反应堆安全分析整理资料
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
核反应堆安全分析概念复习
核反应堆安全分析概念复习
1.设计安全分析：核反应堆的设计安全分析是在反应堆设计阶段进行的，主要目的是确定是否能满足特定的安全标准和要求。
它需要评估系统的设计是否足够可靠，包括燃料棒的配置、冷却剂循环系统、安全壳的设计等。
2.事故分析：事故分析是核反应堆安全分析的核心内容之一，它主要是通过模拟和分析不同类型的事故情景，预测事故发生的可能性和影响，并提出相应的防护和应对措施。
事故分析需要考虑诸如燃料过热、压力爆破、冷却剂突然减少等各种可能的事故情景。
3.辐射风险评估：核反应堆安全分析还需要进行辐射风险评估，以确定可能的辐射泄漏情况对人类和环境的影响。
辐射风险评估需要考虑不同的辐射途径和暴露途径，并根据剂量效应和暴露路径确定可能的健康风险和环境影响。
4.安全壳系统分析：安全壳是核反应堆系统中的一个重要组成部分，它起到封闭和屏蔽核辐射的作用。
安全壳系统分析主要是评估安全壳的性能和可靠性，包括在事故情况下，安全壳是否能够有效地防止辐射泄漏和核燃料的释放。
5.应急计划和应对措施评估：核反应堆安全分析还需要考虑突发事故的应急计划和相应的应对措施。
应急计划需要明确不同类型事故的应对策略和紧急救援措施。
应对措施评估需要分析各种应对措施的有效性和可行性，以确保在事故发生时能够采取适当的措施进行应对。
核反应堆安全分析需要综合考虑工程安全、辐射安全和应急安全等多个方面的要求。
它是一个复杂而综合的过程，需要使用各种工程技术和科
学方法，如数值模拟、风险评估、决策分析等。
通过对核反应堆系统进行全面的安全分析，可以有效地识别潜在的安全风险和问题，并提出相应的措施和建议，以确保核能的安全和可靠性。
反应堆安全分析复习题资料
反应堆安全分析复习题资料2007年李吉根⽼师《反应堆安全》课的复习题资料1、核反应堆安全性特征（即安全考虑的出发点）。
答：a强放射性；b衰变热；c功率可能暴⾛；d⾼温⾼压⽔；e放射性废物的处理与贮存。
2、核安全的总⽬标、辐射防护⽬标和技术安全⽬标。
员、公众及环境免遭过量放射性风险。
照射保持在合理可⾏尽量低的⽔平，并低于国际辐射防护委员会（ICRP）规定的限制；还确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。
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。
3、核反应堆安全的基本设计思想和主要设计原则。
际屏障。
纵深防御：包含正常运⾏设施、停堆保护系统、专设安全设施、特殊安全设施和⼚外应急设施五个层次。
分别为：1）⾼质量的设计、施⼯和运⾏，防⽌异常⼯况出现；2）停堆保护余热排出，防⽌异常⼯况发展为事故；3）专设安全设施，防⽌事故发展为严重事故；4）事故处置及特殊设施，防⽌放射性⼤量释放到环境；5）⼚外应急计划与措施，限制危害和后果。
多层屏障：轻⽔堆核电⼚普遍采⽤三道实体屏障，即燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界和安全壳及安全壳系统。
另外，燃料芯块、反应堆冷却剂、安全壳内空间及⼚外的防护距离也都可视为缓解放射性危害的屏障。
则、定期试验维护检查的措施、充分采⽤固有安全性的原则、运⾏⼈员操作优化的设计。
4、冗余度和多样性设计原则及其出发点。
⼚的运⾏。
出发点：⾼可靠性、单⼀故障准则的要求。
失效。
5、核反应堆基本安全功能和主要安全系统。
答：核反应堆的基本安全功能：反应性控制、确保堆芯冷却、包容放射性产物。
【法国版】反应性控制、余热导出、控制反应性释放；【美国版】保护反应堆冷却剂系统压⼒便捷的完整性、保证及保持安全停堆、控制放射性释放。
设施。
专设安全系统：应急堆芯冷却剂系统、安全壳本体、安全壳喷淋系统、辅助给⽔系统、安全壳消氢和净化系统。
6、核反应堆的四种安全性要素和反应性反馈机理。
核反应堆安全分析复习内容
核反应堆安全分析Ch1:1.1安全总目标与两个辅助目标1.2安全设计的基本原则1.3核安全文化的定义和含义1.4不要求Ch2：2.1四种安全性因素2.2反应堆的三种安全功能及其如何实现2.3专设安全设施的功能及设计原则Ch3：不要求Ch4：4.1：四类运行工况的定义，八种典型始发事故，核电厂运行状态示意图4.2：看看吧4.3：P66页的图看懂，反馈的作用4.4—4.8：主要是事故过程分析，解释事故曲线的变化趋势。
（个人认为4.6,4.7两节最重要）4.9：单老师说这一节不会考读图题，看看概念吧4.10：大体看看吧Ch5：5.1：高压熔堆与低压熔堆的特点5.2—5.4：大体了解堆芯的融化过程及压力容器与安全壳内的过程5.5---5.6：大体看看吧，好好看看应急计划区Ch7：单老师说可能考PSA的三个等级，同时会有故障树分析的大题，选了PSA的同学窃喜，没选的就好好看看吧答疑情报：题型有填空，简答与读图题，1.4与第三章不考，失水事故不考读图题，带公式的都不用看，最后他说他出题很随意，卷子还没出，那就最后出成啥样就只有天知地知他知了。
