核反应堆安全分析-5
核反应堆安全分析PPT课件
h
1
• 事故分析方法
确定论分析方法：考验电厂设计总体完整性的主要手
段。
概率论安全分析方法：一种系统的工程安全评价技
术。
h
2
• 设计基准事故 (DBA)
根据法规的要求，选用设计基准事故（Design Basis Accident, DBA）是为了考验安全系统的设计裕度。
• 控制棒组件落棒；
• 硼失控稀释；
• 部分失去冷却剂流量；
• 失去正常给水；
• 给水温度降低；
• 负荷过分增加；
• 隔离环路再启动；
• 甩负荷；
• 失去外电源；
• 一回路卸压；
• 主蒸汽系统卸压；
• 满功率运行时，安注系统误动作，等。
h
22
稀有事故
一回路系统管道小破裂（SBLOCA）； 二回路系统蒸汽管道小破裂； 燃料组件误装载； 满功率运行时抽出一组控制棒组件； 全厂断电SBO(反应堆失去全部强迫流量)； 放射性废气、废液的事故释放； 蒸汽发生器单根传热管断裂事故。
h
5
除最严重的单一故障以外，分析中还有其它4个附加的补 充保守假设：
• 事故同时合并失去厂外电源；
• 反应性价值最大的一组控制棒卡在全提棒的为止不能下插；
• 分析中只考虑安全相关设备，不计及非安全设备的缓解功能；
• 必要时考虑合并不利的外部条件。
根据美国联邦法规10CFR50附录K的要求，分析所用核电厂
如：热工水力系统分析程序Relap、Trac、Cathare、Retran、TRACE等；
子通道分析程序：Cobra、Flica、Vipre等；
燃料行为分析程序Fracon、Frap等；
安全壳分析程序Contempt等；
核反应堆安全分析复习提要
为防止放射性物质的释放，压水堆核电厂普遍采用了多层 实体屏障。这些屏障主要包括燃料元件包壳、反应堆冷却 剂系统承压边界和安全壳。另外，燃料芯块、反应堆冷却 剂、安全壳内空间及厂外防护距离也都可视为缓解放射性 危害的屏障。
主要设计原则 单一故障原则 冗余度和多样性原则 独立性原则 故障安全原则 固有安全原则
4、冗余度和多样性设计原则及其出 发点
冗余度：采用多个类似的系统并联起来， 以使某个系统失效时不影响电厂的运行。 其出发点是：满足高可靠性和单一故障准 则的要求。 多样性：采用多个独立的和不同的方法实 现同一目的。其出发点是：对付共模失效
5、核反应堆基本安全功能和主要安 全系统
核反应堆的基本安全功能：反应性控制、 堆芯冷却、放射性包容。 与安全有关的系统和设施主要包括：反应 堆保护系统、停堆冷却系统和专设安全设 施。 压水堆核电厂的主要专设安全设施有：1） 应急堆芯冷却系统；2）安全壳；3）安全 壳喷淋系统；4）辅助给水系统；5）安全 壳消氢和净化系统等。
核反应堆安全分析复习提要
1、核反应堆安全性特征 （即安全考虑的出发点）
强放射性 衰变热 功率可能暴走 放射性废物的贮存与处置 高温高压水
2、核安全总目标、辐射防护目标和 技术安全目标
核安全的总目标：在核电厂里建立并维持一套有 效的防护措施，以确保工作人员、公众及环境免 遭过量的放射性危害。 辐射防护目标：确保在正常运行时核电厂释放出 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 时引起的辐射照射程度得到缓解。 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 是小的；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。
核反应堆安全分析概念复习
第一章核反应堆的安全的基本准则安全的总目标：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、居民及环境免遭放射性危害。
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。
技术安全目标：有很大把握预防核电厂事故的发生；对于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。
纵深防御原则：在核电厂设计中要求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防护（defense in depth）1：防止偏离正常运行及防止系统失效;2：检测和纠正偏离正常运行状态，以防止预计运行事件升级为事故工况;3：限制事故的放射性后果，保障公众的安全。
4：应付可能已超出设计基准事故的严重事故，并使放射性后果合理可行尽量低。
