核反应堆安全分析第3章
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
核反应堆安全第三节核反应堆安全
核电厂的调试:
营运单位提交《核电厂首次装料申请书》、《最终安全分 析报告》以及其他相关材料,国家核安全局审评后颁发《核电厂 装料批准书》,许可进行调试,并按批准计划提升至满功率,进 行12个月的试运行。
核电厂的运行:
营运单位提交《核电厂运行申请书》、修订的《最终安全分 析报告》以及其他相关材料,国家核安全局审评后颁发《核电厂 运行许可证》。
其他部门 科研院所
国家核安全局
国家核安全专家委员会
有关处室 驻现场监督站 审评中心
培训中心
监督中心
应急中心
国家核安全局结构示意图
职责:
对全国核设施安全实施统一监督,独立行使核安全监督权, 其主要职责是:
(一) 组织起草、制定有关核设施安全的规章和审查有关核安全 的技术标准;
(二) 组织审查、评定核设施的安全性能及核设施营运单位保障 安全的能力,负责颁发或者吊销核设施安全许可证件;
1)阐述纵深防御原则。 2)简介多道屏障及其作用。
附1 《核反应堆安全》课程
1. 课程特点及内容:
核反应堆安全是一门涉及众多领域的边缘工程学科, 本课程将从核安全管理的角度出发,以压水核电站为研 究对象,以反应堆热工水力学及物理现象为重点,介绍 核反应堆确定论和概率安全评价方法,探讨核反应堆安 全的有关问题。
保堆芯安全,限制事故发展,减少设备损坏,防止放射性物质泄 漏。
保证以上目标的辐射安全的一些考虑(不作为管理准则): 剂量表述准则
由美国联邦法规提出的准则按照,隔离区、低人口密度区、居 民中心在一定时间内满足剂量规定。
根据以上准则确定相应区域。 风险相关准则
依据《WASH-1400》,两个风险定量目标:两个千分之一准 则 源项相关准则
核反应堆安全分析概念复习
第一章核反应堆的安全的基本准则安全的总目标: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,并且低于规定的限值,还确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。
技术安全目标: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。
纵深防御原则:在核电厂设计中要求提供多层次的设备和规程,用以防止事故,或在未能防止事故时保证适当的防护(defense in depth)1:防止偏离正常运行及防止系统失效;2:检测和纠正偏离正常运行状态,以防止预计运行事件升级为事故工况;3:限制事故的放射性后果,保障公众的安全。
4:应付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可行尽量低。
多道屏障(Multi-barrier):燃料元件包壳(cladding),一回路压力边界(primary system envelope),安全壳(containment)安全设计的基本原则:单一故障准则(在其任何部位发生单一随机故障时,仍能保持所赋予的功能)多样性原则(通过多重系统或部件中引入不同属性来提高系统的可靠性)独立性原则(功能隔离或实体分离,防止发生共因故障或共模故障)故障安全原则(核系统或部件发生故障时,电厂应能在毋需任何触发动作的情况下进入安全状态)定期试验维护检查的措施、充分采用固有安全性的设计原则、运行人员操作优化的设计。
核反应堆运行安全的管理三要素:管理层,操纵员,机组核安全文化:核安全文化是存在于单位和个人中的种种特性和态度的总和,它建立一种超出一切之上的观念,即核电厂安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。
核安全文化是所有从事与核安全相关工作的人员参与的结果,它包括电厂员工、电厂管理人员及政府决策层。
核反应堆物理分析习题答案 第三章-6页word资料
第三章1.有两束方向相反的平行热中子束射到235U 的薄片上,设其上某点自左面入射的中子束强度为122110cm s --⋅。
自右面入射的中子束强度为1221210cm s --⨯⋅。
计算: (1)该点的中子通量密度; (2)该点的中子流密度;(3)设2119.210a m -∑=⨯,求该点的吸收率。