先把重点的看完了，时间充裕的话那些非安全级的也大体看看吧，有点印象就行了，好好复习吧。
1、安全的总的目标：在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、社会及环境免遭放射性危害。
2、辅助目标：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。
3、核设施的设计基准事故：每项专设安全设施都有其特定控制的事故，对其控制效率进行确定性分析来决定这些设施的设计参量，要求安全设施达到最极端设计参量的事故称为核设施的设计基准事故。
反应堆安全分析复习
反应堆安全分析复习核安全的总目标：核电厂建立并维持一套有效的防御措施，以保证人员、社会及环境免收放射性危害。
辐射防护目标：辐射照射低于规定限值并合理可行尽量低。
技术安全目标：预防事故的发生、事故后果小，确保严重事故发生的概率低。
定量安全目标（美国核管会）：（1）紧邻核电厂正常个体人员反应堆事故立即死亡风险其他事故所导致总和1/1000 （2）核电厂邻近区域人口核电厂运行导致癌症死亡风险其他原因导致总和1/1000每运行堆年严重堆芯损坏频率小于10-4 每运行堆年大规模放射性释放频率小于10-5核电厂安全特征：强放射性、高温高压水、衰变热、核电厂放射性废料的处置核电厂安全对策：在所有情况下，有效控制反应性（紧急停堆、功率控制、补偿控制）、确保堆芯冷却、包容放射性产物核安全文化是存在于单位和个人的种种特征和态度的总和，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。
纵深防御措施：多道屏障（燃料元件包壳、一回路压力边界、安全壳）和多级防御措施安全设计基本原则：单一故障准则、多样化原则、独立性原则、故障安全原则、固有安全性原则、定期实验、维护、检修原则单一故障准则：满足单一故障准则的设备组合，在其任何部件发生单一随机故障时，仍能保持所赋予的功能。
核安全的四要素：自然的安全性、非能动的安全性、能动的安全性、后备的安全性固有安全性：当反应堆出现异常工况时，不依靠人为操作或外部设备的强制性干预，只是由堆的自然的安全性和非能动的安全性，控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行和安全停闭。
确定论安全评价方法：基本思想是根据纵深防御的原则，以确保核电厂三个基本安全功能为目标，针对一套确定的基准设计工况，采用一套保守的假设和分析方法，已检验是否满足特定的验收准则。
分析基本假定：单一故障假设、操作员事故后短期不干预补充假定：事故同时失去场外电源；反应性最大的一组控制棒租卡在全提出位置；不考虑非安全设备的缓解能力；必要时考虑不利的外部条件。
反应堆安全分析
演讲人
目录
01
反应堆安全分析 的重要性
02
反应堆安全分析 的方法
03
反应堆安全分析 的挑战
04
反应堆安全分析 的未来发展
反应堆安全分析的 重要性
确保核电站安全运行
反应堆安全分析是 核电站安全运行的
基础 1
反应堆安全分析可 4
以确保核电站在紧 急情况下的应对能
力，降低损失
反应堆安全分析可 以提前发现潜在风
2 险，降低事故发生
率
3
反应堆安全分析可
以优化核电站运行
参数，提高发电效
率
预防事故发生
1
2
3
4
反应堆安全分析是 确保核电站安全的
关键
安全分析可以提前 发现潜在风险，避
免事故发生
安全分析可以促进核 安全分析可以指导操 电站安全管理水平的 作人员采取有效措施， 提高，保障公众安全 降低事故风险
保护公众和环境
核能技术：发展第四代核能技术，提高反应堆构 （IAEA）：推
1 动全球核安全合 作，分享经验和 技术
国际核安全大会 （INSC）：定
2 期召开会议，讨 论核安全问题， 加强国际合作
核安全合作中心 （NSC）：提供
3 技术支持和培训， 促进核安全领域 的国际合作
双边和多边协议： 加强核安全领域
2022
反应堆安全分析的 挑战
复杂系统建模
反应堆系统复杂性： 反应堆系统涉及多 种物理、化学和工 程过程，具有高度 的复杂性
建模方法：需要采 用多种建模方法， 如物理模型、数学 模型、统计模型等
模型验证：需要对 模型进行验证，确 保模型的准确性和 可靠性
核反应堆安全分析复习内容
核反应堆安全分析复习内容核反应堆安全分析是指对核反应堆系统的设计、运行和事故处理等方面进行全面、系统的安全评估和分析。
本文将对核反应堆安全分析的一些重要内容进行复习，包括核反应堆的基本原理、核反应堆事故、核反应堆的设计与控制措施、核反应堆的防护屏障与安全壳等。
一、核反应堆的基本原理核反应堆是一种能够维持核链式反应的装置，通过控制核反应速率，产生一定的能量。
核反应堆中使用的燃料为铀或钚等放射性物质，通过控制核反应链的速率来控制热能的释放。
核反应堆可以分为热中子反应堆和快中子反应堆两种类型。
二、核反应堆事故核反应堆事故是指在核反应堆系统中发生的意外事件，导致辐射泄漏或其他安全风险。
