反应堆安全分析课件.ppt
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反反 应应 堆堆 控制与控制与 安安 全全 （安全分析部分）（安全分析部分） 目目 录录n一一 核电厂安全概述核电厂安全概述n二二 放射性与裂变产物放射性与裂变产物n三三 反应堆事故的环境后果反应堆事故的环境后果n四四 核电厂事故分析核电厂事故分析n五五 概率风险评价与超设计基准事故概率风险评价与超设计基准事故n六六 核电厂的审批和管理核电厂的审批和管理 零零 引言引言Ø机动车的使用给交通运输带来极大的便利，同时也不机动车的使用给交通运输带来极大的便利，同时也不可避免地会引发交通事故可避免地会引发交通事故 Ø火力发电厂带来电能的同时亦带来由于火力发电厂带来电能的同时亦带来由于SO2，，CO2等气等气体释放造成的温室效应和酸雨体释放造成的温室效应和酸雨 “福兮祸所依，祸兮福所附福兮祸所依，祸兮福所附” 0.1任何工业活动在给人类带来财富和各种任何工业活动在给人类带来财富和各种利益的同时也会给人类带来一定的危害利益的同时也会给人类带来一定的危害 Ø核武器加剧人们的核恐惧心理核武器加剧人们的核恐惧心理Ø 科学的本意在为人类谋取福利不幸的是，在这个充科学的本意在为人类谋取福利。
不幸的是，在这个充满斗争和混乱的世界上，原子核刚从实验室崭露头角满斗争和混乱的世界上，原子核刚从实验室崭露头角的时候，就被人们拖进了战争的深渊，败坏了原子核的时候，就被人们拖进了战争的深渊，败坏了原子核能的声誉能的声誉 Ø广岛、长崎原子弹的爆炸广岛、长崎原子弹的爆炸Ø比基尼岛的悲剧比基尼岛的悲剧 Ø 核电站不会像原子弹爆炸，核燃料中的有效成分核电站不会像原子弹爆炸，核燃料中的有效成分是铀－是铀－235，铀－，铀－235同样也是原子弹中的核炸药，同样也是原子弹中的核炸药，那么核电站会不会像原子弹那样爆炸呢？不必担心，那么核电站会不会像原子弹那样爆炸呢？不必担心，绝没有这种可能性！核燃料中铀－绝没有这种可能性！核燃料中铀－235的含量约为的含量约为3%，而核炸药中铀－，而核炸药中铀－235含量高达含量高达90%以上核燃以上核燃料引不起核爆炸，正像啤酒和白酒都含有酒精，白酒料引不起核爆炸，正像啤酒和白酒都含有酒精，白酒因酒精含量高可以点燃，而啤酒则因酒精含量低却不因酒精含量高可以点燃，而啤酒则因酒精含量低却不能点燃一样能点燃一样0.2白酒与啤酒白酒与啤酒 0.2白酒与啤酒白酒与啤酒Ø 在设计上总是使反应堆具有自稳定特性，即当核在设计上总是使反应堆具有自稳定特性，即当核能意外释放太快，堆芯温度上升太高时，链式裂变反能意外释放太快，堆芯温度上升太高时，链式裂变反应就会自行减弱乃至停止。
应就会自行减弱乃至停止 Ø 原子弹是由高浓度的（大于原子弹是由高浓度的（大于93%）裂变物质铀－）裂变物质铀－235或钚－或钚－239和复杂而精密的引爆系统所和复杂而精密的引爆系统所组成的通过引爆系统把裂变物组成的通过引爆系统把裂变物质压紧在一起，达到超临界体积，质压紧在一起，达到超临界体积，于是瞬时形成剧烈的不受控制的于是瞬时形成剧烈的不受控制的链式裂变反应，在极短时间内，链式裂变反应，在极短时间内，释放出巨大的核能，产生了核爆释放出巨大的核能，产生了核爆炸 0.3核电站与原子弹核电站与原子弹 0.3核电站与原子弹核电站与原子弹 Ø1）压拢型（）压拢型（“枪式枪式”）：初始状态为分开的两部分）：初始状态为分开的两部分（譬如说，两半球），每一部分都次临界（譬如说，（譬如说，两半球），每一部分都次临界（譬如说，<40kg 235U)，，然后用炸药使两部分很块压拢，达到高然后用炸药使两部分很块压拢，达到高超临界Ø2）压紧型（）压紧型（“内爆式内爆式”）：初始状态为次临界状态的）：初始状态为次临界状态的球（譬如说，常密度时球（譬如说，常密度时30kg 的的235U球），然后用炸药球），然后用炸药从四周向内爆压，将铀的密度很块压到两倍以上，达到从四周向内爆压，将铀的密度很块压到两倍以上，达到高超临界，压紧型用核燃料省，效率高。
中心用中子点高超临界，压紧型用核燃料省，效率高中心用中子点火器点火火器点火 0.4和平利用核能和平利用核能v石油面临枯竭石油面临枯竭 v温室效应的危害温室效应的危害 v煤对环境的污染煤对环境的污染 Ø 而反应堆的结构和特性与而反应堆的结构和特性与原子弹完全不同，反应堆大都原子弹完全不同，反应堆大都采用低浓度裂变物质作燃料，采用低浓度裂变物质作燃料，而且这些燃料都分散布置在反而且这些燃料都分散布置在反应堆内，在任何情况下，都不应堆内，在任何情况下，都不会像原子弹那样将燃料压紧在会像原子弹那样将燃料压紧在一起而发生核爆炸一起而发生核爆炸Ø 而且，反应堆有各种安全控而且，反应堆有各种安全控制手段，以实现受控的链式裂制手段，以实现受控的链式裂变反应 0.5两次重大核事故加强核能应用的安全防范两次重大核事故加强核能应用的安全防范意识意识Ø三里岛核电站事故三里岛核电站事故Ø切尔诺贝利核电站事故切尔诺贝利核电站事故 Ø 究竟哪一种能源系统对人类的健康造成的危险性更大 究竟哪一种能源系统对人类的健康造成的危险性更大呢？呢？Ø 回答这一问题不能只从其大小和外观来看，必须用单回答这一问题不能只从其大小和外观来看，必须用单位能量所造成的危险位能量所造成的危险——即对人类健康造成的总危险除即对人类健康造成的总危险除以该能源系统产生的净能量来衡量，同时还要考虑到全以该能源系统产生的净能量来衡量，同时还要考虑到全部能量的循环，如果仅仅计算和比较部分系统造成的危部能量的循环，如果仅仅计算和比较部分系统造成的危险性是不能说明问题的。
险性是不能说明问题的 0.6各种能源危险性比较各种能源危险性比较 煤电链煤电链 在正常情况下排出在正常情况下排出SO2和和NOx等对森林、等对森林、 农作物等有明显影响农作物等有明显影响 核电链核电链 除切尔诺贝利事故外，未发现可察觉的影响除切尔诺贝利事故外，未发现可察觉的影响0.7核电是清洁的能源核电是清洁的能源在我国，由于严重的环境污染和酸雨造成的经济损失平均每年就达370亿美元,占GDP的5%， 对环境的影响对环境的影响煤电链煤电链 2.1×104 m2 /(GWea) 核电链核电链 1×104 m2 /(GWea) 地表塌陷地表塌陷 煤电链煤电链1×106 m2 /(GWea) 核电链核电链1.6×102 m2 /(GWea)固体废物占地面积固体废物占地面积核能是一种环境友好的绿色能源核能是一种环境友好的绿色能源 我国煤电链温室气体排放系数我国煤电链温室气体排放系数 (g-CO2/kWh) [4] CH4 N2O CO2 合计合计 开采开采 132.4 3.1 72.4 207.9 选煤选煤 0.54 0.54 运输运输 6.24 6.24 自燃自燃 2.7 65.2 67.9 电厂建设电厂建设 1.32 1.32 供电运行供电运行 40.4 978 1018.4 1302.3 我国核电链温室气体排放系数我国核电链温室气体排放系数(g-CO2/kWh)[5] 建设期间建设期间 生产运行期间生产运行期间 材料名称材料名称 合计合计 合计合计 总计总计 水泥水泥 3.14 3.52×10-3 3.14 碳钢碳钢 3.11 2.20×10-1 3.33 不锈钢不锈钢 1.86×10-1 1.43×10-2 0.20（合金钢）（合金钢） 铜铜 2.07×10-1 0.21 铝铝 2.10×10-2 0.02硝酸硝酸 8.32×10-1 0.83工艺用煤工艺用煤 6.02×10-2 8.53×10-1 0.91 石灰石灰 6.63×10-5 9.42×10-4 1.01×10-3 火电火电 