第五章 核电厂安全运行

只能使反应堆停堆，不会导致事故（燃料元件
损坏，一、二回路系统超压等）。采取正确的措
施后能很快排除故障，恢复功能。
第5章 核电厂安全运行--SCH
4
5.1 核电厂运行工况与运行极限
一、运行工况分类
工况——Ⅲ稀有事故（事故工况）
在核电厂寿期内极少出现（10-4～3×10-2次/ 堆·年）的事故：一回路管道小破口、二回路管 道小破口、蒸汽发生器传热管破裂等。 专设安全设施投入工作，防止或限制对环境 的辐射危害。确保反应堆结构完整性，燃料元件 损坏不得超过规定值。
第5章 核电厂安全运行--SCH
26



必须保证核动力厂运行人员对所有运行状态下 的核动力厂系统和设备状态是熟悉的和能控制 的。只有指定的合格运行人员才能控制或指挥 核动力厂运行状态的任何改变。其他人绝不允 许干涉运行人员作出有关安全的决定。 必须制定管理措施，以保证在核动力厂所进 行的全部工作都是以符合核动力厂安全运行 （功率运行和停堆状态）要求的方式计划和执 行的。 必须保证口头指令明确易懂。
事故管理
严重性超过设计基准 事故并造成堆芯明显 恶化的事故工况。
（1）没有明确地考虑作为设计基准事故， 但可为设计基 准事故所涵盖的那些事故工况。 （2）没有造成堆芯明显恶化的超设计基准事故。
第5章 核电厂安全运行--SCH
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核事故分类与国际核事件分级表
★严重事故——严重性超过设计基准事故，造成堆芯严重 损坏和熔化甚至安全壳也遭到损坏，进而可能导致放射 性物质大量释放到环境的一种事故，是一种超设计基准 事故。 后果非常严重：给环境、公众健康、经济和社会心理造 成巨大影响。 实践证明：单纯考虑设计基准事故，不考虑严重事故的 防止和缓解，不足以保证工作人员、公众和环境的安全。
第5章 核电厂安全运行--SCH
25


必须制定正常运行规程，以保证核动力厂运行 在运行限值和条件之内。对预计运行事件和设 计基准事故必须制定事件导向规程或征兆导向 规程。还必须制定应急运行规程或严重事故 （超设计基准事故）管理指南。 必须以书面方式明确地规定控制室操纵员和为 了安全而指导反应堆停堆的人员的责任和权力。 同样，也必须以书面形式明确地规定在导致停 堆的异常事件后或为了维修而停堆很长时间后 重新启动反应堆的责任和权力。
MS
FW

给水温度低 给水流量高 蒸汽流量增加
第5章 核电厂安全运行--SCH
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核事故分类与国际核事件分级表
2、二回路系统排热减少 热阱丧失事故


给水流量降低 蒸汽流量减少


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) 误关主蒸汽隔离阀 凝汽器真空破坏 同时失去厂内外交流电源（全厂断电） 失去正常给水流量 给水管道破裂
第5章 核电厂安全运行--SCH
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核事故分类与国际核事件分级表
8、未能停堆的预计瞬变

误提出控制棒
失去给水 失去交流电源
未能停堆＋xx事件


凝汽机真空破坏
失去电负荷 汽轮机跳闸 主蒸汽管道隔离阀关闭
第5章 核电厂安全运行--SCH
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核动力厂在规定的运行限值和 4.2 核事故分类 条件范围内的运行。
4. 硼失控稀释
5. 部分失去冷却剂流量 6. 失去正常给水 7. 给水温度降低 8. 负荷过分增加 9. 隔离环路再启动 10. 甩负荷 11. 失去外电源 12. 一回路卸压 13. 主蒸汽系统卸压 14. 满功率运行时，安注系统误动作
4. 满功率运行时，抽出一组 5. 燃料操作事故
控制棒 5. 全厂断电(反应堆失去全部 强迫流量) 6. 放射性废气、废液的事故 释放 6. 弹棒事故
第5章 核电厂安全运行--SCH
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核事故分类与国际核事件分级表