常见的核反应堆事故有燃料棒泄漏、冷却剂失效、控制棒失效等。
核反应堆事故可能导致辐射泄漏、安全壳破裂等严重后果，因此对核反应堆事故进行分析和预防非常重要。
三、核反应堆的设计与控制措施核反应堆的设计和控制措施是保证核反应堆安全运行的重要环节。
核反应堆设计需要考虑冷却剂循环、燃料棒、控制棒等的布局和选用，以确保核反应堆的稳定性和冷却性能。
核反应堆的控制措施包括控制棒的插拔、冷却剂流量的调节，以确保核反应链的稳定和热能的控制。
四、核反应堆的防护屏障与安全壳核反应堆的防护屏障与安全壳是核反应堆事故发生时保护人员和环境安全的重要措施。
防护屏障主要包括燃料棒外壳、反应堆本体壳体等，用于阻挡辐射和防止燃料泄漏。
安全壳则是一个更加完整的屏障，可以在事故发生时封闭核反应堆，并防止辐射和热能的泄漏。
五、其他安全问题除了以上内容外，核反应堆安全分析还需要关注其他一些安全问题，如辐射防护、应急准备、运行监测等。
辐射防护是保护工作人员免受核反应堆辐射的伤害，需要合理设置防护设施和个人防护措施。
应急准备包括事故应急预案的制定和应急演练的进行，以应对可能发生的事故。
运行监测则是对核反应堆的运行状态进行实时监测和数据分析，以确保核反应堆在正常工作条件下运行。
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。
反应堆安全分析整理资料
反应堆安全分析整理资料核反应堆安全分析英文缩写ABWR Advanced Boiling Water Reactor 先进沸水堆APWR Advanced Pressurized Water Reactor 先进压水堆AP Advanced Passive Plant 先进非能动厂ADS Accelerator driven system 加速器驱动机构AFP Auxiliary Feed-water Pump 辅助给水泵ASME American Society of Mechanical Engineers 美国机械工程师协会ASCOT assessment of safety culture organizational teams安全文化组织机构评价ATWS Anticipated Transient Without Screen 未能停堆的预期瞬态ANSI American National Standards Institute 美国标准协会ALARA as low as reasonably achievable 合理可行尽量低原则BWR boiling water reactor 沸水堆BDBA Beyond Design Basic Accident 超设计基准事故BOL Beginning Of Life 寿期初CEFR China Experimental Fast Reactor 中国实验快堆CSS Containment Spray System 安全壳喷淋系统CVCS Chemical and Volume Control System 化学容积控制系统CNNC china national nuclear corporation 中国核工业集团CSRDM Control and Safety Rod Drive Mechanism 控制棒安全棒驱动机构CHF Critical Heat Flux 临界热流密度C I A E C h i n a i n s t i t u t e o f a t o m i c e n e r g y中国原子能科学研究院D B A design basic accident 设计基准事故DOE department of energy 美国能源部DCH direct containment heating 直接安全壳加热DNB departure from nucleate boiling 偏离泡核沸腾DNBR departure from nucleate boiling ratio 偏离泡核沸腾比ESD emergency shutdown device 紧急停堆仪器E S S emergency shutdown system 紧急停堆系统E C C S e mergency core coolant system 应急堆芯冷却系统EPR European pressurized reactor 欧洲压水堆E F S emergency feed-water system 应急给水系统E F W emergency feed water 紧急供水E SF emergency safety features 专设安全设施E P R I the electric power research institute 美国电力研究会EOL end o f life 寿期末EFPD effective full power days 有效满功率天数FP full power 满功率fission product 裂变产物FRC fuel rod cladding 燃料包壳GFR gas-cooled fast