核反应堆安全分析解析
核反应堆安全分析-核安全-核技术-4.5确定论安全分析
第四章:确定论安全分析
4.5热阱丧失事故
Loss Of Offsite Power（LOOP ）
4.5-1热阱丧失事故的定义和原因
1）热阱丧失事故的定义
由于二回路或三回路故障造成，一回路中冷却剂在堆芯
入口处温度的升高。
2）热阱丧失事故的原因
电厂的
辅助给水系统启动
导出一回路产生的热量
2）设计保护
辅助给水系统最小流量设计
辅助给水系统在失去主给水，失去全部供电和二回路管 道破裂事故情况下，能导出反应堆堆芯的剩余热量。
调节阀门意外关闭
4.5热阱丧失事故 4.5-2热阱丧失事故的危险 3）热阱丧失事故的危险性 出现偏离泡核沸腾（DNB） 超功率 一回路内超压
4.5热阱丧失事故
4.5-3热阱丧失事故的保护
1）自动保护
紧急停堆
减少堆芯产生热量
汽轮机脱扣
保护汽轮机
主给水管线隔离和汽轮给水泵停运 减少向蒸汽发生器供水
核反应堆安全分析-核安全-核技术-4.3确定论安全分析
图4.3.8 10%FP，反应性最小反馈时，控制棒束失控提出， 5 pcm / s
超温△T紧急停堆的核功率和热功率随时间变化图像
4.3反应性引入事故 4.3-1反应性引入事故的分类 1）控制棒失控提出（2类事故）
反应堆运行状态下，控制棒束失控提出
图4.3.9 10%FP，反应性最小反馈时，控制棒束失控提出， 5 pcm / s
反应堆运行状态下，控制棒束失控提出 DNBR
图4.3.1 10%功率水平，调节棒束失控提出，最小烧毁比与反应性引入关系
4.3反应性引入事故 4.3-1反应性引入事故的分类 1）控制棒失控提出（2类事故）
反应堆运行状态下，控制棒束失控提出 DNBR
图4.3.2 60%功率水平，调节棒束失控提出，最小烧毁比与反应性引入关系
超温△T紧急停堆的热通量和中子通量密度随时间变化图像
4.3反应性引入事故
4.3-1反应性引入事故的分类 1）控制棒失控提出（2类事故）
FP Full Power FP Fission Product
反应堆运行状态下，控制棒束失控提出
图4.3.6 FP，反应性最小反馈时，控制棒束失控提出，3.2 pcm / s
超温△T紧急停堆的一回路平均温度随时间变化图像
4.3反应性引入事故 4.3-1反应性引入事故的分类 1）控制棒失控提出（2类事故） 2）控制棒束定位不正确，棒束或棒组的跌落 （2类事故） 3）硼酸失控稀释 （2类事故） 4）单个调节棒束失控提出来（3类事故） 5）一个调节棒束弹出（4类事故）
3.2 pcm / s 图4.3.4 FP，反应性最小反馈时，控制棒束失控提出，
超温△T紧急停堆的稳压器压力随时间变化图像
核反应堆安全事故分析及预防研究
核反应堆安全事故分析及预防研究核反应堆作为人类利用核能的主要设备，其安全性一直备受关注。
但是，尽管反应堆的设计和运行都严格遵守安全规范，事故仍然时有发生。
事故的发生不仅会对人类生命和环境造成极大的损害，也会对核能的发展产生不利影响。
因此，核反应堆事故的分析和预防研究显得至关重要。
一、核反应堆安全事故的类型核反应堆事故是指在核反应堆运行过程中，由于设计、运行、人为操作等原因引起的反应堆失控，导致严重核辐射泄漏或燃料释放的事件。
核反应堆事故大致分为以下几种类型：1、金属膨胀事故由于核反应堆中使用的燃料材料是铀或钚等金属，在反应过程中会发生膨胀。
如果这种膨胀过程无法被控制或被觉察到，就可能导致反应堆中燃料棒间距变窄，引发严重的事故。
2、核燃料棒失效事故核燃料棒失效是指核反应堆使用的燃料棒因长时间的使用，或其他不稳定因素导致燃料包壳失效。
当燃料包壳破裂或变形时，燃料核素可能泄漏，导致核反应堆事故。
