核反應(yīng)堆工程概論第8章

1、核能技術(shù)設(shè)計研究院1第八章：核反應(yīng)堆安全第八章：核反應(yīng)堆安全核反應(yīng)堆工程概論核反應(yīng)堆工程概論2第八章：核反應(yīng)堆安全第八章：核反應(yīng)堆安全一、核反應(yīng)堆安全的基本原則一、核反應(yīng)堆安全的基本原則二、核反應(yīng)堆的安全系統(tǒng)二、核反應(yīng)堆的安全系統(tǒng)三、確定論安全分析三、確定論安全分析四、嚴(yán)重事故四、嚴(yán)重事故五、核反應(yīng)堆安全分析模型及程序五、核反應(yīng)堆安全分析模型及程序六、概率安全評價法六、概率安全評價法七、幾個概念七、幾個概念3一、核反應(yīng)堆安全的基本原則一、核反應(yīng)堆安全的基本原則1、核安全的目標(biāo)、核安全的目標(biāo)2、核反應(yīng)堆的安全原則、核反應(yīng)堆的安全原則3、核反應(yīng)堆的安全運行與管理、核反應(yīng)堆的安全運行與管理4、核安全

2、法規(guī)及安全監(jiān)督、核安全法規(guī)及安全監(jiān)督41、核安全的目標(biāo)、核安全的目標(biāo)安全的總目標(biāo)：安全的總目標(biāo)： 在核電廠里建立并維持一套有效的防護措施，以保證工作人員、在核電廠里建立并維持一套有效的防護措施，以保證工作人員、居民及環(huán)境免遭放射性危害。居民及環(huán)境免遭放射性危害。輔助目標(biāo)：輔助目標(biāo)： 輻射防護目標(biāo)：輻射防護目標(biāo)：確保在正常運行時核電廠及從核電廠釋放的確保在正常運行時核電廠及從核電廠釋放的放射性物質(zhì)引起的輻射照射保持在合理可行盡量低的水平，并且低放射性物質(zhì)引起的輻射照射保持在合理可行盡量低的水平，并且低于規(guī)定的限值，還保證事故引起的輻射照射的程度得到緩解。于規(guī)定的限值，還保證事故引起的輻射照射的程

3、度得到緩解。 技術(shù)安全目標(biāo)：技術(shù)安全目標(biāo)：有很大把握預(yù)防核電廠事故的發(fā)生；對于核有很大把握預(yù)防核電廠事故的發(fā)生；對于核電廠設(shè)計中考慮的所有事故，甚至對于哪些發(fā)生概率極小的事故都電廠設(shè)計中考慮的所有事故，甚至對于哪些發(fā)生概率極小的事故都要確保其放射性后果（如果有的話）是小的；確保哪些會帶來嚴(yán)重要確保其放射性后果（如果有的話）是小的；確保哪些會帶來嚴(yán)重放射性后果的嚴(yán)重事故發(fā)生的概率非常低。放射性后果的嚴(yán)重事故發(fā)生的概率非常低。 核電廠的指標(biāo)：核電廠的指標(biāo)：發(fā)生堆芯嚴(yán)重?fù)p壞事件的概率低于發(fā)生堆芯嚴(yán)重?fù)p壞事件的概率低于1104/（堆（堆.年），發(fā)生嚴(yán)重的放射性向環(huán)境釋放的概率低于年），發(fā)生嚴(yán)重的放射性

4、向環(huán)境釋放的概率低于1105/（堆（堆.年）。年）。52、核反應(yīng)堆的安全原則、核反應(yīng)堆的安全原則 核反應(yīng)堆的最大特點之一是運行時要核反應(yīng)堆的最大特點之一是運行時要產(chǎn)生大量產(chǎn)生大量放射性裂變物質(zhì)放射性裂變物質(zhì)，反應(yīng)堆和一回，反應(yīng)堆和一回路是個巨大的輻射源。核電廠的首要問題路是個巨大的輻射源。核電廠的首要問題是無論在正常工況，或事故工況下，都能是無論在正常工況，或事故工況下，都能把這些放射性物質(zhì)安全地控制起來，確保把這些放射性物質(zhì)安全地控制起來，確保工作人員與公眾的安全工作人員與公眾的安全。 核電站采用的核電站采用的安全性原則安全性原則是：是： 縱深設(shè)防，多重屏障縱深設(shè)防，多重屏障62.1、縱深設(shè)

5、防、縱深設(shè)防 通常是通過通常是通過三級安全防線三級安全防線的考慮來貫徹的考慮來貫徹 第一級安全性考慮第一級安全性考慮：要求在核電站的設(shè)計、建：要求在核電站的設(shè)計、建造和運行中采用多種有效措施，把發(fā)生事故的造和運行中采用多種有效措施，把發(fā)生事故的幾率降到最小程度。幾率降到最小程度。 要求：要求：反應(yīng)堆及動力裝置的設(shè)計必須包括內(nèi)在的安反應(yīng)堆及動力裝置的設(shè)計必須包括內(nèi)在的安全特性；系統(tǒng)對于損傷必須有最大的耐受性；設(shè)備全特性；系統(tǒng)對于損傷必須有最大的耐受性；設(shè)備必須有冗余度和可檢查性及運行前整個工作壽期內(nèi)必須有冗余度和可檢查性及運行前整個工作壽期內(nèi)的可試驗性。的可試驗性。 冗余度：冗余度：平行而獨立地