reactor 气冷快堆HPIS high pressure injection system 高压安注系统H T G R high-temperature gas-cooled reactor 高温气冷堆IFR integral fast reactor 整体快堆IAEA international atomic energy agency 国际原子能机构ICRP international commission on radiological protection 国际辐射防护委员会INSAG International nuclear safety advisory group 国际核安全咨询组LPIS low pressure injection system 低压安注系统L O C A loss of coolant accident 失水事故L OFA loss of flow accident 失流事故L O F W loss of feed water 主给水丧失L O O P loss of off-site power 失去厂外电源MSIV main steam isolation value 主蒸汽管道隔离阀MSLB main steam line break 主蒸汽管道破裂NRC nuclear regulatory commission 美国核管会NSC nuclear safety culture 核安全文化NEA nuclear energy agency 核能局原子委员会PWR pressurized water reactor 压水堆P S A p robabilistic safety assessment 概率安全评价R C S reactor coolant system 反应堆冷却系统RCP reactor coolant pump 反应堆冷却剂泵ROH reactor outlet header 反应堆出口集管R I H reactor inlet header 反应堆入口集管R H R residual heat removal 余热排出R S S reactor safety study 反应堆安全研究RSC radiation safety committee 辐射安全委员会R I A reactivity insertion accident 反应堆引入事故SBL OCA small break loss of coolant accident 小破口失水事故SARP severe accident research program 严重事故研究项目S F R sodium-cooled fast reactor 钠冷快堆SIR safe integral reactor 固有安全堆S C W R super-critical-water reactor 超临界水冷堆SG steam generator 蒸汽发生器SGTR steam generator tube rupture 蒸汽发生器传热管道破裂S G C C s tate grid corporation of china 国家电网公司V H T R very-high-temperature reactor 超高温气冷堆名词解释1.冗余度：核电厂安全功能的系统采用多个同样类型的系统连接起来，用以防止在某一个系统失效后余下的系统能够保证其安全功能。
核反应堆安全分析复习提要
8、压水堆核电厂设计基准事故的物 理分类
从物理现象上来看，压水堆核电厂设计基准事故又可分为8组，具体是： （1）二回路系统排热增加，包括： －给水系统故障导致给水温度降低 －给水系统故障导致给水流量增加 －蒸汽压力调节器故障或损坏导致蒸汽流量增加 －误打开蒸汽发生器泄压阀或安全阀 －安全壳内、外各种蒸汽管道破裂 （２）二回路系统排热减少，包括： －蒸汽压力调节器故障或损坏导致蒸汽流量减少 －失去外部电负荷 －汽轮机跳闸（截止关闭） －误关主蒸汽管线隔离阀 －冷凝器真空破坏 －同时失去厂内及厂外交流电源 －失去正常给水流量 －给水管破裂
4、冗余度和多样性设计原则及其出 发点
冗余度：采用多个类似的系统并联起来， 以使某个系统失效时不影响电厂的运行。 其出发点是：满足高可靠性和单一故障准 则的要求。 多样性：采用多个独立的和不同的方法实 现同一目的。其出发点是：对付共模失效
5、核反应堆基本安全功能和主要安 全系统
核反应堆的基本安全功能：反应性控制、 堆芯冷却、放射性包容。 与安全有关的系统和设施主要包括：反应 堆保护系统、停堆冷却系统和专设安全设 施。 压水堆核电厂的主要专设安全设施有：1） 应急堆芯冷却系统；2）安全壳；3）安全 壳喷淋系统；4）辅助给水系统；5）安全 壳消氢和净化系统等。
多层屏障： 多层屏障
为防止放射性物质的释放，压水堆核电厂普遍采用了多层 实体屏障。这些屏障主要包括燃料元件包壳、反应堆冷却 剂系统承压边界和安全壳。另外，燃料芯块、反应堆冷却 剂、安全壳内空间及厂外防护距离也都可视为缓解放射性 危害的屏障。
