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1、,第5章 事故,5.1 概述,核电厂的系统、部件或设备出现异常，如果处理的不及时、不正确，就有可能将异常扩大，甚至会扩大成部分燃料元件损坏或堆芯部分熔化和或放射性物质向环境释放的事故。实践证明，操纵员处理不当，会使事故扩大。如三哩岛事故本是小破口失水事故，分析认为不应造成反应堆堆芯燃料棒损坏，而事实是造成了堆芯部分熔化，可见操纵人员知识和正确及时处理事故的重要性。实践还证明，本来认为蒸汽发生器传热管破裂属于核电厂寿期内不会发生的事故，但曾经在若干座核电厂出现过，致使人们认为蒸汽发生器的寿命很难与核电厂的寿命相适应。,5.1 概述,对事件或事故的处置规程称为应急运行规程。核电厂的运行事故必然与处
2、理事故的应急运行规程联系在一起。三哩岛事故前应急运行规程的特点三哩岛事故前应急运行规程的制定是以事件为依据的，具体讲有三个特点：(1）首先判断事件产生的原因，然后再采取相应的措施。这就有可能延误时间而造成事故的进一步扩大或造成更为严重的后果。(2）因为它是事件定向的处置规程，如果判断及时正确，能取得事故处理的较好结果。(3）一般讲，它不考虑多重故障的可能性。,5.1 概述,2.三哩岛事故后应急运行规程的特点三哩岛事故后的应急运行规程主要是面向征兆的规程，或叫征兆定向（也叫状态导向）的规程，其主要特点为：(1）根据征兆边处置边诊断。(2）判明事故原因后，进行对症处置。(3）增加了关键安全功能定向
3、的处置规程，在失去关键安全功能时，首先要采取措施恢复关键安全功能。(4）对多重故障有较好的处置效果。,5.1 概述,5.1.1 应急响应导则（ERG)美国西屋公司在三哩岛事故后开发的应急响应导则，是针对西屋公司设计的压水堆核电厂的应急响应规程的一般形式。主要包括三个部分最佳恢复导则（ORG）关键安全功能状态树（CSFST）功能恢复导则（FRG）,5.1 概述,5.1.2 最佳恢复导则最佳恢复导则是指在应急运行状态中，执行以征兆为基础的、与事件相关的恢复对策，将核电厂引人最佳（放射性释放景和设备部件损坏量限制在最小）的终止状态。最佳恢复导则处置的四个基本事故类型是：1.反应堆紧急停堆（非事故）；
4、2.反应堆冷却剂丧失；3.二次冷却剂丧失；4.蒸汽发生器传热管破裂。,5.1 概述,5.1.2 最佳恢复导则对于每一个基本事故类型，最佳恢复导则由三种形式的导则组成：1.E导则，是每一基本事故类型的总应急导则和入口导则；2.ES导则，是对E 导则的补充，为每一基本事故类型提供补充的恢复对策；3.ECA导则，是应急偶然事件的行动对策。应急响应导则的总入口导则是E-0，进入E-0 的条件（或征兆）是：反应堆自动紧急停堆或手动停堆；专设安全设施动作或要求动作。,最佳恢复导则转换流程图,5.1 概述,5.1.2 最佳恢复导则E导则（1）E-0 导则（规程）反应堆紧急停堆或安注（2）E-1 导则（规程）
5、失去反应堆冷却剂或二次冷却剂（3）E-2 导则（规程）破损蒸汽发生器隔离,5.1 概述,5.1.3 功能恢复导则（FRG）功能恢复导则是指在应急运行状态中，执行以征兆为基础的与安全功能相关的对策的导则。当核电厂发生事故（含多重故障及单一故障）使核电厂的某些关键安全功能受到威胁与破坏，此时可以根据征兆判断出正在受到威胁与破坏的安全功能，然后遵照相应的功能恢复导则（或功能恢复规程FRP）去恢复这部分安全功能，使核电厂恢复到安全状态。,5.1 概述,5.1.3 功能恢复导则（FRG）最佳恢复和关键安全功能恢复之间的关系（1）最佳恢复规程是应急响应导则中的主要应急规程，它通常应用于事件征兆明确、发生单