4.87×10-3 5.06 5.06合计合计 6.726 6.85 13.71 不同能源链温室气体排放系数（等效碳不同能源链温室气体排放系数（等效碳(g)/kWh）） 90年代技术年代技术 新技术新技术 最大最大 最小最小 褐煤褐煤 336 261 228（（2005～～2020技术）技术）煤煤 357 264 206（（2005～～2020））石油石油 246 219 149（（2005～～2020））太阳能太阳能 76.4 27.3 8.2 （（2010～～2020））水力水力 64.4 1.1 生物质生物质 16.6 8.4风风 13.1 2.5核核 5.7 2.5 煤中放射性活度煤中放射性活度232Th235U Bq/kg226Ra Bq/kg232Th Bq/kg全国全国563932湖南湖南53141.627.4关于放射性关于放射性 石煤电厂和核电厂产生的集体剂量石煤电厂和核电厂产生的集体剂量石煤石煤益阳泥江益阳泥江 电站电站4.3×102人人·Sv/a浙江安仁电厂浙江安仁电厂3.6×103人人·Sv/a核电站核电站<1人人·Sv/a 全国煤矿石煤放射性含量分布全国煤矿石煤放射性含量分布省份省份238U含量，含量， Bq/kg平均值平均值236Ra含量，含量，Bq/kg平均值平均值232Th含量，含量， Bq/kg平均值平均值湖北湖北23152042.6657.5湖南湖南40270115.8江西江西11781561.828安徽安徽651.3839.110.4浙江浙江14081293.635全国全国15371473146.2 辐射照射辐射照射 煤电链煤电链420人人Sv/(Gwea) 核电链为核电链为8.39人人·Sv/(Gwea) 煤电链约为核电链的煤电链约为核电链的50倍倍 非辐射非辐射 健康危害评价方法健康危害评价方法 煤电链为煤电链为12人人/(Gwea) 核电链为核电链为0.67人人/(Gwea) 煤电链比核电链高煤电链比核电链高1个数量级个数量级 如果综合考虑电厂的化学和放射性污染物所产生的影响，如果综合考虑电厂的化学和放射性污染物所产生的影响，以致癌危险率表示的话，则核电站正常运行工况下的排放的以致癌危险率表示的话，则核电站正常运行工况下的排放的致癌危险率只有致癌危险率只有3.4×103.4×10-8-8/(/(人人. .年年) ) 。
比同等规模火电厂的影响低100倍对公众健康的影响对公众健康的影响 核电站单位造价成本高的原因，主要是核电站本身特点核电站单位造价成本高的原因，主要是核电站本身特点造成的安全成本和质量成本高，造成的安全成本和质量成本高， 相同功率火电厂的1.3～1.5倍 核电站运行成本低的主要原因，是核电发电总成本中的核电站运行成本低的主要原因，是核电发电总成本中的燃料和运行检修费用则明显地低于常规燃煤燃油电厂燃料和运行检修费用则明显地低于常规燃煤燃油电厂 发电成本却只有火电厂的三分之二到三分之一 0.8核电是经济的能源核电是经济的能源 0.8核电是经济的能源核电是经济的能源 一座一座1000MW的核电站，每年只需的核电站，每年只需30吨左右的核燃料，吨左右的核燃料，而同功率的煤电站，每年需而同功率的煤电站，每年需330万吨的煤炭万吨的煤炭发电站每度电的成本包括建造投资费、燃料循环费及运发电站每度电的成本包括建造投资费、燃料循环费及运行维护费行维护费建造费燃料费核电站60~70%~30%煤电站20~30%60~70% 进口电站进口电站 2000-1500美元美元KW-1自主设计建造：自主设计建造： 秦山二期秦山二期 1330美元美元KW-1 批量批量 下降下降 规模规模 技术进步技术进步 不同能源链的外部成本不同能源链的外部成本能源能源 成本成本 m欧元欧元/千瓦时千瓦时 煤煤 15 褐煤褐煤 10 油油 12 气气 0.6 风风 2.2 水水 2.2 核核 0.4 核电站同其他工业一样，也存在着各种各样的危险。
但 核电站同其他工业一样，也存在着各种各样的危险但它又有区别于其他工业的一些特点它又有区别于其他工业的一些特点 如在事故工况下，会伴随有电离辐射和放射性物质的释 如在事故工况下，会伴随有电离辐射和放射性物质的释放而这种辐射只能通过特定的仪器才能检测到，因而给人放而这种辐射只能通过特定的仪器才能检测到，因而给人们带来极大的心理恐慌们带来极大的心理恐慌 如何减少和减轻由于这种辐照对工作人员、居民和环境 如何减少和减轻由于这种辐照对工作人员、居民和环境造成的危害就形成了一种区别于常规工业安全的特殊安全问造成的危害就形成了一种区别于常规工业安全的特殊安全问题，我们称之为核安全题，我们称之为核安全 核电站同其他工业一样，也存在着各种各样的危险但它又核电站同其他工业一样，也存在着各种各样的危险但它又有区别于其他工业的一些特点有区别于其他工业的一些特点 为保证核安全，核电站采取一系列的安全措施，其中应急为保证核安全，核电站采取一系列的安全措施，其中应急计划和准备就是核电站核安全纵深防御的一个组成部分，计划和准备就是核电站核安全纵深防御的一个组成部分，是在核电站发生核事故时所采取的紧急应付对策，以避免是在核电站发生核事故时所采取的紧急应付对策，以避免或减少放射性对人及环境的危害。
或减少放射性对人及环境的危害0.9核电是安全的能源核电是安全的能源固有安全性固有安全性负反应性，多普勒效应，非能动安全负反应性，多普勒效应，非能动安全专设安全设施专设安全设施安全注入系统，安全壳喷淋系统，辅助给安全注入系统，安全壳喷淋系统，辅助给水系统，安全壳隔离系统水系统，安全壳隔离系统 核电发展已有半个世纪的历史 n 核电发展的第一阶段：核电发展的第一阶段： 实验示范实验示范阶段阶段 （（5050年代初－年代初－6060年代初）年代初）n 19511951年年 美国首次实现美国首次实现利用核能发电利用核能发电(EBR-1) (EBR-1) n 1954 1954年年 前苏联第一座前苏联第一座试验核电站并网发电试验核电站并网发电n19571957年美国建成年美国建成Shiping Shiping Port Port （（PWRPWR））n19601960年美国建成年美国建成DresdenDresden－－1 1（（BWRBWR））原型堆、示范堆原型堆、示范堆0.10核电发展历史与现状核电发展历史与现状 n核电发展的第二阶段：核电发展的第二阶段： n 高速发展阶段高速发展阶段n （（6060年代－年代－7070年代）年代）n ————大量建设核电站大量建设核电站n ————积极发展多种堆型，积极发展多种堆型，包括快中子增殖堆、高温包括快中子增殖堆、高温气冷堆等气冷堆等n这一时期基本形成了目前这一时期基本形成了目前世界核电的格局世界核电的格局n第二代核电站商用动力反应堆商用动力反应堆0.10核电发展历史与现状核电发展历史与现状 n 核电发展的第三阶段：核电发展的第三阶段：迟滞发展阶段。
迟滞发展阶段n 大批核电站订单被取消，新建核电站的数量明显减少大批核电站订单被取消，新建核电站的数量明显减少n一些国家取消核电发展计划一些国家取消核电发展计划0.10核电发展历史与现状核电发展历史与现状 n 核电现状（核电现状（20072007年）年）在在3030个国家个国家运行运行436436台核台核 电机组，电机组，总装机总装机369.16GWe,369.16GWe,建设中机组建设中机组2929台，台，装机装机22.603GWe22.603GWe核电占电力生产核电占电力生产16%16%，，仅次于化石燃料和水电仅次于化石燃料和水电– 轻水堆核电站占轻水堆核电站占92%92%–重水堆核电站占重水堆核电站占4%,4%,–气冷堆占气冷堆占4 4％0.10核电发展历史与现状核电发展历史与现状 n过去过去2020年中核能迟滞发展的原因年中核能迟滞发展的原因：： ————经济增长放慢，能源需求增经济增长放慢，能源需求增 长幅度明显下降长幅度明显下降 ————两次核事故的影响两次核事故的影响19791979年美国三哩岛事故（年美国三哩岛事故（5 5级核事故）级核事故），，19861986年切尔诺贝利事故（年切尔诺贝利事故（7 7级核事故）。
