《压水堆核电厂安全》单元14：二回路排热增加事故
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有浓硼注入（无厂外电）各项反应性
第14单元：二回路排热增加
有浓硼注入（无厂外电）堆芯功率
第14单元：二回路排热增加
有关因素的影响
（1）破口面积 有浓硼注入时，峰值功率与积分破口流量有关；无浓硼注入时， 峰值功率与平衡时的破口流量有关；都是破口越大，峰值功率越 高。 （2）反应性系数 有浓硼注入时，燃料Doppler 反应性越大，重返峰值功率越小， 其影响程度略比反比关系小一些。无浓硼注入时，燃料Doppler 及慢化剂反应性变化的影响均较有浓硼注入时为小，因为此时的 重返峰值功率主要取决于平衡时的破口流量。
➢ 反应堆处于手动控制，慢化剂反应性反馈为最小； ➢ 反应堆处于手动控制，慢化剂反应性反馈为最大； ➢ 反应堆处于自动控制，慢化剂反应性反馈为最小； ➢ 反应堆处于自动控制，慢化剂反应性反馈为最大；
对于最小的反应性反馈，慢化剂温度系数为 1.0105K / K /℃ 多普勒系数为 2.0105 K / K /℃ 最大反应性反馈，慢化剂温度系数为 5.7104 K / K /℃ 多普勒系数为 3.6105 K / K /℃
第14单元：二回路排热增加
MSLB 事故的验收准则是： （1）保持堆芯的完整性，包壳温度不超过1204 摄氏度； （2）放射性剂量不超过工况IV 限值； （3）安全壳压力不超过设计值。
第14单元：二回路排热增加
有浓硼注入（有厂外电）破口流量
第14单元：二回路排热增加
有浓硼注入（有厂外电）一回路冷却剂流量
第14单元：二回路排热增加
主蒸汽管道破裂事故特征
主蒸汽管道发生破裂后，与破损管道相连接的蒸汽发生器内 的二次侧水将汽化成蒸汽，从破口喷出，蒸汽流量开始很大， 可达额定功率下蒸汽流量的好几倍，以后随着蒸汽发生器内 压力的降低而逐渐减小。一回路向二回路导热的增加，使一 回路冷却剂的压力与温度迅速降低。由于慢化剂具有负温度 反应性系数的特性，温度下降将对堆芯引入正反应性。事故 发生后，由于保护系统动作，控制棒下插，使反应堆具有一 定的停堆深度。慢化剂温度下降引入的正反应性将使停堆深 度变浅，甚至使反应堆重返临界，堆功率升高。
第14单元：二回路排热增加
分析方法
采用RETRAN程序进行，事故过程中主要的假设： 停堆深度选取寿期末、零负荷、平衡氙条件下，且反应性
最大的一束控制棒卡在全部抽出的位置。 硼溶液的最小注射能力相应于高压安注系统发生最严重的
单一故障时的注射能力，限仅考虑一台上充安注泵注射 2400ppm的硼溶液。注射的硼溶液必须扫除换料水箱下 游安全注射管内低浓度硼酸溶液，才能达到反应堆冷却环 路。 慢化剂温度系数对应于寿期末有棒堆芯的值。该系数包括 温度和压力二者的效应。 事故选取在厂外电源可用的情况下，安全阀误打开。这是 安全阀和释放阀中具有最大排放量的阀门。假设初始条件 为热停堆状态，这样的假设是保守的。 计算蒸汽流量时，采用MOODY模型。
第14单元：二回路排热增加
分析结果
蒸汽流量和反应性
第14单元：二回路排热增加
稳压器压力和水位
第14单元：二回路排热增加
冷却剂平均温度和硼浓度
第14单元：二回路排热增加
4.6.5主蒸汽管道破裂事故（MSLB）
主蒸汽管道破裂事故（MSLB）是指由于主蒸汽管道破 裂而造成的二次系统排热增加的事故。设计基准事故内的 极限工况是一台蒸汽发生器主蒸汽管道双端断裂的事故， 它是二次系统排热增加这一类事故中最严重的情况。