6、一事故的情况，执行的结果可以获得最佳终结状态。（2）功能恢复规程是对最佳恢复规程的一种补充，它通常应用于安全功能受到严重破坏的多重事件并发的情况，执行的结果可以使核电厂处于安全状态。,5.1 概述,5.1.3 功能恢复导则最佳恢复和关键安全功能恢复之间的关系1.最佳恢复和关键安全功能恢复之间的关系关键安全功能状态树的诊断是与最佳恢复规程的执行相并行。只有当应急母线上有电且安全功能状态树诊断出某个关键安全功能遭到严重破坏时才中断最佳恢复导则的执行，转而执行相关的功能恢复导则。当相应的安全功能有所恢复后，再退出功能恢复导则，继续执行原来中断的最佳恢复导则。功能恢复规程中处理安全功能严重破坏的规程的
7、优先级要比大多数最佳恢复导则的优先级高。,5.1 概述,5.1.3 功能恢复导则最佳恢复和关键安全功能恢复之间的关系2.关键安全功能（CSF）(1）次临界度(2）堆芯冷却(3）二回路热阱(4）压力边界完整(5）安全壳完整(6）冷却剂装量,安全屏障与关键安全功能之间的关系,5.1 概述,5.1.3 功能恢复导则最佳恢复和关键安全功能恢复之间的关系3.关键安全功能状态树关键安全功能状态树是用来引导操纵员对核电广安全功能状态进行系统性诊断的系统。（1）结构整个安全功能状态树由六个具有树结构的状态树串接组成，由CSF-1 CSF-6。每个状态树对应一个关键安全功能，负责对该安全功能的状态进行诊断。每个
8、状态树由若干个状态诊断点组成，每个诊断点选定若干个安全参数，用其实际值与安全定值相比较来判断安全状态。,5.1 概述,5.1.3 功能恢复导则最佳恢复和关键安全功能恢复之间的关系3.关键安全功能状态树（1）结构每个状态树只有一个入口，但可有若干个出口，代表各种不同的安全状态，去启动一个特定的功能恢复规程。但是在核电厂实际运行时的确定时间内，每通过一次状态树，它只判断出一个确定的状态，也就是说每个状态树只有一个确定的出口。一旦启动状态树，六个安全状态依次进行诊断。当第六个安全状态树诊断完毕，再转人第一个状态树，往返循环诊断。,关键安全功能状态树与功能恢复规程（1）,关键安全功能状态树与功能恢复规
9、程（2）,5.1 概述,5.1.3 功能恢复导则最佳恢复和关键安全功能恢复之间的关系3.关键安全功能状态树（2）安全状态级别紧急状态，红色标志。它表明该安全功能遭极严重破坏，面临紧急状态，要求操纵员按对应的功能恢复规程立即进行干预。严重状态，橙色标志。它表明该安全功能遭极严重威胁，要求操纵员按对应的功能恢复规程尽快进行干预。偏离状态，黄色标志。它表明该安全功能已经偏离正常，操纵员可以按电厂当时情况自行决定按对应功能恢复规程进行干预的时间。正常状态，绿色标志。它表明该安全功能完全正常，操纵员不需要进行干预。,5.1 概述,5.1.3 功能恢复导则最佳恢复和关键安全功能恢复之间的关系3.关键安全功
10、能状态树（2）安全状态的诊断参数及其判据次临界度：核功率、中间量程启动率、源量程启动率。堆芯冷却：反应堆堆芯出口温度、反应堆冷却剂过冷度、反应堆冷却泵运行状态、压力容器水位。二回路热阱：蒸汽发生器水位、总给水流量、主蒸汽压力。压力边界完整：反应堆冷却剂的冷却率、反应堆冷却剂冷段温度、反应堆冷却剂系统压力。安全壳：安全完压力、安全壳地坑水位、安全壳放射性水平。冷却剂装量：稳压器水位、压力容器水位。,5.1 概述,5.1.3 功能恢复导则最佳恢复和关键安全功能恢复之间的关系3.关键安全功能状态树（4）安全状态诊断的优先级在整个安全功能状态树中，六个安全功能按它们对保证核电厂安全的重要性排序，其优先
