核反应堆安全分析复习提要

核反应堆安全分析复习提要1、核反应堆安全性特征（即安全考虑的出发点）强放射性衰变热功率可能暴走放射性废物的贮存与处置高温高压水2、核安全总目标、辐射防护目标和技术安全目标核安全的总目标：在核电厂里建立并维持一套有效的防护措施，以确保工作人员、公众及环境免遭过量的放射性危害。辐射防护目标：确保在正常运行时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，并且低于规定的限值，还确保事故时引起的辐射照射程度得到缓解。技术安全目标：有很大把握预防核电厂事故的发生；对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。3、核反应堆安全基本设计思想和主要设计原则基本设计思想：纵深设防，多层屏障纵深设防一般包括下列五个层次：•高质量的设计、施工和运行采用工程实践确认的和保守的设计；选用实践和试验验证过的材料和设备；在设计、选材、制造、运输、建设、安装、调试、运行和维修等各个环节，采取严格的质量管理和监督；加强运行人员的安全素养和培训，保证核电厂具有极高的运行稳定性和可靠性，从而降低偏离正常运行状态的出现概率。•停堆保护及余热排出系统停堆保护及余热排出系统能限制反应堆的功率、温度、压力、水位和流量等参数的变化，使反应堆运行在安全限度所允许的范围内。一旦出现有损于反应堆安全的异常工况，这些系统能完成停堆保护动作，保证余热导出，将反应堆导至并保持在安全停堆状态，从而防止运行中出现的偏差发展成为事故。•专设安全设施压水堆的专设安全设施包括：应急堆芯冷却系统、辅助给水系统、安全壳喷淋系统、应急电源和消氢系统等。反应堆一旦发生事故，这些系统能用来限制事故的后果，把事故后果降低到可以接受的水平。从而防止万一出现的事故发展成为堆芯熔化的严重事故。•事故处置及特殊设施在事故的严重程度已超越设计技术规范的情况下，采用特定的运行对策和特殊设施进行事故处置。以常规或非常规的方式最佳利用各种设备来恢复对电厂的控制，保证堆芯的持续冷却，包容放射性物质，保护包容功能，防止放射性非控释放到环境。•厂外应急计划和措施在人们尽了最大努力提供的保护被突破后，可用厂外应急对策作补救。此时，采取一些保护行动来缓解周围居民及环境的影响，这些保护行动包括居民的掩蔽、撤离和治疗、食品控制等，尽力限制放射性物质对人体和环境的危害。多层屏障：为防止放射性物质的释放，压水堆核电厂普遍采用了多层实体屏障。这些屏障主要包括燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界和安全壳。另外，燃料芯块、反应堆冷却剂、安全壳内空间及厂外防护距离也都可视为缓解放射性危害的屏障。主要设计原则单一故障原则冗余度和多样性原则独立性原则故障安全原则固有安全原则4、冗余度和多样性设计原则及其出发点冗余度：采用多个类似的系统并联起来，以使某个系统失效时不影响电厂的运行。其出发点是：满足高可靠性和单一故障准则的要求。多样性：采用多个独立的和不同的方法实现同一目的。其出发点是：对付共模失效5、核反应堆基本安全功能和主要安全系统核反应堆的基本安全功能：反应性控制、堆芯冷却、放射性包容。与安全有关的系统和设施主要包括：反应堆保护系统、停堆冷却系统和专设安全设施。压水堆核电厂的主要专设安全设施有：1）应急堆芯冷却系统；2）安全壳；3）安全壳喷淋系统；4）辅助给水系统；5）安全壳消氢和净化系统等。6、核反应堆瞬变分析理论基础总体上点堆动力学方程质量、动量和能量守恒方程具体事故反应性事故瞬态特性失流事故流量衰减规律热阱丧失事故升温升压规律破口类事故的系统降压特性7、核反应堆运行工况分类的原则和具体分类分类的原则：发生频率高的工况要求其后果轻微，而后果严重的工况要求其发生频率极低。