核反應堆的安全系統(tǒng)課件

第二章核反應堆的安全系統(tǒng)反應堆的三大安全功能壓水堆的專設安全設施2.1反應堆的安全性只取決于內在負反應性系數(shù)、多普勒效應、控制棒借助重力落入堆芯等自然科學法則的安全性。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慣性原理（如泵惰轉）、重力法則（如位差）、熱傳遞法則必須依靠能動設備（有源設備）由冗余系統(tǒng)的可靠度或阻止放射性物質逸出的多道屏障提供的安全性保護2.1反應堆的安全性固有安全性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固有安全堆池式快堆模塊式高溫氣冷堆過程固有最終安全反應堆現(xiàn)行的反應堆PWRBWR高溫氣冷堆當反應堆出現(xiàn)異常工況時，不依靠人為操作或外部設備的強制性干預，只是由堆的自然安全性和非能動的安全性，控制反應性或移出堆芯熱量，使反應堆趨于正常運行和安全停閉。2.2.1反應性的控制反應性的控制的三種類型緊急停堆控制功率控制補償控制控制元件迅速引入負反應性反應堆緊急停閉控制元件動作迅速補償微小的反應性瞬態(tài)變化補償控制元件動作過程非常緩慢用于補償燃耗、裂變產物積累所需的剩余反應性也用于改變堆內功率分布將控制元件引入堆芯的三種方式吸收體引入堆芯的三種方式補償棒-補償控制調節(jié)棒-功率控制安全棒-緊急停堆控制材料：銀-銦-鎘合金控制棒可燃毒物可溶毒物補償剩余反應性延長堆芯的壽期減少可移動控制棒的數(shù)目改善堆芯的功率分布材料：釓（Gd）

、硼（B）一種吸收中子能力很強的可以溶解在冷卻劑的物質。輕水堆往往以硼酸溶解在冷卻劑內用作補償控制。能補償很大的剩余反應性。由于向冷卻劑增加或減少毒物量的速率十分緩慢，所以反應性的引入速率相當小。只能補償由于燃耗、中毒和慢化劑溫度變化等引起的緩慢的反應性變化。正常運行

停閉

事故工況一回路冷卻劑在流過反應堆堆芯時受熱，而在蒸汽發(fā)生器內被冷卻。蒸汽發(fā)生器的二回路側由正常的主給水系統(tǒng)或輔助給水系統(tǒng)供應給水。甩負荷時，蒸汽通過蒸汽旁路系統(tǒng)排放到凝汽器或排向大氣。蒸汽發(fā)生器或余熱排出系統(tǒng)繼續(xù)導出堆芯余熱。SG的給水由輔助給水系統(tǒng)提供，蒸汽由蒸汽旁路系統(tǒng)排向大氣。一回路溫度、壓力下降到一定值時，由余熱排出系統(tǒng)加以冷卻。蒸汽管道破口時，安注系統(tǒng)向堆芯注入含硼水。一回路系統(tǒng)出現(xiàn)破口時，安注系統(tǒng)和安全殼噴淋系統(tǒng)。反應堆堆芯冷卻的控制運行情況系統(tǒng)或設備熱阱正常運行蒸汽發(fā)生器正常給水輔助給水及蒸汽旁路系統(tǒng)機組停運第一階段：蒸汽發(fā)生器第二階段：余熱排出系統(tǒng)輔助給水及蒸汽旁路系統(tǒng)設備冷卻水系統(tǒng)、重要廠用水系統(tǒng)事故工況蒸汽發(fā)生器輔助給水及蒸汽旁路系統(tǒng)余熱排出系統(tǒng)設備冷卻水系統(tǒng)、重要廠用水系統(tǒng)安全注射系統(tǒng)換料水箱、安注箱安全殼噴淋系統(tǒng)換料水箱、設備冷卻水系統(tǒng)、重要廠用水系統(tǒng)乏燃料組件的冷卻反應堆換料水池及乏燃料冷卻凈化系統(tǒng)設備冷卻水系統(tǒng)、重要廠用水系統(tǒng)當汽機甩負荷時，蒸汽通過蒸汽旁路系統(tǒng)排到凝汽器或排放到大氣中。輔助給水及蒸汽旁路系統(tǒng)反應堆停閉后，為了除去衰變熱，防止燃料元件包殼熔化，冷卻劑泵必須繼續(xù)運轉，衰變熱通過蒸汽發(fā)生器由二回路帶出；當—回路壓力、溫度降到一定程度時，余熱排出系統(tǒng)必須投入。設備冷卻水系統(tǒng)是一個中間冷卻系統(tǒng)，在傳送放射性流體和海水組成的電廠最終熱阱之間提供一個進行監(jiān)督的中間屏障，能有效地避免放射性流體與海水之間相互泄露。設備冷卻水系統(tǒng)

