核电厂安全课件-第六章核电厂典型事故

态 方
按反应性引入方式分为：
程
阶跃变化
线性变化
超功率瞬变
准稳态瞬变
准稳态瞬变
t0
向堆内引入的反应性比较缓慢，以至于这个反应性 能够被温度反馈效应和控制棒的自动调节所补偿的 瞬变。
反应性反馈由燃料温度反馈和冷却 剂温度反馈两部分组成。
假设停堆保护 系统尚未动作
例：满功率时控制棒慢速 抽出
响应特性
① 反应堆周期远远小于堆 芯时间常数，堆内传热 近似为绝热过程，大量 的热能积聚在堆芯；
② 堆功率呈指数规律增减;
忽略缓发中子，堆功率瞬态响应示意图
超瞬发临界瞬变
响应特性
③ 功率峰值反比于中子代时间，快堆 功率峰值较压水堆大，压水堆功率 峰值比重水堆大；
④ 功率峰值反比于瞬发反应性系数， 负的反应性系数对拟制堆功率增长 及反应堆稳定性有重要的作用；
① 反应堆次临界调节棒束失控提升（Ⅱ） ② 反应堆功率运行情况下调节棒束失控抽出（Ⅱ） ③ 硼酸失控稀释（Ⅱ） ④ 功率运行情况下单个调节棒束失控提升（Ⅲ） ⑤ 一个调节棒束弹出（Ⅳ）
反应性引入事故
原因：机械故障、电气故障、人因故障 后果： （1）DNBR下降，沸腾危机； （2）燃料元件内超功率，烧毁； （3）当不均匀时，更为严重；
极限事故：燃料元件可能有损坏，但数量应有限；一回路、 安全壳的功能在专设安全设施作用下应能保证。
6.2 三道屏障的完整性
• 燃料棒的完整性（燃料芯块熔化、沸腾危机 、芯块-包壳间的相互作用）
• 一回路承压边界的完整性 • 安全壳的完整性
• 6.3 没有流体流失的设计基准事故
设计和建造核电厂时所研究的事故与事件可 分为两类：
第6章 核电厂典型事故
6.1 各类运行工况的安全准则 正常运行与运行瞬变：燃料不应受到损坏；不应要
求启动任何保护系统或专设安全设施。 预期运行事件：燃料不应受到损坏；任何一道屏障
不应受到损坏（屏障本身出故障除外）；采取纠 正措施后机组应能重新启动；不应发展成为后果 更为严重的事故
稀有事故：一些燃料元件可能损坏，但其数量应是有限的； 一回路和安全壳的完整性不应受到影响；不应发展成 为更为后果更为严重的事故。
热量传递到冷却剂，冷却剂系统温度和压力升高，形 成一回路压力高峰。
弹棒事故的主要特征是功率脉冲，其关心的主要问题 是燃料破损问题。
超瞬发临பைடு நூலகம்瞬变
经验性准则
1. 热点处燃料芯块比焓不得超过 942 kJ/kg，对 于辐照燃料必须低于 837 kJ/kg。
2. 系统峰值压力不超过设计压力的110%。 3. 热点的包壳温度低于未氧化包壳开始显著脆化
• 控制棒驱动器密封罩壳破裂
控制棒被破口造成内外压差弹出
阶跃引入反应性
• 误操作
硼失控稀释
• 设备故障
无硼纯水引入一回路
• 控制系统失灵
反应性引入速率受泵的容量、管道大小和纯水系统限制
反应性引入机理
反应性引入事故后果
启动时，可能会发生瞬发临界反应堆失控。 功率运行时，堆内过热压力边界破坏。
调节方式的不正确运行所直接引起的反应性引入事故
反应性引入机理
反应性引入事故按潜在因素可分为：
控制棒失控提升（提棒事故） 控制棒弹出（弹棒事故） 硼酸的失控稀释
反应性引入机理
反应性引入事故起因 • 控制棒控制系统故障
提棒事故
• 控制棒驱动机构失灵
控制棒不受控抽出
连续引入反应性
弹棒事故
⑤ 产生功率振荡现象； ⑥ 造成堆芯功率分布的严重畸变。
超瞬发临界瞬变
功率振荡现象
事故开始时，由于功率很 低，随着反应性的不断引 入，周期变短，功率上升 速率增加，到达一定程度 出现反应性反馈效应，且 越来越明显，使反应性减 小，变为负值时，功率转 而下降，于是在某一时刻 出现第一个功率峰值；
1.原因
①机械故障导致稳压器的一个主喷淋阀、一 个辅助喷淋阀或一个安全阀的意外打开。
②压力调节系统出故障。（造成控制稳压器 压力的主喷淋阀和一个安全阀打开，停止 电加热器的控制线路出现控制作用不正确 ；控制稳压器的其他两个安全阀打开打开 的控制线路出现控制作用不正确。）
2.危险性
一回路压力剧烈下降期间，DNBA的数值下降 ，堆芯出现烧毁现象的概率上升。在没有 禁忌停堆的情况下，有可能出现燃料棒包 壳的破裂事故，从而导致放射性产物释放 到一回路内。
