核安全基础(哈工程)

基本要求,一、大纲要求：1.掌握核安全的基本概念和理论。2.熟悉三道屏障的概念、辐射与辐射防护的知识。3.掌握核电厂安全设计的基本知识，了解反应堆专设安全设施的知识。4.掌握反应堆运行工况与事故分类的基本概念。5.了解核电厂典型事故，了解核安全对策和严重事故的处置与缓解方法及核安全文化的基本内容。6.能够对核动力装置做简单的安全分析。,基本要求,二、教学目标：1、了解核安全的基本理念和现代核电厂的核安全控制思想,2、掌握核安全的基本概念、理论和基本设计方法，学习典型事故,3、更重要的是希望通过该课程的学习，同学们能感触到工程技术人员是如何处理遇到的问题和发展新的技术方法的。,第一章引论,第一章引论,1.1核反应堆安全的概念1.2核反应堆安全特性1.3核电厂的安全对策,1.1核反应堆安全的概念,1.1核反应堆安全的概念,核电的本质问题是可控的将核裂变或聚变产生的能量转变为热能，热能转变为机械能，进而转化为电能。与常规化石燃料电厂的直观比较是将燃烧锅炉换成了反应堆或聚变装置需要核燃料循环，有潜在的放射性危害。核电是集现代科学与现代技术于一身的技术密集、资金密集的产业，也是目前唯一可大规模开采利用的新型清洁能源,核电的产生：核能热能机械能电能,核电与火电主要区别,停堆定期换料较大过剩反应性、超功率事故，使反应堆运行与控制复杂化核能释放伴随放射性释放1W热功率相应裂变产物放射性达3.71010Bq停堆后很强的衰变余热燃料元件过热烧毁、堆芯熔化危险，停堆冷却运行过程中带放射性三废物质产生,1.1核反应堆安全的概念,潜在放射性危害是核电厂特有的核安全问题。显示核电厂工作人员及周围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。表明专设安全系统的有效性。为了防止放射性释放事件发生，减小事件发生后的后果，设计中采用了纵深防御的概念、设置了专设安全系统来对事故进行设防。向安全当局及公众表明电厂的安全性。向国家核安全局提交安全分析报告。,1.1核反应堆安全的概念,WHY?,1.1核反应堆安全的概念,1、确定论的安全分析(DeterministicMethods)2、概率论安全分析(PSA-ProbabilisticSafetyAnalysis)(PRA-ProbabilisticRiskAnalysis),核安全分析的方法,那么我们要分析那些情况呢？,1.1核反应堆安全的概念,1.1核反应堆安全的概念,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。,核安全问题如何防止放射性核素的释放对工作人员、居民和环境造成的放射性危害就成为核电厂区别于常规火电厂的核安全问题。,核电站的风险事故工况下不可控的放射性核素的释放。,何谓核安全问题,任何情况下不能有放射性物质泄漏,放射性,放射性,安全、安全、安全！,从理论上来说，核电厂并非百分之一百地安全。从科学的角度看，人们能做的只是将风险降得更低。如何尽可能降低风险，就构成了核安全的目标。,1.1核反应堆安全的概念,风险与安全,风险：生命与财产损失或损伤的可能性。,数学语言,事件发生造成的后果与事件发生的频率的乘积,1.1核反应堆安全的概念,安全：,面临的问题：安全与风险之间的权衡取舍,安全目标？,1.1核反应堆安全的概念,没有危险、不受威胁、不出事故,1.1核反应堆安全的概念,1在核设施设计、制造、运行、及停役期间为保护工作人员、公众和环境免受可能的放射性危害所采取的措施的总和,核安全定义,2实现正确的运行条件，防止事故发生或减轻事故后果，从而保护工作人员（和其他现场人员）、公众和环境免受不适当的辐射危害。,1.1核反应堆安全的概念,核安全措施,保障所有设备正常运行，控制和减少对环境的放射性废物排放；预防故障和事故的发生；限制发生的故障和事故的后果。,1.1核反应堆安全的概念,建立并维持一套有效的防护防御，以保护工作人员、居民及环境免受放射性危害。这并不意味着核电厂不存在其它的、常规电厂都会造成的比较普通的风险，如热排放对环境的影响、事故引起的核电设备损坏所造成的巨大经济损失等。对于这些常规风险我们也需予以重视，但为了突出核电厂的特殊性，它们不包括在核安全研究的范畴内。,1.1核反应堆安全的概念,保证在所有运行状态下核动力厂内的辐射照射或由于该核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低，保证减轻任何事故的放射性后果。要求：正常情况下具有一套完整的辐射防护措施事故情况下具有一套减轻事故后果的措施,1.1核反应堆安全的概念,辐射防护目标不排除人员受到有限的照射，也不排除法规许可的放射性物质从处于运行状态的核电厂向环境的排放。此种照射和排放必须受到严格控制，并且必须符合运行限值和辐射防护标准。