第14单元：二回路排热增加
主蒸汽管道破裂事故分析方法
采用RETRAN 程序分析，主要保守假设有：
（1）事故发生在寿期末热态零功率工况，主蒸汽管道双端断 裂，蒸汽管道的有破口面积为蒸汽发生器出口限流器的咽部面 积； （2）停堆深度、慢化剂密度（或温度）反应性系数、燃料 Dopple 反应性系数保守选取，并假定一束价值最大的反应堆 停堆控制棒卡死在完全抽出的位置； （3）反应堆停堆由安注信号触发，或更保守地假定破口发生 同时停堆；停堆后立即停止主给水，投入辅助给水；辅助给水 流量取限流器的最大流量，温度取水 源最低水温；
第14单元：二回路排热增加
蒸汽系统事故卸压所必需的安全保护措施 安注系统根据以下任一信号动作： 稳压器低-低压力 安全壳高压力 任一环路蒸汽低压力 超功率停堆和安全注射信号停堆 隔离主给水 根据以下信号关闭汽轮机进汽速关闭： 任一环路蒸汽低压 高安全壳压力 任一环路蒸汽管压力的负速率变化
第14单元：二回路排热增加
（3）失去厂外电源（主泵停运） 从重返功率的角度来看，主泵运行将增强二次系统排热能力，加 重事故后果，因而，事故分析中一般不假设失去厂外电源。但是， 如果厂外电源失去导致主泵停运，此时尽管二次系统排热能力降 低，重返功率值变小，然而堆芯流量也同时变小了，因此从 DNBR 的角度来看有可能变得更危险。 （4）高压安注容量 有浓硼注入或计及换料箱硼时，假设一路安注失效肯定更危险， 但若不计硼反馈，则肯定全容量安注投入更严重。 （5）多台蒸汽发生器同时排放 若蒸汽管道布置上有问题，破损管道将可能把主蒸汽隔离阀甩掉， 此时，再假设另一个主蒸汽隔离阀因单一故障而失效，则可能引 起两台甚至多台蒸汽发生器同时排放，事故后果更为严重。
第14单元：二回路排热增加
MSLB 事故对系统设计的要求
为限制MSLB 事故后果，核电厂的设计中应有如下考虑： （1）停堆系统应保证有足够的停堆裕度 在功率运行条件下发生MSLB 事故，一般由超功率保护发出停 堆信号；在零功率条件下，则由稳压器低压发出停堆信号，也 可能由安注动作信号引起停堆，停堆裕度应考虑“卡棒假设”。 为保证在功率运行条件下有足够的停堆裕度，一般核电厂 在提升功率过程中，不再降低硼浓度。 （2）事故过程中应有安注硼，以增加负反应性 安注硼一般有两种设计，一种是有浓硼注入系统。另一种是无 浓硼注入系统。事故分析中应考虑安注延迟时间及硼溶液清扫 管道的时间，在MSLB 事故中，安注触发信号通常有：高蒸汽 流量与低蒸汽管道压力或低一回路温度相符合，高蒸汽管道压 差，低——低稳压器压力，高安全壳压力和手动等。
第14单元：二回路排热增加
有浓硼注入（有厂外电）稳压器水位
第14单元：二回路排热增加
无浓硼注入（有厂外电）破口流量
第14单元：二回路排热增加
无浓硼注入（有厂外电）各项反应性
第14单元：二回路排热增加
无浓硼注入（有厂外电）堆芯功率
第14单元：二回路排热增加
无浓硼注入（有厂外电）总反应性
第14单元：二回路排热增加
第14单元：二回路排热增加
2.分析结果
堆功率
第14单元：二回路排热增加
DNBR
第14单元：二回路排热增加
冷却剂平均温度
第14单元：二回路排热增加
RCS压力
第14单元：二回路排热增加
4.6.4一台SG安全阀或释放阀误打开
1.事故概述
