历次核安全事故及其启示教材

DepartmentofFastReactorResearchandDesign快堆研究设计所历次核安全事故及其启示主讲人：XXX安全生产第十二期取证培训暨再培训班2015.5.25-2015.5.29快堆研究设计所DepartmentofFastReactorResearchandDesign国家能源快堆工程研发（实验）中心中核集团快堆核电站工程技术研究中心中国原子能科学研究院快堆工程技术研究中心主要内容一、核安全基本知识回顾二、核安全发展历史三、三哩岛事故及其启示四、切尔诺贝利事故及其启示五、福岛事故及其启示六、总结快堆研究设计所DepartmentofFastReactorResearchandDesign国家能源快堆工程研发（实验）中心中核集团快堆核电站工程技术研究中心中国原子能科学研究院快堆工程技术研究中心核安全基本知识回顾快堆研究设计所DepartmentofFastReactorResearchandDesign国家能源快堆工程研发（实验）中心中核集团快堆核电站工程技术研究中心中国原子能科学研究院快堆工程技术研究中心核电的优点核电潜在的危险性快堆研究设计所DepartmentofFastReactorResearchandDesign国家能源快堆工程研发（实验）中心中核集团快堆核电站工程技术研究中心中国原子能科学研究院快堆工程技术研究中心核电厂的三项基本安全功能•反应性控制(Control)–反应堆功率可控•余热排出(Cool)–燃料有效冷却•放射性包容(Contain)–放射性无泄漏快堆研究设计所DepartmentofFastReactorResearchandDesign国家能源快堆工程研发（实验）中心中核集团快堆核电站工程技术研究中心中国原子能科学研究院快堆工程技术研究中心核电厂总的安全目标：在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人员、社会和环境免受危害。总的核安全目标由辐射防护目标和技术安全目标所支持，这两个目标互相补充、相辅相成，技术措施与管理性和程序性措施一起保证对电离辐射危害的防御。快堆研究设计所DepartmentofFastReactorResearchandDesign国家能源快堆工程研发（实验）中心中核集团快堆核电站工程技术研究中心中国原子能科学研究院快堆工程技术研究中心纵深防御原则核电厂有关安全的基本设计思想和总的指导原则是纵深防御原则。纵深防御原则是指，为了达到核安全目标，核电厂设置安全设施和措施时采用了多层次设防的总的指导原则。快堆研究设计所DepartmentofFastReactorResearchandDesign国家能源快堆工程研发（实验）中心中核集团快堆核电站工程技术研究中心中国原子能科学研究院快堆工程技术研究中心纵深防御原则多层次设防的五个层次：第一层次：高质量的设计、施工及运行，使偏离正常运行状态的情况很少发生。第二层次：设置停堆保护系统和相应的支持系统，防止运行中出现的偏差发展成为事故。第三层次：设置专设安全设施，限制设计基准事故的后果，防止发生堆芯熔化的严重事故。第四层次：当事故的严重程度已超过设计基准时，利用特殊设计设施，进行严重事故管理。第五层次：厂外应急设施和措施。快堆研究设计所DepartmentofFastReactorResearchandDesign国家能源快堆工程研发（实验）中心中核集团快堆核电站工程技术研究中心中国原子能科学研究院快堆工程技术研究中心纵深防御原则应用的另一方面：在核电厂设计中设置一系列实体屏障，轻水堆核电厂普遍采用四道实体屏障，即芯块、燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统压力边界和安全壳系统。