IV1引言核能的發現和利用是能源發展歷史中最突出的成就之一。德國在上世紀40年代發現核裂變現象。1954年，前蘇聯建成奧布靈斯克核電站建成，雖然其功率僅有5MW，但卻開啟了世界核能發電的序章。核電自上世紀出現以來這六十幾年間共經歷了四個時間段即起步、快速發展、滯緩發展和復蘇時期。在世界上第一座實驗性核電站建設的后十年間核電技術不斷進步，加之上世紀七十年代初所出現的石油危機令核能成為了許多國家的能源發展方向，在石油危機出現的前后二十年左右的時間里，世界核電裝機容量不斷增加，新的堆型隨技術進步而產生。據統計日本1981年核能裝機量同比1970年增多了12倍左右。經合組織國家核電發電量在1973年后十二年間發電量增加了15%，同期石油生產比例不斷下跌。可以說快速發展時期決定了當今世界核電站主要以壓水堆為主流的基礎。然而由于兩起重大事故的發生使群眾對于核電的安全性產生質疑。美國在其國事故發生后的30多年間未新添一座核電站。而蘇聯則是在其國事故發生后的5年后宣布解體并幾乎不再批準建造核電站。世界核電總體來說進入“冰河時期”。直至20世紀末各國對于氣候變化越來越關注，核電由于具有清潔高效碳中和等優點緩慢復蘇。上世紀90年代初期我國第一座壓水堆核電站——秦山核電站建成，標志中國大陸核能發電的時代正式拉開帷幕。目前核能發電比例逐年上升。截止至2018年末我國核電裝機容量已達世界第三（IAEA統計）。1.1概述 核電是可控的清潔高效能源，能以較小的資源代價和環境代價獲得較高的經濟回報和社會收益。一般火電廠利用化石燃料化學鍵斷裂的化學能發電,但是火力發電廠以化石燃料為燃料燃燒后放出硫和氮的氧化物，是環境污染的來源之一。我國火力發電廠發一度電要消耗煤375克。一個百萬千瓦的火力發電廠，一年的平均煤耗要數百萬噸左右。每天排放100至300噸二氧化硫,對其附近的大氣環境造成嚴重污染。而目前火力發電機組依然是我國發電機組的主流,每年需要焚燒掉上億噸的煤炭對大氣排放超過上千萬噸的硫氮氧化物。在這樣的形勢下，新的能源得到了大力的開發。我國能源種類繁多，新能源，如風能、潮汐能、波浪能等一次能源。總能量雖很大，但有分布不均、單機容量小、投資大、不穩定等原因，不少技術問題還亟待研究，尚不能作為主要能源。核反應（目前僅裂變可長時間控制）所產生的核能遠超過普通的化學燃料產生的化學能（燃料等質量）幾個量級，因此相同發電功率下在核電站消耗的核燃料量比的火電所需要的化學燃料量要少得。同樣作為發電功率為百萬千瓦的發電機組，核電站在一整年里需要消耗約30噸的燃料，而火電站卻需要消耗比同功率核電站10倍的能源，并且核電的效益性也很大。核電所具有的經濟優勢和環境優勢使世界上越來越多的國家將能源重心逐步轉向核能。隨著核電在我國發電占比逐漸增大，確保核電站運行正常的重要性顯得越發突出。為確保核電廠正常運行，監測主回路壓力、明確主回路壓力異常的原因、可能造成的后果、預防和緩解主回路壓力的異常更是重中之重。1.2國內外發展現狀主回路壓力變化大致可分為兩類，一是核電廠正常運行時的壓力波動變化。這是由于外部負荷的波動導致汽輪機輸出功率（蒸汽發生器產氣量）的變化進而反饋給主系統使一回路壓力波動，這種波動依靠穩壓器或化容系統的調節幾乎可全部抵消，因而這類壓力變化使可以接受的。另一類是由于核電廠整體的某個設備或部件（閥門、管道等）發生故障使所屬系統無法正常執行其功能導致壓力的異常變化。相比前一類壓力變化，這類壓力變化往往更明顯，造成的后果也比第一類更嚴重。為了防止與應對第二類壓力變化，防止壓力異常可能造成的放射性泄露等危害，核電廠一二回回路中均設置超壓保護裝置，使用更為先進的壓力控制系統及改進設備。對于主回路為防止其壓力調節滯后，我國開發了如免疫控制、自抗擾控制的穩壓器PID控制器，在正常運行和發生事故時都能更精確快速調控壓力。華龍一號采用屏蔽泵屏蔽套能更好包容冷卻劑減少了泄露率同時防止放射性泄露。大亞灣核電站使用先導安全閥組防止過多降壓。對于二回路也設置先導安全閥組防止二回路超壓影響一回路。對閥門控制系統故障分析可有效防止閥門失效。此外為防止一二回路某處出現裂縫泄露介質（水或汽），可采用破前漏分析技術防止因泄露導致的壓力異常。并在裂縫出現后使用堆焊技術進行修復。國外AP1000主要使用非能動安全系統在事故發生時可有效控制系統壓力，防止放射性外泄。1.3本文主要內容本文主要研究主回路壓力異常現象。印證了核電站壓力的監測、主回路壓力的調節及保護有關的系統及發生事故后的一些安全設施，簡單壓力異常的原因、可能造成的后果。通過模擬機模擬了六種核電廠壓力異常的事故并提出了預防及緩解措施以并分析了在無人為干預的條件下一回路壓力的變化趨勢及安全設施的投運狀況。2核電廠主回路壓力異常2核電廠主回路壓力異常 2.1主回路壓力測量與泄露監測核電廠啟動，停堆及運行過程中需要測量與監測的參數有：穩壓器壓力壓力、堆芯進出口溫度、穩壓器及蒸發器水位、蒸發器壓力、硼濃度等。在需要監測的參數中，主回路壓力無疑是最為重要的參數之一。我們可以通過監測一回路壓力了解反應堆的運行狀態，預防由于冷卻劑升溫膨脹壓力過高和有可能造成設備受損以及燒毀比的減小；或防止壓力過低引起冷卻劑沸騰。為監察一回路壓力，必須進行一回路壓力測量。此外，反應堆冷卻劑泵吸入口冷卻劑壓力如果過低，冷卻劑可能會在低壓下汽化引起汽蝕，因此必須避免主泵吸入口壓力過低。一回路熱端壓力還作為穩壓器壓力調節系統的控制信號。