核電廠事故分析基本知識

3章核電廠事故分析的根本學(xué)問核電廠事故分析的作用事故分析是爭論核電廠可能發(fā)生事故的種類及發(fā)生頻率，確定事故發(fā)生后系統(tǒng)的響應(yīng)及估量事故的進程，評價各種安全設(shè)施及安全屏障的有效性，爭論各項因素及操縱員干預(yù)對事故進程的影響，估量事故狀況下核電廠的放射性釋放量及計算工作人員與居民所受的輻射劑量。在核電廠設(shè)計過程中，事故分析用于選取停堆保護信號，確定停堆參數(shù)整定值和停堆延遲時間，確定緩解事故的專設(shè)安全設(shè)施的參數(shù)。對于設(shè)計基準(zhǔn)大事的分析是核電廠安全分析報告中必要的一章。分析的目的在于說明該核電廠設(shè)計足以掌握這些大事的后果，使工作人員、公眾和環(huán)境不至于受到不適當(dāng)?shù)姆派湫燥L(fēng)險。通過嚴(yán)峻事故分析，可以找到核電廠的薄弱環(huán)節(jié)，有助于提高核電廠的安全性。嚴(yán)峻事故分析，還可作為制定應(yīng)急打算的依據(jù)。核電廠事故分析的方法事故分析承受確定論及概率論方法，這兩種方法相輔相成。設(shè)計基準(zhǔn)大事的分析，以確定論方法為主；嚴(yán)峻事故的分析，兩種方法并用，側(cè)重于概率論方法。確定論安全分析從系統(tǒng)及部件失效和損壞，或人員失誤的角度，假定事故確定地發(fā)生，依據(jù)分析問題的要求，選用保守或現(xiàn)實模型以及一系列規(guī)章和假設(shè)，分析計算整個核電廠系統(tǒng)的響應(yīng)，直至得到該事故的放射性后果。保守模型又稱評價模型。在分析中承受的初始條件及各項參數(shù)，均須從不利方面加上不確定性。要選用保守的各種關(guān)系式及標(biāo)準(zhǔn)，此外還必需考慮四項根本假設(shè)。保守模型一般用于核電廠安全審批過程，在該模型中考慮了最不利的狀況，得出的是事故后果的極限值，給核電廠留有相當(dāng)大的安全裕度。其缺點是分析所得的事故過程，有時與真實狀況相差較遠(yuǎn)，使工作人員不能了解過程的實際變化?，F(xiàn)實模型又稱最正確估算模型。在分析中承受核電廠的運行參數(shù)或參數(shù)的平均值，盡量選用接近真實狀況的關(guān)系式及標(biāo)準(zhǔn)，不考慮不合實際的保守假設(shè)。因而所得結(jié)果能接近真實狀況。現(xiàn)實模型常常用于核電廠操作規(guī)程的制定和嚴(yán)峻事故分析。作為一種嘗試，目前正在爭論使用現(xiàn)實模型分析，在其結(jié)果上加上適當(dāng)裕度，作為代替保守模型或平行于保守模型的一種方法。在用確定論方法進展事故分析中，所涉及的事故分析程序大致可分成以下六種。(1)系統(tǒng)分析程序可以模擬核電廠的一、二回路系統(tǒng)以及穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器、泵、閥門、燃料元件等設(shè)備。具有能計及各種反響性反響的點堆或一維中子動力學(xué)模型，一般在流體力學(xué)上是一維的，有些程序堆芯是三維的，程序的規(guī)模大，一般有數(shù)萬至20余萬行?？傮w上分析核電廠在失水事故及各種瞬變過程中系統(tǒng)的響應(yīng)，是事故分析中最主要的程序，如 RETRAN，RELAP5，TRAC等。堆芯分析程序或可稱之為子通道分析程序，它以系統(tǒng)程序計算的結(jié)果作為邊界條件，考慮堆芯內(nèi)各處燃料元件產(chǎn)生熱量的不同，及流道之間的質(zhì)量、動量和能量的交換，因而能計算得出具有開式柵格的堆芯的流場和焓場，得出各處燃料元件，特別是熱點的燃料芯塊及包殼的溫度和包殼外表的偏離泡核沸騰比(DNBR)，如COBRA4程序。燃料元件分析程序用于分析在事故工況下面臨破壞的燃料元件性狀，在程序中供給了包括熱輻射在內(nèi)的各種階段的傳熱模型，可以模擬包殼與芯塊間隙的變化，元件的腫脹，裂開以及流道的堵塞。