第三章 确定论安全设计与分析方法(三次课、四次课)

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3.1 核动力运行工况与运行极限
1.运行工况分类 工况——Ⅲ稀有事故（事故工况）：
在核电厂寿期内极少出现（10-4～3×10-2次/ 堆·年）的事故：一回路管道小破口、二回路管 道小破口、蒸汽发生器Ｕ型管破裂等。 专设安全设施投入工作，防止或限制对环境 的辐射危害。确保反应堆结构完整性，燃料元件 损坏不得超过规定值。
3.1 核动力运行工况与运行极限
反应堆冷却剂装量减少 失水事故


误打开稳压器安全阀 贯穿安全壳一回路压力边界 仪表或其它线路系统的破裂 蒸发器传热管破裂 反应堆冷却剂压力边界内各 种管道破裂产生的失冷事故
破口 阀门打开
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3控制棒组落棒；
4硼稀释；5失去正常给水； 6给水温度低；7甩负荷；
8失去外电；9一回路泄压；
10满功率，安注误投入等等14种 。
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3.1 核动力运行工况与运行极限
4.设计基准事故分类
Ⅲ 工况
1 一回路系统小破口；
MS
FW
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3.1 核动力运行工况与运行极限
反应堆冷却剂系统流量减少 失流事故



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
冷却剂流量降低
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升降温速率≤56℃/h
稳压器升、降温速率≤112 ℃/h等
一道屏障 的完整性
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3.安全准则
工 况
概率
次/堆· 年
放射性
安全准则
燃料不应受到损坏 不应要求启动任何保护系统或专设安全 设施
Ⅰ
3×10-2～1
3.1 核动力运行工况与运行极限
1.运行工况分类
工况——Ⅱ中等频率事件（预期运行事件）
预计出现的一次或数次偏离正常运行的所有运行
过程；包括在试验运行和寿期以中等频率发生的
事件：控制棒组件误提出、失去正常给水等。
只能使反应堆停堆，不会导致事故（燃料元件损
坏，一、二回路系统超压等）。 采取正确的措施后能很快排除故障，恢复功能。
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3.1 核动力运行工况与运行极限
二回路系统排热增加




给水系统故障使给水温度降低 给水系统故障使给水流量增加 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阀或安全阀 安全壳内、外各蒸汽管道破损 给水温度低 给水流量高 蒸汽流量增加
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3.1 核动力运行工况与运行极限
２.运行限值
为保证核电厂的安全运行，经国家核安全部门批 准的，用以确定参数限值、设备功能和性能以及 人员水平等的整套规定。
例：为确保第一道安全屏障完整性，从热工角度出发， 大亚湾核电站的安全限值： DNBR>1.22 线功率密度≤590W/cm 以确保第

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 反应性和功能分布异常 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 未能停堆的预计瞬变
核电厂设计部门须 针对这47种典型始 发事故，对所设计 的核电厂进行详细 计算分析，并证明 所设计的核电厂能 满足有关的安全标 准。
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本章概述
1.新法规要求
“新建核电厂设计中的几个重要安全问题” 明确纵深 防御要贯彻到核电厂的全部活动中。核电厂提供多层
次的设备和规程，用以防止事故、或在未能防止事故
发生时实施适当的防护，保证核电厂的安全。
核电厂的设计、建造和运行贯彻纵深防御
（defense in depth)的安全原则。
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本章概述
2.确定论的基本思想
在同一概率水平下，选择一组最大的可信 事故，作为设计基准事故，设计若能抵御这类设 计基准事故，必能抵御其它低于设计基准的事故， 核电站的核安全可得到确实的保证，超过基准事故 的事故，被认为是不可能发生的。
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3.1 核动力运行工况与运行极限
反应堆冷却剂装量增加 功率运行时误操作应急堆芯冷却系统 手动功能误动作 化容系统故障使反应堆冷却剂装量增加 手动功能误动作


