第六章核电站事故分类和安全总结.ppt

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 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 美国标准协会（ANSI）分类法 正常运行和运行瞬态 中等频率事件（预期运行事件） 稀有事故 极限事故（假想事故） 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 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 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 二回路系统排热减少初因事件 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源（全厂断电） 失去正常给水流量 给水管道破裂 反应堆冷却剂系统流量减少初因事件 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 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 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 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 反应堆冷却剂装量减少初因事件 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 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 未能停堆的预计瞬变初因事件 误提出控制棒 失去给水 失去电负荷 凝汽机真空破坏 汽轮机跳闸 主蒸汽管道隔离阀关闭 未停堆＋xx事件 国际核事件评价尺度（INES： International Nuclear Event Scale) 我国的核电站事故分类 正常运行 预计运行事件 事故工况（设计基准事故） 严重事故 6.3 核电厂安全分析 核电厂安全分析 安全分析方法的分类 安全分析的目的 安全分析中考虑的内容 电厂整定值分析 安全分析方法的分类 确定论分析方法 概率论分析方法 安全分析的目的 总目的 论证核电站的安全性 安全分析的应用目的 保守分析 执照申请用?《安全分析报告》 电厂的保守评价 操作员培训 最佳估算用 模型的性能分析 培训 风险评价 电厂安全分析的结果使用目的不同，采用的分析方法和要求也不同 核电厂安全分析报告 安全分析报告 1.0 引言和电厂概况 2.0 厂址特征 3.0 构筑物、部件、设备和系统的设计 4.0 反应堆 5.0 反应堆冷却剂系统及其连结系统 6.0 专设安全设施 7.0 仪表和控制 8.0 电力 9.0 辅助系统 10.0 蒸汽和动力转换系统 11.0 放射性废物管理 12.0 辐射防护 13.0 运行管