核电厂事故分析
第一章绪论
1.1 世界核电的发展概况
能源是社会和经济发展的基础，是人类生活和生产的要素。随着社会的发展，能源的需求也在不断扩大。
从能源的供应结构来看，目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气三大资源，这三种能源不仅利用率低，而且对生态环境造成严重污染。
为了缓解能源矛盾，除了应积极开发太阳能、风能、潮汐能以及生物质能等再生资源外，核能是被公认的唯一实现的可大规模替代常规能源的即清洁又经济的现代能源。
核能不仅单位能量大，而且资源丰富。地球蕴藏的铀矿和钍矿资源相当于有机燃料的几十倍。如果进一步实现控核聚变，并在海水中提取氚加以利用，就会从根本上解决能源供应矛盾。
核能在人类生产和生活中应用形式主要是核电。核燃料资源丰富，运输和存储方便，核电厂具有污染小、发电成本低等优点。从1951年前苏联建成第一座核电厂以来，核能发电在全世界得到很大发展。
世界核电至今已有60多年的发展历史。截止到2005年年底，全世界核电运行机组共有440多台，其发电量约占世界发电总量的16%。 在发达国家，核电已有几十年的发展历史，核电已成为一种成熟的能源。中国的核工业已也已有40多年发展历史，建立了从地质勘察、采矿到元件加工、后处理等相当完整的核燃料循环体系，已建成多种类型的核反应堆并有多年的安全管理和运行经验，拥有一支专业齐全、技术过硬的队伍。核电站的建设和运行是一项复杂的技术。中国目前已经能够设计、建造和运行自己的核电站。秦山核电站就是由中国自己研究设计建造的。
第一代核电站 核电站的开发与建设开始于上世纪50年代。1954年，前苏联建成电功率为5兆瓦的实验性核电站：1957年，美国建成电功率为9万千瓦的shipping port 原型核电站，这些成就证明了利用核能发电的技术可行性。国际上把上述实验性和原型核电机组称为第一代核电机组。
第二代核电站 上世界60年代后期，在实验性和原型核电机组基础上，陆续建成电功率在30万千瓦的压水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆等核电机组，它们在进一步证明核能发电技术可行性的同时，使核电的经济性也得以证明。上世纪70年代，因石油涨价引发的能源危机促进了核电的大发展。目前世界上商业运行的四百多座核电机组绝大部分是在这段时期建成的，习惯上称之为第二代核电机组。
第三代核电站 上世纪90年代，为了解决三里岛和切尔诺贝利核电站的严重事故的负面影响，世界核电业界集中力量对严重事故的预防和缓解进行了研究和攻关，美国和欧洲先后出台了“先进轻水堆用户要求”文件，即URD文件（utility requirements document）和“欧洲用户对轻水堆核电站的要求”，即（EUR）文（European utility requirements document），进一步明确了预防与缓解严重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。国际上通常把满足URD文件或EUR文件的核电机组称为第三代核电机组。对第三代核电机组要求能在2010年前进行商用建造。
第四代核电站 2000年1月，在美国能源部的倡议下，美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷等十个有意发展核能的国家，联合组成了“第四代国际核能论坛”（GIF），于2001年7月签署了合约，约定共同合作研究开发第四代核能
技术。根据设想，第四代核能方案的安全性和经济性将更加优越，废物量极少，无需厂外应急，并具备固有的防止核扩散的能力。高温气冷堆，熔盐堆，钠冷快堆就是具有第四代特点的反应堆。
第一代核电站为原型堆，其目的在于验证核电设计技术和商业开发前景；第二代核电站为技术成熟的商业堆，目前在运的核电站绝大部分属于第二代核电站；第三代核电站为符合URD或EUR要求的核电站，其安全性和经济性均较第二代有所提高，属于未来发展的主要方向之一；第四代核电站强化了防止核扩散等方面的要求，目前处在原型堆技术研发阶段。
1.2 核电厂安全设计的基本原则
1.2.1 安全目标
核能与任何一种对于人类和环境具有一定风险的工业活动一样，均须尽力降低风险。核能的风险与电离辐射（以下简称辐射）有关。因此核安全的最终安全目标为：建立并保持对辐射危害的有效防御，保护厂区人员、公众和环境。具体而言，辐射防护的目标为：
保证厂区人员和公众在运行状态下所受到的辐射照射低于规定限值并保持合理可行尽量低；保证减轻事故引起的照射。
与事故状态有关的目标为：保证从总体上防止事故的发生，保证在出现核电厂设计中在考虑到的所有事故序列（即使是概率很低的序列）时，其放射性后果不大；通过预防和缓解措施保证发生严重后果的事故的可能性极低。
1.2.2 纵深防御
纵深防御概念是安全原理的重要组成部分。此概念必须贯彻于安全有关的全部活动，包括与组织、设计或人员行为有关的方面，以保证这些活动均置于重叠措施的防御之下，即使有一种防御失效，亦将得到补偿或纠正。
设计过程中必须贯彻纵深防御概念，从而提供多层次的保护。这方面的实例为：
（1）设置多种手段以保证每个基本安全功能（反应性控制、余热排出和放射性包容）的执行；
（2）除固有安全特性外，采用可靠的保护装置；
（3）通过安全系统的自动触发和运行人员的行动，加强对核电厂的控制；
（4）提供设备和规程以支援事故预防措施、控制事故发展过程和限制事故后果。
作为一条基本要求，任何时候各防御层次都必须按照不同运行方式的规定一一备齐。在缺少一个防御层次而其他防御层次虽在的条件下，继续运行就没有足够的基础。
纵深防御概念在设计过程中的第一种应用如下：提供多层次的设备和规程，用以防止事故，或在未能防止事故时保证适当的保护。
（1）第一层次防御的目的是防止偏离正常运行。这一层次要求按照恰当的质量水平和工程实践正确并保守地设计、建造和运行核电厂。为达到此目的，对设计规范和材料的恰当选择以及部件制造和核电广施工的控制，均应十分注意。对于核电厂的检查、维护和试验规程，以及进行这些活动时良好的可达性﹑核电厂的运行条件和运行经验的利用等项，亦应予以关注。
（2）第二层防御的目的是检测和纠正偏离正常运行的情况，以防止预计运行事件升级为事故工况。这是由于尽管注意预防，核电厂在其寿期内仍然会发生假设始发事件。这一层次要求设置专用系统并制定运行规程以防止或尽量减小这些假设始发事件所造成的损坏。
（3）第三层次防御是基于以下假定：尽管极少可能，某些预计运行事件的升级仍有可能未被前一层次防御所制止，因此必须提供附加的设备和规程以控制由此引起的事故工况的后
果。设置这一层次防御的另一主要目的是使核电厂在事故工况后达到稳定的、可接受的状态。在第三层之后可借以进-步保护公众和厂区人员的措施为：核电厂用于减轻超设计基准事故后果的特定的补充设施、应急计划和准备。
纵深防御概念的第二种应用是核电厂设置多道实体屏障，防止放射性物质外逸。这些屏障通常包括燃料本身、燃料包壳、反应堆冷却剂系统压力边界和安全壳。设计必须保证每一屏障的有效性，并为之提供保护。
1.3 电厂安全特性
核电厂设计的一个总体要求是电厂对假设始发事件的敏感性必须合理地低。电厂对任何假设始发事件的预计响应可用下列（1）-（3）中的一项特征表示。核电厂的设计和运行应能促使任何假设始发事件的后果按下述顺序排列，并在合理可行的条件下尽可能接近于（1）。（1）依靠核电厂的固有特性，假设始发事件不产生与安全有关的重大影响或核电厂只产生趋向安全状态的变化。
（2）在发生假设始发事件后，依靠在此状态中连续运行的系统动作，以控制该假设始发事件，使核电厂趋于安全。
（3）在发生假设始发事件后，依靠对该事件作出响应而投入工作的系统动作使电厂趋于安全。
1.3.1 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随机故障时，仍能保持所赋予的功能。源自单一故障的各种继发故障，均视作单一故障不可分割的组成部分。
对于构成核电厂设计的每个安全组，都必须运用单一故障准则。安全组是用以完成各项为抑制特定假设始发事件的后果使之不超过设计基准所规定限值所需要的动作的设备组合。为检验核电厂是否符合单一故障准则的要求，必须对各有关安全设备组进行下述分析：假设单一故障及其全部继发故障依次出现在设备组合的各个单元上，并逐一进行分析，直至完成此组合内的全部故障分析为止，对各有关组合依次一一进行分析，直至完成所有组合和全部故障的分析为止。有关特定安全系统需要符合单一故障准则的叙述见后。单一故障准则在上述系统中的假设是此前已作了描述的过程中的一部分。单一故障分析中，不考虑同时发生一个以上的随机故障。