這種程序也以系統(tǒng)程序分析結(jié)果為輸入數(shù)據(jù)，如FRAP—T6，TOODEE2/MOD3等。堆物理分析程序用于作彈棒事故及反響性事故的分析計算。準(zhǔn)確的分析需要用三維中子動力學(xué)程序與三維熱工水力程序耦合進展計算，這種計算消耗計算機機時較多。在進展大量計算時。一般承受經(jīng)三維程序校核的一維程序，如PDK-Ⅱ程序。安全殼熱工水力響應(yīng)分析程序分析核電廠一、二回路裂開，大量質(zhì)量和能量噴放至安全殼內(nèi)時，安全殼內(nèi)的壓力和溫度的變化，這種程序應(yīng)當(dāng)能處理安全殼底層的液相及含有空氣及蒸汽混合的氣相，具有能模擬安全殼構(gòu)造材料的熱構(gòu)造模型。并應(yīng)具有模擬蒸汽在構(gòu)造材料外表的分散，以及噴淋和排放等功能。這種程序以系統(tǒng)程序計算所得的破口噴放流量及焓值為輸人數(shù)據(jù)，如CONTEMPT—LT/028。放射性后果分析程序這類程序描述放射性物質(zhì)在系統(tǒng)內(nèi)的轉(zhuǎn)移、沉積、衰變、向環(huán)境的釋放及在大氣中的彌散，并計算人員患病的放射性劑量。一般由幾種程序構(gòu)成一個程序包．供分析各種事故下的放射性后果之用，這類程序的特點是不確定性很大，粗略模型與精細(xì)模型在計算方法上差異也很大，需按不同的要求選用，典型的有CADITAL，SGTR程序。概率論安全分析把整個系統(tǒng)的失效概率通過構(gòu)造的規(guī)律性推理與它的各個層次的子系統(tǒng)、部件及外界條件等的失效概率聯(lián)系起來，從而找出各種事故發(fā)生的頻率。也稱概率安全分析。概率論方法是以對“大事樹”和“故障樹”的分析為根底的。大事樹分析建立大事樹即進展功能?；?，繼始發(fā)大事之后，把各項與安全相關(guān)的功能按失效與否逐級開放，就能得到一系列后果不同的大事序列。作為一個例子，圖3-1給出了壓水堆核電廠失水事故的大事樹，用以說明大事樹的構(gòu)造和用途。始發(fā)大事是一回路系統(tǒng)的主管道裂開，其發(fā)生頻率為F1，此事故進程中可能涉及的系統(tǒng)或設(shè)備的電源、應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)、放射性裂變產(chǎn)物的去除系統(tǒng)和安全殼等。假定每個系統(tǒng)或設(shè)備有有效與失效兩個狀態(tài)，對大事樹的開放取雙樹杈狀，上、下樹權(quán)分別代表有效及失效(失效概率分別為P2，P3，P4及P516性質(zhì)及各個功能間的依靠關(guān)系，可簡化成為圖3-1外形。有些功能也可再細(xì)分，如對應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)．也可再分為初期的注入階段及后期的再循環(huán)階段兩種功能?？紤]到各項失效概率值很小，在計算事故頻率時可省去(1-P2)、(1-P3)等因子。故障樹分析在此方法中，把系統(tǒng)的失效作為分析的目標(biāo)，由此反推，查找直接導(dǎo)致這一失效的全部因素，直至毋需再深究其發(fā)生的因素為止。把系統(tǒng)失效稱之為“頂大事”，毋需再深究的大事稱之為“底大事”，介于這兩者之間的一切大事稱為“中間大事”。在分析中，這些大事由相應(yīng)的符號表示，并用適當(dāng)?shù)囊?guī)律門把它們連結(jié)成倒置的樹形圖，從而得到描述系統(tǒng)失效的一系列部件失效模式的規(guī)律圖，即故障樹。作為一個例子，圖3-2給出了壓水堆安全殼內(nèi)，將冷卻噴淋流量缺乏作為頂大事的故障樹的頭幾級。該堆設(shè)置了兩個冗余系A(chǔ)及B，其中每一系統(tǒng)都可以單獨供給全部噴淋用水。因此，發(fā)生上述頂大事的前提為兩個系統(tǒng)必需同時失效．這一狀況用規(guī)律符號“與門”(帶圓頂?shù)目?表示，用它將其次級大事與頂大事相連接。