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。

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。

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。

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。

安全分析的内容：所有计划的正常运行模式；在预计运行事件下的核电厂性能；设计基准事

故；可能导致严重事故的事件序列。

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。

安全设计的基本原则：

核电厂安全设计的一般原则是：采用行之有效的工艺和通用的设计基准，加强设计管理，在整个设计阶段和任何设计变更中必须明确安全职责。

基本原则有：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。

运行安全管理：机组（反应堆等硬件）、运行班组（操纵员）、管理层（领导和职能部门）。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。3方面含义：它把安全文化和每个人的工作态度和思维习惯以及单位的工作作风联系在一起；找出抽象态度和思维的具体表现；安全文化要求必须正确履行所有安全重要职责，具有高度的警惕性、实时的见解、丰富的知识、准确无误的判断能力和高度的责任感。

第二章

反应堆安全的4种安全性要素：

自然地安全性（指反应堆内在的负反应性温度系数、燃料的多普勒效应和控制棒借助重力落入堆芯等自然科学法则的安全性）。

非能动的安全性（指建立在惯性原理、重力法则、热传递法则等基础上的非能动设备的安全性）。

能动的安全性（指必须依靠能动设备，即需要外部条件加以保证的安全性）。

后备的安全性（指由冗余系统的可靠度或阻止放射性物质逸出的多道屏障提供的安全性保证）。

固有安全性：指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，只是由堆得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。

反应堆的安全功能：

有效控制反应性：控制棒、可燃毒物、可燃毒物；紧急停堆控制、功率控制、补偿控制。

⑵、确保堆芯冷却：蒸汽发生器；余热排除系统；安全注射系统、安全喷淋系统；换料水池和乏燃料水池冷却净化系统；

⑶、包容放射性产物：

专设安全设施的功能：

发生失水事故时，向堆芯注入含硼水；阻止放射性物质向大气释放；阻止氢气在安全壳中浓集；向蒸汽发生器应急供水。

专设安全设施的设计原则：

设备必须高度可靠；系统要有多重性；系统必须各自独立；系统应能定期检查；系统必须备有可靠电源；系统必须具有充足的水源。

第四章

核电厂运行工况分类：

工况Ⅰ——正常运行和运行瞬变，包括（核电厂的正常启动、停闭和稳态运行；带有允许偏差的极限运行；运行瞬变）；

工况Ⅱ——中等频率事件，或称预期运行事件（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）；

工况Ⅲ——稀有事故（极少出现，频率约10-4~3x10-2次每堆年）；工况Ⅳ——极限事故（概率10--6~10-4）。

事故和事件分两类：没有流体流失的事故，主要指一般的瞬变，主要有：反应性引入事故、失流事故、失热阱事故等；以损失一回路或二回路流体为特征的管道破裂事故，如蒸汽管道破裂事故、给水管道破裂事故、失水事故等。

安全分析报告分析的典型始发事故：

二回路系统排热增加、二回路系统排热减少、反应堆冷却剂系统流量减少、反应性和功率分布异常、反应堆冷却剂装量增加、反应堆冷却剂装量减少、系统或设备的放射性释放、未能紧急停堆的预期瞬变。

反应性引入事故：指向堆内突然引入一个意外的反应性，导致反应堆功率急剧上升而发生事故。

反应性引入机理：控制棒失控提升、控制棒弹出、硼失控稀释p66图

失流事故：如果反应堆功率运行时，主泵因动力电源故障或机械故障被迫停转，使冷却剂流量下降，冷却剂流量与堆功率失配，导致堆芯燃料包壳温度迅速上升，这种现象称为失流事故。

失流事故包括：流量部分丧失、流量完全丧失、主泵卡轴、主泵短轴。P77

热阱事故：由于二回路或三回路故障造成堆芯入口处一回路冷却剂温度过高引起堆芯冷却能力不足的事故。P81

蒸汽发生器传热管道破裂事故（SGTR）：指蒸汽发生器中一根或多根传热管发生破裂导致的事故。

导致sgtr发生的主要原因有传热管承受机械的和热的应力、二回路水引起的腐蚀、，特别是由于管板处的沉积物，使管板上方的管壁局部变薄及传热管发生裂纹和一回路水产生的腐蚀等。

事故后果：一回路水污染了二回路；有使短管蒸汽发生器和蒸汽管道充满水的风险；有堆芯冷却不足的风险。

蒸汽管道破裂：出了指蒸汽回路的一根管道出现实际的破裂所产生的事故外，还包括蒸汽回路上的一个阀门意外打开所导致的事故。

给水管道破裂事故：所有蒸汽发生器上游的任一给水管道破裂，从而导致给水流量的突然下降，然后至少有一个蒸汽发生器水室的水被排空的现象，均称为给水管道破裂事故。

事故后果：二回路给水丧失引起一回路冷却性能恶化，从而导致一回路能出现整体沸腾；稳压器安全阀开启引起一回路水流失，使得堆芯部分露出水面，从而有产生包壳破裂的危险；从破口流出的流体引起安全壳内温度和压力上升。

冷却剂丧失事故：指反应堆主回路压力边界产生破口或发生破裂，一部分或大部分冷却剂泄漏的事故。分大破口、中小破口、气腔小破口、蒸汽发生器传热管破裂等

大破口失水事故：喷放、再灌水、再淹没、长期冷却。

未紧急停堆的预期瞬态（ATWS）：指没有紧急停堆或机组跳闸的预期瞬态，在这些瞬态中，虽然一回路或二回路参数超过了保护定值，但控制棒组件未插入堆芯。

第五章

核电厂严重事故：指核反应堆堆芯大面积燃料包壳失效，威胁或破坏核电厂压力容器或安全壳的完整性，并引发放射性物质泄漏的一系列过程。分两类：堆芯熔化事故、堆芯解体事故。堆芯熔化分高压熔堆和低压熔堆

低压熔堆：以快速卸压的大、中破口失水事故为先导