如上述分析的结果表明，每个安全组在计及假设始发事件的影响后均能完成各有的功能，则认为，设计达到了单一故障准则的要求。
单一故障分析中，对于设计、制造、在役检查和保养的质量达到极高水平的非能动部件的故障，可不予考虑。但在排除非能动部件发生故障的可能时，必须计及始发事件后需要部件发挥作用的全时程，并对基于此种假设的分析方法的正确性作出论证。
乱真动作必须视为故障的一种模式。
对于下列各种情况，毋需遵守单一故障准则：
（1）极为罕见的假设始发事件；
（2）假设始发事件极不可能的后果；
（3）某些设备因进行维护、修理或定期试验，在有限的时间内停止使用。
对某些安全系统可能需要提出多重性或多样性的附加要求。例如在相同部件用于几种安全功能或同时用于安全和非安全目的之处、有共因故障的可能之处以及定期试验的有效性受到限制之处，均可据以提出附加要求。
1.3.2 多样性
采用多样性原则能减少某些共因故障的可能，从而提高某些系统的可靠性。应考查这类潜在故障的原因，以确定在何种场合能有效地应用多样性原则。
多样性应用于执行同一功能的多重系统或部件，系通过多重系统或部件中引入不同属性而实现。获得不同属性的方式有：采用不同的工作原理、不同的物理变量或不同的运行条件以及使用不同制造厂的产品等。
为保证所采用的多样性确能提高所完成设计的可靠性，在运用多样性原则时必须审慎。例如，为降低共因故障的可能性，设计人员必须对材料、部件和制造工艺中有无任何相似之处，运行原理或公用的辅助设施中有无细微的类似之处给以关注。采用多样化系统或部件时，应计及诸如运行、维护和试验程序中额外的复杂性，或使用可靠性较低设备所带来的缺点，并取得此种追加措施有利于总体效益的合理保证。
1.3.3 独立性
为提高系统的可靠性可在设计中采用下列独立性原则：
（1）保持多重系统部件之间的独立性；
（2）保持系统中各部件与假设始发事件效应之间的独立性，例如，假设始发事件不得引起为减轻该事件后果而设置的安全系统或安全功能的失效或丧失；
（3）保持不同安全等级的系统或部件之间适当的独立性；
（4）保持安全重要物项与非安全重要物项之间的独立性。
独立性可在系统设计中通过功能隔离或实体分隔实现。
（1）功能隔离
必须使用功能隔离，以减少多重系统或相连接系统中由正常运行或异常运行，或这些系统中任一部件的故障所引起的设备和部件间不良相互作用的可能性。
（2）部件的实体分隔和布置
在系统布置和设计中，必须尽实际可能采用实体分隔原则以增强实现独立性的保证，对于某些共因故障尤其如此。
这些原则包括：
空间分隔（距离、方位等）；
屏障分隔；
上述两种方法的组合。
分隔方法的选择取决于设计基准中所考虑的假设始发事件，例如火灾、化学爆炸、飞机坠毁、飞射物、淹没、温度、湿度等效应。
核电厂内的某些场所，有可能成为不同安全重要性的各种设备或线路的自然汇合点，例如安全壳贯穿区、电动机控制中心、电缆走廊、设备间、控制室和核电厂的工艺控制电脑等。在这些场所，必须尽实际可能采取适当的措施以防止共因故障。
第二章事故分析的基本知识
2.1 辐射基本知识
通常我们所讲的辐射一般指的是电离辐射与电磁辐射，电离辐射（通常称为放射线）包括放射源和射线装置。主要用于医疗和工业。医疗方面：肿瘤放射治疗、X射线诊断、加速器治疗等，工业方面：产品探伤、食品消毒、安全检查等；电磁辐射（通常称为电磁波）如
通信移动基站、输变电站、家用电器等所发出的电磁波。
2.1.1 生活中的辐射
辐射离我们有多远呢？其实在生活当中，辐射是无处不在！日常生活常接触到的辐射，包括家庭生活（微波炉、电吹风、电视、手机、电冰箱、空调、吸尘器等）、办公场所（电脑、复印机、打印机、扫描仪、传真机等）、医疗诊断（X光拍片、X光透视、CT扫描、放疗等）、装修装饰（大理石、涂料、复合地板、墙壁纸等）、电力通信（输变电站、移动通信基站、广播电视信号发射塔、高压线等）。
2.1.2 辐射的危害
危害一：它极可能是造成儿童患白血病的原因之一。医学研究证明，长期处于高辐射的环境中，会使血液、淋巴液和细胞原生质发生改变；
危害二：能够诱发癌症并加速人体的癌细胞增殖。辐射污染会影响人体的循环系统、免疫、生殖和代谢功能，严重的还会诱发癌症，并会加速人体的癌细胞增殖；
危害三：影响人的生殖系统，主要表现为男子精子质量降低，孕妇发生自然流产和胎儿畸形等；
危害四：可导致儿童智力残缺。有专家认为辐射也是影响因素之一。世界卫生组织认为，计算机、电视机、移动电话的电磁辐射对胎儿有不良影响；
危害五：影响人们的心血管系统，表现为心悸，失眠，部分女性经期紊乱，心动过缓，心搏血量减少，窦性心率不齐，白细胞减少，免疫功能下降等。严重时会导致机体损伤，甚至死亡；
危害六：对人们的视觉系统有不良影响。由于眼睛属于人体对辐射的敏感器官，过高的辐射污染会引起视力下降，白内障等。
2.1.3 辐射防护措施
1、时间防护
尽可能减少人体与射线的接触时间（缩短人体受照射的时间）。
2、距离防护
尽量远离射线源，接触射线越少，受到伤害就越少。
3、屏蔽防护
选取适当的屏蔽材料（如混凝土、铁或铅等）做成屏蔽体遮挡射线源发出的射线。
2.2 事故安全后果
2.2.1 正常事件的极限安全后果
任何正常事件的极限安全后果必须是：
a. 所有过程变量保持在它们的运行限值之内；
b. 放射性物质向环境的实际排放在GB 6249规定的正常限值内；
c. 正常事件的直接后果不会造成燃料元件破损；但是，偶然的元件缺陷可能使裂变产物泄漏到反应堆冷却剂中；
d. 反应堆冷却剂边界和安全壳屏障内的应力在工业规范规定的正常运行允许限值之内。
2.2.2 预计事件的极限安全后果
任何预计事件的极限安全后果必须是：
a. 所有设备均处于它的极限运行条件范围内，所有过程变量都在过程安全限值以内，所有设计变量都在4.3条中规定的设计安全限值内；
b. 放射性物质向环境的实际排放在GB 6249规定的限值以内；
c. 事件引起的预期瞬变的直接后果不会造成燃料元件破损；
d. 事件引起的负载集合在反应堆冷却剂边界和安全壳屏障内产生的应力，要在工业规范对该频度事件规定的允许限值内。
2.2.3 事故的极限安全后果
任何事故的极限安全后果必须是：
a. 放射性物质向环境排放的计算值，必须在GB 6249规定的限值之内，以便放射性物质的实际排放不妨碍或不限制公众利用核电厂非居住区以外的区域；
b. 堆芯的几何形状要允许堆芯得到足够冷却，以维持相应的设计变量在其设计安全限值以内(见4.3条)；
c. 可运行的安全系统足以在规定的时间内，把热量从堆芯传到最终热阱，维持相应的设计变量在其设计安全限值以内；
d. 事件引起的负载集合在反应堆冷却剂和安全壳屏障内产生的应力，要在工业规范对该频度事件规定的允许限值内。
2.2.4 严重事故的极限安全后果
严重事故的极限安全后果必须是：
a. 放射性物质向环境的实际排放在GB 6249规定的限值内；
b. 堆芯几何形状允许堆芯得到足够冷却，维持相应的设计变量在其设计安全限值以内(见4.3条)；
c. 可运行的安全系统足以在规定的时间内，把热量从堆芯传到最终热阱，维持相应的设计变量在其设计安全限值以内；
d. 事件引起的负载集合在反应堆冷却剂边界和安全壳屏障内产生的应力，要在工业规范对这种频度事件规定的允许限值内。
2.3 安全限值
核电厂的安全限值是对保护实体屏障完整性所必需的重要过程变量的限值，这些实体屏障用以防止不可控的放射性释放。如果超过任何安全限值，就必须停堆。这时，许可证持有者必须报告国家核安全部门，对事件进行检查并记录检查的结果，包括事件的起因以及为预防事件再次发生而采取的纠正措施的依据。在国家核安全部门批准以前，不得恢复运行。
为了说明确定需要安全功能的依据和便于叙述对各类事件的性能目标，本标准采用了设计安全限值和过程安全限值两个概念，但在大多数情况下，设计或过程安全限值与技术规格书中使用的安全限值是同义的。
2.3.1 设计安全限值
对预计事件、事故和严重事故，必须确定一些设计变量(如最小临界热流密度比、偏离泡核沸腾比、包壳温度和反应堆冷却剂压力)，不论它们是否可测量，但能够预示没有超过极限安全后果。对每类事件，必须对每一设计变量规定一限值，只要这个设计变量处于此限值内，就保证不会超过相应的极限安全后果。这一设计变量限值称为设计安全限值。
2.3.2 过程安全限值
