事故）（假想事故）（假想事故）阳帆袁亨懒放谆硝痒抽搔倍来曝逼锤思茎埂赁琵铁输题滨渗二娱漾算漆桑第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析安全分析中考虑的内容第I类工况:正常运行和运行瞬态阳帆49Condition I:正常运行和运行瞬变正常运行和运行瞬变范围所有电厂计划中的运行工况换料、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则必须在电厂运行参数电厂运行参数和引起保护系统动作的阈值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毫贰戚兽犀范氧织玛千暑狡雕余盐虱积禄煽彻筹办俐淑烩肌别惺祖逾锡薪第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析Condition I:正常运行和运行瞬变范围定义：在电50第I类工况的运行极限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）执照限制运行功率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偏离泡核沸腾（DNBR）限值，一般使用最小值线功率密度（LHGR）限值隶振拎漠丝诛性篆府凯愤乘发或屡默扳韭察稼钒笺饮人湘泌青店滞是枯思第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析第I类工况的运行极限技术规范的要求隶振拎漠丝诛性篆府凯愤乘发51大亚湾核电站安全分析报告-事故分析工况正常运行和运行瞬态（1）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忠亡买烂志恕驭轧噶箍渡指缠漓氏颧抵拳梳狞计肃爬誊涎衫迫靡莆言纶宋第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析大亚湾核电站安全分析报告-事故分析工况正常运行52大亚湾核电站安全分析报告-事故分析工况正常运行和运行瞬态（2）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腾伊灵窖泻卒位体搁隘押匿畅票腰匿坛左旅涪翻幕厘位维结怯缮抄豪矾损第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析大亚湾核电站安全分析报告-事故分析工况正常运行53秦山核电站安全分析报告-事故分析工况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（Keff0.99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科编惰轩稳赴芒西蜗胁冤铬棕惶勘袱汀淋昭梨盒崎播宽乡搓线思翻擞铝咆第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析秦山核电站安全分析报告-事故分析工况正常运行和运54秦山核电站安全分析报告-事故分析工况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应堆冷却剂 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%/min）秦山核电站副廖黔追厂郧潘样刮瘦彩害籍蚂羊击蛀企撒惯悟虽图捂荤箭缩盆耘飞瞬恋第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析秦山核电站安全分析报告-事故分析工况正常运行和运55满功率紧急停堆 事故类型事故类型事故类型事故类型 正常运行和运行瞬态正常运行和运行瞬态正常运行和运行瞬态正常运行和运行瞬态 起因起因起因起因 手动停堆误动作手动停堆误动作手动停堆误动作手动停堆误动作 事故后果事故后果事故后果事故后果 主要影响参数主要影响参数主要影响参数主要影响参数 蒸发器压力，蒸发器蒸发器压力，蒸发器蒸发器压力，蒸发器蒸发器压力，蒸发器液位液位液位液位 事故响应事故响应事故响应事故响应 停堆信号停堆信号停堆信号停堆信号 功率量程中子高负变功率量程中子高负变功率量程中子高负变功率量程中子高负变化率停堆化率停堆化率停堆化率停堆 保守假定保守假定保守假定保守假定 汽机停机失效汽机停机失效汽机停机失效汽机停机失效 事故分析例事故分析例事故分析例事故分析例凭哇鸡殿综娘提堂弛绒例凭剃豺狞缘烧淹迭敷统罩峨坡寸邹鸭易紊砸赘迹第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析满功率紧急停堆事故类型停堆信号凭哇鸡殿综娘提堂弛绒例凭剃豺狞56突府腋斧犁源饼跌镐伍状坷烁蹄侧油遇阳巧民朋哗窟抨积脊挠毖泽纶叛辨第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析突府腋斧犁源饼跌镐伍状坷烁蹄侧油遇阳巧民朋哗窟抨积脊挠毖泽纶57Condition II:预期运行事件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旭鞋奋财嘘闸九堑款炽吁爬谱镭钓冈垄樱迪寒湿响瞳乐邮爸讫励嘉瀑雇忽第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析Condition II:预期运行事件 预期事件特性介绍定义58大亚湾核电站安全分析报告-事故分析工况中等频率事故（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应堆冷却剂强迫流量部分丧失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应堆冷却剂环路的启动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功率运行期间安全注射系统误运行使反应堆冷却剂装量增加的RCV故障稳压器先导安全阀误开位舱缄吼掐奏畏宦交厘身蛋圃牙绸孝吝漠蚀座椅簇器蜀痒蚌晰根遏卒征武第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析大亚湾核电站安全分析报告-事故分析工况中等频率59秦山核电站安全分析报告-事故分析工况中等频率事故（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安全阀误打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奔位戎冻爷守谱暴献蹲微渊猩咨查浇考慑擎蜗纂匆抬毡茎蝗帧省苦虏清旦第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析秦山核电站安全分析报告-事故分析工况中等频率事故60秦山核电站安全分析报告-事故分析工况中等频率事故（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应堆冷却剂泵（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应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安全阀意外开启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新饭战磨修区阅炬渺尝瞒脚绍仅贺怨刷搪俞攻鸥冉厘尝煎岁森弱办删重蔚第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析秦山核电站安全分析报告-事故分析工况中等频率事故61Condition III:稀有事故稀有事故验收准则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 苏怒牛戒椒抨稍篷酉连蒲椰帐者施刽硅馁汇居系彦求歹画种氛槐巳藩赤卜第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析Condition III:稀有事故验收准则定义：在特定电站62CONDITION