级核事故）两次重大反应堆事故打击了投资者的信心，造成了公众对核电两次重大反应堆事故打击了投资者的信心，造成了公众对核电站安全的不信任站安全的不信任—— 90—— 90年代以后，工业化对环境和生态的负面影响日益凸现，年代以后，工业化对环境和生态的负面影响日益凸现，环保主义浪潮高涨，可持续发展的观念深入人心，在公众的环保主义浪潮高涨，可持续发展的观念深入人心，在公众的反对浪潮中，核能首当其冲反对浪潮中，核能首当其冲 0.11核电发展历史与现状核电发展历史与现状 虽然从虽然从8080年代后期开始，核电进入了年代后期开始，核电进入了迟滞发展迟滞发展的时期，但先进反的时期，但先进反应堆技术的发展并未停止应堆技术的发展并未停止渐进型（第三代渐进型（第三代) )反应堆：反应堆： ————反应堆堆芯熔化概率从反应堆堆芯熔化概率从1010－－3 3－－1010－－4 4/ /堆堆··年下降到年下降到 1010－－5 5/ /堆堆··年年 ————反应堆寿期从反应堆寿期从4040年延长到年延长到6060年年 ————换料周期从换料周期从1212个月延长到个月延长到2424个月个月 ————计划停堆次数少于计划停堆次数少于1 1次次/ /年年 PWR—— AP1000PWR—— AP1000，， EPREPR，，ABWRABWR0.11核电发展历史与现状核电发展历史与现状 0.12压水堆电站运行原理压水堆电站运行原理 0.12压水堆电站运行原理压水堆电站运行原理 n 压水堆核燃料是由压水堆核燃料是由235U富集度为富集度为2% ~4%的的UO2组成，组成，用压力为用压力为15.5MPa（绝对压力），温度约（绝对压力），温度约300℃℃的普通水的普通水(轻水轻水)作为冷却剂作为冷却剂,水在堆芯内不发生沸腾，所以叫做压水水在堆芯内不发生沸腾，所以叫做压水反应堆。
反应堆 n 一回路系统基本是封闭系统冷却剂由主泵进行输送，一回路系统基本是封闭系统冷却剂由主泵进行输送，经反应堆吸收核裂变能温度增加后进入蒸汽发生器里面的经反应堆吸收核裂变能温度增加后进入蒸汽发生器里面的传热管，冷却剂在传热管内流动把热量传给在管外流动的传热管，冷却剂在传热管内流动把热量传给在管外流动的二回路水，二回路水吸热变成蒸汽进入汽轮发电机组冷二回路水，二回路水吸热变成蒸汽进入汽轮发电机组冷却剂放出热量后，温度降低，再由主泵送回到堆芯内吸热却剂放出热量后，温度降低，再由主泵送回到堆芯内吸热如此反复循环，核裂变能就不断被带出堆外如此反复循环，核裂变能就不断被带出堆外 n 一回路系统集中布置在一个圆筒形混凝一回路系统集中布置在一个圆筒形混凝土建筑物内，此建筑物称为土建筑物内，此建筑物称为安全壳安全壳，是防，是防止放射性外泄的安全屏障之一止放射性外泄的安全屏障之一n 冷却剂压力由冷却剂压力由稳压器稳压器控制，基本保持不控制，基本保持不变工作时，稳压器上半部为蒸汽，下半变工作时，稳压器上半部为蒸汽，下半部为水，直接和冷却剂连通当压力升高部为水，直接和冷却剂连通当压力升高时，向稳压器汽空间喷入温度较低的一回时，向稳压器汽空间喷入温度较低的一回路水，使蒸汽凝结，造成压力回降；当压路水，使蒸汽凝结，造成压力回降；当压力降低时，稳压器水空间中的电加热器通力降低时，稳压器水空间中的电加热器通电，加热稳压器里面的水使其蒸发成汽，电，加热稳压器里面的水使其蒸发成汽，造成压力回升。
造成压力回升 n 二回路系统由二回路系统由汽轮发电机组、冷凝器、凝结水泵、主汽轮发电机组、冷凝器、凝结水泵、主给水泵、给水加热器、汽水分离再热器及相应管道等组给水泵、给水加热器、汽水分离再热器及相应管道等组成二回路系统与普通常规火电厂的相应系统和工作原二回路系统与普通常规火电厂的相应系统和工作原理大体一样，所以又称为常规岛理大体一样，所以又称为常规岛 n 一回路蒸汽发生器产生的高温高压蒸汽进入一回路蒸汽发生器产生的高温高压蒸汽进入汽轮机汽轮机膨膨胀作功，将蒸气热能转换为汽轮机转子动能，汽轮机转胀作功，将蒸气热能转换为汽轮机转子动能，汽轮机转子带动发电机发电，将动能转换为电能做完功的蒸汽子带动发电机发电，将动能转换为电能做完功的蒸汽进入冷凝器被海水冷凝为水后，经加热、除氧后由给水进入冷凝器被海水冷凝为水后，经加热、除氧后由给水泵送回蒸汽发生器继续吸收一回路冷却剂的热量产生蒸泵送回蒸汽发生器继续吸收一回路冷却剂的热量产生蒸汽，如此周而复始，最终完成核能转换成电能的过程汽，如此周而复始，最终完成核能转换成电能的过程 蒸汽发蒸汽发生器生器高压缸高压缸汽水分离汽水分离再热器再热器低压缸低压缸冷凝器冷凝器低压加低压加热器热器除氧器除氧器高压加高压加热器热器凝结凝结水泵水泵主给主给水泵水泵 大亚湾核电站汽轮发电机组大亚湾核电站汽轮发电机组 除氧器水箱外型除氧器水箱外型 发电机转子发电机转子 发电机内定子发电机内定子 发电机外定子发电机外定子 0.13核电站存在的特殊问题核电站存在的特殊问题 n最主要的特点就是最主要的特点就是存在放射性问题存在放射性问题。
n 核反应堆在运行过程中，核反应堆在运行过程中，235U原子核被中子轰击进行原子核被中子轰击进行裂变释放出核能的同时，其自身因裂变而变成不同种类的裂变释放出核能的同时，其自身因裂变而变成不同种类的原子核称为裂变产物绝大部分裂变产物及其衰变产物都原子核称为裂变产物绝大部分裂变产物及其衰变产物都具有放射性，此类放射性核素达具有放射性，此类放射性核素达200种以上，一部分则是种以上，一部分则是长寿命（其半衰期达十年至上百年）的放射性核素长寿命（其半衰期达十年至上百年）的放射性核素 0.13核电站存在的特殊问题核电站存在的特殊问题 n对一台对一台9090万千瓦容量压水堆机组，堆芯内大约装有万千瓦容量压水堆机组，堆芯内大约装有8080多吨的多吨的核燃料，可以说，核反应堆是一个很强的辐射源若核电站核燃料，可以说，核反应堆是一个很强的辐射源若核电站在运行及停闭期间因意外（如人因、设备原因等）而出现核在运行及停闭期间因意外（如人因、设备原因等）而出现核泄漏，就会对人及周围环境带来很大的危害泄漏，就会对人及周围环境带来很大的危害n19861986年前苏联切尔诺贝利核事故造成电站周围年前苏联切尔诺贝利核事故造成电站周围3030公里范围内公里范围内严重放射性污染，至今还留有后遗后果。
严重放射性污染，至今还留有后遗后果 n原子核裂变释放的能量，要比任何一种化学反应释放的能原子核裂变释放的能量，要比任何一种化学反应释放的能量都大数百万倍量都大数百万倍n原子核裂变反应速度快原子核裂变反应速度快 n核燃料具有强放射性核燃料具有强放射性 高效危险！核燃料的上述特核燃料的上述特性，要求核电站性，要求核电站在建造和运行过在建造和运行过程中都必须保证程中都必须保证核裂变反应、放核裂变反应、放射性和放射性物射性和放射性物质始终处于可控质始终处于可控状态状态 0.14核燃料的特性核燃料的特性 n反应性控制反应性控制 n放射性辐射防护放射性辐射防护 n反应堆堆芯余热的导出反应堆堆芯余热的导出 n工艺放射性废物处置工艺放射性废物处置 安全三道屏障停堆！环保！0.14核电站固有的特殊性核电站固有的特殊性 一、核反应堆安全一、核反应堆安全 概概 述述n 核电是可靠、安全、经济的替代能源核电是可靠、安全、经济的替代能源n 核电不同于其他能源技术，具有潜在的放射性危险，从核核电不同于其他能源技术，具有潜在的放射性危险，从核电发展的初期开始，核能界一直把安全问题置于首位。