,生活中的辐射,有关国家和机构的定量安全目标,AP1000堆芯损坏频率达5.0910-7大量放射性释放概率达5.9410-8,1.1核反应堆安全的概念,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，甚至对于那些概率极小的事故都要确保其放射性后果是小的；保证那些会带来严重放射性后果的严重事故发生的概率极低,设计基准事故：即核电站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，通过专设安全设施即可应对。,超设计基准事故：对于有些严重的事故，专设安全设施已不能有效制止事故的发展。,1.1核反应堆安全的概念,建立并维持一套有效的防护措施，以保证电站工作人员、公众和环境免遭放射性危害。,核电站安全总目标,辐射防护目标,技术安全目标,合理可行尽量低ALARAAsLowAsReasonably-Achievable,解释性(辅助)目标,预防事故的发生，事故后果小，确保严重事故发生的概率非常低,1.1核反应堆安全的概念,核安全分析的内容,为了实现核安全目标，核电厂设计时，要进行全面的安全分析，以便确定所有辐射的来源，并评估核电厂工作人员和公众可能受到的辐射剂量，以及对环境的可能影响。核安全分析要考察以下内容：核动力厂所有计划的正常运行模式；发生预计运行事件时核电厂的性能；设计基准事故；可能导致严重事故的事件序列。,1.1核反应堆安全的概念,50年代三哩岛事故,发展第一代核电：压水堆、沸水堆、气冷堆、重水堆、石墨水冷堆,GenI,GenII,GenIII,GenIV,1950,1960,1970,1980,1990,2000,2010,2020,2030,1.1核反应堆安全的概念,三哩岛事故切尔诺贝利事故,GenI,GenII,GenIII,GenIV,1950,1960,1970,1980,1990,2000,2010,2020,2030,1970年1986年第二次石油危机促进了核电的大规模发展，形成了第二代核电技术，标志：,1、标准化2、大容量3、安全性4、批量化,1、发展PSA技术2、技术改进：硬件与后援、应急等3、人因技术4、固有安全概念,1.1核反应堆安全的概念,切尔诺贝利事故之后,GenI,GenII,GenIII,GenIV,1950,1960,1970,1980,1990,2000,2010,2020,2030,开始提出并研发更为安全可信、经济的核电站或核能利用技术。,重要启示：安全第一、质量第一首次提出了核安全文化的概念安全相关新目标要求的提出AP600、CP600、AP1000、EPR、ABWR1999年开始四代技术的研发，成立GIF论坛,1.2核反应堆安全特征,1、强放射性核能释放伴随着大量放射性物质生成1000MWe压水堆裂变产物放射性高达1020Bq防止放射性辐照危害2、高温高压水压力15.5MPa，温度330防止压力过高、过低现象。,1.2核反应堆安全特征,3、衰变余热,Wigner-Way公式,停堆功率曲线图,停堆3h，1%额定功率停堆4周，0.1%额定功率,1.3核电厂的安全对策,在所有情况下,有效控制反应性,确保堆芯冷却,包容放射性产物,1.3核电厂的安全对策,1、有效控制反应性,燃料消耗、裂变产物积累，反应堆功率变化控制类型:紧急停堆、功率控制、补偿控制控制方式:控制棒、可燃毒物、可溶毒物,1.3核电厂的安全对策,正常运行情况下堆芯冷却反应堆停闭情况下堆芯冷却事故工况堆芯冷却,2、确保堆芯冷却,1.3核电厂的安全对策,2、确保堆芯冷却,一回路冷却剂在流过反应堆堆芯时受热，而在蒸汽发生器内被冷却。蒸汽发生器的二回路侧由正常的主给水系统或辅助给水系统供应给水。甩负荷时，蒸汽通过蒸汽旁路系统排放到凝汽器或排向大气。,蒸汽发生器或余热排出系统继续导出堆芯余热。,SG的给水由辅助给水系统提供，蒸汽由蒸汽旁路系统排向大气。一回路温度、压力下降到一定值时，由余热排出系统加以冷却。蒸汽管道破口时，安注系统向堆芯注入含硼水。一回路系统出现破口时，安注系统和安全壳喷淋系统。,1.3核电厂的安全对策,3、包容放射性产物,保持现场或厂房的相对负压，防止放射性气体或尘埃向其它区域扩散。,硼回收系统或废液处理系统,1.3核电厂的安全对策,隔离包容措施多道屏障1.燃料元件包壳2.一回路压力边界3.安全壳确保屏障有效性和完整性,3、包容放射性产物,第二章反应堆安全设施,2.1反应性控制2.2反应堆保护系统2.3专设安全设施,反应堆的运行中会产生大量放射性物质，一旦发生严重的堆芯损毁事故，同时又发生一回路压力边界和安全壳破损的情况，将有可能有大量的放射性物质释放到环境中，造成严重的环境污染。,为什么要有反应堆安全设施？,三套系统,反应堆控制系统：控制反应性，使反应堆功率跟踪电网变化；安全保护系统：在出现超出反应堆控制系统调整能力的过渡工况时使反应堆安全停闭；专设安全设施：减轻事故所造成的后果。,实现的功能：力图保持三道屏障完整！,在所有情况下：正常运行或反应堆停闭状态故障工况或事故状态,Control,Cool,Contain,控制反应性的手段：向堆芯插入或抽出中子吸收体；改变反应堆燃料的富集度；移动反射层；改变中子的泄漏。