3、燃料完全熔化事故燃料完全熔化通常发生在外部事件引发的严重事故中，如地震、台风等。
当反应堆无法正常工作时，燃料棒内的核燃料可能被加热，最终熔化。
这种事故会导致燃料棒及周围的核材料向外泄漏。
4、冷却系统失效事故核反应堆需要冷却液来去除燃料棒、反应堆内部组件及结构的热量，以保证反应堆的安全。
如果冷却系统失效或冷却液泄漏，冷却液不足，就会发生反应堆失控，严重的事故就有可能发生。
二、核反应堆安全事故的预防研究为了预防核反应堆事故的发生，需要从根本上解决安全问题。
核反应堆的设计、建设、运营和维护都需要从安全考虑。
主要预防方法包括：1、设计防范措施核反应堆的保安设施和安全控制设备应当进行严格的设计和测试，确保其能够承受各种突发事件的冲击和影响。
此外，设计中应当预留一定的安全舱以分离核反应堆核素和人员，防止事故扩散。
2、运营操作规范运行核反应堆需要专业的人员，专业化的工作流程和科学的管理机制。
同时，应采用定期巡检，监测参数等手段，对核反应堆进行严格的检测和评估。
核反应堆安全分析
核反应堆安全法规体系
核反应堆安全评估
对核反应堆安全性进行综合评估
全面评估
核安全管理的重要组成部分
重要组成部分
确保核反应堆的安全运行
确保安全性
维护核反应堆的安全性
维护安全
核反应堆运营许可
核安全管理的法定要求
法定要求
确保核反应堆的安全运行
确保安全运行
符合核反应堆安全标准
符合标准
持证经营核反应堆
持证经营
04
第四章 核反应堆安全监测与维护
Chapter
核反应堆安全监测系统
用于监测核反应堆各项参数的变化
传感器
01
03
一旦监测到异常情况发出警报
报警装置
02
根据传感器数据实时控制核反应堆运行状态
控制系统
维修工作
修补设备故障
调整操作参数
保养措施
清洁设备表面
检查冷却系统
安全审查
定期安全检查
保障设备运行
核辐射安全法
结语
核反应堆安全分析是核能行业的重要领域，制定合理的法规标准、进行全面的安全评估、落实运营许可和进行应急演练是确保核反应堆安全的关键。只有不断加强安全意识，提升管理水平，才能在核能发展中确保人类的生命财产安全。
06
第六章 总结与展望
Chapter
不足
安全意识不够
监管不严格
设备设施老化
对事故后果进行系统评估
后果评估
01
03
制定事故防范策略
事故防范
02
分析事故带来的风险
风险分析
福岛核事故
事故原因
事故后果
Lessons Learned
其他事故案例
核反应堆的稳定性分析
核反应堆的稳定性分析核反应堆是一种能够利用核能的装置，它可以产生能量供应给国家的各个领域。
但是，核反应堆也是一个极其复杂的系统，它的稳定性问题一直是设计和运行中最关心的问题之一。
本文将就核反应堆的稳定性问题进行分析和探讨。
一、核反应堆的基本构成核反应堆通常由反应堆核心、冷却系统、控制系统和辅助系统等组成。
反应堆核心由燃料棒、芯棒、反应堆容器等构成，它是核反应堆的核心部分，是产生各种放射性核素并释放出巨大能量的场所。
冷却系统用于吸收核反应堆产生的热能，它通常由冷却剂和冷却管等组成。
控制系统用于控制核反应堆的反应速率，保证反应堆的安全稳定运行。
辅助系统用于提供辅助功能，例如给反应堆提供电力、注入水等等。
二、核反应堆的稳定性问题核反应堆的稳定性问题是指核反应堆在运行过程中的稳定性问题。
核反应堆内核能释放迅速，燃料产生的热量需及时被冷却剂吸收，否则冷却剂不能带走在反应堆中积累的热量，导致反应堆温度升高，进而导致反应堆失控甚至爆炸。
稳定性问题的解决可以从下面几个方面进行考虑。
1. 运用合适的冷却剂核反应堆可以采用几种不同的冷却剂，包括水、氦气和钠等。
选择合适的冷却剂可以降低运行过程中产生的放射性废物，同时提高核反应堆的稳定性。
2. 保证反应堆正常的冷却系统运行正常的冷却系统运行是保证反应堆稳定性的重要一环。
