核电安全学复习资料

风险的定义
风险：生命与财产损失或损伤的可能性 。
事件发生造成 的后果 事件发生 的频率
数学语言
事件发生造成的后果与事件发生的频率的乘积
损害 损害 R C 单位时间 事件

事件 P 单位时间
核电的安全总目标：在核电厂里建立并维持一套有效的防护措施， 以保证工作人员、社会及环境免遭放射性危害。 辅助目标：1、辐射防护目标：确保在正常运行时核电厂及从核 电厂释放出来的放射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低 的水平，并且低于规定的限值，还确保事故引起的辐射照射的程度 得到缓解；2、技术安全目标：有很大把握预防核电厂事故的发生； 对核电厂设计中考虑的所有事故，甚至对于那些发生概率极小的事 故都要确保其放射性后果（如果有的话）是很小的；确保那些会带 来严重放射性后果的严重事故发生的概率非常低。 核电厂的安全对策(反应堆安全三要素) 有效控制反应性 确保堆芯冷却 包容放射性产物 反应性控制的方式：控制棒、可燃毒物、可溶毒物
启动和自供给的；2.没有移动的部件；3.不需要外部供能。
安全壳直接加热：压力容器下封头失效，高压的冷却
剂、堆芯熔融物喷放到堆腔，这些东西有可能扩散到安全壳的 其他隔间，并通过复杂的化学物理过程对安全壳大气进行加热， 使安全壳内压力、温度迅速升高，从而可能导致安全壳的早起 失效，导致非常严重的放射性释放后果。
固有安全性：当反应堆出现异常工况时，不依靠认为操作或外部设
备的强制性干预，只是由堆的自然的
2015-4-15
确保反应堆安全的四种安全性要素：
自然的安全性：指反应堆负反应性温度系数、燃料多普勒效应、 控制棒依靠重力插入堆芯等自然科学法则的安全性。 非能动的安全性：建立在惯性原理、重力法则、传热原理等非能 动设备的安全性（无源）。 能动的安全性：依靠能动设备保障的安全，即需由外部条件加以 保证的安全性。 后备的安全性：依靠冗余系统的可靠度或阻止放射物质逸出的多 道屏障提供的安全性。 核安全法规以及格式意义：
事故处置基本任务顺序：
①
② ③
④
预防堆芯损坏 燃料滞留于压力边界 尽可能长时间地维持安全壳完整 尽量减少放射性向厂外的释放
严重事故处置战略的具体对策
（1）根据PSA研究结果，制定事故处置规程和导则 （2）根据规程和导则培训人员 （3）技术改进，以协助事故处置规程的实施 （4）明确决策责任，改进人事关系
低压过程
堆芯熔化时压力容器内压力低，压力容器底部熔融物在重力作用下毁坏压 力容器的贯穿件向安全壳扩散。 事故后果 熔融物与水接触可能出现蒸汽爆炸； 熔融物或碎片落到混凝土上并与之产生化学反应，混凝土熔化分解，产生 H2、CO、CO2； 安全壳被熔穿后，熔融物会继续穿透几米的地下土层，最后与环境达到热 平衡。
① ② ③
氢气爆炸的预防：
1、装备安全级的消氢系统：将安全壳大气抽出一部分，通过加热 到800℃左右金属触媒网，促使氢与氧化合而消氢。 2、氢点火器：将这种小型装置安装布置在适当的隔室内，点火器 内的微小电火花可以使可能存在的氢气与氧气结合。 3、复合器：这些复合器的工作原理在于催化氢气和氧气反应，使 之在较低的氢气浓度下反应。这种反应是非能动的，即1.是自
防止高压熔堆：
(1)高压熔堆的概念：瞬时形成小颗粒，均布，锆水快速反应 (2)高压熔堆危险：安全壳大气直接加热DCH (3)高压熔堆的预防：适时地开启稳压器安全阀卸压，尽早将其转 变为低压过程。
高压熔堆与低压熔堆的特点
与低压熔堆相比，高压熔堆过程有如下特点： 1.高压堆芯熔化过程进展相对较慢，约为小时量级，因而有 比较充裕的干预时间； 2.燃料损伤过程是随堆芯水位缓慢下降而逐步发展的，对于 裂变产物的释放而言，高压熔堆过程是“湿环境”，气溶胶 离开压力容器前有比较明显的水洗效果
超设计基准事故：指严重性超过设计基准事 故的事故工况。 严重事故：严重性超过设计基准事故并造成 堆芯明显恶化的事故工况。
核电厂区别与常规火电厂的特殊安全问题
超功率事故，控制要求特别高。 剩余发热很强，需要长期冷却。 放射性（运行、停闭），需要屏蔽。 产生大量放射性废物，必须妥善处置。
2015-4-15
三道屏障：燃料元件包壳、将反应堆冷却剂全部包括 在内的一回路压力边界、安全局
纵深防御的基本安全原则：
1、通过保守的设计和高质量的建设与运行防止电站偏离正 常运行工况 2、通过控制与保护系统检测失效和及时纠正非正常的运行 工况 3、通过专设安全设施和事故规程把事故控制在设计基准范 围内 4、通过事故缓解措施和事故管理章程控制事故进展和缓解 事故后果 5、通过场外应急响应缓解放射性释放后果
严重事故缓解的方法
保护三道屏障的完整； 减少放射性泄漏； 安全壳排热；
防止底板熔穿；
防止事态恶化。
安全壳热量排除与减压：
（1）喷淋及喷淋再循环：安全壳内水蒸汽冷凝，放射性碘和气溶 胶消洗。缺点：对设备的腐蚀、善后工作复杂; 晚期喷淋可能 引发氢爆 （2）安全壳风冷系统：能排除停堆后部分衰变余热，缓解其他系 统的压力。
严重事故的定义：严重性超过设计基准事故，