11、级排序如下：CSF-1 次临界度 CSF-2 堆芯冷却 CSF-3 二回路热阱 CSF-4 压力边界完整 CSF-5 安全壳 CSF-6 反应堆冷却剂装量。在一个安全功能状态中，诊断点的安排总是保证安全状态的判断沿着“紧急严重偏离正常”的顺序进行。由上可见，安全状态诊断优先级分成两个层次排序，第一层次为安全功能的重要性，第二层次为安全状态的严重性。这样保证最重要的安全功能以及每个功能中的最严重的状态在各自排序的层次中得到最高的优先级。,5.1 概述,5.1.3 功能恢复导则最佳恢复和关键安全功能恢复之间的关系3.关键安全功能状态树（5）功能状态诊断与功能恢复规程执行的原则关键安全功能状态树的入
12、口状态诊断和规程执行的规则功能恢复规程的出口,关键安全功能状态树与功能恢复规程（1）,发生了蒸汽发生器高水位且执行了FRP-H.4后，有可能转向E-3(SGTR）处理。,关键安全功能状态树与功能恢复规程（1）,E-1,5.1 概述,5.1.3 功能恢复导则最佳恢复和关键安全功能恢复之间的关系4.功能恢复规程（FRP)功能恢复规程包括6 个方面，由18 个规程组成。其作用是指导操纵员去执行一系统的判断及其相应的操作，去恢复某一方面的安全功能，以使核电厂处于安全运行状态。,5.1 概述,5.1.4 最佳恢复导则与功能恢复导则的转换关系,5.2 未紧急停堆的预期瞬变（ATWS),5.2.1 概述定义
13、：在发生预期运行瞬变（II 类工况，即中频事件）而要求停堆时，由于非特定的电气或机械方面的共模失效而使控制棒不能插入堆芯的事故。只要加装一条从探头输出开始直至动作部件的独立触发辅助给水投入和汽轮机停机的逻辑系统（未紧急停堆的预期瞬变缓解线路AMSAC），确保在发生未紧急停堆的预期瞬变事故时汽轮机停机和辅助给水自动投入，未紧急停堆的预期瞬变的后果是可以接受的。,5.2 未紧急停堆的预期瞬变（ATWS),5.2.1 概述未紧急停堆的预期瞬变事件的三种类型1.丧失一次侧热量排出能力引起的事件组成2.由反应性骤增而引起的3.丧失二次热阱而引起的,5.2 未紧急停堆的预期瞬变（ATWS),5.2.1 概
14、述未紧急停堆的预期瞬变事件的三种类型1.丧失一次侧热量排出能力引起的事件组成（1）部分丧失流量（2）丧失外电源（3）反应堆冷却剂系统的偶然降压,5.2 未紧急停堆的预期瞬变（ATWS),5.2.1 概述未紧急停堆的预期瞬变事件的三种类型2.由反应性骤增而引起的（1）不可控的硼稀释（2）次临界状态下的控制棒抽出（3）功率运行状态下控制棒抽出（4）落棒（5）失效环路的启动,5.2 未紧急停堆的预期瞬变（ATWS),5.2.1 概述未紧急停堆的预期瞬变事件的三种类型3.丧失二次热阱而引起的（1）丧失给水；（2）丧失负荷。其中，丧失负荷是这类未紧急停堆的预期瞬变事件中最有特点的事故，也是整个未紧急停堆
15、的预期瞬变事件中最典型最有特点的事故。,5.2 未紧急停堆的预期瞬变（ATWS),5.2.1 概述对ATWS的瞬变分析结果表明，偏离泡核沸腾比RDNB和反应堆冷却剂系统压力在ATWS过程中可能超过限制值。在丧失给水和丧失负荷的情况下，RDNB随时间延长而增大。因此，反应堆冷却剂系统的峰值压力是所关心的参数。对于反应堆冷却剂系统的偶然降压，RDNB是人们关心的安全限值。大多数未紧急停堆的预期瞬变事件导致在反应堆冷却剂系统中产生的热量的速率快于它能从二回路系统中排出的热量的速率。这将引起反应堆冷却剂压力升高。反应堆冷却剂系统压力升高正是大多数未紧急停堆的预期瞬变事件的限制参数。所以缓解未紧急停堆的
