核安全04(确定论基础)

辨析：几种不同分类
• ANSI(1970)：核电厂运行工况I-IV类 为安全评审和应急管理制定，分类管理验收 • HAF102(1991)：核电厂状态1-4类 参考前者及IAEA建议制定 • IAEA/OECD-NEA(1990)：国际核事件等级 （INES）1-7级 用于国际通报，指标统计
2 核电厂事故分类
误开蒸汽泄放阀 蒸汽管道破裂 蒸汽流量增加 给水流量增加 给水温度过低
(2) 二回路系统排热减少
(Decrease in Heat Removal by the Secondary System) 2.1 蒸汽压力调节器故障或损坏使蒸汽流量减少(II) 2.2 失去外部电负荷(II) 2.3 汽轮机跳闸（截止阀关闭） (II) 2.4 误关主蒸汽管线隔离阀(II) 2.5 凝汽器真空破坏 (II) 2.6 同时失去厂内及厂外交流电(II) 2.7 失去正常给水流量(II) 2.8 给水管道破裂(IV)
故障硼稀释
(5) 反应堆冷却剂装量增加
(Increase in Reactor Coolant Inventory) 5.1 功率运行时误操作应急堆芯冷却系统(II) 5.2 化容控制系统故障（或运行人员误操作） 使反应堆冷却剂装量增加(II) 5.3 各种沸水堆瞬变（包括1.2、2.1~2.6）
1 核电厂运行工况
1970，美国国家标准协会（ANSI）按反应 堆事故的预计概率和对广大居民可能带来 的放射性后果，分类如下(ANSI18.2)： 工况Ⅰ——正常运行和运行瞬变 工况Ⅱ——中等频率事件 工况Ⅲ——稀有事故 工况Ⅳ——极限事故
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1 核电厂运行工况
工况Ⅰ——正常运行和运行瞬变 (Condition I: Normal operation and operational transients) • 频率：频繁 • 内容：正常启动、停闭和稳态运行；带有 允许偏差的极限运行；运行瞬变。 • 措施：无需停堆，依靠控制系统进行调节 到所要求的状态，重新稳定运行。
1 核电厂运行工况
工况Ⅲ——稀有事故 (Condition III: Infrequent faults) • 频率： 10-4～3×10-2次/(堆·年) • 内容：包含于DBA，燃料元件可能部分受 损但数量有限，一回路和安全壳完整 • 措施：为了防止或限制对环境的辐射危害 ，需要专设安全设施投入工作
补充知识：安全分析报告的组成
9. AUXILIARY SYSTEMS 10. STEAM AND POWER CONVERSION SYSTEM 11. RADIOACTIVE WASTE MANAGEMENT 12. RADIATION PROTECTION 13. CONDUCT OF OPERATIONS 14. VERIFICATION PROGRAMS
INES
0．偏差（Deviation） • 厂外放射性：无 • 准则：安全上无需考虑 1．异常情况(Anomality) • 厂外放射性：无 • 准则：偏离批准的功能范围；反映了安全 措施的缺少
INES
2．一般事件(Incident) • 厂外放射性：无 • 准则：有工作人员受过量照射；只具有潜 在安全后果 3．重大事件(Serious Incident) • 厂外放射性：个人最高10-1~ 1 mSv • 准则：厂内高辐照水平或污染；厂外无须 防护
INES
6．重大事故(Serious Accident) • 厂外放射性： 1015 ~ 1016 Bq(131I) • 准则：需要完全实施就地应急计划 7．特大事故(Major Accident) • 厂外放射性： >1016 Bq(131I) • 准则：大范围居民健康和环境受影响，有 长期环境后果
INES
4．无明显厂外风险事故(Accident Mainly in Installation) • 厂外放射性：个人最高1~ 10 mSv • 准则：堆芯和屏障明显损坏；只须实行当 地食品控制
