压水堆核电站基础：第八章 专设安全系统
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技术安全目标
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。
系统与设备（4）
12
事故的预防和缓解
事故的预防是设计人员和运行人员应尽的安全职责。 为了防止事故的发生，从设计到运行都要贯彻一系列 的安全原则。 合理的设计； 可靠的设备； 各种完善的规程； 运行人员具有良好的安全素养。
3
工况Ⅰ——正常运行和运行瞬变
这类工况出现较频繁，发生频率大于1次/堆年， 无需保护系统动作停堆，依靠控制系统进行调 节，达到所要求的状态，重新稳定运行。放射性 后果不超过0.001mSv，放射性后果是以一个标准 人在隔离区边界内侧2小时所接受的最大照射剂量 来衡量的。
包括：
正常启动、停闭和稳态运行；
设 计 基 （2） 准事 故
严重事 故
事故管理
（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。
系统与设备（4）
8
事故与事件分类
瞬变，主要有： 反应性引入事故； 失流事故； 失热阱事故等 。
以丧失一回路或二回路流体为特征的管道破裂 事故，主要有： 蒸汽管道破裂事故； 给水管道破裂事故； 失水事故（大、中和小）等。
事件本身并不是事故。如果附加故障后会导致运行事件、 设计基准事故或严重事故的事件。典型的假设始发事件例 子是设备故障（包括管道破裂）、人员差错、人为事件和 自然事件。
假设始发事件的后果可能较小（如某一多重部件的失 效），也可能很严重（如反应堆冷却剂系统主管道的破 裂）。
设计的主要安全目标在于追求核动力厂所具有的特性能够 保证：大部分假设始发事件的后果较小或甚至无足轻重； 其余的假设始发事件导致设计基准事故，其后果是可以接 受的；而如果导致严重事故，其后果可以通过设计措施和 事故管理加以限制。
系统与设备（4）
9
已发生的严重事故
严重事故是指堆芯遭到严重损坏和熔化甚至安全壳也 损坏的一种事故，它可能导致放射性物质大量释放到 环境，是一种超设计基准事故。
在大约12000堆年的核电厂运行历史中，已经发生了 两起严重事故。
1979年3月28日美国三哩岛核电厂事故，大约40% 堆芯熔化，由于安全壳保持了完整性，只有极少 量气态碘和惰性气体释放，没有人员死亡。
1986年4月26日前苏联切尔诺贝利核电厂事故，堆 芯全部破坏，房顶被炸飞，导致大量放射性物质 释放至大气中，即发死亡31人。
这两起事故使得世界上发生严重事故的频率达到了 4×10-4/(堆·年)。
系统与设备（4）
10
假设始发事件
定义为在设计时确定的能导致预计运行事件或事故工况的 事件。
带有允许偏差的极限运行，如在允许范围内带 有燃料包壳缺陷或蒸汽发生器泄漏等；
运行瞬变。
系统与设备（4）
4
工况II——中等频率事件（预期运行事件）
常见故障，指在核电厂运行寿期内预计出现一次或数次偏离正常运行的 所有运行过程，即发生频率在10-2次/堆年到1次/堆年。保护系统动作， 反应堆安全停闭，但燃料包壳保持完整性，不会造成燃料元件棒损坏， 系统压力不超过设计值。放射性后果不超过0.001mSv。采取措施后机 组能重新起动。
系统与设备（4）
11
核安全目标
安全的总目标
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、居民及环境免遭放射性危害。
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， 且低于规定的限值，还确保事故引起的辐射照射得到缓 解。
缓解故障和事故的后果 对可能产生严重后果的事故，设置若干专设安全设施
（Engineered Safety Feature, ESF）来制止事故的 发展，并在必要时缓解其后果。
系统与设备（4）
13
核安全的三要素
核安全的三要素是： 反应性控制； 堆芯冷却； 放射性产物的包容。
包括：
一回路主管道断裂，堆芯失去冷却的失水事故 （LOCA）；