,2.1反应性的控制,实际使用的方法：向堆芯插入或抽出中子吸收体,控制元件,2.1.1反应性控制的方法,紧急停堆控制,功率控制,补偿控制,控制元件迅速引入负反应性反应堆紧急停闭,控制元件动作迅速补偿微小的反应性瞬态变化,补偿控制元件动作过程非常缓慢用于补偿燃耗、裂变产物积累所需的剩余反应性也用于改变堆内功率分布,反应性控制的三种类型,吸收体引入堆芯的三种方式,补偿棒-补偿控制调节棒-功率控制安全棒-紧急停堆控制材料：银-铟-镉合金,控制棒,可燃毒物,可溶毒物,补偿剩余反应性延长堆芯的寿期减少可移动控制棒的数目改善堆芯的功率分布材料：钆(Gd)、硼（B）,一种吸收中子能力很强的可以溶解在冷却剂的物质。轻水堆往往以硼酸溶液在冷却剂内用作补偿控制。能补偿很大的剩余反应性。由于向冷却剂增加或减少毒物量的速率十分缓慢，所以反应性的引入速率相当小。只能补偿由于燃耗、中毒和慢化剂温度变化等引起的缓慢的反应性变化。,反应性反馈效应：燃料的多普勒效应慢化剂的温度效应和空泡效应,2.1.2堆芯内固有的反应性控制,基本要求：1.应能及时调节反应堆功率，以适应外界负荷变化的要求，并能建立新工况下个主要热工参数的稳态值；2.应能改善核动力装置的过渡过程特性。,2.1.3反应堆功率调节系统,反应堆功率的过冲,堆内设置两套按不同原理设计、彼此独立的反应性控制系统，例如压水堆内：棒束型控制棒组件化学容积控制系统限制每根可移动控制棒的反应性当量设置限制控制棒提升速度的连锁装置,2.1.4反应性控制的安全性,功能：在反应堆启动和提升功率过程中，限制反应堆功率增长的速率，保证反应堆安全启动；带功率运行中，限制反应堆的功率、温度、压力、水位和流量等参数变化，是堆运行在安全限度所允许范围内；异常工况时，能执行保护反应堆的动作，立即消除事故隐患。,2.2反应堆保护系统,保护系统可靠性的两个含义：具有最佳的安全性能（保持良好性能）具有最佳的连续运行性能（自身故障不会引起停堆）,2.2.1设计原则,五个原则：单一故障准则设置多重的保护参数失事安全的原则具有运行校验功能保护动作要快,2.2.2保护参数及其动作方式,短周期事故中功率上升曲线,2.3专设安全设施,安全注入系统（ECCS）安全壳系统辅助給水系统,设置专设安全设施的必要性,事故工况下，正常的控制保护系统不足以保障堆芯的冷却。失水事故下，即使反应堆紧急停闭，由于积聚的贮热和衰变热的作用，仍然有可能烧毁燃料包壳，甚至使堆芯熔化。冷却剂大量外泄，引起安全壳内压力升高，危及安全壳的完整性。,发生失水事故时，向堆芯注入含硼水；阻止放射性物质向大气排放；阻止安全壳中氢气浓集；向蒸汽发生器事故供水。,专设安全设施的功能：,设计原则,设备必须高度可靠系统要有多重性系统必须各自独立系统应能定期检查必须具备可靠电源必须具备充足的水源,安全注射系统又可称作应急堆芯冷却系统，主要用途是：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，安全注射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减少的负反应性，防止反应堆重返临界。为了实现上述三个功能，安全注射系统必须能根据事故引起一回路系统压降的变化情况，在不同的压力状态下介入。为此，本系统分为三个子系统：高压注射管系，蓄压注射管系及低压注射管系。,2.3.1安全注入系统,900MW级核电厂安注系统流程图,（1）高压注射管系（高压安注系统）,高压注射管系用于压水堆冷却剂系统的小泄漏事故。主要目的：维持冷却剂系统压力稍低于正常的值，使压水堆正常停闭。当主系统因发生破损事故，压力下降至一定值，或蒸汽管道发生大破裂时，高压安全注射泵被启动，将换料水箱内2000ppm左右的硼水注入堆芯，防止反应堆重返临界和注入冷水以冷却和淹没堆芯。为了保证能可靠地注入，注入管经硼注入箱接在每一条环路的冷管段或冷、热管段。硼注入箱是一个容积为34m3的容器，安装在高压安全注射泵出口端，即冷管段管线上，这是为了将硼酸溶液以最快的速度注入堆芯。箱内装满浓度为12酸溶液(21000ppm)，在安全注射信号将隔离阀门打开时，硼酸就注入压水堆堆芯，硼注入箱本身有一个循环加热系统，以保持硼酸溶液的温度，防止硼结晶析出.,高压安注系统由换料水箱、高压安注泵、浓硼酸再循环回路、注入管线、相关阀门等组成。,（2）蓄压注射管系统（蓄压箱注入系统）,在一回路管道发生破裂，引起压力急剧下降的情况下，需依靠蓄压注射管系在最短的时间内淹没堆芯以避免燃料元件的熔化。蓄压注射管系的每一个管路有一个安全注入箱(又称蓄压箱)，其容积约4060m3，内储存浓度为2000ppm的硼水，顶部充有压力为4.2MPa的氮气以加压，每只安全注入箱设有水位测量装置，用以监测箱内水的体积，并经由一只电动隔离阀和两只串联的逆止阀，连向冷却剂系统。蓄压注入动作是完全自动的：正常运行时，电动隔离阀是打开的，当堆芯冷却剂压力迅速降低到低于安全注入箱内的氮气压力时，硼水就顶开逆止阀从一回路冷管段注入堆内。,（3）低压注射管系,低压注射管系在冷却剂管道大破裂，冷却剂压力急剧降低时用，以淹没堆芯，和保证堆芯内水的流动以便导出余热。低压注射管系在冷却剂压力下降到0.7MPa时由安注信号启动，将换料水箱中的含硼水注入每个环路的冷管段：当换料水箱硼水水位低到一定程度时，低压安全注射泵可改为抽取安全壳底部的地坑水。