6、采用兩個或兩個以上的類似平行而獨立地采用兩個或兩個以上的類似部件或系統(tǒng)，一旦一個失敗也不會影響正常運行。部件或系統(tǒng)，一旦一個失敗也不會影響正常運行。72.1、縱深設(shè)防、縱深設(shè)防 內(nèi)容：內(nèi)容： 反應(yīng)堆需要負(fù)的瞬時溫度系數(shù)與空泡份額反應(yīng)堆需要負(fù)的瞬時溫度系數(shù)與空泡份額 運行條件下性能確實穩(wěn)定的材料，才允許作燃運行條件下性能確實穩(wěn)定的材料，才允許作燃料、冷卻劑及與安全有關(guān)的結(jié)構(gòu)物料、冷卻劑及與安全有關(guān)的結(jié)構(gòu)物 儀表控制系統(tǒng)必須滿足要求，有充分的冗余度儀表控制系統(tǒng)必須滿足要求，有充分的冗余度 建造與設(shè)備安裝，按工程實踐的最高標(biāo)準(zhǔn)，必建造與設(shè)備安裝，按工程實踐的最高標(biāo)準(zhǔn)，必須有質(zhì)保須有質(zhì)保 部件的設(shè)計、

7、安裝能夠連續(xù)或定期檢測，允許部件的設(shè)計、安裝能夠連續(xù)或定期檢測，允許對它們進行定期試驗對它們進行定期試驗82.1、縱深設(shè)防、縱深設(shè)防 第二級安全考慮：第二級安全考慮：要求核電站必須設(shè)置可靠的要求核電站必須設(shè)置可靠的安全保護系統(tǒng)。一旦發(fā)生事故，該系統(tǒng)能對人安全保護系統(tǒng)。一旦發(fā)生事故，該系統(tǒng)能對人身與設(shè)備進行安全保護，防止或減少事故的危身與設(shè)備進行安全保護，防止或減少事故的危害。害。 內(nèi)容：內(nèi)容： 反應(yīng)堆有兩套獨立的停堆系統(tǒng)反應(yīng)堆有兩套獨立的停堆系統(tǒng) 必須備有兩套獨立的電源。包括兩路分開的廠必須備有兩套獨立的電源。包括兩路分開的廠外電源、廠內(nèi)事故電源以及能夠快速啟動且有外電源、廠內(nèi)事故電源以及能夠

8、快速啟動且有一定冗余數(shù)量的柴油發(fā)電機組。此外還應(yīng)有為一定冗余數(shù)量的柴油發(fā)電機組。此外還應(yīng)有為儀表供電的蓄電池直流電源儀表供電的蓄電池直流電源92.1、縱深設(shè)防、縱深設(shè)防 第三級安全性考慮：第三級安全性考慮：要求在發(fā)生某些假想要求在發(fā)生某些假想事故而一些保護系統(tǒng)又同時失效時，必須有另事故而一些保護系統(tǒng)又同時失效時，必須有另外的專設(shè)安全設(shè)施投入動作。外的專設(shè)安全設(shè)施投入動作。 例如：例如：應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)（應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)（ECCS），以防止），以防止失水事故下燃料的熔化以及裂變產(chǎn)物的釋放。失水事故下燃料的熔化以及裂變產(chǎn)物的釋放。 根據(jù)三級安全性考慮的縱深設(shè)防原則，可根據(jù)三級安全性考慮的縱深設(shè)防原

9、則，可以制定出一套通用的設(shè)計準(zhǔn)則，并對核電站的以制定出一套通用的設(shè)計準(zhǔn)則，并對核電站的各種部件、系統(tǒng)建立起設(shè)計、制造、試驗、運各種部件、系統(tǒng)建立起設(shè)計、制造、試驗、運行等各種安全規(guī)范。行等各種安全規(guī)范。102.2、多重屏障、多重屏障 為了防止正常運行或事故狀態(tài)下放射性物為了防止正常運行或事故狀態(tài)下放射性物質(zhì)泄漏外逸，所有的反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計都采用質(zhì)泄漏外逸，所有的反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計都采用多多重屏障的概念。重屏障的概念。 第一重屏障：燃料芯塊第一重屏障：燃料芯塊 裂變碎片射程很短（裂變碎片射程很短（103 cm）。除表面外，）。除表面外，絕大部分裂變碎片包容在芯塊之中。氣態(tài)裂變絕大部分裂變碎片包容在芯塊