功率增长速度越慢，实现紧急停堆的时间余度越多；反 之，在发生反应堆启动事故时，功率水平有十几个数量 级变化，则周期很短，即使发出超功率紧急停堆，反应 堆功率还是会上升到相当可观的数值。
降低Pt和P(0)之间的比值有两个方法：增加外中子源强 度（裕度不大），二是采用可调的功率保护整定值。
达到保护功率时的周期 / s
0t
引入堆内的正反应性较快，以至反应性反馈效应和控
制系统已不能完全补偿，使总的反应性大于零，但又
不超过 的瞬变。
例：满功率时两组控制棒
失控抽出
8104/s
系统响应特性
超缓发临界瞬变功率增长曲线向上弯曲，达到118% 额定功率，超功率保护紧急停堆。
稳压器的压力和冷却剂平均温度变化较小。
3.保护
①通过超温ΔT线路产生紧急停堆信号。
②稳压器的隔离阀自动关闭。如果三个压力 测量值中有两个小于固定的整定值（ 13.9MPa），将产生该操作。
反应堆启动事故是指在反应堆启动过程（尤其是 初次启动）中，由于设备故障或操作错误引起控 制棒失控抽出，以一定反应性引入速率向堆内持 续引入反应性，致使反应堆从次临界迅速达到临 界、又变为瞬发临界的事故。
反应堆启动事故是一种十分容易发生又十分危险 的、典型的反应性引入事故。
反应堆启动事故
反应堆启动过程中，随着堆内 反应性的增加，反应堆功率相 应上升。
在达到瞬发临界之前，功率 上升速度比较缓慢；
一旦接近瞬发临界，功率增 加异常迅速。
P0.33 +7 31 4 0 t
0
反应堆启动事故
控制反应性引入速率是确保反应堆启动安全的关键。反 应性引入速率大小决定了反应堆达到临界和进入瞬发临 界所经历时间的长短。某反应堆启动：
温度反馈的影响
负的温度系数可
降低功率峰值
6.3.2 一回路流量不正常事故 1.引起原因： ①电动机转矩消失（失去电源）；
②电动机转矩下降（电压下降或频率以小于 2.5Hz/s的速度下降）；
③电动机转矩成了阻力矩（电源频率以大于 2.5Hz/s的速度下降）；
④摩擦力矩增大；
⑤电动机转矩增大。
这些事件可能影响一台、两台或全部三台 主泵的运行。
2.危险性： ①流量下降——蒸汽含量上升——临界热流
密度下降——出现膜态沸腾的概率增大— —可能导致燃料破裂事故。 ②流量增大——堆芯温度降低——反应性和 功率上升——出现沸腾危机。 3.保护（停堆） 一回路流量降低的情况下：
①主泵转速极低保护；
②一回路的一个环路内流量低保护；
③主泵电源断路器跳开的保护。
反应性引入事故保护方式
功率保护 压力保护 温度保护
由于压水堆固有的负反馈效应和设置多重停堆保护 系统，因此反应性引入事故不会对堆芯造成过份的 有害影响，更不会象原子弹那样爆炸。
超功率瞬变
反应性引入事故按反应性引入
模 型
速率和大小分为：
：
准稳态瞬变
点 堆
超缓发临界瞬变
动
超瞬发临界瞬变
之后，随着功率的下降， 反馈效应减弱，反应性出 现正值，开始了第二功率 峰值的增长过程；
由于缓发中子的存在，使 得功率振荡逐渐衰减，最 终达到一个平衡值。
超瞬发临界瞬变
弹棒事故
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。
后果 由于快速引入反应性，造成堆内核功率激增，使燃料元件 发生很大变化，形成堆芯很大的功率不均匀因子，因此会 出现一个大的局部功率峰值。 同时，造成一个小破口失水事故（当量直径82mm），从 失水事故角度来看，后果不严重。
不足以损坏燃料元件(温度、压力变化较小)。
超功率瞬变
准稳态瞬变与超缓发临界瞬变的瞬态响应
118%
超温停堆信号
超功率保护 停堆信号
堆功率
冷却剂平均温度
超瞬发临界瞬变
瞬发临界

超瞬发临界瞬变

引入的反应性很大，超过了瞬发临界的程度所引起的堆内瞬变。
弹棒事故，极限事故（＋小破口）：反应性引入事故合并小LOCA