地坑水收集的是一回路泄漏水、蓄压箱的水和安全壳内的喷淋水。,安注信号的产生,下列任意信号均可启动安注系统：稳压器水位低，同时压力也低；安全壳内压力高(0.13MPa)；手动触发安全注射。,压水堆核电厂的安全壳内设置了核蒸汽供应系统的大部分系统和设备，即反应堆、一回路主系统和设备、余热排出系统（停冷系统），具有以下功能：(1)在发生失水事故和主蒸汽管道破裂事故或地震时，承受事故产生的内压力，容纳喷射出的汽水混合物，防止堆厂房内放射性物质外逸，以免污染环境。设计准则通常按历史最大地震或失水事故考虑；(2)保护重要设备，必须考虑外部事件，防止受到外来袭击(如飞机坠毁、龙卷风等)的破坏；(3)是放射性物质和外界之间的第三道也是最后一道生物屏障。因此，在任何情况下都要保证安全壳的完整性，对它特别仔细地设计，建造和监督。,2.3.2安全壳系统,按其材料分：钢板制造，钢筋混凝土制造(包括预应力混凝土)，既用钢板又用钢筋混凝土。按其性能分：干式，冰冷凝器式。按其形状分，球形，圆筒形等。由材料、性能、形式等几方面的组合，结合考虑压水堆核电厂的厂址，输出功率、经济性和安全性等因素，压水堆核电厂具有代表性的安全壳有钢筋混凝土安全壳和预应力混凝土安全壳两种。典型安全壳设计压力为0.5MPa，泄漏率不超过0.1%。,2.3.2.1分类,钢筋混凝土安全壳通常采用双层结构，外层钢筋混凝土壳为生物屏蔽层，内层钢壳起承压及密封作用，其形式有圆柱形和球形两种。,（1）钢筋混凝土安全壳,图为美国早期建造的电功率800MW的压水堆核电厂安全壳，直径约40m，钢板厚度38mm，半球顶、椭球底，二次包容壳为椭球顶盖的圆柱形钢筋混凝土结构，两层壳之间留有1.5m宽的环形空间，环腔内呈负压，从钢壳泄漏至环腔的放射性气体只有经过过滤净化后方能从排气烟囱排放，以降低放射性物质对环境的污染。,带密封钢衬里的单层预应力混凝土安全壳是一座支承在厚的钢筋混凝土筏基上的带穹顶的圆柱形混凝土壳，圆筒壁和穹顶埋有后张预应力钢束，内壁用6.35至12.70mm厚的薄钢板焊接成为气密性钢衬里。这种形式的安全壳广泛用于美国、法国、日本的9001300MW压水堆核电厂中。,（2）预应力混凝土安全壳,结构形式图：筒壁为圆柱形，顶盖呈椭球形，一座电功率为1000MW的压水堆核电厂安全壳，其内径约40m，最高处标高约60m，基础最低处标高约为-15m，安全壳总高75m，混凝土壁厚约1m，其设计限值为：相对压力0.42MPa；最高平均温度145；在失水事故峰值压力时，安全壳内气体泄漏率低于0.3/24h，正常运行时，安全壳内压力维持在0.09850.106MPa(绝对压力)，平均温度在45以下。,还有一种称为冰冷式的安全壳。这种安全壳内，四周有一个环形冷藏室，其中装有含硼的冰块。正常运行时，制冷设备使冰块保持在凝固状态。失水事故之后，一回路释放的蒸汽首先经过冰冷凝器，而后进入安全壳上部空间，冰冷凝器起到吸热降压的作用，这种设计安全壳压力低，容积小，但设备费与运行费高，未得到普及。,（3）冰冷式安全壳,安全壳喷淋系统的主要作用是:当一回路失去冷却剂或蒸汽管道破裂事故情况下，使安全壳内部温度和压力保持在可以承受的值，以确保安全壳这最后一道屏障的完整性。此外，安全壳喷淋系统还能带走失水事故时散布在安全壳内的裂变产物，如放射性碘；扑灭反应堆冷停闭时安全壳内发生的火灾(当其它方法无效时)。安全壳喷淋系统所要排除的热量来自于：(1)反应堆剩余功率；(2)一回路构件和流体的显热；(3)二回路所带的能量；(4)锆-水反应的能量。,2.3.2.2安全壳喷淋系统,喷淋方式,在发生失水事故时，当安全壳内出现压力过高信号的最初阶段，安全壳喷淋系统的喷淋隔离阀自动打开，喷淋泵自动启动，把换料水箱中的冷硼水喷入整个安全壳内，使蒸汽凝结，降温降压（直接喷淋）；稍后阶段，当安全壳地坑水位到达一定值时，在换料水箱低水位信号的作用下，切换为从地坑取水，作再循环喷淋。,由两条冗余而又相互独立的喷淋泵、两台喷淋水热交换器，一个氢氧化钠贮存箱及管道、阀门的系列组成：每个系列能保证100的喷淋功能。两组喷嘴安装在安全壳圆顶下不同高度的两条喷淋环管上，喷淋泵与集水坑（地坑）之间有专设的管道相连。,系统描述,燃料芯块,燃料元件包壳,压力容器,安全壳,应急堆芯冷却系统,ECCS,安全阀,安全壳喷淋,可燃气体浓度控制系统,停堆系统,防止过热破损,过压保护,防止过热过压破损,防止氢气爆炸等,多重安全屏障和安全设施的关系,蒸汽发生器辅助给水系统是核电厂的专设安全系统之一，用于保证蒸汽发生器的给水，以便维持一个冷源，确保反应堆余热的导出。在主给水系统失效或故障的情况下，辅助给水系统向蒸汽发生器提供给水。反应堆启动时，由辅助给水系统为蒸汽发生器充水；在反应堆热备用或热停闭状态时，或反应堆冷停闭而余热排出系统尚未投运之前，为蒸汽发生器提供给水。当核电厂发生失水事故时，蒸汽管道破裂事故或给水管道破裂事故，主给水系统被切除时，辅助给水系统自动投入。,2.3.3辅助给水系统,由于蒸汽发生器辅助给水系统是核电厂的专设安全设施，这就要求该系统必须具有两个主要特性：设备的冗余或多重性；以及在反应堆正常运行期间系统中所有设备均可随时投入运行。