核反應(yīng)堆安全分析概念復(fù)習(xí)

1、第一章第一章核反應(yīng)堆的安全的基本準則核反應(yīng)堆的安全的基本準則安全的總目標(biāo)安全的總目標(biāo)：核電廠里建立并維持一套有效的防護措施，以保證工作人員、居民及環(huán)境免遭放射性危害。輻射防護目標(biāo)輻射防護目標(biāo)：確保在正常運行時核電廠及從核電廠釋放出的放射性物質(zhì)引起的輻射照射保持在合理可行盡量低的水平，并且低于規(guī)定的限值，還確保事故引起的輻射照射的程度得到緩解。技術(shù)安全目標(biāo)技術(shù)安全目標(biāo)：有很大把握預(yù)防核電廠事故的發(fā)生；對于核電廠設(shè)計中考慮的所有事故，甚至對

2、于那些發(fā)生概率極小的事故都要確保其放射性后果（如果有的話）是小的；確保那些會帶來嚴重放射性后果的嚴重事故發(fā)生的概率非常低?？v深防御原則縱深防御原則：在核電廠設(shè)計中要求提供多層次的設(shè)備和規(guī)程，用以防止事故，或在未能防止事故時保證適當(dāng)?shù)姆雷o（defenseindepth）1：防止偏離正常運行及防止系統(tǒng)失效2：檢測和糾正偏離正常運行狀態(tài)，以防止預(yù)計運行事件升級為事故工況3：限制事故的放射性后果，保障公眾的安全。4：應(yīng)付可能已超出設(shè)計基準事故的

3、嚴重事故，并使放射性后果合理可行盡量低。多道屏障多道屏障(Multibarrier)(Multibarrier)：燃料元件包殼(cladding)，一回路壓力邊界(primarysystemenvelope)，安全殼(containment)安全設(shè)計的基本原則安全設(shè)計的基本原則：單一故障準則單一故障準則（在其任何部位發(fā)生單一隨機故障時，仍能保持所賦予的功能）多樣性原則多樣性原則（通過多重系統(tǒng)或部件中引入不同屬性來提高系統(tǒng)的可靠性）獨立性

4、原則獨立性原則（功能隔離或?qū)嶓w分離，防止發(fā)生共因故障或共模故障）故障安全原則故障安全原則（核系統(tǒng)或部件發(fā)生故障時，電廠應(yīng)能在毋需任何觸發(fā)動作的情況下進入安全狀態(tài)）定期試驗維定期試驗維護檢查的措施護檢查的措施、充分采用固有安全性的設(shè)計原則充分采用固有安全性的設(shè)計原則、運行人員操作優(yōu)化的設(shè)計運行人員操作優(yōu)化的設(shè)計。核反應(yīng)堆運行安全的管理三要素核反應(yīng)堆運行安全的管理三要素：管理層，操縱員，機組核安全文化核安全文化：核安全文化是存在于單位和個人

5、中的種種特性和態(tài)度的總和，它建立一種超出一切之上的觀念，即核電廠安全問題由于它的重要性要保證得到應(yīng)有的重視。核安全文化是所有從事與核安全相關(guān)工作的人員參與的結(jié)果，它包括電廠員工、電廠管理人員及政府決策層。第二章核電廠的安全系統(tǒng)第二章核電廠的安全系統(tǒng)確保反應(yīng)堆安全的四種安全性要素確保反應(yīng)堆安全的四種安全性要素：(1)自然的安全性自然的安全性。只取決于內(nèi)在負反應(yīng)性系數(shù)、多普勒效應(yīng)、控制棒借助重力落入堆芯等自然科學(xué)法則的安全性，事故時能控制反

6、應(yīng)堆反應(yīng)性或自動終止裂變，確保堆芯不熔化。(2)非能動的安全性非能動的安全性。建立在慣性原理(如泵惰轉(zhuǎn))、重力法則(如位差)、熱傳遞法則等基礎(chǔ)上的非能動設(shè)備(無源設(shè)備)的安全性，即安全功能的實現(xiàn)毋需依賴外來的動力。(3)能動的安全性能動的安全性。必須依靠能動設(shè)備(有源設(shè)備)，即需由外部條件加以保證的安全性。(4)后備的安全性后備的安全性。指由冗余系統(tǒng)的可靠度或阻止放射性物質(zhì)逸出的多道屏障提供的安全性保證。固有安全性固有安全性：當(dāng)反應(yīng)堆出