在第三級中找到4種大事，每種都足以導(dǎo)致上述其次級大事，因此用“或門”(帶尖頂?shù)目?與其次級大事相連接。用圓圈或菱形框表示的大事不需要進一步追溯緣由，圓圈內(nèi)的大事屬于可以取得失效概率的大事，而菱形框內(nèi)的大事則屬于一般性故障，由于其不太重要或缺乏資料停頓追溯緣由。在長方框內(nèi)的大事則屬于必需向下追溯的大事。此圖沒有畫出第三級以后的故障樹。以故障樹為工具可以進展定性及定量兩方面的分析。在定性分方面，往往可以找出某一關(guān)鍵性的子系統(tǒng)或部件，或找出掌握全局的某一條大事鏈。在這類狀況下，就可以考慮是否有必要添加冗余部件。在定量分析方面，可以通過運算得出系統(tǒng)的失效概率。這種方法的特點是：除了能分析組成系統(tǒng)的各個部件對系統(tǒng)失效概率的影響外，還可以考慮修理、環(huán)境和人為因素的影響，從而不僅可以分析單一部件失效的影響·還可以分析兩個以上部件共因失效的影響。核電廠的概率安全分析通常是在三個級別上進展的。一級概率安全分析確定可導(dǎo)致堆芯損壞的大事序列及這些序列的估算頻率，可對設(shè)計上的弱點及防止堆芯損壞的方法供給重要見解。二級概率安全分析確定核電廠可發(fā)生放射性釋放的途徑，并估量其數(shù)量和頻率，能從放射性釋放的嚴(yán)峻性方面對造成堆芯損壞的各事故序列的相對重要性供給見解，并對改善事故處置的方法供給見解。三級概率安全分析估量公眾安康風(fēng)險和其他社會風(fēng)險，并用諸如公眾安康影響或土壤、空氣、水或食物的污染所表示的有害后果對事故預(yù)防和緩解措施的相對重要性供給見解。自1983年起美國用概率安全分析方法對嚴(yán)峻事故源項進展了重估算，制定了相應(yīng)的對策，并提出了安全目標(biāo)?，F(xiàn)時概率安全分析技術(shù)已比較成熟，成為廣泛應(yīng)用的安全分析工具。概率安全分析是一種系統(tǒng)的、安全的數(shù)量分析方法，可以把安全有關(guān)信息(如大事發(fā)生頻率、事故后果、設(shè)備牢靠性、分析的不確定性等)數(shù)量化，總合進一個連貫的框架，從而可以供給一個核電廠安全的全面圖景，揭露其中的薄弱環(huán)節(jié)，有利于實現(xiàn)總體平衡，優(yōu)化資源配置，提高安全性和經(jīng)濟性。為確保核電廠安全，凡申請核電廠建筑許可證和運行執(zhí)照的申請者，在每次申請時都必需遞交安全分析報告。在此報告內(nèi)要求有一章包含對各種可能消滅的反響堆事故工況進展廣泛地分析。其目的在于說明該設(shè)計足以承受這些事故或減輕事故后果，使公眾安康與安全不受過度的危害。所分析的范圍包括頻繁發(fā)生的而危害較小的次要瞬態(tài)直到極罕見但后果極嚴(yán)峻的事故。此外，通過事故分析，使操縱員對核電廠各種事故現(xiàn)象有較深^的了解，這對操縱員進展事故處理和保證電廠安全也是格外重要的。核電廠工況分類及設(shè)計基準(zhǔn)事故核電廠工況分類也稱為狀態(tài)分類。目前，壓水堆核電廠反響堆可能消滅的各種運行及事故工況總體上可以分為兩大類：一類是設(shè)計基準(zhǔn)大事工況，另一類是超設(shè)計基準(zhǔn)大事工況。有關(guān)超設(shè)計基準(zhǔn)大事工況在第5章34設(shè)計基準(zhǔn)大事范圍內(nèi)的全部運行及事故工況可按其發(fā)生的頻率和潛在的放射性后果進展分類。分類的原則是；發(fā)生頻率高的工況要求其后果稍微，而后果嚴(yán)峻的工況要求其發(fā)生頻率極低。依據(jù)該原則，美國標(biāo)準(zhǔn)學(xué)會把設(shè)計基準(zhǔn)大事范圍內(nèi)的核電廠運行及事故工況分為以下四類。工況I：正常運行和運行瞬態(tài)，包括：核電廠反響堆的正常啟動、停堆和穩(wěn)態(tài)運行。包括核電廠的正常啟動、停堆、正常穩(wěn)態(tài)功率運行、熱停堆、冷停堆、正常換料等工況。這些工況構(gòu)成了核電廠的運行模-作為3-1給出秦山拔電廠的運行模式。