两个子系统：一个由两台半容量、水冷却的应急电动泵组成，另一个由一台100额定流量的汽动泵组成，汽动泵是由在反应堆厂房外主蒸汽管道隔离阀上游处抽出的蒸汽来驱动的，蒸汽供应可得到保证。,大亚湾核电站900MW机组蒸汽发生器辅助给水系统,系统运行,在核电厂正常运行期间，辅助给水系统处于热备用状态。蒸汽发生器辅助给水系统的两台电动给水泵和一台汽动给水泵都必须处于备用状态时，才允许反应堆启动。辅助给水系统在接到反应堆保护系统的信号时或自动启动，或在程序操作的情况下手动启动。,第三章确定论安全设计与分析方法,为什么要进行核电厂安全分析？,核电厂特有的核安全问题：潜在的放射性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。,为什么要进行核电厂安全分析？,事故情况下专设安全系统的有效性。为了防止这样的放射性释放事件发生，以及减小事件发生后的后果，在核电厂的设计中采用了纵深防御的概念来对事故进行设防，特别是设置了专设安全系统。,为什么要进行核电厂安全分析？,表明电厂的安全性。根据核安全法规，每个核设施的业主都必须在建造、装料和运行之前，向国家核安全局提交安全分析报告，安全分析报告中的一项重要内容就是事故分析。,核电厂安全分析的方法,1、确定论安全分析(DeterministicMethods)2、概率安全分析(PSA-ProbabilisticSafetyAssessment)(PRA-ProbabilisticRiskAssessment),概率安全分析（PSA/PRA）,可接受的风险概念研究事故发生的概率（数学期望值）事件树和故障树的方法根据PSA结果，找出设计中的薄弱环节并加于改进确定论的补充,可信,不可信,事故,概率,风险,可接受的风险,确定论安全设计与评价的基本思想,在同一概率水平下，选择一组最大的可信的基准事故，设计若能抵御这些基准事故，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保证，超过基准事故的事故，被认为是不可能发生地。,最坏的可能性！,大破口VS小破口热端断裂VS冷端断裂反应性引入卡泵,确定论核安全分析主要内容,1.确定事故(件)发生的概率等级2.在每个概率等级下确定一组设计基准事故3.确定核安全对策与设计准则4.针对每一个概率等级的设计基准事故进行核电站保护系统与专有安全设施的设计5.对设计基准事故发生后的电站响应与核安全性进行评价6.核电站设计与核安全评价结论提交核安全管理部门审查,第三章确定论安全设计与分析方法,3.1核动力装置运行工况与运行极限3.2纵深防御的基本安全原则3.3单一故障准则及其应用3.4预防意外侵害的措施3.5设计基准事故准则核电厂安全设计准则3.6确定论安全分析概述3.7确定论基本分析逻辑,3.1核动力运行工况与运行极限,核安全分析事故分析研究核电厂在故障工况下的行为，是核电厂安全分析的一个重要组成部分，也是核电厂设计和许可证申请程序中的重要步骤。,运行工况分类?安全限值?,3.1核动力运行工况与运行极限,1.运行工况分类,美国标准学会(1970年)根据对核电厂运行工况所作分析,按反应堆事故：事故出现预计概率事故可能放射性后果,3.1核动力运行工况与运行极限,1.运行工况分类,工况正常运行和运行瞬变1、正常启动、停闭和稳态运行2、带有允许偏差的极限运行3、运行瞬变工况较频繁，毋需停堆；控制系统进行调节，使核电厂重新稳定运行。,3.1核动力运行工况与运行极限,1.运行工况分类,工况中等频率事件（预期运行事件）预计出现的一次或数次偏离正常运行的所有运行过程；包括在试验运行和寿期以中等频率发生的事件：控制棒组件误提出、失去正常给水等。只能使反应堆停堆，不会导致事故（燃料元件损坏，一、二回路系统超压等）。采取正确的措施后能很快排除故障，恢复功能。,3.1核动力运行工况与运行极限,1.运行工况分类,工况稀有事故（事故工况）在核电厂寿期内极少出现（10-4310-2次/堆年）的事故：一回路管道小破口、二回路管道小破口、蒸汽发生器传热管破裂等。专设安全设施投入工作，防止或限制对环境的辐射危害。确保反应堆结构完整性，燃料元件损坏不得超过规定值。,3.1核动力运行工况与运行极限,1.运行工况分类,工况极限事故（严重事故工况）在核电厂寿期内发生概率很低（10-610-4次/堆年）的后果严重的假想事故：一回系统主管道大破口、弹棒事故等。一旦发生会释放大量放射性物质。专设安全设施的投入应能保证一回路压力边界的完整性、反应堆安全停闭，并对事故后果加以控制。,四类运行工况及其安全准则,3.1核动力运行工况与运行极限,.运行限值,为保证核电厂的安全运行，经国家核安全部门批准的，用以确定参数限值、设备功能和性能以及人员水平等的整套规定。例：为确保第一道安全屏障完整性，从热工角度出发，大亚湾核电站的安全限值：DNBR1.22线功率密度590W/cm升降温速率56/h稳压器升、降温速率112/h等,需作安全分析的事故,3.2纵深防御的基本安全原则,纵深防御原则（DefenseinDepth）,纵深防御,多道屏障+纵深防御措施,设计提供一系列多层次的防御，用以防止事故并在未能防止事故时保证提供适当的保护。