蒸汽系统卸压事故由蒸汽发生器的大气释放阀或安全阀误打开 而引起。这一事故导致蒸汽从误打开的阀门释放。开始时蒸 汽流量是增加的，但是在事故过程中，由于蒸汽压力下降， 蒸汽流量又开始减少。二次系统从反应堆冷却机系统带走过 多的能量，将引起反应堆冷却剂的温度和压力下降。由于存 在负慢化剂温度系数，堆芯冷却剂温度下降将引入正反应性。 验证准则：即在一束控制棒卡住，场外电源可用和专设安全 设施单一故障的假设情况下，蒸汽发生器大气释放阀或安全 阀，两者之中蒸汽排放虽最大的任何一个阀门（一般是安全 阀）误打开而不能关闭时，不会损坏堆芯及反应堆冷却剂系 统。
第14单元：二回路排热增加
事故概述
主蒸汽管道如发生破裂，大量蒸汽将从破口喷出，蒸汽 发生器二次侧压力及温度下降，一回路向二回路传热增 加，引起慢化剂温度降低，从而造成堆芯反应性增加， 若反应堆处在停堆状态下，可造成停堆裕度降低，甚至 重返临界和重返功率。
若反应堆处在功率运行下，将引起功率水平提高，从而 触发超功率保护，此后冷却堆芯的过程与初始零功率工 况相同。
第14单元：二回路排热增加
但在功率运行下，一加路贮能较多，停堆裕度大，二次 侧水装量较小，所以情况通常不如初始零功卒工况严重。
在燃耗未期，慢化剂温度反馈大，燃料Doppler 反馈小， 因而慢化剂温度下降时引入的正反应性大。与燃耗初期 相比，事故更为严重。
第14单元：二回路排热增加
主蒸汽管道发生破裂事故危害有： （1）因局部热负荷过大，损坏堆芯燃料元件，由于在控制棒 下插状态下，功率不均匀系数很大，增加了堆芯损坏的可能 性； （2）向环境释放放射性物质； （3）大量的二次冷却剂带着热量进入安全壳，是安全壳内压 力升高，危及安全壳的完整性。
第14单元：二回路排热增加
有浓硼注入（有厂外电）各项反应性
第14单元：二回路排热增加
有浓硼注入（有厂外电）总反应性
第14单元：二回路排热增加
有浓硼注入（有厂外电）SG二次侧水量
第14单元：二回路排热增加
有浓硼注入（有厂外电）堆芯功率
第14单元：二回路排热增加
有浓硼注入（有厂外电）RCS压力
第14单元：二回路排热增加
4.6.3蒸汽流量过增
1.事故概述 蒸汽流量过增事故是由蒸发器二次侧蒸汽流量迅速增加致使 反应堆功率与蒸汽发生器负荷之间的供需失配而引起的。反 应堆控制系统被设计成在15％至100％功率范围内允许负荷 以每分钟5％的速率线性增加和10％的负荷阶跃增加而不引 起反应堆停堆，超过这个负荷增加速率则可能导致反应堆停 堆。
蒸汽流量过增事故可能由于操纵员动作或蒸汽排放控制器或 汽轮机速度调节器等设备的故障而导致蒸汽流量过多倾泻所 引起的。
超温、超功率、功率量程高中子通量密度三种堆保护信号可 给蒸汽流量过增事故提供保护。
第14单元：二回路排热增加
采用RETRAN程序进行分析，采用自动控制系统控制反应 堆功率变化。分析了四种情况（均不考虑稳压器加热器）来 说明从而定功率阶跃增加10%负荷时电厂的性能。
超温和超功率保护阻止功率上升到可能引起DNB的限定功 率。
由于负慢化剂温度反应系数，较冷的给水会引入正反应性， 核电厂在无负荷工况与满功率工况相比较。前者瞬态过程 不太严重。
给水温度降低对一回路的效应与二次侧蒸汽流量增加的效 应类似，即反应堆达到与蒸发器新温差相适应的新的功率 平衡状态。
验收准则 ：最小DNBR不低于规定限制。
第14单元：二回路排热增加
2.主要假设： 电厂初始功率水平为最大允许功率。 高压加热器旁通阀动作和一组高压给水加热器的隔离同时
发生。 一台高压给水加热器旁路阀开启引起水温下降30℃。
第14单元：二回路排热增加
3. 分析结果
