核電廠狀態分類和安全分析課件(PPT 140頁)
核電廠狀態分類和安全分析課件(PPT 140頁)內容簡介
6.1 與安全相關的事故
6.2 核電廠運行工況與事故分類
6.3 核電站安全分析
6.4 安全分析報告中考慮的事故
6.5 安全分析報告中分析主要事件/事故
核反應堆安全學
核電站事故分類和安全分析
6.1 與安全相關的事故
與安全相關的事故
堆芯功率增加
堆芯入口溫度增加
堆芯過熱
一回路壓力增加
一回路水裝量下降
放射性泄漏
6.2 核電廠運行工況與事故分類
核電廠運行工況與事故分類
美國標準協會(ANSI)分類法
正常運行和運行瞬態
中等頻率事件(預期運行事件)
稀有事故
極限事故
美國核管會(NRC)分類法
二回路係統排熱增加初因事件
二回路係統排熱減少初因事件
反應堆冷卻劑係統流量減少初因事件
反應性和功率分布異常初因事件
反應堆冷卻劑裝量增加初因事件
反應堆冷卻劑裝量減少初因事件
係統或設備的放射性釋放初因事件
未能停堆的預計瞬變初因事件
國際核事件評價尺度(INES: International Nuclear Event Scale)
我國的核電站事故分類
6.3 核電廠安全分析
核電廠安全分析
安全分析方法的分類
安全分析的目的
核電廠安全分析報告
安全分析報告
秦山第三核電站安全分析報告
CHASHMA NUCLEAR POWER PLANT UNIT-2PRELIMINARY SAFETY ANALYSIS REPORT
安全分析報告中分析的內容FSAR 第15章 事故分析
典型的確定論安全分析程序
流動守恒方程
安全分析中的保守假定
初始工況假定
事件分析中假定的反應性係數
棒束控製組件插入特性
穩壓器安全閥和蒸汽發生器安全閥
緊急停堆整定值和時間延遲
超溫ΔT和超功率ΔT緊急停堆的功能
6.4 安全分析報告中考慮的事故
安全分析中考慮的內容
Condition I: 正常運行和運行瞬變
第I類工況的運行極限
大亞灣核電站《安全分析報告》--事故分析工況Ⅰ――正常運行和運行瞬態(1)
大亞灣核電站《安全分析報告》--事故分析工況Ⅰ――正常運行和運行瞬態(2)
秦山核電站《安全分析報告》--事故分析工況Ⅰ――正常運行和運行瞬態(1)
秦山核電站《安全分析報告》--事故分析工況Ⅰ――正常運行和運行瞬態(2)
滿功率緊急停堆
Condition II:預期運行事件
大亞灣核電站《安全分析報告》--事故分析工況Ⅱ――中等頻率事故(1)
秦山核電站《安全分析報告》--事故分析工況Ⅱ――中等頻率事故(1)
秦山核電站《安全分析報告》--事故分析工況Ⅱ――中等頻率事故(2)
Condition III:稀有事故
CONDITION III: 稀有事故
大亞灣核電站《安全分析報告》--事故分析工況Ⅲ――稀有事故
秦山核電站《安全分析報告》--事故分析工況Ⅲ――稀有事故
Condition IV:極限事故
大亞灣核電站《安全分析報告》--事故分析工況Ⅳ――極限事故
秦山核電站《安全分析報告》--事故分析工況Ⅳ――極限事故
6.5 安全分析報告中分析主要事件/事故
安全分析報告中分析主要事件/事故
二回路係統排熱增加初因事件
二回路係統排熱增加事故安全分析特點
安全分析中需分析二回路係統排熱增加事故
給水過冷事故
給水過冷事故分析例(-10oC)
給水過多事故
給水過多事故分析例(滿功率)
二回路係統排熱減少初因事件
二回路係統排熱減少
冷卻劑溫度計算
安全分析中需分析熱阱喪失事故 1
安全分析中需分析熱阱喪失事故 2
汽機脫扣