解:(1)由定义可知:1221310I I cm s φ+---=+=⨯(2)若以向右为正方向:1221110J I I cm s +---=-=-⨯ 可见其方向垂直于薄片表面向左。
(3)2122133119.21031010 5.7610a a R cm s φ---=∑=⨯⨯⨯⨯=⨯ 2.设在x 处中子密度的分布函数是:0(,,)(1cos )2x aEn n x E e e λμπ-Ω=+ 其中:,a λ为常数, μ是Ω与x 轴的夹角。
求: (1) 中子总密度()n x ;(2) 与能量相关的中子通量密度(,)x E φ; (3) 中子流密度(,)J x E 。
解:由于此处中子密度只与Ω与x 轴的夹角相关,不妨视μ为视角,定义Ω在Y Z -平面影上与Z 轴的夹角ϕ为方向角,则有:(1) 根据定义:可见,上式可积的前提应保证0a <,则有:(2)令n m 为中子质量,则2/2()n E m v v E =⇒= (等价性证明:如果不做坐标变换,则依据投影关系可得:则涉及角通量的、关于空间角的积分:对比:可知两种方法的等价性。
)(3)根据定义式:利用不定积分:1cos cos sin 1n nxx xdx C n +=-++⎰(其中n 为正整数),则: 6.在某球形裸堆(R=0.5米)内中子通量密度分布为 试求:(1)(0)φ;(2)()J r 的表达式,设20.810D m -=⨯;(3)每秒从堆表面泄露的总中子数(假设外推距离很小,可略去不济)。
解:(1)由中子通量密度的物理意义可知,φ必须满足有限、连续的条件(2) 中子通量密度分布:17510()sin()rr r Rπϕ⨯= 21cm s -- ()r D e rϕ→∂=-∂ (e →为径向单位矢量)(3)泄漏中子量=径向中子净流量×球体表面积 中子流密度矢量:∵()J r 仅于r 有关,在给定r 处各向同性 7.设有一立方体反应堆,边长9a =.m 中子通量密度分布为:已知20.8410,0.175.D m L m -=⨯= 试求: (1)()J r 的表达式;(2)从两端及侧面每秒泄露的中子数;(3)每秒被吸收的中子数(设外推距离很小,可略去)。
核反应堆安全 第三节 核反应堆安全
2)中国有关核安全方面的法律、法规和导则
Ⅰ. 国家法律
1. 中华人民共和国环境保护法 (1989年12月26日 全国人民代表大会常务委员会发布) 2. 中华人民共和国原子能法草案(待批) 3. 中华人民共和国放射性污染防治法草案
Ⅱ. 国务院行政法规
1. 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例 1986年10月29日 国 务院发布) 2. 中华人民共和国核材料管制条例1987年6月15日 3. 核电厂核事故应急管理条例(1993年8月4日 国务院发布)
第三节 核反应堆安全
1. 核反应堆安全相关概念
正常运行: 核电厂在规定运行限值和条件范围内的运行; 包括停堆状态、功率运行、停堆过程、启动、维护、试验 和换料;
预计运行事件 : 在核电厂运行寿期内预计可能出现一次或数次的偏离正常 运行的各种运行过程; 由于设计中已采取相应措施,这类事件不致于引起安全重 要物项的严重损坏,也不致导致事故工况。
2)简介多道屏障及其作用。
附1 《核反应堆安全》课程
1. 课程特点及内容:
核反应堆安全是一门涉及众多领域的边缘工程学科, 本课程将从核安全管理的角度出发,以压水核电站为研 究对象,以反应堆热工水力学及物理现象为重点,介绍 核反应堆确定论和概率安全评价方法,探讨核反应堆安 全的有关问题。
2.课程主要参考书
15项行业标准(节选)
序号 标准编号 标准名称 主编单位 备注
1
EJ/T 474-2000 (代替EJ 474-89)
压水堆核电厂反应堆压力容器金 属保温层技术条件
上海核工程研究设计院
2
EJ/T 512-2000 (代替EJ 512-90)
核与辐射事故应急医学处理设施 和装备的规定
反应堆安全第3章
时程:00时:00分:00秒
辅助给水管线隔离阀处于意外关闭状态。这些隔离阀是 在一次试验后被错误地保留在关闭位臵。
操纵员未能发现隔离阀在关闭状态。隔离阀的状态指示 被一个设备停役标牌遮盖。主控盘台上有许多这样的标 牌。注:标牌管理存在问题。
时程:00时:00分:03秒
时程:00时:00分:00秒