堆功率和冷却剂平均温度
第14单元：二回路排热增加
稳压器压力和水位
第14单元：二回路排热增加
DNB R
第14单元：二回路排热增加
4.6.2 给水流量增加
1. 事故概述
给水控制系统误动作，人为误将给水控制阀全打开→给水 ↑→ 堆冷却系统温度↓→堆芯功率↑
反应堆功率上升将由高核功率、超温△T、超功率△P保护限 制，从而使DNBR高于其限值。
蒸发器高高水位的反应堆停堆动作将使给水阀关闭，从而 阻止继续加入过多的水。
第14单元：二回路排热增加
（4）安注系统停堆由蒸汽管道低压力、稳压器低压力、安 全壳高压力或冷却剂低平均温度触发，投入时间延迟选取； （5）考虑安注系统硼的负反应性，但应保守选取硼扫清管 道的时间； （6）破口发生后10~15 秒隔离破损蒸汽管道和完好蒸汽管 道，隔离后完好蒸汽管道停止排放； （7）保守选取事故初始工况参数，一回路冷却剂压力取正 偏差，环路冷段温度取负偏差。
验收准则：最小DNBR不低于规定的限值
第14单元：二回路排热增加
2. 事故分析分两种情况：
反应堆处于手动控制的无负荷临界状态，且有保守的负慢 化剂温度系数，此时一个给水调节阀突然打开；
反应堆在额定功率工况下处于手动控制状态，此时一个给 水调节阀突然打开。
本事故分析不要求正常反应堆控制系统和专设安全设施起 作用。反应堆保护系统可能由于超功率而使反应堆停堆。单 一故障不会阻碍反应堆保护系统动作。采用RETRAN程序进 行分析。
压水堆核电厂安全
单元14：二回路排热增加事故
第14单元：二回路排热增加
中等频率事故范围内的二回路排热增加事故主要有： ■给水温度下降 ■给水流量增加 ■蒸汽流量过增 ■SG 安全阀或释放阀误开等。
第14单元：二回路排热增加
4.6.1 给水温度下降
1. 事故概述
给水旁通阀意外打开→给水温度↓→堆内冷却剂温度↓→堆 芯功率↑
第14单元：二回路排热增加
有浓硼注入（无厂外电）堆芯功率
第14单元：二回路排热增加
有关因素的影响
（1）破口面积 有浓硼注入时，峰值功率与积分破口流量有关；无浓硼注入时， 峰值功率与平衡时的破口流量有关；都是破口越大，峰值功率越 高。 （2）反应性系数 有浓硼注入时，燃料Doppler 反应性越大，重返峰值功率越小， 其影响程度略比反比关系小一些。无浓硼注入时，燃料Doppler 及慢化剂反应性变化的影响均较有浓硼注入时为小，因为此时的 重返峰值功率主要取决于平衡时的破口流量。
➢ 反应堆处于手动控制，慢化剂反应性反馈为最小； ➢ 反应堆处于手动控制，慢化剂反应性反馈为最大； ➢ 反应堆处于自动控制，慢化剂反应性反馈为最小； ➢ 反应堆处于自动控制，慢化剂反应性反馈为最大；
对于最小的反应性反馈，慢化剂温度系数为 1.0105K / K /℃ 多普勒系数为 2.0105 K / K /℃ 最大反应性反馈，慢化剂温度系数为 5.7104 K / K /℃ 多普勒系数为 3.6105 K / K /℃
第14单元：二回路排热增加
MSLB 事故的验收准则是： （1）保持堆芯的完整性，包壳温度不超过1204 摄氏度； （2）放射性剂量不超过工况IV 限值； （3）安全壳压力不超过设计值。
第14单元：二回路排热增加
有浓硼注入（有厂外电）破口流量
第14单元：二回路排热增加
有浓硼注入（有厂外电）一回路冷却剂流量
第14单元：二回路排热增加
主蒸汽管道破裂事故特征