对于预计事件，必须确定一些可测量的并可指示的过程变量或相关过程变量(如流量、中子注量率、压力)的组合，它们在规定设计安全限值时是与设计变量等效的。必须对每一过程变量或它们的组合规定一个确定的限值，只要这个可测的过程变量或变量组合在此限值以内，就保证不会超过设计安全限值。这一过程变量的限值称作过程安全限值。
某些设计安全限值或过程安全限值并不严格地适用于短期瞬变(例如，在瞬变期间释放
的能量小于承受这些能量的系统能力时)，因此必须单独地考虑每种短期瞬变。
2.4 安全功能
研究了电厂对事件的响应后表明需要某一安全功能时，必须考虑下述两种可供选择的方法：
a. 修改电厂设计，使其不再需要该安全功能；
b. 增加设计特征，提供该安全功能。
正常事件(例如，按规定程序进行的审慎操作：装料和换料、提升功率、功率运行、热备用、降功率、停堆和维修)不需要安全功能来防止超过过程安全限值。
对预计事件、事故或严重事故选定的安全功能必须在预计事件期间或以后足以防止超过过程安全限值，在事故或严重事故期间或之后足以防止超过相应的设计安全限值。
当过程安全限值与设计安全限值不同时，必须根据设计安全限值判断事件的后果。
2.4.1 安全动作
必须规定完成每一安全功能所需的安全动作，并规定动作和进程的时间顺序和空间关系及必须执行动作的环境条件。
2.4.2 安全系统通道
安全系统通道，必须足以监测与安全限值有关的变量，向相应的安全驱动设施发出信号，并完成实现安全功能所必需的动作。任一安全系统通道都可用来完成一类或几类事件或后果所要求的一个安全动作。
2.4.3 安全系统的极限整定值
必须对安全系统中与安全限值有关的每一被测变量或相关的几个被测变量的组合规定一极限整定值。此整定值必须使系统能在足够时间内触发对预计事件合适的安全动作，防止超过有关的过程或设计安全限值。另外，此整定值必须使系统能在足够的时间内触发对事故或严重事故合适的安全动作，防止超过相应的设计安全限值。规定此整定值必须考虑安全系统的响应时间、仪表误差、校准的不确定性和漂移的极限偏差。
第三章冷却剂丧失事故
3.1 概述及定义
冷却剂丧失事故是指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露的事故。对压水堆来说，便是失水事故，简称LOCA(Lose of coolant Accident)。由于冷却剂丧失事故现象复杂，后果特别严重，因此在反应堆安全分析中处于非常重要的低位。
压水堆一回路系统破裂引起的冷却剂丧失事故有很多种，它们的类型及其可能的后果主要取决与断裂特性，即破口的位置和破口尺寸。
3.2 大破口失水事故
作为极限设计基准事故的大破口失水事故是指反应堆主冷却剂系统冷管段或热管道出现大孔直至双端剪切断裂并同时失去厂外电源的事故
大破口失水事故中发生的事故序列可以分成4个连续的阶段：喷放、再灌水、再淹没和长
期冷却。
3.2.1 喷放阶段
喷放分两阶段进行，即欠热喷放与饱和喷放。在开始的欠热喷放阶段中，一回路压力迅速下降到当前水温相应的蒸汽（饱和）压力。在此阶段，失压同时伴随着压力波的传播；因此，安全分析必须证明由这些压力波引起的机械负荷不致使系统损坏到构成对公众危险的程度。
在此后较长的饱和喷放阶段，冷却剂内生成蒸汽气泡，同时水与蒸汽的混合物由破口喷出；这一阶段大体将持续15～20秒，直到系统压力大体等于安全壳内的压力。这种两相流相当于蒸汽与水混合物在管内的流动，称为“壅塞”流。它将持续一段时间，其中汽水混合物以最大音速喷出，蒸汽-水混合物流动时使燃料棒得到一定程度的冷却，故包壳温度段时间下降。然后由于液体的热焓增加，临界热流密度下降到最大热流密度以下；传热系数显著减少，同时包壳温度相应地升高。
当饱和喷放进行时，冷却剂内液相份额不断减少直到剩余的部分变为水与蒸汽的泡沫状混合物为止。泡沫的液位下降，使堆芯的上部裸露烧干。这时堆芯只能通过向四周结构辐射散热。于是包壳温度可能上升到使某些较热燃料棒因包壳过热失去强度而导致破损的程度。此时由锆水反应而产生的热能也助长了温度的进一步升高。
3.2.2 再灌水阶段
在喷放过程中压水堆一回路压力降低信号将触发ECCS动作。安注箱将通过未破裂的冷端或直接经由下降段向堆压力容器内注入含硼水；这将为燃料提供部分冷却手段，但在初期仍有大量的水变为蒸汽-水混合物由破口喷出。在冷段断裂事故中，希望注入的水沿下降段下降在通过堆芯上升，但这一运动受到沿相反方向进行喷放的液流阻挡。由于阻力很大，很可能发生“ECC水旁路流失”现象，即注入的水沿下降段环形空间流动并从管道上的破口喷出，当喷放结束后，一部分硼水开始聚焦在反应堆压力容器底部并进行再充水。如果外电源没有丧失，ECCS的低压安注子系统将开始向反应堆压力容器注入含硼水。但若外电源也已丧失，而起动应急发电机总滞后一段时间，故低压安注系统只能在再充水阶段的末期才开始动作，无论属于哪一种情况，燃料在再充水期间得不到充分冷却；只有汽水混合物的对流可以带出一些热量。
3.2.3 再淹没阶段
当水位上升到燃料棒下端后，就开始了再淹没过程。当冷却水再上升时，它就与赤热的燃料包壳相接触；结果在后者表面上形成一层蒸汽膜，冷却水不易穿透。于是发生了池式膜态沸腾的工况。然而，堆芯底部的温度很快下降到冷水能够穿透汽膜的程度，从而发生了泡核沸腾。然后这部分包壳的温度迅速下降。在压水堆发生管道断裂事故后，其安注箱大约在一分钟后就全部排空，但从ECCS的其他水源取得补充水可以在大约两分钟左右将堆芯全部淹没。
再淹没过程中存在的一个问题就是向外泄漏的蒸汽压力趋向于阻止再淹没水的注入这种现象称为“蒸汽堵塞”，它使堆芯内水位上升的速率显著减少，实际上，由于注入水的惯性和堆芯内剩余蒸汽的可压缩性相互作用的结果，可能出现流量的振荡，在估计再淹没所需时间应将此因素考虑在内。
3.2.3 长期堆芯冷却阶段
堆芯全部淹没后，低压安注系统继续从换料水箱取水注入反应堆压力容器，维持堆芯冷却，在换料水箱存水快用完时，换料水箱低水位信号将切换低压安注系统到安全壳地地坑取水，通过低压安注再循环工况实现长期堆芯冷却。
3.3 小破口冷却剂丧失事故
压水堆核电厂小破口失水事故( SBLOCA )是指由于反应堆冷却机系统管道或与之相通的部件出现小破口，所造成的冷却剂丧失速率超过冷却剂补给系统正常补水能力的冷却剂丧失事故。
3.3.1 环路自然循环维持阶段
在此阶段，由于环路存在自然循环，堆芯的释能及时经蒸汽发生器排出，一回路压降较快，蒸汽发生器在此阶段起着重要热阱作用。该阶段的压力容器水位下降主要由破口冷却剂欠热排放所致。
3.3.2 环路水封存在阶段
在此阶段，由于环路自然循环终止及环路水封的出现，蒸汽发生器排热手受阻，堆芯衰变热主要靠蒸汽发生器传热管的蒸汽回流冷凝及堆内的冷却剂从破口排放出。由于这两种方式排热率较低，不足以及时排去堆芯衰变热，因而堆芯冷却剂大量蒸发，蒸汽在上腔室积累迫使压力容器水位快速降低，进而引起堆芯裸露及包壳升温。该阶段是事故的主要阶段，一回路处于准稳压状态，堆芯出现裸露，燃料包壳急剧升温。该阶段中，蒸汽发生器二次侧热阱仍然起着重要作用，蒸汽发生器的回流冷凝在较大的程度上减轻了事故后果。
3.3.3 环路水封清除阶段
在此阶段，由于环路水封清除，积累在上腔室的蒸汽可经环路从破口喷出，上腔室压力降低，压力再平衡迫使下降段中的冷却剂及高压安注水涌入堆芯，堆芯水位得到恢复，燃料包壳得到冷却，该阶段堆芯衰变热主要靠堆芯冷却剂蒸发并从破口的排放而带出。由于蒸汽热排率高，堆芯衰变能及时从破口排出，一回路压力恢复。由于冷却剂蒸发及破口排放仍然存在，冷却剂装量没有明显回升，堆芯再次裸露的可能性仍存在。
3.3.4 长期堆芯冷却阶段
在此阶段，由于高压安注流量的增加和安注箱的投入，一回路冷却剂装量明显回升，堆芯水位也整体回升。安注箱排空后，抵压安注系统将投入注水并切换成再循环工况，实现长期堆芯冷却。
日本核电事故分析报告