汽機脫扣事故,停堆後主泵停電
汽機脫扣事故,停堆後主泵停電
汽機甩負荷(汽機負荷喪失)
汽機甩負荷
喪失正常給水
失去主給水實例
給水管道破裂事故
反應堆冷卻劑係統流量減少初因事件
反應堆冷卻劑係統流量減少
流量瞬變計算(慣性階段)
主泵揚程和壓頭
離心泵的驅動模型
流量瞬變計算(自然循環階段)
安全分析中需分析失流事故
失去全部冷卻劑流量
失去全部冷卻劑流量計算例
主泵斷軸、卡轉子事故
反應性和功率分布異常
反應性和功能分布異常初因事件
反應性和功率分布異常
反應性引入事故
反應性引入事故起因
反應性引入速率
瞬發中子和緩發中子
控製棒失控提升保護方式
安全分析中需分析控製棒失控提棒事故
失控提棒分析例(3pcm/s,壽期初)
失控提棒分析例(3pcm/s,壽期末)
失控提棒分析例(80pcm/s,壽期初)
失控提棒分析例(80pcm/s,壽期末)
安全分析中常用控製棒落棒事故
燃料組件誤裝載初因事件
燃料組件誤裝載事故
功率水平下一個控製棒組件抽出事故
與係統性能無關的放射性釋放事故
彈棒事故(1)
彈棒事故(2)
反應堆冷卻劑裝量增加初因事件
反應堆冷卻劑裝量增加
反應堆冷卻劑裝量減少初因事件
安全分析中需分析冷卻劑喪失事故
反應堆冷卻劑裝量減少(小)
穩壓器釋放閥誤開啟
穩壓器安全閥誤開啟ATWS
冷卻劑喪失事故(LOCA)
大破口失水事故
蒸發器傳熱管破裂事故(SGTR)
蒸發汽器SGTR
小破口失水事故
二次側係統管路小破口事故
二次側係統大破口事故(1)
二次側係統大破口事故(2)
貫穿安全殼的儀表管道或其它RCS管道破損事故
蒸發器傳熱管斷裂事故
主蒸汽管道破裂事故(MSLB)
主蒸汽管道破裂事故
燃料操作事故
..............................
6.2 核電廠運行工況與事故分類
6.3 核電站安全分析
6.4 安全分析報告中考慮的事故
6.5 安全分析報告中分析主要事件/事故
核反應堆安全學
核電站事故分類和安全分析
6.1 與安全相關的事故
與安全相關的事故
堆芯功率增加
堆芯入口溫度增加
堆芯過熱
一回路壓力增加
一回路水裝量下降
放射性泄漏
6.2 核電廠運行工況與事故分類
核電廠運行工況與事故分類
美國標準協會(ANSI)分類法
正常運行和運行瞬態
中等頻率事件(預期運行事件)
稀有事故
極限事故
美國核管會(NRC)分類法
二回路係統排熱增加初因事件
二回路係統排熱減少初因事件
反應堆冷卻劑係統流量減少初因事件
反應性和功率分布異常初因事件
反應堆冷卻劑裝量增加初因事件
反應堆冷卻劑裝量減少初因事件
係統或設備的放射性釋放初因事件
未能停堆的預計瞬變初因事件
國際核事件評價尺度(INES: International Nuclear Event Scale)
我國的核電站事故分類
6.3 核電廠安全分析
核電廠安全分析
安全分析方法的分類
安全分析的目的
核電廠安全分析報告
安全分析報告
秦山第三核電站安全分析報告
CHASHMA NUCLEAR POWER PLANT UNIT-2PRELIMINARY SAFETY ANALYSIS REPORT
安全分析報告中分析的內容FSAR 第15章 事故分析
典型的確定論安全分析程序
流動守恒方程
安全分析中的保守假定
初始工況假定
事件分析中假定的反應性係數
棒束控製組件插入特性
穩壓器安全閥和蒸汽發生器安全閥
緊急停堆整定值和時間延遲
超溫ΔT和超功率ΔT緊急停堆的功能
6.4 安全分析報告中考慮的事故
安全分析中考慮的內容