在冲洗树脂时,水通过一个因故障卡开的逆止阀进入仪 用压空系统,导致所有正在运行的混床同时隔离。
凝结水断流立即引起凝泵、凝升泵、主给水泵跳泵(因 机组无除氧器)。导致汽机停机,ICS系统降反应堆功 率。
注:事故之前,水进入精处理仪用压空系统的事件至少 发生过两次。
冷却剂入口 损坏的上栅格板 流出堆芯的熔融金属 堆芯围板上的熔洞
熔化的堆芯仪表导向管
冷却剂入口
上部堆芯坍塌形成的空腔 松散的堆芯熔融碎片 熔融金属(冷却)的外壳
先期形成的熔融金属
密实堆积的熔融碎片 熔融氧化铀堆积区
堆芯熔化情况示意图
三哩岛电站系统
堆型:压水反应堆(PWR) 额定电功率:880MW 堆芯:37000根燃料棒,含二氧化铀约100吨 首次临界:1978年3月28日 事故发生时,电站正运行在第一个换料周期,一 年左右。
三哩岛事故序列
1979年3月28日凌晨4点。 (以下时程是以凌晨4点为基点进行度量) 时程:00时:00分:00秒 2号机组以98%FP功率运行,两名持照操纵员在主控室
值班,值长在隔壁的值长办公室。
一名现场主值和二名辅助操作员在凝结水精处理系统7 号混床执行操作。他们正用水和压空冲洗捣碎混床内结 块的树脂,以便将其传输至再生系统。
• 事故过程:《切尔诺贝利事故片》 • 事故的影响:《抢救切尔诺贝利》
核反应堆安全分析-核安全-核技术-1.3核反应堆安全的基本原则
ASCOT guidline
1.3 核反应堆的安全运行和管理 1.3-2 核安全文化(Nuclear Safety culture ) 9)核安全文化的基本要素
安全文化包括两个方面的基本元素 相关组织的必要框架,及管理层次的责任 涉及该管理框架或从中获利的各层次工作人员的态度
探索的工作态度 严谨的工作方法 互相交流的工作习惯
电厂管理人员
公布安全政策 建立管理体系 提供人力、物力资源 自我完善
(2)个人的响应 每一个人本身的承诺和能力
1.3 核反应堆的安全运行和管理 1.3-2 核安全文化(Nuclear Safety culture ) 5)安全管理体系
政策
监管
组织 计划和实施 衡量绩效
审查
1.3 核反应堆的安全运行和管理
1.3-2 核安全文化(Nuclear Safety culture ) 6)核安全文化发展的三个阶段 (1) 初级阶段(被动接受)
决策者层 管理者层
政策与措施 管理层
核安全文化
职工
1.3 核反应堆的安全运行和管理 1.3-2 核安全文化(Nuclear Safety culture ) 10)核安全文化的内容
电厂员工
明确责任分工 安全工作的安排管理 人员的资格审查和培训
奖励和惩罚 监察、审查和对比
政府决策
核安全文化 员工的响应 管理层的责任 决策层的责任
1986,INSAG-1《关于切尔诺贝利事故后审议会议总结报 告》:首次引入了“安全文化”这个管理术语 1988,INSAG-3《核电厂基本安全原则》 :建立核安全文 化的目的就是要规范所有参与核电站活动相关的组织和个人 自身的行为以及相互的行为 1988,INSAG-4《安全文化》 :核安全文化是存在于单位 和个人中的种种特性的总和,它建立一种超出一切之上的观 念,即核电站的安全问题由于它的重要性要得到应有的重视 《国际电离辐射防护和辐射源安全的基本标准》:组织机构 和人员具有的种种特性和态度的总和,它树立安全第一的观 念,即防护和安全问题由于其重要性而保证得到应有的重视 《发展核活动中的安全文化》:价值观、标准、道德和可接 受行为的规范的统一体。提出这些方面的目的是在立法要求 和监管要求之外保持一个增强安全的自我约束的方法
核反应堆物理分析 第3章
4π
φ (r , E ) = ∫ φ (r , E , Ω)dΩ
4π
这些量是反应堆物理经常需要计算的量。 这些量是反应堆物理经常需要计算的量。
要求解反应堆内中子密度和中子通量密度的分布一般 采用两种方法: 采用两种方法: 确定论方法---根据边界条件和初始条件解数学物理方程 确定论方法 根据边界条件和初始条件解数学物理方程 得出所求问题的精确解或近似解。 得出所求问题的精确解或近似解。 适用于问题的几何结构不太复杂的情况。 适用于问题的几何结构不太复杂的情况。 非确定论方法—又称为 方法, 非确定论方法 又称为Monte Carlo方法,是基于统计 又称为 方法 概率理论的方法, 概率理论的方法,适用于问题的几何结构 比较复杂的情况。 比较复杂的情况。 本章是用确定论方法研究中子的输运过程建立描述中子在 介质输运过程的中子扩散方程 中子扩散方程。 介质输运过程的中子扩散方程。中子扩散方程是研究中子 在介质内运动的基本方程, 在介质内运动的基本方程,它是研究反应堆理论的重要工 具和基础。 具和基础。
