V09-NPPO-CP12-02.ppt

单击此处编辑母版标题样式,单击此处编辑母版文本样式,第二级,第三级,第四级,第五级,*,核动力装置运行,*,核动力装置运行,哈尔滨工程大学核科学与技术学院,12.3,反应性事故,以发生流体,(,一回路或二回路的）损失为特征的管道破裂事故，,蒸汽发生器管子破裂事故,蒸汽管道破裂事故,失水事故,未发生流体损失的其他事故,反应性事故,一回路流量不正常,蒸汽流量不正常,蒸汽发生器给水不正常,事故的后果一般不太严重,2026/4/8 周三,2,核动力装置运行,反应堆堆芯反应性调节,以移动控制棒组件控制反应性的快变化,调整一回路冷却剂硼浓度控制反应性的慢变化,反应性事故,控制棒组件的失控提升,硼酸失控稀释,弹棒事故,2026/4/8 周三,3,核动力装置运行,现象与危险,反应性上升,引起热流密度增加,引起燃料元件温度和冷却剂温度升高,导致偏离泡核沸腾,可能引起燃料元件熔化。,堆芯内反应性的增加和下降不均匀,偏离泡核沸腾和超功率的危险性更大，,引起热流密度和温度空间分布的不对称,反应堆功率增加将影响第二道屏障,一回路压力边界的完整性，系统超压将引起稳压器水位升高和安全阀组的开启,2026/4/8 周三,4,核动力装置运行,原因分析,机械故障,控制棒驱动机构失灵,控制棒驱动机构罩壳破裂,电气故障,可能涉及控制棒调节系统的故障,人因故障,操纵员不遵守运行规程,没有注意有关的报警信号,2026/4/8 周三,5,核动力装置运行,原因分析,某些事故可能因几个故障同时出现而发生,如一调节棒组的失控抽出起因于独立的电气、机械故障；以及报警信号出现时操纵员没有及时进行干预。,硼失控稀释事故可能是因化学和容积控制系统或硼和水补给系统的机械故障引起，或者由于人为故障所造成。,2026/4/8 周三,6,核动力装置运行,事故下的保护,反,应性事故的预防措施,限制控制捧调节棒组的移动，无论是A运行模式或G运行模式，控制棒组操作需遵守下列规定,同一分组的控制棒应该同时移动；,同一组的两个分组的控制棒同相对位差不应大于,1,步；,各调节棒组应该按规定顺序操作；,相邻的两个调节棒组间应有最佳的重叠度(lO,0,步)；,对控制棒组件的供电应不可能,同时,提升其中的三个分组，或当提升两个调节棒组的分组时，不可能再提升第三个分组中的一个捧组。,2026/4/8 周三,7,核动力装置运行,事故下的保护,自动保护,对一些反应性事故将由各种报警信号告知运行人员，如果运行人员不及时加以干预，反应堆保护系统立即投入，采取禁止控制棒组提升或紧急停闭反应堆措施。,2026/4/8 周三,8,核动力装置运行,12.3.4,启动时控制棒组件失控抽出,事故描述,启动时，反应堆通过两台冷却剂泵的运转达到了热态，起始功率很小,(10,-13,P,n,）若有两个控制棒组以较大的速度交迭地抽出,反应性引入速率在,A,模式为,95pcm/s,，,G,模式为,114pcm/s,两个停堆棒组,S,a,和,S,b,(G,模式为调节棒组,N,1,和,R,）抽出,事故中，反应堆总功率上升，中子通量密度分布产生严重扰动，并将引起燃料元件捧热点温度的升高,2026/4/8 周三,9,核动力装置运行,2026/4/8 周三,10,核动力装置运行,2026/4/8 周三,11,核动力装置运行,保护措施,启动过程中控制棒组件失控抽出，其瞬态过程比较缓慢，操纵员应及时发现事故,手动操作将控制棒组件停堆棒组插入，以避免紧急停堆。