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。
2017年11月8日4时30分
美国标准协会（ANSI）分类法（1970）
2017年11月8日4时30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。
2017年11月8日4时30分
2017年11月8日4时30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 种电厂事故分类

汽轮机跳闸(截止阀关闭)；
凝汽器真空破坏；
MS
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。
FW
2017年11月8日4时30分
反应堆冷却剂系统流量减少处因事件
冷却剂流量降低
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。
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）。
2017年11月8日4时30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；
（1）没有明确地考虑作为设计基准事故， 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。
2017年11月8日4时30分
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。
核反应堆安全分析
安全概念
事故分类 部分事故分析
2017年11月8日4时30分
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。
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。
2017年11月8日4时30分
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；
给水温度低 给水流量高 蒸汽流量增加
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。
MS
FW
2017年11月8日4时30分
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；
给水流量降低 蒸汽流量减少
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。
2017年11月8日4时30分
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。
III. 稀有事故
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。
2017年11月8日4时30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。
2017年11月8日4时30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、 降低 件； 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；
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； 只要保护系统正常运行，不会导致事故工况。 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；
核动力厂在规定的 运行限值和条件范围 内的运行。 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。
正常运行
预计运行事件
设计基准事故(DBA)
严重事故(SA)
事故管理
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。