电发展的初期开始，核能界一直把安全问题置于首位n核电厂经历主要阶段：核电厂经历主要阶段：选址、设计、建造、安装、调试、运选址、设计、建造、安装、调试、运行、维护、退役行、维护、退役 n核电是一门高技术、为确保安全，必须经过实践经验的行之核电是一门高技术、为确保安全，必须经过实践经验的行之有效的工程技术有效的工程技术n目前几种核电机组：目前几种核电机组：压水堆，沸水堆，压管式重水堆，气冷压水堆，沸水堆，压管式重水堆，气冷堆，石墨水冷堆等几种堆型堆，石墨水冷堆等几种堆型1、基本概念及定义、基本概念及定义 n世界上已运行的反应堆按照它们的用途，大致可分为世界上已运行的反应堆按照它们的用途，大致可分为研究研究堆、生产堆和动力堆堆、生产堆和动力堆三类由于动力堆能利用核燃料裂变三类由于动力堆能利用核燃料裂变释放出来的巨大热能发电、直接供热或推动各种机械转动，释放出来的巨大热能发电、直接供热或推动各种机械转动，为人类开辟了新的能源，因此它在全世界范围内得到了迅为人类开辟了新的能源，因此它在全世界范围内得到了迅速的发展速的发展n从三十多年的核能发展史中．人们已认识到它是最有竞争从三十多年的核能发展史中．人们已认识到它是最有竞争力的能源之一。
核电站的燃料运输量小，发电成本低，对力的能源之一核电站的燃料运输量小，发电成本低，对环境保护有利当然，装备有核动力堆的核电站，有较大环境保护有利当然，装备有核动力堆的核电站，有较大的潜在危险性正是由于这一点，人们对动力反应堆的安的潜在危险性正是由于这一点，人们对动力反应堆的安全就比对别的类型反应堆的安全给予更多的研究和重视全就比对别的类型反应堆的安全给予更多的研究和重视 1.1核反应堆安全的概念核反应堆安全的概念 ： 1．．在在正正常常运运行行情情况况下下，，反反应应堆堆厂厂房房外外的的放放射射性性辐辐射射以以及及向向外外排排放放的的液液态态和和气气态态放放射射性性废废物物，，对对反反应应堆堆工工作作人人员员和和周周围围居民造成的放射性辐照，应该小于规范规定的允许水平居民造成的放射性辐照，应该小于规范规定的允许水平2．在事故情况下，不论事故是内部原因．在事故情况下，不论事故是内部原因(如系统或设备的故如系统或设备的故障障)或者外部原因或者外部原因(如飞机坠落、地震等如飞机坠落、地震等)引起的，反应堆的保引起的，反应堆的保护系统及专设安全设施都必须能及时投入工作，确保堆芯安护系统及专设安全设施都必须能及时投入工作，确保堆芯安全、限制事故发展、减少设备的损坏，防止大量放射性物质全、限制事故发展、减少设备的损坏，防止大量放射性物质泄漏到周围环境中去。
泄漏到周围环境中去 反反应应堆堆安安全全性性的的含含义义是是指指对对工工作作人人员员和和周周围围居居民民的的健康与安全有切实可靠的保证，健康与安全有切实可靠的保证，即应做到：即应做到： 与一般工业装置相比，反应堆的危险性在于核裂变过程与一般工业装置相比，反应堆的危险性在于核裂变过程中除了释放巨大的能量以外，还伴随着大量放射性物质的生中除了释放巨大的能量以外，还伴随着大量放射性物质的生成还伴随着大量放射性物质的生成还伴随着大量放射性物质的生成 一般说，在平衡循环寿期末反应堆每一般说，在平衡循环寿期末反应堆每1瓦热功率所相应瓦热功率所相应的裂变产物的放射性约为的裂变产物的放射性约为2.7*1010贝可在裂变产物中，有贝可在裂变产物中，有容易从二氧化铀芯块中逸出的稀有气体氪容易从二氧化铀芯块中逸出的稀有气体氪(Kr)，氙（，氙（Xe）以）以及易溶解于水的卤族及易溶解于水的卤族 1.2核反应堆安全特征核反应堆安全特征 ：： ＊＊ 强放射性强放射性 在一座电功率为 在一座电功率为l00万千瓦的反应堆内，裂变产物放射性万千瓦的反应堆内，裂变产物放射性将高达将高达l020贝可。
但是，贝可但是，98％以上的放射性裂变产物可保留％以上的放射性裂变产物可保留在二氧化铀陶瓷芯块内，只有不到在二氧化铀陶瓷芯块内，只有不到2％的氪，氙和碘等气态％的氪，氙和碘等气态放射性物质扩散在燃料芯块和元件包壳之间的间隙内，放射性物质扩散在燃料芯块和元件包壳之间的间隙内，1.2核反应堆安全特征核反应堆安全特征 ：： ＊＊ 强放射性强放射性 反应堆一回路系统贮存有几百立方米的高温高压冷却反应堆一回路系统贮存有几百立方米的高温高压冷却剂水一旦一回路管道破裂或设备出故障，大量高温水会剂水一旦一回路管道破裂或设备出故障，大量高温水会从破口喷射出来，迅速汽化在这些水中带有一定数量的从破口喷射出来，迅速汽化在这些水中带有一定数量的放射性物质更为严重的是，由于冷却剂不断流失，堆芯放射性物质更为严重的是，由于冷却剂不断流失，堆芯水位下降，燃料元件得不到冷却而逐渐融化熔融堆芯的水位下降，燃料元件得不到冷却而逐渐融化熔融堆芯的温度可能高到足以烧穿压力容器和安全壳底部，进入基础温度可能高到足以烧穿压力容器和安全壳底部，进入基础岩石层＊高温高压水＊高温高压水 在压水堆一回路系统中，无论冷却剂温度变化或容积在压水堆一回路系统中，无论冷却剂温度变化或容积波动，都会引起一回路系统压力的相应变化。
压力过高将波动，都会引起一回路系统压力的相应变化压力过高将导致系统设备损坏；压力过低则使堆芯局部沸腾，甚至出导致系统设备损坏；压力过低则使堆芯局部沸腾，甚至出现容积沸腾因此，既要防止超压，又要防止压力过低造现容积沸腾因此，既要防止超压，又要防止压力过低造成冷却剂汽化成冷却剂汽化 ＊高温高压水＊高温高压水 反应堆停堆后，堆芯内中子镀式裂变反应虽然中止，反应堆停堆后，堆芯内中子镀式裂变反应虽然中止，但是，裂变产物继续发射但是，裂变产物继续发射β和和 γ射线，这些裂变产物的半射线，这些裂变产物的半衰期都较长射线在与周围物质的作用时迅速转化为热衰期都较长射线在与周围物质的作用时迅速转化为热能，这就是衰变热能，这就是衰变热 即使在停堆后几个小时，衰变热产生率仍然有额定功即使在停堆后几个小时，衰变热产生率仍然有额定功率的率的1%，如果不提供适当的冷却，衰变热引起的堆内燃，如果不提供适当的冷却，衰变热引起的堆内燃料元件过热和包壳的破损，导致裂变产物的释放料元件过热和包壳的破损，导致裂变产物的释放 核电厂的设计，建造和运行过程中，核电厂的设计，建造和运行过程中，始终坚持安全第一的原则。
始终坚持安全第一的原则＊衰变热＊衰变热 ①①核电厂可能产生比设计功率高得多的功率，即：核电厂可能产生比设计功率高得多的功率，即：释释能可以是半无限能可以是半无限的；的；②②裂变释能过程同时伴有放射性辐射，因此运行过程裂变释能过程同时伴有放射性辐射，因此运行过程中需要中需要屏蔽屏蔽；；③③停堆后仍有很强的剩余发热，必须得保证停堆后长停堆后仍有很强的剩余发热，必须得保证停堆后长期期冷却冷却；；④④生产过程中会产生大量的生产过程中会产生大量的放射性废物放射性废物，必须妥善地，必须妥善地加以处置加以处置 1.3几个特殊问题几个特殊问题 对压水堆而言，与核电厂运行有关的风险主要来自对压水堆而言，与核电厂运行有关的风险主要来自不可控的放射性核素释放产热与热排的不平衡，不可控的放射性核素释放产热与热排的不平衡，（超功率或冷却不足）将强烈影响这种释放超功率或冷却不足）将强烈影响这种释放 核安全的基本目的：核安全的基本目的：防止放射性核素的不可控释防止放射性核素的不可控释放 1.3几个特殊问题几个特殊问题 对压水堆而言，与核电厂运行有关的风险：对压水堆而言，与核电厂运行有关的风险：主要来自不可控的放主要来自不可控的放射性核素释放。