?同时高压安注增加了一次系统的泄压速率以便使低压子系统尽快投入运行压力堆小破口失水量事故过程中一回路压力随时间的变化一回路温度175换料水箱排空111小loca的冷却机理自然循环稳压器控制压力主系统水量下降喷放流在安全壳内闪蒸冷管段仍然是单向液体流除汽腔小破口压力容器控制压力依靠自然循环破口流大于安注流稳压器排空压力容器上腔室部分闪蒸压力容器内水位下降到热管段上沿蒸汽在sg内冷凝自然循环向堆芯沸腾过渡破口流依然大于安注流主系统温度趋向于二次侧温度因传热能力小于衰变热功率主系统压力维持稳定sgu型管内气泡增加自然循环中止
1）以损失一回路或二回路的流体为特征的管 道破裂事故。如蒸汽管道破裂事故、给水 管道破裂事故、失水事故。
2）没有流体流失的设计基准事故。如反应性 引入事故、一回路流量不正常事故、一回 路压力不正常事故、蒸汽流量不正常事故 、蒸汽发生器给水不正常事故。
6.3.1 反应性引入事故
定义：快慢两种反应性调节方式的不正确运行所 直接引起的事故。包括：
keff
反应性引入事故
keff 1
反应性引入事故
keff
定义：反应性引入事故是指向堆内突然引
入一个意外的正反应性，导致反应堆功率 急剧上升而发生的事故。
这种事故如果发生在启动时，可能会出现瞬发临 界，反应堆有失控的危险；
如果发生在功率运行工况下，堆内严重过热，可 能造成一回路系统压力边界的破坏。
的温度1482℃。 4. 进入DNB的燃料棒数不超过燃料棒总数的10%。
超瞬发临界瞬变
弹
棒
事
故
下
热
通
道
燃
料
温
<1482℃
度
变
化
中心温度 燃料平均温度 包壳外表面温度
反应堆启动事故
反应堆启动是通过向堆内引入反应性（提升控制 棒，增加燃料棒数目等），使keff从小于1到等于 1和大于1，最后稳定在所需功率水平的过程。
一回路流量增大的情况下（一个不运行环路 的主泵启动）：
①通过功率量程的中子注量率密度信号，产 生紧急停堆；
②通过中子注量率密度增加率高信号，产生 紧急停堆；
③通过流量低信号和同时出现P8允许线路的 信号（功率>30%Pn，有一个环路的流量 <88.8%额定流量），产生紧急停堆。
6.3.3 一回路压力不正常事故
反应堆启动事故
104/s
4104/s
反应堆启动事故
温度反馈的影响
随着堆功率的增长，温度效应（尤其是燃料的多普勒 效应）逐渐明显，温度效应起着自动拟制功率增长的 作用。
当反应堆功率上升到这样一点时，即温度反馈的负反 应性超过启动事故引起的正反应性，则功率水平转而 下降。温度系数负值越大，达到的功率峰值越低。
反应性引入事故
设计保护方法 ：设计与自动保护措施 （1）不能同时提升3组棒 （2）短周期保护 （3）超温保护 （4）超功率保护 操作注意事项 ： （1）注意周期变化 （2）注意同时观察：功率、冷却剂温度
反应性引入事故
反应性引入机理 超功率瞬变 超瞬发临界瞬变 反应堆启动事故
keff 1
分析对象：反应性引入
超瞬发临界瞬变
事故描述
开始的短时间内，功率激增产生的大部分能量储存在 UO2芯块内部，将使最热的芯块熔化，释放出的气体在 燃料棒内部形成高压，使燃料棒瞬时破裂。
热能 —〉机械能 —〉冲击波 —〉造成堆芯和一回路系统的损坏
热量传递到元件包壳，可造成部分包壳发生DNB，可能 影响堆芯完整性。
2105/s
(t) i + fb (t) + c (t) 0 i : 反应性引入 , 线性引入： i t fb : 反应性反馈 c : 控制系统调节量
超功率瞬变
准稳态瞬变时系统响应特性
1. 功率变化十分缓慢，反应堆周期远远大于堆芯时间常数，因 此堆内温度可以近似地用稳态分布来描述；
2. 反应性引入速率比较小，所以冷却剂温度和功率上升得都不 太快，由冷却剂平均温度过高保护触发反应堆紧急停闭，此 时功率峰值未达到超功率保护整定值（118%额定功率）；
3. 稳压器压力和冷却剂平均温度的上升幅度较大，最小DNBR下 降比较显著，偏离泡核沸腾的裕量变小。
超功率瞬变
超缓发临界瞬变
超缓发临界瞬变
当 5103 从临界到瞬发临界只需约1秒； 当 5105 从临界到瞬发临界要经历约70秒；
反应堆启动事故
反应堆启动事故必须依靠反应堆紧急停闭来终止。 停堆信号取自于高功率水平Pt保护。因控制棒下插需要一
段时间，保护功率Pt的选择直接影响功率上升幅度。 保护功率Pt高于启动功率P(0)的数量级越小，周期越长，