當壓力超過上限值時，穩壓器噴淋系統起動，使穩壓器汽部分冷凝，降低穩壓器壓力；當壓力低于下限整定值時，起動穩壓器電加熱器，以增加穩壓器上部的蒸汽量使一回路壓力升高。汽機輸出功率與反應堆熱功率有密切聯系，通過監測一回路壓力間接控制汽機輸出功率，進而影響二回路工作狀態。反應堆正常運行或功率瞬變時，主回路壓力在工作壓力允許的誤差范圍波動。當主回路壓力異常即超出誤差范圍時。工作人員要根據壓力變化及之前反應堆主回路系統運行狀態判斷壓力異常原因，解決故障防止事故。綜上主回路壓力測量監測不但對一回路正常運行至關重要，對二回路運行也有一定影響。因此，分析核電站主回路壓力異常現象對核電站安全運行，高效輸出反應堆核裂變產生的熱量有重要意義。壓力測量儀表的選擇與安注對于壓力測量有很大的指導作用的，測壓儀表應依據測量壓力的量級和變化頻率、測量物質的化學特性（酸堿度的大小，是否具有腐蝕性和毒性、是否易燃易爆或易結晶潮解風化）、測量環境的影響（高溫高壓或低溫低壓，所測介質劇烈震動測量）信號傳輸距離及精度的要求選擇合理的測壓計后安裝較為合適的測量通道使壓力測量正確的基礎。核電站主回路壓力一般使用彈性式壓力計即利用彈性形變的作為基礎測量壓力。壓力計彈性件主為彈簧管、波紋管及彈性膜。彈性式壓力計測量誤差分為機械誤差與非機械誤差兩種，機械誤差主要是由于元件變形響應速度較慢、元件結構不對稱等原因引起，可用形變響應速度更快的材料如熔凝石英制作測壓計、改變測壓計結構的方法減小乃至消除機械誤差。另一類非機械誤差則由于不可避免的摩擦、環境的改變引起的可用減少機構數目和改善工作環境的途徑減小此類誤差。在能夠準確測壓的前提下還需要配置可信的泄露監測系統。如果高壓管道存在微小裂紋未被發現并長期高強度使用有可能令裂紋擴大冷卻劑泄露，進而令主回路壓力異常。除優秀的測量外擁有一套科學嚴謹的窺測主回路邊界泄露體系對主回路壓力進行窺測對于核電站運行或事故主回路壓力異常預防及緩解也有重大意義。當主系統管道冷卻劑泄露，首先形成閃蒸汽和閃蒸水，氣體通過保溫層與管道間隙向安全殼排放，在安全殼通風系統風機冷卻作用下形成冷凝水，經過過疏水管線排至收集裝置中。閃蒸水受重力經過保溫層焊縫最終排入地坑。在泄露冷卻劑擴散與收集回路上均設有警報裝置。泄露發生后對管道和保溫層及設備隔間和管道的溫濕度進行監測確定泄露位置，通過對地坑液位、疏水泵啟動時間及液體密度確定泄露率。在能夠確定泄露位置與泄漏率的基礎上，形成泄露故障綜合診斷方案（系統可用數據可靠及儀表故障判斷的整合）。通過運行參數如主回路壓力等確定運行工況與RCP完整性與LBB技術需求邏輯整合確保系統的可用，通過對工藝系統（核島通風、疏水排氣系統）運行參數和泄露監測系統儀表參數與他們的參考值比較確定系統是否正常以及數據是否可靠。若其中一個系統異常則發出系統故障報警信號。當兩系統均正常時可確定數據可靠時將泄漏源分析模塊及泄漏率分析模塊所得結果分別與其閾值進行比較，若泄漏源位置分析值超閾值時泄漏源定位報警（單儀表報警），然后進行泄露源位置診斷進而修正報警閾值計算泄漏率大小。若泄漏率超閾值且符合一致性與時序性時觸發最終報警。圖1.1是監測算法圖。圖1.1監測算法圖2.2主回路壓力異常原因核電站主回路壓力異常的原因多種多樣。可以分為電源故障、機械故障、人為故障三類，這幾類故障有時并非一定是單獨發生，有時也會疊加發生使本不嚴重的事件變成事故。電源故障即失去電源（廠內電和廠外電），當失去電源而備用電源沒有及時介入時主泵斷電造成的后果最嚴重即冷卻劑流動相比于正常運行時滯緩，元件熱量積聚有熔化的危險，因而現在一般壓水堆核電廠在設計時將一回路設計為即便完全斷電亦能產生自然循環。機械故障可能是由于設計的不合理或工作負荷過大所導致，對于一回路來說可能發生的機械故障由冷卻劑泵轉軸斷裂（概率很小）、穩壓器安全閥意外開啟或與輔助主冷卻劑系統的系統閥門意外開閉或管道某處故障，對于二回路則是管道、閥門或二回路設備出現故障。人為故障則是操作人員或檢修人員錯誤操作或檢修人員維修失誤令事故發生。比較有代表性的由于操作失誤導致主回路壓力升高而造成的嚴重后果的事故時七九年美國三里島事故。在設備檢修完成后，檢修人員由于疏忽大意失誤關閉輔助回路上的一個閥門，在主給水泵失效后輔助給水無法送至蒸汽發生器。一回路壓力升高后，減壓閥開啟使給水減少，溫度壓力進一步升高。在高壓安注開啟后操作人員判斷失誤關閉了高壓安注，最終堆芯冷卻嚴重不足進而熔化。因此出現了故障后三十分鐘不操作準則。從三里島事故可以看出監測一回路壓力，在壓力異常時準確找出并解決問題是核電站正常運行的必要條件。2.3主回路壓力異常后果核電廠主回路正常是密閉的，因此當主回路或二回路某種原因引起回路導熱情況變化令冷卻劑產生溫度變化或容積波動時，一回路壓力隨之反應繼續反饋于回路間導熱現象。因此，主回路壓力過高或過低都是不合理的。反應堆冷卻劑系統壓力通常都是由反應堆控制系統和壓力安全系統自動控制的。反應堆冷卻劑壓力控制系統故障（一般是機械故障），在穩態工況下，能導致壓力超出正常范圍；在瞬態工況下，能引起壓力的不穩定性。2.4核電廠主回路壓力調節核電廠正常運行時主回路壓力調節由壓力安全系統、穩壓器壓力控制系統、化學與容積控制系統共同作用，預防壓力異常和調節壓力。2.4.1壓力安全系統組成及原理簡介由壓力調節和壓力保護兩部分組成，一般設備為電加熱式穩壓器和卸壓箱。起壓力調節作用的部分由穩壓器、電磁噴霧閥、流量調節閥和控制儀表、噴霧管道、波動管道等組成。