INES
5．有厂外风险事故(Accident with Off- site Risk) Bq(131I) • 厂外放射性： 1014 ~ 1015 • 准则：堆芯和屏障严重损坏；需要部分实 施就地应急计划
1 核电厂运行工况
工况III-IV属于有放射性风险的事故工况， 相应的厂外放射性剂量限值为： • 工况III： 全身 ≤ 5 mSv，甲状腺 ≤ 15 mSv • 工况IV： 全身 ≤ 0.15 Sv，甲状腺 ≤ 0.45 Sv • II、III、IV类工况都应在设计时进行安全分 析，参见表4-1
2 核电厂事故分类
1. 二回路系统排热增加 2. 二回路系统排热减少 3. 反应堆冷却系统流量减少 4. 反应性和功率分布异常 5. 反应堆冷却剂装量增加 6. 反应堆冷却剂装量减少 7. 系统或设备的放射性释放 8. 未能紧急停堆的预期瞬变
具体可能发生的事故
(1) 二回路系统排热增加
(Increase in Heat Removal From the Primary System) 1.1 给水系统故障使给水温度降低(II) 1.2 给水系统故障使给水流量增加(II) 1.3 蒸汽压力调节器故障或损坏使蒸汽流量增 加(II) 1.4 误打开蒸汽发生器泄放阀或安全阀(II) 1.5 压水堆安全壳内、外各种蒸汽管道破损 (IV)
• INES 5 巴西戈亚尼亚放疗机放射事故，1987年 9月，4人直接死亡 • INES 5 美国三哩岛核电站氢气爆炸，1979年3 月，无人直接死亡，I-131泄漏量170 Ci • INES 5 英国坎伯兰郡温德斯凯尔军用反应堆失 火，1957年10月，无人直接死亡，无厂外严重影 响 • INES 5 加拿大乔克河实验室反应堆氢气爆炸， 1952年12月，无人直接死亡，I-131泄漏量>1000 Ci
• INES 4 比利时弗勒吕斯的辐照厂放射事故，2006年3 月，1人受到严重辐射 • INES 4 日本茨城县东海村铀处理工厂放射事故，1999 年9月，1人直接死亡 • INES 4 俄罗斯托木斯克钋处理工厂201号厂房爆炸， 1993年4月，无人死亡，6 GBq的Pu-239及30 TBq的其 他放射性物质泄漏 • INES 4 法国奥尔良圣洛朗核电站核燃料损坏，1980年 3月，无人死亡，80 GBq的放射性物质泄漏 • INES 4 斯洛伐克博胡尼斯核电站反应堆高温损坏， 1977年2月，无人死亡，无厂外严重影响
3
• 安全性分析～风险评价
事故序列+序列 的发生概率评价
• 风险R(Risk)=事故概率P(Probability) × 事故后果C(Cost) 事故序列+后果 的放射性评价
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事故分析： • 研究核电厂故障工况下的行为 • 核电厂安全分析的重要组成部分 • 核电厂设计和许可证申请的重要步骤 • 两种分析方法：确定论和概率论
15. TRANSIENT AND ACCIDENT ANALYSES
16. TECHNICAL SPECIFICATIONS
补充知识：安全分析报告的组成
17. QUALITY ASSURANCE 18. HUMAN FACTORS ENGINEERING 19. SEVERE ACCIDENTS 20. GENERIC ISSUES 21. TESTING AND COMPUTER CODE EVALUATION 22. REGULATORY TREATMENT OF NON-SAFETY SYSTEMS 23 REVIEW BY THE ADVISORY COMMITTEE ON REACTOR SAFEGUARDS 24 CONCLUSIONS
2 核电厂事故分类
• 《核电厂设计安全规定》（HAF102）
2 核电厂事故分类
(1)没有明确地考虑作为设计基准事故，但可 为设计基准事故所涵盖的那些事故工况。 (2)没有造成堆芯明显恶化的超设计基准事故 。
辨析：几种不同分类