如果冷却系统出现故障，会导致冷却剂的流动受到影响，从而降低反应堆的稳定性。
为了保证反应堆在运行过程中正常的冷却系统运行，需要采用健全的监控系统，及时发现并解决故障。
3. 设计合理的反应堆结构设计合理的反应堆结构是保证反应堆稳定性的前提条件之一。
例如，在燃料棒的材料选择上，需要选用高耐热、低膨胀系数的材料，这有助于减少燃料棒的膨胀，使得燃料棒与周围结构之间的间隙能够维持在合适的范围内，从而保证燃料棒的正常运行。
4. 优化反应堆控制系统反应堆的控制系统能够有效地控制反应堆的功率，实现反应堆的正常运行。
但是，反应堆的控制系统也需要不断地优化和升级，才能适应复杂的运行环境和变化的运行状况。
核反应堆安全分析-核安全-核技术-5.1核电厂的严重事故
FP释放到环境 安全壳旁通
安全壳损坏
FP释放到环境 （源项）
FP气溶胶产生 并迁移
图5.1.1严重事故次序
2）严重事故的分类 高压熔堆 低压熔堆
3）严重事故的事故过程 堆芯熔化解 严重事故过程和现象
4）严重事故的事故过程和现象
主系统事件
安全壳内部事件
事故引发者
主系统给水丧失
安全壳外部事件
堆芯裸露并烧干
发生FP气溶胶
堆芯熔化 压力容器损坏
气溶胶排出
安全壳内热工 水力负荷
反应堆安全分析
第五章: 核电厂严重事故
目录
5.1 严重事故过程和现象 5.2 堆芯熔化过程 5.3 压力容器内的过程 5.4 安全壳内的过程 5.5 严重事故管理 5.6 核电厂事故应急管理 5.7 三里岛事故 5.8 切尔诺贝利事故 5.9 日本福岛核电站事故
5.1 严重事故过程和现象
1）严重事故的定义 堆芯大面积燃料包壳失效，威胁或破坏核电厂压 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。
核反应堆安全分析-核安全-核技术-4.10确定论安全分析
第四章:确定论安全分析
4.10未紧急停堆的预期瞬态ATWS 4.10-1ATWS定义
定义：未紧急停堆的预期瞬态（ATWS）是指没有紧急停堆 或机组跳闸的预期瞬态，在这些瞬态中，虽然一回路或二回 路参数超过了保护定值，但控制棒组件未插入堆芯
（ATWS）anticipated transient without scram
4.10未紧急停堆的预期瞬态ATWS 4.10-2 完全失去蒸汽发生器正常给水
2）蒸汽流量和蒸汽压力变化
图4.10.1 失去正常给水后蒸汽流量和压力变化图
4.10未紧急停堆的预期瞬态ATWS
4.10-3 完全失去外电源 Loss Of Offsite Power（LOOP ）
1）事故进程 主泵和给水泵停运；
总量的1% Zr 2H2O ZrO2 2H2 Q
堆芯必须保持可冷却的几何形态 堆芯冷却剂通道的畅通 必须能保证事故后排出衰变热的长期冷却能力
以防止过量氧化的氢脆导致包壳强度不足以而破裂 以限制安全壳内氢爆的危险
本章作业
一 请写出核反应堆安全分析中常用英文缩略词的英文全称
和中文全称 ① LOCA
① CSS
② Lห้องสมุดไป่ตู้FW
② ATWS
③ LPIS
③ RCP
④ LOFA
④ EOL
⑤ LOOP
⑤ BOL
⑥ SGTR
⑥ BDBA
⑦ ANSI
⑦ ESD
⑧ NRC
⑧ MSIV
⑨ DNBR
⑨ CSRDM
⑩ MSLB
⑩ HPIS
11 ECCS
11 BDBA
12 ESF
12 EFS
13 RIA
核反应堆的安全措施与事故防范
核反应堆的安全措施与事故防范核反应堆是一种重要的能源设施，但由于其特殊性质，安全措施和事故防范显得尤为重要。
本文将探讨核反应堆的安全措施和事故防范措施，以确保核能的安全利用。