10、之中。氣態(tài)裂變產(chǎn)物如碘、氪和氙等核素，一部分會因擴散而產(chǎn)物如碘、氪和氙等核素，一部分會因擴散而從燃料芯塊中逸出。從燃料芯塊中逸出。第一重屏障大約能留住第一重屏障大約能留住98以上的放射性裂變產(chǎn)物以上的放射性裂變產(chǎn)物。112.2、多重屏障、多重屏障 第二重屏障：燃料元件包殼管第二重屏障：燃料元件包殼管 用鋯合金制成的燃料元件包殼管，可以防用鋯合金制成的燃料元件包殼管，可以防止氣體裂變產(chǎn)物以及裂變碎片進一步外逸。對止氣體裂變產(chǎn)物以及裂變碎片進一步外逸。對于高溫氣冷堆，燃料呈顆粒狀，每顆粒子都有于高溫氣冷堆，燃料呈顆粒狀，每顆粒子都有熱介碳涂層包殼。熱介碳涂層包殼。 壓水堆正常運行時，數(shù)以壓水堆正常

11、運行時，數(shù)以萬計萬計的燃料棒中的燃料棒中可能會有少數(shù)可能會有少數(shù)幾根幾根棒發(fā)生破裂，致使少量放射棒發(fā)生破裂，致使少量放射性物質(zhì)從第二重屏蔽泄漏。性物質(zhì)從第二重屏蔽泄漏。122.2、多重屏障、多重屏障 第三重屏障：壓力容器與一回路管道組成的壓第三重屏障：壓力容器與一回路管道組成的壓力邊界力邊界 流經(jīng)燃料元件的一次冷卻劑是被限制在壓流經(jīng)燃料元件的一次冷卻劑是被限制在壓力容器與一個或數(shù)個一回路環(huán)路內(nèi)流動的，這力容器與一個或數(shù)個一回路環(huán)路內(nèi)流動的，這個壓力容器與一回路管道，組成了又一道密封個壓力容器與一回路管道，組成了又一道密封屏障，可進一步防止放射性物質(zhì)外逸。后者包屏障，可進一步防止放射性物質(zhì)外逸。

12、后者包括從燃料棒泄漏出來的裂變產(chǎn)物，同時也包括括從燃料棒泄漏出來的裂變產(chǎn)物，同時也包括冷卻劑中產(chǎn)生或進入冷卻劑的活化物質(zhì)。在絕冷卻劑中產(chǎn)生或進入冷卻劑的活化物質(zhì)。在絕大多數(shù)反應(yīng)堆中，大部分放射性物質(zhì)可以通過大多數(shù)反應(yīng)堆中，大部分放射性物質(zhì)可以通過冷卻劑凈化系統(tǒng)除去。冷卻劑凈化系統(tǒng)除去。132.2、多重屏障、多重屏障 第四重屏障：安全殼第四重屏障：安全殼 所有反應(yīng)堆都需安全地包容在安全殼殼體所有反應(yīng)堆都需安全地包容在安全殼殼體之內(nèi)，后者是防止放射性物質(zhì)向外環(huán)境擴散的之內(nèi)，后者是防止放射性物質(zhì)向外環(huán)境擴散的最后一道屏障最后一道屏障。 安全殼大體上一座頂上呈半球形的圓柱形安全殼大體上一座頂上呈半球形

13、的圓柱形密封建筑。直徑約密封建筑。直徑約3040米，總高約米，總高約60米。通米。通常由厚常由厚1米的預(yù)應(yīng)力混凝土結(jié)構(gòu)制成，內(nèi)有厚約米的預(yù)應(yīng)力混凝土結(jié)構(gòu)制成，內(nèi)有厚約38毫米的鋼制襯套。整個一回路即壓力容器、毫米的鋼制襯套。整個一回路即壓力容器、穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器、主泵以及應(yīng)急堆芯冷卻穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器、主泵以及應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)的安全注水箱等全部包容在安全殼之中。系統(tǒng)的安全注水箱等全部包容在安全殼之中。142.3、安全設(shè)計的基本原則、安全設(shè)計的基本原則一般原則：一般原則：采用行之有效的工藝和通用的設(shè)計標(biāo)采用行之有效的工藝和通用的設(shè)計標(biāo)準(zhǔn)，加強設(shè)計管理，在整個設(shè)計階段和任何設(shè)準(zhǔn)，加強設(shè)計管理，在

14、整個設(shè)計階段和任何設(shè)計變更中必須明確安全職責(zé)。計變更中必須明確安全職責(zé)?；驹瓌t：基本原則：n單一故障準(zhǔn)則：單一故障準(zhǔn)則：滿足單一故障準(zhǔn)則的設(shè)備組合，滿足單一故障準(zhǔn)則的設(shè)備組合，在其任何部位發(fā)生單一隨機事故時，仍能保持在其任何部位發(fā)生單一隨機事故時，仍能保持所賦予的功能。所賦予的功能。n多樣性原則：多樣性原則：多樣性應(yīng)用于執(zhí)行同一功能的多多樣性應(yīng)用于執(zhí)行同一功能的多重系統(tǒng)或部件，即通過多重系統(tǒng)或部件中引入重系統(tǒng)或部件，即通過多重系統(tǒng)或部件中引入不同屬性來提高系統(tǒng)的可靠性。不同屬性來提高系統(tǒng)的可靠性。152.3、安全設(shè)計的基本原則、安全設(shè)計的基本原則n獨立性原則：獨立性原則：為了提高系統(tǒng)的可靠性