主要设计原则 单一故障原则 冗余度和多样性原则 独立性原则 故障安全原则 固有安全原则
6、核反应堆瞬变分析理论基础
总体上 点堆动力学方程 质量、动量和能量守恒方程 具体事故 反应性事故瞬态特性 失流事故流量衰减规律 热阱丧失事故升温升压规律 破口类事故的系统降压特性
反应堆的固有安全性(三篇)
反应堆的固有安全性在由于某些原因从外部引入反应性，使中子通量增加（核燃料、冷却剂温度上升）的情况下，反应堆本身具有防止核反应失控的工作特性。
我们称这种特性为固有的安全性。
固有特性来自反应堆本身所具有的负反应性温度效应、空泡效应、多普勒效应、氙和钐的积累和核燃料的燃耗等。
反应堆内各部分温度升高而再生系数K变小的现象称为负反应性温度效应，对反应堆的稳定性和安全性起决定作用。
反应堆冷却剂中，特别是在沸水堆中产生的蒸汽泡，随功率增长而加大，从而造成相当大的负泡系数，使反应性下降，这个效应叫空泡效应，有利于反应堆运行的安全。
多普勒效应是指裂变中产生的快中子在慢化过程中被核燃料吸收的效应。
它随燃料本身的温度变化而有很大的变化。
特别重要的是这种效应是瞬时的，当燃料温度上升时，它马上就起作用。
在裂变产物中积累起来的氙和钐是对反应堆毒性很大的元素，这两种元素很容易吸收热中子，使堆内的热中子减少，反应性也下降。
一般说来，反应堆长期运行之后，反应性要下降，这是由于燃料的燃耗加深而引起的。
以上这些效应，一般都有利于反应堆运行的安全，但在一定的条件下，也有不利的一面。
在轻水堆情况下，有三个效应是起作用的。
第一，由于燃料温度的上升，铀－238吸收中子的份额增加，从而使反应性有很大的下降（负反应性），是多普勒效应起了作用；第二，轻水慢化剂温度升高，其密度变小，中子与慢化剂碰撞的机会减少，中子慢化效果降低，反应性减小，负反应性温度效应起了作用；第三，轻水冷却剂温度升高，就产生气泡，其道理与第二点相同。
由于中子泄漏增加，使反应性有很大下降，这就是所谓的空泡效应。
在气冷堆的情况下，由于多普勒效应的作用，燃料给出了负的温度效应。
另一方面，因为气冷堆的功率密度低，石墨的热容量大，所以当发生事故时，堆芯温度上升慢，二氧化碳冷却剂的密度低，即使在冷却剂丧失的情况下，对反应性几乎也没有什么影响，功率仍将继续上升，这时，要靠快停堆系统来控制。
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。
反应堆安全分析
1957年美国建成 Shiping Port （PWR）
1960年美国建成 Dresden－1（BWR）
0.10核电发展历史与现状
商用动力反应堆
核电发展的第二阶段： 高速发展阶段 （60年代－70年代） ——大量建设核电站 ——积极发展多种堆型
，包括快中子增殖堆、 高温气冷堆等 这一时期基本形成了目 前世界核电的格局
表 1. 各种能源系统每单位能量输出造成的劳动日损失
能源种类 职业危险性 公众危险性
煤
73
2010
石油
18
1920
核电站
8.7
1.4
天然气
5.9
海洋热
30
1.4
风能
282
539
太阳能空间加热 103
9.5
太阳能热电式
103
510
太阳能光电池
188
511
木醇
1270
0.4
0.7核电是清洁的能源
对环境的影响
一回路系统集中布置在一个圆筒形混 凝土建筑物内，此建筑物称为安全壳，是 防止放射性外泄的安全屏障之一。
冷却剂压力由稳压器控制，基本保持 不变。工作时，稳压器上半部为蒸汽，下 半部为水，直接和冷却剂连通。当压力升 高时，向稳压器汽空间喷入温度较低的一 回路水，使蒸汽凝结，造成压力回降；当 压力降低时，稳压器水空间中的电加热器 通电，加热稳压器里面的水使其蒸发成汽， 造成压力回升。
在我国，由于严重的环境污 染和酸雨造成的经济损失平
煤电链 在正常情况下排出SO2和NOx均等每对年森就GD达林P的3、750%亿，美元,占
农作物等有明显影响
核电链 除切尔诺贝利事故外，未发现可察觉的影响。
固体废物占地面积
反应堆安全性问题分析与控制
反应堆安全性问题分析与控制随着全球能源需求的不断增长，核电站已成为许多国家的重要能源来源。
然而，反应堆事故的发生仍然可能会对人类和环境带来灾难性的后果。
因此，如何确保核电站的反应堆安全性成为一个极其重要的问题。
本文将深入分析反应堆安全性问题，并提出一些有效的控制措施。
反应堆安全性问题分析反应堆安全性问题普遍指核反应堆的重大异常情况和事故。
造成反应堆事故的原因有很多，如人为失误、技术问题、以及自然灾害等。
最常见的问题包括燃料棒熔毁、燃料棒开裂、燃料棒膨胀、和水冷剂失效等。
此外，反应堆事故还会导致辐射污染，从而对人类和环境造成不可逆转的影响。
反应堆安全性问题控制为确保反应堆的安全性，必须采取相应的措施来预防和控制反应堆事故。
以下是一些有效的控制措施：1. 监控和检查监控和检查是确保反应堆安全性的基本措施。
必须对核反应堆的每个部分进行监测和检查，以确保其正常运行。
此外，必须建立完善的设备维护和检修制度，及时发现和处理问题。
2. 管理和培训管理和培训是确保反应堆安全性的关键因素。