主蒸汽管道发生破裂后，与破损管道相连接的蒸汽发生器内 的二次侧水将汽化成蒸汽，从破口喷出，蒸汽流量开始很大， 可达额定功率下蒸汽流量的好几倍，以后随着蒸汽发生器内 压力的降低而逐渐减小。一回路向二回路导热的增加，使一 回路冷却剂的压力与温度迅速降低。由于慢化剂具有负温度 反应性系数的特性，温度下降将对堆芯引入正反应性。事故 发生后，由于保护系统动作，控制棒下插，使反应堆具有一 定的停堆深度。慢化剂温度下降引入的正反应性将使停堆深 度变浅，甚至使反应堆重返临界，堆功率升高。
第14单元：二回路排热增加
分析方法
采用RETRAN程序进行，事故过程中主要的假设： 停堆深度选取寿期末、零负荷、平衡氙条件下，且反应性
最大的一束控制棒卡在全部抽出的位置。 硼溶液的最小注射能力相应于高压安注系统发生最严重的
单一故障时的注射能力，限仅考虑一台上充安注泵注射 2400ppm的硼溶液。注射的硼溶液必须扫除换料水箱下 游安全注射管内低浓度硼酸溶液，才能达到反应堆冷却环 路。 慢化剂温度系数对应于寿期末有棒堆芯的值。该系数包括 温度和压力二者的效应。 事故选取在厂外电源可用的情况下，安全阀误打开。这是 安全阀和释放阀中具有最大排放量的阀门。假设初始条件 为热停堆状态，这样的假设是保守的。 计算蒸汽流量时，采用MOODY模型。
第14单元：二回路排热增加
分析结果
蒸汽流量和反应性
第14单元：二回路排热增加
稳压器压力和水位
第14单元：二回路排热增加
冷却剂平均温度和硼浓度
第14单元：二回路排热增加
4.6.5主蒸汽管道破裂事故（MSLB）
主蒸汽管道破裂事故（MSLB）是指由于主蒸汽管道破 裂而造成的二次系统排热增加的事故。设计基准事故内的 极限工况是一台蒸汽发生器主蒸汽管道双端断裂的事故， 它是二次系统排热增加这一类事故中最严重的情况。
第14单元：二回路排热增加
主蒸汽管道破裂事故分析方法
采用RETRAN 程序分析，主要保守假设有：
（1）事故发生在寿期末热态零功率工况，主蒸汽管道双端断 裂，蒸汽管道的有破口面积为蒸汽发生器出口限流器的咽部面 积； （2）停堆深度、慢化剂密度（或温度）反应性系数、燃料 Dopple 反应性系数保守选取，并假定一束价值最大的反应堆 停堆控制棒卡死在完全抽出的位置； （3）反应堆停堆由安注信号触发，或更保守地假定破口发生 同时停堆；停堆后立即停止主给水，投入辅助给水；辅助给水 流量取限流器的最大流量，温度取水 源最低水温；
第14单元：二回路排热增加
蒸汽系统事故卸压所必需的安全保护措施 安注系统根据以下任一信号动作： 稳压器低-低压力 安全壳高压力 任一环路蒸汽低压力 超功率停堆和安全注射信号停堆 隔离主给水 根据以下信号关闭汽轮机进汽速关闭： 任一环路蒸汽低压 高安全壳压力 任一环路蒸汽管压力的负速率变化
第14单元：二回路排热增加
（3）失去厂外电源（主泵停运） 从重返功率的角度来看，主泵运行将增强二次系统排热能力，加 重事故后果，因而，事故分析中一般不假设失去厂外电源。但是， 如果厂外电源失去导致主泵停运，此时尽管二次系统排热能力降 低，重返功率值变小，然而堆芯流量也同时变小了，因此从 DNBR 的角度来看有可能变得更危险。 （4）高压安注容量 有浓硼注入或计及换料箱硼时，假设一路安注失效肯定更危险， 但若不计硼反馈，则肯定全容量安注投入更严重。 （5）多台蒸汽发生器同时排放 若蒸汽管道布置上有问题，破损管道将可能把主蒸汽隔离阀甩掉， 此时，再假设另一个主蒸汽隔离阀因单一故障而失效，则可能引 起两台甚至多台蒸汽发生器同时排放，事故后果更为严重。
第14单元：二回路排热增加
MSLB 事故对系统设计的要求
