核反应堆工程概论

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核反应堆工程概论
2.2、多重屏障（3）
第四重屏障：安全壳 所有反应堆都需安全地包容在安全壳壳体之内，后
者是防止放射性物质向外环境扩散的最后一道屏障。
安全壳大体上一座顶上呈半球形的圆柱形密封建筑。 直径约30－40米，总高约60米。通常由厚1米的预应力 混凝土结构制成，内有厚约38毫米的钢制衬套。整个一 回路即压力容器、稳压器、蒸汽发生器、主泵以及应急 堆芯冷却系统的安全注水箱等全部包容在安全壳之中。
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，甚至对于哪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；确保哪些会带来严重放射 性后果的严重事故发生的概率非常低。
核电厂的指标：发生堆芯严重损坏事件的概率低于110－4/（堆. 年），发生严重的放射性向环境释放的概率低于110－5/（堆.年）。
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4、核安全法规及安全监督（1）
国务院颁发的行政法律：
《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》（HAF0500） 《中华人民共和国核材料管制条例》（HAF0600）
国家核安全局制定了《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例 的实施细则》以及以下的安全法规：
《核电厂的厂址选择安全规定》（HAF0100） 《核电厂设计安全规定》（HAF0200） 《核电厂运行安全规定》（HAF0300） 《核电厂质量保证安全规定》（HAF0400） 《核电厂放射性废物管理安全规定》（HAF0500） 《辐射防护规定》（GB8703－88） （国家环保局发布或批准） 《核电站环境辐射防护规定》（GB6249－86）（国家环保局发布或批准）
部件，即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。
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2.3、安全设计的基本原则（1）
l 独立性原则：为了提高系统的可靠性，防止发生共因故 障或共模故障，系统设计中应通过功能隔离或实体分隔， 实现系统布置和设计的独立性。
l 故障安全原则：核电厂安全极为重要的系统和部件的设 计，应尽可能贯彻故障安全的原则。即核系统或部件发 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。
非能动的安全性：建立在惯性原理（如泵惰转）、重力法则（如 位差）、热传递法则等基础上的非能动设备（无源设备）的安全性， 即安全功能的实现毋需依赖外来的动力。
能动的安全性：必须依靠能动设备（有源设备），即需由外部 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 的多重屏障提供的安全性保证。
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2.3、安全设计的基本原则
一般原则：采用行之有效的工艺和通用的设计标准，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： l 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事故时，仍能保持所赋予的功能。 l 多样性原则：多样性应用于执行同一功能的多重系统或
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2020/11/19
核反应堆工程概论
核反应堆安全
一、核反应堆安全的基本原则 二、核反应堆的安全系统 三、确定论安全分析 四、严重事故 五、核反应堆安全分析模型及程序 六、概率安全评价法 七、几个概念
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一、核反应堆安全的基本原则
1、核安全的目标 2、核反应堆的安全原则 3、核反应堆的安全运行与管理 4、核安全法规及安全监督
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二、核反应堆的安全系统
1、反应堆的安全性 2、反应堆的安全功能 3、专设安全设施
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1、反应堆的安全性
l 国际核能界认为现有核电厂系统过于复杂，必须着力解 决设计思想上的薄弱环节，提出应以固有安全概念贯串 于核电厂设计安全的新论点。 固有安全性定义：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，只是由堆的自然安 全性和非能动的安全性，控制反应堆或移出堆芯热量， 使反应堆趋于正常运行和安全停堆。
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4、核安全法规及安全监督（2）
l 核安全许可证制度 根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》 规定，我国已实行核设施安全许可证制度。由国家核安 全局负责制定和批准颁发核设施安全许可证。 核电厂的许可证按五个主要阶段申请和颁发：
• 核电厂的选址定点 • 核电厂的建造 • 核电厂的调试 • 核电厂的运行 • 核电厂的退役
反应堆有两套独立的停堆系统 必须备有两套独立的电源。包括两路分开的厂外电源、 厂内事故电源以及能够快速启动且有一定冗余数量的柴 油发电机组。此外还应有为仪表供电的蓄电池直流电源
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2.1、纵深设防（3）
第三级安全性考虑：要求在发生某些假想事故而一些保 护系统又同时失效时，必须有另外的专设安全设施投入 动作。 例如：应急堆芯冷却系统（ECCS），以防止失水事故 下燃料的熔化以及裂变产物的释放。
建造与设备安装，按工程实践的最高标准，必须有质 保
部件的设计、安装能够连续或定期检测，允许对它们 进行定期试验
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2.1、纵深设防（2）
第二级安全考虑：要求核电站必须设置可靠的安全保护 系统。一旦发生事故，该系统能对人身与设备进行安全 保护，防止或减少事故的危害。 内容：
核安全文化是所有从事与核安全相关工作的人员参与的 结果，它包括电厂员工、电厂管理人员及政府决策层。
与核安全相比，核安全文化是一种意识形态。
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3、核反应堆的安全运行与管理（1）
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3、核反应堆的安全运行与管理（2）
l 核安全文化作用于或表现在下面两个领域 核电厂领导阶层和国家政策方面：
