核反应堆工程概论

第八章：核反应堆安全第八章：核反应堆安全核反应堆工程概论核反应堆安全核反应堆安全一、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、几个概念一、核反应堆安全的基本原则一、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1、核安全的目标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。 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1104/（堆.年），发生严重的放射性向环境释放的概率低于1105/（堆.年）。2、核反应堆的安全原则、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，多重屏障纵深设防，多重屏障2.1、纵深设防纵深设防 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：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。 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。2.1、纵深设防（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 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2.1、纵深设防（纵深设防（2） 第二级安全考虑：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： 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2.1、纵深设防（纵深设防（3） 第三级安全性考虑：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。 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。2.2、多重屏障多重屏障 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：第一重屏障：燃料芯块 裂变碎片射程很短（103 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。2.2、多重屏障（多重屏障（1） 第二重屏障：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。2.2、多重屏障（多重屏障（2） 第三重屏障：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。2.2、多重屏障（多重屏障（3） 第四重屏障：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3040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。2.3、安全设计的基本原则、安全设计的基本原则一般原则：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：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。2.3、安全设计的基本原则（、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。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：3、核反应堆的安全运行与管理、核反应堆的安全运行与管理l1986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。 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。3、核反应堆的安全运行与管理（、核反应堆的安全运行与管理（1）3、核反应堆的安全运行与管理（、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： 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。 4、核安全法规及安全监督、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。4、核安全法规及安全监督（、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（GB870388） （国家环保局发布或批准）核电站环境辐射防护规定（GB624986）（国家环保局发布或批准）4、核安全法规及安全监督（、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 核电厂的退役二、核反应堆的安全系统二、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1、反应堆的安全性反应堆的安全性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。 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1、反应堆的安全性（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。 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。2、反应堆的安全功能、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2、反应堆的安全功能（、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包容放射性产物 正常运行时 事故工况下3、专设安全设施、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 等等三、确定论安全分析三、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）1、核反应堆运行工况与事故分类核反应堆运行工况与事故分类l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。l中等频率事件，或称预期运行事件 出现几率相对较大，但后果并不严重。采取停堆、禁止提棒、排放蒸汽等措施，可防止事故的进一步扩大，不会损坏堆芯和一回路。l稀有事故 工作寿期内不一定发生，但仍有可能发生。少量元件可能损坏，但不会严重损坏堆芯，一回路的完整性不会受到损坏，放射性物质可能会有微量扩散，但不影响厂区外的环境。l极限事故 一般不会发生，但一旦发生后果严重，导致放射性物质扩散，对公众造成严重的危害。四、严重事故四、严重事故l核电厂严重事故是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。l核反应堆严重事故可以分为两大类： 堆芯熔化事故（CMAs）：由于堆芯冷却不充分，引起堆芯裸露、升温和熔化的过程，其发展较为缓慢，时间尺寸为小时量级。 堆芯解体事故（CDAs）：由于快速引入巨大的反应性，引起功率陡增和燃料碎裂的过程，其发展非常迅速，时间尺寸为秒量级。四、严重事故（四、严重事故（1）l美国三哩岛事故和前苏联切尔诺贝利核电厂事故分别是这两类事故到目前为止仅有的实例。l由于其固有的反应性负温度反馈特性和专设安全设施，堆芯解体事故发生在轻水反应堆中的可能性极小。l美国三哩岛事故和前苏联切尔诺贝利核电厂事故（自修）五、核反应堆安全分析模型及程序五、核反应堆安全分析模型及程序l核电厂系统安全分析首先是分析整个一回路总的热工水力学特性，其次要分析可能影响一回路正常运行的二回路及其它一些辅助回路的热工水力学特性。l系统安全分析就是通过建立流体力学模型、传热模型和系统部件模型，编制成计算机程序，预计反应堆在瞬态过程和事故工况下的行为。五、核反应堆安全分析模型及程序（五、核反应堆安全分析模型及程序（1）l两相流动场方程（自修）l两相流模型的分类： 两流体模型 均匀流模型 带滑移的均匀流模型 漂移流模型 考虑不凝气体的流体模型五、核反应堆安全分析模型及程序（五、核反应堆安全分析模型及程序（2）l目前，已开发出许多大型综合性的系统分析程序，如RELAP5，RETRAN，TRAC，CATHARE（法国）和ATHLET（德国）就是其中著名的几个。这些程序经过多年的研制，版本多次更新，模型日趋完善。l用这些程序能够预测下列各类事故和瞬变工况下核电厂的特性： 反应性引入瞬变 反应堆冷却剂管道大破口引起的冷却剂丧失事故 反应堆冷却剂压力边界内各种假想的管道小破口引起的冷却剂丧失事故 蒸汽发生器传热管破裂引起的瞬变 给水管破裂、主蒸汽管破裂引起的瞬变 主冷却剂循环泵故障如泵轴断裂、卡泵等引起的瞬变六、概率安全评价法六、概率安全评价法l概率安全评价（PSA）又称概率风险分析（PRA），是70年代以后发展起来的一种系统工程。它采用系统可靠性评价技术（即故障树、事件树分析）和概率风险分析方法对系统的各种可能事故的发生和发展过程进行全面分析，从它们的发生概率以及造成的后果综合进行考虑。l评价核电厂安全性的方法： 确定论评价法确定论评价法：根据反应堆纵深防御的原则，除了反应堆设计尽可能安全可靠外，还设置了多重的专设安全设施，以便在一旦发生最大假想事故情况下，依靠安全设施，能将事故后果减至最轻程度。 概率安全评价概率安全评价：认为核电厂事故是个随机事件，引起核电厂事故的潜在因素很多，核电厂的安全性应由全部潜在事故的数学期望值表示。六、概率安全评价法（六、概率安全评价法（1）lPSA分析的三个等级 一级一级PSA：系统分析。对核电厂运行系统和安全系统进行可靠性分析，确定造成堆芯损坏的事故系列，并作出定量化分析，求出各事故序列的发生频率，给出反应堆每运行年发生堆芯损坏的概率。 二级二级PSA：一级PSA结果加上安全壳响应的评价。分析堆芯熔化物理过程和安全壳响应特性，包括分析安全壳在堆芯损坏事故下的载荷、安全壳失效模式、熔融物质与混凝土的作用以及放射性物质在安全壳内释放和迁移。结合第一级PSA结果确定放射性从安全壳释放的概率。 三级三级PSA：二级PSA结果加上厂外后果评价。分析放射性物质在环境中的迁移，求出核电厂外不同距离处放射性物质浓度随时间的变化。结合第二级分析结果按公众风险的概念确定放射性事故造成的厂外后果。七、几个概念七、几个概念l堆芯熔化概率l故障和故障树l内部事件和外部事件l主动安全和被动安全l安全分级和质保分级 按核安全的重要性对系统和设备划分等级l反应堆保护 目的在于防止反应堆偏离安全限值以及一旦超过这种安全限值后缓解所发生的后果。即防止事故发生，缓解事故后果。l标准和规范 结 束