日本福岛核电站核事故分析报告近几天因日本福岛核电站多个反应堆因地震而出现运转故障，导致部分放射性物质泄漏蔓延，对日本本土和周边国家形成了较大的影响，就此从时间历程和技术分析2个方面对上述事件进行分析。 一事件回顾 1.1 地震事件 日本最新发生的地震简要信息如下： ·时间：北京时间3月11日13时46分 ·地点：日本东北部宫城县以东太平洋海域 ·震级：里氏9.0级震源深度：10公里 ·余震：11-13日共发生168次5级以上余震 ·伤亡：截至3月17日，已造成5429人遇难9594人失踪 ·核电站事故：日本福岛第一核电站的6个机组当中，1号至4号均发生氢气爆炸。5、 6 号机组正在进行定期维修。 ·火山喷发：新燃岳火山13日下午喷发。 因日本的抗震技术非常发达，日本人民的抗震经验丰富，因此单就地震而言，对日本的损伤是有限的，最不济危害也局限在日本一国，对周边国家和地区没有太大的影响。目前主要的问题纠结在福岛核电站的核泄漏问题上面。 1.2 福岛核电站核泄漏事故 1.2.1 电站简介[1] 福岛核电站（Fukushinia Nuclear Power Plant）位于北纬37度25分14秒，东经141度2分，地处日本福岛工业区。福岛核电站是目前世界世界最大的核电站，由福岛一站(daiichi)、福岛二站(daini)组成，共10台机组（一站6台，二站4台），均为沸水堆。 福岛一站1号机组于1967年9月动工，1970年11月并网，1971年3月投入商业运行，输出电功率净/毛值为439/460兆瓦,负荷因子为49.9％。2号～6号机组分别于1974年7月、1976年3月、1978年10月、1978年4月、1979年10月投入商业运行，输出总功率分别为784、784、784、784、1100兆瓦，负荷因子分别为52.8％、61.2％、72.1％、68.5％和69.7％。福岛二站4台机组的输出电功率净/毛值均为1067/1100兆瓦。二站1号机组于1975年11
核电站严重事故下安全壳内氢爆风险研究现状
核电站严重事故下安全壳内氢爆风险研究现状 【摘要】对核电站严重事故下安全壳内氢气燃烧风险相关的火焰加速（FA）与爆燃-爆炸转变（DDT）的关键物理过程、经典分析模型、实验研究进展等进行了介绍。同时，对适用于大尺度空间的燃烧分析软件中存在的问题进行了讨论，对氢气风险研究具有一定参考意义。 【关键词】核电站；严重事故；火焰加速；爆燃-爆轰转变 【Abstract】This paper presents the state of art on Flame Acceleration（FA）and Deflagration Detonation Transit（DDT）researches relate to containment hydrogen combustion risk under nuclear power plant severe accident. Meanwhile，the remained problem in validation of combustion analyzing software is discussed. 【Key words】Nuclear power plant；Severe accident；FA；DDT 0 前言 核电站严重事故条件下，堆芯丧失有效冷却，堆芯余热使得核燃料元件锆包壳不断升温并与水蒸气反应，产生的大量氢气进入安全壳内与空气混合，当氢气浓度等因素满足一
定条件时，即使外界点火源能量较弱，被点燃的可燃混合气也能逐渐由缓慢的层流扩散燃烧逐渐发展为爆燃甚至爆轰，压力载荷可达初始压力的几倍甚至十几倍，这将直接威胁到安全壳的完整性。 三里岛事故（1979）之后，核工业界开始对氢气-空气-水蒸气混合物的燃烧行为开展研究[1]。对于大型干式安全壳，早期的安全分析表明安全壳设计可以承受爆燃（Deflagration）产生的压力冲击。同时，由于导致氢气混合气爆轰（Detonation）所需的能量较高[2]，而安全壳内不存在此类高能火源，因此不可能发生氢气直接爆炸。但在一定条件下氢气燃烧模式可由爆燃转变为爆轰（DDT）。与外点火源引起的爆炸相比，DDT 现象出现不需要点火源提供较高能量，因此更可能在安全壳内发生，但其发生受到混合物组成、几何条件等因素的影响，机理较为复杂，是90年代至今氢气燃烧研究的重点[3]。 本文由火焰加速（FA）及爆燃-爆炸转变（DDT）的基本现象及发展过程出发，介绍了其中涉及的重要的火焰不稳定机制以及经典爆震波理论，同时，对业界开展的大型氢气燃烧实验进行了梳理，并对目前湍流燃烧数值模拟及其在工程中的应用存在的困难进行了分析。 2 火焰加速和爆燃-爆轰转变现象 火焰加速（FA）和爆燃-爆炸转变（DDT）现象本质是
从福岛核电站事故分析看安全文化(最新版)
从福岛核电站事故分析看安全 文化(最新版) The core of safety culture is people-oriented, which requires the implementation of safety responsibilities in the specific work of all employees. ( 安全文化) 单位：_______________________ 部门：_______________________ 日期：_______________________ 本文档文字可以自由修改
从福岛核电站事故分析看安全文化(最新 版) 日本正遭遇二战以来最大的灾难，这次地震由于其史无前例的强烈震级和同时伴随的强次生灾害揪住了全球民众的心。这其中，福岛第一核电站事故1、2、3、4号机组所发生的事故，由于其可能对周边产生的恶劣影响和对人心理产生的恐慌，引起了越来越强烈的关注。根据诸多业内人士对核电站事故以及事故应急处理的分析，我们看到：福岛第一核电站事故看起来是天灾(地震引发海啸造成装置失效)，但其实也有许多人为因素，也就是说，还是有人做了不应该做的事情，有人没做应该做的事情。 下面我结合专业人士eagle506的技术分析谈一谈这其中的
文化因素。 1、关于应急处置 2011年3月11日下午，地震发生，反应堆安全停堆，按理应该马上向堆芯补水，保证堆芯冷却防止超压，但地震摧毁了电网，厂外电源不可用，这时应该发动应急柴油机，但海啸来了，柴油机房被淹，不过核电厂还备有蓄电池，虽然容量较小，但是在事故后8小时内还是为压力容器的冷却做了一些贡献的。电池眼看就要耗尽，为了保住压力容器，必须要卸压，防止压力容器超压爆炸。而且操作员也确实是这样做的。 但是，12日早，日本首相菅直人要来视察。 如果卸压，环境中的放射性会升高，虽然菅直人是空中视察，但这对没有穿防护服的日本首相来说仍然不是什么好事，所以，根据日本某些论坛的说法(没有得到官方证实)，卸压的事由于此次视察暂时中断。但余热不等人，安全壳内温度压力仍在上升。 菅直人走后，操作员开始继续释放压力容器内部的压力。此时压力容器内的温度约为550摄氏度，堆芯已经裸露并产生大
PCTran压水堆核电站事故仿真实验报告
PCTran压水堆核电站事故仿真实验报告 一、预习报告 实验名称：压水堆核电站事故PCTRAN仿真模拟 实验目的：1、熟悉PCTRAN软件的使用； 2、利用PCTRAN软件模拟核电站的工作、事故工况和事故现象； 3、结合仿真软件深入了解核电站事故的发生原因、现象、后果。 实验仪器设备： 电脑、仿真软件 实验内容： 1、启动电脑，打开PCTRAN仿真软件，熟悉操作界面和 方法。 2、加载运行工况，然后加载事故工况。 3、在事故工况稳定之后，导出事故流程记录，并对事故 中产生响应的参数进行图表记录。 实验原理和背景材料: PCTRAN是基于PC的核能仿真软件包尤其针对核电站运行和事故反应的培训。如堆芯熔化，安全壳失效和放射性物质释放等严重事故也包含在它的范围内。从1985引入以来，PCTRAN 已经成为全世界安装在核电站和研究机构中最成功的培训仿真软件。从1996年起，PCTRAN被国际原子能机构（IAEA）选为年度先进反应堆仿真专题研讨会培训软件。相当多的大学用PCTRAN教授核能技术并用作硕士和博士的论文开发平台。 在核电站模拟方面，提供了正常运行时的仪表和控制显示。另外还提供了反应对冷却剂边界泄露或者安全壳失效的图标。组
合的放射物释放形成了应急计划区的放射性剂量分布。PCTRAN 可以为核电站的工作人员提供真实的培训和练习。模拟程序延展到可以根据现实的气象条件提供区域的剂量预测。它的运行可以是真实的速度也可以是数倍于真实的速度。它的图形用户界面使操作起来十分方便。所有的图标，文本信息和数据都是通过Microsoft Office Suite传递。 PCTRAN现有的模型: · GE BWR 2 (Oyster Creek), 4 (Peach Bottom), 5 (La Salle), 6 (River Bend) and ABWR (Lungmen) with Mark I, II, III or advanced containment · GE ABWR and ESBWR · Westinghouse 2-loop Chasma (300 Mwe) 与秦山一期同型, 600 MW Point Beach与秦山二期同型, and 4-loop (Salem) PWR dry containment or ice condenser containment (Sequoyah) · Westinghouse AP1000 三门或海阳 · Korean Standard Nuclear Plant OPR1000 and APR1400 · B&W (now Areva) PWR’s of once through steam generators (TMI)· Framatome PWR’s 3-loop大亚湾或岭澳, Areva EPR 1600, ATMEA PWR 3-loop, Mitsubishi APWR · ABB BWR’s (TVO) · Russian VVER 1000 田湾, 第三代 AES92