,设置一系列的实体屏障，以包容规定区域的放射性物质。,3.2纵深防御的基本安全原则,多道屏障,3.2纵深防御的基本安全原则,燃料芯块及包壳：低富集度UO2烧结成芯块，叠装在锆合金包壳管内，两端封焊。设计时，假定有1%的包壳破裂和1%的裂变产物会从包壳逸出。美国统计，正常运行时实际最大破损率为0.06%。,第一道屏障,2%,1%,3.2纵深防御的基本安全原则,第二道屏障,一回路压力边界：由反应堆容器和冷却剂环路组成，包括蒸汽发生器传热管、泵、稳压器和连接管道。材料选择：不锈钢；镍基合金；制造：反应堆压力容器焊缝；运行：避免产生过大热应力。,3.2纵深防御的基本安全原则,第三道屏障,衰变热,在第1分钟内，衰变热与这段时间释放的储热在同一量级；当温度在11000C左右时，1分钟内锆水反应产生的热量可能与衰变热同一数量级；储热再分配使温度拉平，随后包壳温度性状主要取决于产生的衰变热与传给冷却剂的热量之间的不平衡，包壳温度不再上升（短暂的过程）；最终由于冷却条件的恶化，包壳温度最终还是由于衰变热而上升。,（6）应急堆芯冷却阶段（安注箱）,安注箱启动，向堆芯注水(大约在10-15s),应急堆芯旁通,（6）安注旁通,在注入冷管段的应急冷却剂中，很大一部分被下降段环形通道上部周围的完好环路冷管段出来的蒸汽流夹带到破口并不通过下降段，而直接被带到破口流出；逆流汽水混合物的作用：在下降段环形通道中汽和水的逆向流动：在堆芯倒流期间，从堆芯排出的蒸汽与下腔室内水继续蒸发产生的蒸汽一起，通过下降段向上流动，阻碍从冷管段注入的应急冷却水穿过下降段；热壁效应使这个效应进一步加强。只有等到汽水混合物流出的速度降低下来以后，应急冷却水才能注入到堆芯中去。基于上述现象，在进行失水事故分析时，作为保守的估计，有时假设在整个喷放阶段结束之前，应急冷却水达不到下腔室。,安注旁通大大推迟了下腔室的再灌水。,（8）喷放结束（旁通结束）,当一次系统与安全壳之间的压力达到平衡，破口质量流量变得很小时，喷放阶段结束（30-40秒出现）。冷管段破裂情况下，这时，重力开始超过夹带力，应急水穿过下降段向压力容器再灌水。,应急堆芯旁通,（9）低压安注系统启动,大约30s或系统压力降到1MPa后，低压安注系统会投入运行。取水途径：安注箱换料水箱安全壳地坑,2、再灌水阶段,应急冷却水注入压力容器之后，首先要把下腔室充满。待水位到达堆芯底部之后才开始进入堆芯。应急冷却水充满下腔室这段时间叫作再灌水阶段。在这段时间内，燃料元件只靠残存在下腔室中的水产生的蒸汽对流和向周围进行热辐射来散热，传热条件极差。在衰变热的作用下，其温度不断提高。,再灌水-绝热上升,绝热上升，上升速率8-120C/s有可能达到1100oC再灌水阶段是整个LOCA事故过程中堆芯冷却最差的阶段。,10005003000.0,01241020406080,第二峰值包壳温度应急水进入堆芯的同时，被加热开始沸腾。在堆芯底部以上0.5m的地方，由于包壳表面很热，沸腾过程十分剧烈，蒸汽快速流过堆芯。夹带相当数量的水滴，为堆芯提供初始的冷却。随着水位上升，冷却效果越来越好，包壳温度上升速率逐渐减小，最后热点的温度开始下降。,3、再淹没阶段,10005003000.0,01241020406080,骤冷,进入堆芯的冷却水润湿燃料包壳壁面、达到冷却的目的要经历一个“骤冷”传热过程。包壳只有经过骤冷后，其表面才算是被淹没了。骤冷点（称为骤冷前沿）前进的速度受包壳的轴向导热特性和骤冷前沿附近的复杂传热过程所制约，所以冷却水真正淹没堆芯的速度并不等于它进入堆芯的速度，而是等于骤冷前沿推进的速度。,蒸汽粘结,应急冷却水注入堆芯的速度决定于注入的压头和冷却水从堆芯出口到破口的流动阻力。在冷段管道破裂的情况下，由于多余的水会绕过堆芯周围的环形空间从破口溢出，所以蓄水的高度不会太大，注水压头不会太高。冷却水进入堆芯以后被蒸发，形成高速的汽流。这部分汽流在经过蒸汽发生器时被二次水加热，流速进一步提高，最后经过主泵从破口流出。由于流程长、流速高，汽流在流出破口之前的这段管道阻力相当大。这个阻力在堆芯上腔室造成一个背压。该背压的存在会大大降低冷却水进入堆芯的速度。,4、长期冷却,低压安注再循环继续运行,总结,大破口失水事故所造成的严重后果总结,首先，在管道断开的一瞬间，冷却剂在断口处突然失压，会在一回路系统内形成一个很强的冲击波。这种冲击波在系统内传播，可能会使堆芯结构遭到严重破坏，其后果可能是控制棒插不进去，或使一部分冷却剂通道发生堵塞。其二，由于冷却剂迅速流失，冷却剂液面可能降到堆芯顶面以下，这样一来就使堆芯传热工况严重恶化，从而有可能使堆芯烧毁或熔化。如果堆芯大量燃料元件发生了熔化，熔化的燃料同残存在压力壳内的水相接触，进行剧烈的放热反应。在水被蒸干以后，熔化的燃料就会把压力壳熔穿。熔融的燃料进入安全壳后同水接触，会产生冲击波，它有可能把安全壳破坏。其三，有可能造成安全壳的破坏（高温高压的冷却剂大量喷放到安全壳）其四，作为燃料元件包壳的锆在高温时会与水蒸汽发生剧烈的化学反应。