为限制MSLB 事故后果，核电厂的设计中应有如下考虑： （1）停堆系统应保证有足够的停堆裕度 在功率运行条件下发生MSLB 事故，一般由超功率保护发出停 堆信号；在零功率条件下，则由稳压器低压发出停堆信号，也 可能由安注动作信号引起停堆，停堆裕度应考虑“卡棒假设”。 为保证在功率运行条件下有足够的停堆裕度，一般核电厂 在提升功率过程中，不再降低硼浓度。 （2）事故过程中应有安注硼，以增加负反应性 安注硼一般有两种设计，一种是有浓硼注入系统。另一种是无 浓硼注入系统。事故分析中应考虑安注延迟时间及硼溶液清扫 管道的时间，在MSLB 事故中，安注触发信号通常有：高蒸汽 流量与低蒸汽管道压力或低一回路温度相符合，高蒸汽管道压 差，低——低稳压器压力，高安全壳压力和手动等。
第14单元：二回路排热增加
有浓硼注入（有厂外电）稳压器水位
第14单元：二回路排热增加
无浓硼注入（有厂外电）破口流量
第14单元：二回路排热增加
无浓硼注入（有厂外电）各项反应性
第14单元：二回路排热增加
无浓硼注入（有厂外电）堆芯功率
第14单元：二回路排热增加
无浓硼注入（有厂外电）总反应性
第14单元：二回路排热增加
第14单元：二回路排热增加
2.分析结果
堆功率
第14单元：二回路排热增加
DNBR
第14单元：二回路排热增加
冷却剂平均温度
第14单元：二回路排热增加
RCS压力
第14单元：二回路排热增加
4.6.4一台SG安全阀或释放阀误打开
1.事故概述
蒸汽系统卸压事故由蒸汽发生器的大气释放阀或安全阀误打开 而引起。这一事故导致蒸汽从误打开的阀门释放。开始时蒸 汽流量是增加的，但是在事故过程中，由于蒸汽压力下降， 蒸汽流量又开始减少。二次系统从反应堆冷却机系统带走过 多的能量，将引起反应堆冷却剂的温度和压力下降。由于存 在负慢化剂温度系数，堆芯冷却剂温度下降将引入正反应性。 验证准则：即在一束控制棒卡住，场外电源可用和专设安全 设施单一故障的假设情况下，蒸汽发生器大气释放阀或安全 阀，两者之中蒸汽排放虽最大的任何一个阀门（一般是安全 阀）误打开而不能关闭时，不会损坏堆芯及反应堆冷却剂系 统。
第14单元：二回路排热增加
事故概述
主蒸汽管道如发生破裂，大量蒸汽将从破口喷出，蒸汽 发生器二次侧压力及温度下降，一回路向二回路传热增 加，引起慢化剂温度降低，从而造成堆芯反应性增加， 若反应堆处在停堆状态下，可造成停堆裕度降低，甚至 重返临界和重返功率。
若反应堆处在功率运行下，将引起功率水平提高，从而 触发超功率保护，此后冷却堆芯的过程与初始零功率工 况相同。
第14单元：二回路排热增加
但在功率运行下，一加路贮能较多，停堆裕度大，二次 侧水装量较小，所以情况通常不如初始零功卒工况严重。
在燃耗未期，慢化剂温度反馈大，燃料Doppler 反馈小， 因而慢化剂温度下降时引入的正反应性大。与燃耗初期 相比，事故更为严重。
第14单元：二回路排热增加
主蒸汽管道发生破裂事故危害有： （1）因局部热负荷过大，损坏堆芯燃料元件，由于在控制棒 下插状态下，功率不均匀系数很大，增加了堆芯损坏的可能 性； （2）向环境释放放射性物质； （3）大量的二次冷却剂带着热量进入安全壳，是安全壳内压 力升高，危及安全壳的完整性。
第14单元：二回路排热增加
有浓硼注入（有厂外电）各项反应性
第14单元：二回路排热增加
有浓硼注入（有厂外电）总反应性
第14单元：二回路排热增加
有浓硼注入（有厂外电）SG二次侧水量
第14单元：二回路排热增加