按照该原则，美国核学会把设计基准事件范围内的核电厂运行及事故工况分为四类，它们是：工况I：正常运行和运行瞬态，包括：（1）核电厂反应堆的正常启动、停堆和稳态运行。包括核电厂的正常启动、停堆、正常稳态功率运行、热停堆、冷停堆、正常换料等工况。这些工况构成了核电厂的运行模式。（2）带有允许偏差的运行，如发生少量燃料元件包壳泄漏，一回路冷却剂放射性水平略有偏高、蒸汽发生器传热管微小泄漏等，但未超过技术规格书所规定的最大允许值。（3）运行瞬态，如核电厂的升温升压或冷却卸压，以及在允许范围内的负荷变化等。工况II：中等频率事故也称预计运行瞬态。指在核电厂运行寿期内预计会出现一次或数次偏离正常运行的运行过程，其发生频率大于10-2/堆年。工况III：稀有事故对单个核电厂来说，不大可能发生，但从整体核电厂运行经验积累来说，则有可能出现的事故。这类事故的发生频率约在10-4/堆年到10-2/堆年之间。工况IV：极限事故预计不会发生，因而也称为假想事故。然而这类事故一旦发生，则可能释放大量放射性物质，后果非常严重，因而在核电厂设计中也必须加以考虑。这类事故的发生频率小于10-4/堆年。8、压水堆核电厂设计基准事故的物理分类从物理现象上来看，压水堆核电厂设计基准事故又可分为8组，具体是：（1）二回路系统排热增加，包括：－给水系统故障导致给水温度降低－给水系统故障导致给水流量增加－蒸汽压力调节器故障或损坏导致蒸汽流量增加－误打开蒸汽发生器泄压阀或安全阀－安全壳内、外各种蒸汽管道破裂（２）二回路系统排热减少，包括：－蒸汽压力调节器故障或损坏导致蒸汽流量减少－失去外部电负荷－汽轮机跳闸（截止关闭）－误关主蒸汽管线隔离阀－冷凝器真空破坏－同时失去厂内及厂外交流电源－失去正常给水流量－给水管破裂（３）反应堆冷却剂系统流量减少，包括：－一个或多个反应堆主泵停止运行－反应堆主泵泵轴卡死－反应堆主泵泵轴断裂（４）反应性和功率分布异常，包括；－次临界或低功率启动时，控制棒组件失控抽出，包括换料时误提出控制棒或暂时取出控制棒驱动机构－功率运行时，控制棒组件失控抽出－由于系统故障或操纵员误操作所致的控制棒误操作，包括部分长度控制棒误操作－启动一条未投入运行的反应堆冷却剂环路或在不适当的温度下启动一条再循环环路－化学与容积控制系统故障导致冷却剂硼浓度降低－在不适当的位置误装或操作一组燃料组件－各种控制棒弹出事故（５）反应堆冷却剂装量增加，包括：－功率运行时误操作应急堆芯冷却系统－化学容积控制系统故障（或运行人员误操作）导致反应堆冷却剂装量增加（６）反应堆冷却剂装量减少，包括：－稳压器安全阀或释放阀意外开启－一回路压力边界安全壳仪表或其他系统管线破裂－蒸汽发生器传热管破裂－反应堆冷却剂压力边界内假想的各种管道破裂所导致的失水事故（７）系统或设备的放射性释放，包括：－放射性气体废物系统泄漏或破损―放射性液体废物系统泄漏或破损－假想的液体贮箱破损而产生的放射性释放－设计基准燃料操作事故－废燃料贮罐掉落事故（８）未能紧急停堆的预期瞬态，包括：－误提出控制棒未能停堆－失去给水未能停堆－失去交流电源未能停堆－失去电负荷未能停堆－冷凝器真空破坏未能停堆－汽轮机跳闸未能停堆－主蒸汽管道隔离阀关闭未能停堆9、单一故障准则及其使用方法单一故障准则：完成某一安全功能的系统或设备，若执行其预定的安全功能，需要N个子系统或部件，设计时至少要设计N+1个子系统或部件，以允许系统或设备具有承受发生一个随机故障而不丧失其安全功能的能力。使用方法：1）单一事件引发的多重故障仍归为单一故障；2）整个核电厂系统只考虑一个故障；3）整个事故期间只考虑一个故障，短期阶段只考虑能动故障，长期阶段可考虑能动故障，也可考虑非能动故障；4）单一故障准则是针对安全级设备而言的，对非安全级设备不考虑其缓解效果，只考虑其不利影响；5）只有在设备调用时才考虑失效问题；6）在技术规格书中明确的定期维护、检修和实验的设备，不认为其是不可用的；7）全部设备正常工作时造成最严重的后果，单一故障准则可以考虑是无故障；8）必须把事故与故障区分开来，事故分析中只考虑初因事件加单一故障，而不考虑事故的迭加；9）失去厂外电和最大价值的一组控制棒卡在堆外是事故分析的附加条件，不能作为单一故障准则考虑；10）某一故障的继发故障仍作为单一故障；11）对不同的验收准则要求，可以假设不同的单一故障；12）事故分析时必须要找出最保守的单一故障，即极限单一故障。