反应堆安全分析复习

反应堆安全分析复习

核安全的总目标：核电厂建立并维持一套有效的防御措施，以保证人员、社会及环境免收放射性危害。

辐射防护目标：辐射照射低于规定限值并合理可行尽量低。

技术安全目标：预防事故的发生、事故后果小，确保严重事故发生的概率低。

定量安全目标（美国核管会）：

（1）紧邻核电厂正常个体人员反应堆事故立即死亡风险其他事故所导致总和1/1000 （2）核电厂邻近区域人口核电厂运行导致癌症死亡风险其他原因导致总和1/1000

每运行堆年严重堆芯损坏频率小于10-4 每运行堆年大规模放射性释放频率小于10-5

核电厂安全特征：强放射性、高温高压水、衰变热、核电厂放射性废料的处置

核电厂安全对策：在所有情况下，有效控制反应性（紧急停堆、功率控制、补偿控制）、确保堆芯冷却、包容放射性产物

核安全文化是存在于单位和个人的种种特征和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。

纵深防御措施：多道屏障（燃料元件包壳、一回路压力边界、安全壳）和多级防御措施

安全设计基本原则：单一故障准则、多样化原则、独立性原则、故障安全原则、固有安全性原则、定期实验、维护、检修原则

单一故障准则：满足单一故障准则的设备组合，在其任何部件发生单一随机故障时，仍能保持所赋予的功能。

核安全的四要素：自然的安全性、非能动的安全性、能动的安全性、后备的安全性

固有安全性：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，只是由堆的自然的安全性和非能动的安全性，控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆

趋于正常运行和安全停闭。

确定论安全评价方法：基本思想是根据纵深防御的原则，以确保核电厂三个基本安全功能为

目标，针对一套确定的基准设计工况，采用一套保守的假设和分析方

法，已检验是否满足特定的验收准则。

分析基本假定：单一故障假设、操作员事故后短期不干预

补充假定：事故同时失去场外电源；反应性最大的一组控制棒租卡在全提出位置；不考虑非安全设备的缓解能力；必要时考虑不利的外部条件。

最终验收准则（大破口失水事故）：包壳最高温度不超过1204℃；包壳局部最大氧化量不超过反应前包壳总厚度的17%；包壳氧化产氢量不超过假设所有锆与水反应产氢总量的1%；事故后排出衰变热的长期冷却能力。

一级PSA——系统分析。对核电厂运行系统和安全系统进行分析，给出每运行年发生堆芯损坏的概率。

二级PSA——一级PSA结果加上安全壳的响应。确定放射性物质从安全壳释放的频率。三级PSA——二级PSA结果加上厂外后果的评价。确定放射性事故造成的厂外后果。PSA基本步骤：确定初因事件；

事件树和故障树分析，确定发生频率；

确定堆芯内和安全壳内放射性物质的沉积和迁移；

确定向环境放射物质的释放量；

对公众及环境的影响评估。

PSA主要任务：识别潜在事故，寻找薄弱环节；

计算放射性物质分布，确定对周围公众和环境的影响；

求出潜在核事故的总风险并评估。

工况Ⅰ：正常运行和运行瞬变措施：无需停堆，依靠控制系统进行调节到所要求的状态，重新稳定运行

工况Ⅱ：中等频率事件，措施：只要保护系统能正常动作，就不会导致事故工况

工况Ⅲ：稀有事故，措施：为防止或限制对环境的辐射危害，需要专设安全设施投入工作工况Ⅳ：极限事故措施：依靠专设安全设施减少放射性后果

大亚湾运行限值：DNBR＞1.33；控制棒最大线功率密度≤590W/cm；冷却剂升降温速率≤56℃/h；稳压器升降温≤112℃/h。

严重事故：堆芯严重损坏的事故，属于超设计基准事故。

对策要求：在事故管理方面，必须坚持实践已经证明是行之有效的工程安全实践，其中主要是纵深防御原则、多道屏障设置、质量保证、专设安全设施和选址要求。坚

持行之有效的技术，要防止两种偏向：既要防止采用未经验证的技术、装备、

材料，以免带来潜在风险，也要防止拒绝采用新技术的墨守成规倾向。

事故处置基本任务：预防堆芯损坏；

中止已开始的堆芯损坏过程，燃料滞留于主回路系统压力边界以内；

压力边界完整性不能确保时，尽可能长时间维持安全壳完整性；

安全壳完整性不能确保，尽量减少放射性向厂外的释放。

事故缓解的基本目标是尽可能维持已高度损坏堆芯的冷却，尽可能长时间维持安全壳的完整性，为厂外应急计划赢得更多时间，并尽量降低向厂外的放射性释放，尽量避免土壤和地下水的长期污染。