造成堆芯损坏甚至可能有放射性物质向环境失控 外泄后果的事故工况。
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严重事故处置的战略
采用纵深防御的原则。严重事故处置战略（严重 事故对策包括两方面内容）： 第一防止堆芯熔化，事故预防（Prevention）； 第二尽量减少放射性释放，事故缓解（Mitigation）
大破口失水事故事故进程和分析：
喷放
破口发生→低压停堆→ECC启动信号→安注泵启动 →安注箱注水→安全壳喷淋泵启动→注水旁路中止 喷放中止→安注泵启动→注水淹没到堆芯下端头 安全壳喷淋启动→安注箱排空→堆芯骤冷结束 换料水箱低水位，向安全壳地坑取水→向长期冷却 再循环切换
再灌水 再淹没 长期冷却
应急计划
• 大亚湾核电厂厂内应急计划将应急状态分成4个级别 – 应急待命： • 电厂的有关入员得到通知 ,进入准备应急的状态。 – 厂房应急 • （应急状态的影响只限于工厂的部分区域） ： 厂内的人员行动起来，并通知场区外的有关机构。 – 厂区应急 • （应急状态的影响限于场区内）。场区内的人员 行动起来，并通知场外的有关机构，场外的一些 机构也可以行动起来。 – 总体应急 • （应急状态的影响已超出场区边界）。执行整个 场内、场外的应急响应计划。
2015-4-15
安全注射系统的主要用途
•当一回路主系统的管道或设备发生破裂而引起失水事故 时，安全注射系统能为堆芯提供应急的和持续的冷却， 在事故发生的第一阶段，尽快将硼水直接注入堆芯，并 在一定时间后，过渡到第二阶段，利用积聚在安全壳地 坑里的水再循环，防止燃料元件包壳因堆芯失水而烧毁。 •当化学和容积控制系统失效时，补偿一回路少量的泄漏， 以保持稳压器内的水位。 •发生蒸汽管道破裂事故时，安注系统能将含高浓度硼酸 的水注入堆芯,抵消因慢化剂过度冷却所引入正反应性， 防止反应堆重返临界。
2015-4-15
多普勒效应：燃料温度升高，使共振峰的宽度展宽而峰值降低，
结果使中子的吸收增加，慢化的中子减少，引入负反应性，对核安 全起很大作用。
确定论分析法的基本思想：在同一概率水平下，选择一组最大
必能抵御其它低于设计基准的事故，核电站的核安全可得到确实的
的可信事故，作为设计基准事故，设计若能抵御这类设计基准事故，
复习
什么要进行核电厂安全分析？
正常运行情况下核电厂不会显著地释放出放 射性物质，但在某些事故工况下有可能发生 放射性物质大量释放，从而造成对核电厂工 作人员及周围公众的放射性危害。因此核电 厂事故分析就是为了显示核电厂在事故情况 下对公众的放射性危害是有控制的、是符合 国家有关法规要求的。
设计基准事故：核动力厂按确定的设计准则 在设计中采取了针对性措施的那些事故工况。
保证，超过基准事故的事故，被认为是不可能发生的。确定论法人
为地将事故分为“可信”与“不可信” 两类。对压水堆核电厂，将主 却剂管道冷管段双端剪切断裂作为最大可信事故，在设计中作了认 真考虑，并加以严密的设防。
确定论评价方法的不足：采用的分析模型为
成熟且被广泛接受、经验和保守的机理性模型和 程序，安全系统只发生单一故障，分析的对象为 人为假定体制，即单位内部必要的体制和管理部
门的逐级责任制；第二是每个人的响应，即各级人员积极响应上述体制并最 终从中获利的态度。
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。 满足以及确保单一故障原则的其他准则：1、冗余原则 ：导致 某一部件不能执行其预定功能的一种随机故障。 只有采取冗余设 计才能控制单一故障。2、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，即通过多重系统或部件中引入不同属性来提 高系统的可靠性。3、故障安全原则 ：“故障安全”意味着朝着安 全的方向失效，亦即安全设施的设计应做到其本身的故障都能触发 加大安全性的动作。4、独立性原则：为了提高系统的可靠性防止 发生共因故障或共模故障，系统设计中应通过功能隔离或实体分隔 实现体通体布置和设计的独立性。
3.压方容器下封头失效时刻的压力差，使髙压熔堆过程后堆 芯熔融物的分布区域比低压熔堆过程的更大,并有可能造成安 全壳内大气的直接加热，因而，高压熔堆过程具有更大的潜 在威胁。
2015-4-15
高压过程
堆芯熔化时压力容器内处于高压状态，压力容器底部熔穿前，底部焊缝因 高温蠕变失效突然断裂。
事故后果
裂变碎片自压力容器喷出（高温熔喷），安全壳内快速积聚大量热量，温度 和压力迅速提高，可能引发安全壳早期超压失效。
核电厂状态分类：（我国） 1、正常运行：核电厂在规定运行限值和条件范围内 的运行。 2、预计运行事件：核电厂运行寿期内预计可能出现 一次或数次偏离正常运行的各种运行过程。由于设计 中已采取相应措施，这类事故不致于引起安全重要物 项的严重损毁，也不致导致事故工况。 3、设计基准事故：核动力厂按确定的设计准则在设 计中采取了针对性措施的那些事故工况 4、严重事故：严重性超过设计基准事故，造成堆芯 损坏甚至可能有放射性物质向环境失控外泄后果的事 故工况。