核安全分析复习资料

核反应堆安全分析

第一章

安全总目标

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，且低于规定的限值，还确保事故引起的辐射照射得到缓解。

技术安全目标

有很大把握预防事故发生；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。

核电厂的安全设计中辐射防护应遵循原则：

正常运行工况下反射性排放低于预定限值，对环境与公众的影响可以忽略不计；导致高辐射计量或放射性物质大量释放的事故概率要低，而发生概率较高的辐射后果要小。

（大事故概率低，概率高事故轻，正常情况要达标）

第二章

反应堆安全性分类：

○1自然的安全性（设计）：

内在负反应性系数、多普勒效应、控制棒藉助重力落入堆芯等自然科学法则的安全性。

○2非能动的安全性：

惯性原理（如泵惰转）、重力法则（如位差）、热传递法则等基础上的非能动设备（无源设备）的安全性，即安全功能的实现毋需依赖外来的动力。

○3能动的安全性：

能动设备（有源设备），即需由外部条件加以保证的安全性。

○4后备的安全性：

冗余系统的可靠度或阻止放射性物质逸出的多道屏障提供的安全性保证。

专设安全设施功能：

事故工况下，保证堆芯冷却；堆芯的余热导出，防止堆芯熔化；包容放射性废物。

主要功能：

（1）发生失水事故时，向堆芯注入含硼水；

（2）向安全壳大气喷淋除碘，阻止放射性物质向大气排放；

（3）阻止安全壳中氢气浓集；

（4）向蒸汽发生器事故供水。

安全堆注射系统的功能：当一回路系统破裂引起失水事故时，安全注入系统向堆芯注水，保证淹没和冷却堆芯，防止堆芯熔化，保持堆芯的完整性。重大事故时，迅速冷却堆芯，导走燃料热量，保持燃料包壳完整性。事故后堆芯长期冷却。

安全壳系统包括哪些系统几各自的功能：

1、安全壳贯穿件系统：所有的安全壳贯穿件，在大多数情况下是由封闭

套筒构成的双屏障组件。双屏障之间的空间由贯穿加压系统连续加压。对这一系统的泄漏加以监测，以指示贯穿点的泄漏。

2、安全壳喷淋系统：

○1. 事故时安全壳内温度、压力升高；从安全壳顶部喷洒冷却水，降温降压，限制事故后峰值压力，以保证安全壳的完整性。

○2.在必要时向喷淋水中加入NaOH，以去除安全壳大气中悬浮的碘和碘蒸汽。

辅助给水系统：在事故工况下，该系统向蒸汽发生器应急供水，排出堆芯余热直至达到余热去除系统投入的运行条件；在电厂启动、热备、热停和从热停向冷停堆过渡的第一阶段，辅助给水系统代替主给水系统向蒸汽发生器二次侧供水。

第四章

工况分类：

工况Ⅰ——正常运行和运行瞬变

工况Ⅱ——预期运行事件（预期运行瞬变）

工况Ⅲ——稀有事故

工况Ⅳ——极限事故

事故分类：（1）无流体损失的事故，主要指瞬变（Transients)。

主要有：反应性引入事故；失流事故；失热阱事故等。

（2）以丧失一回路或二回路流体为特征的管道破裂事故，

确定论的基本逻辑：确定论分析基本要素：

1 确定一组设计基准事故；

2 选择特定事故下安全系统最大不利后果的单一故障；

3 确认分析所用模型和电厂参量都是保守的；

4 将最终分析结果和法定验收准则对照，确认安全系统设计充分。 反应性引入事故后果：

1.启动时，可能瞬发临界，反应堆失控危险。

2.功率运行时，堆内过热，压力边界破坏，放射性释放。

主回路时间：

水泵的半时间t p :

泵的惯性角速度下降到初始速度一半时的时间。

流量分析：泵的半时间决定流量变化。 t p 越大，流量下降越小； t p 越小，流量

下降越大。

自然循环要求：

蒸汽发生器和堆芯位差越大，流量越大，温升越小。

安全要求：

足够大的蒸汽发生器和堆芯位差和足够小的阻力系数。

热阱丧失事故分析

热阱丧失事故： 由于二回路或三回路故障造成一回路冷却剂堆芯入口温度过高引起堆芯冷却能力不足的事故。

事故原因：

1.部分或全部给水中断：主泵断电；一台主泵停运；阀门关闭。

2.汽轮机跳闸（trip ）、同时旁路阀门未打开。

000

2/1,0ωωωωωωωC I t t t t C d t

d I p p =+===-=初始条件：pr pr p K W A L t t t W W W W dt d t ~2)/1(1)()(0122001）（回路半时间：ρ=+=+

热阱丧失事故后果：热阱丧失，二次侧温度T s上升，传热系数下降， T pr上升。严重后果：二次侧为蒸汽，无传热介质（传热系数很小），主回路时间 pr变大，主回路呈现绝热加热。温度随时间线性上升。

蒸汽发生器传热管断裂事故：指蒸汽发生器中一根或多根传热管发生断裂导致的事故。

蒸汽发生器传热管断裂的主要原因是传热管承受机械应力和热应力，腐蚀使管壁局部变薄及传热管发生裂纹。

蒸汽发生器传热管断裂事故后果：

（1）对二回路造成污染；若凝汽器不可用，污染的蒸汽会排往大气，旁路安全壳。

（2）故障蒸发器蒸汽管道满水危险，管道结构问题(主蒸汽管道按蒸汽设计，满水导致超载，如8.3MPa下，水密度比汽密度大15倍！)；安全阀

过水，容易卡开，漏水放射性泄漏更强。

（3）本身是LOCA,堆芯冷却不足。

蒸汽管道破裂(MSLB=main steam line break)事故除了指蒸发器一根蒸汽管道(主管道或管嘴)出现破裂所产生的事故以外，还包括蒸汽管道上的一个阀门(安全阀、释放阀或旁路阀)意外打开所导致的事故。

小破口：指由于反应堆冷却剂系统管道或一直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。

大破口：作为极限设计基准事故的大破口失水事故指反应堆冷却剂系统冷管段或热管段出现大孔直至双端剪切断裂并同时失去厂外电源的事故。

大破口失水事故发生后的事故序列可分为4个连续的阶段： •喷放阶段：又分为欠热喷放和饱和喷放阶段.

•再灌水阶段：从冷却水进入压力容器下腔室(始)到水温到达堆芯下沿。

•再淹没阶段：水位到达堆底并开始上升，直至淹没堆芯。

•长期冷却阶段：淹没堆芯后，低压安注系统运行带走衰变热。

安注系统的启动：对于需要应急电源的情况的约30s之后，或者当系统压力降到1MPa左右，低压注射系统投入运行。高压注射系统在大破口冷却剂丧失事故的情况下并不重要，流量太小。

第五章

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。

严重事故可分为两大类：堆芯熔化事故和堆芯解体事故。

堆芯熔化事故是由于堆芯冷却不充分，引起堆芯裸露、升温、直至堆芯熔化的过程。其发展较为缓慢，时间尺度为小时量级；三里岛事故属此类。

堆芯解体事故是由于快速引入巨大的正反应性，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。切尔诺贝利事故属此类。三里岛事故：（事故原因、分析设计、应急计划）

事故过程：辅助回路中一道阀门在此前的例行检修中没有按规定打开，关