帶有允許偏差的運行，如發(fā)生少量燃料元件包殼泄漏t一回路冷卻劑放射性水平略有偏高、蒸汽發(fā)生器管子微小泄漏等，但未超過技術(shù)規(guī)格書所規(guī)定的最大允許值。運行瞬態(tài)．如核電廠的升溫升壓或冷卻卸壓，以及在允許范圍內(nèi)的負(fù)荷變化等。這類工況消滅頻繁，所以要求整個過程中所引起的物理參數(shù)變化不會到達觸發(fā)反響堆保護動作的整定值，無需停堆，僅需依靠掌握系統(tǒng)在反響堆設(shè)計裕量范圍內(nèi)進展調(diào)整，即可把反響堆調(diào)整到所要求的狀態(tài)，重穩(wěn)定運行。這類工況一般用來作為其他事故工況分析的初始工況。工況Ⅱ：中等頻率事故也稱預(yù)期運行瞬態(tài)(AnticipatedOperationalOccurrences，A00s)。這是指在核電廠運行壽期內(nèi)估量會消滅一次或數(shù)次偏離正常運行的全部運行過程，其發(fā)生頻率大于10-2／堆·年。由于核電廠設(shè)計時已實行適當(dāng)?shù)拇胧豢赡芷仁狗错懚淹６?，而不?dǎo)致任何裂變產(chǎn)物屏障破壞，即不超過燃料安全限值。這類工況要求作事故分析，以證明在最壞的狀況下，不會造成燃料元件損壞；也不會導(dǎo)致不行承受的堆功率或一回路、二回路超溫超壓的消滅。此外，還要求這類工況在導(dǎo)致最壞的停堆狀況下仍能返回功率運行中，并不得引起更嚴(yán)峻的事故工況(工況Ⅲ或工況Ⅳ)。這類工況包括有：堆啟動時，掌握棒組件失控抽出；(2)功率運行時，掌握棒組件失控抽出；(3)掌握棒組件落棒；失控硼稀釋；反響堆流量局部喪失；(6)失去正常給水；(7)給水溫度降低；(8)負(fù)荷過分增加；(9)失去廠外電源。工況Ⅲ：稀有事故在核電廠壽期內(nèi)，這類事故一般極少發(fā)生。其發(fā)生頻率約在10-4／堆年到10-2／堆年之間，即對于單個核電廠來說，不大可能發(fā)生，但從整體核電廠運行閱歷積存來說，則有可能消滅。處理這類事故時，為了防止或限制對環(huán)境的輻射危害，需要專設(shè)安全設(shè)施投入工作。這類事故舉例為：(1)燃料組裝錯裝位；(2)掌握棒誤動作；(3)反響堆冷卻劑完全失流；(4)一、二回路管道小裂開。這類事故可能超過燃料安全限制或超過系統(tǒng)的壓力、溫度或功率限制，但要求引起反響堆中受損傷的燃料元件數(shù)不超過規(guī)定的限制，不影響堆芯的幾何外形和可玲卻性，不得進一步損傷反響堆冷卻劑系統(tǒng)和反響堆安全屏障。放射性釋放不得超過廠外劑量限值，不得引起更嚴(yán)峻的事故工況(工況Ⅳ)。工況Ⅳ：極限事故這類事故的發(fā)生頻率小于10-4／堆·年，預(yù)期不會發(fā)生，因而也稱為假想事故。然而這類事故一旦發(fā)生，則可能釋放大量放射性物質(zhì)，后果格外嚴(yán)峻，因而在核電廠設(shè)計中也必需加以考慮。這類事故包括大破口失水事故、彈棒事故等。這些事故用來對核電廠的安全設(shè)施提出要求。它們可能導(dǎo)致燃料元件重大損傷，但要求堆芯幾何外形不受影響，堆芯冷卻可以保持．并不得引起限制其后果的系統(tǒng)喪失功能，反響堆冷卻劑系統(tǒng)和反響堆安全殼廠房不受附加損傷，放射性釋放在許可限度內(nèi)。依據(jù)目前的習(xí)慣：工況Ⅱ、工況Ⅲ和工況Ⅳ大事總稱為設(shè)計基準(zhǔn)事故。為了確保核電廠安全，規(guī)定在安全分析報告中要對主要設(shè)計基準(zhǔn)事故進展具體的分析計算，給出定量的結(jié)果并評定其是否滿足目前的標(biāo)準(zhǔn)和標(biāo)準(zhǔn)。設(shè)計基準(zhǔn)事故的選擇以事故分析、工程推斷、設(shè)計經(jīng)驗及運行閱歷為根底，經(jīng)不斷改進而逐步完善。