核反应堆安全分析PPT 第1章

核反应堆安全分析课程简介及安排•课程目的：–掌握核反应堆安全的基本原则；–掌握核电厂安全系统、确定论安全分析法及其分析模型的建立与开发；–了解概率安全评价法、堆内放射性物质的释放及其危害以及压水堆的安全性改进与发展。–熟悉核电厂设计建造和运行中的安全对策，了解近年来核安全和反应堆事故分析中的主要课题与重大进展；为从事核电厂设计、运行、管理及安全分析（评审）工作打下知识基础。课程简介及安排•课程安排–第1章核反应堆安全的基本原则：6课时–第2章核反应堆的安全系统：4课时–第3章核反应堆瞬态分析基础：4课时–第4章确定论安全分析：12课时–第5章核电厂的严重事故：12课时–第6章核反应堆安全分析模型及程序概论：2课时–第7章概率安全评价方法：2课时–第8章放射性物质的释放及其危害分析：2课时–复习、考试：4课时共计：48课时课程学习要求•课堂纪律：–不迟到；–不缺课；–上课注意听讲；–高质量完成作业。•考试要求：–考勤:10%–课堂情况：10%–作业：10%–考试：70%参考书•俞尔俊.核电厂核安全.原子能出版社,2010.12•朱继洲.核电厂安全.中国电力出版社,2010.11•阎昌琪.核反应堆安全传热.哈尔滨工程大学出版社,2010.3•注册核安全工程师岗位培训丛书编委会.核安全专业实务（修订版）.中国环境科学出版社,2009.3第1章核反应堆安全的基本原则•1.0绪论（了解）•1.1核安全目标（掌握）–1.1.1安全的总目标–1.1.2辅助目标•1.2核反应堆的安全设计（掌握）–1.2.1纵深防御原则–1.2.2多道屏障–1.2.3安全设计的基本原则•1.3核反应堆的安全运行与管理（熟悉）•1.4核安全法规及安全监督（熟悉）国际核能发电历程——第一代核电第一代核能发电是利用原子核裂变能发电的初级阶段，从为军事服务走向和平利用，时间大体上在上世纪50年代到60年代中期，以开发早期的原型堆核电厂为主。时间地点功率第一座反应堆1942.12.2美国芝加哥大学压力管式石墨水冷堆NPP1954.6前苏联奥布宁斯克5MW石墨气冷堆NPP1956.10英国卡德霍尔450MW压水堆NPP1957.12美国希平港60MW沸水对NPP1960.7美国雷德斯顿200MW天然铀重水堆NPP1962.加拿大25MW这一时期的工作，为下一步商用核电厂的发展奠定了基础。第二代核电厂基本上仿照了这一代核电厂的模式，只是技术上更加成熟,容量逐步扩大，并逐步引进先进技术。国际核能发电历程——第二代核电第二代核能发电是商用核电厂大发展的时期，从上世纪60年代中期到90年代末，即使目前在兴建的核电厂，还大多属于第二代的核能发电机组。前后形成两次核电厂建设高潮，一次是在美国轻水堆核电厂的经济性得到验证之后，另一次是在1973年世界第一次石油危机后，使得各国将核电作为解决能源问题的有力措施。第二代核电厂的建设形成了几个主要的核电厂类型，他们是压水堆核电厂，沸水堆核电厂，重水堆（CANDU）核电厂，气冷堆核电厂，以及压力管式石墨水冷堆核电厂。建成441座核电厂，最大的单机组功率做到150万千瓦，总的运行业绩达到上万个堆年。期间出现过两次较大的事故，即三里岛核电厂事故和切尔诺贝利核电厂事故。国际核能发电历程——核电发展低潮从上世纪80年代开始，世界核电进入一个缓慢的发展时期，除亚洲国家外，核电建设的规模都比较小。造成这种局面的原因主要有：①1979年世界发生了第二次石油危机，各国经济发展的速度迅速减缓；同时大规模的节能措施和产业结构调整，使得电力需求的增长率大幅度降低，1980年仅增长1.7%，1982年为负增长-2.3%，1983年以前美国共取消了108台核电机组及几十台火电机组的合同。