核反应堆安全分析-核安全-核技术-54核电厂的严重事故
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-5.5核电厂的严重事故
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
5.5 严重事故操作管理 5.5.1 事故管理的基本任务 核电厂事故管理的基本任务
5.5 严重事故操作管理 5.5.4 严重事故的预防措施 一次侧
应急堆芯冷却注射含硼水； 高压安全注射加主系统上充下泄，主系统减压引入应 急堆芯冷却系统注射，包括启用安全注射箱上充下泄， 利用可能的替代水源和替代泵实现应急注入； 启用主要泵不免压力冲击； 发生SGTR后切断或减少高压安全注射流量。爆炸而 作用在安全壳上的负荷
5.5 严重事故操作管理 5.5.4 严重事故的预防措施 二次侧
小破口失水事故和瞬变下，推迟给水以节省水资源； 在丧失热阱情况下，开启阀门快速减压，利用移动泵 给水； 丧失主给水源时利用除盐水； 利用消防水。
5.5 严重事故操作管理 5.5.4 严重事故的缓解措施
防止高压熔堆 安全壳热量排出与减压 消氢措施 保障安全壳功能
5.5 严重事故操作管理 5.5.---威胁可以用过滤器通风装置加以缓解。 氢气燃烧-------安装非能动催化复合器。 直接安全壳加热-----在压力容器损坏之前将主系统卸压。 安全壳的密封性(短期和长期)-----加强对安全壳密封性的 探测和控制。 安全壳中堆芯熔化碎片的可冷却性-----蒸汽爆炸------降低由于蒸汽爆炸而作用在安全壳上的负 荷
① 预防堆芯损坏 ② 中止已经开始的堆芯损坏过程，将燃料滞留于主
系统压力边界以内 ③ 在一回路压力边界完整性不能确保时，尽可能长
核电站辐射事故案例分析与教训
核电站辐射事故案例分析与教训核电站作为一种高效的能源供应方式，在为人类社会带来巨大利益的同时，也伴随着潜在的风险。
辐射事故一旦发生，其后果不堪设想。
下面将通过对一些典型的核电站辐射事故案例进行分析，总结其中的教训，以期为未来的核电站安全运行提供有益的参考。
一、切尔诺贝利核电站事故1986 年 4 月 26 日，位于苏联乌克兰普里皮亚季的切尔诺贝利核电站发生了史上最严重的核事故。
当时，在进行一项反应堆安全测试时，由于操作失误和设计缺陷，反应堆功率急剧上升，引发了爆炸和大火。
大量放射性物质被释放到大气中，污染了周边广大地区。
事故的主要原因包括：操作人员违反安全规定，对反应堆的特性和操作流程认识不足；反应堆设计存在缺陷，缺乏有效的安全保护机制；管理不善，安全文化缺失，对潜在风险的评估和防范不足。
这次事故带来了极其严重的后果。
大量人员受到了高剂量的辐射，导致急性辐射病和长期的健康问题，包括癌症、心血管疾病等。
周边地区的生态环境遭到了极大破坏，土壤、水源和植被受到污染，许多动植物物种受到影响。
经济损失巨大，包括清理和修复工作的费用、土地的废弃以及相关产业的损失。
二、福岛第一核电站事故2011 年 3 月 11 日，日本东北部海域发生了 90 级强烈地震，并引发了巨大的海啸。
福岛第一核电站受到了地震和海啸的双重冲击，导致反应堆冷却系统失效，发生了核泄漏事故。
造成这次事故的原因有：核电站的选址和设计未能充分考虑到极端自然灾害的影响；应急响应机制不完善，在灾难发生后未能及时有效地采取措施；长期以来对核电站安全的监管不足，对可能出现的风险估计不足。
福岛核事故对当地居民的生活和健康产生了深远影响。
许多居民被迫撤离家园，长期处于流离失所的状态。
大量土地受到污染，农业和渔业遭受重创。
周边地区的旅游业也受到了极大冲击。
此外，核泄漏对海洋生态环境造成了严重破坏，放射性物质在海洋中扩散，对海洋生物和渔业资源构成威胁。
三、三哩岛核电站事故1979 年 3 月 28 日，美国宾夕法尼亚州的三哩岛核电站发生了部分堆芯熔毁事故。
核电厂事故案例分析与教训
核电厂事故案例分析与教训核电厂事故，这可不是闹着玩儿的事儿！咱们今儿就来好好扒一扒那些让人揪心的核电厂事故案例，顺道琢磨琢磨能从里头吸取啥教训。
先来说说大名鼎鼎的切尔诺贝利核事故。
那场面，简直就是一场噩梦！1986 年 4 月 26 号的那个凌晨，乌克兰普里皮亚季市的切尔诺贝利核电厂 4 号反应堆突然就炸了。