快堆研究设计所DepartmentofFastReactorResearchandDesign国家能源快堆工程研发（实验）中心中核集团快堆核电站工程技术研究中心中国原子能科学研究院快堆工程技术研究中心核安全发展历史快堆研究设计所DepartmentofFastReactorResearchandDesign国家能源快堆工程研发（实验）中心中核集团快堆核电站工程技术研究中心中国原子能科学研究院快堆工程技术研究中心核安全的发展历史，可以划分为三个阶段：•核电发展初期•三哩岛事故后•切尔诺贝利事故后快堆研究设计所DepartmentofFastReactorResearchandDesign国家能源快堆工程研发（实验）中心中核集团快堆核电站工程技术研究中心中国原子能科学研究院快堆工程技术研究中心•重视设计的保守性和设备的可靠性，实施纵深防御原则–设计保守性上，将一回路主管道双端断裂大破口失水事故确立为“最大可信设计基准事故”。–设备上设置了专设安全设施，设计上采用了纵深防御原则。–安全分析中采用保守假设和保守模型，规定了各类设计基准事故的验收准则。第1阶段：核电发展初期确定论安全分析基础，目前还在应用存在问题：认为多重故障不可信快堆研究设计所DepartmentofFastReactorResearchandDesign国家能源快堆工程研发（实验）中心中核集团快堆核电站工程技术研究中心中国原子能科学研究院快堆工程技术研究中心•加强人机接口和考虑严重事故的预防和缓解–严重事故是可能发生的，由多重设备故障和人因错误综合作用而造成；–认识到更为实际的故障与事故的重要性；–人因错误更加受到注意。第2阶段：三哩岛事故后快堆研究设计所DepartmentofFastReactorResearchandDesign国家能源快堆工程研发（实验）中心中核集团快堆核电站工程技术研究中心中国原子能科学研究院快堆工程技术研究中心•倡导安全文化–根本原因归结于原苏联主管部门安全管理方面的缺失和人员核安全意识的淡薄；–表现在同类核电厂早已发现的技术缺点并未引起有关方面重视；–引起事故的整个试验过程中，没有任何安全人员进行监督管理。第3阶段：切尔诺贝利事故后快堆研究设计所DepartmentofFastReactorResearchandDesign国家能源快堆工程研发（实验）中心中核集团快堆核电站工程技术研究中心中国原子能科学研究院快堆工程技术研究中心三哩岛事故及其启示快堆研究设计所DepartmentofFastReactorResearchandDesign国家能源快堆工程研发（实验）中心中核集团快堆核电站工程技术研究中心中国原子能科学研究院快堆工程技术研究中心三哩岛核电站概述•三哩岛核电厂位于美国宾州哈里斯堡附近，共有两台巴布科克与威尔科克斯公司(B&w)生产的900MWe压水堆–一号机组于1974年投产–二台机组于1979年1月投产•每个反应堆有两个主环路，每个环路上各有一台直流式蒸汽发生器，反应堆压力由稳压器维持，正常情况下内装23m3水和20m3水蒸汽。稳压器装有两台安全阀和一台电动卸压阀及其隔离阀。二回路水装量很少，对某些瞬态比较敏感。•1979年3月28日，投产仅三个月的2台机组发生了轻水堆核电厂历史上最严重的事故。快堆研究设计所DepartmentofFastReactorResearchandDesign国家能源快堆工程研发（实验）中心中核集团快堆核电站工程技术研究中心中国原子能科学研究院快堆工程技术研究中心三哩岛核电站快堆研究设计所DepartmentofFastReactorResearchandDesign国家能源快堆工程研发（实验）中心中核集团快堆核电站工程技术研究中心中国原子能科学研究院快堆工程技术研究中心事故前电厂的初始状态•1979年3月28日凌晨，TMI-2在97%额定功率下，以自动控制方式运行。•机组初始状态的安全隐患：（1）稳压器的释放阀及安全阀均有持久的微小泄漏(大约是0.3kg/s)。（2）二回路中，有一些堵塞的离子交换树脂。