意外注入
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燃料元件可能有损坏，但数量有限 甲状腺0.45Sv 一回路、安全壳的功能在专设安全设施 作用下应能保证
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3.1 核动力运行工况与运行极限
4.设计基准事故分类
Ⅱ工况
1启动时，控制棒不可控抽出； 2满功率，控制棒不可控抽出；
Ⅱ
燃料不应受到损坏 任何屏障不应受到损坏 采取纠正措施后机组应能重新启动 不应发展成为后果更为严重的事故 全身5mSv 甲状腺15mSv 一些燃料元件可能损坏，但数量有限 一回路和安全壳的完整性不应受到影响 不应发展成为后果更为严重的事故
Ⅲ 10-4～
3×10-2
Ⅳ 10-6～ 10-4 全身0.15Sv
核安全基础
核动力仿真研究中心
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第三章确定论安全设计与分析方法
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第三章确定论安全设计与分析方法
§ 3.1 核动力装置运行工况与运行极限 § 3.2 纵深防御的基本安全原则 § 3.3 单一故障准则及其应用 安全设计思想 § 3.4 预防意外侵害的措施 § 3.5 设计基准事故准则 § 3.6 确定论安全分析概述 确定论评价方法 § 3.7 确定论基本分析逻辑
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本章概述
1.新法规要求
核安全局2004年发表“新建核电厂设计中的几个重要
安全问题”，提出概率安全目标：
• 堆芯严重损坏事件的频率低于10－5次/堆〃年； • 需要厂区外早期响应的大量放射性释放到厂区外的 的频率低于10－6次/堆〃年。 上述概率安全目标是核实和评价核电厂设计安全水 平的导向值，不是颁发许可证的唯一基础。
专设安全设施的投入应能保证一回路压力边 界的完整性、反应堆安全停闭，并对事故后果加 以控制。
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3.1 核动力运行工况与运行极限
1.运行工况分类
大亚湾核电厂共分9个模式(mode),用下述参数描述:
冷态－热态（RC10ºC-310ºC）；
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本章概述
ຫໍສະໝຸດ Baidu3.确定论的基本内容

第一要确定事故（件）发生的概率等级； 第二在每一个概率等级下确定一组设计基准事故； 第三确定核安全对策与设计准则； 第四针对每一概率等级的设计基准事故进行核电站保 护系统与专有安全设施等的设计； 第五对设计基准事故发生后的电站响应与核安全性进 行评价； 第六将核电站设计与核安全评价结论提交核安全管理 部门审查。
3.1 核动力运行工况与运行极限
1.运行工况分类
工况Ⅰ——正常运行和运行瞬变：
1、正常启动、停闭和稳态运行 2、带有允许偏差的极限运行 3、运行瞬变 工况较频繁，毋需停堆；
各电厂的技术 规格书
控制系统进行调节，使核电厂重新稳定运行。
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2 二回路系统小破口；
3 燃料棒组误装； 4 满功率，控制棒组控抽出一组； 5 全厂断电； 6 放射性废气、废液的事故释放。
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4.设计基准事故分类
Ⅳ工况
1 一回路系统大破口；
MS
FW

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3.1 核动力运行工况与运行极限
二回路系统排热减少
热阱丧失事故

给水流量降低 蒸汽流量减少


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 气轮机跳闸(截止阀关闭) 误管主蒸汽隔离阀 凝汽器真空破坏 同时失去厂内外交流电源（全厂断电） 失去正常给水流量 给水管道破裂


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3.1 核动力运行工况与运行极限
核安全分析
事故分析——研究核电厂在故障工况下的行为，是 核电厂安全分析的一个重要组成部分，也是核电厂 设计和许可证申请程序中的重要步骤。
运行工况分类? 安全限值?
常压－额定压力； 次临界度不小于5000PCM－临界;
……………………….
稳定运行在某个模式或从一个模式向另一个模式过渡， 均属于正常启动、停闭和稳态运行。
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3.1 核动力运行工况与运行极限
1.运行工况分类
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3.1 核动力运行工况与运行极限
1.运行工况分类
工况——Ⅳ极限事故（严重事故）：
在核电厂寿期内发生概率很低（10-6～10-4次/
堆·年）的后果严重的假想事故：一回系统主管 道大破口、弹棒事故等。一旦发生会释放大量放 射性物质。
2 二回路系统大破口；
3 燃料操作失误； 4 蒸汽发生器管子断裂； 5 弹棒事故； 6 一台冷却剂泵转子卡死。
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3.1 核动力运行工况与运行极限
1975年，美国核管会（NRC）分类法 轻水压水堆核电站8类、47种典型始发事故
3.1 核动力运行工况与运行极限
反应性和功能分布异常 反应性引入事故

反应性增加、降低


在次临界或低功率时，非可控抽出控制棒 组件 在特定功率水平下非可控抽出控制棒组件 控制棒误操作 启动一条未投入运行的反应堆冷却剂环路 或在不适当的温度下启动一条再循环环路 化容控制系统故障使冷却剂中硼浓度降低 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
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3.1 核动力运行工况与运行极限
1.运行工况分类
美国标准学会(1970年)根 据对核电厂运行工况所作 分析,按反应堆事故： 事故出现预计概率 事故可能放射性后果
四类运行工况
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3.1 核动力运行工况与运行极限
核电厂运行工况与事故分类
1970年美国标准协会（ANSI）分类法 四类运行工况 1975年美国核管会（NRC） 《轻水堆核电厂安全分析报告标准格式和内 容》（第二次修订版） 47种典型始发事件 我国的核电厂事故分类