15、，防止發(fā)生共為了提高系統(tǒng)的可靠性，防止發(fā)生共因故障或共模故障，系統(tǒng)設(shè)計中應(yīng)通過功能隔離或因故障或共模故障，系統(tǒng)設(shè)計中應(yīng)通過功能隔離或?qū)嶓w分隔，實現(xiàn)系統(tǒng)布置和設(shè)計的獨立性。實體分隔，實現(xiàn)系統(tǒng)布置和設(shè)計的獨立性。n故障安全原則：故障安全原則：核電廠安全極為重要的系統(tǒng)和部件核電廠安全極為重要的系統(tǒng)和部件的設(shè)計，應(yīng)盡可能貫徹故障安全的原則。即核系統(tǒng)的設(shè)計，應(yīng)盡可能貫徹故障安全的原則。即核系統(tǒng)或部件發(fā)生故障時，電廠應(yīng)能在毋需任何觸發(fā)動作或部件發(fā)生故障時，電廠應(yīng)能在毋需任何觸發(fā)動作的情況下進入安全狀態(tài)。的情況下進入安全狀態(tài)。n定期試驗、維護、檢查的措施：定期試驗、維護、檢查的措施：n運行人員操作優(yōu)化的設(shè)計

16、：運行人員操作優(yōu)化的設(shè)計： （人因的影響）（人因的影響）n充分采用固有安全性的設(shè)計原則：充分采用固有安全性的設(shè)計原則：163、核反應(yīng)堆的安全運行與管理、核反應(yīng)堆的安全運行與管理n1986年切爾諾貝利核電廠事故的發(fā)生，引發(fā)了核安年切爾諾貝利核電廠事故的發(fā)生，引發(fā)了核安全文化概念的提出和發(fā)展。全文化概念的提出和發(fā)展。n核安全文化核安全文化的定義：的定義： 核安全文化是核安全文化是存在于存在于單位和個人中的種種特性單位和個人中的種種特性和態(tài)度的總和，它建立一種超出一切之上的觀念，和態(tài)度的總和，它建立一種超出一切之上的觀念，即核電廠安全問題由于它的重要性要保證得到應(yīng)有即核電廠安全問題由于它的重要性要保

17、證得到應(yīng)有的重視。的重視。 核安全文化是所有從事與核安全相關(guān)工作的人核安全文化是所有從事與核安全相關(guān)工作的人員參與的結(jié)果，它員參與的結(jié)果，它包括包括電廠員工、電廠管理人員及電廠員工、電廠管理人員及政府決策層。政府決策層。 與核安全相比，核安全文化是一種與核安全相比，核安全文化是一種意識形態(tài)意識形態(tài)。173、核反應(yīng)堆的安全運行與管理、核反應(yīng)堆的安全運行與管理183、核反應(yīng)堆的安全運行與管理、核反應(yīng)堆的安全運行與管理n核安全文化作用于或表現(xiàn)在下面核安全文化作用于或表現(xiàn)在下面兩個領(lǐng)域兩個領(lǐng)域 核電廠領(lǐng)導(dǎo)階層和國家政策方面核電廠領(lǐng)導(dǎo)階層和國家政策方面： 他們必須通過自己的具體行為為每一個工作人員創(chuàng)造他

18、們必須通過自己的具體行為為每一個工作人員創(chuàng)造有益于核安全的工作環(huán)境，培養(yǎng)他們重視核安全的工作態(tài)有益于核安全的工作環(huán)境，培養(yǎng)他們重視核安全的工作態(tài)度和責(zé)任心。領(lǐng)導(dǎo)層對核安全的參與必須是公開的，而且度和責(zé)任心。領(lǐng)導(dǎo)層對核安全的參與必須是公開的，而且有明確的態(tài)度。有明確的態(tài)度。 個體的行為個體的行為： 必須有質(zhì)疑的探索工作態(tài)度、嚴(yán)謹(jǐn)?shù)墓ぷ鞣椒ㄒ约氨乇仨氂匈|(zhì)疑的探索工作態(tài)度、嚴(yán)謹(jǐn)?shù)墓ぷ鞣椒ㄒ约氨匾南嗷ソ涣?。要的相互交流?只有各個層次的人在自己的崗位上盡職盡只有各個層次的人在自己的崗位上盡職盡責(zé)，滿足核安全的要求，核安全文化才會得到責(zé)，滿足核安全的要求，核安全文化才會得到發(fā)展和提高。發(fā)展和提高。 1