当时有一群工人正在进行一项测试，结果操作失误，引发了一系列可怕的连锁反应。
我记得有个纪录片，里面详细展现了事故后的场景，那真叫一个惨不忍睹。
周边的房屋、树木，全都被放射性物质给污染了。
好多人在毫无防备的情况下就暴露在了高强度的辐射中。
有个居民回忆说，当时就看到天空中出现了一道奇异的光，然后紧接着就是一股强大的冲击力，窗户玻璃瞬间就碎了。
再说三里岛核事故。
1979 年 3 月 28 日，美国宾夕法尼亚州的三里岛核电站二号堆也出了岔子。
冷却系统故障导致反应堆堆芯部分熔化。
虽说这次事故没有像切尔诺贝利那么恐怖，但也把大家吓得够呛。
当时在附近居住的一位老太太，后来跟别人讲，她一开始根本不知道发生了啥，就觉得空气里好像有股怪怪的味道，后来才知道是核电厂出了事。
这事儿让她之后好长一段时间都睡不好觉，总担心自己的健康会出问题。
这些事故带来的后果那可太严重了。
首先就是人员伤亡。
好多在事故现场的工人，还有周边无辜的居民，都因为受到了大量的辐射，患上了各种各样的重病，甚至失去了生命。
而且，核辐射这玩意儿可不是一时半会儿就能消失的，它会长期影响当地的生态环境。
土地被污染了，种不了庄稼；河水被污染了，鱼也没法生存。
那咱们能从这些惨痛的事故中吸取啥教训呢？第一，操作一定要规范！那些工人在操作的时候但凡能严格按照流程来，也许很多事故就能避免。
就像咱们平时做数学题，步骤错了，答案能对吗？第二，安全设备得靠谱！核电厂的那些冷却系统、防护装置啥的，必须得经常检查、维护，关键时刻可不能掉链子。
第三，应急响应要迅速。
一旦出了事，得马上有一套有效的应对措施，不能手忙脚乱的。
核反应堆安全分析讲诉
2019年3月23日11时13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。
2019年3月23日11时13分
核反应堆安全分析
安全概念
事故分类 部分事故分析
2019年3月23日11时13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。
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。
2019年3月23日11时13分
美国标准协会（ANSI）分类法（1970）
2019年3月23日11时13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 种典型始发事件
核电站事故分类和安全分析
核电站事故分类和安全分析1. 引言核电站作为一种重要的能源供应方式，具有高效、清洁的特点，但也存在一定的安全风险。
本文将对核电站事故进行分类和安全分析，旨在更好地了解核电站事故的类型和安全措施，以增加核电站运营的安全性和可靠性。
2. 核电站事故分类根据事故的性质和影响程度，核电站事故可以分为以下几类：2.1 设备故障类事故设备故障类事故指的是核电站中关键设备的损坏或失效，可能导致核电站的运行中断或事故发生。
典型的设备故障包括主泵、汽轮机、操纵系统等的故障或失效。
这类事故的发生往往与设备材料疲劳、操作失误等因素有关。
2.2 燃料管理类事故燃料管理类事故主要与核燃料的管理和处理过程有关。
例如，核燃料的泄露、堆芯过热等问题可能导致严重的事故发生。
这类事故需要注意燃料的存储、处理和运输过程的安全性。
2.3 放射性物质泄漏事故放射性物质泄漏事故指核电站中放射性物质泄漏到环境中，对人体和环境造成潜在威胁的事故。
这类事故的发生可能导致辐射污染，对于周边社区和生态环境造成重大影响。
因此，放射性物质泄漏事故的防范和应急措施尤为重要。
3. 核电站安全分析为保证核电站的安全运行，需要进行全面的安全分析，以下是几种常用的核电站安全分析方法：3.1 事故树分析事故树分析是一种定性、定量相结合的安全分析方法，用于分析事故发生的可能性和事故连锁反应。
该方法通过构建事故树模型，分析各个事件的发生概率和次序，评估事故发生的风险程度和影响范围。
3.2 故障模式和影响分析故障模式和影响分析（FMEA）是一种系统性的分析方法，用于识别和评估潜在故障的影响。
通过分析故障模式、潜在原因和后果，确定关键设备和流程的故障潜在影响，从而采取相应的预防和纠正措施。