产热射性核素释放产热与热排的不平衡，与热排的不平衡，（超功率或冷却不足）（超功率或冷却不足）将强烈影响这种释放将强烈影响这种释放核安全的基本目的：核安全的基本目的：防止放射性核素的防止放射性核素的不可控释放不可控释放 放射性核素来源放射性核素来源主要来自裂变产物和锕系主要来自裂变产物和锕系元素，即来自于燃料元件元素，即来自于燃料元件核安全的基本策略核安全的基本策略就是防止燃料元件过热，为此就是防止燃料元件过热，为此设计与运行中应当保证堆功率设计与运行中应当保证堆功率永远可控且堆芯是永远有充分永远可控且堆芯是永远有充分的冷却 第第一一层层：：稳稳妥妥的的设设计计，，高高质质量的设备制造等量的设备制造等第第二二层层：：正正确确的的运运行行控控制制（（这这一一层层做做的的好好，，可可确确保保三道屏障的完整性）三道屏障的完整性）第第三三层层：：专专设设安安全全设设施施和和保保护护系系统统（（防防止止事事件件演演变变成成大大事事故故，，将将放放射射性性物物质质滞滞留在安全壳内留在安全壳内第第四四层层：：防防止止安安全全壳壳失失效效的的严重事故缓解措施严重事故缓解措施第五层：应急响应行动第五层：应急响应行动燃料芯块燃料芯块燃料包壳燃料包壳第一道屏第一道屏障障一回路压一回路压力边界力边界第二道屏第二道屏障障安全壳安全壳第三道屏第三道屏障障•控制住辐射源控制住辐射源•防止或减小辐防止或减小辐射危害射危害不能控制辐射不能控制辐射源，但通过对源，但通过对人的行为进行人的行为进行干预来防止或干预来防止或减小辐射危害减小辐射危害1.4 纵深防御原则：多道屏障，多层保护纵深防御原则：多道屏障，多层保护 三重屏障三重屏障 核燃料裂变时既产生巨大的能量，也产生大量的放射性核燃料裂变时既产生巨大的能量，也产生大量的放射性裂变产物。
为防止这些放射性产物外逸，核电站设置了裂变产物为防止这些放射性产物外逸，核电站设置了三重屏障：三重屏障：（（1）燃料包壳）燃料包壳（（2）一回路压力边界）一回路压力边界（（3）安全壳）安全壳 燃料芯块叠放装在锆合金管燃料芯块叠放装在锆合金管中，把管子封起来，组成燃料元中，把管子封起来，组成燃料元件棒锆包壳管能够把核燃料裂件棒锆包壳管能够把核燃料裂变产生的放射性物质密封住变产生的放射性物质密封住燃料包壳燃料包壳导致燃导致燃料棒料棒包包壳壳破坏有三种可能性破坏有三种可能性 :1、、燃料芯块熔化燃料芯块熔化 ,2、、沸腾危机沸腾危机 ,3 3、、燃料芯块燃料芯块 - -包壳间的相互作用包壳间的相互作用 未辐照过的二氧化铀未辐照过的二氧化铀熔化温度熔化温度为为 2800 ℃ .这个温度随这个温度随着锢照每着锢照每 10000 OMWd/tU 约降低约降低 32 ℃ .当考虑所有可当考虑所有可能的辐照时能的辐照时 , 温度应为温度应为 2700 ℃ .考虑到计算误差考虑到计算误差 , 采用采用燃料芯部的燃料芯部的温度温度极限值为极限值为 2590 ℃ 2590 ℃ 为了对熔化保持一定的裕度为了对熔化保持一定的裕度 , , 对对1 1和和2 2类类工工况况 , , 采用的准则如下采用的准则如下 : : 芯块芯部的混度芯块芯部的混度< 2260℃ .< 2260℃ . 线功率功率<590<590W/cm*W/cm* , ,当核电厂在额定功率运行时当核电厂在额定功率运行时 , , 平均平均线功率密度功率密度为 178 178W/cm.W/cm. 燃料芯块熔化燃料芯块熔化 沸腾危机沸腾危机 为保护燃料包壳为保护燃料包壳 , 人们还力求人们还力求避避免出现沸腾危饥免出现沸腾危饥 ( 偏离偏离泡核沸腾泡核沸腾 DNB). 因为如果有沸因为如果有沸腾危机腾危机, ,包壳与冷却包壳与冷却剂剂间间的热交换就急的热交换就急速速下降下降 , , 包壳的包壳的温温度就上度就上升。
升 为避免出避免出现这种沸种沸腾危机危机 , , 人人们要求保持比要求保持比值 DNBR=DNBR=临界热流密度临界热流密度/ /实际热流密度实际热流密度 在堆内各部位大于在堆内各部位大于一一个极限个极限值 DNBR>1.3DNBR>1.3 燃料芯块燃料芯块 - -包壳间的相互作用包壳间的相互作用 当当功功率率变变化化时时 ( ( 从从而而温温度度也也变变化化 ), ), 燃燃料料体体受受到到机机械械应应力力的的作作用用 , , 这这是是由由于于燃燃料料包包壳壳热热膨膨胀胀系系数数不不同同造造成成的的 极端情况下，将导致包壳爆裂极端情况下，将导致包壳爆裂 包壳破裂的风险将达到不允的程度包壳破裂的风险将达到不允的程度 : :1 1、、局部燃局部燃耗耗超过超过 80008000MWd/tUMWd/tU2 2、、最终的线功率最终的线功率超超过过 360360W/cmW/cm 持续时间大于持续时间大于1515mimin n；； 460W/cm 460W/cm 持续时间小于持续时间小于 15 15minmin 一回路压力边界一回路压力边界 燃燃料料包包壳壳万万一一破破裂裂，，放放射射性性物物质质漏漏到到冷冷却却剂剂中中，，但但仍仍然然在在密密闭闭的的一一回回路路系系统统中中。
这这个个密密闭闭的的一一回回路路系系统统又又称称一一回回路路压压力力边边界界，，主主要要包包括括壁壁厚厚为为200mm200mm左左右右的的压压力力容容器器和和不不锈锈钢钢管管主主泵泵轴轴封封和和蒸蒸汽汽发发生生器器的的倒倒U U型型管管也也是是它它的一部分的一部分 在在第第 1 1 类类工工 况况 , , 调调节节系系统统使使稳稳庄庄都都的的压压力力保保持持在额定值在额定值 ( (155155barbar) ) 附近附近 , , 在在第第 2 2 类类工工况况 , , 应应检检验验一一回回路路的的任任何何点点压压力力不不超超过过设设计计压压力力 (171.3(171.3bar),bar), 并并且且稳稳压压器器没没有有充充满满水水 ; ; 因因为为，，稳稳压压器器的的阀阀门门在在充充水水时时动动作作可可能能损损坏坏阀阀门门并并阻阻碍碍其其回回座座 . .还应当避免稳还应当避免稳 压器压器卸卸压箱压箱 ( (RDP) RDP) 膜片破裂膜片破裂 , , 在在第第 3 3 类类和和工工况况 4 4 类类工工况况 ( ( 除除了了一一回回路路破破裂裂以以外外 ), ), 应应当当保保持持回回路路的的完完整整性性 , , 为为此此 , , 应应检检验验一一回回路路最最大大压压头头部部位位 ( ( 主主泵泵出出口口 ) ) 的的压压力力不不越越过过设设计计压压力力的的 1.1 1.1 倍倍 ( (188.4188.4barbar））一回路完整性一回路完整性 安全壳安全壳 安全壳的完整性安全壳的完整性 如如果果安安全全壳壳的的压压力力不不超超过过设设计计压压力力值值（（5bar5bar）），，其其完整性就可以得到保证。