,一回路大破口事故的保护,保护：稳压器低压力引起反应堆紧急停堆；稳压器低低压力或安全壳高压力引起安注启动，并引起安全壳第一阶段隔离；安全壳压力继续升高，引起主蒸汽管道隔离；安全壳压力继续升高，引起安全壳喷淋，安全壳第二阶段隔离。,大破口失水事故验收准则,最大包壳氧化包壳总氧化率不超过总厚度的17。峰值包壳温度为了防止包壳脆化，峰值包壳温度不能超过限值(1204)。最大产氢量如果除了腔室周围衬里以外，所有包围燃料的包壳中的金属都与水或汽发生化学反应，由此得到一个假想的产氢量。算出的包壳与水或汽发生化学反应后的产氢量不能超过该假想产氢量的1%倍。堆芯几何构形堆芯几何构形变化仍能保持其可冷却性。长期冷却算出任何安全注射系统开始成功运行后，堆芯温度保持在可接受的低值下，并在将长寿命放射性物质留在堆芯内所需期间都能排出衰变热。,7.2.2小破口失水事故,在冷却剂丧失事故瞬变期间,根据一次系统的压力要求反应堆保护系统产生下列动作：一次侧:稳压器低压信号触发紧急停堆根据系统压力低低信号启动高压安注泵系统压力进一步降低，为保护主泵，应关闭主泵当系统压力继续下降到安注箱启动的压力,安全注射箱自动开始注水系统压力继续下降，低压注射泵开始供水,二次侧：稳压器低压信号汽轮机停车；接通应急电源之时，汽轮机旁路仍然关闭，主蒸汽不能旁通到凝汽器；二次侧以100K/h的速率降温。,系统事件：,小破口出现后，一回路的压力因冷却剂的流失而降低降低的速度主要决定于破口的尺寸当破口小于40cm2（1%），一回路压力沿饱和线下降，而后阶越上升到一个值，这个值取决于高压注射泵的扬程-流量特性。换料水箱排空时，系统压力最终下降到饱和值,小LOCA事故过程中的热工水力过程,随着破口尺寸的增加，一次系统压力沿着饱和线下降，高压注射泵的流量不足以补偿冷却剂从破口的流失。增添了带走一次系统能量的一种方式；同时，高压安注增加了一次系统的泄压速率，以便使低压子系统尽快投入运行,小LOCA的冷却机理-自然循环,降低系统压力的重要性和降压的手段对稍大的破口,仅仅依靠高压安注不足以弥补冷却剂的流失,在这种情况下,利用各种手段降低一回路的压力是非常重要的。小破口失水事故的终结实验表明，在一回路系统中冷却剂储量的减少趋势最终会停止下来。停止的原因可能是:随着系统的减压，高压安全注射流量最终超过了破口处冷却剂流失量;系统的压力降到了安全注水箱或低压安注的定值压力，大量的水注入到回路中去。,小LOCA事故过程中的热工水力特性,破口尺寸对小破口瞬态过程的影响,7.2.3稳压器汽腔小破口失水事故,在这种破口事故的喷放过程中，稳压器波动管内的汽水阻流现象对事故的特征起重要作用。堆芯产生的蒸汽在流过波动管时，会妨碍水从稳压器返回管道，结果稳压器会结出虚假水位，此时稳压器内的液位已不再能反映回路中冷却剂储量的多少。如果操纵员仅仅根据控制室中的稳压器液位指示来判断回路中冷却剂的储量时，会造成误判和误操作。在这种事故中，由于稳压器内积存了一部分水，堆芯会过早裸露出来。,汽腔小破口失水事故的真正危险再于操纵员的诊断于操作错误，可能导致失去ECCS。三里岛事故后加强了有关培训，并增加了堆芯水位测量系统。,三里岛事故误判断原因,小破口出现后，稳压器降压，稳压器内原来就处于饱和态的水发生容积沸腾（闪蒸），体积膨胀，水位上升；随后由于不断喷放，稳压器内的水减少，水位下降；当系统压力降低到压力容器上腔室内的水的饱和压力时，上腔室的水开始（闪蒸），体积膨胀，多出来的体积被挤到稳压器中，使稳压器水位上升，直到满水；这时只靠稳压器的水位是不能判断一回路系统冷却剂装量的多少的。,小破口与大破口失水事故特征的比较,小破口与大破口失水事故特征的比较,作业1：请详细描述大破口事故过程,作业2：破口位置不同引起的现象也不同,假设压力容器的汽、水处于饱和态，如果顶部的管道突然破裂，会出现什么现象？管道破裂后系统快速泄压，原来处于饱和态的水变成过热水，因而内部产生汽泡，急剧蒸发，这种现象称作闪蒸。闪蒸后，液体膨胀，液位上升。如果液位淹没管口，则管道喷放介质由单相蒸汽变成了汽水两相混合物。,第八章三道屏障的完整性,8.1燃料的完整性8.2一回路压力边界的完整性8.3安全壳的完整性,8.1燃料的完整性,燃料包壳破坏的3种可能:1燃料芯块熔化：t2260(、)2沸腾危机：导致锆水反应3芯块与包壳间的相互作用：主要是燃料芯块与包壳的机械作用,锆水反应包壳氧化,氧化侵蚀氧化壳支撑共晶反应,熔化：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。沸腾危机：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；机械作用：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。