核反应堆安全 4.1运行工况和事故分类

预期运行事件
• • • • • 比如甩负荷； 安注系统误动作； 凝汽器低真空； 主蒸汽管线上阀门误开等。 落棒。
！
• 要区分工况1中的运行瞬变和属于二类工 况的运行事件。
核反应堆运行工况与事故分类
工况Ⅲ——稀有事故 发生概率约为 10-4 ～ 3×10-2 次 /( 堆 · 年 ) 。 为了防止或限制对环境的辐射危害，需 要专设安全设施投入工作。 如单跟蒸汽发生器转热管断裂。
3. 反应堆冷却剂系统流量减少 3.1 一个或多个反应堆主泵停止运行 3.2 沸水堆再循环环路控制器故障使流量减少 3.3 反应堆主泵轴卡死 3.4 反应堆主泵轴断裂 4. 反应性和功率分布异常 4.1 在次临界或低功率启动时，非可控抽出控制棒组件 ( 假定堆芯和反应堆冷却剂系统处于最不利反应性状 态)，包括换料时误提出控制棒或暂时取出控制棒驱动 机构
安全分析报告分析的典型始发事故
4.2 在特定功率水平下非可控抽出控制棒组件(假定堆芯和反应堆冷 却剂系统处于最不利反应性状态)，产生了最严重后果(低功率到满 功率) 4.3 控制棒误操作(系统故障或运行人员误操作)，包括部分长度控制 棒误操作 4.4 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 4.5 一条沸水堆环路的流量控制器故障或损坏，使反应堆冷却剂流 量增加 4.6 化学和容积控制系统故障使压水堆冷却剂中硼浓度降低 4.7 在不适当的位置误装或操作一组燃料组件 4.8 压水堆各种控制棒弹出事故 4.9 沸水堆各种控制棒跌落事故
正常运行
• 大亚湾核电厂分9个mode,用热工参数描 述，冷态－热态（RC10ºC-310ºC）； 常压－额定压力； 次临界度不小于5000PCM。 • 从一个模式向另一个模式过度；
带有偏差的极限运行
• 一回路不可识别的小泄漏； 例如，法国蒸汽发生器传热管泄漏>72L/h才 停堆； 各个电厂的Technical Specification 有细致的 规定。 为了获得较高的负荷因子等经济性指标，带 有偏差的极限运行是必要的，在安全性和经 济性找到折中。
安全分析报告分析的典型始发事故
5. 反应堆冷却剂装量增加 5.1 功率运行时误操作应急堆芯冷却系统 5.2 化学和容积控制系统故障(或运行人员误操作)使反应堆冷却剂装 量增加 5.3 各种沸水堆瞬变，包括1.2和2.1到2.6 6. 反应堆冷却剂装量减少 6.1 误打开压水堆稳压器安全阀或误打开沸水堆的安全阀或泄漏阀 6.2 贯穿安全壳一回路压力边界的仪表或其它线路系统的破裂 6.3 蒸汽发生器传热管破裂 6.4 沸水堆各种安全壳外蒸汽系统管子破损 6.5 反应堆冷却剂压力边界内假想的各种管道破裂所产生的失冷事 故，包括沸水堆安全壳内蒸汽管道破裂 6.6 各种沸水堆瞬变，包括1.3、2.7和2.8
安全分析报告分析的典型始发事故
1. 二回路系统排热增加 1.1 给水系统故障使给水温度降低 1.2 给水系统故障使给水流量增加 1.3 蒸汽压力调节器故障或损坏使蒸汽流量增加 1.4 误打开蒸汽发生器泄放阀或安全阀 1.5 压水堆安全壳内、外各种蒸汽管道破损 危害??