必须建立完善的管理制度和安全编程，对员工进行持续的培训和教育，提高员工的安全意识和技术素质。
3. 设计和建设设计和建设是确保反应堆安全性的另一个重要方面。
必须从设计和建设阶段开始，考虑所有可能的风险和问题，并采取相应的措施，确保反应堆的安全性。
4. 紧急响应和应急准备即使采取了充分的预防和控制措施，反应堆事故仍然可能发生。
因此，应建立完善的紧急响应和应急准备体系，以保证能够及时有效地处理和控制事故。
5. 科技创新科技创新是确保反应堆安全性的另一个重要措施。
必须不断开展基础研究和技术创新，寻求更加安全、高效和可靠的核电技术。
同时，尽可能降低辐射污染和排放的温室气体。
结论反应堆安全性是核电站可持续发展的关键和前提条件。
必须采取一系列的控制措施，最大限度地降低反应堆事故的发生概率，确保反应堆安全、高效运行，在满足人类对能源需求的同时保障环境和人类健康。
反应堆安全分析期末复习资料
1.单一故障：导致某一部分不能执行其预定安全功能的随机故障，包括由该故障引起的所有继发故障。
2.轻水堆中子通量监测的三个量程：源量程、中间量程、功率量程。
3.核应急：核应急是需要采取某些超出正常工作程序的行动以避免核事故发生或减轻核事故后果的状态，又称“核紧急状态”。
4.应急计划：应急计划又称应急响应计划，在应急计划中规定核设施营运单位，地方政府等向国家和公众所承担的应急准备和响应的任务5.固有安全性：当反应堆出现异常工况时，不依靠人为操作或外部设备的强制性干预，只是由堆的自然安全性和非能动的安全性，控制反映性或一出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行和安全停用。
6.高压熔堆的后果：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，可能引发安全壳早起超压实效。
7.核安全文化：是存在于单位和个人种种特性和状态的总和，它建立在一种超出一切之上的观念，即核电安全问题由于它的重要性要保证得到重视。
8.核应急：是需要采取某些超出正常工作程序的行动以避免核事故发生或减轻核事故后果的状态，又称为核紧急状态;应急计划：也称应急响应计划，再应急计划中规定核设施营运单位，地方政府等向国家和公众所承担的应急准备和响应任务。
9.剩余反应性：没有控制毒物时的反映控制10.停堆深度：把所有毒物投入堆芯时，所达到的负反应性11.热管：在堆芯集中了所有关于核的合理的不利工程因素的具有最大积分功率输出，冷却剂通道。
热点：在堆芯集中了所有关于核的合理的不利工程因素，在堆热工设计准则中定义为限制条件的点，在堆芯内最危险的燃料元件上的点。
12.子（单）通道模型：认为相邻通道是相互联系的，沿着整个堆芯的的高度相邻通道的冷却剂之间发生着，动量，热量和质量的交换。
13.核燃料线功率密度：单位长度的核燃料在单位时间所释放出的能量。
热阱：接受反映堆排出余热的系统。
14.核安全辐射防护目标和技术安全目标？在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，社会及环境免遭放射性危害。
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
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（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
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§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
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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。
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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；
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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。