穩壓器的工作利用汽液兩相平衡和飽和水蒸氣的可壓縮性來調節一回路壓力。核電廠正常運行時單位質量飽和蒸汽的體積變化率約為飽和水的七百倍，同時在15.5MPa壓力下水的密度約為蒸汽的6倍，因此當核電站主回路壓力異常變低時利用電加熱器加熱穩壓器中的水使之轉變為蒸汽，蒸汽體積占比增大，穩壓器壓力升高，防止主回路壓力過高設備損壞。同理當主回路壓力異常變高時，利用連接到壓力容器冷段的噴淋管向穩壓器中噴淋溫度較低的噴淋水，使汽凝結成水，穩壓器壓力下降，防止了主回路壓力過低導致冷卻劑沸騰而引起的燃料元件的毀壞。穩壓器控制壓力的核心是控制系統的PID控制器，傳統PID控制器通過確定三個系數改變補償值，但壓力穩壓器內的壓力變化是一個非線性的過程因此可能會出現控制滯后調節不足的問題，因而出現了如自抗擾控制、免疫控制等新的控制策略。控制策略的改進讓壓力調節更加穩定和快速，主回路壓力異常的概率變低。起壓力保護作用的部分由卸壓閥、安全閥、卸壓管、泄壓箱等組成。卸壓閥讓安全閥不必頻繁開啟，當穩壓器壓力過高時先打開卸壓閥，若壓力繼續上升則將高壓蒸汽排入卸壓箱。廣東大亞灣核電站采用先導安全閥組。為滿足冗余性，安全閥組由單個保護閥與單個隔離閥串聯，由于后者開關閾值比前者低因此正常運行時保護閥常關（具體閾值見表2.1）。二代核電站在設計時并非像二代加核反應堆一樣將嚴重事故列入設計中因此二代堆大多采用安全閥組保護主回路壓力，而二代加堆由于在設計時將嚴重事故列入考慮范圍其壓力因此保護部分略有不同。二代加核電廠CPR1000壓力保護部分沒有像二代堆一樣噴淋管嘴設置在上封頭，新增兩條卸壓閥組管線預防壓力過高時堆芯熔化。表2.1廣東大亞灣核電站安全閥開、關閾值（絕對壓力/MPa）閥門種類編號開啟壓力關閉壓力保護閥RCP020VP16.616.0RCP021VP17.016.4RCP022VP17.216.6隔離閥RCP017VP14.613.9RCP018VP14.613.9RCP019VP14.613.92.4.2穩壓器壓力控制系統簡介穩壓器壓力控制系統的作用是將穩壓器壓力控制在允許范圍（一般是±0.2MPa）。通過把壓力測量值與整定值（大亞灣核電站為15.5MPa）的差值送到PID控制器，處理后輸出補償信號到信號發生裝置和繼電器控制主回路壓力。2.4.3化學和容積控制系統壓力控制在核電廠正常運行時，化學和容積控制系統主要功能有維持穩壓器水位，控制水質和冷卻劑中硼濃度的調節。其中維持穩壓器水位是對壓力安全系統的輔助功能。穩壓器壓力補償不是無限的，化容系統可以通過上充和下泄回路補償穩壓器所不能補償的壓力變化。以大亞灣核電站為例當主回路壓力異常變高時，冷卻劑流經下泄回路至容控箱，當壓力升高過大超過容控箱壓力補償極限時，冷卻劑將流至硼回收系統貯存箱中。反之，當主回路壓力異常變低時，通過上充泵從硼和水補給系統補償損失的壓力。反應堆本身的控制系統在反應堆發生第II、III、IV類工況時有時是不能實現其自身的安全要求。例如，在二代堆中主泵由于機械故障使冷卻劑流量減少的失流事故，在事故發生后二代堆自身所有的控制系統和自然安全性并不能補償冷卻能力的喪失，堆芯DNBR下降，最終可能出現堆芯熔化、安全殼出現裂口、放射性泄露等嚴重后果。有必要發生事故迅速停閉反應堆并確保一回路冷卻能力，維持三道安全屏障正常作用。為此核電廠需要在壓力調節保護的基礎上為主回路布置相應保護系統和安全設施。2.4.4反應堆保護系統簡介反應堆保護系統可控制事故后保證核電廠安全的電氣設備，是停堆保護系統的子系統。在某一參數（如主回路壓力）大于限值威脅屏障密閉性時停堆，若停堆后壓力繼續升高，則啟動相應安全設施保證屏障完整性。停堆保護的類型有很多如：根據反應堆冷卻劑進出口溫差停堆、根據環路流量變化停堆、根據穩壓器和蒸汽發生器水位過高或過低停堆、根據穩壓器壓力過高（大亞灣核電站為16.55MPa）或過低（大亞灣核電站為13.1MPa）停堆等。為保證在事故發生后能順利停堆和啟動專設安全設施，保護系統的設計要滿足冗余性（防止故障發生后系統某項功能喪失）、多樣性（防止由于同一原理產生的故障）、獨立性（防止已發生的故障引起其他故障）、安全性（防止故障引起更嚴重的后果）等設計準則。2.4.5專設安全設施事故簡介在反應堆堆發生事故后投入安全設施能夠有效緩解事故，預防堆芯熔化反應堆內壓力過高保證安全殼的完整。安全殼隔離系統、安全殼噴淋系統、輔助給水系統、應急堆芯冷卻系統是核電廠中最普遍的安全設施。安全殼噴淋系統：安全殼是核電廠最終屏障，能在電廠正常運行和事故時將微量或大量放射性包容在電廠內，確保公民和環境不受到放射性的威脅。系統主體由兩列噴淋管線組成，事故發生使安全殼內壓力達到一定值時（0.24MPa）產生噴淋信號，保護系統動作噴淋啟動。首先從反應堆水池和乏燃料水池冷卻和處理系統（PTR）的水箱汲水，當水箱中水位過低時從地坑中汲水。安全殼內高溫蒸汽遇冷水凝結降溫降壓并在噴淋水中混入燒堿或海波來吸收并降低放射性（尤其是對于I）。在失水事故過去半月左右，若低壓安注泵故障可用安噴泵代替。安全殼隔離系統：為保障安全殼的完整性，在貫穿安全殼的管道都布置了2層準柔性結構有一定膨脹能力的貫穿件。這些貫穿件零星分布在一二回路的二十多個系統中而非集中在某一區域。發生異常或事故后安全殼壓力達一定值時，安全殼隔離開啟。