多道屏障(Multi-barrier)：燃料元件包壳(cladding)，一回路压力边界(primary system envelope)，安全壳(containment)安全设计的基本原则：单一故障准则（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）多样性原则（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）独立性原则（功能隔离或实体分离，防止发生共因故障或共模故障）故障安全原则（核系统或部件发生故障时，电厂应能在毋需任何触发动作的情况下进入安全状态）定期试验维护检查的措施、充分采用固有安全性的设计原则、运行人员操作优化的设计。
核反应堆运行安全的管理三要素：管理层，操纵员，机组核安全文化：核安全文化是存在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，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。
核安全文化是所有从事与核安全相关工作的人员参与的结果，它包括电厂员工、电厂管理人员及政府决策层。
核反应堆安全分析-5
5.3.1堆芯碎片在压力容器下腔室的重新定位
由于裂变产物衰变产生的功率 和基体上由重新定位物氧化产 生的化学能，堆芯碎片将会继 续升温，直到结块的内部部分 熔化； 形成一种熔化物坑：由固态低 共熔颗粒层支撑，并由具有较 高熔化温度物质组成的硬壳覆 盖； 随着熔融物在下腔室中流动， 熔坑可能增长，低共熔物逐渐 被熔化，甚至由于坑的机械应 力和热应力的作用而断裂。
燃料包壳变形后果
• 包壳肿胀和破裂
包壳氧化和过热 • 氧化速度的增强（增强2.6倍） 包壳直径肿胀1.3倍 破裂和内层面积的加入 • 流道的变形对流动的影响 •冷却剂流道阻塞 •恶化燃料元件的冷却
堆芯换热方式-辐射换热
包壳
氧化过程
Zr+ H2O 蒸气
• 特点 放热反应 产生氢气 蒸汽减少 支撑材料（如包壳）的厚度、强度变化 • 分析内容 氧化物的质量变化率 结构材料的氧化（包壳、定位格架、下部支撑件）
当温度在2879-3123K之间时，低共熔混合物（UO2,ZrO2）开始熔化。当温 度高于3000k， UO2,ZrO2熔化所形成的含有更高氧化浓度的低共熔混合物 能溶解其他与之接触的氧化物和金属。 此时，堆芯内蒸汽的产生量对堆芯材料的氧化速度起决定性的作用。 随着Zr的液化和重新定位，堆积的燃料芯块得不到支撑而可能塌落，并 在堆芯较低的部位形成一个碎片床。 UO2芯块可能破碎，并倒塌进入早先重新定位的碎片层，形成一种多孔碎 片床。
研究
控制棒、燃料包壳、燃料的融化过程 共晶反应 氢气发生
5.3.2蒸汽爆炸的原理与子过程
melt-jet melt-droplet
water
Vapor Explosion
核反应堆安全分析复习内容
核反应堆安全分析Ch1:1.1安全总目标与两个辅助目标1.2安全设计的基本原则1.3核安全文化的定义和含义1.4不要求Ch2：2.1四种安全性因素2.2反应堆的三种安全功能及其如何实现2.3专设安全设施的功能及设计原则Ch3：不要求Ch4：4.1：四类运行工况的定义，八种典型始发事故，核电厂运行状态示意图4.2：看看吧4.3：P66页的图看懂，反馈的作用4.4—4.8：主要是事故过程分析，解释事故曲线的变化趋势。
（个人认为4.6,4.7两节最重要）4.9：单老师说这一节不会考读图题，看看概念吧4.10：大体看看吧Ch5：5.1：高压熔堆与低压熔堆的特点5.2—5.4：大体了解堆芯的融化过程及压力容器与安全壳内的过程5.5---5.6：大体看看吧，好好看看应急计划区Ch7：单老师说可能考PSA的三个等级，同时会有故障树分析的大题，选了PSA的同学窃喜，没选的就好好看看吧答疑情报：题型有填空，简答与读图题，1.4与第三章不考，失水事故不考读图题，带公式的都不用看，最后他说他出题很随意，卷子还没出，那就最后出成啥样就只有天知地知他知了。
先把重点的看完了，时间充裕的话那些非安全级的也大体看看吧，有点印象就行了，好好复习吧。
1、安全的总的目标：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。
2、辅助目标：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。
技术安全目标：有很大把握预防核电厂事故的发生；对于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。