Condition I: 正常運行和運行瞬變
第I類工況的運行極限
大亞灣核電站《安全分析報告》--事故分析工況Ⅰ――正常運行和運行瞬態(1)
大亞灣核電站《安全分析報告》--事故分析工況Ⅰ――正常運行和運行瞬態(2)
秦山核電站《安全分析報告》--事故分析工況Ⅰ――正常運行和運行瞬態(1)
秦山核電站《安全分析報告》--事故分析工況Ⅰ――正常運行和運行瞬態(2)
滿功率緊急停堆
Condition II:預期運行事件
大亞灣核電站《安全分析報告》--事故分析工況Ⅱ――中等頻率事故(1)
秦山核電站《安全分析報告》--事故分析工況Ⅱ――中等頻率事故(1)
秦山核電站《安全分析報告》--事故分析工況Ⅱ――中等頻率事故(2)
Condition III:稀有事故
CONDITION III: 稀有事故
大亞灣核電站《安全分析報告》--事故分析工況Ⅲ――稀有事故
秦山核電站《安全分析報告》--事故分析工況Ⅲ――稀有事故
Condition IV:極限事故
大亞灣核電站《安全分析報告》--事故分析工況Ⅳ――極限事故
秦山核電站《安全分析報告》--事故分析工況Ⅳ――極限事故
6.5 安全分析報告中分析主要事件/事故
安全分析報告中分析主要事件/事故
二回路係統排熱增加初因事件
二回路係統排熱增加事故安全分析特點
安全分析中需分析二回路係統排熱增加事故
給水過冷事故
給水過冷事故分析例(-10oC)
給水過多事故
給水過多事故分析例(滿功率)
二回路係統排熱減少初因事件
二回路係統排熱減少
冷卻劑溫度計算
安全分析中需分析熱阱喪失事故 1
安全分析中需分析熱阱喪失事故 2
汽機脫扣
汽機脫扣事故,停堆後主泵停電
汽機脫扣事故,停堆後主泵停電
汽機甩負荷(汽機負荷喪失)
汽機甩負荷
喪失正常給水
失去主給水實例
給水管道破裂事故
反應堆冷卻劑係統流量減少初因事件
反應堆冷卻劑係統流量減少
流量瞬變計算(慣性階段)
主泵揚程和壓頭
離心泵的驅動模型
流量瞬變計算(自然循環階段)
安全分析中需分析失流事故
失去全部冷卻劑流量
失去全部冷卻劑流量計算例
主泵斷軸、卡轉子事故
反應性和功率分布異常
反應性和功能分布異常初因事件
反應性和功率分布異常
反應性引入事故
反應性引入事故起因
反應性引入速率
瞬發中子和緩發中子
控製棒失控提升保護方式
安全分析中需分析控製棒失控提棒事故
失控提棒分析例(3pcm/s,壽期初)
失控提棒分析例(3pcm/s,壽期末)
失控提棒分析例(80pcm/s,壽期初)
失控提棒分析例(80pcm/s,壽期末)
安全分析中常用控製棒落棒事故
燃料組件誤裝載初因事件
燃料組件誤裝載事故
功率水平下一個控製棒組件抽出事故
與係統性能無關的放射性釋放事故
彈棒事故(1)
彈棒事故(2)
反應堆冷卻劑裝量增加初因事件
反應堆冷卻劑裝量增加
反應堆冷卻劑裝量減少初因事件
安全分析中需分析冷卻劑喪失事故
反應堆冷卻劑裝量減少(小)
穩壓器釋放閥誤開啟
穩壓器安全閥誤開啟ATWS
冷卻劑喪失事故(LOCA)
大破口失水事故
蒸發器傳熱管破裂事故(SGTR)
蒸發汽器SGTR
小破口失水事故
二次側係統管路小破口事故
二次側係統大破口事故(1)
二次側係統大破口事故(2)
貫穿安全殼的儀表管道或其它RCS管道破損事故
蒸發器傳熱管斷裂事故
主蒸汽管道破裂事故(MSLB)
主蒸汽管道破裂事故
燃料操作事故
..............................
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