核反应堆安全分析考试重点

1/7核反应堆安全分析DBA：设计基准事故LOFA：失流事故：反应堆在运行中因主泵动力电源或机械故障被迫停转，使冷却剂流量下降，冷却剂流量与堆功率失配，导致堆芯燃料包壳温度迅速上升。缓解因素：主泵惰转特性（增大主泵惰转流量仍有可能）；快速停堆功能（改进余地已很小）。LOCA：失水事故或冷却剂丧失事故：反应堆主回路压力边界产生破口或发生破裂，一部分或大部分冷却剂泄漏的事故。PSA：概率安全评价法知识要点：第一章核反应堆安全的基本原则1.目前投入商业运行的有哪些堆型？有无熔盐堆？（1）压水堆（2）重水堆：秦山三期引进加拿大的CANDU6重水堆；（3）沸水堆（4）高温气冷堆：60万千瓦高温气冷堆核电站技术方案正式跨入商用阶段？2.核安全总目标？总目标：在核电厂里建设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）辐射安全目标：确保在正常运行时从核电站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；（2）技术安全目标：有很大把握预防事故的发生，确保核电厂设计中考虑的所有事故放射性后果是小的，确保严重事故发生的概率非常低。3.设计基准事故（DBA）（事故工况）是什么？（4）核动力厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况，并且该事故中燃料的损坏和放射性物质的释放保持在管理限值以内。4.纵深防御原则（1-P40）包括三道设计防御措施：①考虑对事故的预防，为核电站建立一套质量保证和安全标准；②防止运行中出现的偏差发展成为事故，由可靠保护装置和系统完成；③限制事故引起的放射性后果，以保障公众的安全。④对每个核电站制定应急计划。（1）纵深防御的出发点：保证有足够深度防御瑕疵、故障和错误的能力，使之不增加事故危害的风险。（2）纵深防御的应用：纵深防御的五个层次：预防、检测、保护、缓解、应急；多道实体屏障：燃料包壳、冷却剂系统压力边界、安全壳；（3）纵深防御的执行要求：用于所有阶段、所有时间，同时具备所有防御层次；采用可靠的保护装置，安全系统的自动触发，运行人员的行动，提供设备和规程。（4）纵深防御的实施5.安全设计基本原则（1）单一故障准则：满足单一故障准则的设备组合，在其任何部位发生单一故障时仍能保持所赋予的功能。（2）多样性原则：应用于执行同一功能的多重系统或部件，即通过多重系统或部件中引入不同属性来提高系统的可靠性。（多种多样的工作属性，采用不同的工作原理，有用电的有用气的）2/7（3）故障安全原则：核系统或部件发生故障时，电厂应能在毋需任何触发动作的情况下进入安全状态；（4）冗余度原则：核电厂完成安全功能的系统采用多个同样类型的系统连接起来，用以防止在某一个系统失效后余下的系统能够保证其安全功能；（5）独立性原则：系统设计中通过功能隔离或实体隔离，各通道由独立线路供给可靠仪表电源，实现系统设计和布置的独立性；（两个分开你不要靠近我我不要靠近你哈哈）（6）固有安全性原则；（7）定期试验、维护、检修原则；6.专设安全设施是什么？（2）功能：设计原则：（1）作用：为了在事故工况下确定反应堆停闭，排出堆芯余热和保证安全壳的冷却性，避免在任何情况下放射性物资的失控性排放，减少设备损失，保证公众和核电厂工作人员的安全。（2）组成：安全注入系统、安全壳系统、安全壳喷淋系统、安全壳隔离系统、安全壳消氢系统、辅助给水系统、应急电源。7.反应堆三项基本安全功能（1）反应性控制(Control)——反应堆功率可控①核燃料不断消耗②裂变产物不断积累③反应堆功率变化（2）余热排出（Cool）——燃料有效冷却①正常运行情况下堆芯冷却②反应堆停闭情况下堆芯冷却③事故工况下堆芯冷却（3）放射性包容（Contain）——放射性无泄漏①隔离措施---燃料元件包壳、一回路压力边界、安全壳（反应堆厂房）②确保屏障有效性和完整性第二章核反应堆的安全系统8.