S V V
产生率 设中子源分布函数用S(r,t)表示,在体积 内中子产生率 表示, 设中子源分布函数用 表示 在体积V内中子产生率
产生率 = ∫ S (r , t )dV
V
吸收率 在体积V内中子吸收率 在体积 内中子吸收率 吸收率 = ∫V ∑ a φ (r , t )dV 中子数的守恒方程可以表达为
3.1 单能中子扩散方程
中子的扩散和气体分子的扩散很相似, 中子的扩散和气体分子的扩散很相似, 它们都从浓度高的区域向浓度底的区域 扩散, 扩散,扩散的速率与粒子的密度的梯度 成正比,既都服从“ 扩散定律” 成正比,既都服从“斐克扩散定律”。 由于在热堆中子密度( 由于在热堆中子密度(1016/m3)比介质 的原子核密度( 小很多, 的原子核密度( 1028/m3 )小很多,因 此它与气体分子的扩散又有不同, 此它与气体分子的扩散又有不同,主要 区别在于: 区别在于:分子扩散是由于分子间的 碰撞引起, 碰撞引起,而中子的扩散主要是由中子 与原子核之间碰撞的结果,中子之间的 与原子核之间碰撞的结果, 相互碰撞可以忽略不计。 相互碰撞可以忽略不计。
核反应堆安全分析
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
2016年12月9日4时58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。
在不适当的位置误装或操作一组燃料组件; 各种控制棒弹出事故;
各种落棒事故。
2016年12月9日4时58分
反应堆冷却剂装量增加初因事件
意外注入
功率运行时误操作应急堆芯冷却系统; 化容系统故障(或误操作)使反应堆冷却剂装量增加。
2016年12月9日4时58分
反应堆冷却剂装量减少初因事件
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
2016年12月9日4时58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
通常事故发展非常迅速,低功率下尤其严重。
2016年12月9日4时58分
弹棒事故描述
开始的短时间内,功率激增产生的大部分能量储存在 UO2芯块内部,然后逐渐释放到系统其它部分; 燃料中积聚很大的能量,将使最热的芯块熔化,释放出的气体在 燃料棒内部形成高压,使燃料棒瞬时破裂。热量可迅速地从散落 到冷却剂中的二氧化铀碎粒传输到冷却剂中; 部分冷却剂中过量的能量积聚和热能转变为机械能形成的很强的 冲击波,可能损坏堆芯和一回路系统,破坏堆芯的可冷却性; 热量传递到元件包壳,可造成部分包壳发生DNB,可能使包壳达到 脆化温度影响其完整性;
核反应堆安全分析绪论解析
Southwest University of Science and Technology
Department of Nuclear Engineering &Technology
2020年10月28日
WANG LieLin
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考核成绩
出勤 平时作业 期末测验
20% 20% 60%
Department of Nuclear Engineering &Technology
2020年10月28日
WANG LieLin
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核反应堆的主要堆型
❖ Pressurized Water Reactor(压水堆,美国、法国、中国) ❖ Boiling Water Reactor(沸水堆,日本) ❖ Natural Uranium Heavy Water Cooled Reactor (CANDU)
多学科知识基础;工程性强。 涉及反应堆物理,反应堆热工,流体力学,力学,
材料科学,化学,大气环境等多种学科。 紧密结合PWR核电厂系统,核电厂运行典型事故。 要熟悉电厂系统!