目前應(yīng)用得比較普遍是美國核治理委員會(NRC)1.708二回路系統(tǒng)排熱增加，包括：·給水系統(tǒng)故障導(dǎo)致給水溫度降低·給水系統(tǒng)故障導(dǎo)致給水流量增加·蒸汽壓力調(diào)整器故障或損壞導(dǎo)致蒸汽流量增加·誤翻開蒸汽發(fā)生器泄壓閥或安全閩·安全殼內(nèi)、外各種蒸汽管道裂開二回路系統(tǒng)排熱削減，包括：·蒸汽壓力調(diào)整器故障或損壞導(dǎo)致蒸汽流量削減·失去外部電負(fù)荷·汽輪機跳閘(截止閥關(guān)閉)·誤關(guān)主蒸汽管線隔離閥·冷凝器真空破壞·同時失去廠內(nèi)及廠外溝通電源·失去正常給水流量·給水管道裂開反響堆冷卻劑系統(tǒng)流量削減，包括：·一個或多個反響堆主泵停頓運行·反響堆主泵泵軸卡死·反響堆主泵泵軸斷裂反響性和功率分布特別，包括：·次臨界或低功率啟動時，掌握棒組件失控抽出，包括換料時誤提出掌握棒或臨時取出掌握棒驅(qū)動機構(gòu)·功率運行時，掌握棒組件失控抽出·由于系統(tǒng)故障或操縱員誤操作所致的掌握棒誤操作，包括局部長度掌握棒謀操作·啟動一條未投入的反響堆冷卻劑環(huán)路或在不適當(dāng)?shù)臏囟认聠右粭l再循環(huán)環(huán)路·化學(xué)與容積掌握系統(tǒng)故障導(dǎo)致冷卻劑硼濃度降低·在不適當(dāng)?shù)奈恢谜`裝或操作一組燃料組件·各種掌握棒彈出事故反響堆冷卻劑裝量增加，包括：·功率運行時誤操作應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)·化學(xué)與容積掌握系統(tǒng)故障(或運行人員誤操作)導(dǎo)致反響堆冷卻劑裝量增加反響堆冷卻劑裝量削減，包括：·穩(wěn)壓器安全閥或釋放闊意外開啟·一回路壓力邊界安全殼外儀表或其他系統(tǒng)管線裂開·蒸汽發(fā)生器傳熱管裂開·反響堆冷卻劑壓力邊界內(nèi)假想的各種管道裂開所導(dǎo)致的失水事故系統(tǒng)或設(shè)備的放射性釋放，包括：·放射性氣體廢物系統(tǒng)泄漏或破損·放射性液體廢物系統(tǒng)泄漏或破損·假想的液體貯箱破損而產(chǎn)生的放射性釋放·設(shè)計基準(zhǔn)燃料操作事故·廢燃料貯罐掉落事故未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)．包括·誤提出掌握棒未能停堆·失去主給水未能停堆·失去溝通電源未能停堆·失去電負(fù)荷束能停堆·冷凝器真空破壞未能停堆·汽輪機跳閘來能停堆·主蒸汽管道隔離閥關(guān)閉未能停堆驗收準(zhǔn)則通用的驗收準(zhǔn)則工況I引起的物理參數(shù)變化不會到達觸發(fā)保護動作的整定值。工況Ⅱ當(dāng)?shù)竭_規(guī)定的限值時，保護系統(tǒng)能夠關(guān)閉反響堆。但是進展了必要的校正動作后，反響堆可重投人運行。工況Ⅱ大事不得誘發(fā)后果嚴(yán)峻的大事(工況Ⅲ及工況Ⅳ事故)。工況Ⅲ引起反響堆中受損傷的燃料元件數(shù)不得大于某一小定值，不影響堆芯的幾何形狀．并認(rèn)為堆芯冷卻是正常的。工況Ⅲ事故不會引起工況Ⅳ事故，不得進一步損傷反響堆冷卻劑系統(tǒng)和反響堆安全殼屏障。放射性釋放不得停頓或限制居民使用廠外四周地區(qū)。工況Ⅳ可以導(dǎo)致燃料元件重大損傷，但堆芯幾何外形不受影響，堆芯冷卻可以保持。工況Ⅳ事故不得引起限制其后果的系統(tǒng)喪失功能。反響堆冷卻劑系統(tǒng)和反響堆安全殼廠房不會受到附加的損傷。放射性釋放在許可限度內(nèi)。具體的驗收準(zhǔn)則對于工況Ⅱ大事：DNBDNBR95／95限值以上。110％設(shè)計值。放射性后果按正常排放允許值掌握。對于工況Ⅲ及工況Ⅳ大事：燃料元件保持可冷卻狀態(tài)，通用的推斷標(biāo)準(zhǔn)為長時間高溫PCT<1204℃(2200oF)，短時間高溫PCT<1482℃(2700oF)。120％設(shè)計值。放射性后果以廠區(qū)邊界(2h)及低人口區(qū)邊界(8h)劑量計算。按美國標(biāo)準(zhǔn)，甲狀腺劑3000mSv，壘身劑量250mSv100％、2510％。