輔助給水系統：當發生使主回路壓力異常的事故時，或蒸發器正常給水的某個環節發生故障而使一回路產熱無法正常導出時，輔助給水泵啟動代替正常給水泵向蒸發器供水，導出堆芯剩余裂變熱，蒸發器蒸汽由汽輪機旁路排放系統通過蒸發器大氣釋放閥或凝汽器氣動控制閥排出。應急堆芯冷卻系統：應急堆芯冷卻系統由三個子系統組成，開啟壓力分別對應事故發生后壓力趨勢。子系統并非是依照一定順序啟動而是根據事故后果的嚴重性（例如壓力降低速率大小）來決是否啟動。例如當冷卻劑從反應堆流失速率很大時，壓力急劇下降很快降低到4MPa以下，安注箱自動啟動向堆芯入口注入含硼水，在確保堆芯冷卻能力的同時平衡有溫度變化所帶來的負反應性。在這類事故中，蓄壓安注管系起主要作用。而當主回路壓力邊界破口很小冷卻劑流失速率同樣很小時，則是子系統中的高壓安注起到重要作用。但無論是哪一子系統動作，必然先向堆芯入口即冷段注入含硼水，這是由于確保冷段冷卻劑流量充足對于事故后堆芯冷卻及反應性壓力等參數控制有重大意義。3核電站主回路壓力異常事故模擬及現象分析3核電站壓力異常事故模擬及現象分析為確保核電廠三大安全功能，在核電廠設計建造前需對電廠起停及運行過程中可能發生引起主回路壓力異常的故障或事故按照相應驗收準則進行安全分析并在最終安全分析報告中體現出來。引起異常的原因有許多，美國核管理委員會將這些故障分為七類即：二回路導熱增多或減少、主系統冷卻劑增加或減少、冷卻劑流量的減少、反應性與功率的畸變、以及未能緊急停堆的預期事件。由于核電廠一回路具有放射性的特殊性，在進行安全分析時主要針對核島監測參數進行性分析并對這些事故采取一定的預防和緩解措施，使核電廠能夠實現其安全總目標。例如當主冷卻劑泵因為跳閘而使冷卻劑流量降低，導致堆芯冷卻能力下降冷卻劑整體平均溫度過高時，反應堆保護系統動作緊急停堆并控制相應安全設施運行，保障堆芯及包殼完整性。3.1主回路壓力異常的失流事故3.1.1主泵的功能及發展功能：主冷卻劑泵是核島中四個最重要的設備之一，在一回路啟動充水時為主回路趕氣。在冷熱停堆過渡時使冷卻劑循環。在正常運行時負責通過強迫對流的方式將主系統冷卻劑疏送到堆芯，以帶出堆芯產熱和實現冷卻劑的循環流動。在失去電源時維持一定慣性流量使元件表面熱流密度小于臨界熱流密度并不發生DNB。發展:目前主泵歷經了由屏蔽式到軸封式再到屏蔽式的過程目前發展到三代。EMD公司是一代軍用堆和商用堆主泵的唯一提供者，生產的屏蔽泵由屏蔽套隔離轉動和靜止部分，其內發生渦流效應產生渦流損失令效率變低一般為0.4至0.5。隨著商用堆不斷增加，第一代屏蔽泵效率低的問題越來越明顯，人們將研究重點放在了軸封泵上。最終軸封泵成為了二代商用堆的主流，分為兩大分支。大亞灣使用三軸承支撐軸系結構主泵。秦山一期使用四軸承支撐軸系結構主泵相比另一類軸封泵之下震動更小，與電機匹配性更好。我國美國與歐洲研制出了三代堆以滿足更高的要求，與之相應對主泵也提出了更高的要求。EMD生產研發出AP1000屏蔽泵，用Inconel屏蔽套將定子密封，鎢合金雙飛輪大大增加慣性流量，在發生失流事故后可有效防止DNB。3.1.2失流事故的原因及預防主冷卻劑泵是核島中四大設備之一，正常運行時負責通過強迫對流的方式將主系統冷卻劑疏送到堆芯，以帶出堆芯產熱和實現冷卻劑的循環流動。當主泵斷電或卡軸時，疏送冷卻劑流量減少（部分主泵由于電源故障而使冷卻劑流量降低的失流事故為部分失流屬于II類工況），堆芯有可能會發生DNB使燃料包殼出現破口或裂紋，造成一回路放射性的升高。因此防止失流事故的發生對于核電站運行有重要作用。一般來說，泵軸卡斷的發生概率相對于電機發生故障的概率來說很小，因此對于主泵來說主要是防止其電源發生故障。核電廠一般選擇廠內電源作為為主泵供電的第一選擇，當電機出現跳閘等故障無法正常使用時，選用廠外電源為主泵供電。當外電源失效而反應堆無法孤島運行時，依靠主泵飛輪巨大的慣性流量還可使主泵運行一段時間。其次是泵軸卡斷的預防，對泵軸進行淬火等熱處理提高其硬度及抗疲勞程度、定期對主泵進行檢修防止卡軸。斷軸與卡軸對于反應堆來說都是不被允許的，根據俞爾俊對失流事故的計算，二者造成后果嚴重性與控制棒驅動機構及控制棒位置有關。若停堆棒在事故的前幾秒內降下，則卡軸造成的后果嚴重，與之相反的情況下則斷軸更危險。3.1.3失流事故緩解及故障仿真分析事故緩解：在確定反應堆冷卻劑泵故障部分或完全停止運行后，立即緊急停閉反應堆，預防元件和堆芯損壞。安全注入系統在適當時投入運行，防止元件包殼由于表面熱流密度過高蠕變毀壞，急停時控制棒迅速自然插落堆芯并確保存在足夠的停堆深度。確定失流事故產因。失流事故發生后如果未能緊急停堆，最終由于DNBR的下降元件熔化的可能性逐漸變大，元件融化后包殼和水發生鋯水反應產生氫氣會加快放射性泄露的速率。因此操作員在主控室對安全信號進行監視對于事故發生后的緩解也起很大的作用。主冷卻劑系統（RCP）簡介：反應堆冷卻劑系統主要由一回路四大件組成，是主回路最重要的系統，核反應在壓力容器內的堆芯發生同時熱功率由冷卻劑導出給蒸發器給水產生蒸汽，這期間主冷卻劑泵唧送冷卻劑使其能夠在反應堆中往復流動，冷卻堆芯，防止堆芯熔化。冷卻劑中的硼酸可用來控制反應性并防止放射性物質泄出。事故仿真分析：啟動操作員臺雙擊選擇滿功率氙平衡為初態，出現復位提示后選擇故障菜單插入RCP系統一環路主泵跳閘故障，延遲時間設定30s，觀察參數變化。一回路參數如圖3.1和3.2。可知當環路一冷卻劑泵跳閘后，由于一環路流量過低產生停堆信號停堆當控制棒落下中子密度降低，核反應幾乎消失，核功率幾乎下降為0。