锆水反应：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,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,变形原理,内外应力驱动引起塑性变形内部裂变气体（燃料棒内气体的压力上升导致包壳肿胀）高温包壳变形1220K,燃料包壳变形,后果,氧化过程,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,Zr+H2O蒸气ZrO2+H2+热量,8.2一回路压力边界的完整性,压力边界：反应堆压力容器内部构件以及与之相连的一回路管系。,类工况：调节系统使稳压器压力保持在155barsII类工况：稳压器不满水；一回路的任何压力点压力不超过17.3Mpa和类工况：回路完整；一回路最大压头部位不超过设计的1.1倍18.4MPa,影响压力容器完整性的因素,稳态载荷作用下，过度的塑性变形，包括失稳和屈曲；疲劳：材料受交变载荷作用，会产生累积损伤，进而出现表面裂纹，扩展，导致断裂。脆性断裂：可能从一些初始的缺陷出开始，毫无征兆的发生裂缝的快速传播而导致破坏。,主回路管道,特点：1.不承受强烈的中子辐照，易于检测和维修2.管道的焊接和检验多在现场进行。规范：美国ASME标准,一回路泄漏率不得超过以下数值：定量泄漏率小于2300L/h非定量泄漏率小于230L/h每一台蒸汽发生器传热管泄漏小于44L/h,正常运行时一回路压力边界完整性的监控大亚湾,8.3安全壳的完整性,：近期安全壳的内压不超过5bars：远期限制安全壳的热应力：事故热负载及时导出（贮能、核瞬变能、衰变能、化学能、与厂址有关的能量）：安全壳能抵御假想的设计基准事故：事故工况下的泄漏率低于0.1%,安全壳在0.06bar时:总泄漏不能超过10Nm3/hLOCA事故中：VOL*0.3%/day正常运行：0,合理最优化要求：防护水平为W0时，X+Y最小，净利益最大。,9.4事故情况下放射性释出物的辐射后果,1.放射性物质的释放机理（1）气隙释放（2）熔化释放（3）汽化释放（4）蒸汽爆炸释放,9.4.1放射性物质向主回路系统的释放,2.裂变产物特性,气隙释放与熔化释放：主回路边界完整，蒸汽把从包壳释放出的裂变产物排入安全壳，裂变产物在主回路内表面堆积。汽化释放与蒸汽爆炸释放：主回路边界已不存在，所有释放出的裂变产物将直接全部进入安全壳空间。,3.放射性物质在主系统内的迁移,1.气溶胶的形成及特征形成：堆芯碎片材料的物理破碎；堆芯裂变产物蒸汽的凝结；特征：组成复杂；可在气（汽）流中悬浮相当长时间。,9.4.2放射性物质向安全壳的释放,2.放射性物质在安全壳内的迁移放射性物质进入安全壳后，一般以气体或气溶胶形态存在于安全壳空间中，放射性物质从安全壳向环境的释放率取决于安全壳的泄漏率和放射性物质在安全壳中的浓度。,去除机理,表面吸附粒子沉降循环过滤喷淋,辐射效应的危险度每单位剂量所诱发的癌症和严重遗传疾患的几率。,9.4.3放射性释出物的辐射后果,有效剂量当量：,辐射效应的危险度,集体有效剂量当量,N(HE):有效剂量当量的分布,10.1严重事故对策10.2严重事故的处置与缓解10.3严重事故的处置程序,第十章核动力严重事故的处置与缓解,严重事故,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。,事故过程1、堆芯熔化解体2、压力容器失效3、安全壳失效,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）,美国三里岛核电站事故（1979）苏联切尔诺贝里核电站事故（1986）,VS,严重事故,1、堆芯熔化解体,1700K，控制棒首先失效，熔融不锈钢与控制棒格架下移；2100K，锆与水、UO2化学反应，形成低熔点合金，同时释放出大量挥发性裂变产物及氢气，熔融物下移；热量积累，堆芯及堆内固体材料继续熔化，熔融物下移；温度足够高，堆芯将全部熔化。,严重事故,2、压力容器失效,堆芯底部裂变碎片因衰变热从中心开始熔化，直至堆芯底部支撑失效；压力容器底部碎片得不到冷却，则会出现局部熔穿高压过程低压过程,严重事故,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。,严重事故,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。,严重事故,3.安全壳失效,堆芯-混凝土反应产生的大量气体和热量将注入安全壳，升温升压，可能导致安全壳超压失效。,安全壳,反应堆压力容器,安全壳直接加热,堆芯熔融的进展,裂变产物气溶胶的迁移,氢气爆炸,熔融物/堆坑水的相互作用,水蒸气爆炸,堆芯,熔融物与混凝土相互作用,下封头的熔穿,严重事故时的主要现象总结,10.1严重事故的对策,设计中仅仅以DBA为限是不充分的，不足以确保核安全，必须将严重事故对策作为核安全战略的一部分。纵深防御原则、多道屏障设置、质量保证、专设安全设施和选址要求。既要防止采用未经验证的技术、装备、材料，也要防止拒绝采用新技术的墨守陈规倾向。严重事故的发生与发展与人差错的关系极为密切。防止严重事故的最有效手段就是“安全工作，人人有责”。严重事故管理的总战略就是倡导安全文化，建立完善的管理制度，同时辅以必要的监督和量化考核手段。,10.2.