事故树分析范例
事故树分析案例 起重作业事故树分析 一、概述 在工矿企业发生的各种类型的工伤事故中，起重伤害所占的比例是比较高的，所以，起重设备被列为特种设备，每二年需强制检测一次。本工程在施工安装、生产检修中使用起重设备。伤害事故的因素很多，在众多的因素中，找出问题的关键，采取最有效的安全技术措施来防止此类事故的发生，最好的方法是对起重机事故采取事故树分析方法，现对“起吊物坠落伤人”进行事故树分析。 二、起重作业事故树分析 1、事故树图 图6-2 起吊物坠落伤人事故树 T——起重物坠落伤人；
A1——人与起吊物位置不当；A2——起吊物坠落； B1——人在起吊物下方；B2——人距离起吊物太近； B3——吊索物的挂吊部位缺陷；B4——吊索、吊具断裂； B5——起吊物的挂吊部位缺陷；B6——司机、挂吊工配合缺陷； B7——起升机构失效；B8——起升绳断裂； B9——吊钩断裂； C1——吊索有滑出吊钩的趋势；C2——吊索、吊具损坏； C3——司机误解挂吊工手势； D1——挂吊不符合要求；D2——起吊中起吊物受严重碰撞； X1——起吊物从人头经过；X2——人从起吊下方经过； X3——挂吊工未离开就起吊；X4——起吊物靠近人经过； X5——吊钩无防吊索脱出装置；X6——捆绑缺陷； X7——挂吊不对称；X8——挂吊物不对； X9——运行位置太低；X10——没有走规定的通道； X11——斜吊；X12——运行时没有鸣铃； X13——司机操作技能缺陷；X14——制动器间隙调整不当； X15——吊索吊具超载；X16——起吊物的尖锐处无衬垫； X17——吊索没有夹紧；X18——起吊物的挂吊部位脱落； X19——挂吊部位结构缺陷；X20——挂吊工看错指挥手势； X21——司机操作错误；X22——行车工看错指挥手势； X23——现场环境照明不良；X24——制动器失效；
先进压水堆核电厂运行及典型事故仿真实验
（申报2018国家级虚拟仿真实验项目） 先进压水堆核电厂运行及典型事故仿真实验 Virtual Reality for Operation and Typical Accidents of Advanced Pressurized Water Reactor 实验指导书 （在线实验版） Experiment Manual（online） 简介 先进压水堆是当前我国核电技术发展应用的主流。本实验基于工业级的全范围多功能核电厂压水堆模拟机开发。实验内容为正常运行工况下触发的典型事故（冷段破口失水事故、蒸汽发生器传热管断裂事故、控制棒弹棒事故等）的演化瞬态过程及干预操作，也包含反应堆原理演示等。实验形式生动，支持远程运行。
实验分步指导 请在项目主页面点击“我要做试验”，或直接输入虚拟仿真实验项目网址：https://www.360docs.net/doc/bf7606754.html,/virexp/hdc，该页面包含了相关的实验资料，并可下载本实验指导书。点击“操作实验”进入在线实验页面。 注意，本实验支持IE内核的浏览器（如果是Windows 10内置Microsoft Edge 浏览器，打开后请中请点击菜单栏右上角的省略号“…”，在下拉菜单中选择“使用Internet Explorer打开”），推荐使用360极速浏览器。进入实验页面后，请按提示下载安装插件（UnityWebPlayer）。 插件下载完毕后，显示如下界面，进行在线实验的装载。 装载完毕后，显示实验开始界面。 点击开始后，进入在线实验界面。分为实验预备和正式实验两个环节。
实验预备：基础知识与实验原理回顾 在实验预备环节，可以选择如下动态观察和交互式操作，进行基础知识与实验原理的温习回顾，为正式实验做准备。 (1)基于核反应堆基本原理展示系统，观看压水堆部件结构动画演示； 图 核电站原理展示系统 (2)在核电站运行原理模拟机上，通过按钮进行交互式模拟核电站的各种操 作，包括启动、升功率、降功率、喷淋、停堆等关键操作。 图核电站运行原理模拟机界面
三代核电厂提升严重事故应对能力安全技术研发及应用-华南理工大学
附件4： 2018年度广东省科学技术奖公示表 项目名称三代核电厂提升严重事故应对能力安全技术研发及应用 主要完成单位中山大学 中广核研究院有限公司中广核工程有限公司华南理工大学 主要完成人（职称、完成单位、工作单位）1. 陈鹏（高级工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 2. 张小英（教授、中山大学、中山大学） 3. 展德奎（高级工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 4. 刘东杰（高级工程师、中广核工程有限公司、中广核工程有限公司） 5. 杨方青（工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 6. 张雷（工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 7. 梁峻铭（工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 8. 李华（实验师、华南理工大学、华南理工大学） 9. 王春发（工程师、中广核工程有限公司、中广核工程有限公司） 10. 王彪（教授、中山大学、中山大学） 11．林继铭（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 12.张会勇（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 13.冉小兵（研究员级高级工程师，中广核工程有限公司、中广核工程有限公司） 14.杨志飞（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司）15．段承杰（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 项目简介 项目面向自主三代核电厂严重事故应对能力安全技术提升，成功提出了一回路系统分析内耦合高精度和高稳定性的安全分析程序，三维堆芯熔化进程模拟程序；形成自主化的三代压水堆堆芯熔融物冷却滞留系统，形成完整的核电厂金属保温层工程设计、制造、施工工艺体系以及严重事故诊断响应支持系统，对于自主三代核电堆型“华龙一号”安全水平提升具有重大意义。主要技术创新包括： 1.提出了自主第三代大型压水堆堆芯与蒸汽发生器的直接耦合分析理论和高精度快速求解算法，实现全范围瞬态工况下反应堆一回路的热工水力分析。开发了三维堆芯熔化精细化模拟程序。 2.建设了三维IVR整体试验装置，攻克加热、密封等试验难题，获取国际首套1:5
核电厂安全题库与答案
1、按照反应堆堆芯体不同，核反应堆分为哪几种类型？（老师提 示7种） 压水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆、石墨气冷堆、高温气冷堆、快中子增殖堆、 2、压水堆核电站有什么优点？ ①压水堆以轻水作慢化剂及冷却剂，反应堆体积小，技术十分成熟 ②压水堆采用低富集度铀作燃料，铀浓缩技术已经过关 ③压水堆核电厂有放射性的一回路系统和二回路系统分开，放射性冷却剂不会进入二回路而污染汽轮机，运行、维护方便；需要处理的放射性废气、废水及其他废物量较少 3、按照相关规定，核电厂应该设置哪几道安全屏障？ 由燃料棒包壳构成的第一道屏障、由一回路压力边界构成的第二道屏障、安全壳及其辅助边界构成的第三道屏障 4、核反应堆第一道安全屏障由哪些部件构成？ 燃料芯块、带压金属合金包壳及相关元件 5、核反应堆第二道安全屏障由哪些部件构成？ 压力壳及其顶盖，蒸汽发生器一次侧，主泵（包括它们的第一道轴封），稳压器及其与一回路的连管、安全阀和卸压阀，一回路管道、蒸汽发生器和主泵、冷却环路的总成，压力壳内操作控制棒的机械装置，辅助系统（由与其相连的环路开始，到第二道隔离装置） 6、核反应堆第三道安全屏障由哪些部件构成？ 反应堆厂房或安全壳、构成安全壳延伸的某些管道、安全壳隔离系统