按法國標(biāo)準(zhǔn)，工況Ⅳ大事，甲狀腺劑量450mSv150mSv；工況Ⅲ大事，甲狀腺15mSv5mSv。應(yīng)當(dāng)指出，放射性后果分析的不確定性很大，劑量標(biāo)準(zhǔn)應(yīng)與分析方法結(jié)合在一起考慮。事故分析的根本假設(shè)1初始條件及各項參數(shù)事故分析承受的初始條件及各項參數(shù)均取保守值，即取值對后果會產(chǎn)生不利的影響。但到底取正不確定性還是取負(fù)不確定性，常常需要經(jīng)過認(rèn)真考慮，甚至必需經(jīng)過敏感性分析才能確定。為打算如何取保守值，有三個方面是必需慮及的：①所分析的事故的過程特征；②事故分析所針對哪一項驗收準(zhǔn)則；③在事故分析中，承受的是哪一種停堆信號。在以后各章中，將針對各種事故爭論保守值的選取。下面列舉一些需考慮取保守值的工程及通用的不確定性值。運行參數(shù)需考慮不確定性()例如，初始功率+2％，初22℃(4OF)，穩(wěn)壓器壓力±2.1bar(30Psi)，穩(wěn)壓器水位取士±2%，SG二次側(cè)水位取±5計流量，而且如取較小的保守值，會影響到冷卻劑溫度的打算。SG二次側(cè)的壓力往往由熱平衡打算，不必預(yù)先規(guī)定正負(fù)不確定性。(密度)如對于確定壽期的分析，則取士10％不確定性，燃料Doppler反響性系數(shù)取±l5％，掌握棒15％不確定性。停堆信號應(yīng)取安全級信號。停堆設(shè)定值需帶上保守性。停堆信號至掌握棒開頭自由(下凸型)曲線。金屬的構(gòu)造熱容量及傳熱面積，一般取±10％不確定性。穩(wěn)壓器及SG安全閥開啟壓力，也應(yīng)取保守值。四項根本假設(shè)假設(shè)失去廠外電源GDCl7規(guī)定必需考慮此項假設(shè)，應(yīng)進擇有、無或某一時刻失去廠外電源三種狀況中哪一種產(chǎn)生最不利的后果。此項假設(shè)適用于分析Ⅱ，Ⅲ，Ⅳ類工況，規(guī)定此項假設(shè)的理由為此屬于繼發(fā)故障(核電廠事故引起電網(wǎng)紊亂)。假設(shè)最大價值的一維掌握棒卡在全抽出位置(卡棒假設(shè))GDC26規(guī)定必需考慮此項假設(shè)，適用于分析Ⅱ，Ⅲ，Ⅳ類工況。實際上，在確定停堆反響性引人曲線時，就計人這項假設(shè)。僅考慮安全級設(shè)備的緩解事故的作用。對于非安全級設(shè)備僅考慮其對事故的不利的影響。假想事故)狀況較好，但如保守地僅假設(shè)安全級設(shè)備起緩解作用也是可以承受的，而且大局部安全分析報告也是如此假設(shè)的。需假設(shè)極限的單一故障法國實踐中要求用于Ⅱ，Ⅲ，Ⅳ類工況的分析。美國實踐中僅要求用于Ⅲ，Ⅳ類工(假想事故)，如上一項假設(shè)，如在Ⅱ類工況分析中也承受了此項假設(shè)，也是可以承受的。單一故障準(zhǔn)則概述,為此對于完成安全功能的設(shè)備，一律定為安全級設(shè)備，在質(zhì)量予以高的要求，另外一個重要的方面是對于安全級設(shè)備承受多重性設(shè)計，具有“冗余”度。作為設(shè)置冗余度的一種要求(最低要求)是實行N+l準(zhǔn)則，即為完成某一安全功能設(shè)計時設(shè)置N+1個部件，而其中任何N個部件就能到達要求，使系統(tǒng)具有容忍發(fā)生一個隨機故障的力量，這就是滿足單一故障準(zhǔn)則。2040年月時，已開頭用于航空工業(yè)，在2060年月初已成功地運用于核電廠設(shè)計，并成為為法規(guī)確定的一項核電安全的設(shè)計要求。不能認(rèn)為對核電廠實施單一故障準(zhǔn)則是完全科學(xué)合理的，但是此準(zhǔn)則有較好的可行性。現(xiàn)在，概率安全分析的應(yīng)用可以彌補這方面的缺乏。為了滿足單一故障準(zhǔn)則，在核電廠的設(shè)計上就有很多必定的要求，如：設(shè)計必要的泵，需要多一臺；(2)需要保證翻開的閥門，必需并聯(lián)兩臺，需要保證關(guān)閉的閥門必需串聯(lián)兩臺t既要保證開又要保證關(guān)的閥門，必需串并聯(lián)共4臺；保證在長期階段可用的管道，必需并聯(lián)麗條；必要的信號，要求多重性。