②两次核电厂事故对世界核电的发展产生重大影响，公众接受问题成为核电发展的主要关注点，一些欧洲国家如瑞士、意大利、奥地利、瑞典、德国等相继暂停发展核电；同时严格的审批程序，以及为预防事故所采取的提高安全的措施，使核电厂的建设工期拖长，投资增加，导致核电的经济竞争力下降，特别是投资风险的不确定性，阻碍了核电的进一步发展。国际核能发电历程——第三代核电为了进一步提高核电厂的安全性，严重事故的预防和缓解，就成为新一代核电技术开发的核心。如果计算到1986年切尔诺贝利事故时为止，世界商用核电厂累计约4000堆·年的运行历史，其间发生过两次严重事故，发生概率达到5×10-4/堆·年。这说明，严重事故发生概率虽然低，但并不是不可能发生的；同时亦说明，单纯考虑设计基准事故，不考虑严重事故的预防和缓解，不足以确保工作人员、公众和环境的安全。在这种背景下，一些发达国家的核电设备供应商利用自己的技术储备和经验积累，开始开发符合《电力公司要求文件》要求的，具备严重事故预防和缓解措施的先进轻水堆核电厂。同时在提高核电厂的经济性方面亦采取了一系列措施，主要有提高单堆容量，降低单位造价；加深燃耗，延长换料周期，缩短停堆换料时间，提高核电厂的可利用率；延长核电厂的寿命至60年；以及采用模块化设计，缩短建造周期等。核电发展现状——总览437在役370339总装机容量5退役63建造中以上数据来自核电发展现状——在役核电统计数据以上数据来自核电发展现状——在建核电统计数据以上数据来自核电发展现状——在建核电统计数据以上数据来自核电发展现状——退役核电统计数据以上数据来自核电发展现状——中国核电统计数据以上数据来自核电发展现状——中国核电厂信息以上数据来自核电发展现状——中国核电厂信息以上数据来自核电发展现状——中国核电厂信息以上数据来自以上数据来自中国核电中长期发展规划到2020年，核电运行装机容量争取达到4000万千瓦；核电年发电量达到2600-2800亿千瓦时。在目前在建和运行核电容量1696.8万千瓦的基础上，新投产核电装机容量约2300万千瓦。同时，考虑核电的后续发展，2020年末在建核电容量应保持1800万千瓦左右。福岛事故后，发展规划正在进行修订，目前还没有发布。国家发改委副主任、能源局局长刘铁男2012年1月10日表示，2012年将抓紧出台实施《核电安全规划》和《核电中长期发展调整规划》等各项规划。中国核电发展指导思想的变化轨迹“十一五”之前，是“适度发展”；“十一五”时期变成了“积极发展”、“加快发展”；“十二五”规划的表述改成了“安全高效”；现在则强调“安全第一”。核电厂与常规火电厂的比较——设备及生产过程电厂类型发电介质发电装置热源能量的产生核电厂高温高压蒸汽汽轮发电机核反应堆堆芯裂变释放大量的热能常规电厂高温高压过热蒸汽汽轮发电机燃煤或燃油锅炉化学反应释放的热能核电厂特殊的安全问题序号安全问题产生原因1大于设计的超功率事故新堆或换新料初期，堆芯有较大的过剩反应性2很强的放射性核反应堆释放核能同时，放出瞬发中子和γ射线；裂变产物的积累；堆内构件、压力容器等材料受中子辐照活化3堆芯元件被烧毁停堆后，因缓发中子裂变、裂变产物的β和γ射线衰变堆芯仍有很强的剩余发热，必须要及时冷却4放射性“三废”的产生个别燃料元件破损，使小部分放射性裂变产物进入一回路冷却剂；冷却剂的活化。其处理的复杂性在常规电厂中不存在，必须减排，维护居民和工人安全，确保环境清洁。停堆后，因缓发中子裂变、裂变产物的β和γ射线衰变堆芯仍有很强的剩余发热，必须要及时冷却寿期末：1W热功率所对应的裂变产物（FP）约3.7x1010BqFP中：气体Kr，Xe,I98%保留在UO2芯块中；2%在间隙中一回路容纳约200立方米水，15.5MPa；二回路容纳几百立方米水，在7MPa左右变化。风险定义及核电厂风险•风险(Risk)的定义：事件发生概率P（以频率表示）和事件后果幅值C的乘积𝑅损害单位时间=𝑃事件单位事件×𝐶损害事件•核电厂的风险主要来自事故工况下不可控的放射性核素的释放。