由于裂變產物存在，熱功率在停堆時快速下降至衰變功率穩定最后降到70MW附近后不再變化，同時控制棒插入中子幾乎被全部吸收堆反應性下降至零后繼續下降到負值。停堆核功率下降超前與熱功率的下降。在停堆的后一瞬間汽機脫扣與電網聯系斷開電功率下降為0。對于一回路，事故發生后由于冷卻劑流量降低而使堆芯冷卻能力下降而同時元件內反應保持原狀，冷卻劑的入口溫度出口溫度和平均溫度都升高（由于系統的時間延遲并未顯示）令冷卻劑的體積逐漸變大使穩壓器壓力上升，停堆后熱功率急速下降其下降對冷卻劑造成的降溫影響超過了給水流量的減少和冷卻劑流量下降對冷卻劑的升溫影響（在事故開始后一段時間內主泵慣性流量使冷卻劑流量的下降并非是突變而是漸變），冷卻劑進出口及平均溫度（后文若三者趨勢相同則簡稱溫度）下降。出口溫度下降速率高于入口溫度下降速率，出口溫度降溫響應速度快于入口溫度降溫響應速度。這是由于冷卻劑從入口流向出口，熱功率下降后首先影響出口溫度，因此出口溫度降低響應速度大于入口溫度響應速度。蒸發器給水分布熱側多冷側少，故停堆后出口溫度降溫速率大于入口溫度降溫速率。堆急停后冷卻劑體積驟然變小穩壓器壓力及水位快速下降（穩壓器壓力若與水位變化趨勢相同因此后文僅分析壓力）。接下來反應堆冷卻劑流量下降和給水流量減少的升溫影響高于停堆后熱功率下降和輔助給水流量增加降溫影響使穩壓器壓力及溫度上升，直至熱功率降至衰變熱逐漸穩定并與輔助給水所帶走的熱量達到平衡壓力與溫度趨于穩定。對于二回路來說，事故開始時故障環路冷卻劑溫度變高在蒸發器給水不變時蒸汽產量變多，蒸發器水位短暫變低，停堆后熱功率的下降令蒸汽變少，給水流量大于蒸汽流量水位變高之后主給水逐漸隔離，輔助給水啟動，蒸汽發生器水位水位再次變化。在這個過程中，應急堆芯冷卻系統由于主系統壓力并未降低至其啟動壓力（11.9MPa左右）因此并未啟動，失流事故發生時主回路壓力變化并非不可接受同時事故對于燃料元件的損壞一般不會太嚴重，因此無需擔心超壓導致設備損壞和進行放射性計算。此事故重點注意泡核沸騰偏離比，停堆前冷卻劑溫度上升時，元件表面與冷卻劑溫差變小使元件表面臨界熱流密度變小而元件實際熱流密度大體保持不變，燒毀比變小讓元件更易被燒毀。驗收準則決定了核反應堆燃料元件熱流密度、傳熱系數等因素并限制了堆功率。電廠電功率間接受完全失流DNBR和失水事故包殼溫熔化溫度共同影響因此對失流事故造成主回路壓力異常現象進行分以提高電廠功率是有必要的。圖3.1一環路主泵斷電參數變化圖3.2一環路主泵斷電參數變化3.2主回路壓力異常的主蒸汽隔離閥意外關閉事故3.2.1主蒸汽隔離閥組成及工作原理簡介此閥門為成套設備，主要由介質油存儲裝置即油箱介質輸送裝置油泵和惰性氣體壓力開關及壓力監測裝置組成，通過油泵將油箱中的油疏至液壓回路中后油壓超過閥門上部氮氣壓力開啟閥門，在需要關閉時利用泄油回路將油凈化后送回油箱，下部壓力降低閥門關閉。閥門利用PLC控制柜，繼電器電路及相應液壓控制回路可實現反應堆正常停堆的慢關、反應堆緊急停堆快關、局部關閉的靈敏性控制功能實驗和帶負荷試驗的功能。3.2.2事故產生原因及預防主蒸汽隔離閥是主蒸汽系統中一般由截止閥充當的一個重要的閥門，電廠正常運行時保持開啟狀態，在事故時如在傳熱管破裂事故發生時，在5s內快速關閉隔離故障蒸汽發生器預防放射性泄露至二回路或在蒸汽管道破裂事故發生時防止一回路降溫降壓過快引入過大正反應性損壞堆芯。隔離閥正常開閉對于核電廠正常運行有重要作用。閥門的開閉狀況受控制設備的質量、所處的狀態（工作壓力、工作溫度、震動程度等）、運行的時間影響。當隔離閥單個或全部失效意外關閉時，一回路倒熱情況惡化（隔離閥意外關閉屬于II類工況），溫度及主回路壓力升高可能發生DNB。因此通過對閥門控制系統進行FMEA（故障模式分析）可以有效防止閥門失效，提高閥門可靠性。核電廠在進行部分關閉試驗后閥門氣動泵失效閥門無法全開。這可能是由于閥門液壓進油回路堵塞、氣動泵失效、無氣源、泵動力不足中一個或某幾個原因導致的，經排查是由于壓空減壓閥活塞磨損嚴重導致供氣調節性能變差使泵動力不足導致。對閥門活動部件如活塞和填料閥桿等進行防腐蝕操作時，要注意避免直接操作以防導致閥門無法正常動作。閥門的失效還有可能是閥門控制系統開關出現問題，方家山核電站將開關與閥門放置于導向架上避免與隔離閥管道進行較近的直接熱交換，將現有的更換隔離閥的周期從5年一換減少至3年一換，并對限位開關進行定期巡查和增多閥門冷卻風機保證工作溫的合理及工作觸點和擺臂的可用。這些措施的實施極大降低了隔離閥失效的概率。除了正常運行時可能遇到的問題，隔離閥在設計安裝時要考慮自然災害如臺風、海嘯、地震發生后閥門的可靠性。3.2.3主蒸汽隔離閥事故緩解及故障仿真分析事故緩解：事故發生后，采取快關的方式關閉問題主蒸汽隔離閥，以利于穩定一回路，有利于機組。主蒸汽系統(VVP)系統簡介：此系統正常運行時可將蒸發器產生蒸汽通過管道輸送至汽輪機高壓缸做功發電、至汽水分離再熱系統的汽水分離再熱器加熱給水、至主給水除氧系統的除氧器熱力除氧、至汽輪機軸封系統充當汽封。當發生事故或啟停機時將產氣輸送至氣動輔助給水泵汽輪機提供動力、蒸汽旁路排放系統匹配一二回路負荷。同時主蒸汽系統還能將主蒸汽壓力和流量信號向反應堆保護系統提供，與主給水系統和主冷卻劑系統共同實現熱量的循環輸出。