3、核设施的设计基准事故：每项专设安全设施都有其特定控制的事故，对其控制效率进行确定性分析来决定这些设施的设计参量，要求安全设施达到最极端设计参量的事故称为核设施的设计基准事故。
反应堆安全分析
演讲人
目录
01
反应堆安全分析 的重要性
02
反应堆安全分析 的方法
03
反应堆安全分析 的挑战
04
反应堆安全分析 的未来发展
反应堆安全分析的 重要性
确保核电站安全运行
反应堆安全分析是 核电站安全运行的
基础 1
反应堆安全分析可 4
以确保核电站在紧 急情况下的应对能
力，降低损失
反应堆安全分析可 以提前发现潜在风
2 险，降低事故发生
率
3
反应堆安全分析可
以优化核电站运行
参数，提高发电效
率
预防事故发生
1
2
3
4
反应堆安全分析是 确保核电站安全的
关键
安全分析可以提前 发现潜在风险，避
免事故发生
安全分析可以促进核 安全分析可以指导操 电站安全管理水平的 作人员采取有效措施， 提高，保障公众安全 降低事故风险
保护公众和环境
核能技术：发展第四代核能技术，提高反应堆构 （IAEA）：推
1 动全球核安全合 作，分享经验和 技术
国际核安全大会 （INSC）：定
2 期召开会议，讨 论核安全问题， 加强国际合作
核安全合作中心 （NSC）：提供
3 技术支持和培训， 促进核安全领域 的国际合作
双边和多边协议： 加强核安全领域
2022
反应堆安全分析的 挑战
复杂系统建模
反应堆系统复杂性： 反应堆系统涉及多 种物理、化学和工 程过程，具有高度 的复杂性
建模方法：需要采 用多种建模方法， 如物理模型、数学 模型、统计模型等
模型验证：需要对 模型进行验证，确 保模型的准确性和 可靠性
核反应堆安全分析论文冷却剂丧失事故详解
核反应堆安全分析论文冷却剂丧失事故详解摘要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。
对于压水堆来说，便是失水事故，简称LOCA（Loss of Coolant Accident），冷却剂丧失事故在反应堆安全分析中处于非常重要的地位。
压水堆一回路系统破裂引起的冷却剂丧失事故有很多种，它们的种类及其可能后果主要取决于断裂特性，即破口位置和破口尺寸。
根据破口大小及物理现象的不同，失水事故通常可分为大破口LBLOCA、中小破口SBLOCA、汽腔小破口VSB、蒸汽发生器传热管破裂SGTR等几类来分析。
本文主要进行的是对双端剪切断裂的简要分析以及对大破口失水事故和小破口失水事故的定性分析和比较，并且利用了PCTRAN软件对核电厂热腿、冷腿LOCA事故进行了故障安全分析。
关键词：压水堆；大破口失水事故；小破口失水事故；PCTRAN；定性分析ABSTRACTLoss of coolant accident arises as a result of a breach or a fracture of the primary coolant circuit, with some or most part leak of the coolant .As for Pressurized water reactor, it is called water loss accident, whose abbreviation is LOCA(Loss of coolant Accident), Loss of coolant accident has an extremely important status in the safety analysis of Reactor. The leak of the primary circulation system of Pressurized water reactor can cause many kinds of loss of coolant accidents ,the kinds and the possible consequences mainly depend on the crack characteristics ,that is breach position and size.According to the differences of breach size and physicsphenomenon, the loss of water accident is usually divided into LBLOCA, SBLOCA, VSB, SGTR and so on.The article analyses the double