完整性就可以得到保证 事故的五个来源：事故的五个来源：1 1、贮能；、贮能；2 2、核瞬变能；、核瞬变能；3 3、衰变热；、衰变热；4 4、化学反应能；、化学反应能；5 5、与厂址有关的能量、与厂址有关的能量 贮贮能能是是指指事事故故发发生生时时贮贮存存在在燃燃料料、、冷冷却却剂剂和和一一回回剂剂系统其他部件中的显热和潜热系统其他部件中的显热和潜热 . . 核核瞬瞬变变能能是是因因核核偏偏差差造造成成反反应应堆堆事事故故时时裂裂变变产产生生的的瞬时热能瞬时热能 . . 衰衰变变能能是是事事故故发发生生时时堆堆芯芯内内裂裂变变产产物物和和钢钢系系元元素素连续产生的热能连续产生的热能 . . 放热化学反应放热化学反应也是一种潜在的事故原因也是一种潜在的事故原因 . . 与与厂厂址址有有关关的的能能量量是是指指一一些些人人为为事事故故及及核核电电厂厂外外部部发生的自然力量发生的自然力量 . . 1.5 放射性释放后的辐射影响和防护措施放射性释放后的辐射影响和防护措施 1.6 照射途径照射途径Ø外照射外照射空气中污染物空气中污染物 ———— 烟云直接照射烟云直接照射沉积在地面上物质沉积在地面上物质————地面沉积照射地面沉积照射安安全全壳壳 ———— 核核设设施施直直接接照照射（可忽略）射（可忽略）落在人体上的物质落在人体上的物质————体表污染后的直接照射体表污染后的直接照射 1.6 照射途径照射途径Ø内照射内照射吸入污染空气吸入污染空气 ————吸入地面再悬浮物吸入地面再悬浮物————直接食入被污染物直接食入被污染物————间接食入被污染物间接食入被污染物————体表污染物从伤口渗透体表污染物从伤口渗透————体表污染内照射体表污染内照射吸入内照射吸入内照射食入内照射食入内照射 1.7 放射性释放后的辐射影响和防护措施放射性释放后的辐射影响和防护措施碘，惰性碘，惰性气体等气体等冲洗，沉降冲洗，沉降吸入吸入食入食入 基础知识－照射后的健康影响确确定定性性健健康康效效应应——早早期期、、有有阈阈值值、、严严重重程程度度与与剂量成正比剂量成正比如：早期死亡、皮肤疾病等如：早期死亡、皮肤疾病等随随机机性性健健康康效效应应——有有潜潜伏伏期期、、无无阈阈值值、、发发生生率率与集体剂量成正比与集体剂量成正比如：缓发癌症、遗传疾病如：缓发癌症、遗传疾病 Ø· 控制事故的发展，使事故机组尽快恢复安全状态；控制事故的发展，使事故机组尽快恢复安全状态；v· 划分事故应急状态的级别；划分事故应急状态的级别；v· 进进入入事事故故应应急急状状态态后后，，能能迅迅速速启启动动一一套套应应急急状状态态下下的的组织机构；组织机构；v· 通报场外机构和上级；通报场外机构和上级；v· 保障电厂和电厂人员的安全；保障电厂和电厂人员的安全；v· 消除或减少事故后果，限制放射性物质释放；消除或减少事故后果，限制放射性物质释放；v· 评估和监测场内外环境放射性的影响；评估和监测场内外环境放射性的影响；v· 为场外提供事故现状数据和预测事故发展；为场外提供事故现状数据和预测事故发展；v· 为场外采取防护措施提供建议。
为场外采取防护措施提供建议1.8 场内应急计划的主要任务：场内应急计划的主要任务： 1.9 事故及应急实例事故及应急实例切尔诺贝利核事故切尔诺贝利核事故Ø时间：时间：19861986年年4 4月月2626日日Ø堆型：石墨沸水堆（石墨作慢化剂，轻水作冷却剂），堆型：石墨沸水堆（石墨作慢化剂，轻水作冷却剂），堆芯热功率堆芯热功率3200MW3200MWØ设计弱点：满功率下，功率反应性系数为负的；低于设计弱点：满功率下，功率反应性系数为负的；低于20%FP20%FP下，功率反应性系数变为正的下，功率反应性系数变为正的 Ø事故：发电机试验，在热功率降至事故：发电机试验，在热功率降至200MWt200MWt，仍在试验，，仍在试验，堆芯全面出现正反应性，功率急剧上升，堆芯全面出现正反应性，功率急剧上升，Ø4 4秒钟内，功率达到额定功率的秒钟内，功率达到额定功率的100100倍，引起爆炸，掀开倍，引起爆炸，掀开10001000吨重的反应堆盖板，并切断所有冷却管道，吨重的反应堆盖板，并切断所有冷却管道，Ø2-32-3秒后，再次爆炸，堆芯碎片喷出，由于空气进入，引秒后，再次爆炸，堆芯碎片喷出，由于空气进入，引起石墨的燃烧。
起石墨的燃烧1.9 事故及应急实例事故及应急实例切尔诺贝利核事故切尔诺贝利核事故 Ø结果：结果：释放持续了释放持续了10天，第天，第1天释放了总释放量的天释放了总释放量的25%，总共释放了：，总共释放了： Xe-133 6500PBq I-131 1760PBq Cs-137 85PBq Te-132 1150PBq急性效应：急性效应： 3人死于爆炸、烧伤和血栓症人死于爆炸、烧伤和血栓症 28人死于急性照射人死于急性照射 237人确诊为患有急性辐射综合症人确诊为患有急性辐射综合症长期效应：未有详细报道，估计甲状腺癌发病率增加长期效应：未有详细报道，估计甲状腺癌发病率增加 1.9 事故及应急实例事故及应急实例切尔诺贝利核事故切尔诺贝利核事故 Ø应急应急4月月26日日1：：23 事故事故4月月26日早晨：通知居民留在室内，关闭门窗（隐蔽），日早晨：通知居民留在室内，关闭门窗（隐蔽）， 发放碘片（发放碘片（540万居民）万居民）4月月26日深夜：辐射水平上升，如不撤离，其后将受到日深夜：辐射水平上升，如不撤离，其后将受到 大剂量照射，因此：大剂量照射，因此：4月月27日早晨：开始撤离，共撤离了日早晨：开始撤离，共撤离了30km范围内的范围内的 11万万5000人（全身去污）人（全身去污）5km范围内禁止进入，范围内禁止进入，7000平方公里范围内反复去污，禁止食平方公里范围内反复去污，禁止食用相当大范围内所产牛奶和其他食品。
用相当大范围内所产牛奶和其他食品1.9 事故及应急实例事故及应急实例切尔诺贝利核事故切尔诺贝利核事故 1、、 冗余度：冗余度： 定义定义:完成安全功能的系统采用多个同样类型的系统连接起来，完成安全功能的系统采用多个同样类型的系统连接起来，用以防止在某一个系统失效后余下的系统能够保证其安全功能用以防止在某一个系统失效后余下的系统能够保证其安全功能 出发点：可靠性保证，单一故障准则的要求；出发点：可靠性保证，单一故障准则的要求； 2、多样性：、多样性： 定义：采用两个或者多个独立的方法来完成同一个功能定义：采用两个或者多个独立的方法来完成同一个功能 出发点：防止共模失效；出发点：防止共模失效； 1.10 关于安全的三个基本概念：关于安全的三个基本概念： 3、单一故障准则：、单一故障准则： 定义：是某一个部件不能执行其预定的安全功能的定义：是某一个部件不能执行其预定的安全功能的随机故障，包括由该故障所引起的继发故障使作为设随机故障，包括由该故障所引起的继发故障使作为设置一种冗余度的要求（最低要求），系统具有容忍发生置一种冗余度的要求（最低要求），系统具有容忍发生一个随机故障的能力。
一个随机故障的能力 出发点：为在安全上得到高度的可靠性，首先对保证出发点：为在安全上得到高度的可靠性，首先对保证安全的设备提出高质量要求，另外对安全级设备采取多安全的设备提出高质量要求，另外对安全级设备采取多重设计 1.10 关于安全的三个基本概念：关于安全的三个基本概念： 1.11 单一事故准则及在事故分析中的应用：单一事故准则及在事故分析中的应用：1、安全系统应该按照冗余度的原则设计、安全系统应该按照冗余度的原则设计 按其功能，每个保护参数只要设置一个保护通道就够，按其功能，每个保护参数只要设置一个保护通道就够，但是为了提高系统安全性，往往增设一个或者几个功能但是为了提高系统安全性，往往增设一个或者几个功能完全一样的完全一样的冗余通道冗余通道每个通道彼此独立，其中任一个每个通道彼此独立，其中任一个通道故障并不影响其应有的保护功能通道故障并不影响其应有的保护功能3取取2”或或“4取取2”逻辑 1.11 单一事故准则及在事故分析中的应用：单一事故准则及在事故分析中的应用：2、保护参数的多样性原则、保护参数的多样性原则 针对反应堆的每一种事故工况，设置几个保护功针对反应堆的每一种事故工况，设置几个保护功能相同的保护参数，即使在某一个保护参数的全部能相同的保护参数，即使在某一个保护参数的全部保护通道同时失效的最坏情况下，仍然能够确保反保护通道同时失效的最坏情况下，仍然能够确保反应堆安全。