,2026/4/8 周三,12,核动力装置运行,12.3.5,功率运行时控制棒组件失控抽出,事件描述,控制棒组件失控抽出导致堆芯热流密度的增加,稳压器压力达到安全阀组动作整定值之前，一回路冷却剂温度会迅速上升，可能出现膜态沸腾。,为了防止燃料熔化和包壳破坏，要求在达到膜态沸腾之前,(DNBR,到,1.3,之前,),，反应堆保护系统给出紧急停堆信号，以保护堆芯,2026/4/8 周三,13,核动力装置运行,2026/4/8 周三,14,核动力装置运行,图表示了在满功率工况下，控制棒组件快速抽出时功率、稳压器压力、冷却剂平均温度和烧毁比的响应曲线。,事故开始后，大约在,2,秒钟内发出超功率保护，紧急停堆。由于这个时间比燃料的传热时间常数快，只产生了一个较小的温度和压力的变化，并保持了一个较大的烧毁比裕量。,2026/4/8 周三,15,核动力装置运行,2026/4/8 周三,16,核动力装置运行,图,12-7,表示了在满功率工况下，控制棒组件慢速抽出时功率、稳压器压力、冷却剂平均温度和烧毁比的响应。,事故开始后约,36,秒的相当长时间，反应堆才由超温温差保护，紧急停闭。这时温度和压力的上升幅度较大，一回路平均温度约,312,，因而烧毁比的裕量较小。,2026/4/8 周三,17,核动力装置运行,保护措施,防止危及堆芯，反应堆保护系统将在下列情况下动作,功率量程超过超功率定值，紧急停堆,冷却剂温差超过超温整定值,超功率紧急停堆,稳压器超压停堆,稳压器水位超过整定值,2026/4/8 周三,18,核动力装置运行,超功率保护或超温温差保护紧急停堆时，用来确保反应堆安全,功率运行时，若较慢地添加某一反应性增量，这时堆功率将稍有增加，而堆芯内的,温度,有很大的增长,(OB,线,),，反应堆由于温度过高而紧急停闭,很快地添加某一反应性增量,(OA,线,),，堆功率将非常迅速地增加，但因为堆芯内传热是一个较慢的过程，所以堆芯的温度没有很大的变化，由于,超功率,而引起紧急停堆,反应性引入速率为中等的情况处于,OA,线与,OB,线之间，都将引起紧急停堆而加以保护，由功率或温度的响应速度决定相应紧急停堆的先后，而压力过高或稳压器液位过高而引起的紧急停堆属于第二级保护,2026/4/8 周三,19,核动力装置运行,12.3.6,硼酸的失控稀释,事故描述,压水堆运行时，化学和容积控制系统通过反应堆硼和水补给系统将补给水引入一回路，向堆芯添加反应性。,硼的稀释是手动操作的，是按照限制稀释率和稀释时间的程序精确管理控制的。,稀释操作：,把开关由自动补水方式转到稀释方式,按下启动按钮。,反应堆冷却剂补水状态的信号，连续反映给操作人员，控制屏上的灯光显示化学和容积控制系统的运行条件。如果由于系统的功能失误，使硼酸或除盐水的流量率偏离预定值，将向操纵员发出报警,2026/4/8 周三,20,核动力装置运行,保护措施,如果反应堆功率运行时，发生硼酸的失控稀释，将引起反应堆功率上升。,反应堆以,A,模式运行：如果自动调节系统投入工作，控制棒组将随着稀释而逐渐向堆芯插入。当,D,组棒束达到它的下限,(,插入极限的上,10,步,),，将发出报警信号。于是，运行人员可以有,15,分钟的时间去查找故障。