單一故障準(zhǔn)則的使用范圍核電廠必需滿足單一故障準(zhǔn)則——核電廠系統(tǒng)必需有適當(dāng)?shù)陌踩６?，?dāng)發(fā)生假設(shè)的單一故障時，仍能完成其安全功能。在這項要求中提到的“假設(shè)的單一故障”是指按規(guī)章明確定義的單一故障．在下面“單一故障準(zhǔn)則的使用方法”中，將具體描述。這里所說的“能完成其安全功能”是指對于全部設(shè)計基準(zhǔn)大事都能滿足驗收準(zhǔn)則。安全組合必需滿足單一故障準(zhǔn)則——安全組合必需在發(fā)生單一故障時，仍能完成其安全功能。安全組合是指在特定的假設(shè)始發(fā)大事發(fā)生后，為使該事故后果不超過規(guī)定的限值而要求其完成應(yīng)有的動作的那種設(shè)備組合。如：大破口失水事故必需要有低壓安注系統(tǒng)發(fā)揮功能，低壓安注系統(tǒng)就是一個安注組合，必需滿足單一故障準(zhǔn)則；小破口失水事故必需要有高壓安注系統(tǒng)發(fā)揮功能。高壓安注系統(tǒng)就是一個安全組合，必需滿足單一故障準(zhǔn)則。從安全組合的定義可知這一條分析核電廠的安全冗余度，有時有肯定的便利之處。有關(guān)規(guī)章注明一些安全系統(tǒng)需滿足單一故障準(zhǔn)則。這是為了特別強調(diào)某些安全系統(tǒng)的重要性。例：在核安全法規(guī)HAF0102核動力廠設(shè)計安全規(guī)定中系統(tǒng)，每種系統(tǒng)在假定一個單一故障發(fā)生時必需能執(zhí)行其功能。兩種系統(tǒng)中至少必需有一種系統(tǒng)能單獨使反響堆從運行工況快速地進人次臨界，并得到足夠的停堆深度單一故障準(zhǔn)則的使用方法由單一大事引起的多重故障，仍歸為單一故障。一個應(yīng)急柴油發(fā)電機不能啟動，由它帶動的全部安全級設(shè)備全部失效；一個泵房中放了兩臺泵，假設(shè)泵房水淹，此兩臺泵失效；一塊配電板著火，板上全部線路不通，都只考慮為單一故障。整個核電廠系統(tǒng)(包括流體系統(tǒng)及電氣系統(tǒng))只考慮一個故障。整個事故期間只考慮一個故障，規(guī)定：可在短期階段考慮一個能動故障，或在長期階段考慮一個能動故障或一個非能動故障。(能動故障或非能動故障)。單一故障準(zhǔn)則是，針對安全級部件而言的，對非安全級部件不考慮其對事故的緩解作用，而需考慮其對事故的惡化作用。只有當(dāng)調(diào)用部件時，才有是否失效問題。不能假設(shè)已翻開的閥門自行關(guān)閉，也不能假設(shè)已關(guān)閉的閥門自行翻開，即使對非安全級設(shè)備也是如此。在技術(shù)規(guī)格書(TechnicalSpecification)中確定的定期維護、檢修及試驗的設(shè)備，不認(rèn)為不行用。我們用的是N+1上規(guī)定的時限，就必需停頓核電廠的運行。在聯(lián)邦德國，實行Ⅳ+2多重性，N臺設(shè)備夠用；一臺冗余抗御單一故障；一臺設(shè)備考慮輪番檢修時之缺。這是比較高的要求，安全程度提高了，造價也提高了。在事故期間，如全部安全設(shè)備正常工作而造成最嚴(yán)峻的后果時，就以此為極限工況，不假設(shè)單一故障。事實上，以全部安全設(shè)備有效為極限工況的狀況還比較多，由于安全設(shè)施是為多種不同的事故而設(shè)計的，對于有些事故就會有措施過度的狀況。如對于蒸汽發(fā)生器傳熱管裂開事故．假設(shè)全部專設(shè)安全設(shè)施有效，即全部上充安注、高壓安注及關(guān)心給水系統(tǒng)有效，則會加快蒸汽發(fā)生器滿溢．可能引起更嚴(yán)峻的事故。必需把事故與故障區(qū)分開來，在作事故分析時，分析的工況是初因事故加上單一故障，而不分析事故遺加事故。