ends shear crack、large break loss of coolant accident、the small break loss of water accident、the same and different points between LBLOCA and SBLOCA qualitatively, as well as the hot leg and cold leg analysis by PCTRAN.Keywords:Pressurized water reactor; the large loss of coolant accident; the small loss of coolant accident; PCTRAN; the qualitative analysis核反应堆安全分析（论文）绪论目录1 绪论 (1)1.1本论文的背景和意义 (1)1.2冷却剂丧失事故概述 (2)1.3设计任务 (2)1.4方案选择 (2)2 PCTRAN 工具介绍 (3)2.1PCTRAN简介 (3)2.2PCTRAN特点 (3)3 方案及总体设计 (5)3.1冷却剂丧失事故的原因以及分类 (5)3.2失水事故的极限——设计基准事故 (5)3.3临界流 (5)3.4大破口失水事故.................................................................... 错误！未定义书签。
核反应堆安全
30
四、严重事故（1）
23
2、反应堆的安全功能
为确保反应堆的安全，反应堆所有的安全设施应 发挥以下特定的安全功能：
有效地控制反应性 确保堆芯冷却 包容放射性产物
反应性控制
紧急停堆控制 功率控制 补偿控制
24
2、反应堆的安全功能（1）
确保堆芯冷却
正常运行工况 反应堆停闭工况 反应堆事故工况
包容放射性产物
正常运行时 事故工况下
核电厂的指标：发生堆芯严重损坏事件的概率低于110－4/（堆. 年），发生严重的放射性向环境释放的概率低于110－5/（堆.年）。
3
2、核反应堆的安全原则
核反应堆的最大特点之一是运行时要产生大量 放射性裂变物质，反应堆和一回路是个巨大的辐 射源。核电厂的首要问题是无论在正常工况，或 事故工况下，都能把这些放射性物质安全地控制 起来，确保工作人员与公众的安全。
8
2.2、多重屏障
为了防止正常运行或事故状态下放射性物质泄漏外逸， 所有的反应堆系统设计都采用多重屏障的概念。
第一重屏障：燃料芯块 裂变碎片射程很短（10－3 cm）。除表面外，绝大部分 裂变碎片包容在芯块之中。气态裂变产物如碘、氪和氙 等核素，一部分会因扩散而从燃料芯块中逸出。第一重 屏障大约能留住98％以上的放射性裂变产物。
9
2.2、多重屏障（1）
第二重屏障：燃料元件包壳管 用锆合金制成的燃料元件包壳管，可以防止气体裂变产 物以及裂变碎片进一步外逸。对于高温气冷堆，燃料呈 颗粒状，每颗粒子都有热介碳涂层包壳。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
5.1严重事故过程和现象过程和现象
低压熔堆
以快速卸压的大、中破口失水事故为先导， 并发ECCS的注射功能或再循环功能失效，
堆芯裸露和熔化，锆+水蒸汽—〉氢气， 堆芯水位下降到下栅格板以后，堆芯支撑结构失效，熔融堆芯
跌入下腔室水中，—〉蒸汽， 压力容器在低压下熔穿(p<3.0MPa)，熔融堆芯落入堆坑，并
Deposition)
17. 核裂变产物在环境中的放出
严重事故研究主要参与国或地区和机构
美国、日本、英国、德国、加拿大、意大利、瑞士、瑞典、 韩国、台湾、芬兰、俄国、法国、欧共体等
国外研究规模
近十多年核电站安全研究领域 投资最大、研究力 量最集中、国际合作范围最广的研究学科
目前主要研究方向
• 具有最大不确定性的问题 • 评价程序用的论证工作 • 利用国际合作进一步确定严重事故的议题
与地基混凝土反应—〉向安全壳释放H2,CO,CO2等不凝气体。 安全壳可能破损：
因不凝气体聚集持续晚期超压(3-5day)导致破裂或贯穿件失效； 熔融堆芯烧穿地基。
高压熔堆
堆芯冷却不足为先导条件（如失去二次侧热阱事件）
高压熔堆特点
➢ 高压堆芯熔化过程进展相对较慢，约为小时量级，因为有比较充裕 的干预时间； ➢ 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； ➢ 压力容器下封头失效时刻的压力差，使高压过程后堆芯熔融物的分 布范围比低压过程的更大，并有可能造成完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。
