反應堆安全分析復習(共6頁)

1、反應堆安全分析復習核安全的總目標：核電廠建立并維持一套有效的防御措施，以保證人員、社會及環(huán)境免收放射性危害。輻射防護目標：輻射照射低于規(guī)定限值并合理可行盡量低。技術安全目標：預防事故的發(fā)生、事故后果小，確保嚴重事故發(fā)生的概率低。定量安全目標（美國核管會）：（1）緊鄰核電廠正常個體人員 反應堆事故立即死亡風險 其他事故所導致總和1/1000（2）核電廠鄰近區(qū)域人口 核電廠運行導致癌癥死亡風險 其他原因導致總和1/1000每運行堆年嚴重堆芯損壞頻率小于10-4 每運行堆年大規(guī)模放射性釋放頻率小于10-5核電廠安全特征：強放射性、高溫高壓水、衰變熱、核電廠放射性廢料的處置核電廠安全對策：在所有情況下

2、，有效控制反應性（緊急停堆、功率控制、補償控制）、確保堆芯冷卻、包容放射性產物核安全文化是存在于單位和個人的種種特征和態(tài)度的總和，它建立一種超出一切之上的觀念，即核電廠安全問題由于它的重要性要保證得到應有的重視?？v深防御措施：多道屏障（燃料元件包殼、一回路壓力邊界、安全殼）和多級防御措施安全設計基本原則：單一故障準則、多樣化原則、獨立性原則、故障安全原則、固有安全性原則、定期實驗、維護、檢修原則單一故障準則：滿足單一故障準則的設備組合，在其任何部件發(fā)生單一隨機故障時，仍能保持所賦予的功能。核安全的四要素：自然的安全性、非能動的安全性、能動的安全性、后備的安全性固有安全性：當反應堆出現異常工況時

3、，不依靠人為操作或外部設備的強制性干預，只是由堆的自然的安全性和非能動的安全性，控制反應性或移出堆芯熱量，使反應堆趨于正常運行和安全停閉。確定論安全評價方法：基本思想是根據縱深防御的原則，以確保核電廠三個基本安全功能為目標，針對一套確定的基準設計工況，采用一套保守的假設和分析方法，已檢驗是否滿足特定的驗收準則。分析基本假定：單一故障假設、操作員事故后短期不干預補充假定：事故同時失去場外電源；反應性最大的一組控制棒租卡在全提出位置；不考慮非安全設備的緩解能力；必要時考慮不利的外部條件。最終驗收準則（大破口失水事故）：包殼最高溫度不超過1204；包殼局部最大氧化量不超過反應前包殼總厚度的17%；包

4、殼氧化產氫量不超過假設所有鋯與水反應產氫總量的1%；事故后排出衰變熱的長期冷卻能力。一級PSA系統(tǒng)分析。對核電廠運行系統(tǒng)和安全系統(tǒng)進行分析，給出每運行年發(fā)生堆芯損壞的概率。二級PSA一級PSA結果加上安全殼的響應。確定放射性物質從安全殼釋放的頻率。三級PSA二級PSA結果加上廠外后果的評價。確定放射性事故造成的廠外后果。PSA基本步驟：確定初因事件； 事件樹和故障樹分析，確定發(fā)生頻率； 確定堆芯內和安全殼內放射性物質的沉積和遷移； 確定向環(huán)境放射物質的釋放量；對公眾及環(huán)境的影響評估。PSA主要任務：識別潛在事故，尋找薄弱環(huán)節(jié)； 計算放射性物質分布，確定對周圍公眾和環(huán)境的影響； 求出潛在核事故的

5、總風險并評估。工況：正常運行和運行瞬變措施：無需停堆，依靠控制系統(tǒng)進行調節(jié)到所要求的狀態(tài)，重新穩(wěn)定運行工況：中等頻率事件，措施：只要保護系統(tǒng)能正常動作，就不會導致事故工況工況：稀有事故，措施：為防止或限制對環(huán)境的輻射危害，需要專設安全設施投入工作工況：極限事故 措施：依靠專設安全設施減少放射性后果 大亞灣運行限值：DNBR1.33；控制棒最大線功率密度590W/cm；冷卻劑升降溫速率56/h；穩(wěn)壓器升降溫112/h。嚴重事故：堆芯嚴重損壞的事故，屬于超設計基準事故。對策要求：在事故管理方面，必須堅持實踐已經證明是行之有效的工程安全實踐，其中主要是縱深防御原則、多道屏障設置、質量保證、專設安全設