二回路蒸汽管道大破裂；
蒸汽发生器管子断裂；
一台主泵转子卡死；
主给水管道断裂；
弹棒事故；
燃料操作事故等。
系统与设备（4）
7
核动力厂状态（HAF102）
运行状态
正常运 行
Fra Baidu bibliotek
预计运 行事件
（1）
事故工 况
超设计基准 事故
包括：
一回路系统管道小破裂；
二回路系统蒸汽管道小破裂；
燃料组件误装载而投入运行；
满功率运行时一个控制棒组件失控抽出；
稳压器一个安全阀意外打开并卡死在开启位置；
放射性废气、废液事故释放等。
系统与设备（4）
6
工况IV——极限事故
指发生概率相当小，但后果可能比较严重的事故。发生频率 在10-6次/堆年到10-4次/堆年之间。它一旦发生，就会释放出 大量放射性物质，所以在核电厂设计中必须加以考虑。事故 下，可能有燃料元件损坏，但数量有限，专设安全设施应能 保持其持久性功能和完整性。
包括： 反应堆启动与功率运行时控制棒组件失控提升； 硼失控稀释； 部分失去冷却剂流量； 失去正常给水； 失去外电源； 一回路卸压； 主蒸汽系统卸压； 功率运行时安注系统误动作； 汽轮发电机组故障。
系统与设备（4）
5
工况III——稀有事故（不常见事故）
在核电厂运行寿期内可能发生的事故，即发生频率在10-4次 /堆年到10-2次/堆年。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。一些燃料元件可能损坏，但 一回路的功能和安全壳的完整性不应破坏，放射性后果不 超过5mSv。
压水堆核电站基础
压水堆核电站基础
第八章 专设安全系统
核反应堆运行工况与事故分类
按反应堆事故出现的预计概率和可能的放射性后 果，把核电厂运行工况分为四类： 工况Ⅰ——正常运行和运行瞬变 工况Ⅱ——中等频率事件，或称预期运行事件 工况Ⅲ——稀有事故 工况Ⅳ——极限事故
系统与设备（4）
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。
系统与设备（4）
12
事故的预防和缓解
事故的预防是设计人员和运行人员应尽的安全职责。 为了防止事故的发生，从设计到运行都要贯彻一系列 的安全原则。 合理的设计； 可靠的设备； 各种完善的规程； 运行人员具有良好的安全素养。
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工况Ⅰ——正常运行和运行瞬变
这类工况出现较频繁，发生频率大于1次/堆年， 无需保护系统动作停堆，依靠控制系统进行调 节，达到所要求的状态，重新稳定运行。放射性 后果不超过0.001mSv，放射性后果是以一个标准 人在隔离区边界内侧2小时所接受的最大照射剂量 来衡量的。
包括：
正常启动、停闭和稳态运行；
设 计 基 （2） 准事 故
严重事 故
事故管理
（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。
系统与设备（4）
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事故与事件分类
瞬变，主要有： 反应性引入事故； 失流事故； 失热阱事故等 。
以丧失一回路或二回路流体为特征的管道破裂 事故，主要有： 蒸汽管道破裂事故； 给水管道破裂事故； 失水事故（大、中和小）等。
事件本身并不是事故。如果附加故障后会导致运行事件、 设计基准事故或严重事故的事件。典型的假设始发事件例 子是设备故障（包括管道破裂）、人员差错、人为事件和 自然事件。
假设始发事件的后果可能较小（如某一多重部件的失 效），也可能很严重（如反应堆冷却剂系统主管道的破 裂）。
设计的主要安全目标在于追求核动力厂所具有的特性能够 保证：大部分假设始发事件的后果较小或甚至无足轻重； 其余的假设始发事件导致设计基准事故，其后果是可以接 受的；而如果导致严重事故，其后果可以通过设计措施和 事故管理加以限制。
系统与设备（4）
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已发生的严重事故
