RO《压水堆核电厂安全》单元4：核电厂有关安全的设计思想

压水堆核电厂安全单元4：核电厂有关安全的设计思想单元4：核电厂有关安全的设计思想概述1.新法规要求定量概率安全目标:核安全局2004年发表“新建核电厂几个重要安全问题”，提出了概率安全目标：堆芯严重损坏事件的频率低于10－5次/堆·年；需要厂区外早期响应的大量放射性释放到厂区外的的频率低于10－6次/堆·年。概率安全目标是核实和评价核电厂设计安全水平的导向值，不是颁发许可证的唯一基础。

概述1.新法规要求“新建核电厂设计中的几个重要安全问题”明确纵深防御要贯彻到核电厂的全部活动中，并建立防止放射性物质释放的多道实际屏障。核电厂提供多层次的设备和规程，用以防止事故、或在未能防止事故发生时实施适当的防护，保证核电厂的安全。核电厂的设计、建造和运行贯彻纵深防御（defenseindepth)和多道屏障的安全原则。单元4：核电厂有关安全的设计思想4.1纵深防御的基本安全原则1.纵深防御的五个层次

包括五道相继深入而又相互增援的设计防御措施，以此来保证核电厂的安全。

第一级防御：考虑对事故的预防，核电厂的设计必须是稳妥的和偏于安全的。建立一整套质量保证和安全标准。核电厂必须按严格的质量标准、工程实践经验以及质量保证程序进行设计、制造、安装、调试、运行和维修。电厂各系统、各设备不能出现不允许的差错或故障。我们称为:预防核电站安全总目标：建立并维持一套有效的防护措施的重要组成部分单元4：核电厂有关安全的设计思想

第二级防御：设置停堆保护系统和相应的支持系统，防止运行中出现的偏差发展成为事故。这些系统能限制反应堆的功率、温度、压力、水位和流量等参数的变化；使反应堆运行在安全限度所允许的范围内，不发生热工事故和一回路压力边界的损坏。一旦出现有损于反应堆安全的异常工况时，能完成停堆保护动作，保证余热导出，将反应堆导至并保持在安全停堆状态。我们称为:保护单元4：核电厂有关安全的设计思想4.1纵深防御的基本安全原则1.纵深防御的五个层次4.1纵深防御的基本安全原则第三级防御：设置专设安全设施，限制设计基准事故的后果，防止发生堆芯熔化的严重事故。应对必须加以考虑的各种假想事故，配置了专设安全设施。我们称为:限制轻水堆的典型假想事故有：一回路或二回路管道破裂、燃料操作事故、弹棒事故等。轻水堆的专设安全设施包括：应急堆芯冷却系统、辅助给水系统、安全壳及安全壳喷淋系统、安全壳隔离系统、消氢系统等。单元4：核电厂有关安全的设计思想1.纵深防御的五个层次第四级防御：利用特殊设计设施，应对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尽量低。

我们称为:应对主要任务是保护放射性包容功能。通过附加的措施和规程防止事故的发展。通过减轻选定的严重事故后果，附以事故处置规程，达到这个目标。单元4：核电厂有关安全的设计思想4.1纵深防御的基本安全原则1.纵深防御的五个层次

第五级防御：厂外应急设施和措施。

除了上述四道防御外，对每个核电厂均应制订应急计划。万一发生严重事故造成放射性大量外逸时，对附近居民实行隐蔽、疏散、供给药物、封锁食品，使放射性物质释放带来的损害减小到最小。这道防御要求设置应急中心，制定和实施厂区内、外的应急相应计划。我们称为:应急单元4：核电厂有关安全的设计思想4.1纵深防御的基本安全原则1.纵深防御的五个层次2.多级防御(技术措施考虑)预防、保护、限制、应对、应急相继深入相互增援以确保核电厂的安全纵深防御也可以理解为：多级防御+多道屏障包括安全对策:反应性控制与确保冷却单元4：核电厂有关安全的设计思想4.1纵深防御的基本安全原则3.多道屏障(放射性物质包容考虑)单元4：核电厂有关安全的设计思想4.1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.多道屏障(燃料芯块及包壳)4.1纵深防御的基本安全原则单元4：核电厂有关安全的设计思想第二道屏障