Southwest University of Science and Technology
Department of Nuclear Engineering &Technology
Southwest University of Science and Technology
Department of Nuclear Engineering &Technology
2020年10月28日
WANG LieLin
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学习要求
❖ 课堂纪律: 不迟到; 不缺课; 上课注意听讲。
核反应堆安全分析-核安全-核技术-1.3核反应堆安全的基本原则
(3)雇员问题
(4)技术问题
1.3 核反应堆的安全运行和管理 1.3-2 核安全文化(Nuclear Safety culture ) 7)核安全文化弱化的征兆
(2)管理问题
纠正行为不力 难题的解决模式不佳 程序的不完善 分析和改正问题的质量很差 独立安全审评的不足或失效 真实性不符 违章 反复申请不执行管理要求
技术方面的记录和存档材料贫乏或缺乏管理,设备维修不 及时,对安全事件的收集、监督和处理不当,自我检查和 自我评价体制不健全。
1.3 核反应堆的安全运行和管理 1.3-2 核安全文化(Nuclear Safety culture ) 8)安全文化的ASCOT评价方法
全厂巡视和文件检查 个别访谈 评价 评价报告
1.3 核反应堆的安全运行和管理
1.3-2 核安全文化(Nuclear Safety culture )
3)核安全文化的定义 International Nuclear Safety
Safety culture定义
Advisory Group (INSAG)
IAEA’s INSAG gives the following official definition: (INSAG-4) "Safety culture is that assembly of characteristics and attitudes in organizations and individuals which establishes that, as an overriding priority, nuclear power plant safety issues receive the attention warranted by their significance. "
核反应堆工程安全分析
2. 核动力厂实施在役检查的前提和基础
在役检查规范的应用的前提、基础是核动力厂 的的部件与设备的设计、制造和安装都符合了 建造规范的要求;反而言之,如果核动力厂的 某部件或设备的设计、制造或安装不能满足该 部件或设备的相应建造规范要求时,则不能或 至少不能原样使用有关的在役检查规范的有关 要求。
28
3)“可替代的”各种设计方案的比较:在设计过
程
中用以比较各种“可替代的”设计方案,为决
策
10
(3)评价核动力厂的安全水平以帮助核动力厂运行: 1)评估核动力厂的技术规格书等 2)为维修、试验和检查等活动确定合理的次序 3)评估运行经验 4)事故管理
11
§12 核级设备的核安全基本要求
一. 核级设备与常规产品在在设计、制造、 质量控 制与监督管理方面的基本差别 二. 核级设备的核安全分级与相应工业标准之间的关 系 三. 核级设备设计的基本核安全要求 四.核级设备的可运行性和功能能力
20
四.核级设备的可运行性和功能能力
1.核级设备的抗震鉴定
设备抗震鉴定所采用的方法主要有:
① 分析法 ② 试验法 ③ 分析和试验相结合的方法。 ④ 利用经验数据鉴定设备。
21
2.部件与设备的环境鉴定
① 部件与设备必须设计成在所有正常、异常、事故 和事故后等环境下都具有执行它们的设计安全功 能的能力;
18
三. 核级设备设计的基本核安全要求
1.在核设施(包括核电厂)服役的核级设备与部件在核设 施的全寿期内能够承受运行状态(包括∶正常运行和 预计运行事件)和事故状态的设计基准事故工况下, 各种稳态和瞬态的荷载,并保持其设备与部件压力边 界的结构完整性;
结构完整性∶对于设备的承压部件而言,是指对承压部 件的压力边界在不同荷载作用下其变形特征的限制, 例如∶发生弹性变形、部件结构不连续的区域中大的 塑性变形或部件结构的整体塑性变形(其结果会使部 件丧失尺寸的稳定性),不允许出现部件压力边界的 破裂。
核反应堆安全分析
核反应堆安全分析核反应堆是一种用于发电或产生其他形式能量的设备,它能快速反应并控制核材料的裂变或聚变过程。
然而,核反应堆也存在着一些潜在的安全风险,如辐射泄漏和核材料失控等问题。
因此,对核反应堆的安全性进行全面的分析至关重要。
本文将对核反应堆安全性进行分析。
首先,核反应堆的结构设计是确保安全的关键因素之一、核反应堆通常由燃料棒、冷却剂、反应堆压力容器和控制装置等组成。
在设计过程中,需要考虑到防止辐射泄漏的措施,例如使用容器和屏蔽材料等,以降低辐射水平。
此外,核反应堆的结构还应具备足够的强度和稳定性,以防止事故发生时的结构破坏。
其次,核反应堆的燃料管理对安全性也有着重要影响。
燃料棒中的核燃料经过一定时间的使用后会产生高水平的辐射,因此需要及时更换。
此外,还需要对燃料进行合理的储存和处理,以避免燃料失控和核材料泄漏等问题。
在这方面,使用合适的燃料储存容器和采取合适的处理措施是必要的。
同时,冷却剂的管理也是确保核反应堆安全运行的关键因素之一、核反应堆中使用的冷却剂可以帮助控制反应速率和温度,以保持核反应堆的稳定。
然而,冷却剂的选择和管理需要仔细考虑。
一方面,冷却剂需要具备良好的热导率和冷却性能,以避免过热。