• ANSI(1970)：核电厂运行工况I-IV类 • HAF102(1991)：核电厂状态1-4类 • IAEA/OECD-NEA(1990)：国际核事件等级 （INES）1-7级
1 核电厂运行工况
工况Ⅳ——极限事故 (Condition IV: Limiting faults) • 频率： 10-6～10-4次/(堆·年) • 内容：包含于DBA，有大量放射性释放， 燃料元件可能部分受损但数量有限，一回 路和安全壳的功能在专设安全设施作用下 应能保证 • 措施：依靠专设安全设施减少放射性后果
1 核电厂运行工况
工况Ⅱ——中等频率事件/预计运行事件 (Condition II: Faults of moderate frequency) • 频率： 10-2～1次/(堆·年) • 内容：偏离正常运行的所有运行过程。可 能停堆，但不会造成燃料元件棒损坏或一 回路、二回路系统超压。 • 措施：只要保护系统能正常动作，就不会 导致事故工况
误关隔离阀
失外负荷 蒸汽流量减少
给水管道破裂 汽机跳闸 失主给水 失交流电 凝汽器失 真空
(3) 反应堆冷却剂系统流量减少
(Decrease in Reactor Coolant System Flow Rate ) 3.1 一个或多个反应堆主泵停止运行(II) 3.2 沸水堆再循环环路控制器故障使流量减少 3.3 反应堆主泵轴卡死(IV) 3.4 反应堆主泵轴断裂(IV)
(4) 反应性和功率分布异常
4.5 一条沸水堆环路流量控制器故障或损坏， 使反应堆冷却剂流量增加 4.6 化容控制系统故障使冷却剂硼浓度降低 (II) 4.7 在不当位置误装或操作一组燃料组件(III) 4.8 压水堆各种控制棒弹出事故(IV) 4.9 沸水堆各种控制棒跌落事故
失源自文库抽控 制棒
弹棒 控制棒误操作 燃料棒误操作
• 1975年美国核管会USNRC颁布《轻水 堆核电厂安全分析报告标准格式和内 容》(第2次修订版)，规定分析8大类 47种典型始发事件，其中压水堆相关 的有41种
补充知识：安全分析报告的组成
1. INTRODUCTION AND GENERAL DISCUSSION 2. SITE ENVELOPE 3. DESIGN OF STRUCTURES, COMPONENTS, EQUIPMENT, AND SYSTEMS 4. REACTOR 5. REACTOR COOLANT SYSTEM AND CONNECTED SYSTEMS 6. ENGINEERED SAFETY FEATURES 7. INSTRUMENTATION AND CONTROLS 8. ELECTRIC POWER SYSTEMS
• INES 7 乌克兰（前苏联）切尔诺贝利核电站蒸 汽爆炸，1986年3月，31人直接死亡，I-131泄漏 量7000000 Ci • INES 7 日本福岛第一核电站氢气爆炸，2011年 3月，无人直接死亡，I-131泄漏量已超过 2400000 Ci • INES 6 俄罗斯（前苏联）车里雅宾斯克基什蒂 姆马雅克核处理厂核废料爆炸，1957年9月，直 接死亡人数>100，70-80吨核废料泄漏
核反应堆安全 第四讲 确定论基础
（2010—2011学年第二学期） 主讲：李然
1 核电厂运行工况 2 核电厂事故分类 3 确定论基本分析逻辑
• 安全性分析～风险评价
事故序列+序列 的发生概率评价
• 风险R(Risk)=事故概率P(Probability) × 事故后果C(Cost) 事故序列+后果 的放射性评价
主泵失电 主泵轴卡死 主泵轴断裂
(4) 反应性和功率分布异常
(Reactivity and Power Distribution Anomalies) 4.1 次临界或低功率启动时，控制棒组件非可 控抽出，包括换料时的误提或暂时取出(II) 4.2特定功率水平下，控制棒组件非可控抽出 产生了最严重后果（低功率到满功率） (II) 4.3 控制棒误操作(II,III) 4.4 启动一条未投入运行的冷却剂环路或在不 适当温度下启动一条再循环环路(II)