反应堆安全
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安全的总目标:核安全的最终安全目标为: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:1·辐射防护目标2·技术安全目标设计基准事故(DBA):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(DB A)超设计基准:对于有些更严重的事故,这时专设安全设施已不能有效制止事故的发展,这些事故称之为超设计基准事故(BDBA)纵深防御原则分为5个层次:第1层次防御的目的是防止偏离正常运行和系统故障第2层次防御目的是检测和纠正偏离正常运行的情况,以防预计运行事件升级为事故工况设置第3层次防御是基于以下假定:尽管极少可能,某些预计运行事件或始发事件的升级仍有可能未被前一层次的防御所制止,可能发展为更严重的事件。第4层防御的目的是应付可能已超出设计基准的严重事故,并保证放射性后果保持在合理可行尽量低的水平第5层次即最后层次的防御目的是减轻事故工况下可能的放射性物质释放后果。三道屏障:第一道屏障是燃料元件包壳第二道屏障是将反应堆冷却剂全部包容在内的一回路压力边界第三道屏障是安全壳,即反应堆厂房。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。核安全许可证制度几个阶段:1核电厂的选址地点2核电厂的建造3核电厂的调试4核电厂的运行5核电厂的退役安全分析报告包括如下内容:1厂址及其环境的描述2建厂的目的,反应堆设计,运行和实验所遵循的基本原则(包括所用的法规,标准和规范),设计基准内部和外部始发事件,以及为保护厂区人员和公众安全为目的的安全系统性能的描述;3核电厂系统的描述,包括目的,接口,仪表,检查维护和所有运行工况以及事故工况下的性能4设计,采购,建筑,调试和运行方面的质量保证大纲的描述5对预计安排在反应堆内进行的,对安全具有重要影响的任何形式的实验的安全问题的检查6相类似核电厂的运行经验的回顾7假设始发事件及其后果的安全分析条件,包括足够的资料和计算,以便有条件进行独立评价8核电厂的支持安全技术条件,包括安全限制和安全系统整定值,安全运行的限制条件,设备检测要求,组织和管理上的要求。确保反应堆安全的4种安全性要素:1自然的安全性2非能动的安全性3能动的安全性4后备的安全性反应堆安全设施的三大安全功能:1有效地控制反应性2确保堆芯冷却3包容反射性产物根据反应堆运行工况的不同,可把反应性控制分为3种类型:1紧急停堆控制2功率控制3补偿控制控制棒按其作用不同可分为:补偿棒,调节棒,安全棒(停堆棒)核电厂运行工况分为4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(这类事故的发生频率约为10-6-10-4次/(堆·年)安全分析报告分析的典型始发事故安全分析报告的典型始发事故:1二回路系统排热增加2二回路系统排热减少3反应堆冷却剂系统流量减少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最终验收准则:1包壳最高温度不得超过1204℃2包壳的局部最大氧化量不超过反应前包壳总厚度的17%,以防止过量氧化的氢脆导致包壳机械强度不足而破裂3包壳氧化产氢量不得超过假设所有锆均与水反应所释氢总量的1%,以限制安全壳内氢爆的危险4堆芯必须保持可冷却的几何形状5必须能保证事故后排出衰变热的长期冷却能力。反应性引入事故是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的事故。反应性引入机理:1控制棒失控提升2控制棒弹出3硼失控稀释失流事故概念:核电厂反应堆是借助于主冷却剂泵唧送冷却剂实现强迫循环来冷却的。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和主泵断轴4种,其中后两种属于极限事故。
流量瞬变:取一长度为L,流量横截面为Ai的控制体,则控制体内流体
的压降关系为:
这个公式的物理意义是,任何一段流道流体压降等于该流道的惯性压降,加速压降,摩擦压降和重力压降之和再减去泵所提供的压头。热阱丧失事故定义:热阱丧失事故是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。热阱丧失事故的始发事件主要可以归结为两方面:1部分或全部给水中断2汽轮机跳闸,同时旁路阀门未打开。冷却剂丧失事故是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露的事故。大破口失水事故是指反应堆主冷却剂系统冷管段或热管段出现大孔直至双端剪切断裂并同时失去厂外电源的事故。未紧急停堆的预期瞬态(ATWS)是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。ATWS的事故发生概率等于紧急停堆发生故障的概率和未紧急停堆时由明显后果的事故瞬态频率的乘积。可能导致比较严重后果的始发事件有:失去主给水,汽轮机停机,失去交流电源,失去凝汽器真空,控制棒组意外抽出和稳压器卸压阀意外开启等。其中以主给水丧失引发的ATWS 最具代表性。蒸汽爆炸:蒸汽爆炸是一种声波压力脉冲,由快速传热引起。在压水堆发生严重事故时,当熔化的堆芯物质与水接触时就可能发生这种快速传热。烟羽应急计划区以反应堆为中心7-10km为半径。在此区域内需要依据实际情况作好实际防护措施的准备。在该区域还要考虑在3-5km半径的区域内,作好人员撤离的准备。
食入应急计划区以反应堆为中心,30-50km为半径。在此区域内,应加强辐射监测,并作好食物和饮水控制的准备。风险的定义:风险R(损害/单位时间)=P(事件/单位时间)*C (损害/事件)整个故障树分析工作大致可以分为以下5步:1选择合理的顶事件和系统的分析边界和定义范围,并确定成功与失败的准则;2建造故障树,这是FTA的核心部分之一。通过对已收集的技术资料,在设计,运行管理人员的帮助下,建造故障树;3对故障树进行简化或者模块化;4定性分析。求出故障树的全部最下割集,当割集的数量太多时,可以通过程序进行概率截断或割集阶数截断;5定量分析。这一阶段的任务是很多的,它包括计算顶事件发生概率即系统的点无效度和区间无效度,此外还要进行重要度分析和灵敏度分析。
在核电厂事故释放下,核电厂附近居民可能受到的主要辐射途径有以下4个方面:1放射性烟云的外照射2烟云地面沉积放射性的外照射3吸入空气中的放射性的内照射4通过食物链造成内照射辐射防护工作的基本原则:1辐射事业的正当化原则:除非对社会确有贡献,否则任何涉及辐射照射的活动都是不合适的;2防护水平的合理最优化原则:辐射剂量必须同时考虑经济和社会因素,做到合理可行尽量低;3个人所受到剂量的限制原则:个人所受的最高剂量当量不得超过规定限值,并留有一定的余地。个人剂量当量限值推荐值如下:职业工作人员的剂量当量在5年内平均每年不超过20mSv,其中剂量当量最高的一年不得超过50mSv。
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