一、核反应堆的安全措施1. 设计安全性核反应堆的设计是确保安全的第一步。
在设计过程中，需要考虑到各种可能的事故情况，并采取相应的措施来防范和应对。
例如，核反应堆的结构应该足够坚固，能够承受外部冲击和自然灾害的影响。
同时，设计中还需要考虑到燃料棒的排列和冷却系统的设计，以确保核反应堆的稳定运行。
2. 燃料管理核反应堆中的燃料是核能的关键部分，因此燃料管理是核反应堆安全的重要方面。
燃料的选择和使用需要严格控制，以确保其质量和稳定性。
同时，燃料的储存和处理也需要符合严格的标准，以防止燃料泄漏或其他事故的发生。
3. 辐射防护核反应堆产生的辐射是一种潜在的危险，因此辐射防护是核反应堆安全的重要环节。
在核反应堆的设计和运行过程中，需要采取一系列的辐射防护措施，包括使用防护材料、建立辐射监测系统等，以确保工作人员和周围环境的安全。
4. 废物处理核反应堆产生的废物是一种潜在的危险源，因此废物处理也是核反应堆安全的重要方面。
废物的处理需要符合严格的标准和规定，以防止废物的泄漏和对环境的污染。
同时，废物的储存和处理也需要采取相应的措施，以确保其安全性和稳定性。
二、核反应堆的事故防范措施1. 事故预防核反应堆的事故预防是核能安全的重要环节。
在核反应堆的设计和运行过程中，需要采取一系列的措施来预防事故的发生。
例如，建立完善的监测系统，及时发现和排除潜在的故障和问题；制定严格的操作规程，确保操作人员的安全和正确操作；加强培训和教育，提高工作人员的安全意识和技能等。
2. 事故应对尽管采取了一系列的预防措施，但事故的发生仍然是不可避免的。
因此，核反应堆的事故应对也是核能安全的重要环节。
在事故发生时，需要采取及时有效的措施来控制和应对事故。
例如，启动紧急停堆系统，停止核反应堆的运行；启动紧急冷却系统，降低核反应堆的温度；组织紧急疏散和救援等。
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事故工况：比预计运行事件更严重的工况，包括设计基准事故和严 重事故。
事故管理：在超设计基准事故发展过程中所采取的一系列行动：
防止事件升级为严重事故(预防)； 减轻严重事故的后果（缓解）； 实现长期稳定的安全状态。
2017年11月8日4时30分
美国标准协会（ANSI）分类法（1970）
2017年11月8日4时30分
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。
2017年11月8日4时30分
2017年11月8日4时30分
No.4
事故分类
我国HAF102的核电厂事故分类
1970年美国标准协会（ANSI）分类
1975年美国核管会（NRC） 《轻水堆核电厂安全分析报告 标准格式和内容》（第二次修订版）规定需分析的47 种电厂事故分类
汽轮机跳闸(截止阀关闭)；
凝汽器真空破坏；
MS
同时失去厂内外交流电源（全厂断电 SBO）； 失去正常给水流量； 给水管道破裂。
FW
2017年11月8日4时30分
反应堆冷却剂系统流量减少处因事件
冷却剂流量降低
一个或多个反应堆主泵 停止运动； 反应堆主泵轴卡死； 反应堆主泵轴断裂。
反应堆冷却剂系统流量减少；
反应性和功率分布异常； 反应堆冷却剂装量增加； 反应堆冷却剂装量减少； 系统或设备的放射性释放；
未能紧急停堆的预计瞬变（ATWS）。
2017年11月8日4时30分
二回路系统排热增加初因事件
给水系统故障使给水温度降低；
给水系统故障使给水流量增加；
（1）没有明确地考虑作为设计基准事故， 但可为设计基准事故所涵盖的 那些事故工况。 （2）没有造成堆芯明显恶化的超设计基准事故。
2017年11月8日4时30分
几个概念