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.多道屏障(一回路压力边界)单元4：核电厂有关安全的设计思想4.1纵深防御的基本安全原则第三道屏障<0.1%/24h

安全壳（反应堆厂房）：将反应堆、冷却剂系统主要设备和主管道包容在内。事故情况下阻止放射性裂变产物泄漏到环境中去，是确保居民安全的最后一道防线。此外也可保护重要设备免遭外来袭击的破坏。

安全壳密封要求：0.1％/24h;定期贯穿件密封检查，打压试验。3.多道屏障(安全壳)4.1纵深防御的基本安全原则单元4：核电厂有关安全的设计思想3.多道屏障(安全壳)我国核电厂采用的安全壳是圆柱型预应力混凝土安全壳。壁厚约80cm；内有厚6mm的钢衬。4.1纵深防御的基本安全原则单元4：核电厂有关安全的设计思想3.多道屏障(放射性物质包容考虑)

有时说四道屏障，它们依次是：燃料芯块；燃料元件包壳；一回路压力边界；气密性的承压反应堆厂房（安全壳）。只有这四道屏障同时遭到破坏，才会发生放射性大量释破的事故。包括安全对策:包容放射性物质4.1纵深防御的基本安全原则单元4：核电厂有关安全的设计思想单元4：核电厂有关安全的设计思想4.1纵深防御的基本安全原则单元4：核电厂有关安全的设计思想4.1纵深防御的基本安全原则*4.2核电厂运行安全要求核电厂的运行安全要求：核电厂的运行必须满足核安全法规HAF103《核动力厂运行安全规定》的内容。核电厂营运单位对核电厂的安全运行负有全面的责任。核电厂主管部门对核电厂的安全运行负有领导责任。核电厂的运行安全必须接受国家核安全部门的监督。单元4：核电厂有关安全的设计思想为保证核电厂的安全运行，国家核安全部门、主管部门和核电厂营运单位必须严格履行各自的职责并相互理解和相互尊重。核电厂营运单位必须按照有关规定向国家核安全部门递交相关文件和资料。核电厂营运单位必须配备称职的管理人员和足够数量的合格工作人员，他们应熟知有关安全的技术和管理要求，并要求高度的管理意识。单元4：核电厂有关安全的设计思想4.2核电厂运行安全要求4.3运行工况与运行限值1.运行工况分类Ⅰ正常运行和运行瞬变：正常启动、停闭和稳态运行带有允许偏差的运行运行瞬变单元4：核电厂有关安全的设计思想1.运行工况分类大亚湾核电厂共分9个模式(mode),用下述参数描述:冷态－热态（RC10ºC-310ºC）；常压－额定压力；次临界度不小于5000PCM－临界;……….稳定运行在某个模式或从一个模式向另一个模式过渡，均属于正常启动、停闭和稳态运行。4.3运行工况与运行限值单元4：核电厂有关安全的设计思想Ⅱ中等频率事件[预计(期)运行]：预计出现的一次或数次偏离正常运行的所有运行过程；只能使反应堆停堆，不会导致事故（3*10-2-1）。包括在试验运行和寿期以中等频率发生的事；甩负荷、安注系统误动作、控制棒组误提出、失去正常给水、控制棒掉棒等。采取正确的措施后能很快排除故障，恢复功能

单元4：核电厂有关安全的设计思想4.3运行工况与运行限值1.运行工况分类

Ⅲ稀有事故（事故工况）：在试验运行和寿期内运行时可能偶然发生（10-4-3*10-2）的事故；专设安全设施投入工作；不得导致反应堆结构完整性严重破坏，燃料元件损坏不超规定值，不能很快恢复功能。包括：一回路管道小破口、二回路管道小破口、蒸汽发生器Ｕ型管破，满功率时抽出一组控制棒组件等。单元4：核电厂有关安全的设计思想4.3运行工况与运行限值1.运行工况分类Ⅳ极限事故（严重事故）：在试验运行和寿期内运行时发生概率很低(10-6-10-4）的后果严重的假想事故，一旦发生会释放大量放射性物质；专有安全设施等的有效投入等，对事故后果可控制。包括：一回系统主管道大破口、弹棒、二回路系统蒸汽管道大破口等。单元4：核电厂有关安全的设计思想4.3运行工况与运行限值1.运行工况分类２.运行限值和条件