另一方面,冷却剂也需要具备适当的化学性质,以避免与燃料发生不可逆的反应或腐蚀装置的风险。
此外,核反应堆的控制装置和安全系统的设计和管理也对安全性具有重要影响。
控制装置能够监测和控制核反应堆的反应速率和功率,以维持反应在安全范围内进行。
安全系统则用于监测和响应事故,并采取适当的措施以防止事态进一步发展。
因此,控制装置和安全系统的可靠性和高效性是确保核反应堆安全的关键要素。
其应具备良好的故障监测能力和自动切断体系,以确保反应堆在异常或危险情况下能迅速响应并确保关键部件的安全。
最后,人员的操作和管理对核反应堆的安全性也有着不可忽视的影响。
核反应堆的操作人员需要经过专门的培训和资质认证,以确保其具备足够的技能和知识来操作和管理反应堆。
反应堆安全分析
239和复杂而精密的引爆系统所
组成的。通过引爆系统把裂变物 质压紧在一起,达到超临界体积, 于是瞬时形成剧烈的不受控制的 链式裂变反应,在极短时间内,
释放出巨大的核能,产生了核爆
炸。
0.3核电站与原子弹
1)压拢型(“枪式”):初始状态为分开的两部分 (譬如说,两半球),每一部分都次临界(譬如说, <40kg 235U),然后用炸药使两部分很块压拢,达到高 超临界。
两次重大反应堆事故打击了投资者的信心,造成了公众对核电
站安全的不信任
—— 90年代以后,工业化对环境和生态的负面影响日益凸现
环保主义浪潮高涨,可持续发展的观念深入人心,在公众的
反对浪潮中,核能首当其冲 。
0.11核电发展历史与现状
虽然从80年代后期开始,核电进入了迟滞发展的时期,但先进
反应堆技术的发展并未停止
机动车的使用给交通运输带来极大的便利,同时也不 可避免地会引发交通事故。
火力发电厂带来电能的同时亦带来由于SO2,CO2等
气体释放造成的温室效应和酸雨。 “福兮祸所依,祸兮福所附”
核武器加剧人们的核恐惧心理
科学的本意在为人类谋取福利。不幸的是,在这个充 满斗争和混乱的世界上,原子核刚从实验室崭露头角 的时候,就被人们拖进了战争的深渊,败坏了原子核 能的声誉。
0.10核电发展历史与现状
核电发展的第三阶段:迟滞发展阶段。 大批核电站订单被取消,新建核电站的数量明显减少 。 一些国家取消核电发展计划
0.10核电发展历史与现状
核电现状(2007年) 在30个国家
运行436台核 电机组,
总装机369.16GWe, 建设中机组29台,
核反应堆工程安全分析
核反应堆工程安全分析1. 引言核反应堆是一种重要的能源产生设施,但是由于其与核能相关,安全性是一个至关重要的问题。
核反应堆工程安全分析是为了评估核反应堆的设计、建设和运行过程中可能存在的风险,并采取相应的措施来保障核反应堆的安全性。
2. 安全要求核反应堆工程的安全要求通常包括以下几个方面:2.1 辐射防护核反应堆工程必须能够有效防护和控制辐射的释放,以保护人员和环境的安全。
辐射防护的安全要求包括限制辐射剂量的接受限值、防护设施和设备的设计要求等。
2.2 事故防范和应对核反应堆工程必须具备防范和应对事故的能力。
安全要求包括事故预防措施、事故应对计划、事故后果评估等。
2.3 材料和结构安全性核反应堆工程的核心材料和结构要具有足够的安全强度和稳定性,以承受各种工况条件下的载荷和压力。
3. 安全分析方法核反应堆工程的安全分析通常采用以下几种方法:3.1 事件树分析事件树分析是一种系统性的分析方法,用于分析核反应堆发生事故的概率和可能的后果。
通过构建事件树,可以评估各种事件发生的概率,并进一步确定如何预防和应对这些事件。
3.2 故障树分析故障树分析是一种以故障为中心的分析方法,用于评估核反应堆系统中的各种故障和事故。
通过构建故障树,可以确定故障发生的概率,并找出导致故障的根本原因。
3.3 风险评估风险评估是基于统计数据和专家知识,对核反应堆工程中的各种风险进行定性和定量的评估。
通过风险评估,可以确定可能的风险来源、潜在的危害以及采取的控制措施。
4. 安全分析实例以下是一个核反应堆工程安全分析的实例:4.1 分析对象分析对象为一座热中子型核反应堆,用于发电。
4.2 分析步骤1.根据设计参数和运行条件,确定可能的事故发生途径和可能的事故类型。
2.构建事件树,分析各种事件和事故发生的概率。
3.构建故障树,分析各种故障发生的概率和根本原因。
4.进行风险评估,确定潜在的风险来源和可能的危害。
5.根据分析结果,提出相应的安全措施和建议,以预防和控制事故的发生。
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• 设定并利用以下表达式:k (t ) k (t ) p
N
(t )
(3.19) (3.20) (3.21) (3.22)
1
l (t ) l (t ) pN (t ) k (t ) l (t ) 0 k (t ) 0 0l (t ) 0
3.1 反应堆瞬态(10)
(3)讨论分析 • 方程性质:在方程(3.27)和(3.28)的形式上只是时间的函数,但从设定 的各表达式可知,实际上都与形状因子有关,即与空间有关。求解反 应堆方程必须先知道形状因子。 • 形状因子的求解:
形状因子 0应满足于外中子源项Se (t ) 0时的临界方程,即: dC d 0, i 0 dt dt 由此式(3.13)变为: M 2 (r ) (r ) M 2 (r )[ ln l (r )]0 (r ) [k (r ) 1]0 (r ) 0 (3.29) 上述M 2 (r ), l (r )和k (r )都表示瞬态工况发生前的稳态值.如果不考虑中子注 量率在堆内空间的具体分布,只研究其随时间的变化规律,且在许多顺态过 程中,堆芯参量M 2 (r ), l (r )和k (r )变化不大, 可取 (r ) 0 (r ), 从而消去扩散 模型中的空间参量,则得到仅包含时间变量的一组常微分方程.