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核反应堆安全分析英文缩写ABWR Advanced Boiling Water Reactor 先进沸水堆APWR Advanced Pressurized Water Reactor 先进压水堆AP Advanced Passive Plant 先进非能动厂ADS Accelerator driven system 加速器驱动机构AFP Auxiliary Feed-water Pump 辅助给水泵ASME American Society of Mechanical Engineers 美国机械工程师协会ASCOT assessment of safety culture organizational teams安全文化组织机构评价ATWS Anticipated Transient Without Screen 未能停堆的预期瞬态ANSI American National Standards Institute 美国标准协会ALARA as low as reasonably achievable 合理可行尽量低原则BWR boiling water reactor 沸水堆BDBA Beyond Design Basic Accident 超设计基准事故BOL Beginning Of Life 寿期初CEFR China Experimental Fast Reactor 中国实验快堆CSS Containment Spray System 安全壳喷淋系统CVCS Chemical and Volume Control System 化学容积控制系统CNNC china national nuclear corporation 中国核工业集团CSRDM Control and Safety Rod Drive Mechanism 控制棒安全棒驱动机构CHF Critical Heat Flux 临界热流密度C I A E C h i n a i n s t i t u t e o f a t o m i c e n e r g y中国原子能科学研究院D B A design basic accident 设计基准事故DOE department of energy 美国能源部DCH direct containment heating 直接安全壳加热DNB departure from nucleate boiling 偏离泡核沸腾DNBR departure from nucleate boiling ratio 偏离泡核沸腾比ESD emergency shutdown device 紧急停堆仪器E S S emergency shutdown system 紧急停堆系统E C C S e mergency core coolant system 应急堆芯冷却系统EPR European pressurized reactor 欧洲压水堆E F S emergency feed-water system 应急给水系统E F W emergency feed water 紧急供水E SF emergency safety features 专设安全设施E P R I the electric power research institute 美国电力研究会EOL end o f life 寿期末EFPD effective full power days 有效满功率天数FP full power 满功率fission product 裂变产物FRC fuel rod cladding 燃料包壳GFR gas-cooled fast reactor 气冷快堆HPIS high pressure injection system 高压安注系统H T G R high-temperature gas-cooled reactor 高温气冷堆IFR integral fast reactor 整体快堆IAEA international atomic energy agency 国际原子能机构ICRP international commission on radiological protection 国际辐射防护委员会INSAG International nuclear safety advisory group 国际核安全咨询组LPIS low pressure injection system 低压安注系统L O C A loss of coolant accident 失水事故L OFA loss of flow accident 失流事故L O F W loss of feed water 主给水丧失L O O P loss of off-site power 失去厂外电源MSIV main steam isolation value 主蒸汽管道隔离阀MSLB main steam line break 主蒸汽管道破裂NRC nuclear regulatory commission 美国核管会NSC nuclear safety culture 核安全文化NEA nuclear energy agency 核能局原子委员会PWR pressurized water reactor 压水堆P S A p robabilistic safety assessment 概率安全评价R C S reactor coolant system 反应堆冷却系统RCP reactor coolant pump 反应堆冷却剂泵ROH