事故仿真及分析：啟動操作員臺雙擊選擇滿功率氙平衡為初態，出現復位提示后選擇故障菜單插入VVP系統主蒸汽RCP001GV隔離閥故障關閉，延遲時間設定30s，觀察參數變化。一回路參數如圖3.3和3.4。對于二回路，當一環路主蒸汽隔離閥意外關閉后，故障蒸發器蒸汽產量變小壓力升高，給水流量大于蒸汽流量之后控制系統自動調節減少一環路蒸發器給水流量，并在壓力過大時打開一環路大氣釋放閥降壓，另外兩臺蒸汽發生器流量增多壓力降低。總體排熱減少停堆，汽機電功率逐漸下降，停堆后給水流量下降輔助給水流量逐漸變多，經過一段時間后蒸發器水位逐漸回升。一回路由于排熱減少令入口溫度出口溫度和平均溫度變高（由于系統反應時間的延遲并未明顯顯示），冷卻劑體積變大進入穩壓器，穩壓器的壓力逐漸升高直到停堆。停堆后控制棒將中子吸收堆內反應消失熱功率至衰變水平，核功率由于堆內反應的消失比熱功率先到0。熱功率的下降令入口溫度出口溫度和平均溫度下降并且出口溫度溫度下降速率由于蒸發器熱冷兩側水流量分布不均高于入口溫度下降速率。由于冷卻劑流向從入口流向出口，熱功率下降首先影響出口溫度，因而出口溫度溫度下降響應速度快于入口溫度下降響應速度。停堆冷卻劑溫度的下降令冷卻劑收縮進而令穩壓器壓力下降。反應性由于控制棒插入堆芯變為負數，主蒸汽隔離并啟動高壓安注使穩壓器壓力回升，主回路壓力由于安注系統的投入逐漸回升，輔助給水與安注對堆芯的冷卻排熱與堆芯衰變熱逐漸趨于平衡溫度逐漸平衡。此事故發生后對于核島由于一臺蒸發器失效，在停堆前另外兩臺蒸發器工作負荷增加同時故障蒸發器內壓力升高蒸發器接近絕熱狀態傳熱變差，水位降低令傳熱狀態雪上加霜。若緊急停堆失效那么主回路溫度升高同時熱應力不均有幾率既令元件破裂又令堆內支撐結構變形。故障蒸發器的低水位和傳熱管熱流密度的升高有幾率令傳熱管出現破口造成蒸發器的毀壞。因而如果事故后操縱員發現系統自動停堆失敗，立即手動緊急停堆預防造成更大的損失。對于常規島停堆前進入汽機的蒸汽量減少，最冷凝器冷凝的凝結水量減少凝結水過冷度有可能增加令給水溫度降低對于故障蒸發器的排熱有積極作用，由此可以看出電廠整體有一定的自穩調節能力。圖3.3一環路主蒸汽隔離閥關閉參數變圖3.4一環路主蒸汽隔離閥關閉參數變化3.3主回路壓力異常的蒸汽管道破裂事故3.3.1安全閥簡介安全閥是主蒸汽管道上一個重要的閥門，在二回路或三回路某一部分失效使主蒸汽管道升壓至一定程度開啟卸壓，防止管道超壓損壞設備造成更大損害。一般采用彈簧式閥門可分為加能助彈簧式、彈簧加載式、助動碟簧式、直接作用彈簧式（美國西屋電氣公司AP1000采用此類安全閥）。某核電站使用由先導閥和主閥組成的先導式安全閥預防蒸汽管道出現破口。閥組利用壓差原理，在壓力過高時先導閥上腔導入介質使閥桿移動閥芯離座介質進入主閥上腔，當上腔壓力之和大于系統壓力和彈簧力時主閥閥芯下移主閥在一秒內開啟。3.3.2事故產生原因及預防從廣義上來說，蒸汽管道的破裂指主蒸汽系統蒸汽回路上任意一部分（包括管道及所屬閥門）發生破口而使二回路導出熱量增多的事故，從狹義上來說此事故指由二回路蒸汽管道破裂引起導熱增多的事故，根據破口（閥門或管道）的尺寸及核電廠功率的不同，蒸汽管道破裂事故可分為II、III、IV類工況，此事故極限為DEGBs（蒸汽發生器二回路蒸汽管道雙端斷裂）。為防止此事故，可以選擇合適的管材、采用合理的管道設計、制造工藝及高精度裝配，在正常運行時實時監測管系壓力溫度，用破前漏分析方法分析管道狀態，防止管道破裂。蒸汽系統卸壓事故原因是大氣排放閥或蒸發器安全閥錯誤開啟而引起的蒸汽產量增多，一回路導出熱量變多的事故，此事故一般為II類工況。本文主要簡單分析安全閥異常開啟引起的事故。安全閥出現誤操作的原因有：安全閥供電管線相同，當供電母線出現問題時，安全閥有可能會誤動作，可以通過由不同通道為閥門供電滿足冗余性提高閥門可靠性。安全閥結構精細，蒸汽管道被腐蝕產生繡灰使閥門產生內漏，定期對閥門進行吹掃檢查可預防內漏。閥門內介質可能混入雜質使閥門動作延遲或失誤，設置凈化裝置防止雜質混入。同樣，安全閥在設計安裝時要考慮自然災害如臺風、海嘯、地震發生后閥門的可靠性。3.3.3事故緩解及故障仿真分析事故緩解：事故發生時破裂蒸汽管道或意外開啟的閥門根據蒸汽管道隔離信號迅速關閉蒸汽隔離閥，安裝限流噴嘴來降低蒸汽發生器的最大蒸汽排放量防止蒸汽流失速率過大。隔離主給水限制二回路帶走過多的熱量。上述行動均是為了減少主回路過冷度防止安注誤啟動或防止反應堆重返臨界。事故仿真及分析：啟動操作員臺雙擊選擇滿功率氙平衡為初態，出現復位提示后選擇故障菜單插入VVP系統中主蒸汽RCP001GV安全閥卡開，延遲時間設定30s，觀察參數變化。一回路參數如圖3.5和3.6所示，閥門意外開啟后蒸汽管道蒸汽流量變高這是由于蒸發器不但要為汽輪機提供蒸汽做功，還要為安全閥開口提供蒸汽使一回路導出總熱量變多，因此冷卻劑進出口溫度減小，由于慢化劑溫度效應及多普勒效應核功率及熱功率升高，平均溫度本應升高（系統由于在事故發生后產生停堆信號加上反饋需要一定的延遲因此沒有顯示）。停堆入口溫度出口溫度和平均溫度下降，出口溫度下降響應速度快于入口溫度下降響應速度（冷卻劑流向從入口至出口），事故停堆后熱功率下降輸熱能力下降，出口溫度首先響應發生變化。蒸發器冷熱測給水不同令出口溫度下降速率大于入口溫度下降速圖3.5蒸汽系統卸壓事故參數變化率。主回路冷卻劑體積變小主回路壓力變小，穩壓器壓力下降。停堆控制棒落下中子密度變小使反應性變為負數，破口的反饋令停堆后負反應性不像常停堆一樣即停堆深度變小。