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1、核反应堆安全学,第六章 核电厂状态分类 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 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,6.1 与安全相关的事故,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,堆芯功率增加,堆芯功率增加,反应性上升,堆芯入口温度增加,蒸发器冷却能力下降,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
2、冷却能力下降,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,一回路水装量下降,一回路水装量下降,一回路水泄漏,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,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） 轻水堆核电厂安全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（AN
3、SI）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 需要投入专设安全设施,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 专设安全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
4、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 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,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,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
5、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,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 给水流量高 蒸汽流量增加,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
6、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,热阱丧失事故,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,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,反应堆冷却剂装量增加初因事件,功率运行时误操作
7、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,意外注入,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,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
8、,ATWS,国际核事件评价尺度（INES： International Nuclear Event Scale),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 核电厂安全分析,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,确定论法 概率安全法,分析方法,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,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,安全分析方法的分类,确定论分析方法 概率论分析方法,事故分析,安全分析的目的,总目的
9、 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,核电厂安全分析报告,安全分析报告,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 反应堆 5.0 反应堆冷却剂系统及其连结系统 6.0 专设安全设施 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
10、 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 反应堆 第5章 反应堆冷却剂系统和与之连接的系统 第6章 专设安全设施 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,秦山第三核电站安全分析报告,1. INTRODUCTION AND SUMMARY DESCRIPTION 3. DESIGN OF STRUCTU
11、RES AND SYSTEMS 4. REACTOR 5. REACTOR PROCESS SYSTEMS 6. SAFETY SYSTEMS 7. INSTRUMENTATION AND CONTROL 8. ELECTRICAL POWER SYSTEMS 9. AUXILIARY AND SERVICE SYSTEMS 10. TURBINE GENERATOR AND AUXILIARIES 11. RADIOACTIVE WASTE MANAGEMENT 12. RADIATION PROTECTION 15. ACCIDENT ANALYSIS 18. HUMAN FACTORS
12、ENGINEERING,CHASHMA NUCLEAR POWER PLANT UNIT-2 PRELIMINARY SAFETY ANALYSIS REPORT,CHAPTER 1.0 INTRODUCTION AND GENERAL DESCRIPTION OF PLANT CHAPTER 2.0 SITE CHAPTER 3.0 STRUCTURE, SYSTEM AND COMPONENT CHAPTER 4.0 REACTOR CHAPTER 5.0 REACTOR COOLANT SYSTEM AND CONNECTED SYSTEMS CHAPTER 6.0 ENGINEERED
13、 SAFETY FEATURES CHAPTER 7.0 INSTRUMENTATION AND CONTROLS CHAPTER 8.0 ELECTRIC POWER CHAPTER 9.0 AUXILIARY SYSTEMS CHAPTER 10.0 STEAM AND POWER CONVERSION SYSTEM CHAPTER 11.0 RADIOACTIVE WASTE MANAGEMENT CHAPTER 12.0 RADIATION PROTECTION CHAPTER 13.0 CONDUCT OF OPERATIONS CHAPTER 14.0 INITIAL TEST P
14、ROGRAM CHAPTER 15.0 ACCIDENT ANALYSIS CHAPTER 16.0 TECHNICAL SPECIFICATIONS CHAPTER 17.0 QUALITY ASSURANCE (DURING THE DESIGN AND CONSTRUCTION PHASES) CHAPTER 18.0 HUMAN FACTORS ENGINEERING,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
15、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,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 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,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
16、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,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,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,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,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