为了以规范化的统一用语向公众快速通报核电 厂所发生事件的严重程度而采用的工具。

判别准则

厂内影响 厂外影响 纵深防御功能的削弱
第5章 核电厂安全运行--SCH
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核事故分类与国际核事件分级表
特大事故
（Major accident） 7 6
15
第5章 核电厂安全运行--SCH
核事故分类与国际核事件分级表
5、冷却剂装量增加
功率运行时误操作应急堆芯冷却系统 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
第5章 核电厂安全运行--SCH
16
核事故分类与国际核事件分级表
6、冷却剂装量减少 失水事故


则 纵深防御消弱
7 特大事故 6 严重事故 5 跨厂事故 4 厂内事故 3 严重故障 2 一般重损毁
堆芯部分损毁，严重影 响工作人员的健康
严重污染 工作人员超剂量
接近事故 丧失纵深防御措施 具有潜在安全后果 的一般故障 偏离批准的功能范 围
安全上无严重性
第5章 核电厂安全运行--SCH
切尔诺贝利福岛
严重事故
事 故
（Serious accident）
跨厂事故
（Accident with off-site risks）5
三哩岛
厂内事故
（Accident mainly in installation）4
严重故障
（Serious incident）
故 障
3
一般故障
（Incident） 2
第5章 核电厂安全运行--SCH
9
5.2 核电厂事故分类
需作安全分析的事故
预期运行事件 1. 堆启动时，控制棒组件不可控抽出 稀有事故 1. 一回路系统管道小破裂 极限事故 1. 一回路系统主管道大破裂 2. 满功率运行时，控制棒组件不可控地抽 2. 二回路系统蒸汽管道小破 2. 二回路系统蒸汽管道大破裂 出 3. 控制棒组件落棒 裂 3. 燃料组件误装载 3. 蒸汽发生器传热管断裂 4. 一台冷却剂泵转子卡死

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
第5章 核电厂安全运行--SCH
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核事故分类与国际核事件分级表
7、系统或设备的放射性释放

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
异常事件
（Abnormity） 1
23
第5章 核电厂安全运行--SCH
核事故分类与国际核事件分级表
等级表的基本逻辑
等级 说明
准 厂外影响 厂内影响
放射性大量释放： 广泛的健康和环境影响 放射性较大释放： 完全实施就地应急 放射性少量释放： 部分实施就地应急计划
放射性少量释放：公众照射 计量在规定限值数量级内 放射性少量释放：公众照射 计量为规定限值的一小部分
第五章 核电厂安全运行 ----运行工况和事故分类
动力系 宋长华
5.1 核电厂运行工况与运行极限
一、运行工况分类 P56
美国标准学会(1970年)根 据对核电厂运行工况所作 分析,按反应堆事故： 事故出现预计概率 事故可能放射性后果
四类运行工况
第5章 核电厂安全运行--SCH
2
5.1 核电厂运行工况与运行极限
例：为确保第一道安全屏障完整性，从热工角度出发， 大亚湾核电站的安全限值： DNBR>1.22 以确保第 线功率密度≤590W/cm 升降温速率≤56℃/h 稳压器升、降温速率≤112 ℃/h等
第5章 核电厂安全运行--SCH
一道屏障 的完整性
8
5.1 核电厂运行工况与运行极限
运行限值和条件可分为以下几类 P57 安全限值； 安全系统整定值； 正常运行的限值和条件； 监督要求。 运行限值的目标： 防止发生可能导致事故工况的状态； 如果发生这种事故工况，则减轻其后果。
MS
FW
第5章 核电厂安全运行--SCH
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核事故分类与国际核事件分级表
3、反应堆冷却剂系统流量减少 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
第5章 核电厂安全运行--SCH
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核事故分类与国际核事件分级表
4、反应性和功能分布异常 反应性引入事故