6、施和選址要求。堅持行之有效的技術，要防止兩種偏向：既要防止采用未經驗證的技術、裝備、材料，以免帶來潛在風險，也要防止拒絕采用新技術的墨守成規(guī)傾向。事故處置基本任務：預防堆芯損壞；中止已開始的堆芯損壞過程，燃料滯留于主回路系統(tǒng)壓力邊界以內； 壓力邊界完整性不能確保時，盡可能長時間維持安全殼完整性； 安全殼完整性不能確保，盡量減少放射性向廠外的釋放。事故緩解的基本目標是盡可能維持已高度損壞堆芯的冷卻，盡可能長時間維持安全殼的完整性，為廠外應急計劃贏得更多時間，并盡量降低向廠外的放射性釋放，盡量避免土壤和地下水的長期污染。燃料與冷卻劑的相互作用（蒸汽爆炸）：指堆芯溶融物破碎極短時間內與水相互作用產生

7、大量蒸汽并釋放出巨大能量。核電廠事故分類：異常情況、一般事件、重大事件、無明顯廠外風險事故、有廠外風險事故、重大事故、特大事故。三道屏障的完整性燃料棒的完整性：燃料芯塊熔化；沸騰危機；燃料芯塊包殼相互作用。一回路承壓邊界完整性：穩(wěn)壓器15.5MPa（工況）；穩(wěn)壓器未充滿水，一回路任一點壓力不超過17.13MPa（工況）；一回路主泵出口壓力不超過18.84MPa（工況、）。安全殼的完整性：近期不超過設計壓力；遠期限制熱應力。反應性引入事故：向堆內突然引入一個意外的反應性，導致反應堆功率急劇上升的事故 。反應性引入機理：提棒事故、彈棒事故、硼失控稀釋事故后果：啟動時，可能會發(fā)生瞬發(fā)臨界反應堆失控。

8、功率運行時，堆內過熱壓力邊界破壞。保護方式：功率保護、壓力保護、溫度保護一回路流量不正常事故：任一主泵壓頭和一回路壓力損失之間出現不平衡量情況下，引起一回路流量變化。蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故：指蒸汽發(fā)生器中一根或多根傳熱管發(fā)生破裂導致的事故。原因：1. 傳熱管受機械的和熱的應力作用傳熱管斷裂或裂縫 2. 傳熱管管板處沉積物腐蝕傳熱管破口 設施：化容控制系統(tǒng)、反應堆停堆保護系統(tǒng)、高壓安注系統(tǒng)后果：一回路水進入二回路，放射性繞過核電廠安全殼進入大氣或冷凝器。蒸汽管道破裂事故：除了指蒸汽回路的一根管道出現實際的破裂所產生的事故外，還包括蒸汽回路上的一個閥門意外打開所導致的事故。結果：二回路壓力迅速下

9、降，導致蒸汽發(fā)生器快速卸壓； 正反應性的引入，可能導致堆芯功率的不可控增加。保護措施：限制二回路的功率需求以限制一回路的冷卻程度；限制堆芯反應性的引入，以限制冷卻事故的后果。給水管道破裂事故：所有蒸汽發(fā)生器上游的任一給水管道破裂，從而導致給水流量的突下降，然后至少有一個蒸汽發(fā)生器水室的水被排空的現象。結果：1.一回路嚴重失冷，有整體沸騰的危險； 2.由于通過穩(wěn)壓器卸壓，間接造成冷卻劑喪失，可能使堆芯裸露、燃料損壞；3.若破口發(fā)生在安全殼內，會引起安全殼升溫和超壓。冷卻劑喪失事故：反應堆主回路壓力邊界產生破口或發(fā)生破裂，一部分或大部分冷卻劑泄漏的事故。大破口失水事故噴放破口發(fā)生低壓停堆啟動信號安

10、注泵啟動安注箱注水安全殼噴淋泵啟動注水旁路中止再灌水噴放中止安注泵啟動注水淹沒到堆芯下端頭再淹沒安全殼噴淋啟動安注箱排空堆芯驟冷結束長期冷卻換料水箱低水位，向安全殼地坑取水；向長期冷卻再循環(huán)切換后果：沖擊波破壞堆芯結構；堆芯傳熱工況嚴重惡化，從而有可能使堆芯燒毀或熔化；有可能造成安全殼的破壞；鋯水反應。假設壓力容器的汽、水處于飽和態(tài)，如果頂部的管道突然破裂，會出現什么現象？管道破裂后系統(tǒng)快速泄壓，原來處于飽和態(tài)的水變成過熱水，因而內部產生汽泡，急劇蒸發(fā)，這種現象稱作閃蒸。閃蒸后，液體膨脹，液位上升。如果液位淹沒管口，則管道噴放介質由單相蒸汽變成了汽水兩相混合物。AP1000非能動系統(tǒng)：非能動堆芯冷卻系統(tǒng)、非能動安全殼冷卻系統(tǒng)、非