reactor outlet header 反应堆出口集管R I H reactor inlet header 反应堆入口集管R H R residual heat removal 余热排出R S S reactor safety study 反应堆安全研究RSC radiation safety committee 辐射安全委员会R I A reactivity insertion accident 反应堆引入事故SBL OCA small break loss of coolant accident 小破口失水事故SARP severe accident research program 严重事故研究项目S F R sodium-cooled fast reactor 钠冷快堆SIR safe integral reactor 固有安全堆S C W R super-critical-water reactor 超临界水冷堆SG steam generator 蒸汽发生器SGTR steam generator tube rupture 蒸汽发生器传热管道破裂S G C C s tate grid corporation of china 国家电网公司V H T R very-high-temperature reactor 超高温气冷堆名词解释1.冗余度：核电厂安全功能的系统采用多个同样类型的系统连接起来，用以防止在某一个系统失效后余下的系统能够保证其安全功能。
2.多样性：应用于执行同一功能的多重系统或部件，即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。
3.独立性：为了提高系统的可靠性，防止发生因故障或共模故障，系统设计中应通过功能隔离或实体分隔，实现系统布置和设计的独立性。
4.故障安全：即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。
5.单一故障：导致某一部件不能执行其预定安全功能的随机故障，包括由该故障引起的所有继发反应。
6.单一故障准则：满足单一故障准则的设备组合，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。
7.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。
8.始发事件：能导致放射性核素向环境释放的所有起因事件，都可作为核电厂概率安全评价的始发事件。
9.初因事件：造成核电厂扰动并且有可能导致堆芯损害的事件。
10.固有安全性：当反应堆出现异常工况时，不依靠认为操作或外部设备的强制性干预，只是由堆的自然的安全性和非能动的安全性，控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行和安全停闭。
11.停堆余量(深度)：全部毒物投入堆芯时，反应堆芯达到的负反应性。
12.热流量：单位时间传递的热量。
13.热通量（热流密度）q：单位时间通过单位面积传递的热量。
14.传热系数K：单位时间、单位面积、温差为1℃时传递的热量，即单位传热量。
15.对流换热系数h：当流体与壁面温度相差1度时，每单位壁面面积上单位时间所传递的热量。
16.热阻：阻碍热量传递的阻力。
17.等温面：温度场中，同一时刻温度相同的点所构成的面。
18.等温线：一平面与等温面的交线。
19.大容积沸腾：由浸没在具有自由表面原来静止的大容积液体内的受热面所产生的沸腾。
20.饱和沸腾：液体主体温度达到饱和温度，壁面温度高于饱和温度所发生的沸腾。
21.热管：在堆芯中集中了所有关于核的和合理的不利工程因素的最大积分功率输出，最小冷却流量和最大冷却剂焓升的冷却剂通道。
22.热管因子：热管因子是用各有关的热工或物理参数的最大值与平均值的比值来表示的。
23.热点：在堆芯中集中了所有关于核的和合理的不利工程因素，在堆热工设计准则中定义为限制条件的点，在堆芯内最危险的燃料元件上的点。
24.偏离泡核沸腾：在泡核沸腾向膜态沸腾转变过程中，由于加热表面和冷却液体之间形成的气膜减少了从表面到液体的传热，致使在热流密度、温差曲线上出现了一个极值的沸腾。
25.子通道模型：认为相邻通道是相互关联的，沿着这个堆芯高度，相邻通道的冷却剂间发生着质量、动量和热量的交换。
26.单通道模型：把所要计算的热管看作是孤立的，它在整个堆芯高度上于相邻通道之间没有冷却剂的动量、质量和热量的交换。
27.比放射性活度A/m：单位质量放射源的放射性活度Bq/kg。
28.核燃料线功率密度：单位长度的核燃料在单位时间内产生的热量，单位kw/m。
29.热井：吸收热量的物体。
30.核应急：需要立即采取某些超出正常工作程序的行动以避免核事故发生或减轻核事故后果的状态，又称“核紧急状态”。
31.应急计划：又称应急响应计划，规定了核设施运营单位、地方政府等向国家和公众所承担的应急响应的任务。
32.反应堆有效增值系数：描述反应堆中子产生和消失的一个物理量，符号为keff，keff=中子的产生率/中子的消失率。