19、94、核安全法規(guī)及安全監(jiān)督、核安全法規(guī)及安全監(jiān)督n國家核安全管理部門：國家核安全管理部門： 國家核安全局（現(xiàn)隸屬國家環(huán)?？偩郑┏闪⒂趪液税踩郑ìF(xiàn)隸屬國家環(huán)?？偩郑┏闪⒂?984年年10月，由國務(wù)院授權(quán)，對全國的核設(shè)施月，由國務(wù)院授權(quán)，對全國的核設(shè)施安全實施統(tǒng)一的監(jiān)督，獨立地行使核安全監(jiān)督安全實施統(tǒng)一的監(jiān)督，獨立地行使核安全監(jiān)督權(quán)。權(quán)。n核安全法規(guī)：核安全法規(guī)： 核安全法規(guī)包括由國家頒布的法律和行政法規(guī)，核安全法規(guī)包括由國家頒布的法律和行政法規(guī)，由核安全的要求保證監(jiān)管機構(gòu)頒發(fā)的部門規(guī)章、由核安全的要求保證監(jiān)管機構(gòu)頒發(fā)的部門規(guī)章、國家標(biāo)準(zhǔn)和導(dǎo)則以及由工業(yè)部門制定的行業(yè)標(biāo)國家標(biāo)準(zhǔn)和導(dǎo)則以及由工業(yè)

20、部門制定的行業(yè)標(biāo)準(zhǔn)等。準(zhǔn)等。204、核安全法規(guī)及安全監(jiān)督、核安全法規(guī)及安全監(jiān)督國務(wù)院頒發(fā)的行政法律國務(wù)院頒發(fā)的行政法律：中華人民共和國民用核設(shè)施安全監(jiān)督管理條例中華人民共和國民用核設(shè)施安全監(jiān)督管理條例（HAF0500）中華人民共和國核材料管制條例中華人民共和國核材料管制條例（HAF0600）國家核安全局制定了國家核安全局制定了中華人民共和國民用核設(shè)施安全監(jiān)督管中華人民共和國民用核設(shè)施安全監(jiān)督管理條例的實施細(xì)則理條例的實施細(xì)則以及以下的安全法規(guī)以及以下的安全法規(guī)：核電廠的廠址選擇安全規(guī)定核電廠的廠址選擇安全規(guī)定（HAF0100）核電廠設(shè)計安全規(guī)定核電廠設(shè)計安全規(guī)定（HAF0200）核電廠運行安全

21、規(guī)定核電廠運行安全規(guī)定（HAF0300）核電廠質(zhì)量保證安全規(guī)定核電廠質(zhì)量保證安全規(guī)定（HAF0400）核電廠放射性廢物管理安全規(guī)定核電廠放射性廢物管理安全規(guī)定（HAF0500）輻射防護規(guī)定輻射防護規(guī)定（GB870388） （國家環(huán)保局發(fā)布或批準(zhǔn)）（國家環(huán)保局發(fā)布或批準(zhǔn)）核電站環(huán)境輻射防護規(guī)定核電站環(huán)境輻射防護規(guī)定（GB624986）（國家環(huán)保局發(fā)布或批準(zhǔn)）（國家環(huán)保局發(fā)布或批準(zhǔn)）214、核安全法規(guī)及安全監(jiān)督、核安全法規(guī)及安全監(jiān)督n核安全許可證制度核安全許可證制度 根據(jù)根據(jù)中華人民共和國民用核設(shè)施安全監(jiān)中華人民共和國民用核設(shè)施安全監(jiān)督管理條例督管理條例規(guī)定，我國已實行核設(shè)施安全許規(guī)定，我國已實行

22、核設(shè)施安全許可證制度。由國家核安全局負(fù)責(zé)制定和批準(zhǔn)頒可證制度。由國家核安全局負(fù)責(zé)制定和批準(zhǔn)頒發(fā)核設(shè)施安全許可證。發(fā)核設(shè)施安全許可證。 核電廠的許可證按五個主要階段申請和頒發(fā)核電廠的許可證按五個主要階段申請和頒發(fā)： 核電廠的選址定點核電廠的選址定點 核電廠的建造核電廠的建造 核電廠的調(diào)試核電廠的調(diào)試 核電廠的運行核電廠的運行 核電廠的退役核電廠的退役22二、核反應(yīng)堆的安全系統(tǒng)二、核反應(yīng)堆的安全系統(tǒng)1、反應(yīng)堆的安全性、反應(yīng)堆的安全性2、反應(yīng)堆的安全功能、反應(yīng)堆的安全功能3、專設(shè)安全設(shè)施、專設(shè)安全設(shè)施231、反應(yīng)堆的安全性、反應(yīng)堆的安全性n國際核能界認(rèn)為現(xiàn)有核電廠系統(tǒng)過于復(fù)雜，必國際核能界認(rèn)為現(xiàn)有核