反应性增加、降低



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
第5章 核电厂安全运行--SCH
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四类运行工况及其安全准则
工况
概率
次/堆· 年
放射性
安全准则
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
Ⅰ
Ⅱ
3*10-2～1
燃料不应受到损坏 任何屏障不应受到损坏 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 全身5mSv 甲状腺15mSv 一些燃料元件可能损坏，但数量有限 一回路和安全壳的完整性不应受到影响 不应发展成为后果更为严重的事故
在核动力厂运行寿期内预计至 少发生一次的偏离正常运行的 各种运行过程；由于设计中已 我国的核电站事故分类（HAF102） 采取相应措施，这类事件不至 于引起安全重要物项的严重损 正常运行 坏，也不至于导致事故工况。

预计运行事件 设计基准事故 严重事故
核动力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， 并且该事故中燃料的损坏和放射性物 质的释放保持在管理限值以内。
一、运行工况分类
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 工况较频繁，毋需停堆； 控制系统进行调节，使核电厂重新稳定运行。
3
第5章 核电厂安全运行--SCH
5.1 核电厂运行工况与运行极限
一、运行工况分类
工况——Ⅱ中等频率事件（预期运行事件）
在核电厂运行寿命期内预计出现的一次或数次 偏离正常运行的所有运行过程；包括在试验运行 和寿期以中等频率发生的事件：控制棒组件误提 出、失去正常给水等。
24
5.3 核电厂运行规程和事故处理规程
一、核电厂运行规程 P62



必须制定全面的管理程序，管理程序包括制订、完善、验 证、验收、修改和注销运行指令及运行规程（以后统称运 行规程）的规则。 必须根据营运单位的政策和国家核安全监管部门的要求制 定全面地适用于正常运行、预计运行事件和事故工况下的 运行规程。各运行规程的详细程度必须与该运行规程的目 标相一致。在运行规程中提供的指导必须是清晰、简洁， 并尽可能是已验证和确认为有效的。 在控制室和其他必要的运行位置处的运行规程和参考材料 必须有清楚的标识并容易获得，同时必须可供国家核安全 监管部门查阅。严格地遵守书面的运行规程必须是核动力 厂安全政策的根本要素之一。
第5章 核电厂安全运行--SCH
5
5.1 核电厂运行工况与运行极限
一、运行工况分类
工况——Ⅳ极限事故（严重事故工况）
在核电厂寿期内发生概率很低（10-6～10-4次/
堆·年）的后果严重的假想事故：一回系统主管 道大破口、弹棒事故等。一旦发生会释放大量放 射性物质。
专设安全设施的投入应能保证一回路压力边 界的完整性、反应堆安全停闭，并对事故后果加 以控制。
核电厂设计部门须针对这47种典型始发事故， 对所设计的核电厂进行详细计算分析，并证明 所设计的核电厂能满足有关的安全标准。
第5章 核电厂安全运行--SCH
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核事故分类与国际核事件分级表
1、二回路系统排热增加


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
第5章 核电厂安全运行--SCH
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核事故分类与国际核事件分级表
美国核管会 1975年 《轻水堆核电厂安全分析报告标准格式及内容》 （1）、二回路系统排热增加（5种） （2）、二回路系统排热减少（8种） （3）、反应堆冷却剂系统流量减少（4种） （4）、反应性与功率分布异常（9种） （5）、反应堆冷却剂装量增加（3种） （6）、反应堆冷却剂装量减少（6种） （7）、系统或设备的放射性释放（5种） （8）、未能紧急停堆的预期瞬变ATWS（7种）
Ⅲ
10-4～ 3*10-2
Ⅳ
10-6～ 10-4
全身0.15Sv 燃料元件可能有损坏，但数量有限 甲状腺0.45Sv 一回路、安全壳的功能在专设安全设施 作用下应能保证
第5章 核电厂安全运行--SCH
7
5.1 核电厂运行工况与运行极限
二、运行限值和条件 P57
为保证核电厂的安全运行，经国家核安全部门批 准的，用以确定参数限值、设备功能和性能以及 人员水平等的整套规定。