第六章核电站事故分类和安全分析

反应性增加 一、二回路换热能力下降 堆内换热能力下降
一回路温度升高
一回路泄漏
给水温度下降 出口压力下降 给水流量增加
化容系统误操作
弹棒 控制棒误操作 失控提升
控制棒提升
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
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
堆芯入口温度增加
❖ 只要保护系统正常运行，不会导致事故工况
❖ 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
IV.极限事故（假想事 故）
❖ 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
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
MS
FW
二回路系统排热减少初因事件
热阱丧失事故
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
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
功率运行时误操作应急堆芯冷却系统
系统泄漏 阀门开启 管道破口
蒸发器冷却 能力下降
堆芯入 口温度
上升
堆芯过热
堆芯出口 温度增加
堆芯冷却能力下降
冷却剂装置量下降
功率增加
泄漏
反应性上升
一回路流量下降
主泵故障
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
冷却剂装量过多
堆芯过热
稳压器电加 热器故障
堆芯冷却 能力下降
应急堆芯系统误投入 上充泵故障、误投入
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 燃料操作事故 弹棒事故
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
堆芯传热恶化
一回路辅助系统破损 变形 冲击
辐照变形
沸腾 失水
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)》
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
–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
失水事故
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
系统或设备的放射性释放初因事件
我国的核电厂事故分类
核电厂严重事故
美国标准协会（ANSI）分类法
❖ 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
I. 正常运行和运行瞬态
II.中等频率事件（预 期运行事件）
III.稀有事故
❖ 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
堆芯入口 温度增加
给水系统故障
给Fra Baidu bibliotek减少 主给水丧失
给水温 度提高
蒸发器冷却 能力下降
蒸气系统故障
一回路流量下降
主泵故障
主泵卡转子 主泵断轴 主泵低转速 主泵断电
汽机跳闸、旁 排未打开
主气门关闭
给水加热器故 障
给水阀门故障 给水泵故障
主泵卡转子 主泵断轴 主泵低转速 主泵断电
反应性反馈 硼浓度变化 控制棒故障
电加热器 故障投入
贯穿件破 裂
阀门故 障
一回路水泄漏
SGTR
一回路水 装量下降
一回路水装量下降
其它测量系 统 仪表系统
稳压器安全阀 开启 稳压器卸压阀 开启
蒸发器传热管断裂 主管道双端断裂 管道大破口 管道中破口 管道小破口
LOCA
管道破 口
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 氧化 烧毁
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
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
MS FW
反应堆冷却剂系统流量减少初因事件
失流事故 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
反应性和功率分布异常初因事件
反应性引入事故
在次临界或低功率时，非可 控抽出控制棒组件