23、電廠系統(tǒng)過于復(fù)雜，必須著力解決設(shè)計思想上的薄弱環(huán)節(jié)，提出應(yīng)以須著力解決設(shè)計思想上的薄弱環(huán)節(jié)，提出應(yīng)以固有安全概念貫串于核電廠設(shè)計安全固有安全概念貫串于核電廠設(shè)計安全的新論點。的新論點。 固有安全性定義：固有安全性定義：當(dāng)反應(yīng)堆出現(xiàn)異常工況時，當(dāng)反應(yīng)堆出現(xiàn)異常工況時，不依靠人為操作或外部設(shè)備的強制性干預(yù)，只不依靠人為操作或外部設(shè)備的強制性干預(yù)，只是由堆的自然安全性和非能動的安全性，控制是由堆的自然安全性和非能動的安全性，控制反應(yīng)堆或移出堆芯熱量，使反應(yīng)堆趨于正常運反應(yīng)堆或移出堆芯熱量，使反應(yīng)堆趨于正常運行和安全停堆。行和安全停堆。 固有安全性包括四種安全性要素：固有安全性包括四種安全性要素： 自

24、然的安全性；非能動的安全性；能動的安全性；后自然的安全性；非能動的安全性；能動的安全性；后備的安全性備的安全性241、反應(yīng)堆的安全性、反應(yīng)堆的安全性 固有安全性包括四種安全性要素：固有安全性包括四種安全性要素： 自然的安全性：自然的安全性：只取決于內(nèi)在負(fù)反應(yīng)性系數(shù)、多普勒效應(yīng)、只取決于內(nèi)在負(fù)反應(yīng)性系數(shù)、多普勒效應(yīng)、控制棒籍助重力落入堆芯等自然科學(xué)法則的安全性，事故時控制棒籍助重力落入堆芯等自然科學(xué)法則的安全性，事故時能控制反應(yīng)堆反應(yīng)性或自動終止裂變，確保堆芯不熔化。能控制反應(yīng)堆反應(yīng)性或自動終止裂變，確保堆芯不熔化。 非能動的安全性：非能動的安全性：建立在慣性原理（如泵惰轉(zhuǎn)）、重力法建立在慣性原

25、理（如泵惰轉(zhuǎn)）、重力法則（如位差）、熱傳遞法則等基礎(chǔ)上的非能動設(shè)備（無源設(shè)則（如位差）、熱傳遞法則等基礎(chǔ)上的非能動設(shè)備（無源設(shè)備）的安全性，即安全功能的實現(xiàn)毋需依賴外來的動力。備）的安全性，即安全功能的實現(xiàn)毋需依賴外來的動力。 能動的安全性：能動的安全性：必須依靠能動設(shè)備（有源設(shè)備），即需由必須依靠能動設(shè)備（有源設(shè)備），即需由外部條件加以保證的安全性。外部條件加以保證的安全性。 后備的安全性：后備的安全性：指由冗余系統(tǒng)的可靠度或阻止放射性物質(zhì)指由冗余系統(tǒng)的可靠度或阻止放射性物質(zhì)逸出的多重屏障提供的安全性保證。逸出的多重屏障提供的安全性保證。252、反應(yīng)堆的安全功能、反應(yīng)堆的安全功能n為確保反應(yīng)

26、堆的安全，反應(yīng)堆所有的安全為確保反應(yīng)堆的安全，反應(yīng)堆所有的安全設(shè)施應(yīng)發(fā)揮以下特定的安全功能：設(shè)施應(yīng)發(fā)揮以下特定的安全功能： 有效地控制反應(yīng)性有效地控制反應(yīng)性 確保堆芯冷卻確保堆芯冷卻 包容放射性產(chǎn)物包容放射性產(chǎn)物n反應(yīng)性控制反應(yīng)性控制 緊急停堆控制緊急停堆控制 功率控制功率控制 補償控制補償控制262、反應(yīng)堆的安全功能、反應(yīng)堆的安全功能n確保堆芯冷卻確保堆芯冷卻 正常運行工況正常運行工況 反應(yīng)堆停閉工況反應(yīng)堆停閉工況 反應(yīng)堆事故工況反應(yīng)堆事故工況n包容放射性產(chǎn)物包容放射性產(chǎn)物 正常運行時正常運行時 事故工況下事故工況下273、專設(shè)安全設(shè)施、專設(shè)安全設(shè)施n目的目的是防止一回路失水事故或蒸汽管道破

