只要保护系统正常运行，不会导致事故工况。
III. 稀有事故
在整个运行寿期内，一般极少发生，发生概率10-4 310-2 / 堆年；
需投入专设安全设施；
发生概率10-6~ 10-4 /堆年，即不可能发生； 会释放出大量放射性物质； 设计中必须加以考虑；
IV. 极限事故（假想事故/设计基准事故） 专设安全设施必须保证一回路压力边界的完整性。
2020年5月28日8时8分
正常运行和运行瞬态 正常启动、停堆和稳态运行
正常启动、功率运行；热备用；热停堆；冷停堆；换料停堆。
带有偏差的极限运行
燃料元件包壳泄漏；一回路冷却剂放射性水平升高；蒸汽发生 器传热管有泄漏，等。但未超过规定的最大允许值。
运行瞬变
核电厂升温升压、冷却卸压；允许范围内的负荷变化。
核反应堆安全分析
➢安全概念 ➢事故分类 ➢部分事故分析
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2
No.3
安全概念
人类从事创造物质财富的工业活动或谋求各种利益与方便的同时， 不可避免的会受到来自各种风险的威胁。
核电厂的风险主要来自于事故工况不可控的放射性核素的释放。 核电厂的三个安全目标
➢总目标：在核电厂建立并维持一套有效的防护措施，以保证工 作人员，社会及环境免遭放射性危害。 ➢辐射防护目标：确保正常运行的核电厂释放的放射性物质辐 照保持合理水平，且事故引起的辐照照射程度得到缓减。 ➢核技术安全目标：有很大把握预防核电厂事故的发生。
2020年5月28日8时8分
No.4
事故分类
我国HAF102的核电厂事故分类 1970年美国标准协会（ANSI）分类 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）规定需分析的47 种典型始发事件
2020年5月28日8时8分
核动力厂在规定的 运行限值和条件范围 内的运行。
I. 正常运行和运行瞬变
出现较频繁； 不会触发保护系统的整定值； 依靠控制系统调节，无需停堆可回到稳定状态。
运行寿期内发生一次或数次偏离正常运行的所有过程， 发生概率10-2 / 堆年；
触发保护系统整定值，迫使停堆，不会造成燃料损坏
II. 中等频率事件（预计运行事件） 或一、二回路超压，可重新投运；
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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； • 负荷过分增加； • 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，安注系统误动作，等。
正常运行
我国HAF102的核电厂事故分类
在核动力厂运行寿期内预计至少发生一次的偏离正常运行的各种运 行过程；由于设计中已采取相应措施，这类事件不至于引起安全重要 物项的严重损坏，也不至于导致事故工况。
预计运行事件
设计基准事故(DBA)
严重事故(SA)
严重性超过设计基准事故 并造成堆芯明显恶化的事故 工况。
2020年5月28日8时8分
稀有事故
一回路系统管道小破裂（SBLOCA）； 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SBO(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。
2020年5月28日8时8分
极限事故
一回路系统主管道大破裂（LBLOCA）； 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。
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美国核管会（NRC）分类法
设计基准事故
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； 未能紧急停堆的预计瞬变（ATWS）。
2基准事故， 但可为设计基准事故所涵盖的 那些事故工况。
（2）没有造成堆芯明显恶化的超设计基准事故。
几个概念
运行：为实现核动力厂建厂目的而进行的全部活动，包括维修、换 料、在役检查及其它有关活动。
运行状态：正常运行或预计运行事件两类状态的统称。
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； 汽轮机跳闸(截止阀关闭)；
凝汽器真空破坏； 同时失去厂内外交流电源（全厂断电 SBO）； 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
MS FW
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反应堆冷却剂系统流量减少处因事件
2020年5月28日8时8分
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或安全阀； 安全壳内、外蒸汽管道破损。
➢ 给水温度低 ➢ 给水流量高 ➢ 蒸汽流量增加
MS
FW
2020年5月28日8时8分
事故工况：比预计运行事件更严重的工况，包括设计基准事故和严 重事故。
事故管理：在超设计基准事故发展过程中所采取的一系列行动：
➢ 防止事件升级为严重事故(预防)； ➢ 减轻严重事故的后果（缓解）； ➢ 实现长期稳定的安全状态。
2020年5月28日8时8分
美国标准协会（ANSI）分类法（1970）
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；
各种落棒事故。
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
2020年5月28日8时8分
反应性和功率分布异常初因事件
在次临界或低功率时，非可控地抽出控制棒组 ➢ 反应性增加、
件；
降低
在特定功率水平下非可控地抽出控制棒组件；
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；