反应堆固有安全性是什么？压水堆固有安全性：（1）负反应性温度系数（2）多普勒效应（3）控制棒组件依靠重力插入堆芯3/7（4）靠重力、蓄压势和承压构件等非能动安全性（1）固有安全的定义：当反应堆出现异常工况时，不依靠人为操作或外部设备的强制性干预，只是由堆的自然安全性和非能动的安全性，控制反应堆或移出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行和安全停堆。9.反应堆四种安全性要素是什么？在固有安全性里面如何体现？（1）自然的安全性：只取决于内在负反应性系数、多普勒效应、控制棒借助重力落入堆芯等自然科学法则的安全性，事故时能控制反应堆反应性或自动终止裂变，确保堆芯不熔化。（2）非能动的安全性：建立在惯性原理（如泵惰转）、重力法则（如位差）、热传递法则等基础上的非能动设备（无源设备）的安全性，即安全功能的实现毋需依赖外来的动力。（3）能动的安全性：必须依靠能动设备（有源设备），即需由外部条件加以保证的安全性；（4）后备的安全性：指由冗余系统的可靠度或阻止放射性物质逸出的多重屏障提供的安全性保证。固有安全性只是由堆的自然安全性和非能动安全性，控制反应性或移除堆芯热量。10.中子吸收体引入反应堆的方式（1）控制棒：补偿棒，调节棒，安全棒；（2）可燃毒物：补偿剩余反应性，延长堆芯寿期，改善功率分布，钆（Gd），硼（B）；（3）可溶毒物：吸收中子，用硼酸补偿控制。11.应急堆芯冷却系统（安全注入系统）的作用（1）当一回路破裂发生失水事故，安注系统向堆芯注水，保证淹没和冷却堆芯，防止堆芯融化，保持堆芯完整性；（2）当主蒸汽管道破裂，反应堆冷却剂过冷而收缩，致使稳压器液位下降，安注系统向一回路注入高浓度含硼水，重新建立稳压器液位，迅速停堆并防止反应堆过冷而重返临界。（3）当化容系统失效，补偿一回路少量泄漏，维持稳压器液位。安全注射系统，低压蓄压高压什么情况下用？高压：11.9MPa，主系统发生中小破口，小流量注入；蓄压：4.25MPa；低压：0.7MPa，大坡口失水事故，大流量注入。先换料水箱再安全壳地坑。安全壳喷淋系统直接喷淋：喷淋泵把来自换料水箱的含硼水，经安全壳内部喷淋管喷入安全壳；再循环喷淋：把安全壳地坑中的水，经喷淋管喷入安全壳，连续冷却。12.辅助给水系统的作用（2-41）当蒸汽发生器的主给水系统不能工作时，辅助给水系统向蒸汽发生器供水，及时带走反应堆剩余发热，以保护堆芯和防止设备损坏。此外，在反应堆正常启动和停闭过程中，为了在低功率下有效控制给水，也需要该系统向蒸汽发生器供水。第四章确定论安全分析13.核电站运行工况分类（1）ANSI美国国家标准协会对核电厂运行工况分四类：工况I---正常运行和运行瞬变，工况II---中等频率事件或称预期运行事件，工况III---稀有事故，4/7工况IV---极限事故。（2）中国：电厂状态为四类：正常运行：预计运行事件：设计基准事故；严重事故。14.反应性引入事故潜在因素（指向堆内突然引入一个意外的正反应性，导致反应堆功率急剧上升而发生的事故）（1）控制棒失控提升（提棒事故）：控制棒不受控抽出，连续引入反应性。（2）控制棒弹出（弹棒事故）：控制棒被破口造成内外压差弹出，阶跃引入反应性。（3）硼酸的失控稀释：误操作，设备故障，控制系统失灵。后果：启动时，可能会发生瞬发临界→反应堆失控。运行时，堆内过热→压力边界破坏。15.失水事故（很重要）（4-83-90-147）大破口失水事故四个图，内容一定好好看，前三个阶段，物理现象及原因。大破口事故：定义：反应堆冷却剂系统冷管段或热管段出现大孔直至剪切断裂同时失去厂外电源的事故。（1）喷放欠热卸压饱和卸压沸腾工况转变第一包壳峰值温度残留热源和冷却恶化应急堆芯冷却段旁通阶段喷放结束（旁通结束）低压注射系统启动（2）再灌水（3）再淹没（4）长期冷却5/7第五章核电厂的严重事故16.为什么高压比低压熔堆更危险？