管道、其他 7、如何保证安全壳的完整性？ 可以通过改进安全系统以减轻施加在安全壳上的载荷，以及加强安全壳结构，使放射性物质的释放量减小到最低程度；加强其在设计、建造、运行和监督等环节的安全质量把关工作 8、核电厂一般设置哪几级防御？（5级） ①核电厂的设计、建造应考虑防止事故的发生，采取各种有效措施，在运行中提供必须的监督，把事故发生的概率降到最低程度，以达到预期安全运行 ②在满足第一级防御的各项要求之外，谨慎估计发生事故、影响安全的可能性及其对策问题 ③主要考虑如发生设计基准事故，而一些保护系统又同时失效时，必须有另外的专设安全设施投入工作，以防止燃料熔化和限制裂变产物释放 ④为防止和缓解核电厂的严重事故而采取的对策 ⑤以核电厂发生严重事故的应急对策为主要内容，以适时采取应急防护措施保护公众 9、核反应堆电厂核岛系统有哪些设备？ 核蒸汽供应系统 ①压水堆及一回路主系统和设备 ②三个辅助系统：化学和容积控制系统、余热排出系统和安全注射系统
事故树分析法
事故树分析法(FTA) 事故树分析法就是一种既能定性又能定量的逻辑演绎评价方法,就是从结果到原因描绘事故发生的有向逻辑树,在逻辑树中相关原因事件之间用逻辑门连接,构成逻辑树图,为判明事故发生的途径及损害间关系提供一种最形象、最简洁的表达方式。 事故树法又称为故障树分析法,就是一种逻辑演绎的系统评价方法,就是安全系统工程中重要的分析方法之一。它能对各种系统的危险性进行识别评估,既适用于定性分析,又能进行定量分析。具有简明、形象的特点。其分析方法就是从要分析的特定事故或故障顶上事件开始,层层分析其发生原因(中间事件),一直分析到不能再分解或没有必要分析时为止,即分析至基本原因事件为止,用逻辑门符号将各层中间事件与基本原因事件连接起来,得到形象、简洁地表达其因果关系的逻辑树图形即故障树。通过对其简化计算得到分析评价目的的方法。 故障树分析法的主要功能 1、对导致事故的各种因素及其逻辑关系作出全面的描述 2、便于发现与查明系统内固有的或者潜在的危险因素,为安全设计、制定技术措施及 采取管理对策提供依据 3、使作业人员全面了解与掌握各项防灾要点 4、对已发生的事故进行原因分析 故障树的分析步骤 1、确定所分析的系统 2、熟悉所分析的系统 3、调查系统发生的事故 4、确定事故的顶上事件 5、调查与顶上事件有关的所有原因事件 6、故障树作图 7、故障树的定性分析 8、故障树的定量分析 9、安全性评价
事故树的主要符号 事件符号 逻辑符号 顶上事件、中间事件符号,需要进一步的分析 基本事件符号,不能进一步往下分析 正常事件,正常情况下存在的事件 省略事件,不能或者不需要分析
从福岛核电站事故分析看安全文化
从福岛核电站事故分析看安全文化 日本正遭遇二战以来最大的灾难，这次地震由于其史无前例的强烈震级和同时伴随的强次生灾害揪住了全球民众的心。这其中，福岛第一核电站事故1、2、3、4号机组所发生的事故，由于其可能对周边产生的恶劣影响和对人心理产生的恐慌，引起了越来越强烈的关注。根据诸多业内人士对核电站事故以及事故应急处理的分析，我们看到：福岛第一核电站事故看起来是天灾(地震引发海啸造成装置失效)，但其实也有许多人为因素，也就是说，还是有人做了不应该做的事情，有人没做应该做的事情。 下面我结合专业人士eagle506的技术分析谈一谈这其中的文化因素。 1、关于应急处置 2011年3月11日下午，地震发生，反应堆安全停堆，按理应该马上向堆芯补水，保证堆芯冷却防止超压，但地震摧毁了电网，厂外电源不可用，这时应该发动应急柴油机，但海啸来了，柴油机房被淹，不过核电厂还备有蓄电池，虽然容量较小，但是在事故后8小时内还是为压力容器的冷却做了一些贡献的。电池眼看就要耗尽，为了保住压力容器，必须要卸压，防止压力容器超压爆炸。而且操作员也确实是这样做的。 但是，12日早，日本首相菅直人要来视察。 如果卸压，环境中的放射性会升高，虽然菅直人是空中视察，但这对没有穿防护服的日本首相来说仍然不是什么好事，所以，根据日本某
些论坛的说法(没有得到官方证实)，卸压的事由于此次视察暂时中断。但余热不等人，安全壳内温度压力仍在上升。 菅直人走后，操作员开始继续释放压力容器内部的压力。此时压力容器内的温度约为550 摄氏度，堆芯已经裸露并产生大量氢气。所以，含有氢气的蒸汽，通过卸压水箱简单的降温和过滤就被排放到厂房大气中。 下午三点左右，随着一声巨响，反应堆厂房顶盖被爆炸完全摧毁，只剩下钢结构。。。 这是很典型的一个例子。起初是低估了事故的后果，后来关键时刻，没有恪守安全第一的原则，由于首相的视察中断了正在进行的卸压操作，最终导致了反应堆厂房爆炸。如果时光可以倒流，我们知道，应该本着“以人为本，安全第一”的原则，作最坏的打算，做最周全的准备，而在应急处置的关键时刻，应该拒绝首相的视察，全力以赴投入到抢险工作中。但是很遗憾，时光不能重来。 2、关于采取何种措施的问题 在整个过程中，操作员一直在采取比较保守的冷却方式。虽然有机会，但是直到爆炸发生也没有向堆芯内注入硼水，而是用清水代替。一方面是不希望反应堆就此报废，一方面是对反应堆的承受能力抱有侥幸心理。客观的说，操作人员在最大限度的保护反应堆，但是没有在最大限度上保护公众的安全。 我们知道：安全文化最核心的理念就是“以人为本，安全第一”、“安全
日本福岛核泄漏事故经过以及对中国的影响
日本福岛核泄漏事故经过以及对中国的影响 2011年3月11日13时46分，日本近海发生9.0级地震，随之导致的海啸和核泄漏危机使这个国家陷入了前所未有的灾难之中。地震海啸纯属天灾无法避免，然而核泄漏危机却可以说是真正的人祸。 福岛第一核电站位于福岛工业区，同在该工业区内的有福岛第二核电站。两个核电站统称为福岛核电站。第一核电站共有6个反应堆，第二核电站拥有4个反应堆。经受地震及海啸袭击后，第一核电站6个反应堆均出现程度不等的异常情况。 核泄漏原因之一：技术缺陷、设备老化、选址不科学等因素是此次日本核泄漏事故不断发酵的原因。 福岛第一核电厂1号反应炉1971年开始运转，运行时间将近40年，严重老化。据悉，日本很多核电设备不少已是“超期服役”，使用寿命接近或超过25至30年的最长年限。据日本媒体报道，今年2月7日，东京电力公司完成了对于福岛第一核电站1号机组的分析报告，报告称机组已经服役40年，出现了一系列老化迹象，包括反应堆压力容器的中性子脆化、热交换区气体废弃物处理系统出现腐蚀等。抗震标准老化也为事故埋下了隐患。日本早期核电站设计抗震标准为里氏6.5级。2006年日本修改了核电站抗震标准，将这一标准提高到抗震能力最大为里氏7.0级。但目前日本国内55座核电站中，只有静冈县的滨冈核电站达到了最新抗震标准。据东京电力公司文件显示，对第一和第二核电站的地震测试假设，最高只有7.9级，换言之，该核电站的安全设计水平，远未达到抵御9级地震的标准。 11日下午，日本东北部海域发生9级强震，并引发强烈海啸，当天日本电力公司宣布，其在日本北部女川町工厂的三座核反应堆自动关闭。然而，几天后相继传来核电站爆炸和反应堆受损的消息。部分专家通过媒体上描绘的各个节点的场景为记者勾勒出福岛核电站核泄漏的大致过程： 由于核裂变的链式反应在地震之初就已自动停止，所以在核反应堆内的燃料棒不会发生像原子弹那样的核爆炸。所谓堆芯熔化，是指核反应堆温度上升过高，造成燃料棒熔化并发生破损事故。失去冷却水后，堆芯水位下降，燃料棒露出水面，燃料中的放射性物质产生的热量无法去除，随后温度持续上升会导致这种情况。 据日本媒体报道，操作人员尝试打开阀门，释放反应堆容器内的蒸气以让反应堆内的压力下降，爆炸声响起，厂房轰然倒塌。有专家分析，反应堆堆芯附近蒸汽外泄后产生的氢气和周围空气中的氧气发生反应引发爆炸，这场爆炸有可能导致护罩安全壳局部受损，从而导致铀燃料能够对外放射。无法有效对堆芯降温正是这次事故的关键所在。由于发电机在地震中遭到损毁，冷却水循
第三章 核电厂事故分析基本知识