严重事故是指堆芯遭到严重损坏和熔化甚至安全壳也 损坏的一种事故，它可能导致放射性物质大量释放到 环境，是一种超设计基准事故。
在大约12000堆年的核电厂运行历史中，已经发生了 两起严重事故。
1979年3月28日美国三哩岛核电厂事故，大约40% 堆芯熔化，由于安全壳保持了完整性，只有极少 量气态碘和惰性气体释放，没有人员死亡。
1986年4月26日前苏联切尔诺贝利核电厂事故，堆 芯全部破坏，房顶被炸飞，导致大量放射性物质 释放至大气中，即发死亡31人。
这两起事故使得世界上发生严重事故的频率达到了 4×10-4/(堆·年)。
系统与设备（4）
10
假设始发事件
定义为在设计时确定的能导致预计运行事件或事故工况的 事件。
带有允许偏差的极限运行，如在允许范围内带 有燃料包壳缺陷或蒸汽发生器泄漏等；
运行瞬变。
系统与设备（4）
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工况II——中等频率事件（预期运行事件）
常见故障，指在核电厂运行寿期内预计出现一次或数次偏离正常运行的 所有运行过程，即发生频率在10-2次/堆年到1次/堆年。保护系统动作， 反应堆安全停闭，但燃料包壳保持完整性，不会造成燃料元件棒损坏， 系统压力不超过设计值。放射性后果不超过0.001mSv。采取措施后机 组能重新起动。
系统与设备（4）
11
核安全目标
安全的总目标
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、居民及环境免遭放射性危害。
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， 且低于规定的限值，还确保事故引起的辐射照射得到缓 解。
缓解故障和事故的后果 对可能产生严重后果的事故，设置若干专设安全设施
（Engineered Safety Feature, ESF）来制止事故的 发展，并在必要时缓解其后果。
系统与设备（4）
13
核安全的三要素
核安全的三要素是： 反应性控制； 堆芯冷却； 放射性产物的包容。
包括：
一回路主管道断裂，堆芯失去冷却的失水事故 （LOCA）；
二回路蒸汽管道大破裂；
蒸汽发生器管子断裂；
一台主泵转子卡死；
主给水管道断裂；
弹棒事故；
燃料操作事故等。
系统与设备（4）
7
核动力厂状态（HAF102）
运行状态
正常运 行
Fra Baidu bibliotek
预计运 行事件
（1）
事故工 况
超设计基准 事故
包括：
一回路系统管道小破裂；
二回路系统蒸汽管道小破裂；
燃料组件误装载而投入运行；
满功率运行时一个控制棒组件失控抽出；
稳压器一个安全阀意外打开并卡死在开启位置；
放射性废气、废液事故释放等。
系统与设备（4）
6
工况IV——极限事故
指发生概率相当小，但后果可能比较严重的事故。发生频率 在10-6次/堆年到10-4次/堆年之间。它一旦发生，就会释放出 大量放射性物质，所以在核电厂设计中必须加以考虑。事故 下，可能有燃料元件损坏，但数量有限，专设安全设施应能 保持其持久性功能和完整性。
包括： 反应堆启动与功率运行时控制棒组件失控提升； 硼失控稀释； 部分失去冷却剂流量； 失去正常给水； 失去外电源； 一回路卸压； 主蒸汽系统卸压； 功率运行时安注系统误动作； 汽轮发电机组故障。
系统与设备（4）
5
工况III——稀有事故（不常见事故）
在核电厂运行寿期内可能发生的事故，即发生频率在10-4次 /堆年到10-2次/堆年。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。一些燃料元件可能损坏，但 一回路的功能和安全壳的完整性不应破坏，放射性后果不 超过5mSv。
压水堆核电站基础
压水堆核电站基础
第八章 专设安全系统
核反应堆运行工况与事故分类
按反应堆事故出现的预计概率和可能的放射性后 果，把核电厂运行工况分为四类： 工况Ⅰ——正常运行和运行瞬变 工况Ⅱ——中等频率事件，或称预期运行事件 工况Ⅲ——稀有事故 工况Ⅳ——极限事故
系统与设备（4）