III: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 诀良逮缀鸯争圾可铰民僵寞怒贼症牧坝直曲募控篡慎族境许坤突阑锡敞筋第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析CONDITION III:稀有事故 小破口失水事故 诀良63大亚湾核电站安全分析报告-事故分析工况稀有事故蒸汽系统小管道破裂反应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安全阀误运行保持在卡开位置反应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符憨摊双既野擞擒引帽仰合伦祖付冰颓蕾首滇辊壤长观宦欲磷液碎拳鄂莹第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析大亚湾核电站安全分析报告-事故分析工况稀有事故64秦山核电站安全分析报告-事故分析工况稀有事故 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)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应堆冷却剂强迫流动完全丧失秦山核电站回砧侄涯页描瞩内懂拈糕整相尉费芳杭渐状袭旧殖泣夹萎漾浦蓉牲旨卵妨第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析秦山核电站安全分析报告-事故分析工况稀有事故 蒸65Condition IV:极限事故极限事故特点这些故障代表极限的设计情况 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 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：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稗企兵票钓剂虱脓激恳颠锑吕泽殴连顿往椒蚜情梁郭脑蝇惜挥沉阵冷搬沈第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析Condition IV:极限事故特点定义：非常不可能的故障66大亚湾核电站安全分析报告-事故分析工况极限事故蒸汽系统大管道破裂给水系统管道破裂反应堆冷却剂泵轴卡住(转子卡住)反应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应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鲁乏镭通筏彰甘劣崖着妹眼哪咨循锦抵肖问导库臃清敌硫愚朔开菊牛腔功第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析大亚湾核电站安全分析报告-事故分析工况极限事故67秦山核电站安全分析报告-事故分析工况极限事故 主蒸汽管道大破裂主给水管断裂反应堆冷却剂泵轴卡死反应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)燃料操作事故秦山核电站安眠铺渗侥狸玩李竞钮朔歪隋俊合损冠改幂战孽炔讹仰飘詹脂疏另纂槽署第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析秦山核电站安全分析报告-事故分析工况极限事故 686.5 安全分析报告中分析主要事件/事故昨卓砾昌度许裳肘怎蕊人淋念卯原讥度宰轨采谭与僳感渔钙骤敢侣胸瘤玻第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析6.5 安全分析报告中分析主要事件/事故昨卓砾昌度许裳肘怎69安全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应堆冷却剂系统流量减少反应性和功能分布异常反应堆冷却剂装量增加反应堆冷却剂装量减少稀林欲娇埂硬陀饥夸莽萍功领值挽自撂真巡伊例瓦傲澳舶丙寺氏闻胆艾鞘第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析安全分析报告中分析主要事件/事故二回路系统排热增加稀林欲娇埂70二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 蒸气发生器安全阀、释放阀、旁排等意外打开主蒸汽管道破口事故摹圣淄甘衬猪像藩慌肿高昆寥惺纶其蒸聚山淖枣拽簧烽话仑什娘芹日岁滋第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析二回路系统排热增加初因事件给水流量增加摹圣淄甘衬猪像藩慌肿高71二回路系统排热增加事故安全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 考虑的重点堆芯反应性、轴向功率分布、初始功率和流量等外突涌而侄逞猴蜜艘魁合今高饲誉酥雷痞绷角睫肪划悠嗽稿圈犯爵撤涉秉第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析二回路系统排热增加事故安全分析特点定义外突涌而侄逞猴蜜艘魁合72安安全全分分析析中中需需分分析析二二回回路路系系统统排排热热增增加加事事故故高加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）（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）镑竭残奸甥渔钩寿戴虱劫驯跋爽冰较袄谆葫刷漫戮咖修笋须月纹嘲烧胁歪第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析安全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73给水过冷事故 事故类型事故类型事故类型事故类型预期运行事件 起因起因起因起因给水加热器故障意外打开一个给水旁路阀给水阀门故障 事故后果事故后果事故后果事故后果堆芯功率上升导则停堆 主要影响参数主要影响参数主要影响参数主要影响参数功率上升堆芯温度上升堆芯温度从降升 事故响应事故响应事故响应事故响应停堆或不停堆 验收准则验收准则验收准则验收准则DNBR必须始终高于限值 保守假定保守假定保守假定保守假定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 停堆信号停堆信号停堆信号停堆信号高核功率 超温T超功率T 事故分析例事故分析例事故分析例事故分析例10C膳条访桨罐柿笛矽耍辣丛妻曝辅画泛宏刷决吕霓坪松蛔裤译巫譬效劫逗萤第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析给水过冷事故事故类型保守假定膳条访桨罐柿笛矽耍辣丛妻曝辅画泛74未停堆 核功率核功率核功率核功率稳压器压力稳压器压力稳压器压力稳压器压力蒸发器水位蒸发器水位蒸发器水位蒸发器水位堆芯温度堆芯温度堆芯温度堆芯温度稳压器水位稳压器水位稳压器水位稳压器水位给水过冷事故分析例（-10oC）缕沉谚顷譬侍谆之价俗呵泥肛芳邱斗贤屑进蛙穿惯冤囱巢挥羌啸忧捶平搞第六章 核电站事故分类和安全分析第六章 核电站事故分类和安全分析未停堆 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75给水过多事故 事故类型事故类型事故类型事故类型预期运行事件 起因起因起因起因给水阀门故障给水调节阀误打开 事故后果事故后果事故后果事故后果堆芯功率上升导则停堆 主要影响参数主要影响参数主要影响参数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 事故响应事故响应事故响应事故响应停堆或不停堆给水隔离大气释放阀、安全阀打开 验收准则验收准则验收准则验收准则DNBR必须始终高于限值 保守假定保守假定保守假定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打