核安全课件3

四类运行工况
3.1 核动力运行工况与运行极限
1.运行工况分类 1.运行工况分类 工况Ⅰ 工况Ⅰ——正常运行和运行瞬变 正常运行和运行瞬变
1、正常启动、停闭和稳态运行 正常启动、 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； 工况较频繁，毋需停堆； 控制系统进行调节，使核电厂重新稳定运行。 控制系统进行调节，使核电厂重新稳定运行。
核安全分析 事故分析——研究核电厂在故障工况下的行 研究核电厂在故障工况下的行 事故分析 为，是核电厂安全分析的一个重要组成部分， 是核电厂安全分析的一个重要组成部分， 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 也是核电厂设计和许可证申请程序中的重要 核电厂设计和许可证申请 步骤。 步骤。
正常运行情况下核电厂不会显著地释放出放射 性物质， 但在某些事故工况 下有可能发生放射 性物质 ， 但在某些 事故工况下有可能发生放射 事故工况 性物质大量释放， 性物质大量释放 ， 从而造成对核电厂工作人员 及周围公众的放射性危害 放射性危害。 及周围公众的 放射性危害 。 因此核电厂事故分 析就是为了显示核电厂在事故情况下对公众的 放射性危害是有控制的、 放射性危害是有控制的 、 是符合国家有关法规 要求的。 要求的。
核电厂安全分析的方法
1、确定论安全分析(Deterministic Methods) 确定论安全分析( ) 2、概率安全分析 (PSA(PSA-Probabilistic Safety Assessment) (PRA(PRA-Probabilistic Risk Assessment)
概率安全分析（ 概率安全分析（PSA/PRA） ）
4. 满功率运行时 ， 抽出一 5. 燃料操作事故 满功率运行时， 组控制棒 5. 全厂断电 反应堆失去全 全厂断电(反应堆失去全 部强迫流量) 部强迫流量 6. 放射性废气 、 废液的事 放射性废气、 故释放 6. 弹棒事故
3.2 纵深防御的基本安全原则
纵深防御原则（ 纵深防御原则（Defense in Depth） ）
为什么要进行核电厂安全分析？ 为什么要进行核电厂安全分析？ 表明电厂的安全性。 表明电厂的安全性。
根据核安全法规， 每个核设施的业主都必须在 根据核安全法规 ， 建造、 装料和运行之前， 建造 、 装料和运行之前 ， 向国家核安全局提交 安全分析报告， 安全分析报告 ， 安全分析报告中的一项重要内 容就是事故分析。 容就是事故分析。 事故分析
3.1 核动力运行工况与运行极限
1.运行工况分类 1.运行工况分类 工况——Ⅳ极限事故（严重事故工况） 工况——Ⅳ极限事故（严重事故工况） ——
寿期内发生概率很低（ 在核电厂寿期内发生概率很低 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 后果严重的假想事故： 的假想事故 道大破口、弹棒事故等。 道大破口、弹棒事故等。一旦发生会释放大量放 射性物质。 射性物质。 专设安全设施的投入应能保证一回路压力边 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， 界的完整性、反应堆安全停闭，并对事故后果加 以控制。 以控制。
可接受的风险概念 研究事故发生的概率（数学期望值） 研究事故发生的概率（数学期望值） 事件树和故障树的方法 根据PSA结果， PSA结果 根据PSA结果，找出设计中的薄弱环节并加于改 进 确定论的补充
风险
可信
概率
可接受的风险
事故
不可信
确定论安全设计与评价的基本思想
在同一概率水平下，选择一组最大的可信的基 准事故，设计若能抵御这些基准事故，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 认为是不可能发生地。
四类运行工况及其安全准则
工况
概率
次/堆年
放射性
安全准则
燃料不wk.baidu.com受到损坏 不应要求启动任何保护系统或专设安全 设施
Ⅰ Ⅱ
3*10-2～1
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 全身5mSv 甲状腺15mSv 甲状腺15mSv 一些燃料元件可能损坏， 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
3.1 核动力运行工况与运行极限
1.运行工况分类 1.运行工况分类 工况——Ⅱ中等频率事件（预期运行事件） 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 一次或数次偏离正常运行 预计出现的一次或数次偏离正常运行的所有运 行过程； 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。 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（ 只能使反应堆停堆，不会导致事故（燃料元件 损坏， 二回路系统超压等）。 ）。采取正确的措施 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。 后能很快排除故障，恢复功能。
设计提供一系列多层次的防御， 设计提供一系列多层次的防御，用 以防止事故并在未能防止事故时保 证提供适当的保护。 证提供适当的保护。
纵深防御
设置一系列的实体屏障， 设置一系列的实体屏障，以包容规 定区域的放射性物质。 定区域的放射性物质。
多道屏障 + 纵深防御措施
3.2 纵深防御的基本安全原则
多道屏障
非能动安全壳冷却系统
中国正在建设的三门核电站
1300人年的工作量 耗资六亿美元 直接获得美国核管 会的批准书 不需要示范堆 首台机组建于中国 报价：1700-1900美 元/千瓦 现在："上不封顶 上不封顶"， 上不封顶
为什么要进行核电厂安全分析？ 为什么要进行核电厂安全分析？ 核电厂特有的核安全问题： 核电厂特有的核安全问题：潜在的放射性
Ⅲ Ⅳ
10-4～ 3*10-2
10-6～ 10-4