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1、核反应堆运行工况与事故分类
l l l l
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正常运行和运行瞬变
这类工况出现较频繁，所以要求整个过程中无需停堆，只要依靠控制系 统在反应堆设计裕量范围内进行调节，即可把反应堆调节到所要求的状态， 重新稳定运行。
中等频率事件，或称预期运行事件
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2.2、多重屏障（2）
第三重屏障：压力容器与一回路管道组成的压力边界 流经燃料元件的一次冷却剂是被限制在压力容器与
一个或数个一回路环路内流动的，这个压力容器与一回 路管道，组成了又一道密封屏障，可进一步防止放射性 物质外逸。后者包括从燃料棒泄漏出来的裂变产物，同 时也包括冷却剂中产生或进入冷却剂的活化物质。在绝 大多数反应堆中，大部分放射性物质可以通过冷却剂净 化系统除去。
冗余度：平行而独立地采用两个或两个以上的类似部件 或系统，一旦一个失败也不会影响正常运行。
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2.1、纵深设防（1）
内容：
反应堆需要负的瞬时温度系数与空泡份额
运行条件下性能确实稳定的材料，才允许作燃料、冷 却剂及与安全有关的结构物
仪表控制系统必须满足要求，有充分的冗余度
l 包容放射性产物
正常运行时 事故工况下
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3、专设安全设施
l 目的是防止一回路失水事故或蒸汽管道破口等事故时， 堆芯发生熔化以及放射性物质向环境外逸扩散。
l 主要包括： 安全注射系统或称应急堆芯冷却系统 安全壳喷淋系统 安全壳隔离系统 其他系统：安全壳消氢系统 安全壳空气净化系统 等等
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4、核安全法规及安全监督
l 国家核安全管理部门： 国家核安全局（现隶属国家环保总局）成立于1984年 10月，由国务院授权，对全国的核设施安全实施统一的 监督，独立地行使核安全监督权。
l 核安全法规： 核安全法规包括由国家颁布的法律和行政法规，由核安 全的要求保证监管机构颁发的部门规章、国家标准和导 则以及由工业部门制定的行业标准等。
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2、核反应堆的安全原则
核反应堆的最大特点之一是运行时要产生大量 放射性裂变物质，反应堆和一回路是个巨大的辐 射源。核电厂的首要问题是无论在正常工况，或 事故工况下，都能把这些放射性物质安全地控制 起来，确保工作人员与公众的安全。
核电站采用的安全性原则是：
纵深设防，多重屏障
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2.2、多重屏障（1）
第二重屏障：燃料元件包壳管 用锆合金制成的燃料元件包壳管，可以防止气体裂变产 物以及裂变碎片进一步外逸。对于高温气冷堆，燃料呈 颗粒状，每颗粒子都有热介碳涂层包壳。
压水堆正常运行时，数以万计的燃料棒中可能会有少数 几根棒发生破裂，致使少量放射性物质从第二重屏蔽泄 漏。
根据三级安全性考虑的纵深设防原则，可以制定出一套 通用的设计准则，并对核电站的各种部件、系统建立起 设计、制造、试验、运行等各种安全规范。
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2.2、多重屏障
为了防止正常运行或事故状态下放射性物质泄漏外逸， 所有的反应堆系统设计都采用多重屏障的概念。
第一重屏障：燃料芯块 裂变碎片射程很短（10－3 cm）。除表面外，绝大部分 裂变碎片包容在芯块之中。气态裂变产物如碘、氪和氙 等核素，一部分会因扩散而从燃料芯块中逸出。第一重 屏障大约能留住98％以上的放射性裂变产物。
固有安全性包括四种安全性要素：
自然的安全性；非能动的安全性；能动的安全性；后备的安全性
Байду номын сангаас
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1、反应堆的安全性（1）
固有安全性包括四种安全性要素：
自然的安全性：只取决于内在负反应性系数、多普勒效应、控制 棒籍助重力落入堆芯等自然科学法则的安全性，事故时能控制反应 堆反应性或自动终止裂变，确保堆芯不熔化。
他们必须通过自己的具体行为为每一个工作人员创造有益于核安全 的工作环境，培养他们重视核安全的工作态度和责任心。领导层对 核安全的参与必须是公开的，而且有明确的态度。
个体的行为：
必须有质疑的探索工作态度、严谨的工作方法以及必要的相互交流。
只有各个层次的人在自己的岗位上尽职尽责，满足核安 全的要求，核安全文化才会得到发展和提高。
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三、确定论安全分析
1、核反应堆运行工况与事故分类 2、反应性引入事故（自修） 3、失流事故（自修） 4、热阱丧失事故（自修） 5、蒸汽发生器传热管破裂事故（自修） 6、蒸汽管道破裂事故（自修） 7、给水管道破裂事故（自修） 8、冷却剂丧失事故（自修） 9、未能紧急停堆的预计瞬变（自修）
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2.1、纵深设防
通常是通过三级安全防线的考虑来贯彻 第一级安全性考虑：要求在核电站的设计、建造和运行 中采用多种有效措施，把发生事故的几率降到最小程度。 要求：反应堆及动力装置的设计必须包括内在的安全特 性；系统对于损伤必须有最大的耐受性；设备必须有冗 余度和可检查性及运行前整个工作寿期内的可试验性。
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2、反应堆的安全功能
l 为确保反应堆的安全，反应堆所有的安全设施应 发挥以下特定的安全功能：
有效地控制反应性 确保堆芯冷却 包容放射性产物
l 反应性控制
紧急停堆控制 功率控制 补偿控制
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2、反应堆的安全功能（1）
l 确保堆芯冷却
正常运行工况 反应堆停闭工况 反应堆事故工况
l 定期试验、维护、检查的措施：
l 运行人员操作优化的设计： （人因的影响）
l 充分采用固有安全性的设计原则：
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3、核反应堆的安全运行与管理
l 1986年切尔诺贝利核电厂事故的发生，引发了核安全文 化概念的提出和发展。
l 核安全文化的定义：
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。
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1、核安全的目标
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，还保证事故引起的辐射照射的程度得到缓解。