核电厂状态分类和安全分析课件.pptx

核反应堆安全学;核电站事故分类和安全分析;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;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;美国核管会（NRC）分类法;二回路系统排热增加初因事件 ;二回路系统排热减少初因事件 ;反应堆冷却剂系统流量减少初因事件 ;反应性和功率分布异常初因事件 ;反应堆冷却剂装量增加初因事件 ;反应堆冷却剂装量减少初因事件 ;系统或设备的放射性释放初因事件 ;未能停堆的预计瞬变初因事件 ;国际核事件评价尺度（INES： International Nuclear Event Scale);我国的核电站事故分类;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;核电厂安全分析报告;安全分析报告;秦山第三核电站安全分析报告;CHASHMA NUCLEAR POWER PLANT UNIT-2PRELIMINARY SAFETY ANALYSIS REPORT;安全分析报告中分析的内容FSAR 第15章 事故分析;典型的确定论安全分析程序;流动守恒方程;安全分析中的保守假定;初始工况假定;事件分析中假定的反应性系数;棒束控制组件插入特性;稳压器安全阀和蒸汽发生器安全阀;紧急停堆整定值和时间延迟 ;超温ΔT和超功率ΔT紧急停堆的功能;6.4 安全分析报告中考虑的事故;安全分析中考虑的内容;Condition I: 正常运行和运行瞬变;第I类工况的运行极限;大亚湾核电站《安全分析报告》--事故分析工况Ⅰ――正常运行和运行瞬态（1）;大亚湾核电站《安全分析报告》--事故分析工况Ⅰ――正常运行和运行瞬态（2）;秦山核电站《安全分析报告》--事故分析工况Ⅰ――正常运行和运行瞬态（1） ;秦山核电站《安全分析报告》--事故分析工况Ⅰ――正常运行和运行瞬态（2）;满功率紧急停堆;;Condition II:预期运行事件;大亚湾核电站《安全分析报告》--事故分析工况Ⅱ――中等频率事故（1）;秦山核电站《安全分析报告》--事故分析工况Ⅱ――中等频率事故（1） ;秦山核电站《安全分析报告》--事故分析工况Ⅱ――中等频率事故（2）;Condition III:稀有事故;CONDITION III: 稀有事故 ;大亚湾核电站《安全分析报告》--事故分析工况Ⅲ――稀有事故;秦山核电站《安全分析报告》--事故分析工况Ⅲ――稀有事故 ;Condition IV:极限事故;大亚湾核电站《安全分析报告》--事故分析工况Ⅳ――极限事故;秦山核电站《安全分析报告》--事故分析工况Ⅳ――极限事故 ;6.5 安全分析报告中分析主要事件/事故;安全分析报告中分析主要事件/事故;二回路系统排热增加初因事件;二回路系统排热增加事故安全分析特点;安全分析中需分析二回路系统排热增加事故;给水过冷事故;;给水过多事故;;二回路系统排热减少初因事件;二回路系统排热减少;冷却剂温度计算;安全分析中需分析热阱丧失事故 1;安全分析中需分析热阱丧失事故 2;汽机脱扣;;核功率 汽机功率;汽机甩负荷（汽机负荷丧失）;;丧失正常给水 ;失去主给水实例 ;给水管道破裂事故;反应堆冷却剂系统流量减少初因事件;反应堆冷却剂系统流量减少;流量瞬变计算（惯性阶段）;主泵扬程和压头;离心泵的驱动模型;流量瞬变计算（自然循环阶段）;寿期初 A环主泵停转 main-pump-a ;失去全部冷却剂流量;;主泵断轴、卡转子事故;反应性和功率分布异常;反应性和功能分布异常初因事件;反应性和功率分布异常;反应性引入事故;反应性引入事故起因;反应性引入速率;瞬发中子和缓发中子;控制棒失控提升保护方式;安全分析中需分析控制棒失控提棒事故;;;;;安全分析中常用控制棒落棒事故;燃料组件误装载初因事件;燃料组件误装载事故;功率水平下一个控制棒组件抽出事故;与系统性能无关的放射性释放事故;弹棒事故(1);弹棒事故(2);反应堆冷却剂装量增加初因事件;反应堆冷却剂装量增加;反应堆冷却剂装量减少初因事件;寿期初、末 一台稳压器安全阀误开启事故;反应堆冷却剂装量减少（小）;;;冷却剂丧失事故（LOCA）;大破口失水事故;蒸发器传热管破裂事故（SGTR）;;小破口失水事故;二次侧系统管路小破口事故;二次侧系统大破口事故(1);二次侧系统大破口事故(2);贯穿安全壳的仪表管道或其它RCS管道破损事故;蒸发器传热管断裂事故;主蒸汽管道破裂事故（MSLB）;;燃料操作事故