➢ 破裂和内层面积的加入
• 流道的变形对流动的影响
•冷却剂流道阻塞
•恶化燃料元件的冷却
堆芯换热方式-辐射换热
氧化过程
Zr+ H2O 蒸气
ZrO2 + H2 + 蒸汽减少 ➢ 支撑材料（如包壳）的厚度、强度变化
第五章严重事故主要现象
核电站设计基准事故
• 核反应堆冷却水管道双端断裂大 破口失水事故(LOCA) • 单一故障原则
核电站严重事故
• 核反应堆堆芯熔化大面积燃料包壳失效 • 超设计基准事故 • 多重失效 (人因、故障等）
正常工况流动 事故工况流动
事故应急注水
冷却剂管道断裂
堆芯
压力壳
ECCS堆芯应急
5.2堆芯熔化过程(Core Melt Progression)
• 5.2.1堆芯加热 •燃料包壳变形 •氧化过程
• 5.2.2堆芯熔化 •堆芯熔化的三种定位机理 •多孔碎片床
5.2.1堆芯加热
燃料元件 H2
表面干涸
元件/包壳
锆水反应 包壳氧化
包壳肿胀
氧化侵蚀 氧化壳支撑 共晶反应
– 在瞬态或LOCA中导致冷却剂装量的损失，对芯裸露后，燃料中的衰变热将 引起燃料元件温度上升。
14. 压力容器内冷却系统内的核裂变产物的沉积
(In-Vessel Fission Production Deposition)
15. 安全壳内的核裂变产物的放出 (Ex-Vessel Fission Product Release)
16. 安全壳内的核裂变产物的沉积 (Ex-Vessel Fission Production
2. 堆芯熔融的进展
(Core Melt Progression)
3. 压力容器内的水蒸气爆炸 (In-Vessel Steam Explosion)
4. 压力容器的熔融贯通
(Reactor Vessel Melt-Through)
5. 安全壳直接加热
(DCH: Direct Containment Heating)
注水
(非断裂回路)
核电站设计基准事故 (失水事故)
正常工况流动 事故工况流动
事故应急注水
–美国三里岛核电站事故（1979） –苏联切尔诺贝里核电站事故（1986）
压力壳
•...
•全厂断电 •冷却剂管道破裂
堆芯熔化
• ECCS堆芯应急
注水失效
核电站严重事故（堆芯熔化）
核电厂的严重事故
核电厂严重事故是指核反应堆堆芯大面积燃料包壳失效,威胁或 者破坏核电厂压力容器或安全壳的完整性,并引发放射性物质泄漏的 一系列过程。
一般来说，核反应堆的严重事故可以分为两大类：
—— 堆芯熔化事故（CMAs）：堆芯熔化事故是由于堆芯冷却 不充分，引起堆芯裸露、升温和熔化的过程，其发展较为缓慢，时 间尺度为小时量级。美国三哩岛事故
—— 堆芯解体事故（CDAs）：堆芯解体事故是由于快速引入 巨大的反应性，引起功率陡增和燃料碎裂的过程，其发展非常迅速， 时间尺度为秒量级。苏联切尔诺贝利核电厂事故
6. 安全壳内的水蒸气爆炸 (Ex-Vessel Steam Explosion)
7. 基础混凝土的热分解
(Basement Concrete Disinteragtion)
8. 安全壳内的氢气产生
(Ex-Vessel Hydrogen Generation)
9. 氢气燃烧
( Hydrogen Burning)
严重事故次序
图5-1 严重事故次序：热工水力过程用实线 表示：裂变产物（FP）气溶胶用虚线表示
严重事故时的主要现象
安全壳
裂变产物气 溶胶的迁移
安全壳直接加热
反应堆压力容器 堆芯
氢气爆炸 堆芯熔融的进展 水蒸气爆炸 下封头的熔穿
熔融物/堆坑水的相互作用
熔融物与混凝土相互作用
严重事故的主要现象
1. 压力容器内的氢气产生 (In-Vessel Hydrogen Generation)
10. 可燃性气体的燃烧
(Combustible Gas Burning)
11. 安全壳的加压
(Containment Pressurization)
12. 安全壳的破损
(Containment Failure)
13. 压力容器内的核裂变产物的放出 (In-Vessel Fission Product Release)
– 由于燃料棒与蒸汽之间的传热性能较差，此时燃料元件温度上升较快；
– 如果主系统压力较低，由于燃料棒内气体的压力上升会导致包壳肿胀。
– 燃料温度继续上升并超过1300k，则锆合金包壳开始与水或水蒸气氧化反应
燃料包壳变形后果
• 包壳肿胀和破裂
包壳
➢ 包壳氧化和过热
• 氧化速度的增强（增强2.6倍）
➢ 包壳直径肿胀1.3倍