超过时间后，,D,控制棒组将达到插入极限，如果操纵员不进行手动紧急停堆操作，超温丁保护线路将使反应堆紧急停闭,2026/4/8 周三,21,核动力装置运行,保护措施,反应堆以,G,模式运行：如果自动调节系统投入工作，只有,R,棒组可以插入，当它达到插入极限下限,(,距堆芯底部,40,步,),操纵员应该进行手动紧急停堆操作。如果自动调节系统没有投入工作，和,A,运行模式一样，超温丁保护使反应堆紧急停闭。,2026/4/8 周三,22,核动力装置运行,12.3.7,一个控制棒组件的弹出,事故描述,控制棒组件的摔出事故可能同时具有两个特征：它是一个反应性事故，因为在瞬间内向堆芯引入正反应性，它也是一起失水事故，因为在控制棒组件弹出是在控制棒传动机构罩壳破裂时发生，一回路压力边界完整性必定遭破坏。,假设所弹出的控制棒组件具有最大的反应性价值，一回路系统的压力达到峰值，并假定反应堆调节系统不投入工作情况下，研究反应堆在不同功率水平、燃料循环时，反应性事故的后果。,2026/4/8 周三,23,核动力装置运行,事故后果,由于控制棒组件弹出，引入正反应性的后果,反应堆设计遵守以下准则：,燃料最热点焓值，对于没有辐照过的燃料应小于,942 kJ/kg,，而对辐照过的燃料应小于,837kJ/kg,；,熔化的,UO2,芯块限于热点处燃料总量的,10,；,热点处燃料包壳平均温度应低予包壳脆化温度,1482,。,2026/4/8 周三,24,核动力装置运行,12.4,蒸汽发生器管子断裂事故,事故描述,一回路冷却剂流失，稳压器水位报警，上充泵启动，维持水位。由于泄漏量大出现蒸汽流量与给水流量之间失配。,稳压器低压保护，触发安注信号,反应堆停闭汽轮机脱扣，蒸汽旁排,蒸汽发生器报警，自动停止排污,停堆后余热有辅助给水和安注硼水带走,安注部分恢复反应堆的住冷却剂压力和稳压器水位,2026/4/8 周三,25,核动力装置运行,事故的起因,由于机械加工、焊接、热处理、胀接加工、组装不好，使管子承受机械的和热的应力；,一回路水产生的腐蚀；,二回路给水水质不好，化学处理方法不当或处理规范不合适，再加上管板处有沉积物，使管子局部变薄或发生裂纹，而凝汽器泄漏是二回路水质变坏的重要原因；,引起管子破裂的主要原因是应力腐蚀或晶间腐蚀；,其次是由于振动造成疲劳损坏。管子损坏的部位大多数发生在管子与管板的连接部分，特别是热流体的入口端，如管端与管板密封焊接部分、胀管段靠近上、下水管的管段或双管板之间的管段等区域。,2026/4/8 周三,26,核动力装置运行,事故的风险,主要后果,带有放射性一回路水将污染二回路，如果再加上凝汽器不可用，故障蒸汽发生器释放阀的开启，污染了的蒸汽将绕过第三道屏障安全壳，直接排往大气。同时，还会出现故障蒸汽发生器充满水，及堆芯冷却不足的风险。,2026/4/8 周三,27,核动力装置运行,事故下的保护,蒸汽发生器管子破裂事故一旦发生，相应地第二道屏障失去了,完整,性，除了设计时已采取的预防措施，以防止事故扩大外，保护系统的作用是保持另外两道屏障的完整性，或者当排向大气的释放阀开启、第二道屏障完整性失去时，加以恢复。,2026/4/8 周三,28,核动力装置运行,事故下的保护,自动保护主要保护参数,稳压器压力低报警；,蒸汽发生器排污水或凝汽器抽气回路放射性水平高报警；,稳压器压力低，紧急停堆；汽机脱扣；蒸汽旁路到凝汽器或排向大气；,稳压器低二低压，安全注射系统动作，并导致蒸汽发生器正常给水停止，辅助给水系统启动。