核电厂安全课件—第六章核电厂典型事故.pptVIP

6.1 各类运行工况的安全准则 正常运行与运行瞬变：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。 预期运行事件：燃料不应受到损坏；任何一道屏障不应受到损坏（屏障本身出故障除外）；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 6.5 蒸汽管道破裂事故 起因 二回路上的一个阀门意外打开： 调节系统的误动作 机械故障 运行人员误操作 对纯粹的蒸汽管道破裂来说，其原因可来自： 过大的机械应力或热应力 制造缺陷 内部飞射物 地震等 6.5 蒸汽管道破裂事故 按照破口的大小，蒸汽管道破裂事故可以是第2类，第3类或第4类事故。 第2类事故：破口尺寸小于二回路上的一个阀门打开所构成的破口； 第3类事故：破口尺寸大于二回路上的一个阀门打开所构成的破口，且不能自动将蒸汽管道隔离。 第4类事故：更为严重的蒸汽管道破裂事故。 分类 对于破口最大的2类事故，反应堆不应重返临界。 对于破口最大的4类事故，烧毁比（DNBR）大于1.3。 6.5 蒸汽管道破裂事故 通过一、二回路之间强烈地耦合，事故从如下几个方面影响核电厂安全： 蒸汽管道破裂增加了蒸汽发生器从反应堆冷却剂系统中取走的热量，引起一回路冷却剂温度和压力下降； 紧急停堆后，由于一回路冷却剂温度迅速下降，若慢化剂的负温度反馈系数很大，则反应堆有重返临界的危险； 如果破口侧在安全壳内，大量蒸汽排放可能使安全壳升温超压； 如果在事故前整汽发生器传热管有破损，一回路水向二回路泄漏，裂变产物可能释放到堆外环境中去。 6.5 蒸汽管道破裂事故 事故描述（破口直径大于15mm） 第一阶段：事故发生之初； 蒸汽流量突增，二回路系统导出热量超过反应堆的发热量，导致堆芯入口温度下降 —〉反应堆功率自动上升，以维持一、二回路之间的热量平衡； 一回路冷却剂平均温度降低，稳压器内压力和水位也相应下降，当系统参数达到保护整定值时，实现反应堆超功率紧急停堆和稳压器低压停堆，汽轮机也紧急停机。 第二阶段：紧急停堆、停机后，蒸汽管道隔离之前； 蒸汽继续流失，蒸汽管道出现低压，一回路冷却剂平均温度不断下降 —〉正反应性不断引入 —〉停堆深度逐渐减小，如果价值最大的控制棒组卡死于堆顶，则反应堆有可能重返临界，堆内功率分布出现严重畸变，局部峰值处元件包壳过热烧毁。 6.5 蒸汽管道破裂事故 无人为干预情况下的物理变化过程 二回路侧（假设事故发生之前全部蒸汽管道都没有隔离）： 事故初始阶段，破口的蒸汽溢出由三台蒸汽发生器对称供给(受影响的蒸汽发生器蒸汽直接从破口溢出，另外两台不相关的蒸汽发生器的蒸汽反向流出破口)。 根据破口的所处位置及是否能隔离，破口蒸汽的供给或被阻止或仅由一台相关的蒸汽发生器供给，后者使三台蒸汽发生器变成物理不对称。 蒸汽管道隔离后，不相关蒸汽发生器的水位将趋于稳定。 6.5 蒸汽管道破裂事故 无人为干预情况下的物理变化过程 一回路侧：蒸汽管道破裂导致对一回路功率需求的急剧上升，使一回路温度和压力相应下降，由于慢化剂的温度负效应，向堆芯引入正的反应性。 如果全部控制棒束都插入堆芯，蒸汽管道破裂事故不会造成使堆芯临界状态的危险。 如果假设负反应性最高的—个棒组卡在最高位置。这种情况可能出现在事故发生初期（机组停机状态下）或者由紧急停堆信号（在功率运行状态下）产生的落捧时刻。这一情况将导致：后备负反应性贮备减少，因而堆芯有重返临界状态的危险；卡棒部位周围的中子通量分布出现严重畸变(DNB的危险)。 6.5 蒸汽管道破裂事故 运行人员的干预 识别事故，并鉴别与事故相关的SG； 如果破口很小，运行人员应隔离破口，并按正常操作将反应堆停堆； 如果破口很大，事故将导致安注系统投入，运行人员应采取的主要操作如下： 如果保护系统没有执行关闭主蒸汽隔离阀，将其关闭 隔离相关的蒸汽发生器的给水（堆芯过冷） 限制一回路的压力增加和稳压器充水（由于安注的投入） 通过安注向堆芯加硼（20000ppm）操作。 运行人员的目的是：使机组过渡到余热导出系统冷却的停堆状态。 6.5 蒸汽管道破裂事故 排热 在蒸汽管道破裂之后，给水和蒸汽管道被隔离，只有受影响的蒸汽发生器继续排放。其结果只是受影响的蒸汽发生器完全排空，其余两台蒸汽发生器在该瞬变终止后仍可用于排除余热。 主蒸汽管道隔离阀遵照主蒸汽隔离信号将蒸汽发生器和主蒸汽管道隔离。 主蒸汽隔离阀装在每台蒸汽发生器出来的主蒸汽管道中安全壳外安全卸压阀的下游。受影响的蒸汽发生器完全排空，蒸汽直接向大气排放（破口在安全壳外）。 余下的两台蒸汽发生器可以用通过卸压阀把蒸汽排放到大气的办法来排除堆芯的衰变热。排汽一直继续到反应堆冷却剂的温度和压力降到余热排出系统投入运行条件为止。 保护性措施 6.5 蒸汽管道破裂事故 两个目的：限制过冷和