i 1 6
(3.6)
3.1 反应堆瞬态(5)
(3)单群中子扩散方程 • 将(3.2)、(3.6)代入(3.1),就有:
6 1 (r, t ) D(r, t ) (r, t ) [1 (r )]v(r ) f (r, t ) (r, t ) a (r, t ) (r, t ) iCi (r, t ) Se (r, t ) t i 1
3.1反应堆瞬态(6)
• 反应堆动态方程也可进行改写,利用反应堆物理知识有:
k ( r , t )
( r ) f ( r , t )
a (r , t ) D(r , t ) a (r , t )
(3.10) (3.11) (3.12)
M 2 (r , t ) l (r , t )
核反应堆安全分析
第三章 核反应堆瞬态分析基础
主讲:周涛
2007年3月
内容要点
• 反应堆瞬态(动态方程的一般形式、点堆 动态方程、点堆动态方程的使用说明) • 反应性反馈机理(温度效应、燃料温度系 数、慢化剂温度系数、空泡系数) • 反应堆动力学模型(中子动力学模型、堆 芯热传输模型)
3.1反应堆瞬态(1)
假设 (r , t )和Ci (r , t )可以写成时间和空间变量相分离的两各函数之积
(r , t ) (r ) P(t ) Ci (r , t ) (r )Ci (t )
(3.15) (3.16)
其中,形状因子 (r )为亥姆霍兹方程(涉及时间空间的偏微分波动方程) 的基波特征函数,幅度因子P(t )表示t时刻堆内产生的瞬时功率.
M 2 (t )( 0 ) 0 M 2 (t )[ ln l (t )] pN (t ) 1 0 0 i k (t ) i (t ) (3.24) 0 k (t )
(3.23)
[ 0 (r )]2 B 2 0 (r )
2 g
k (r , t ) 0 (r )]2 k (t ) 2 0 (r )
利用点堆动态模型, 略去式(3.23)分母最后一项,再代入上述各式,就有: 1 不泄漏几率PN (t ) (3.30) 2 2 1 M (t ) Bg 由式(3.19)得: k (t ) k (t ) 1 M 2 (t ) Bg2 (3.31)
• 反应堆瞬态研究目标:反应性的变化直接影响反应堆功率的大小,而事 故工况下堆功率的变化又是衡量反应堆安全性的重要因素。研究瞬态过 程中的功率变化是反应堆动态研究中要解决的基本问题。 • 基本方法:一种简单但近似的处理方法是采用点堆动态模型,当反应堆 在带功率运行时,动态方程还应考虑反应性反馈效应。
i 1 6
(3.17)
dCi (t ) 0 i k (t ) P(t ) i 0l (t ) Ci (t ), i 1, 2,..., 6 (3.18) dt 式中<.>表示对反应堆整个体积求积分, 0 表示瞬态工况发生之前的中子注量率空间分布函数. 0 (r )l (t )
• 由于每组缓发中子的形成都等于其先驱核的衰变率,即:
S fd (r , t ) iCi (r , t )
i 1 6
(3.5)
C.裂变中子源项 • 裂变中子源=瞬发中子数+缓发中子数 • 代入3.3式和3.5式
S f (r , t ) S fp S fd [1 (r )]v(r ) f (r , t ) (r , t ) iCi (r , t )
(3.7)
(4)反应堆动态方程 • 对于燃料固定的反应堆而言, (3.4)和(3.7)式就是与时间-空间有关的堆动 态方程; • 该方程中中子注量率和先驱核浓度满足以下条件:
(r , t ) 0, Ci (r , t ) 0, r V (3.8) (r , t ) 0, Ci (r , t ) 0, r (3.9) 其中,V 和分别表示反应堆的体积和表面积.
