汽轮机转速上升。
发电机负荷急速减少，直到5—7%额定负荷。 汽轮机OPC动作报警。 汽轮机快速降负荷报警。
一回路冷却剂平均温度Tavg上升。
主蒸汽旁路排放阀或蒸汽发生器大气释放阀动作。 调节棒组T4自动快速下插，反应堆核功率快速下降。 3.自动动作
汽轮发电机“OPC”保护动作，汽机调门(GV)，再热调门(RGV)瞬间自动关，稳定汽机转速。 主蒸汽旁路排放系统动作。旁路排放阀酌情打开。
调节棒组T4自动下插，直到反应堆功率降至与汽轮机负荷平衡时为止。 4.立即操作
确认发电机电网输出开关跳闸。
确认发电机出口开关在合闸位置，汽轮发电机组自动降负荷至5—7%额定功率左右。 确认调节棒组T4下插,核功率下降,跟踪汽轮发电机组负荷。
确认主蒸汽旁路排放系统动作正常，主蒸汽压力维持在相应负荷时的压力。 确认蒸 汽发生器水位维持在相应负荷时的水位。
确认稳压器喷淋阀，卸压阀工作正常，主系统压力维持在15.2Mpa。 5.随后操作
通知电网总调，电厂甩负荷，带厂内负荷单独运行。
在主控盘（台）上把所有已动作的设备的操作开关（如有的话手柄打到其相应的状态位置。 确认控制棒控制开关置“手动”。
手动调节反应堆功率，维持Tavg与Tref一致。 手动或自动控制蒸汽发生器液位在程序液位。
视汽机运转情况若（>5%FP）停止不必要的运转设备。 反应堆冷却剂系统泄漏(1) 1.RCS泄漏分类 可识别泄漏是指：
进入闭合系统的泄漏(除去可控泄漏)，如泵密封或阀门填料泄漏，它们被收集并导入地坑和收集箱内，或
进入安全壳大气的这些泄漏，即其来源已查出，并且知道它们或者不会妨碍泄漏探测系统的运行，或者不是压力边界泄漏，或
反应堆冷却剂系统通过蒸汽发生器向二回路系统的泄漏。 不可识别泄漏是指除可识别泄漏和受控泄漏外的所有泄漏。 压力边界泄漏是通过反应堆冷却剂系统的部件本体、管壁或容器壁的不可隔离的破损造成的泄漏(不包括蒸汽发生器传热管泄漏)。
受控泄漏是指反应堆冷却剂泵轴密封的控制泄漏流。 3.RCS泄漏的主要现象
安全壳和（或）辅助厂房放射性可能高 容控箱液位下降 上充流量增加
稳压器液位低偏差可能报警
安全壳压力、温度和湿度可能上升 安全壳地坑水位可能上升
4.RCS泄漏处理
增加上充流量维持稳压器水位
估计泄漏率，根据技术规格书要求进行处理 设法确定泄漏点，进行隔离 主系统泄漏率的计算方法 反应堆冷却剂系统泄漏(5) 5.泄漏率的计算方法
每隔2小时记录下列数据：
容控箱水位；稳压器水位；稳压器卸压箱水位；自动补给累计量。 主冷却剂系统的泄漏率按下式计算：
W1=(ΔWVCT+ΔWPZR+WPmw+Wcor)/2hr
式中Wcor为压力，温度变化修正水量，在稳定工况下为零。 反应堆冷却剂系统泄漏(6)
５.技术规格书对RCS泄漏运行限制 无压力边界的泄漏
不可识别的泄漏≤0.227m3/h
未与反应堆冷却剂系统隔离的任一台蒸汽发生器泄漏 ≤0.227m3/h 反应堆冷却剂系统可识别的泄漏≤2.27m3/h
在反应堆冷却剂系统压力为15.2±0.14MPa下的受控制的泄漏为0.9×2m3/h 适用范围：模式1，2，3，4A和4B 仪表通道失效
通道失效主要是由仪控系统故障而造成的，其实原来核电厂运行是正常的，只是由于通道失效才表现出核电厂运行不正常。如果这类故障不排除，则故障将一直存在着。在有些情况下，核电厂竟能在很短时间内停堆、停机，甚至可以引起专设安全设施动作。 对单通道选择控制和中值卡选择控制分别加以阐述. 稳压器压力通道失效，高指示故障(1) 1.故障现象
稳压器压力高可能报警 稳压器可能喷雾阀打开 切断所有电加热器 主系统实际压力下降 可能出发超温△T停堆
可能触发稳压器低压力停堆 可能触发稳压器低压力安全注射 2.故障处理
将稳压器压力控制器切换到“手动” 手动关闭喷雾阀 手动投入电加热器
维持稳压器压力在正常运行压力 将控制通道切换到正常指示通道 通知仪控维修人员处理
核电站事故运行（1） 1.极限事故
蒸汽系统大管道破裂； 给水系统管道破裂；
反应堆冷却剂泵轴卡住（转子卡住）； 反应堆冷却剂泵轴断裂； 各种棒束控制组件弹出堆外； 蒸汽发生器传热管破裂；
反应堆冷却剂压力边界内假想的不同尺寸管道破裂引起的失水事故； 燃料装卸事故；
乏燃料容器坠落事故。 核电站事故运行（2）
2.三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（event）为导向的。具体讲有三个特点： 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；
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； 一般讲，它不考虑多重故障的可能性。 核电站事故运行（3）