第3章核电厂事故分析的基本知识 3．1 核电厂事故分析的作用 事故分析是研究核电厂可能发生事故的种类及发生频率，确定事故发生后系统的响应及预计事故的进程，评价各种安全设施及安全屏障的有效性，研究各项因素及操纵员干预对事故进程的影响，估计事故情况下核电厂的放射性释放量及计算工作人员与居民所受的辐射剂量。 在核电厂设计过程中，事故分析用于选取停堆保护信号，确定停堆参数整定值和停堆延迟时间，确定缓解事故的专设安全设施的参数。 对于设计基准事件的分析是核电厂安全分析报告中必要的一章。分析的目的在于表明该核电厂设计足以控制这些事件的后果，使工作人员、公众和环境不至于受到不适当的放射性风险。 通过严重事故分析，可以找到核电厂的薄弱环节，有助于提高核电厂的安全性。严重事故分析，还可作为制定应急计划的依据。 3．2核电厂事故分析的方法 事故分析采用确定论及概率论方法，这两种方法相辅相成。设计基准事件的分析，以确定论方法为主；严重事故的分析，两种方法并用，侧重于概率论方法。 3．2．1确定论安全分析 从系统及部件失效和损坏，或人员失误的角度，假定事故确定地发生，按照分析问题的要求，选用保守或现实模型以及一系列规则和假设，分析计算整个核电厂系统的响应，直至得到该事故的放射性后果。 保守模型 又称评价模型。在分析中采用的初始条件及各项参数，均须从不利方面加上不确定性。要选用保守的各种关系式及标准，此外还必须考虑四项基本假设。保守模型一般用于核电厂安全审批过程，在该模型中考虑了最不利的情况，得出的是事故后果的极限值，给核电厂留有相当大的安全裕度。其缺点是分析所得的事故过程，有时与真实情况相差较远，使工作人员不能了解过程的实际变化。 现实模型 又称最佳估算模型。在分析中采用核电厂的运行参数或参数的平均值，尽量选用接近真实情况的关系式及标准，不考虑不合实际的保守假设。因而所得结果能接近真实情况。现实模型经常用于核电厂操作规程的制定和严重事故分析。作为一种尝试，目前正在研究使用现实模型分析，在其结果上加上适当裕度，作为代替保守模型或平行于保守模型的一种方法。 在用确定论方法进行事故分析中，所涉及的事故分析程序大致可分成以下六种。 (1)系统分析程序 可以模拟核电厂的一、二回路系统以及稳压器、蒸汽发生器、泵、阀门、燃料元件等设备。具有能计及各种反应性反馈的点堆或一维中子动力学模型，一般在流体力学上是一维的，有些程序堆芯是三维的，程序的规模大，一般有数万至20余万行。总体上分析核电厂在失水事故及各种瞬变过程中系统的响应，是事故分析中最主要的程序，如RETRAN，RELAP5，TRAC等。 (2)堆芯分析程序 或可称之为子通道分析程序，它以系统程序计算的结果作为边界条件，考虑堆芯内各处
福岛核事故原因分析
福岛核事故原因分析 作者：苏秀彬 日本是一个资源极度贫乏的国家，据统计，日本全国有18座核电站，总共60座核反应堆，大都是属于沸水反应堆。由于沸水反应堆发电量高，没有二回路循环系统，相比压水反应堆，输出功率大，造价性对低廉，一直受到日本核电工业的青睐，日本新设计的第四代反应堆也是采用沸水反应堆。 福岛核电站位于北纬37度25分14秒，东经141度2分，地处日本福岛工业区。它是目前世界最大的核电站，由福岛一站、福岛二站组成，共10台机组（一站6台，二站4台），均为沸水堆，受日本大地震和海啸影响，福岛第一核电站受损极为严重，其中1号-4号机组损毁最为严重。目前，福岛第一核电站事故等级为最高级7级。 日本福岛第一核电站 沸水堆又叫轻水堆，由压力容器及其中间的燃料元件、十字形控制棒和汽水分离器等组成。沸水堆核电站工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量，使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。
福岛第一核电站结构设计图 通常，为了安全起见，反应堆冷却系统有三种供电方式。分别为电网供电，柴油机供电和汽轮机发电供给。大地震摧毁了核电站的外部电力供应，循环冷却系统在没有电力供应的情况下停止运转，此时核电站紧急启动了柴油发电机组，来维持循环冷却系统的运行，但不幸的是海啸来了，海水灌入摧毁了发电机组。发电机组损坏之后，核电站启动了备用电池，这种备用电池大概能维持循环冷却系统8小时运行所需要的电力。在这8个小时内，需要找到另外一种供电措施。通过卡车运来了移动式柴油发电机，更不幸的事情发生了，运过来的柴油发电机竟然因为接口不兼容无法连接，8小时过后循环冷却系统停止运转。 我们知道：福岛第一核电站一号 但是停堆之后，反应堆中的放射性物 质仍然有少量在继续衰变，放出衰变 能。这个能量大约占反应堆总输出功 率的1%左右。那么这样计算来看， 停堆之后反应堆仍然有4.6万千瓦的 输出，但是输出功率只占反应堆总功 率的33%左右，也就是说实质上，停 堆之后的福岛一号反应堆中总放射 性衰变能在13.8.万千瓦左右。 由于没有了冷却循环，反应堆压 力容器中的冷却水在不断地吸收这 些衰变能，变成蒸汽，液面下降，同
事件树分析方法详细版
文件编号：GD/FS-2424 （安全管理范本系列） 事件树分析方法详细版 In Order To Simplify The Management Process And Improve The Management Efficiency, It Is Necessary To Make Effective Use Of Production Resources And Carry Out Production Activities. 编辑：_________________ 单位：_________________ 日期：_________________
事件树分析方法详细版 提示语：本安全管理文件适合使用于平时合理组织的生产过程中，有效利用生产资源，经济合理地进行生产活动，以达到实现简化管理过程，提高管理效率，实现预期的生产目标。，文档所展示内容即为所得，可在下载完成后直接进行编辑。 一、基本概念 事件树分析起源于决策树分析，它是一种按事故发展的时间顺序由初始事件开始推论可能的后果，从而进行危险源辨识的方法。 一起事故的发生，是许多原因事件相继发生的结果，其中，一些事件的发生是以另一些事件首先发生为条件的，而一事件的出现，又会引起另一些事件的出现。在事件发生的顺序上，存在着因果的逻辑关系。事件树分析法是一种时序逻辑的事故分析方法，它以一初始事件为起点，按照事故的发展顺序，分成阶段，一步一步地进行分析，每一事件可能的后续事件只能取完全对立的两种状态（成功或失败，正常或
故障，安全或危险等）之一的原则，逐步向结果方面发展，直到达到系统故障或事故为止。所分析的情况用树枝状图表示，故叫事件树。它既可以定性地了解整个事件的动态变化过程，又可以定量计算出各阶段的概率，最终了解事故发展过程中各种状态的发生概率。 二、事件树分析法的作用 1．ETA可以事前预测事故及不安全因素，估计事故的可能后果，寻求最经济的预防手段和方法。 2．事后用ETA分析事故原因，十分方便明确。 3．ETA的分析资料既可作为直观的安全教育资料，也有助于推测类似事故的预防对策。 4．当积累了大量事故资料时，可采用计算机模拟，使ETA对事故的预测更为有效。 5．在安全管理上用ETA对重大问题进行决策，
秦山二期核电厂严重事故下安全壳内氢气浓度分布及风险初步分析
核 动 力 工 程 Nuclear Power Engineering 第29卷 第2期 2 0 0 8 年4月 V ol. 29. No.2 Apr. 2 0 0 8 文章编号：0258-0926(2008)02-0078-07 秦山二期核电厂严重事故下安全壳内 氢气浓度分布及风险初步分析 邓 坚，曹学武 （上海交通大学核科学与工程学院，上海，200240） 摘要：采用模块化严重事故计算工具，对秦山二期核电厂大破口失水事故(LB-LOCA)、小破口失水事故(LB-LOCA)和全厂断电(SBO)诱发的严重事故序列以及安全壳内的氢气浓度分布进行了计算分析。在此基础之上，参考美国联邦法规10CFR 关于氢气控制和风险分析的标准，对安全壳的氢气燃烧风险进行了初步研究。分析结果表明：大破口严重事故导致的安全壳内的平均氢气浓度接近10%，具有一定的整体性氢气燃烧风险，小破口失水和全厂断电严重事故可能不会导致此类风险，但仍然存在局部氢气燃烧的可能。 关键词：严重事故；安全壳；氢气浓度分布；氢气风险 中图分类号：TL364＋. 4 文献标识码：A 1 引 言 在轻水堆核电厂严重事故进程中，锆合金包 壳与水或水蒸汽产生大量的氢气，并通过反应堆冷却剂系统(RCS)压力边界或压力容器破口释放 到安全壳中[1， 2]。如果压力容器下封头被熔穿，堆芯熔融物又会与安全壳堆腔内水或混凝土接 触反应，释放出大量氢气和少量其他易燃易爆气体[3]。释放的氢气在安全壳内扩散流动，与水蒸气、空气混合，形成可燃混合气体。