第六章 核电站事故分类和安全分析

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放射性泄漏反应性增加一、二回路换热能力下降一回路泄漏一回路温度升高堆内换热能力下降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化容系统误操作控制棒提升控制棒误操作失控提升弹棒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给水流量增加给水温度下降出口压力下降堆芯入口温度增加蒸发器冷却能力下降给水系统故障给水加热器故障给水阀门故障给水减少给水温度提高给水泵故障主给水丧失蒸气系统故障主气门关闭汽机跳闸、旁排未打开一回路流量下降主泵断电主泵故障主泵低转速主泵断轴主泵卡转子堆芯入口温度增加堆芯过热堆芯出口温度增加蒸发器冷却能力下降堆芯冷却能力下降冷却剂装置量下降管道破口泄漏阀门开启系统泄漏功率增加控制棒故障反应性上升硼浓度变化反应性反馈一回路流量下降主泵断电主泵故障主泵低转速主泵断轴主泵卡转子堆芯入口温度上升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上充泵故障、误投入应急堆芯系统误投入稳压器电加热器故障电加热器故障投入堆芯过热堆芯冷却能力下降一回路水装量下降一回路水装量下降一回路水泄漏管道小破口管道中破口管道大破口主管道双端断裂管道破口蒸发器传热管断裂SGTRLOCA稳压器卸压阀开启稳压器安全阀开启阀门故障仪表系统其它测量系统贯穿件破裂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一回路辅助系统破损堆芯传热恶化辐照变形失水沸腾氧化烧毁变形冲击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)》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IV.极限事故（假想事故）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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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只要保护系统正常运行，不会导致事故工况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MSFW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给水流量降低蒸汽流量减少MSFW热阱丧失事故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冷却剂流量降低失流事故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引入事故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意外注入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阀门打开失水事故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：InternationalNuclearEventScale)级别基准评价例场外影响场内影响纵深防御的恶化事故严重事故放射性物质大量向外部放出：以I131等价的数万mSv放射性物质的外部泄漏切尔诺贝利事故1986，前苏联大事故放射性物质中等量向外部放出：以I131等价的数千～数万mSv放射性物质的外部泄漏伴有向外泄漏风险的事故放射性物质一定量向外部放出：以I131等价的数百～数千mSv放射性物质的外部泄漏堆芯或放射性屏蔽层重大损伤TMI事故1979，美国向外泄漏风险不大的事故放射性物质少量放出：公众照射量超过法定限量的数mSv堆芯或放射性屏蔽层中等程度损伤/工作人员受到致死量的照射JCO临界事故1999，日本异常事件重大异常事件放射性物质极少量向外部放出：公众照射量超过法定限量十分之一场内受到严重的放射性污染/工作人员受到急性照射危害纵深防御丧失日本动燃固化装置火灾事故，1997异常事件安全上不重要的事件场内受到中等程度的放射性污染/工作人员受到超过年法定剂量的照射纵深防御在一定程度上恶化日本美滨核电站传热管破损事故，1991偏离正常偏离运行限值范围日本滨冈核电站配管断裂事故，2001尺度以下尺度以下0＋对安全有一点影响0-对安全没有影响的事件评价对象外与安全性无关的事件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•评价核电厂在事故工况下的安全性•评价核电厂对故障和事故的响应•确定论法•概率安全法分析方法•评价安全系统的响应•评价电厂对事故的响应•评价各种事故工况下电厂的设计、运行特性安全分析报告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要求在保守的假定下分析事故瞬态和系统响应能力要求接近真实的情况，并且计算速度能够达到实时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运行管理14.0初始试验大纲15.0事故分析16.0技术规格书17.0质量保证第1章引言和电站概述第2章厂址特征第3章结构，部件、设备和系统的设计第4章反应堆第5章反应堆冷却剂系统和与之连接的系统第6章专设安全设施第7章仪表和控制第8章电力系统第9章辅助系统第10章蒸汽发电系统第11章放射性废物管理第12章辐射防护第13章生产管理第14章初始试验大纲第15章事故分析第16章技术规格书第17章质量保证秦山核电站大亚湾核电站秦山第三核电站安全分析报告1.INTRODUCTIONANDSUMMARYDESCRIPTION3.DESIGNOFSTRUCTURESANDSYSTEMS4.REACTOR5.REACTORPROCESSSYSTEMS6.SAFETYSYSTEMS7.INSTRUMENTATIONANDCONTROL8.ELECTRICALPOWERSYSTEMS9.AUXILIARYANDSERVICESYSTEMS10.TURBINEGENERATORANDAUXILIARIES11.RADIOACTIVEWASTEMANAGEMENT12.RADIATIONPROTECTION15.ACCIDENTANALYSIS18.HUMANFACTORSENGINEERINGCHASHMANUCLEARPOWERPLANTUNIT-2PRELIMINARYSAFETYANALYSISREPORTCHAPTER1.0－INTRODUCTIONANDGENERALDESCRIPTIONOFPLANTCHAPTER2.0－SITECHAPTER3.0－STRUCTURE,SYSTEMANDCOMPONENTCHAPTER4.0－REACTORCHAPTER5.0－REACTORCOOLANTSYSTEMANDCONNECTEDSYSTEMSCHAPTER6.0－ENGINEEREDSAFETYFEATURESCHAPTER7.0－INSTRUMENTATIONANDCONTROLSCHAPTER8.0－ELECTRICPOWERCHAPTER9.0－AUXILIARYSYSTEMSCHAPTER10.0－STEAMANDPOWERCONVERSIONSYSTEMCHAPTER11.0－RADIOACTIVEWASTEMANAGEMENTCHAPTER12.0－RADIATIONPROTECTIONCHAPTER13.0－CONDUCTOFOPERATIONSCHAPTER14.0－INITIALTESTPROGRAMCHAPTER15.0－ACCIDENTANALYSISCHAPTER16.0－TECHNICALSPECIFICATIONSCHAPTER17.0－QUALITYASSURANCE(DURINGTHEDESIGNANDCONSTRUCTIONPHASES)CHAPTER18.0－HUMANFACTORSENGINEERING安全分析报告中分析的内容FSAR第15章事故分析15.0事故分析15.1二回路排热增加15.2二回路排热减少15.3反应堆冷却剂系统流量降低15.4反应性和功率分布异常15.5反应堆冷却剂装量增加15.6反应堆冷却剂装量减少15.7系统或部件的放射性释放15.8未能紧急停堆的预期瞬态(ATWT）15.9导致常用系统完全丧失的事件和事故附录15A用于评估事故环境后果的剂量模型大亚湾典型