7、現(xiàn)異常工況時，不依靠人為操作或外部設(shè)備的強制性干預(yù)，只是由堆的自然安全性和非能動安全性，控制反應(yīng)性或移出堆芯熱量，使反應(yīng)堆趨于正常運行和安全停閉。固有安全堆固有安全堆：具備有這種能力的反應(yīng)堆，即主要依賴于自然的安全性，非能動的安全性和后備安全性的反應(yīng)堆體系被稱為固有安全堆。1.當(dāng)一回路系統(tǒng)破裂引起失水事故時，安全注入系統(tǒng)向堆芯注水，保證淹沒和冷卻堆芯，防止堆芯熔化，保持堆芯的完整性。2.當(dāng)發(fā)生蒸汽管道破裂時，反應(yīng)堆冷卻劑由于受到過度冷卻

8、而收縮，穩(wěn)壓器水位下降，安全注入系統(tǒng)向一回路注入高濃度含硼水，重新建立穩(wěn)壓器水位，迅速停堆并防止反應(yīng)堆由于過冷而重返臨界。安全注射系統(tǒng)安全注射系統(tǒng)(SIS)(SIS)子系統(tǒng)：子系統(tǒng)：高壓安全注射系統(tǒng)，蓄壓安全注射系統(tǒng)，低壓安全注射系統(tǒng)安注過程：直接注入階段，再循環(huán)注入階段安全殼安全殼是包容反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的氣密承壓構(gòu)筑物。其主要功能是：1.發(fā)生失水事故和主蒸汽管道破裂事故時承受內(nèi)壓，容納噴射出的汽水混合物，防止或減少放射性物質(zhì)向環(huán)境的釋

9、放，作為放射性物質(zhì)與環(huán)境之間的第三道屏障。2.對反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的放射性輻射提供生物屏蔽，并限制污染氣體的泄漏。3.作為非能動安全設(shè)施，能夠在全壽期內(nèi)保持其功能，必須考慮對外部事件(如飛機撞擊、龍卷風(fēng))進行防護和內(nèi)部飛射物及管道甩擊的影響安全殼的主要形式安全殼的主要形式：帶密封鋼襯的預(yù)應(yīng)力混凝土安全殼，雙層安全殼，AP1000的安全殼安全殼噴淋系統(tǒng)安全殼噴淋系統(tǒng)輔助給水系統(tǒng)的功能輔助給水系統(tǒng)的功能1.在電廠啟動、熱備、熱停和從熱停向冷停

10、堆過渡的第一階段，輔助給水系統(tǒng)代替主給水系統(tǒng)向蒸汽發(fā)生器二次側(cè)供水；2.在事故工況下，該系統(tǒng)向蒸汽發(fā)生器應(yīng)急供水，排出堆芯余熱直至達到余熱去除系統(tǒng)投入的運行條件。第三章第三章核反應(yīng)堆瞬態(tài)分析核反應(yīng)堆瞬態(tài)分析反應(yīng)堆瞬態(tài)反應(yīng)堆瞬態(tài)是指反應(yīng)堆倍增因子或反應(yīng)性變化時，中子通量或功率隨時間的變化特性。反應(yīng)性反饋機理反應(yīng)性反饋機理反應(yīng)性反饋來源于堆內(nèi)溫度、壓力或流量的變化。溫度對反應(yīng)性的影響是主要反饋效應(yīng)，決定反應(yīng)堆對于功率變化的內(nèi)在穩(wěn)定性(又稱固

11、有安全性)。反饋效應(yīng)反饋效應(yīng)：燃料的多普勒效應(yīng)，慢化劑溫度效應(yīng)，空泡效應(yīng)反應(yīng)性系數(shù)反應(yīng)性系數(shù)：是反應(yīng)堆的反應(yīng)性相對于某一個參數(shù)的變化率。慢化劑溫度系數(shù)慢化劑溫度系數(shù)αTmαTm值可正可負，它與原有設(shè)計有關(guān)可正可負，它與原有設(shè)計有關(guān)。大型鈉冷快堆的空泡系數(shù)可能出現(xiàn)正值。當(dāng)堆芯尺寸比較大時，空泡系數(shù)為正值最簡單的模型即集總參量模型集總參量模型第四章第四章確定論安全分析確定論安全分析核電廠安全分析的基本目核電廠安全分析的基本目的是為了證明電廠

12、的運行是安全的，不會造成對公眾的健康和安全造成威脅。核安全分析方法：確定論安全分析，概率論安全分析電廠的安全分析必須包括對電廠設(shè)計和運行的分析，用此來說明核電廠在壽期內(nèi)在正常運行和瞬態(tài)運行情況下的安全邊界安全邊界。同時也要證明電廠在事故預(yù)防和緩解時的響應(yīng)能力響應(yīng)能力。確定論安全評價方法確定論安全評價方法(Deterministic(DeterministicSafetySafetyAssessment)Assessment)：基本思想：