当氢气的浓度超过可燃浓度限值4%时[4]，则可能发生燃烧，甚至爆炸。这将会引起安全壳超压和温度升高，从而对安全壳的完整性构成威胁，放射性裂变产物因此可能释放到环境中，造成严重后果。 针对严重事故下安全壳内的可燃气体控制，我国最新颁布的《核动力厂设计安全规定》(HAF102)明确要求：“必须充分考虑在严重事故下控制可能产生或释放的裂变产物、氢和其他物质的措施”。另外，参考美国联邦法规10CFR 规定：①必须提供氢气控制系统以安全地容纳相当于100%燃料包壳金属-水反应产生的氢气；②在事故期间及以后，相当于100%燃料包壳金属-水反应产生的氢气均匀分布时的浓度小于10%。因此，对核电厂进行严重事故下安全壳内氢气浓度 分布的计算分析，根据计算结果确定有效的氢气控制措施，对于满足我国核安全法规要求，具有现实的工程意义。 氢气导致的安全壳失效风险与具体的严重事故序列、安全壳类型、体积和隔间结构等许多因素相关。本文以秦山二期核电厂为分析对象，使用模块化严重事故计算工具——MAAP 程序，对比分析了典型严重事故工况下的氢气产生以及氢气在安全壳内的流动分布情况。并参考法规要求，初步分析了该核电厂的氢气燃烧风险。这些分析工作，可为秦山二期核电厂的氢气控制和严重事故管理工作提供一些参考。 2 计算程序 本文使用模块化严重事故计算工具(MAAP4程序)对秦山二期核电厂不同严重事故条件下的安全壳内的氢气浓度分布进行了计算分析。MAAP 程序耦合了热工水力学计算以及裂变产物释放和迁移计算，可以模拟严重事故的进程现象，从初始事件开始，既可以向安全、稳定、可冷却的反应堆状态发展，也可以向安全壳结构失效最终导致裂变产物向环境释放的事故状态发展。MAAP 程序长期作为压水堆核电站严重事故 收稿日期：2007-03-30；修回日期：2007-09-10
事件树分析步骤
编订：__________________ 审核：__________________ 单位：__________________ 事件树分析步骤 Deploy The Objectives, Requirements And Methods To Make The Personnel In The Organization Operate According To The Established Standards And Reach The Expected Level. Word格式 / 完整 / 可编辑
文件编号：KG-AO-2490-31 事件树分析步骤 使用备注：本文档可用在日常工作场景，通过对目的、要求、方式、方法、进度等进行具体的部署，从而使得组织内人员按照既定标准、规范的要求进行操作，使日常工作或活动达到预期的水平。下载后就可自由编辑。 （1）确定或寻找可能导致系统严重后果的初因事件，并进行分类，对于那些可能导致相同事件树的初因事件可划分为一类； （2）构造事件树，先构造功能事件树，然后构造系统事件树； （3）进行事件树的简化； （4）进行事件序列的定量化。 在进行事件树分析时，应首先了解系统构成和功能，特别要注意以下几点： （1）在确定和寻找可能导致系统严重事故的初因事件和系统事件时，要有效地利用平时的安全检查表、巡视结果、未遂事件和故障信息，以及相关领域、类似系统和相似系统的数据资料。 （2）选择初因事件时，重点应放在对系统安全
影响大、发生频率高的事件上。 （3）对开始阶段选择的初因事件应进行分类整理，对于可能导致相同事件树的初因事件要划分为一类，然后分析各类初因事件对系统影响的严重性，应优先做出严重性最大的初因事件和事件树。 （4）在根据事件树分析结果制定对策时，要优先考虑事故发生概率高、事故影响大的项目。 （5）当系统的事故发生概率是由组成系统的作业过程中各阶段安全措施的程序错误或失败概率的逻辑积表示时，其对应的措施是使发生事故的各阶段中任何一项安全措施成功即可，并且对策的时机越早越好。 （6）系统中事故发生概率是由构成系统的作业过程中各事故发生的逻辑和表示时，须采取的对策是使可能发生事故的所有阶段中的安全措施都成功。 （7）事故防止对策的种类，包括体制方面、物的对策和人的对策。 请在这里输入公司或组织的名字
典型压水堆核电厂一回路热力系统小破口失水事故计算分析
典型压水堆核电厂一回路热力系统小破口失水事故计算分析 核工程与核技术专业 学生指导老师 [摘要]压水堆是使用轻水作冷却剂和慢化剂，在高温、高压条件下运行的核反应堆，它所使用的燃料为低浓度的浓缩铀。在20世纪80年代，压水堆被认为是技术最成熟，最经济，最安全的堆型。目前，我国内地大部分正在运行和在建机组为压水堆机组。而压水堆核电站与普通火电站的最大区别就在于：它的一回路带有放射性。当压水堆发生小破口失水事故后，可能导致反应堆冷却剂中的放射性物质进入安全壳，经安全壳泄露之后，会污染环境。而通过研究典型压水堆核电厂一回路热力系统在小破口失水事故工况下的系统响应，能够让我们对压水堆核电厂的安全有更直观的认识，确保核电能够安全有效的为人类服务。 本论文是以典型压水堆核电厂为研究对象，用RELAP5软件为工具，对核电厂的一回路热力系统进行建模和仿真。建模和仿真的范围是：反应堆冷却剂系统(RCP)、与安全分析有关的一回路辅助系统。一回路辅助系统主要包括：辅助给水系统(ASG)、反应堆余热排出系统(RRA)、安全注入系统(RIS)和化学容积控制系统(RCV)。在建模的过程中运用了模块化结构的方法，即：先将一回路的热力系统模型分解为若干个功能独立，能够分别调试、设计以及验证的模块，然后再逐层耦合组成分系统模型，最后整合成完整的一回路热力系统模型。 根据所建一回路热力系统模型进行稳态计算，并将计算结果与典型压水堆核电厂的数据进行对比分析。在此基础上，对冷管段的小破口失水事故的极限工况瞬态过程进行了模拟和分析，通过仿真实验，了解事故发生过程中反应堆堆芯的热工水力状况。 [关键词] 压水堆，RELAP5，一回路热力系统，建模，小破口失水事故
事件树分析法
事件树分析法 ETA的理论基础是系统工程的决策论。与FTA恰好相反，该方法是从原因到结果的归纳分析法。其分析方法是：从一个初因事件开始，按照事故发展过程中事件出现与不出现，交替考虑成功与失败两种可能性，然后再把这两种可能性又分别作为新的初因事件进行分析，直到分析最后结果为止。其特点是能够看到事故发生的动态发展过程。在进行定量分析时，各事件都要按条件概率来考虑，即后一事件是在前一事件出现的情况下出现的条件概率。 事件树分析(Event Tree Analysis)法是一种逻辑的演绎法，它在给定一个初因事件的情况下，分析此初因事件可能导致的各种事件序列的结果，从而定性与定量地评价系统的特性，并帮助分析人员获得正确的决策，它常用于安全系统的事故分析和系统的可靠性分析，由于事件序列是以图形表示，并且呈扇状，故称事件树。 事件树也是一种决策树，但是它的结果仅仅依赖于系统的内在客观规律，而在决策树中结果取决于决策者的主观控制和影响。 事件树可以描述系统中可能发生的事件，特别是在安全分析中，在寻找系统可能导致的严重事故时，是一种有效方法。事件树和决策树都强调获得事件序列的最后结果。事件树的初因事件可能来自系统内的失效或者外部事件，在初因事件发生后相继引发的事件仅仅由系统的设计功能所决定，它们投入的次序是一定的。 事件树分析的步骤如下： 1．确定或寻找可能导致系统严重后果的初因事件，并进行分类，
对于那些可能导致相同事件树的初因事件可划分为一类； 2．构造事件树，先构造功能事件树，然后构造系统事件树； 3．进行事件树的简化； 4．进行事件序列的定量化。 在进行事件树分析时，应首先了解系统构成和功能，特别要注意以下几点： 1．在确定和寻找可能导致系统严重事故的初因事件和系统事件时，要有效地利用平时的安全检查表、巡视结果、未遂事件和故障信息，以及相关领域、类似系统和相似系统的数据资料。 2．选择初因事件时，重点应放在对系统安全影响大、发生频率高的事件上。 3．对开始阶段选择的初因事件应进行分类整理，对于可能导致相同事件树的初因事件要划分为一类，然后分析各类初因事件对系统影响的严重性，应优先做出严重性最大的初因事件的事件树。 4．在根据事件树分析结果制定对策时，要优先考虑事故发生概率高、事故影响大的项目。 5．当系统的事故发生概率是由组成系统的作业过程中各阶段安全措施的程序错误或失败概率的逻辑积表示时，其对应的措施是使发生事故的各阶段中任何一项安全措施成功即可，并且对策的时机越早越好。 6．系统中事故发生概率是由构成系统的作业过程中各事故发生的逻辑和表示时，须采取的对策是使可能发生事故的所有阶段中的安