核功率降至0左右，熱功率降至65MW。高壓安注啟動后，穩壓器壓力下降趨勢稍有減緩后升高。事故開始后蒸汽管道壓力降低，停堆電功率逐漸下降，汽機脫扣降至0，安注啟動注入含硼水堆芯溫度降低。二回路故障蒸發器主給水流量首先由于蒸汽流量變多而增加停堆之后主給水隔離給水流量減少輔助給水流量增加。一般蒸汽管道破裂事故發生后蒸發器的水位回升相比于主蒸汽隔離閥意外關閉事故蒸發器水位的回升更加困難（破口持續向外泄露蒸汽）。圖3.7可看出，事故開始的瞬間，故障安全閥蒸汽排放量最大，之后隨蒸汽排放壓力降低排氣量減少，停堆過程中堆芯熱功率逐漸達到最大值同時逐漸隔離主給水使蒸汽排放量上升，堆芯熱功率下降對破口流量逐漸減小，安注啟動堆芯溫度下降和輔助給水逐漸增多令故障蒸發器蒸汽壓力下降破口流量下降。最終電動輔助給水泵啟動一段時間后破口壓力與外界壓力平衡破口流量逐漸穩定。圖3.6蒸汽系統卸壓事故參數變化圖3.7蒸汽系統卸壓事故參數變化3.4主回路壓力異常主給水管道破裂事故3.4.1事故產生及預防此事故一般是由于主給水系統主給水管道（一般假設是蒸發器與高加給水系統間的逆止閥下游）發生小破口或雙端剪切斷裂使二回路排熱減少的事故，破口流量不同產生后果不同最嚴重的可導致反應堆處于IV類事故工況。管道破裂原因與主蒸汽管道破裂原因部分相同。如由于管材不符合建造核電站管系的標準或在運輸過程中管道產生微小破損后在運行過程中逐漸變大，因為這類原因導致管道破裂的可能性很小可忽略。此外，電給水泵啟動運行時可能會發生水錘現象使管道出現噪音增加水壓而令管道破裂，可在管道裝配緩閉逆止閥減小沖擊或使用氣動給水泵降低水泵升壓速率。由于蒸發器給水入口壓力較大并穿過安全殼機械應力較為集中，其破裂有可能提高安全殼內壓力，采用雙層準柔性結構的貫穿件。除氧器或凝汽器除氧效果的變差開會使管道發生腐蝕（尤其是主給水管道），定期對除氧設備檢修確保將水中不凝結氣體控制在可接受的的范圍。定期對管道進行檢修防止因為負荷過大所導致的給水管道破裂。3.4.2事故緩解及故障仿真分析緩解措施：盡快確定破口發生位置，若發生在給水管止回閥上游則采取與主給水喪失事故相似的處理方式；若不是則要將破口處完全隔離，減少其泄露的冷卻劑流量；及時啟動安全注射系統，防止穩壓器內水位過低和一回路壓力過低。給水流量控制系統（ARE）功能簡介：監測蒸發器液位高度反饋給反應堆保護系統和控制給水流量。事故仿真及分析：啟動操作員臺雙擊選擇滿功率氙平衡為初態，出現復位提示后選擇故障菜單插入ARE系統中SG1給水管破裂，最終值0.4合流量1600t/h，延遲時間設定30s，觀察參數變化。一回路參數如圖3.8及3.9所示。管道破口發生的后主給水減少蒸發器水位開始降低，故障蒸發器冷卻下降帶出熱量減少冷卻劑溫度穩壓器壓力應升高，但主給水系統自動增給水流量至一定量時不再增加。故可維持一段時間溫度、壓力、功率（包括核功率與熱功率）不變。然而主給水的增加并不能阻止蒸發器水位降低，故障蒸發器冷卻下降帶出熱量減少，入口溫度出口溫度和平均溫度都應升高（系統延遲響應顯示并不明顯），主回路壓力變高。蒸發器水位過低時停堆，停堆控制棒插入堆芯反應性降到零后繼續下降變負同時核功率因為中子密度變小降至0附近，熱功率降至趨近于0水平，停堆時核功率比熱功率先降到零附近。由于熱功率的下降溫度也下降。出口溫度下降速率大于入口溫度下降速率。出口溫度下降響應速度快于入口溫度下降響應速度。主回路壓力由于停堆后溫度的降低而降低進而穩壓器壓力下降。停堆汽機脫扣電功率降至0。由于主給水逐漸隔離及輔助給水難以進入破口蒸汽發生器水逐漸被排干壓力及溫度壓力回升，之前流出的給水令地坑壓力溫度升高安全殼升壓，隨著時變長輔助給水逐漸進入蒸發器帶走熱量變多主回路壓力計溫度下降而后安注啟動防止反應堆重返臨界同時冷卻堆芯使溫度下降同時令穩壓器壓力上升。給水管道破口很大時，二回路排熱一般是減少的因為即使蒸發器二次側給水向外泄露但冷卻劑帶走的熱量并不足以補償給水減少帶來的排熱量的下降，蒸發器水位急速下降停堆同時ASG在停堆后進入二次側的給水也由于蒸發器破口的存在減小，難以起到帶出衰變熱的作用。CPR1000作為二代加核電站雖然未如華龍一號一樣設置許多非能動系統，但也針對給水管道破裂事故設計了一套二次側非能動余熱排出系統，此套系統主要由應急應急補水箱，換熱器組成，設置在每個蒸發器出口。事故發生后補水箱向蒸發器補水同時蒸發器產生蒸汽通過換熱器利用自然循環將余熱排至換熱器的冷卻水箱中，當破口太大二次側水位下降過快時應急補水箱由于重力向蒸發器補水。系統投入令原本升高的一回路壓力下降，有效的緩解了事故。圖3.8主給水管道破裂參數變化圖3.9主給水管道破裂參數變化3.5主回路壓力異常主給水喪失事故3.5.1事故起因及預防主給水喪失事故與給水管道破裂事故的相同點是都發生于主給水系統中都會令二回路導出熱量減，一回路溫度與壓力升高，但給水喪失一般發生在蒸發器逆止閥上游與給水管道破裂事故有一定區別，這是因為當破口位于逆止閥與蒸發器之間時有一定幾率令蒸發器中的水或汽流失，輔助給水無法進入蒸發器，后續冷卻不足造成燃料元件破損。而給水喪失后，輔助給水能正常發揮功能，防止元件燒毀。主給水喪失事故屬于ATWS（II類工況），ATWS對于一回路壓力調節及保護部分有一定規定尤其是穩壓器PID控制器響應時間及波動管的抗熱疲勞能力（ATWS發生一般伴隨溫度的頻繁改變），發生此類事故時若處理方式不當則有一定幾率產生更嚴重的事故工況。