EJ 312-1988 压水堆核电厂运行及事故工况分类

EJ312-88

h。贮液罐或气体衰变箱破裂；

1.控制棒提升程序有误，以致超过了规定的安全限值；

j。反应堆加入无法解释的反应性。

5工况W—极限事故

5.1定义工况V是在核电厂规定寿期内预计不会发生的假想事故。这类事故可能会放出大量的放

射性物质，它代表了设计的极限情况，是最严重的工况。在此工况下，释放到周围环境的放射性裂变

产物不应对居民的健康和安全造成过度的危害，以致超过国家规定的剂量标准。单一的工况V事故不

应使对付这类事故所需系统的功能丧失，如堆芯应急冷却系统和安全壳的功能。

5.2工况V的典型事例

a。反应堆冷却剂管道大破口，直到并包括管道的最大可信断裂；

b.安全壳内和套全壳外给水系统管道大破口；

e.安全壳内和安全壳外蒸汽系统管道大破口；

d。单台反应堆冷却剂泵转子卡住或泵轴断裂；

e.控制棒组件各类弹棒事故；

F.燃料装卸事故；

g.燃料或堆内构件因堆芯掉落而移动；

h。蒸汽发生器单根传热管断裂。

附加说明：

本标准由核工业部生产技术司和核电局提出。

本标准由核工业部一院设计部负责起草。

本标准主要起草人；张一民。

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