,2026/4/8 周三,29,核动力装置运行,手动保护,蒸汽发生器管子破裂事故发生时，自动保护系统可保证堆芯安全，但不足以限制放射性蒸汽排放。,如果操纵员依据事故处理规程，识别事故性质，及时隔离故障蒸汽发生器，就可限制受放射性污染的蒸汽向大气排放。,2026/4/8 周三,30,核动力装置运行,蒸汽发生器管子断裂时，为了估算对环境的影响。作了如下的假设：,反应堆由于稳压器低压保护动作，紧急停堆；,反应堆满功率运行。有,1,燃料棒包壳破损，运行人员要在事故发生后,30 min,内，制止一回路冷却剂从破口流入故障蒸汽发生器。其中包括,5min,的停堆与启动安全注射系统，,10min,用来判断事故的性质，,15 min,将故障蒸汽发生器进行隔离；,反应堆停闭以后，当安全注射流量与流出破口的流量相等时，破口流量达到平衡值，约为,33 kg/s,。并且认为在故障蒸汽发生器隔离之前，此流量保持不变,2026/4/8 周三,31,核动力装置运行,有外电源时，夹带着挥发性放射性物质的蒸汽，通过旁路阀排入凝汽器，只有少量的放射性碘和惰性气体会从中逸出，进入安全壳。因此，厂外没有放射性物质的扩散。不可能污染周围环境。,失去外电源时，夹带着挥发性放射性物质的蒸汽，通过故障蒸汽发生器的释放阀和安全阀向空排放。根据一回路冷却剂比较、蒸汽发生器泄漏量、碘的分离系数以及大气扩散因子，算出厂区边界和低人口区的全身剂量与甲状腺剂量。,2026/4/8 周三,32,核动力装置运行,事故的描述,蒸汽管道出现小裂缝或者释放阀、安全阀漏汽时，二回路蒸汽的损失，增加了从一回路系统导出的热量，使冷却剂平均温度下降。,当存在着慢化剂负温度系数时：冷却的结果引起反应堆功率的自动上升，以维持一、二回路系统之间的热量平衡。此时应降低汽轮机组负荷，以免反应堆因超功率保护而紧急停堆。此外，要尽早设法查明漏汽的原因及其部位，加以隔离，在一定条件下，如果破口刚巧发生在蒸汽发生器出口与快速截止阀之间的管段上，无法用局部隔离的办法时，只能停堆检修。,2026/4/8 周三,33,核动力装置运行,第一阶段,即蒸汽管道刚破裂、二回路蒸汽从破口大量流失，蒸汽流量迅猛增加，造成反应堆功率快速上升，以补偿二回路负荷的这种虚假增长。同时，由于一回路冷却剂平均温度的降低，稳压器内压力和水位也相应下降。导致反应堆因超功率保护或稳压器低压保护而紧急停堆，汽轮机组脱扣停机。,第二阶段,即停堆、停机后，在主蒸汽管道隔离之前，蒸汽继续从破口流失，一回路冷却剂平均温度不断下降。,由于压水堆具有负温度效应的内在特性，冷却剂温度的下降意味着堆内正反应性的持续引入，停堆深度逐渐减小，如果此时又遇上反应性价值最大的一根控制棒组件卡死在堆顶，那么就有可能使停闭后的反应堆重返临界，并且达到一定的功率。堆内通量分布还会出现严重的畸变，在局部功率峰值处的燃料棒包壳因过热而烧毁。,2026/4/8 周三,34,核动力装置运行,12.5,蒸汽管道破裂事故,2026/4/8 周三,35,核动力装置运行,事故的起因,蒸汽管道破裂事故，如系蒸汽回路的根管道的破裂，其原因可能来自于,过大的机械应力或热应力,制造时的缺陷,内部飞射物,由于地震。