二回路热力循环 简图
安全分析报告分析的典型始发事故
运行瞬变
• 线性（1－5）％额定功率升降； • 阶跃正负10％额定功率升降； • 以上情况属控制系统能够应对范围，即 不会出现停堆； 超出10％额定功率升降，（各电厂设计 不同）。 总之，运行瞬变是个广泛的概念。
核反应堆运行工况与事故分类
工况Ⅱ—— 中等频率事件 , 或称预期运行 事件。在核电厂运行寿期内预计出现一 次或数次偏离正常运行的所有运行过 程。可能停堆，但不会造成燃料元件损 坏或一回路、二回路系统超压，只要保 护系统能正常动作，就不会导致事故工 况。
核反应堆运行工况与事故分类
工况Ⅳ——极限事故 发生概率约为10-6～10-4次/(堆·年)，因此被称 作假想事故。它一旦发生，就会释放出大量 放射性物质，所以在核电厂设计中必须加以 考虑。 如 二 回 路 蒸 汽 管 道 大 破 裂 (MSLB) ， 大 LOCA。
事故与事件分类：
（1）瞬变。 主要有：反应性引入事故; 失流事故; 失热阱事故等。 （2）以丧失一回路或二回路流体为特征的 管道破裂事故，如 失水事故(LOCA) 蒸汽管道破裂事故、给水管道破裂事故。
设计基准事故
每项专设安全设施都有其特定控制的事故，对其控制 效率进行确定性分析来决定这些设施的设计参量，要 求安全设施达到最极端设计参量的事故称为核设施的 设计基准事故（Design Basic Accident，DBA）。 核电厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施 的那些事故工况。（HAF定义）
THE END
2. 二回路系统排热减少 2.1 蒸汽压力调节器出故障或损坏使蒸汽流量 减少 2.2 失去外部电负荷 2.3 汽轮机跳闸(截止阀关闭) 2.4 误关主蒸汽管线隔离阀 2.5 凝汽器真空破坏 2.6 同时失去厂内及厂外交流电源 2.7 失去正常给水流量 2.8 给水管道破裂
安全分析报告分析的典型始发事故
4类运பைடு நூலகம்工况及其安全准则
1正常运行：燃料不受任何损害，不许动用任何保护 系统和安全设施； 2预期运行事件：燃料不受任何损害屏障不受损害， 纠正措施后机组可重新启动，不会发展成更 严重事故。 3稀有事故：动用安全设施，少元件破裂；放射性全身不大于 5mSv,甲状腺不大于15mSv； 4极限事故：动用安全设施，元件破裂数量有限量，安全设施 可用，一回路及安全壳功能有保障。 放射性全身不大于0.15Sv,甲状腺不大于0.45Sv；
4.1反应堆运行工况与事故分类
按反应堆事故出现的预计概率和可能的放射性后果， 核电厂运行工况(condition)分为四类： 工况Ⅰ——正常运行和运行瞬变 （1）正常启动、停闭和稳态运行； （2）带有允许偏差的极限运行； （3）运行瞬变。 这类工况出现较频繁，无需停堆，依靠控制系统进行 调节，到所要求的状态，重新稳定运行。
安全分析报告分析的典型始发事故
7. 系统或设备的放射性释放 7.1 放射性气体废物系统泄漏或破损 7.2 放射性液体废物系统泄漏或破损 7.3 假想的液体贮箱破损而产生的放射性释放 7.4 设计基准燃料操作事故 7.5乏燃料贮罐掉落事故 8. 未能紧急停堆的预期瞬变 8.1 误提出控制棒 8.2 失去给水 8.3 失去交流电源 8.4 失去电负荷 8.5 凝汽器真空破坏 8.6 汽轮机跳闸 8.7 主蒸汽管道隔离阀关闭
这是对4种工况(condition)下，具体要求，通过才能 允许建造。
严重事故
严重事故是指堆芯遭到严重损坏和熔化甚 至安全壳也损坏的一种事故，它将导致放射性 物质大量释放到环境，是一种超设计基准事 故。 在大约 7000 堆 · 年的核电厂运行历史中，已 经发生了两起严重事故。 1979 年 3 月 28 日美国 三哩岛核电厂事故，大约40%堆芯熔化，由于 安全壳保持了完整性，只有极少量气态碘和惰 性气体释放，没有人员死亡。 1986 年 4 月 26 日 前苏联切尔诺贝利核电厂事故，堆芯全部破 坏，房顶被炸飞，导致大量放射性物质释放至 大气中，即发死亡31人。这两起事故使得发生 严重事故的概率达到4×10-4/(堆·年)。
反应堆运行工况与事故分类
在我国，核电厂设计安全规定中，定义电厂状 态（status）为四类，即： 正常运行； 预期运行事件； 事故工况（设计基准事故） 严重事故 实际上严重事故已经发生过，当然是曾经出现 的状态（status） 。
简单来说，4种工况达标才能建造，申请依据；
对严重事故，强调有对策；