27、口等是防止一回路失水事故或蒸汽管道破口等事故時，堆芯發(fā)生熔化以及放射性物質(zhì)向環(huán)境事故時，堆芯發(fā)生熔化以及放射性物質(zhì)向環(huán)境外逸擴散。外逸擴散。n主要主要包括包括： 安全注射系統(tǒng)或稱應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)安全注射系統(tǒng)或稱應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng) 安全殼噴淋系統(tǒng)安全殼噴淋系統(tǒng) 安全殼隔離系統(tǒng)安全殼隔離系統(tǒng) 其他系統(tǒng)：安全殼消氫系統(tǒng)其他系統(tǒng)：安全殼消氫系統(tǒng) 安全殼空氣凈化系統(tǒng)安全殼空氣凈化系統(tǒng) 等等等等28三、確定論安全分析三、確定論安全分析1、核反應(yīng)堆運行工況與事故分類、核反應(yīng)堆運行工況與事故分類2、反應(yīng)性引入事故、反應(yīng)性引入事故3、失流事故、失流事故4、熱阱喪失事故、熱阱喪失事故5、蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故、蒸

28、汽發(fā)生器傳熱管破裂事故6、蒸汽管道破裂事故、蒸汽管道破裂事故7、給水管道破裂事故、給水管道破裂事故8、冷卻劑喪失事故、冷卻劑喪失事故9、未能緊急停堆的預(yù)計瞬變、未能緊急停堆的預(yù)計瞬變291、核反應(yīng)堆運行工況與事故分類、核反應(yīng)堆運行工況與事故分類n正常運行和運行瞬變正常運行和運行瞬變 這類工況出現(xiàn)較頻繁，所以要求整個過程中無需停堆，只要依這類工況出現(xiàn)較頻繁，所以要求整個過程中無需停堆，只要依靠控制系統(tǒng)在反應(yīng)堆設(shè)計裕量范圍內(nèi)進行調(diào)節(jié)，即可把反應(yīng)堆調(diào)節(jié)靠控制系統(tǒng)在反應(yīng)堆設(shè)計裕量范圍內(nèi)進行調(diào)節(jié)，即可把反應(yīng)堆調(diào)節(jié)到所要求的狀態(tài)，重新穩(wěn)定運行。到所要求的狀態(tài)，重新穩(wěn)定運行。n中等頻率事件，或稱預(yù)期運行事件

29、中等頻率事件，或稱預(yù)期運行事件 出現(xiàn)幾率相對較大，但后果并不嚴(yán)重。采取停堆、禁止提棒、出現(xiàn)幾率相對較大，但后果并不嚴(yán)重。采取停堆、禁止提棒、排放蒸汽等措施，可防止事故的進一步擴大，不會損壞堆芯和一回排放蒸汽等措施，可防止事故的進一步擴大，不會損壞堆芯和一回路。路。n稀有事故稀有事故 工作壽期內(nèi)不一定發(fā)生，但仍有可能發(fā)生。少量元件可能損壞，工作壽期內(nèi)不一定發(fā)生，但仍有可能發(fā)生。少量元件可能損壞，但不會嚴(yán)重?fù)p壞堆芯，一回路的完整性不會受到損壞，放射性物質(zhì)但不會嚴(yán)重?fù)p壞堆芯，一回路的完整性不會受到損壞，放射性物質(zhì)可能會有微量擴散，但不影響廠區(qū)外的環(huán)境。可能會有微量擴散，但不影響廠區(qū)外的環(huán)境。n極限事

30、故極限事故 一般不會發(fā)生，但一旦發(fā)生后果嚴(yán)重，導(dǎo)致放射性物質(zhì)擴散，一般不會發(fā)生，但一旦發(fā)生后果嚴(yán)重，導(dǎo)致放射性物質(zhì)擴散，對公眾造成嚴(yán)重的危害。對公眾造成嚴(yán)重的危害。301、核反應(yīng)堆運行工況與事故分類、核反應(yīng)堆運行工況與事故分類31四、嚴(yán)重事故四、嚴(yán)重事故n核電廠嚴(yán)重事故是指核反應(yīng)堆堆芯大面積燃料核電廠嚴(yán)重事故是指核反應(yīng)堆堆芯大面積燃料包殼失效，威脅或破壞核電廠壓力容器或安全包殼失效，威脅或破壞核電廠壓力容器或安全殼的完整性，并引發(fā)放射性物質(zhì)泄漏的一系列殼的完整性，并引發(fā)放射性物質(zhì)泄漏的一系列過程。過程。n核反應(yīng)堆嚴(yán)重事故可以核反應(yīng)堆嚴(yán)重事故可以分為兩大類分為兩大類： 堆芯熔化事故（堆芯熔化事故

31、（CMAs）：）：由于堆芯冷卻不充分，由于堆芯冷卻不充分，引起堆芯裸露、升溫和熔化的過程，其發(fā)展較引起堆芯裸露、升溫和熔化的過程，其發(fā)展較為緩慢，時間尺寸為小時量級。為緩慢，時間尺寸為小時量級。 堆芯解體事故（堆芯解體事故（CDAs）：）：由于快速引入巨大的由于快速引入巨大的反應(yīng)性，引起功率陡增和燃料碎裂的過程，其反應(yīng)性，引起功率陡增和燃料碎裂的過程，其發(fā)展非常迅速，時間尺寸為秒量級。發(fā)展非常迅速，時間尺寸為秒量級。32四、嚴(yán)重事故四、嚴(yán)重事故n美國三哩島事故和前蘇聯(lián)切爾諾貝利核電美國三哩島事故和前蘇聯(lián)切爾諾貝利核電廠事故分別是這兩類事故到目前為止僅有廠事故分別是這兩類事故到目前為止僅有的實例