3.3 风险评估风险评估是一种定量的分析方法，用于评估核电站事故的潜在风险和影响。
通过确定事故发生的可能性和影响程度，计算风险值，以便采取相应的安全措施和应急预案。
4. 核电站安全措施为了保证核能发电站的安全性，需要采取一系列的安全措施。
核能安全分析报告核电站事故后果分析与应急处置措施评估
核能安全分析报告核电站事故后果分析与应急处置措施评估核能安全分析报告核电站事故后果分析与应急处置措施评估1.引言核能作为一种清洁、高效的能源形式，得到了越来越广泛的应用。
然而，核电站发生事故可能会导致严重的后果，包括放射性物质的泄露和环境污染等。
因此，对核电站事故后果进行准确的分析和评估，并制定合适的应急处置措施，对于确保核能的安全使用至关重要。
2.核电站事故后果分析2.1 放射性物质泄露后果核电站事故发生后，可能会导致核燃料棒破裂并释放出放射性物质。
这些放射性物质会污染土壤、水源和空气，对人类和生态系统造成严重危害。
通过模拟分析和实地调查，可以评估事故发生后的放射性物质扩散范围、浓度和影响区域。
同时，根据放射性物质的性质、半衰期和放射能量等因素，可以预测其对人体健康和环境的潜在影响。
2.2 辐射剂量评估核电站事故后，人体暴露于放射性物质的辐射环境中。
为了评估人体受到的辐射剂量，需要根据事故发生时的辐射监测数据，结合人体暴露途径和辐射剂量计算模型，进行辐射剂量评估。
通过对人体辐射剂量进行评估，可以判断潜在的健康风险，为制定合理的防护策略和医疗干预措施提供科学依据。
3.应急处置措施评估3.1 事故应急响应核电站事故发生后，需要立即启动应急响应机制。
这包括组织事故应急救援队伍、疏散人员、提供紧急医疗救治、控制辐射扩散等措施。
应急响应的效果和措施的合理性直接影响事故后果的严重程度。
因此，评估核电站事故应急响应的效能和可行性，对于改进应急预案以及提高核电站应急处置能力至关重要。
3.2 应急物资准备和资源保障在核电站事故发生后，大量的应急物资和资源将被调动和使用。
包括辐射监测设备、防护用品、医疗设备、食品和水等。
评估核电站应急物资准备的充分性和可靠性，以及资源保障的能力，对于保障应急响应的顺利进行和事故后果的减轻具有重要意义。
4.结论核电站事故后果的分析和应急处置措施的评估，是保障核能安全的重要环节。
通过对放射性物质的泄露后果和辐射剂量的评估，可以判断事故对人体和环境的潜在影响。
核电站事故分类和安全分析
核爆炸事故的预防措施包括加强核电站安全管理，提高核反应堆的安全 性能，以及建立完善的应急响应机制。
核废料处理事故
核废料处理事故的定义：核废料处理过程中发生的事故，包括放射性物质泄漏、放射性物质污 染等。
心理影响：核电 站事故可能导致 心理影响，如焦 虑、恐惧等
对环境的影响
放射性物质泄 漏：对周围环 境造成污染， 影响生物生存
空气污染：放 射性物质扩散 到空气中，造
成空气污染
水污染：放射 性物质进入水 体，影响水质
和生物生存
土壤污染：放 射性物质进入 土壤，影响土 壤质量和生物
生存
对经济的影响
核电站事故可能导致电力供应中断，影响经济发展
加强核电站安全宣传，提高公 众对核电站安全的关注度
加强核电站安全监管，确保核 电站安全运行，提高公众对核 电站安全的信心
THANK YOU
汇报人：
自然灾害导致的事故
地震：地震可能导致核电站设 备损坏，引发核泄漏事故
海啸：海啸可能导致核电站设 备损坏，引发核泄漏事故
洪水：洪水可能导致核电站设 备损坏，引发核泄漏事故
台风：台风可能导致核电站设 备损坏，引发核泄漏事故
其他因素导致的事故
设计缺陷：设计 不合理，导致设 备故障或安全隐 患
施工质量问题： 施工不规范，导 致设备安装或运 行问题
援等环节
应急处置：在 事故发生时， 迅速启动应急 预案，采取有 效措施控制事
故发展
应急救援：在 事故发生后， 迅速组织救援 力量，开展救 援工作，确保
人员安全
事故调查：在 事故发生后， 对事故原因进 行调查，分析 事故原因，提 出改进措施， 防止类似事故
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5.4 安全壳内的过程 5.4.1作用于安全壳内的机械负荷和热负荷 2）安全壳失效模式分类
α：蒸汽爆炸； β：安全壳隔离故障； γ：由于氢气燃烧产生的超压； δ：由于蒸汽和不凝气体产生的超压损坏； ε：地基熔穿； ν：安全壳旁通。