运行：为实现核动力厂建厂目的而进行的全部活动，包括维修、换 料、在役检查及其它有关活动。 运行状态：正常运行或预计运行事件两类状态的统称。
核反应堆安全分析
安全概念
事故分类 部分事故分析
2017年11月8日4时30分
2
No.3
安全概念
人类从事创造物质财富的工业活动或谋求各种利益与方便的同时， 不可避免的会受到来自各种风险的威胁。
核电厂的风险主要来自于事故工况不可控的放射性核素的释放。
核电厂的三个安全目标 总目标：在核电厂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。 辐射防护目标：确保正常运行的核电厂释放的放射性物质辐 照保持合理水平，且事故引起的辐照照射程度得到缓减。 核技术安全目标：有很大把握预防核电厂事故的发生。
极限事故
一回路系统主管道大破裂（LBLOCA）； 二回路系统蒸汽管道大破裂； 蒸汽发生器多根传热管断裂； 一台冷却剂泵转子卡死； 燃料操作事故； 弹棒事故。
2017年11月8日4时30分
美国核管会（NRC）分类法
设计基准事故
二回路系统排热增加； 二回路系统排热减少；
给水温度低 给水流量高 蒸汽流量增加
蒸汽压力调节器故障或损坏使蒸汽流 量增加； 误打开蒸汽发生器卸放或安全阀； 安全壳内、外蒸汽管道破损。
MS
FW
2017年11月8日4时30分
二回路系统排热减少初因事件
蒸汽压力调节器故障或损坏使蒸汽流量 减少； 失去外部电负荷；
给水流量降低 蒸汽流量减少
带有偏差的极限运行
燃料元件包壳泄漏；一回路冷却剂放射性水平升高；蒸汽发生 器传热管有泄漏，等。但未超过规定的最大允许值。
运行瞬变
核电厂升温升压、冷却卸压；允许范围内的负荷变化。
2017年11月8日4时30分
中等频率事件（预期运行事件）
堆启动时，控制棒组件不可控地抽出； 满功率运行时，控制棒组件不可控地抽出； 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。
III. 稀有事故
发生概率10-6~ 10-4 /堆年，即不可能发生； 会释放出大量放射性物质； 设计中必须加以考虑； IV. 极限事故（假想事故/设计基准事故） 专设安全设施必须保证一回路压力边界的完整性。
2017年11月8日4时30分
正常运行和运行瞬态
正常启动、停堆和稳态运行
正常启动、功率运行；热备用；热停堆；冷停堆；换料停堆。
2017年11月8日4时30分
反应性和功率分布异常初因事件
在次临界或低功率时，非可控地抽出控制棒组 反应性增加、 降低 件； 在特定功率水平下非可控地抽出控制棒组件；
控制棒误操作；
启动一条未投入运行的反应堆冷却剂环路或在 不适当的温度下启动一条再循环环路；
I. 正常运行和运行瞬变
出现较频繁； 不会触发保护系统的整定值； 依靠控制系统调节，无需停堆可回到稳定状态。 运行寿期内发生一次或数次偏离正常运行的所有过程， 发生概率10-2 / 堆年； 触发保护系统整定值，迫使停堆，不会造成燃料损坏 II. 中等频率事件（预计运行事件） 或一、二回路超压，可重新投运； 只要保护系统正常运行，不会导致事故工况。 在整个运行寿期内，一般极少发生，发生概率 10-4 310-2 / 堆年； 需投入专设安全设施；
核动力厂在规定的 运行限值和条件范围 内的运行。 在核动力厂运行寿期内预计至少发生一次的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，这类事件不至于引起安全重 要物项的严重损坏，也不至于导致事故工况。
正常运行
预计运行事件
设计基准事故(DBA)
严重事故(SA)
事故管理
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。