3.三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叫征兆定向的规程，其主要特点为： 根据征兆边处置边诊断； 判明事故原因后 ，进行对症处置；
增加了关键安全功能定向的处置规程，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；
对多重故障有较好的处置效果。 核电站事故运行（4） 4.应急运行规程的构成
西屋公司的应急响应导则，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）； 和功能恢复导则（FRG）。 核电站事故运行（5） 5.最佳恢复导则（ORG）
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。
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： —E导则，是每一基本事故类型的总应急导则和入口导则；
—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； —ECA导则，是应急偶然事件的行动对策。 5.最佳恢复导则（ORG）
最佳恢复导则处置的四个基本事故类型是： 反应堆紧急停堆（非事故）； 反应堆冷却剂丧失； 二次侧冷却剂丧失；
蒸汽发生器传热管破裂。 6.功能恢复导则（FRG）
功能恢复规程是最佳恢复规程的补充，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去恢复这部分安全功能。 六个关键安全功能:
(1) 次临界度 (2) 堆芯冷却 (3)二次侧热阱
(4) 压力边界完整 (5) 安全壳完整 (6) 冷却剂装量 大破口失水事故(LOCA)(1) 1.大破口失水事故验收准则
燃料棒包壳最高温度不超过1204℃；
燃料棒包壳局部锆水反应厚度不得超过包壳厚度的17%；
锆水反应产氢量不得超过除了燃料棒气腔周围外全部锆被氧化后产氢量的1%； 堆芯几何形状变化不致于堆芯失去可冷却的几何形状； 系统能维持堆芯长期冷却以带出衰变热。 2.事故概述 喷放阶段
破口发生后，破口处出现冷却剂欠热喷放，系统压力迅速下降。当压力下降到冷却剂饱和压力后，系统就开始产生大量蒸汽。当破口流量为零，喷放阶段结束，进入再灌水阶段。 在再灌水阶段
堆芯完全裸露，安注水先要充满下腔室后才能上升至活性区底部。一旦安注水进入活性区，再灌水阶段结束，进入再淹没阶段。 在再淹没阶段
压力壳下降段水位是再淹没堆芯的驱动力。进入堆芯的部分水由于燃料棒传热而转变成蒸汽，汽流夹带着相当数量的水滴，为堆芯水位以上部分提供了初始的冷却，其余进入堆芯的安注水使堆芯水位上升。 大破口失水事故(LOCA)(3) 2.事故概述
安全壳高压力信号触动，安全壳喷淋系统动作，喷淋将降低安全壳压力和温度，保证安全壳完整，减少放射性物质向大气释放。喷淋系统的化学添加物还能使放射性碘容易溶解于喷淋液中。 安注水和喷淋水先由换料水箱提供，当换料水箱水位下降到一整定值，系统自动切换到再循环状态。此后，安注系统以地坑为水源，一直运行到堆芯冷却下来为止。 4.保护信号
反应堆停堆由下面信号触发： —稳压器低压力
安注系统由下列任一信号触发： —稳压器低－低压力 —安全壳高－2压力
—安注箱当系统背压小于其充氮压力自动向系统注水 辅助给水系统由下列任一信号触发： —安注信号
—主给水隔离信号
蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)(1) 1.事故特点
是一个中小LOCA事故 二回路被污染
及时准确的人为干预非常重要 2.事故现象
某个蒸汽发生器的N-16剂量高报，
某个蒸汽发生器汽水失配报警、高液位报警。
反应堆冷却剂系统冷却剂漏失导致上充流量增大，稳压器低水位报警，低压力报警。 稳压器压力继续降低，可导致低压停堆并停机，很快导致低低压力安注。 蒸汽发生器排污放射性高报，并自动隔离，冷凝器抽气放射性高报。 3.操作要点
识别并隔离破管蒸汽发生器 冷却主系统以建立过冷度
主系统降压以恢复主系统水装量
终止安注以终止一次侧向二次侧的泄漏 准备冷却主系统至冷停堆工况 4.后续操作
三种蒸汽发生器传热管破裂后的冷却方法:
反流（backfill）方法：控制反应堆冷却剂系统的压力低于有破管的蒸汽发生器的二次侧压力，让有破管的二次冷却剂反流进反应堆冷却剂系统，再用辅助给水泵向有破管的蒸汽发生器供水，这样来进行有破管的蒸汽发生器的冷却。
排污（blowdown）方法：对有破管的蒸汽发生器不断供水，然后通过排污系统排水的方法来冷却有破管的蒸汽发生器。
蒸汽排放（steam dump）方法：即通过有破管的蒸汽发生器排放蒸汽来冷却该蒸汽发生器。