32、。的實例。n由于其固有的反應(yīng)性負(fù)溫度反饋特性和專由于其固有的反應(yīng)性負(fù)溫度反饋特性和專設(shè)安全設(shè)施，堆芯解體事故發(fā)生在輕水反設(shè)安全設(shè)施，堆芯解體事故發(fā)生在輕水反應(yīng)堆中的可能性極小。應(yīng)堆中的可能性極小。n美國三哩島事故和前蘇聯(lián)切爾諾貝利核電美國三哩島事故和前蘇聯(lián)切爾諾貝利核電廠事故廠事故33五、核反應(yīng)堆安全分析模型及程序五、核反應(yīng)堆安全分析模型及程序n核電廠系統(tǒng)安全分析首先是分析整個一回核電廠系統(tǒng)安全分析首先是分析整個一回路總的熱工水力學(xué)特性，其次要分析可能路總的熱工水力學(xué)特性，其次要分析可能影響一回路正常運行的二回路及其它一些影響一回路正常運行的二回路及其它一些輔助回路的熱工水力學(xué)特性。輔助回路的

33、熱工水力學(xué)特性。n系統(tǒng)安全分析就是通過建立流體力學(xué)模型、系統(tǒng)安全分析就是通過建立流體力學(xué)模型、傳熱模型和系統(tǒng)部件模型，編制成計算機傳熱模型和系統(tǒng)部件模型，編制成計算機程序，預(yù)計反應(yīng)堆在瞬態(tài)過程和事故工況程序，預(yù)計反應(yīng)堆在瞬態(tài)過程和事故工況下的行為。下的行為。34五、核反應(yīng)堆安全分析模型及程序五、核反應(yīng)堆安全分析模型及程序n兩相流動場方程兩相流動場方程n兩相流模型的分類兩相流模型的分類： 兩流體模型兩流體模型 均勻流模型均勻流模型 帶滑移的均勻流模型帶滑移的均勻流模型 漂移流模型漂移流模型 考慮不凝氣體的流體模型考慮不凝氣體的流體模型35五、核反應(yīng)堆安全分析模型及程序五、核反應(yīng)堆安全分析模型及程

34、序n目前，已開發(fā)出許多大型綜合性的目前，已開發(fā)出許多大型綜合性的系統(tǒng)分析程序系統(tǒng)分析程序，如，如RELAP5，RETRAN，TRAC，CATHARE（法國）和（法國）和ATHLET（德國）就是其中著名的幾個。這些程序經(jīng)過（德國）就是其中著名的幾個。這些程序經(jīng)過多年的研制，版本多次更新，模型日趨完善。多年的研制，版本多次更新，模型日趨完善。n用這些程序能夠預(yù)測下列各類事故和瞬變工況下核電廠的特性：用這些程序能夠預(yù)測下列各類事故和瞬變工況下核電廠的特性： 反應(yīng)性引入瞬變反應(yīng)性引入瞬變 反應(yīng)堆冷卻劑管道大破口引起的冷卻劑喪失事故反應(yīng)堆冷卻劑管道大破口引起的冷卻劑喪失事故 反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界內(nèi)各種假

35、想的管道小破口引起的冷卻劑喪失反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界內(nèi)各種假想的管道小破口引起的冷卻劑喪失事故事故 蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂引起的瞬變蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂引起的瞬變 給水管破裂、主蒸汽管破裂引起的瞬變給水管破裂、主蒸汽管破裂引起的瞬變 主冷卻劑循環(huán)泵故障如泵軸斷裂、卡泵等引起的瞬變主冷卻劑循環(huán)泵故障如泵軸斷裂、卡泵等引起的瞬變36六、概率安全評價法六、概率安全評價法n概率安全評價（概率安全評價（PSA）又稱概率風(fēng)險分析（）又稱概率風(fēng)險分析（PRA），），是是70年代以后發(fā)展起來的一種系統(tǒng)工程。它采用系統(tǒng)可靠年代以后發(fā)展起來的一種系統(tǒng)工程。它采用系統(tǒng)可靠性評價技術(shù)（即故障樹、事件樹分析）和概率風(fēng)險分析性評價技術(shù)（即故障樹、事件樹分析）和概率風(fēng)險分析方法對系統(tǒng)的各種可能事故的發(fā)生和發(fā)展過程進行全面方法對系統(tǒng)的各種可能事故的發(fā)生和發(fā)展過程進行全面分析，從它們的發(fā)生概率以及造成的后果綜合進行考慮。分析，從它們的發(fā)生概率以及造成的后果綜合進行考慮。n評價核電廠安全性的方法：評價核電廠安全性的方法： 確定論評價法：確定論