•如何减少由于这种释放对工作人员、居民和环境造成的危害，就成为核电厂区别于常规火电厂的特殊的核安全问题。核安全目标核安全总目标辐射防护目标技术安全目标辅助性目标相互关联核安全目标安全的总目标：核电厂里建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、居民及环境免遭放射性危害。辅助目标：（1）辐射防护目标：确保在正常运行时核电厂及从核电厂释放出的放射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平，且低于规定的限值，还确保事故引起的辐射照射得到缓解。要求：正常情况下，有一套完整的辐射防护措施；事故情况下，有一套减轻事故后果的措施，包括厂内和厂外对策。核安全目标安全的总目标：核电厂里建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、居民及环境免遭放射性危害。辅助目标：（2）技术安全目标：有很大把握预防事故发生；对于核电厂设计中考虑的所有事故，甚至对于那些发生概率极小的事故都要确保其放射性后果（如果有的话）是小的；确保那些会带来严重放射性后果的严重事故发生的概率非常低。核安全目标•事故的预防设计人员和运行人员应尽的安全职责。为了防止事故的发生，从设计到运行都要贯彻一系列的安全原则：–合理的设计–可靠的设备–各种完善的规程–运行人员具有良好的安全素质•事故的缓解对可能产生严重后果的事故，设置若干专设安全设施（EngineeredSafetyFeature,ESF）来制止事故的发展，并在必要时缓解其后果。每项专设安全设施都有其特定控制的事故，要求安全设施达到最极端设计参量的事故称为核设施的设计基准事故（DesignBasicAccident，DBA)。核安全目标•对有些更严重的事故，专设安全设施不能有效制止事故的发展，这些事故称为超设计基准事故（BeyondDesignBasicAccident，BDBA)。对于超设计基准事故，采用一些规程性措施来控制事故进程并缓解其后果。这些附加措施应能保证：–停闭反应堆–持续的堆芯冷却–可靠的放射性包容–实施厂内、外应急计划核安全目标•核安全目标的实现：–实现途径：在核电厂的设计中，必须完成完整的核安全分析，以评估核电厂工作人员和公众所接受的辐射剂量及可能的环境后果。–安全分析内容：•所有计划的正常运行模式；•预计运行事件下电厂性能；•设计基准事故；•可能导致严重事故的事件序列。–安全分析的目的：通过分析，确定工程设计抵御假设始发事件和事故的能力，验证安全系统及安全相关物项或系统的有效性及制定应急响应的各项要求。核安全目标定量的概率安全目标–相当于技术安全目标的现有核电厂的指标是：发生堆芯严重损坏事件的概率是低于10－4/（堆·年），发生严重的放射性向环境释放的概率低于10－5/（堆·年）。–近年来，国际上有提出更高安全目标的趋势，如美国电力研究所（EPRI)要求将上述两个目标值分别下降到1×10－5/（堆·年）和1×10－6/（堆·年）。上述目标值目前是指导性目标。两个千分之一：–对紧邻核电厂的正常个体成员来说，由于反应堆事故所导致的立即死亡风险不应该超过美国社会成员所面对的其它事故所导致的立即死亡风险的总和的千分之一。–对核电厂临近区域的人口来说，由于核电厂所导致的癌症死亡风险不超过其它原因所导致癌症死亡风险总和的千分之一。定量的概率安全目标（续）核反应堆的安全设计——基本目的与接受准则•基本目的：必须提供一套有效的安全措施，以保证核安全目标的实现。即把放射性物质加以控制，把它们包容在安全状态。•辐射防护接受准则：–正常运行工况下放射性排放低于预定限值，对环境与公众的影响可以忽略不