重要廠用水系統(tǒng)當一回路處于大氣壓力下時，可以由反應堆換料水池冷卻凈化系統(tǒng)來排出余熱；當蒸汽管道出現(xiàn)破口時，安全注射系統(tǒng)將向堆芯注入含硼水，以補償由于堆芯過冷所喪失的冷卻劑裝量。換料水箱及安注箱2.2.3包容放射性產物包容放射性產物控制方式1、保持現(xiàn)場或廠房的相對負壓，防止放射性氣體或塵埃向其它區(qū)域擴散。2、氣體廠房換氣活性炭過濾器排氣塔放出蒸發(fā)濃縮蒸餾水3、液體蒸發(fā)濃縮測定固化埋入地下釋放海中硼回收系統(tǒng)或廢液處理系統(tǒng)排放檢測對放射性產物的屏障控制事故工況下，參與對各道放射性屏障功能控制的系統(tǒng)有：反應堆緊急停堆系統(tǒng)：控制第一道屏障穩(wěn)壓器安全閥：控制第二道屏障對第三道屏障：安全殼自動隔離、安全殼噴淋系統(tǒng)、氫氣負荷裝置、砂堆過濾器等。包殼安全殼安全問題案例1-某核電廠硼稀釋事件某核電廠在對主系統(tǒng)生壓補水的過程中，操縱員誤將換料水箱中2100ppm的硼水當作硼酸制備系統(tǒng)7000ppm的硼水與清水混合，補入了主系統(tǒng)。后從硼濃度表指示發(fā)現(xiàn)問題，及時停止了補水過程，事件沒有造成嚴重后果。實踐后調查發(fā)現(xiàn)：由于核電廠過于關心進度，在大量系統(tǒng)尚未完成調試的情況下急忙裝料，導致許多系統(tǒng)尚未移交主控室。由于系統(tǒng)調試工作分散，使主控室人員對核電廠整體狀態(tài)，特別是系統(tǒng)狀態(tài)缺乏了解和控制，因而并不知道系統(tǒng)狀態(tài)已經改變，補水用的硼酸補給泵已從硼酸制備狀態(tài)切換到換料水箱，而從事補水操作的操縱員并不知道。問題及分析要點問題：根據(jù)國際核事件分級表試對本事件進行分級。根據(jù)國家核安全法規(guī)試分析本事件的主要原因。應汲取哪些經驗教訓。分析要點：本案例屬于核電廠運行事件。事件分級應按國際核事件分級表的規(guī)定進行。事件的主要原因應根據(jù)背景材料所提供的情節(jié)進行分析，主要涉及核電廠反應堆運行中的生產安排、信息溝通和操縱員失誤等人因差錯，在此基礎上，主要涉及安全管理以及運行人員的資格等?？偨Y應汲取的經驗教訓。答案1、該事件出現(xiàn)了超出規(guī)定運行范圍的異常情況，事件分級為1級。2、事件的主要原因這是一起核電廠反應堆運行的安全事件。一方面沒有真正樹立“安全第一”的思想，生產進度的安排忽略了安全的要求，在大量系統(tǒng)尚未完成調試的情況下急忙裝料，導致許多系統(tǒng)尚未移交主控制室。同時，由于系統(tǒng)調試工作分散，使主控制室人員對核電廠整體狀態(tài)，特別是系統(tǒng)狀態(tài)缺乏了解和控制，并不知道系統(tǒng)狀態(tài)已經改變。另一方面操縱員沒有特別關注防止硼稀釋事件的問題，沒有進行有關的檢查與觀測，出現(xiàn)了操作失誤。工作管理中的人為差錯。一方面營運單位管理層在安排生產計劃時出現(xiàn)了差錯，另一方面在信息溝通和反饋上出現(xiàn)了失誤。從核電廠反應堆運行的基本要求來看，操縱員的知識和技能上不能滿足要求。關于東京電力公司所有核電廠停止商業(yè)運行有關情況簡介

東京電力公司（TEPCO）是世界上最大的電力公司之一，提供日本三分之一的電力，資本金為6764億日元，電力銷售年收入48084億日元，總資產138125億日元，員工39619人，電力銷售2918KWh，核電占29％。目前，它擁有三個核電廠（福島第一核電廠，福島第二核電廠和柏崎核電廠），共17個機組，且都是沸水堆（包括兩座先進沸水堆）。TEPCO于當?shù)貢r間2003年4月14日午夜關閉了位于東京東北部200公里福島的最后一座核反應堆，至此，該公司所擁有的17座核反應堆已經全部關閉。該公司去年承認，從80年代以來就謊報了有關安全紀錄，阻撓政府的安全檢查。日本核安全當局已責令該公司進行嚴格的檢查，但是在電廠附近的許多居民仍然對該公司的安全檢查程度表示擔憂。

一、事件的起因及調查過程

2000年7月和11月原日本通產省資源能源廳，收到了來自TEPCO內部2起舉報。內容是自1987年至1995年，TEPCO對其擁有的核電廠進行維修和檢查的過程中，曾發(fā)現(xiàn)了一些反應堆管道有裂痕和其它結構損壞的情況，但該公司未根據(jù)有關法律規(guī)定向核安全管理當局報告，也未進行及時檢修。同時，在核安全管理當局規(guī)定的一些檢查項目中，該公司也存在“隱瞞事實及提交虛假報告”的問題。據(jù)此，日本通產省成立了直接對大臣負責的“東京電力偽造檢查記錄的調查審查委員會”，并通過當時的通產省資源能源廳和目前的原子力安全保安院（NISA）進行了2年多的政府調查。調查初期，該企業(yè)仍試圖掩蓋事實真相，直到2002年初，協(xié)助調查的通用電器公司（GE）提供了不止2起偽造事件的調查材料，2002年8月，TEPCO才終于承認了該公司與29起編造虛假檢查報告事件有關的事實。

2002年8月29日，NISA公布了調查結果，該29起事件的其中16件是可能有問題的，其中包括：①不符合法規(guī)和技術標準的6件；②不顧管理當局要求隱瞞和偽造報告的5件；③業(yè)主采取不適當?shù)淖灾鳈z查方法的5件；其它13件屬特別階段問題還未得到進一步確認。該公司董事長、社長、副社長和兩名顧問等5名公司領