16、预期瞬变事件结果的最重要的特点之一是靠稳压器卸压阀和安全阀限制压力上升的能力。,丧失负荷的ATWS,丧失负荷的ATWS,5.2 未紧急停堆的预期瞬变（ATWS),5.2.2 处理未紧急停堆的预期瞬变的应急运行规程FRP-S.1（1）,5.3 蒸汽发生器传热管破损（SGTR）事故,5.3.1 蒸汽发生器传热管破裂事故概述从世界各国压水堆核电厂的运行经验来看，蒸汽发生器传热管破裂事故是核电厂发生频率较高的事故之一。二回路水质条件恶劣；传热管壁厚大约为1.0 mm，是一个薄弱环节；大约具有5 000 7000根传热管，发生个别传热管破损的可能性较大。对于蒸汽发生器传热管破裂事故，如果干预及时，处理正
17、确，后果不会那么严重，可能只会有少量带有放射性的一次冷却剂排向大气。尽管操纵员采用的是同样一个应急操作规程，引人的事故大小也相同，但是，不同操纵员可以处理出极为不间的结果。也就是说，有了应急操作规程，还有一个如何使用和及时正确操作的问题。,蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）瞬变曲线（1）,蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）瞬变曲线（2）,蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）瞬变曲线（3）,5.3 蒸汽发生器传热管破损（SGTR）事故,5.3.2 蒸汽发生器传热管破裂的瞬变过程,5.3 蒸汽发生器传热管破损（SGTR）事故,5.3.3 处理蒸汽发生器传热管破裂事故的应急运行规程,5.3 蒸汽发生器传热管
18、破损（SGTR）事故,5.3.4 操纵员及时干预下的蒸汽发生器传热管破裂5.3.4.1 操纵员对蒸汽发生器传热管破裂事故及时干预的重要性蒸汽发生器传热管破裂事故发生后，如果操纵员能及时按照应急规程作出应有的响应，及时识别有关的蒸汽发生器并将其隔离，及时对反应堆冷却降压，及时终止安注，从而终止泄漏，就可能不会有多大的后果。但如果操纵员不能及时作出响应，那么蒸汽发生器传热管破裂事故的后果也可能是相当严重的。,5.3 蒸汽发生器传热管破损（SGTR）事故,5.3.4 操纵员及时干预下的蒸汽发生器传热管破裂5.3.4.1 操纵员对蒸汽发生器传热管破裂事故及时干预的重要性蒸汽发生器传热管破裂可能产生的后
19、果带有放射性的反应堆冷却剂可能通过二次侧的释放阀、安全阀直接排放到环境中去。破损的蒸汽发生器可能满溢，它可能会更加剧事故的放射性后果，也可能进一步引发其他事故。,5.3 蒸汽发生器传热管破损（SGTR）事故,5.3.4 操纵员及时干预下的蒸汽发生器传热管破裂5.3.4.2 蒸汽发生器传热管破裂瞬变厂外电源可用时的蒸汽发生器传热管破裂瞬变(1）反应堆冷却剂漏失(2）蒸汽发生器二次侧放射性异常(3）蒸汽发生器水位异常，给水流量与蒸汽流量不匹配(4）反应堆冷却剂持续泄漏可能引起停堆(5）反应堆停堆后可能触发安注(6）安注启动后反应堆冷却剂系统和二次侧的有关响应,5.3 蒸汽发生器传热管破损（SGTR