有浓硼注入（有厂外电）堆芯功率
第14单元：二回路排热增加
有浓硼注入（有厂外电）RCS压力
第14单元：二回路排热增加
4.6.3蒸汽流量过增
1.事故概述 蒸汽流量过增事故是由蒸发器二次侧蒸汽流量迅速增加致使 反应堆功率与蒸汽发生器负荷之间的供需失配而引起的。反 应堆控制系统被设计成在15％至100％功率范围内允许负荷 以每分钟5％的速率线性增加和10％的负荷阶跃增加而不引 起反应堆停堆，超过这个负荷增加速率则可能导致反应堆停 堆。
蒸汽流量过增事故可能由于操纵员动作或蒸汽排放控制器或 汽轮机速度调节器等设备的故障而导致蒸汽流量过多倾泻所 引起的。
超温、超功率、功率量程高中子通量密度三种堆保护信号可 给蒸汽流量过增事故提供保护。
第14单元：二回路排热增加
采用RETRAN程序进行分析，采用自动控制系统控制反应 堆功率变化。分析了四种情况（均不考虑稳压器加热器）来 说明从而定功率阶跃增加10%负荷时电厂的性能。
超温和超功率保护阻止功率上升到可能引起DNB的限定功 率。
由于负慢化剂温度反应系数，较冷的给水会引入正反应性， 核电厂在无负荷工况与满功率工况相比较。前者瞬态过程 不太严重。
给水温度降低对一回路的效应与二次侧蒸汽流量增加的效 应类似，即反应堆达到与蒸发器新温差相适应的新的功率 平衡状态。
验收准则 ：最小DNBR不低于规定限制。
第14单元：二回路排热增加
2.主要假设： 电厂初始功率水平为最大允许功率。 高压加热器旁通阀动作和一组高压给水加热器的隔离同时
发生。 一台高压给水加热器旁路阀开启引起水温下降30℃。
第14单元：二回路排热增加
3. 分析结果
堆功率和冷却剂平均温度
第14单元：二回路排热增加
稳压器压力和水位
第14单元：二回路排热增加
DNB R
第14单元：二回路排热增加
4.6.2 给水流量增加
1. 事故概述
给水控制系统误动作，人为误将给水控制阀全打开→给水 ↑→ 堆冷却系统温度↓→堆芯功率↑
反应堆功率上升将由高核功率、超温△T、超功率△P保护限 制，从而使DNBR高于其限值。
蒸发器高高水位的反应堆停堆动作将使给水阀关闭，从而 阻止继续加入过多的水。
第14单元：二回路排热增加
（4）安注系统停堆由蒸汽管道低压力、稳压器低压力、安 全壳高压力或冷却剂低平均温度触发，投入时间延迟选取； （5）考虑安注系统硼的负反应性，但应保守选取硼扫清管 道的时间； （6）破口发生后10~15 秒隔离破损蒸汽管道和完好蒸汽管 道，隔离后完好蒸汽管道停止排放； （7）保守选取事故初始工况参数，一回路冷却剂压力取正 偏差，环路冷段温度取负偏差。
验收准则：最小DNBR不低于规定的限值
第14单元：二回路排热增加
2. 事故分析分两种情况：
反应堆处于手动控制的无负荷临界状态，且有保守的负慢 化剂温度系数，此时一个给水调节阀突然打开；
反应堆在额定功率工况下处于手动控制状态，此时一个给 水调节阀突然打开。
本事故分析不要求正常反应堆控制系统和专设安全设施起 作用。反应堆保护系统可能由于超功率而使反应堆停堆。单 一故障不会阻碍反应堆保护系统动作。采用RETRAN程序进 行分析。
压水堆核电厂安全
单元14：二回路排热增加事故
第14单元：二回路排热增加
中等频率事故范围内的二回路排热增加事故主要有： ■给水温度下降 ■给水流量增加 ■蒸汽流量过增 ■SG 安全阀或释放阀误开等。
第14单元：二回路排热增加
4.6.1 给水温度下降
1. 事故概述
给水旁通阀意外打开→给水温度↓→堆内冷却剂温度↓→堆 芯功率↑