燃料与冷却剂的相互作用（蒸汽爆炸）：指堆芯溶融物破碎极短时间内与水相互作用产生大

量蒸汽并释放出巨大能量。

核电厂事故分类：异常情况、一般事件、重大事件、无明显厂外风险事故、有厂外风险事故、重大事故、特大事故。

三道屏障的完整性

燃料棒的完整性：燃料芯块熔化；沸腾危机；燃料芯块—包壳相互作用。

一回路承压边界完整性：稳压器15.5MPa（工况Ⅰ）；稳压器未充满水，一回路任一点压力不

超过17.13MPa（工况Ⅱ）；一回路主泵出口压力不超过18.84MPa

（工况Ⅲ、Ⅳ）。

安全壳的完整性：近期不超过设计压力；远期限制热应力。

反应性引入事故：向堆内突然引入一个意外的反应性，导致反应堆功率急剧上升的事故。反应性引入机理：提棒事故、弹棒事故、硼失控稀释

事故后果：启动时，可能会发生瞬发临界—反应堆失控。功率运行时，堆内过热—压力边界破坏。

保护方式：功率保护、压力保护、温度保护

一回路流量不正常事故：任一主泵压头和一回路压力损失之间出现不平衡量情况下，引起一

回路流量变化。

蒸汽发生器传热管破裂事故：指蒸汽发生器中一根或多根传热管发生破裂导致的事故。

原因：1. 传热管受机械的和热的应力作用——传热管断裂或裂缝2. 传热管管板处沉积物腐蚀——传热管破口

设施：化容控制系统、反应堆停堆保护系统、高压安注系统

后果：一回路水进入二回路，放射性绕过核电厂安全壳进入大气或冷凝器。

蒸汽管道破裂事故：除了指蒸汽回路的一根管道出现实际的破裂所产生的事故外，还包括蒸汽回路上的一个阀门意外打开所导致的事故。

结果：二回路压力迅速下降，导致蒸汽发生器快速卸压；正反应性的引入，可能导致堆芯功率的不可控增加。

保护措施：限制二回路的功率需求以限制一回路的冷却程度；限制堆芯反应性的引入，以限制冷却事故的后果。

给水管道破裂事故：所有蒸汽发生器上游的任一给水管道破裂，从而导致给水流量的突

下降，然后至少有一个蒸汽发生器水室的水被排空的现象。

结果：1.一回路严重失冷，有整体沸腾的危险；

2.由于通过稳压器卸压，间接造成冷却剂丧失，可能使堆芯裸露、燃料损坏；

3.若破口发生在安全壳内，会引起安全壳升温和超压。

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。

大破口失水事故

后果：冲击波破坏堆芯结构；堆芯传热工况严重恶化，从而有可能使堆芯烧毁或熔化；有可能造成安全壳的破坏；锆水反应。

假设压力容器的汽、水处于饱和态，如果顶部的管道突然破裂，会出现什么现象？

管道破裂后系统快速泄压，原来处于饱和态的水变成过热水，因而内部产生汽泡，急剧蒸发，这种现象称作闪蒸。闪蒸后，液体膨胀，液位上升。如果液位淹没管口，则管道喷放介质由单相蒸汽变成了汽水两相混合物。

AP1000非能动系统：非能动堆芯冷却系统、非能动安全壳冷却系统、非能动余热排出系统、

安注系统

核电厂PSA分析结果：潜在核事故的后果远小于人们的想象；

核事故的发生概率远小于非核事故。

什么原因会使一回路的自然循环中断？

1.如果驱动压头不足以克服上升段和下降段的压降，自然循环就会停止；

2.自然循环中，蒸汽发生器二次侧冷却能力过强反而会使一回路自然循环中断；

3.连续流动回路被隔断。