20、）事故,5.3.4 操纵员及时干预下的蒸汽发生器传热管破裂5.3.4.2 蒸汽发生器传热管破裂瞬变厂外电源可用时的蒸汽发生器传热管破裂瞬变(1）反应堆冷却剂漏失稳压器压力因冷却剂丧失而降低，稳压器的备用电加热器开启。上充流超正常值，如果漏量超过了CVCS的补给能力，稳压器液位将不能维持，反应堆冷却剂的装量就会持续减少。由于反应堆冷却剂系统压力降低，使得保护燃料元件表面防止烧毁的TOT设定点降低，汽机自动快速降负荷（runback），控制棒跟随下插。,5.3 蒸汽发生器传热管破损（SGTR）事故,5.3.4 操纵员及时干预下的蒸汽发生器传热管破裂5.3.4.2 蒸汽发生器传热管破裂瞬变厂外电源可
21、用时的蒸汽发生器传热管破裂瞬变(2）蒸汽发生器二次侧放射性异常被污染的反应堆冷却剂漏入蒸汽发生器的二次侧，将造成二次侧的放射性异常，这是蒸汽发生器传热管破裂特有的征状。高放射性报警时间的早晚取决于流体到放射性监测器所需的传输时间。从以往所发生的蒸汽发生器传热管破裂事故中发现，放射性报警几乎与稳压器低水位同时出现，这为蒸汽发生器传热管破裂事故的诊断提供了确切的依据。,5.3 蒸汽发生器传热管破损（SGTR）事故,5.3.4 操纵员及时干预下的蒸汽发生器传热管破裂5.3.4.2 蒸汽发生器传热管破裂瞬变厂外电源可用时的蒸汽发生器传热管破裂瞬变(3）蒸汽发生器水位异常，给水流量与蒸汽流量不匹配由于反
22、应堆冷却剂系统通过破口漏入了有关的蒸汽发生器二次侧，到该蒸汽发生器的给水流量要小于它的蒸汽流量，并给出蒸汽流量与给水流量失配的报警信号。这也为及早诊断出蒸汽发生器传热管破裂事故，并确定是哪台蒸汽发生器发生了蒸汽发生器传热管破裂事故提供了又一判据。在蒸汽发生器传热管破裂小泄漏事故中，上述征状也许不明显,5.3 蒸汽发生器传热管破损（SGTR）事故,5.3.4 操纵员及时干预下的蒸汽发生器传热管破裂5.3.4.2 蒸汽发生器传热管破裂瞬变厂外电源可用时的蒸汽发生器传热管破裂瞬变(4）反应堆冷却剂持续泄漏可能引起停堆反应堆冷却剂持续泄漏可能使反应堆因反应堆冷却剂系统低压力而停堆，或冷却剂温升超过TO
23、T设定点而停堆。,5.3 蒸汽发生器传热管破损（SGTR）事故,5.3.4 操纵员及时干预下的蒸汽发生器传热管破裂5.3.4.2 蒸汽发生器传热管破裂瞬变厂外电源可用时的蒸汽发生器传热管破裂瞬变(5）反应堆停堆后可能触发安注反应堆停堆后，反应堆冷却剂因降温而收缩，再加上泄漏和稳压器电加热器而自动关闭（防止因低水位而烧坏），因而稳压器压力下降得更快了，在反应堆停堆后不久，即有可能因稳压器低压力触发安注。,5.3 蒸汽发生器传热管破损（SGTR）事故,5.3.4 操纵员及时干预下的蒸汽发生器传热管破裂5.3.4.2 蒸汽发生器传热管破裂瞬变厂外电源可用时的蒸汽发生器传热管破裂瞬变(6）安注启动后反
24、应堆冷却剂系统和二次侧的有关响应安注触发后，自动隔离主给水，启动辅助给水系统，并向所有的蒸汽发生器供水。由于反应堆停堆，冷却剂收缩，加上漏流，因此，在安注启动时，稳压器的液位通常低于测量下限。安注启动后，稳压器液位的变化趋势取决于安注的补充能力相对于漏流和冷却剂收缩造成的水位下降能力。,5.3 蒸汽发生器传热管破损（SGTR）事故,5.3.4 操纵员及时干预下的蒸汽发生器传热管破裂5.3.4.2 蒸汽发生器传热管破裂瞬变厂外电源可用时的蒸汽发生器传热管破裂瞬变(7）操纵员的第一个干预操作识别具有破管的蒸汽发生器并进行隔离。(8）操纵员的第二个干预操作用完好的蒸汽发生器尽快地冷却反应堆冷却剂系统