快堆研究设计所DepartmentofFastReactorResearchandDesign国家能源快堆工程研发（实验）中心中核集团快堆核电站工程技术研究中心中国原子能科学研究院快堆工程技术研究中心事故的始发事件－－起因•事故前的操作活动：操纵员准备用压缩空气及去离子水将二回路堵塞的离子交换树脂输送至回收箱，这一操作使水进入了压缩空气系统，然后进到空气管路上的仪表中，引起了紊乱，关闭了冷凝水增压泵的进水阀门，于是冷凝水增压泵及主给水泵停止运行。•始发事件：失去蒸发器的正常给水。•系统响应：汽轮机脱扣，反应堆紧急停堆。快堆研究设计所DepartmentofFastReactorResearchandDesign国家能源快堆工程研发（实验）中心中核集团快堆核电站工程技术研究中心中国原子能科学研究院快堆工程技术研究中心事件分析－－按确定论方法•工况分类：失去蒸发器的正常给水属二回路系统排热减少类事故，是工况II事件，也称为预计运行事件，发生频率大于10-2/（堆•年）。•设计上的预防措施：设计上通过纵深防御的第二层次的措施进行防御，设置停堆保护系统和相应的支持系统，以防止预计运行事件升级为事故工况。•预分析的事故进程－1：给水泵停运，汽轮机停车，系统的某一停堆参数触发反应堆紧急停堆；•预分析的事故进程－2：之后，通过辅助给水投入和蒸发器安全阀，建立起排热机制，使一回路系统得到冷却，余热排出。•预分析的事件后果：反应堆停堆，建立起余热排出途径。这类事件的放射性后果一般都不大，可不必作分析。实际后果：三哩岛事故称为当时历史上最为严重的事故为什么？？快堆研究设计所DepartmentofFastReactorResearchandDesign国家能源快堆工程研发（实验）中心中核集团快堆核电站工程技术研究中心中国原子能科学研究院快堆工程技术研究中心事故过程－－第1阶段：汽轮机停车（0～6min）时间系统响应操纵员动作系统状态0s给水泵停运，汽轮机停车，蒸汽旁路阀打开，辅助给水泵启动，主泵继续运行，反应堆继续运行无反应堆冷却剂系统（RCS）压力上升3sRCS压力达到释放阀（PORV）整定值15.5MPaPORV开启卸压RCS压力继续上升8sRCS压力达停堆整定值16.2MPa触发停堆，控制棒插入堆芯13sRCS压力降至PORV自动关闭压力15.2MPaPORV关闭失效、卡开，冷却剂向稳压器卸压箱排放（60t/h）30s辅助给水泵正常运行，但泵与SG间的2台隔离阀由于维修被错误关闭，给水无法进入SG阀门状态指示灯被遮住，操纵员未及时打开阀门1minSG蒸干，对一回路的冷却中断；仅靠喷出水和蒸汽散热，RCS压力下降，稳压器液位迅速上升2min4sRCS压力降至11MPa自动触发ECCS、含硼水注入稳压器液位继续上升4min38s手动停一台高压安注泵，其他HPIP调为节流状态一回路水继续排放快堆研究设计所DepartmentofFastReactorResearchandDesign国家能源快堆工程研发（实验）中心中核集团快堆核电站工程技术研究中心中国原子能科学研究院快堆工程技术研究中心事故过程－－第2阶段：冷却剂丧失（6～20min）时间系统响应操纵员动作系统状态6min无稳压器汽相消失，反应堆冷却剂疏水罐（RCDT）压力迅速上升8min操纵员发现SG蒸干，检查后发现辅助给水泵阀门关闭，立即打开了阀门10min24s～11min24sHPIP关—开—关—开，但处于节流状态主系统冷却剂流失～11min稳压器水位恢复显示，水位继续下降15minRCDT爆破膜破裂，安全壳压力上升18min通风系统监测系统测得气体放射性急剧增加，一回路压力降至8.3MPa并在继续下降快堆研究设计所DepartmentofFastReactorResearchandDesign国家能源快堆工程研发（实验）中心中核集团快堆核电站工程技术研究中心中国原子能科学研究院快堆工程技术研究中心事故过程－－第3阶段：继续卸压（20min～2h）时间系统响应操纵员动作系统状态20min～1h一回路蒸汽含量越来越高，一回路泵出现了汽蚀和震动1h14min为了保护泵，关闭B环路主泵1h40min为了保护泵，关闭A环路主泵终止了环路的自然循环，2/3的