为保证核电厂的安全运行，经国家安全部门批准的，用以确定参数、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：

DNBR>1.22， 线功率密度<590W/cm

，升降温速率<56℃/h 稳压器升、降温速率<=112℃/h等单元4：核电厂有关安全的设计思想4.3运行工况与运行限值单元4：核电厂有关安全的设计思想4.3运行工况与运行限值２.运行限值和条件

序号工况反应堆的反应性堆功率（%）回路平均温度（℃）控制稳压器状态压力（MPa）压力控制主泵运行台数汽轮发电机组凝汽器1换料冷停堆次临界≥5000PCM0≤60余热排出系统，乏燃料水池冷却系统备用满水0.1__0____2维修冷停堆次临界≥5000PCM0≤70余热排出系统，乏燃料水池冷却系统备用满水0.1__0____3正常冷停堆次临界≥1000PCM0≤90余热排出系统满水≤2.8≥70℃，至少一台泵____4相中间停堆次临界≥1000PCM0≤180余热排出系统或辅助给水系统满水0.4≤P≤2.8≥1____单元4：核电厂有关安全的设计思想4.3运行工况与运行限值２.运行限值和条件

50≤60≤70≤90≤20≤50≤≤≤291.4≤5过渡中间停堆次临界≥1000PCM0≤180余热排出系统或辅助给水系统汽水两相≤P≤2.8稳压器≥1____6正常停堆次临界≥1000PCM0≤180余热排出系统或辅助给水系统汽水两相12.8≤P≤15.5稳压器≥2____7冷停堆次临界≥1000PCM≤291.4蒸汽排放，主给水系统，辅助给水系统汽水两相15.5稳压器≥2____8备用临界＜2≤291.4蒸汽排放，主给水系统，辅助给水系统汽水两相15.5稳压器3并网或不并网投入9功率运行临界≤P≤100≤310主给水系统水位在%-64%之间15.5稳压器3并网投入*单元4：核电厂有关安全的设计思想4.3运行工况与运行限值２.运行限值和条件3.安全准则正常运行：燃料不受任何损害，不许动用任何保护系统和安全设施；预期运行事件：燃料不受任何损害屏障不受损害，纠正措施后机组可重新启动，不会发展成更严重事故。事故工况：安全设施投入，少量元件破裂；放射性全身不大于5mSv,甲状腺不大于15mSv；Ⅳ极限事故：安全设施可用；元件有限破损，一回路安全壳功能有保障。放射性全身不大于0.15Sv,甲状腺不大于0.45Sv单元4：核电厂有关安全的设计思想4.3运行工况与运行限值4.设计基准事故分类Ⅱ工况启动时，控制棒不可控抽出；满功率，控制棒不可控抽出；控制棒组落棒；硼稀释；失去正常给水；给水温度低；甩负荷；失去外电；一回路泄压；满功率，安注误投入等等14种。单元4：核电厂有关安全的设计思想4.3运行工况与运行限值Ⅲ工况

一回路系统小破口；

二回路系统小破口；

燃料棒组误装；

满功率，控制棒组控抽出一组；

全厂断电；

放射性废气、废液的事故释放。单元4：核电厂有关安全的设计思想4.3运行工况与运行限值4.设计基准事故分类Ⅳ工况

一回路系统大破口；

二回路系统大破口；

燃料操作失误；

蒸汽发生器管子断裂；

弹棒事故；

一台冷却剂泵转子卡死。单元4：核电厂有关安全的设计思想4.3运行工况与运行限值4.设计基准事故分类4.4运行规程为保证核电厂的安全运行，必须制定相应的运行规程。必须制定全面的管理程序，管理程序包括制定，完善，验证，验收，修改和注销运行规程（运行指令和运行规程）的规则。必须制定全面地适用于正常运行，预计运行事件和事故工况下的运行规程。各运行规程的详细程度必须与运行规程的目的相一致。在运行规程中提供的指导必须尽可能是已难和确认有效的。在控制室的运行位置处的运行参考材料必须有清楚的标识