25、，使冷却剂的温度下降到相当于有破管的蒸汽发生器压力下的饱和温度以下22。再用稳压器喷淋来降低反应堆冷却剂系统的压力，使反应堆冷却剂系统的压力与已经隔离的蒸汽发生器的压力相等，以终止漏流。,5.3 蒸汽发生器传热管破损（SGTR）事故,5.3.4 操纵员及时干预下的蒸汽发生器传热管破裂5.3.4.2 蒸汽发生器传热管破裂瞬变厂外电源可用时的蒸汽发生器传热管破裂瞬变(9）操纵员的第三个干预操作及时终止安注终止安注的条件是：有足够的冷却剂装量反应堆冷却剂有足够的过冷度,5.3 蒸汽发生器传热管破损（SGTR）事故,5.3.4 操纵员及时干预下的蒸汽发生器传热管破裂5.3.4.2 蒸汽发生器传热管破裂
26、瞬变厂外电源可用时的蒸汽发生器传热管破裂瞬变(9）操纵员的第三个干预操作及时终止安注在反应堆冷却剂降温降压过程中，一定要遵循先冷却，而后再降压的操作模式，以便及早再充稳压器，及早终止安注，进而及早终止泄漏。,5.3 蒸汽发生器传热管破损（SGTR）事故,5.3.4 操纵员及时干预下的蒸汽发生器传热管破裂5.3.4.2 蒸汽发生器传热管破裂瞬变厂外电源可用时的蒸汽发生器传热管破裂瞬变(10）选择下述一种合适的方式进一步将反应堆引向冷停堆反流（backfill)方法排污（blowdown）方法蒸汽排放（steam dump）方法,5.3 蒸汽发生器传热管破损（SGTR）事故,5.3.4 操纵员及时
27、干预下的蒸汽发生器传热管破裂5.3.4.2 蒸汽发生器传热管破裂瞬变2.失去厂外电源下的蒸汽发生器传热管破裂瞬变(1）蒸汽发生器的大气释放代替蒸汽向冷凝器的排放(2）自然循环冷却方式替代强迫循环冷却方式(3）稳压器卸压阀或辅助喷淋代替正常喷淋,5.3 蒸汽发生器传热管破损（SGTR）事故,5.3.4 操纵员及时干预下的蒸汽发生器传热管破裂5.3.4.3 对蒸汽发生器传热管破裂事故的干预操作蒸汽发生器传热管泄漏的分类(1）泄漏量小于技术规范的限值。(2）泄漏量大于技术规范的限值，但小于化容系统的补给能力，化容系统通过自动调节，增加上充流量，可以补偿冷却剂的损失，不会造成自动停堆。(3）泄漏量大于
28、化容系统的补给能力，因而稳压器压力降低或达到超温T保护定值而自动停堆，继而由稳压器低压力触发安注系统。,5.3 蒸汽发生器传热管破损（SGTR）事故,5.3.4 操纵员及时干预下的蒸汽发生器传热管破裂5.3.4.3 对蒸汽发生器传热管破裂事故的干预操作2.操纵员的干预操作,5.3 蒸汽发生器传热管破损（SGTR）事故,5.3.4 操纵员及时干预下的蒸汽发生器传热管破裂5.3.4.4 对蒸汽发生器传热管破裂事故具体干预隔离故障蒸汽发生器2.反应堆冷却剂系统降温降压3.避免停反应堆冷却剂泵,5.3 蒸汽发生器传热管破损（SGTR）事故,5.3.4 操纵员及时干预下的蒸汽发生器传热管破裂5.3.4.
29、4 对蒸汽发生器传热管破裂事故具体干预隔离故障蒸汽发生器根据应急规程通常按如下次序进行隔离：(1）关闭主蒸汽隔离阀（MSIV);(2）调高故障蒸汽发生器蒸汽出口管的大气释放阀压力定值，但应低于该蒸汽管线上安全阀的定值；(3）确认排污隔离；(4）维持蒸汽发生器液位在8%50%，及时停止辅助给水。,5.3 蒸汽发生器传热管破损（SGTR）事故,5.3.4 操纵员及时干预下的蒸汽发生器传热管破裂5.3.4.4 对蒸汽发生器传热管破裂事故具体干预(1）对于同样的蒸汽发生器传热管破裂事故，即使采用同一个应急操作规程，可能因处理不同，而得到大不相同的结果；(2）蒸汽发生器传热管破裂事故需要操纵员及时正确地进行干预，尽快终止泄漏，阻止放射性物质向二回路扩散；(3）最好在蒸汽发生器水位为20%左右时关闭主蒸汽隔离阀；(4）反应堆冷却剂系统的快速降温降压，建议采用先降温后降压的方法；(5）蒸汽发生器传热管破裂事故的处理，应尽量避免停反应堆冷却剂泵。,