失去給水的原因有許多例如給水泵、凝結水泵、循環水泵中一個或多個失效，給水系統（三回路）的截止閥意外關閉，凝汽器抽真空失效，除氧器故障等。其中給水泵停轉是給水中斷的主要原因，大亞灣核電站使用兩臺氣動泵一臺電動泵備用可防止由于失去電源而導致的給水喪失。3.5.2事故緩解及故障仿真分析事故緩解：事故發生后，緊急停堆，使輔助給水系統有足夠的能力將余熱排出。由操作人員啟動高壓安注系統向一回路補水來帶走一回路熱量，冷卻一回路；當高溫高壓的冷卻劑被排入到安全殼內時，可以啟動安全殼噴淋系統來降低安全殼內的壓力和溫度。事故仿真分析：啟動操作員臺雙擊選擇滿功率氙平衡為初態，出現復位提示后選擇故障菜單插入ARE系統中主給水喪失，延遲時間設定30s，觀察參數變化。一回路參數如圖3.10和3.11所示。失去主給水的瞬間傳熱沒有明顯的變化，給水降低過程中蒸發器會出現極短的液位升高現象時導熱暫時變多，溫度與壓力極短降低同時由于反饋作用核功率與熱功率上升，主給水流量減少進入汽輪機的蒸汽量增多電功率逐漸升高。而后液位降低導熱減少溫度與壓力升高，核功率與熱功率由于反饋降低。由于蒸發器水位低而停堆。控制棒插入堆芯反應性變負，中子幾乎被完全吸收核功率變為0，熱功率由于衰變熱不為0，核功率比熱功率先一步到達零。一回路溫度因為熱功率下降劇烈而迅速下降，出口溫度下降速率高于入口溫度下降速率，響應時間快于入口溫度響應時間。冷卻劑收縮主回路壓力隨之下降，穩壓器壓力為補償主回路壓力而下降。汽機解除與電網關聯汽機電功率降至0，安注啟動后溫度下降，壓力回升。圖3.10給水喪失參數變化圖3.11給水喪失參數變化 3.6主回路壓力異常彈棒事故3.6.1事故起因及預防彈棒的發生主要是由于棒位控制系統控制棒承壓殼體（壓力外殼）破裂產生巨大壓差。此事故有可能將控制棒彈出使壓力容器頂蓋出現破口的IV類工況事故。此事故發生后會可能造成冷卻劑流量的減少同時必定引入正反應性，令堆芯局部功率過大的同時導熱能力下降，有較大概率使元件碎裂。對于此類事故要求確保無論發生多么嚴重的事故后果對于堆芯也不可影響其長期冷卻能力并在安全分析報告中體現出來。壓力外殼的密閉性的保證和控制棒布置對功率的展平對彈棒事故的預防及緩解有一定作用。控制棒密封殼套采用焊接方式密封與管座外螺紋連接部分，有時會出現焊縫造成放射性泄露，如果長期在有裂紋狀態工作，有可能發生彈棒。試驗表明堆焊是修復焊縫的有效手段，從上世紀80年代年起外國大部分核電維修公司以氬弧焊為基礎形成了一套完整的維修焊縫的流程。隨著秦山核電的建成后我國核電機組越來越多，焊縫的修復變得尤為重要，國核電站服務技術有限公司推出了激光堆焊的焊縫修復方法。與國外相比使用激光堆焊用料更少、精度更高、自動化程度更大、作用距離更遠。通過在組件內輔以組件間布置控制棒,并將組件內控制棒布置于堆芯燃料組件內功率峰附近,以展平組件的功率分布,提高控制棒的價值。將組件間控制棒布置于相鄰的堆芯燃料組件的間隙內,以減弱組件間水隙慢化產生的功率峰,同時能更有效利用堆芯空間。3.6.2事故緩解故障仿真分析故障緩解：所以在核電廠中的主控制室的顯示屏上始終都會對控制棒的棒位進行連續的監測。當一組控制棒棒位接近極限位置時或者是偏離它所在的位置時，都會觸發核電廠的安全警報。同時，核電廠內還要設置可以提供視頻監測的監視器對控制棒的位置進行監視。不管是報警系統還是監控系統都是為了保證發生事故時，可以讓事故后果處于預期情況之中。當核電廠內發生彈棒事故時，核電廠內的保護系統會根據事故所發生的進程觸發相應的安全信號。用以確保控制棒可以全部的插入到堆芯內部，以保證堆芯的正常停堆。棒位控制系統（RGL）簡介：棒位控制系統通過對控制棒進行控制實現反應堆的正常啟停、急停、反應性的補償及功率的控制。啟動操作員臺雙擊選擇滿功率氙平衡為初態，出現復位提示后選擇故障菜單插入RGL系統中R棒任意一束彈棒，延遲時間設定30s，觀察參數變化。一回路參數如圖3.12和3.13所示。在事故發生后反應堆閉鎖提棒防止人為操作失誤并產生急停信號。事故開始時由于R棒彈出使吸收中子減少，中子密度增加，反應性由于中子密度的增加而升高（由于系統的時間延遲顯示并不明顯）同時核功率瞬間升高同時核功率隨熱功率增加而上升，核功率和熱功率逐漸達到他們各自的峰值，核功率的升高滯后于熱功率。在功率升高（核功率和熱功率）這個過程中，冷卻劑入口和出口溫度都升高（系統時有間延遲未顯示）令冷卻劑膨脹壓力逐漸升高至一個峰值。伴隨著閉鎖和緊急停堆信號的出現，棒引入巨大負反應性使彈棒時引入的階躍正反應性快速下降，反應性變為負值。核功率由于中子的消失極速下降，熱功率由于停堆迅速降低。熱功率由于有衰變產物存在最后趨近于零。停堆作用令冷卻劑入口溫度出口溫度及平均溫度降低，出口溫度降低劇烈程度和響應速度都超過入口溫度。這是因為冷卻劑被加熱后先流向出口，停堆時熱功率下降出口溫度減小。入口溫度由于回路的延遲溫度降低的響應速度落后于入口。此外，蒸發器給水大部分給到蒸發器熱側因此停堆后下降速率出口溫度大于入口溫度。溫度降低冷卻劑體積減小壓力下降，汽機脫扣電功率降至0。主給水隔離至輔助給水啟動期間，導熱減少壓力與溫度升高，主給水完全隔離輔助給水完全投運后，輔助給水帶出熱量與衰變熱逐漸，主回路壓力與溫度趨于穩定。相同條件下若多跟控制棒彈出引入的反應性變大，核功率和熱功率的峰值也會變高，主回路的壓力異常也會更