,路上的某一个阀门,(,安全阀、释放阀或旁路阀,),意外打开而引,2026/4/8 周三,36,核动力装置运行,事故的风险,燃料包壳,由于压水堆反应性温度系数为负值，如果一回路冷却剂温度下降，当反应堆在功率运行状态时，就会引入正的反应性；当反应堆在停闭状态时，会导致负反应性贮备减少，假设有一根负反应性最大的控制棒卡在堆外，而其余的控制棒都在堆内，就有可能使反应堆重返临界并有升功率的趋势，导致卡棒周围的燃料棒有烧毁的危险。,一回路压力边界,事故将对压力容器严生冷冲击；此外，一回路在低温时因反应堆重返临界而又增加压力会产生脆性破裂的潜在危险。另一方面，二回路突然降压将影响蒸汽发生器二次侧构件的性能，和造成管束的破裂。,安全壳,如果蒸汽管道破裂部位在安全壳内，蒸汽的排放将导致温度和压力的上升。,2026/4/8 周三,37,核动力装置运行,事故下的保护,蒸汽管道发生大破裂事故后，为了能及时制止二回路蒸汽的大量流失、防止一回路冷却剂温度的急剧下降、维持反应堆的次临界度、确保最小烧毁比不低于,1.30,，采取了以下,具体措施,：,在蒸汽发生器出口管道上设有速关截止阀，速关时间小于,5s,。当出现下列情况之一时，快速截止阀自动关闭，隔离蒸汽发生器的二次侧,其原因可能是调节系统的误动作机械故障或操纵员的误操作所造成,高蒸汽流量与低蒸汽压力信号相符合，或者高蒸汽流量与冷却剂低平均温度信号相符合；,安全壳高一高压力信号。,2026/4/8 周三,38,核动力装置运行,事故下的保护,反应堆保护系统，当出现下列情况之一时动作，紧急停堆：,反应堆功率达到超功率整定值或超温温差整定值；,一回路压力低；,中子通量密度高；,中子通量密度上升速度快：,蒸汽发生器水位高；,蒸汽发生器水位极低；,蒸汽发生器水位低，同时水流量,蒸汽流量不平衡；,安全注射系统启动。,2026/4/8 周三,39,核动力装置运行,事故下的保护,当出现下列情况之一时，安全注射系统启动：,稳压器低压力和低水位信号相符台；,各蒸汽管道之间有高压差；,任意两条蒸汽管道的高蒸汽流量和低蒸汽压力信号相符合，或者高蒸汽流量和冷却剂低低平均温度相符合；,安全壳高压力信号，安全注射系统启动时，将硼注入箱中,2000mg/kg,的浓硼酸溶液由反应堆冷却剂系统的冷段注入堆芯抵消冷却剂温度下降所引入的正反直性，使反应堆有足够的停堆深度。,2026/4/8 周三,40,核动力装置运行,事故下的保护,隔离主给水系统。因为持续的二回路高给水流量将造成一回路系统冷却剂的过度冷，所以安全注入信号快速关闭所有主给水控制阀，使主给水泵停止运行，并关闭主给水泵出口阀。,每条蒸汽管道上的隔离阀在事故发生后,10,秒钟内安全关闭。,对于隔离阀下游管道的破裂，只要关闭所有隔离阀就可终止蒸汽的外流。,一个隔离阀关闭失效，蒸汽管道破裂无论发生在什么位置上，也不会有多于一台蒸汽发生器中出现蒸汽的外流。并且，安装在蒸汽发生器出口的限流喷嘴，由于其直径远小于蒸汽管道，起着限制该蒸汽发生器所在管道发生破裂时的最大蒸汽排放量的作用,。,2026/4/8 周三,41,核动力装置运行,12.6,给水管道破裂事故,事故描述,蒸汽发生器水位下降,如不停堆堆芯温度上升,停堆辅助给水系统工作维持蒸汽发生器水位,2026/4/8 周三,42,核动力装置运行,THE END,