對于這一點尤其要留意不要把非能動故障中的泄漏(1eakage)處理成裂開(break)，在一回路失水事故長期階段可以假設(shè)某一管道有泄漏，但不能在事故一開頭就假設(shè)一回路管道與二回路管道(蒸汽管道與給水管道)同時發(fā)生破口的工況。在事故分析中。應(yīng)考慮兩個附加的條件，加上這兩個條件并不作為已考慮了單一故障．這兩個條件如下。失去廠外電源如失去廠外電源，會引起主循環(huán)泵失電；主給水停頓；冷凝器失去循環(huán)冷卻水，真空破壞而失效，此外，一些專設(shè)安全設(shè)施必需實行應(yīng)急柴油發(fā)電機電源，因而增加了啟動延遲時間。事故分析時，可考慮失去廠外電源，也可考慮不失去廠外電源，還可能考慮在事故進展到某一時刻而失去廠外電源。規(guī)定這一假設(shè)，是按繼發(fā)故障來考慮的，一個功率巨大的核電廠發(fā)生了事故，停頓了發(fā)電，有可能造成電網(wǎng)混亂，不能正常工作。一組負(fù)反響性價值最太的掌握棒處于全抽出的位置這一假設(shè)使停堆負(fù)反響性削減，降低了停堆深度，對有些事故的后果是不利的。這一假使是作為取保守值的觀點來考慮的。假設(shè)單一故障后，發(fā)生繼發(fā)故障不算作超過單一故障。據(jù)此，作事故分析時，應(yīng)把初因事故與初始條件、附加條件、假設(shè)的單一故障及由上述三種因素造成的繼發(fā)故障合在一起，當(dāng)作分析的條件。必需找出最保守的單一故障及極限工況需假設(shè)一個單一故障，依次發(fā)生在核電廠系統(tǒng)的每一個安全設(shè)備上，逐一作出分析，將結(jié)果進展比較，以得到最保守的單一故障及極限工況。這里說的分析，也可以是定性分析，但必要時應(yīng)給出定量分析。況。如對于一回路失水事故，考慮燃料元件包殼溫度與安全殼的壓力峰值，考慮的單一故障是不同的。前者需考慮全部安全殼噴淋有效，后者必定考慮安全殼噴淋只有一半容量投入運行。單一故障準(zhǔn)則應(yīng)用舉例1：低壓安注系統(tǒng)設(shè)計中為滿足單一故障準(zhǔn)則所作的考慮對于大破口失水事故，一臺低壓安注泵動作即可滿足要求，而冗余地設(shè)置了兩臺。兩臺低壓安注泵需接在不同的電源母線上，分由兩臺柴油發(fā)電機供電。注人階段(短期階段)循環(huán)階段(長期階段)，從安全殼地坑吸水，需考慮管道損壞，設(shè)置了雙管道。單管道上為了保證完成關(guān)閉功能，需應(yīng)用串聯(lián)閥門。再循環(huán)階段開頭時，箍關(guān)閉來自換料水箱的水源通路用串聯(lián)閥門。翻開．各管道上只需用單閥門。正常運行時，需保持換料水箱吸人段閥門處在常開狀態(tài)。2：主給水管道裂開事故分析中。應(yīng)急給水系統(tǒng)為滿足單一故障準(zhǔn)則的考慮(3-3)二回路的秦山第一核電廠的關(guān)心給水系統(tǒng)(應(yīng)急給水)系統(tǒng)，設(shè)計包括有兩臺電動給水泵分別給兩臺蒸汽發(fā)生器供給應(yīng)急給水，一臺柴油機驅(qū)動給水泵向兩臺蒸汽發(fā)生器供給應(yīng)急給向完好蒸汽發(fā)生器供給36t／h流量的應(yīng)急給水，則能到達安全要求。假設(shè)設(shè)計給出上述電48t／h44t／h。設(shè)計考慮：分析設(shè)計基準(zhǔn)事故，應(yīng)假設(shè)廠外溝通電源喪失，電動應(yīng)急給水泵A，B應(yīng)分別接在應(yīng)急柴油機發(fā)電機系列A，B上。破口應(yīng)假設(shè)在靠近蒸汽發(fā)生器的給水管上，如假設(shè)在系列A的管道上，單一故障則應(yīng)假設(shè)B系列的應(yīng)急發(fā)電機或電動應(yīng)急培水泵B應(yīng)急給水，只能由柴油機驅(qū)動泵供給應(yīng)急給水。柴油機至多通過限流閥經(jīng)破口流失44t／h給水，為保證向完好蒸汽發(fā)生器供給36t／h80