（5-17）为什么低压熔堆失水多但潜在危险更小呢？低压熔堆以快速卸压的大中破口为先导，高压熔堆以堆芯冷却不足为先导事件。与低压熔堆比，高压堆芯熔化过程有如下特点：（1）相对缓慢(小时量级)，因而有较充裕的干预时间；（2）燃料损伤随堆芯水位缓慢下降逐步发展；（3）裂变产物气溶胶释放因湿环境有“水洗”效果；（4）压力容器下封头失效的压力差使堆芯熔融物分布范围更广，并造成安全壳大气内的直接加热。因而高压熔堆过程具有更大的潜在威胁。17.三厘岛（1979）和切尔诺贝利事故（1986）发生原因（5-59）（课本96页）三厘岛：事故由凝结水流量丧失触发给水总量的丧失而开始的。二回路给水泵故障停运，失去主给水，一回路压力升高，迫使反应堆自动停堆。应急给水泵自动启动，但因之前检修时，误关闭了全部应急给水管道上的阀门，进而失去全部给水。一回路压力继续升高，稳压器泄压阀开启，但卸压后卡在开启位置，造成一回路持续卸压。随后由于操作人员的一系列误判断和误操作，部分堆芯裸露。但由于采用了安全壳，有效隔绝了核电站与周围环境。（核电厂的设计本身就存在缺陷，如主控室的人机接口不完善，相关的仪表指示不能真实反映实际的物理现象等。此外，人员培训不够、相应事故处理不完善、工作方法不当及缺乏足够经验。）切尔诺贝利：（石墨水冷堆）本质上是由过剩反应性引入而造成的严重事故。管理混乱和严重违章是主要原因。其次，反应堆在设计上存在严重缺陷，固有安全性差。机组进行年度停堆检修实验，探讨厂内外全部断电情况下汽轮机中断蒸汽供应时，利用转子惰转来满足该机组本身电力需要的可能。降功率时，操作人员未能及时消除因自动调节棒测量部件所引起的不平衡状态，结果使功率降得太低，期间氙毒积累，提升控制棒数已超过规程。随后反应堆被推入明显不许可的状态。汽轮机隔离，反应堆功率急剧上升，具有正6/7空泡系数的反应堆从而失控。紧急停堆时，控制棒不能到达最底部，切断电源后，反应堆功率暴涨，使燃料碎裂成热颗粒，从而冷却剂急剧蒸发，从而引起蒸汽爆炸。第六章核反应堆安全分析模型及程序概论18.评价模型（EM）程序和最佳估计（BE）程序的区别？（6-4）（特点作用在哪）评价模型程序（EM）：为遵守安全规则，并供安全审批使用，在评价模型中采用“保守”计算模型。最佳估算程序（BE）：为对物理现象作出最准确描述，去掉了不必要假设。该程序适于进行实验设计、分析和评价以及估计评价模型的安全裕度；借助保守的边界性条件也可用于评审过程。第七章概率安全评价法19.风险定义（7-10）风险：生命与财产损失或损伤的可能性。数学语言描述：事件发生造成的后果与事件发生的频率的乘积。20.概率安全评价法和确定论评价法的区别（7-8）（1）概念：①确定论评价法：基本思想是根据纵深防御原则，除了反应堆的设计尽可能安全可外，还设置了多重的专设安全设施，以便一旦发生最大假想事故情况下，依靠专设安全设施能将事故后果减轻到最小程度。在确定安全设施的种类、容量和响应速度时，需要一个参考的假想事故作为设计基础，并将这一事故视为最大可信事故，认所设置的安全设施若能防范这一事故，就必定能防范其他各种事故。②概率安全评价法（简称PSA）：应用概率风险理论对电厂安全性进行评价，认为核电厂事故是个随机事件，引起核电厂事故的潜在因素很多，核电厂的安全性应由全部潜在事故的数学期望值表示.21.PSA三个等级的内容和关联（7-15）一级PSA：核电厂运行系统和安全系统的可靠性分析(基本方法为事件树和故障树技术)；二级PSA：一级PSA结果加上安全壳的响应；三级PSA：二级PSA加上厂外后果(基本方法为放射性物质的扩散迁移)；22.割集与最小割集含义（7-128）割集：是故障树底事件集合的一个子集合，如果该子集的所有这些底事件发生，则顶事件必定发生。割集是导致顶事件发生的底事件的集合。7/7最小割集：是割集集合的一个子集，是底事件数量不能再减少的割集。最小割集就是引起顶事件发生的底事件的最低限度的集合。