应堆安全 如：超核功率保护、超进出口温度保护和超功率如：超核功率保护、超进出口温度保护和超功率温差保护从不同的角度出发，确保在事故工况下，温差保护从不同的角度出发，确保在事故工况下，不至于因不至于因DNBR<1.3引起部分燃料元件的损毁引起部分燃料元件的损毁 3、失效安全原则、失效安全原则 当设备故障时，应该使设备处于有反应堆安全的状当设备故障时，应该使设备处于有反应堆安全的状态下如：反应堆正常运行时，安全棒应该提出堆芯，态下如：反应堆正常运行时，安全棒应该提出堆芯，当控制棒电源故障时，当控制棒电源故障时，安全棒落入堆芯安全棒落入堆芯，是反应堆停闭，，是反应堆停闭，确保反应堆安全确保反应堆安全 4、各保护通道应该具有独立线路、各保护通道应该具有独立线路 各个通道由独立的线路工给可靠的仪表电源，并考各个通道由独立的线路工给可靠的仪表电源，并考虑实体隔离如：连接导线应该处在不同的电缆槽中，虑实体隔离如：连接导线应该处在不同的电缆槽中，通过不同的安全壳贯穿件通过不同的安全壳贯穿件5、事故分析中应考虑两个附加条件、事故分析中应考虑两个附加条件a、失去厂外电；、失去厂外电；b、最大价值的控制棒组卡在全抽出位置；、最大价值的控制棒组卡在全抽出位置； 与安全有关的主要系统及设施：与安全有关的主要系统及设施： 1、反应堆保护系统；、反应堆保护系统；2、停堆冷却系统；、停堆冷却系统； 3、专设安全设施、专设安全设施4、应急堆芯冷却系统；、应急堆芯冷却系统；5、安全壳；、安全壳；6、安全壳喷淋；、安全壳喷淋；7、辅助给水；、辅助给水；8、安全壳消氢和净化系统、安全壳消氢和净化系统2、与安全有关的系统和设施、与安全有关的系统和设施 核电厂反应堆通常设计用于产生一定量的热能以满足核电厂反应堆通常设计用于产生一定量的热能以满足透平所需的蒸汽要求透平所需的蒸汽要求, 当负荷发生变化时当负荷发生变化时,由由自动和手动自动和手动的反应堆控制系统来的反应堆控制系统来保持反应堆安全运行工况保持反应堆安全运行工况. 反应堆设计中备有反应堆设计中备有过剩的冷却能力过剩的冷却能力,容许在适度的超额容许在适度的超额定功率水平下运行而不致使燃料元件损坏。
定功率水平下运行而不致使燃料元件损坏 若超出该极值，或发生足以危及此系统的其他异常工况，若超出该极值，或发生足以危及此系统的其他异常工况，则保护系统将使反应堆作事故停堆则保护系统将使反应堆作事故停堆紧急停堆紧急停堆） 2.1 、反应堆保护系统；、反应堆保护系统； 保护系统的目的，当发生足以损坏堆芯的系统瞬变（重保护系统的目的，当发生足以损坏堆芯的系统瞬变（重要运行参数显著偏离正常值）或故障情况下，使反应堆要运行参数显著偏离正常值）或故障情况下，使反应堆关闭并保持在安全状态之中关闭并保持在安全状态之中 绝对不可以失效呀！ 紧急停堆信号：紧急停堆信号：①①启动时中子通量迅速上升，致使热功率上升过快；启动时中子通量迅速上升，致使热功率上升过快；②② 功率运行时功率运行时中子通量中子通量过高，表明功率超过容许水平；过高，表明功率超过容许水平；③③反应堆系统温度或压力异常；反应堆系统温度或压力异常；④④冷却剂流量丧失或部分流量丧失；冷却剂流量丧失或部分流量丧失；⑤⑤蒸汽流量过高；蒸汽流量过高；⑥⑥透平停机；透平停机；⑦⑦主蒸汽隔离阀关闭；主蒸汽隔离阀关闭； 紧急停堆信号：紧急停堆信号：⑧⑧仪表、泵或阀门电源丧失仪表、泵或阀门电源丧失⑨⑨SG水位过高或过低水位过高或过低⑩⑩SG给水流量过低或水位过低等。
给水流量过低或水位过低等 虽然反应堆停堆冷却系统一般不认为是反应堆保护系虽然反应堆停堆冷却系统一般不认为是反应堆保护系统的一部分，但停堆后的冷却（余热排泄）确是反应堆统的一部分，但停堆后的冷却（余热排泄）确是反应堆保护的一个重要方面保护的一个重要方面 任务：万一发生罕见的严重瞬变或事故而不能单靠反应堆任务：万一发生罕见的严重瞬变或事故而不能单靠反应堆保护系统保证环境安全时，采用该设施以阻止或限制放射性保护系统保证环境安全时，采用该设施以阻止或限制放射性泄漏到环境中泄漏到环境中 主要的专设安全设施主要的专设安全设施：：2.2 专设安全设施：专设安全设施： 中压安注示意中压安注示意高、低压安注示意高、低压安注示意 （2）安全壳：一般为圆柱形，直径37m，上一拱形顶（总高61m）由钢筋混泥土建造，厚1.07m内衬38mm钢板.典型最高压力2.8bar，设计承压3.1bar， 在3.5bar压力下试压，每天泄漏率0.1%容积 （（2）安全壳：）安全壳： 一一般般为为圆圆柱柱形形，，直直径径37m，，上上一一拱拱形形顶顶（（总总高高61m））由由钢钢筋混泥土建造，厚筋混泥土建造，厚1.07m。
内衬内衬38mm钢板钢板. 典典型型最最高高压压力力2.8bar，，设设计计承承压压3.1bar，， 在在3.5bar压压力力下下试压，每天泄漏率试压，每天泄漏率0.1%容积 冷却安全壳内气体冷却安全壳内气体:①① 失水事故后冷凝失水事故后冷凝蒸汽蒸汽,降低压力降低压力,顶部顶部喷淋喷淋.②②冷凝水流入地坑冷凝水流入地坑,供再循环供再循环; (3)安全壳喷淋系统安全壳喷淋系统:(4)辅助给水辅助给水.主给水停止后向主给水停止后向SG供水 (5)消氢和净化消氢和净化:nZr + 2H2O => ZrO2 + 2H2 + 6400 KJ / Kg Zru 4－－6％，在弱火源下发生较慢速率燃烧％，在弱火源下发生较慢速率燃烧u > 13%, 在较强火源下发生强烈的爆炸在较强火源下发生强烈的爆炸 在失水事故中在失水事故中, ,可能发生蒸汽与高温下锆合金中锆发可能发生蒸汽与高温下锆合金中锆发生反应生反应, ,产生产生H2H2安全壳安全壳形成形成H2H2积累积累. .当当H2H2浓度超过浓度超过4%,4%,可以引起氢爆可以引起氢爆. .氢复合装置氢复合装置, ,低浓度点火复合低浓度点火复合. 3 核电厂运行工况与事故分类核电厂运行工况与事故分类1970年美国标准协会（年美国标准协会（ANSI））分类法分类法1975年美国核管会（年美国核管会（NRC））《《轻水堆核电厂安全分析报告标准格式和内容轻水堆核电厂安全分析报告标准格式和内容》》（（第二次修订版）第二次修订版）47种典型始发事件种典型始发事件1992年年IAEA《《国际核事件评价国际核事件评价尺度（尺度（INES)》》我国的核电厂事故分类我国的核电厂事故分类核电厂严重事故核电厂严重事故 3.1美国标准协会（美国标准协会（ANSI））分类法分类法I. I.正常运行和运行瞬态正常运行和运行瞬态正常运行和运行瞬态正常运行和运行瞬态II.II.中等频率事件中等频率事件中等频率事件中等频率事件（预期（预期（预期（预期运行事件）运行事件）运行事件）运行事件）III.III.稀有事故稀有事故稀有事故稀有事故IV.IV.极限事故极限事故极限事故极限事故（假想事故）（假想事故）（假想事故）（假想事故）v出现较频繁出现较频繁v要求无需停堆要求无需停堆v依靠控制系统调节，依靠控制系统调节，回到稳定状态回到稳定状态v在整个运行寿期内，一般极少发生，在整个运行寿期内，一般极少发生，概率概率10-4~ 2x10-2 /堆年堆年v需要需要投入专设安全设施投入专设安全设施v运行寿期内发生一次或数次偏离正运行寿期内发生一次或数次偏离正常运行的所有过程常运行的所有过程v要求只可能迫使停堆，不会造成燃要求只可能迫使停堆，不会造成燃料损坏或一、二回路超压料损坏或一、二回路超压v只要只要保护系统保护系统正常运行，不会导致正常运行，不会导致事故工况事故工况v发生概率发生概率10-6~ 2x10-4 /堆年堆年v会释放出大量放射性物质会释放出大量放射性物质v设计中必须加于考虑设计中必须加于考虑v专设安全设施必须保证一回路专设安全设施必须保证一回路压力边界的完整性压力边界的完整性3 核电厂运行工况与事故分类核电厂运行工况与事故分类 3.11正常运行和运行瞬态正常运行和运行瞬态n核电厂的正常启动、停闭和稳态运行n带有偏差的极限运行n运行瞬变 3.12中等频率事件（预期运行事件）中等频率事件（预期运行事件）n1 