5.4 安全壳内的过程 5.4.1作用于安全壳内的机械负荷和热负荷 2）安全壳失效时间分类
β：安全壳隔离损坏； ν：安全壳旁通； α，γ，δ1：接近反应堆压力容器熔穿(早期损坏)时的 超压损坏； δ2 ：反应堆压力容器熔穿后数小时； ε：地基熔穿，裂变产物释放至大气中(后期故障)。
5.4 安全壳内的过程 5.4.1作用于安全壳内的机械负荷和热负荷 2）高压熔化喷射和直接安全壳加热
5.4 安全壳内的过程 5.4.3 安全壳内的现象 从扩散的碎片中快速传热 扩散碎片的快速氧化 传热至结构物 氢气的扩散和燃烧
5.4 安全壳内的过程
5.4.4 排放现象
起泡的喷射中断
气体突然冒出和气体力学雾化
孔的消融
消融是由于下列原因造成的： （1）雨水和暖空气导致融化； （2）蒸发（evapo- ration）； （3）升华，即不经过液态阶段的蒸发，升华作用在南极大陆起着 特别重要的作用，在这里气温太低冰雪不能融化，但是湿度却很低； （4）风蚀，即雪被风吹走； （5）崩解作用，冰山或较小的冰体从末端伸入湖泊和海洋中的冰 川上破裂脱离的过程。
5.4 安全壳内的过程
5.4.1作用于安全壳内的机械负荷和热负荷 4）碎片床的冷却
碎片床的可冷却性取决于水的供给量及其方式，堆 芯碎片的衰变功率，碎片床的结构特性(碎片颗粒的 大小及其分布，空隙率及其分布)等。由于堆芯碎片 物质的最终冷却是终止严重事故的重要标准，碎片床 的可冷却特性是目前学术界研究的热点。
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
5.4 安全壳内的过程 5.4.1作用于安全壳内的机械负荷和热负荷 1）安全壳作用 在各种事故工况下起着阻止或减缓放射性物质对环境可 能释放的作用
Direct Containment Heating (DCH)
图5.1.3 高压喷射和直接安全壳加热过程图
5.4 安全壳内的过程 5.4.1作用于安全壳内的机械负荷和热负荷 3）熔融堆芯物质与混泥士相互作用 (1)熔融堆芯落人安全壳的底部之后，它将与任何存在 的水相互作用。如果碎片床具有可冷却特性，并且可以 持续地提供冷却水，那么冷却碎片床是可能的。 (2)如果水被蒸发，则堆芯熔落物将保持高温，并开始 侵蚀混凝土，产生气体并排出。 (3)在堆坑中的水被蒸发之后，碎片床将重新加热并将 产生较大的向上辐射热流密度。在这种情况下，混凝土 将被加热、熔化、剥落、产生化学反应并释放出气体和 蒸汽。
碎片床的冷却是一个非常复杂的传质传热过程，强 烈地受下列可变因素的影响：碎片床颗粒的尺寸、冷 却剂穿过碎片床的方法、碎片床的厚度以及系统的压 力等。
5.4 安全壳内的过程 5.4.2堆坑中的现象 碎片的夹带和堆坑内气体的流动 在弯道处的沉积和再次夹带 坑道内金属的氧化 坑道的快速加热和增压 堆芯碎片与堆芯中水的相互作用
5.4 安全壳内的过程
5.4.1作用于安全壳内的机械负荷和热负荷 3）熔融堆芯物质与混泥士相互作用
熔融金属物材料与水的反应
(1)Fe+ H2O——FeO+H2 (Fe=1 000kg；H2O=322．3kg；H2=36.1kg） (2)3Fe+4H2O—Fe2O4+4H2 (Fe=1 000lKg；H20=429．7kg；H2=47.71kg） (3)2Cr+3H2O—Cr203+3H2 (Cr=1000kg；H20=519.2kg；H2：57.7kg)。 (4)Zr+2H2O—ZrO2+2H2 (Zr=l000kg H20=394.6kg；H2=43.81kg)
5.4 安全壳内的过程 5.4.5 安全的旁路 一回路冷却剂以及相伴的放射性裂变物能系统之间的隔离截至阀失效，引起 安全壳旁路。
蒸汽管破裂事故引起的堆芯熔化事故，放射性物质将 通过事故蒸汽发生器管道上的释放阀排到环境中 。
5.4 安全壳内的过程 5.4.1作用于安全壳内的机械负荷和热负荷 3）熔融堆芯物质与混泥士相互作用
混泥土消融的化学反应 (1)CaCO2——CaO+CO (2)Ca(OH)2——CaO+H20 (3)2H2+O2——2H20
两种极端情况 如果混泥土的消融过程是氧化过程，堆芯熔融物 可能与混凝土和岩石相溶混。 在消融过程中将伴随钢的熔化。