(3.35) (3.36)
dCi (t ) i (t ) P(t ) i Ci (t ), i 1, 2,..., 6 dt (t ) l (t ) 其中 : (t ) (3.37) k (t ) k (t ) 1 (t ) (3.38) k (t )
当k (t ) 1时,(t ) l (t ), 即中子每代时间等于中子寿期.
• 中子注量率与空间位置无关的这种模型称为点堆动态模型。由此,式 (3.27)和(3.28)合称为点堆动态方程。
3.1 反应堆瞬态(11)
• 不泄漏几率表达式:
设: M 2 (r , t )[ 0 (r )]2 M (t ) [ 0 (r )]2
2
(3.32) (3.33) (3.34)
(2)裂变中子源项的计算 • 裂变中子源项目包括瞬发中子Sfp和缓发中子Sfd两部分。 A.瞬发中子Sfp的计算
若 (r )为缓发中子份额, (r )为每次裂变所释放的平均中子数, f 为宏观裂变截面,则瞬发中子数为: S fp (r , t ) [1 (r )] (r ) f (r , t ) (r , t ) (3.3)
(3.27) (3.28)
dCi (t ) i (t )k (t ) P(t ) i Ci (t ), dt l (t )
i 1, 2,..., 6
• 点堆方程的另一形式
如果用中子代时间和反应性 来表示,点堆方程可写成:
6 dP [ (t ) (t )] P(t ) i Ci (t ) Se (t ) dt (t ) i 1
3.1 反应堆瞬态(12)
(4)点堆方程的另一种推导方式 • 下图为中子循环过程图
3.1 反应堆瞬态(13)
• 假定n(t)为t时刻系统内中子数,l为寿期,则中子的损失率 为n/l,相应的中子裂变产生率为kn/l,其中瞬发中子产生 率和缓发中子产生率分别为:
1.概述 • 反应堆瞬态定义:指反应堆倍增因子或反应性变化时,中子注量率或功 率随时间的变化的特性。 • 中子注量率(中子通量 ):单位时间内进入以空间某点为中心的适当小 球体的中子数除以该球体的最大截面积所得的商。 • 影响反应性或反应堆倍增因子的因素
反应堆启动 提升功率 正常工况下影响因子 停闭 中毒 燃耗 控制棒误操作 事故工况下影响因子 冷却剂流量丧失
(t ) i (t )
i 1
6
(3.25) (3.26)
0l (t ) Se (t ) Se (t ) 0l (t )
3.1 反应堆瞬态(9)
• 在(3.17)和(3.18)中,代入上述各式,得简化形式方程:
6 dP {[1 (t )]k (t ) 1} P(t ) i Ci (t ) Se (t ) dt l (t ) i 1
3.1反应堆瞬态(2)
2.动态方程的一般形式 (1)基本方程 • 假定中子速度为单速,在空间任取一体积元dV内,中子密度 随时间的变化率为: • 中子密度随时间的变化率=中子产生率-减去吸收率-泄漏率
N (r , t ) S f (r , t ) Se (r , t ) a (r , t ) (r, t ) D(r, t ) ( r, t ) t 而: (r , t ) N (r , t ) (3.1) (3.2) 式中 : N为中子密度; S f 为裂变中子源项;Se为外中子源项; a 为宏观吸收截面; 为中子注量率; 为中子速度; D为扩散系数
3.1 反应堆瞬态(8)
• 对原方程积分修正
对反应堆动态方程(3.13)和(3.14)等式两边乘以 0 (r )l (t ), 并将(3.15)和(3.16)代入对堆体积积分(再利用格林公式),得: 0 (r )l (t ) dP 0 [1 ]k (t ) P(t ) 0 P(t ) M 2 (t )( 0 )( ) P(t ) 0 M 2 (t )[ ln l (t )] P (t ) dt 0l (t ) i Ci (t ) 0l (t ) Se (t )
3.1反应堆瞬态(3)
B.缓发中子Sfd的计算 • 缓发中子是由缓发中子的先驱核的衰变产生的,考虑到半衰 期的不同,实际上先驱核分为6组,见下表:
3.1反应堆瞬态(4)
• 根据先驱核浓度平衡方程,