10、设计基准事故的通类验收准则工况I定性：不应触发反应堆保护停堆。定量：各种参数变化不超过停堆保护限值。工况II定性：保护系统能够停堆；必要的校正动作后可重新投入运行；不引发更严重的工况；确保燃料包壳完整性；不超过一二回路压力限值；放射性后果不超过正常限值。定量：燃料元件不烧毁，即MDNBR限值；一回路压力110％设计压力；放射性后果10％10CFR100限值。工况III定性：燃料元件受损不大于某一小份额；不影响堆芯几何及可冷却性；不引发更严重的工况；不进一步损坏压力边界；不进一步损坏安全壳屏障；不影响公众使用厂外区域；放射性后果不超过剂量限制。定量：包壳峰值温度1204℃（持续高温，堆芯裸露）、1482℃（瞬时高温，堆芯不裸露）；一回路压力120％设计压力；放射性后果25％10CFR100限值。工况IV定性：燃料元件受损不大于某一份额；不影响堆芯几何及可冷却性；不引发更严重的工况；不进一步损坏压力边界；不导致缓解设施丧失功能；不进一步损坏安全壳屏障；放射性后果不超过剂量限制。定量：包壳峰值温度1204℃（持续高温，堆芯裸露）、1482℃（瞬时高温，堆芯不裸露）；一回路压力120％设计压力；放射性后果100％10CFR100限值。11、失控提棒事故的自动保护设置，快速提棒和慢速提棒的主要差异反应堆保护系统的自动保护设置源量程高核通量反应堆停堆当二个独立的源量程通道中的任一个通道指示出其核通量水平超过预定的整定值时，触发停堆信号。只有当任一中间量程核通量通道指出其通量水平超过某一规定值时，才可以手动闭锁源量程高核通量停堆信号。当二个中间量程通道指示的中子通量水平低于该规定值时，停堆功能自动恢复。中间量程高核通量停堆当二个独立的中间量程通道指示出中子通量水平高于预定的整定值时，触发停堆信号，当四个功率量程的通道中有二个通道指示出中子通量水平在额定功率的10％以上时，中间量程高核通量停堆才可手动闭锁；而当四个通道中的三个通道的中子通量水平的读数在10％以下时，该停堆功能就自动恢复。功率量程高核通量停堆（低定值）当四个功率量程通道中的任意二个通道指示出功率水平高于25％额定功率时，就发生停堆动作。只有当四个通道中任二个通道指示出功率水平在额定的功率水平的10％以上时，才可以手动闭锁；而当四个通道中任意三个通道的功率水平在10％以下时，停堆功能就自动恢复。功率量程高中子通量停堆（高定值）当四个功率量程通道中的任意二个通道指示的功率水平在某一停堆定值以上时就发生停堆动作，这一停堆功能不能闭锁。高中子通量正变化速率停堆当四个功率量程通道中任二个通道的中子通量的正变化速率超过某一停堆定值时就发生停堆动作。该停堆功能不能闭锁。超温ΔT和超功率ΔT稳压器高压、高水位主要差异快速提棒：瞬态过程十分迅速，堆功率增长很快，堆冷却剂平均温度和压力变化相对较小，通常触发高功率保护停堆；慢速提棒：瞬态过程较为缓慢，堆功率增加相对缓慢，而冷却剂平均温度和压力有较大变化，通常触发超温ΔT停堆。12、弹棒事故的起因、过程特征及其危害性起因：控制棒驱动机构密封壳套发生破裂，巨大的压差将控制棒弹出堆芯（0.05秒）。特征：1）快速的阶跃反应性引入，堆功率急剧上升；2）形成堆芯功率分布不均匀，而且因子比较大，形成局部高功率；3）小破口事故，但从失水角度来看不严重，从反应性的角度来看，有一定有利影响；4）总体上形成功率、温度快速短暂的增长。危害：1）局部过热可能造成芯块熔化；2）过热芯块与冷却剂直接接触，热能转化为机械能形成冲击波，损害堆芯结构和可冷却性；3）包壳过热脆化而破裂；