堆启动时，控制棒组件不可控地抽出堆启动时，控制棒组件不可控地抽出n2 满功率运行时，控制棒组件不可控地抽出满功率运行时，控制棒组件不可控地抽出n3 控制棒组件落棒控制棒组件落棒n4 硼失控稀释硼失控稀释n5 部分失去冷却剂流量部分失去冷却剂流量n6 失去正常给水失去正常给水n7 给水温度降低给水温度降低n8 负荷过份增加负荷过份增加n9 隔离环路再启动隔离环路再启动 3.12 中等频率事件（预期运行事件）中等频率事件（预期运行事件）n10 甩负荷甩负荷n11 失去外电源失去外电源n12 一回路卸压一回路卸压n13 主蒸汽系统卸压主蒸汽系统卸压n14 满功率运行时，安全注射系统误动作满功率运行时，安全注射系统误动作 3.13稀有事故稀有事故 n1 一回路系统管道小破裂一回路系统管道小破裂n2 二回路系统蒸汽管道小破裂二回路系统蒸汽管道小破裂n3 燃料组件误装载燃料组件误装载n4 满功率运行时抽出一组控制棒组件满功率运行时抽出一组控制棒组件n5 全厂断电全厂断电(反应堆失去全部强迫流量反应堆失去全部强迫流量)n6 放射性废气、废液的事故释放放射性废气、废液的事故释放n7 蒸汽发生器单根传热管断裂事故蒸汽发生器单根传热管断裂事故 n1 一回路系统主管道大破裂一回路系统主管道大破裂n2 二回路系统蒸汽管道大破裂二回路系统蒸汽管道大破裂n3 蒸汽发生器多根传热管断裂蒸汽发生器多根传热管断裂n4 一台冷却剂泵转子卡死一台冷却剂泵转子卡死n5 燃料操作事故燃料操作事故n6 弹棒事故弹棒事故3.14 极限事故极限事故 3.2美国核管会（美国核管会（NRC））分类法分类法n二回路系统排热增加二回路系统排热增加n二回路系统排热减少二回路系统排热减少n反应堆冷却剂系统流量减少反应堆冷却剂系统流量减少n反应性和功能分布异常反应性和功能分布异常n反应堆冷却剂装量增加反应堆冷却剂装量增加n反应堆冷却剂装量减少反应堆冷却剂装量减少n系统或设备的放射性释放系统或设备的放射性释放n未能停堆的预计瞬变未能停堆的预计瞬变 3.21二回路系统排热增加初因事件二回路系统排热增加初因事件 n给水系统给水系统故障使给水温故障使给水温度降低度降低n给水系统给水系统故障使给水流故障使给水流量增加量增加n蒸汽压力调节器故障或蒸汽压力调节器故障或损坏使蒸汽流量增加损坏使蒸汽流量增加n误打开蒸汽发生器卸放误打开蒸汽发生器卸放阀或安全阀阀或安全阀n安全壳安全壳内、外各蒸汽管内、外各蒸汽管道破损道破损n n给水温度低给水温度低给水温度低给水温度低n n给水流量高给水流量高给水流量高给水流量高n n蒸汽流量增加蒸汽流量增加蒸汽流量增加蒸汽流量增加MSFW 3.22 二回路系统排热减少初因事件二回路系统排热减少初因事件 n蒸汽压力调节器故障或损坏使蒸汽流量减少蒸汽压力调节器故障或损坏使蒸汽流量减少n失去外部电负荷失去外部电负荷n气轮机气轮机跳闸跳闸(截止阀关闭截止阀关闭)n误管主蒸汽隔离阀误管主蒸汽隔离阀n凝汽器真空破坏凝汽器真空破坏n同时失去厂内外交流电源（全厂断电）同时失去厂内外交流电源（全厂断电）n失去正常给水流量失去正常给水流量n给水管道破裂给水管道破裂vv给水流量降低给水流量降低vv蒸汽流量减少蒸汽流量减少MSFW热阱丧失事故 3.23 反应堆冷却剂系统流量减少初因事件反应堆冷却剂系统流量减少初因事件 n一个或多个反应堆主一个或多个反应堆主泵停止运动泵停止运动n反应堆主泵轴卡死反应堆主泵轴卡死n反应堆主泵轴断裂反应堆主泵轴断裂n冷却剂流量降低失流事故 3.24 反应性和功能分布异常初因事件反应性和功能分布异常初因事件 n在次临界或低功率时，非可控抽出控制棒组件在次临界或低功率时，非可控抽出控制棒组件n在特定功率水平下非可控抽出控制棒组件在特定功率水平下非可控抽出控制棒组件n控制棒误操作控制棒误操作n启动一条未投入运行的反应堆冷却剂环路或在启动一条未投入运行的反应堆冷却剂环路或在不适当的温度下启动一条再循环环路不适当的温度下启动一条再循环环路n化容控制系统故障使冷却剂中硼浓度降低化容控制系统故障使冷却剂中硼浓度降低n在不适当的位置误装或操作一组燃料组件在不适当的位置误装或操作一组燃料组件n各种控制棒弹出事故各种控制棒弹出事故反应性引入事故n反应性增加、降低 3.25 反应堆冷却剂装量增加初因事件反应堆冷却剂装量增加初因事件 n功率运行时误操作应急堆芯冷却系统功率运行时误操作应急堆芯冷却系统–手动功能误动作手动功能误动作n化容系统化容系统故障使反应堆冷却剂装量增加故障使反应堆冷却剂装量增加–手动功能误动作手动功能误动作v意外注入 3.26 反应堆冷却剂装量减少初因事件反应堆冷却剂装量减少初因事件 n误打开稳压器安全阀误打开稳压器安全阀n贯穿安全壳一回路压力边界仪表或贯穿安全壳一回路压力边界仪表或其它线路系统的破裂其它线路系统的破裂n蒸发器传热管破裂蒸发器传热管破裂n反应堆冷却剂压力边界内各种管道反应堆冷却剂压力边界内各种管道破裂产生的失冷事故破裂产生的失冷事故n破口破口n阀门打开阀门打开失水事故 3.27 系统或设备的放射性释放初因事件系统或设备的放射性释放初因事件 n放射性气体废物系统泄漏或破损放射性气体废物系统泄漏或破损n放射性液体废物系统泄漏或破损放射性液体废物系统泄漏或破损n假想的液体储箱破损而产生的放射性释放假想的液体储箱破损而产生的放射性释放n设计基准燃料操作事故设计基准燃料操作事故n乏燃料储箱掉落事故乏燃料储箱掉落事故 3.28 未能停堆的预计瞬变初因事件未能停堆的预计瞬变初因事件 n误提出控制棒误提出控制棒n失去给水失去给水n失去电负荷失去电负荷n凝汽机真空破坏凝汽机真空破坏n失去电负荷失去电负荷n汽轮机跳闸汽轮机跳闸n主蒸汽管道隔离阀关闭主蒸汽管道隔离阀关闭未停堆＋未停堆＋xx事件事件 3.3国际核事件评价国际核事件评价尺度尺度（（INES：： International Nuclear Event Scale)级级级级 别别别别基基基基 准准准准评价例评价例评价例评价例场外影响场外影响场外影响场外影响场内影响场内影响场内影响场内影响纵深防御的恶化纵深防御的恶化纵深防御的恶化纵深防御的恶化事事事事 故故故故严重事故严重事故放射性物质大量向外部放出：以I131等价的数万mSv放射性物质的外部泄漏切尔诺贝利事故1986，前苏联大事故大事故放射性物质中等量向外部放出：以I131等价的数千～数万mSv放射性物质的外部泄漏伴有向外泄漏风险伴有向外泄漏风险的事故的事故放射性物质一定量向外部放出：以I131等价的数百～数千mSv放射性物质的外部泄漏堆芯或放射性屏蔽层重大损伤TMI事故1979，美国向外泄漏风险不大向外泄漏风险不大的事故的事故放射性物质少量放出：公众照射量超过法定限量的数mSv堆芯或放射性屏蔽层中等程度损伤/工作人员受到致死量的照射JCO临界事故1999，日本异常异常异常异常事件事件事件事件重大异常事件重大异常事件放射性物质极少量向外部放出：公众照射量超过法定限量十分之一场内受到严重的放射性污染/工作人员受到急性照射危害纵深防御丧失日本动燃固化装置火灾事故，1997异常事件异常事件安全上不重要的事件场内受到中等程度的放射性污染/工作人员受到超过年法定剂量的照射纵深防御在一定程度上恶化日本美滨核电站传热管破损事故，1991偏离正常偏离正常偏离运行限值范围日本滨冈核电站配管断裂事故，2001尺度尺度尺度尺度以下以下以下以下尺度以下尺度以下0＋ 对安全有一点影响0- 对安全没有影响的事件评价对象外评价对象外评价对象外评价对象外与安全性无关的事件 3.4 我国的核电站事故分类我国的核电站事故分类n正常运行正常运行n预计运行事件预计运行事件n事故工况（设计基准事故）事故工况（设计基准事故）n严重事故严重事故 。