全身0.15Sv 燃料元件可能有损坏， 全身0.15Sv 燃料元件可能有损坏，但数量有限 甲状腺0.45Sv 一回路、 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
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， 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、 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 整套规定。 人员水平等的整套规定。
3.1 核动力运行工况与运行极限
1.运行工况分类 1.运行工况分类 工况——Ⅲ稀有事故（事故工况） 工况——Ⅲ稀有事故（事故工况） ——
在核电厂寿期内极少出现（ 在核电厂寿期内极少出现（10-4～3×10-2次/ 寿期内极少出现 的事故：一回路管道小破口、 堆年）的事故：一回路管道小破口、二回路管 道小破口、蒸汽发生器传热管破裂等。 道小破口、蒸汽发生器传热管破裂等。 专设安全设施投入工作， 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， 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。 损坏不得超过规定值。
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 § 3.4 预防意外侵害的措施 § 3.5 设计基准事故准则——核电厂安全设计准则 § 3.6 确定论安全分析概述 § 3.7 确定论基本分析逻辑
3.1 核动力运行工况与运行极限
< 2%
第一道屏障
3.2 纵深防御的基本安全原则
一回路压力边界： 一回路压力边界：由反应堆容器 和冷却剂环路组成， 和冷却剂环路组成，包括蒸汽发 生器传热管、泵、稳压器和连接 生器传热管、 管道。 管道。 材料选择：不锈钢；镍基合金； 材料选择：不锈钢；镍基合金； 制造： 反应堆压力容器焊缝； 制造： 反应堆压力容器焊缝； 第二道屏障 运行： 避免产生过大热应力。 运行： 避免产生过大热应力。
第三道屏障
期贯穿件密封检查，打压试验。 期贯穿件密封检查，打压试验。
3.2 纵深防御的基本安全原则
燃料芯块 放射性物质包容。 放射性物质包容。 燃料元件包壳 只有反应堆多道屏 燃料元件包壳 障同时遭到破坏， 障同时遭到破坏，
才会发生放射性大 一回路压力边界 量释放的事故。 量释放的事故。
反应堆厂房（安全壳） 反应堆厂房（安全壳）
大破口 VS 小破口 热端断裂 VS 冷端断裂 反应性引入 卡泵
确定论核安全分析主要内容
1.确定事故(件)发生的概率等级 2. 在每个概率等级下确定一组设计基准事故 3. 确定核安全对策与设计准则 4. 针对每一个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的设计 5. 对设计基准事故发生后的电站响应与核安 全性进行评价 6. 核电站设计与核安全评价结论提交核安全 管理部门审查
例：为确保第一道安全屏障完整性，从热工角度出发， 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： 大亚湾核电站的安全限值： DNBR>1.22 线功率密度≤ 线功率密度≤590W/cm 以确保第 升降温速率≤ 升降温速率≤56℃/h 稳压器升、降温速率≤112 ℃/h等 稳压器升、降温速率≤ ℃/h等
为什么要进行核电厂安全分析？ 为什么要进行核电厂安全分析？ 事故情况下专设安全系统的有效性。 事故情况下专设安全系统的有效性。 专设安全系统的有效性
为了防止这样的放射性释放事件发生， 以及减 为了防止这样的放射性释放事件发生 ， 小事件发生后的后果， 小事件发生后的后果 ， 在核电厂的设计中采用 纵深防御的概念来对事故进行设防 的概念来对事故进行设防， 了 纵深防御 的概念来对事故进行设防 ， 特别是 设置了专设安全系统。 设置了专设安全系统。
3.2 纵深防御的基本安全原则
安全壳（反应堆厂房）：将反应 安全壳（反应堆厂房）：将反应 ）：
< 0.1%/24h
堆、冷却剂系统主要设备和主管 道包容在内。 道包容在内。事故情况下阻止放 射性裂变产物泄漏到环境中去， 射性裂变产物泄漏到环境中去， 是确保居民安全的最后一道防线。 是确保居民安全的最后一道防线。 最后一道防线 此外也可保护重要设备免遭外来 袭击的破坏。 袭击的破坏。 安全壳密封要求：0.1％/24h;定 安全壳密封要求：0.1％/24h;定
一道屏障 的完整性
需作安全分析的事故
预期运行事件 1. 堆启动时，控制棒组件不可控抽出 堆启动时， 稀有事故 1. 一回路系统管道小破裂 极限事故 1. 一回路系统主管道大破裂 2. 满功率运行时 ， 控制棒组件不可控 2. 二回路系统蒸汽管道小 2. 二回路系统蒸汽管道大破裂 满功率运行时， 地抽出 3. 控制棒组件落棒 4. 硼失控稀释 5. 部分失去冷却剂流量 6. 失去正常给水 7. 给水温度降低 8. 负荷过分增加 9. 隔离环路再启动 10. 甩负荷 11. 失去外电源 12. 一回路卸压 13. 主蒸汽系统卸压 14. 满功率运行时，安注系统误动作 满功率运行时， 破裂 3. 燃料组件误装载 3. 蒸汽发生器传热管断裂 4. 一台冷却剂泵转子卡死
运行工况分类? 运行工况分类 安全限值? 安全限值
3.1 核动力运行工况与运行极限
1.运行工况分类 1.运行工况分类
美国标准学会(1970年 美国标准学会(1970年)根 (1970 据对核电厂运行工况所作 分析,按反应堆事故： 分析,按反应堆事故： 事故出现预计概率 事故出现预计概率 事故可能放射性后果 事故可能放射性后果
3.2 纵深防御的基本安全原则
< 1%
燃料芯块及包壳： 燃料芯块及包壳：低富集度 UO2烧结成芯块，叠装在锆合 烧结成芯块， 金包壳管内，两端封焊。 金包壳管内，两端封焊。 设计时，假定有1%的包壳破 设计时，假定有1%的包壳破 1% 裂和1%的裂变产物会从包壳 裂和1%的裂变产物会从包壳 1% 逸出。美国统计， 逸出。美国统计，正常运行 时实际最大破损率为0.06%。 时实际最大破损率为0.06%。 0.06%