反應(yīng)堆安全分析匯總課件

1、反應(yīng)堆安全分析匯總反應(yīng)堆安全分析匯總目 錄一 核電廠安全概述二 放射性與裂變產(chǎn)物三 反應(yīng)堆事故的環(huán)境后果四 核電廠事故分析五 概率風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)與超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故六 核電廠的審批和管理目 錄一 核電廠安全概述零 引言機(jī)動(dòng)車的使用給交通運(yùn)輸帶來極大的便利，同時(shí)也不可避免地會(huì)引發(fā)交通事故。 火力發(fā)電廠帶來電能的同時(shí)亦帶來由于SO2，CO2等氣體釋放造成的溫室效應(yīng)和酸雨。 “福兮禍所依，禍兮福所附” 0.1任何工業(yè)活動(dòng)在給人類帶來財(cái)富和各種利益的同時(shí)也會(huì)給人類帶來一定的危害零 引言0.1任何工業(yè)活動(dòng)在給人類帶來財(cái)富和各種利益的同核武器加劇人們的核恐懼心理 科學(xué)的本意在為人類謀取福利。不幸的是，在這個(gè)充滿斗爭(zhēng)

2、和混亂的世界上，原子核剛從實(shí)驗(yàn)室嶄露頭角的時(shí)候，就被人們拖進(jìn)了戰(zhàn)爭(zhēng)的深淵，敗壞了原子核能的聲譽(yù)。 廣島、長(zhǎng)崎原子彈的爆炸比基尼島的悲劇 核武器加劇人們的核恐懼心理廣島、長(zhǎng)崎原子彈的爆炸 核電站不會(huì)像原子彈爆炸，核燃料中的有效成分是鈾235，鈾235同樣也是原子彈中的核炸藥，那么核電站會(huì)不會(huì)像原子彈那樣爆炸呢？不必?fù)?dān)心，絕沒有這種可能性！核燃料中鈾235的含量約為3%，而核炸藥中鈾235含量高達(dá)90%以上。核燃料引不起核爆炸，正像啤酒和白酒都含有酒精，白酒因酒精含量高可以點(diǎn)燃，而啤酒則因酒精含量低卻不能點(diǎn)燃一樣。0.2白酒與啤酒 核電站不會(huì)像原子彈爆炸，核燃料中的有效成分是鈾0.2白酒與啤酒 在

3、設(shè)計(jì)上總是使反應(yīng)堆具有自穩(wěn)定特性，即當(dāng)核能意外釋放太快，堆芯溫度上升太高時(shí)，鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)就會(huì)自行減弱乃至停止。0.2白酒與啤酒 在設(shè)計(jì)上總是使反應(yīng)堆具有自穩(wěn)定特 原子彈是由高濃度的（大于93%）裂變物質(zhì)鈾235或钚239和復(fù)雜而精密的引爆系統(tǒng)所組成的。通過引爆系統(tǒng)把裂變物質(zhì)壓緊在一起，達(dá)到超臨界體積，于是瞬時(shí)形成劇烈的不受控制的鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)，在極短時(shí)間內(nèi)，釋放出巨大的核能，產(chǎn)生了核爆炸。0.3核電站與原子彈 原子彈是由高濃度的（大于93%）裂變物質(zhì)鈾235或0.3核電站與原子彈 0.3核電站與原子彈 1）壓攏型（“槍式”）：初始狀態(tài)為分開的兩部分（譬如說，兩半球），每一部分都次臨界（譬如說，4

4、0kg 235U)，然后用炸藥使兩部分很塊壓攏，達(dá)到高超臨界。2）壓緊型（“內(nèi)爆式”）：初始狀態(tài)為次臨界狀態(tài)的球（譬如說，常密度時(shí)30kg 的235U球），然后用炸藥從四周向內(nèi)爆壓，將鈾的密度很塊壓到兩倍以上，達(dá)到高超臨界，壓緊型用核燃料省，效率高。中心用中子點(diǎn)火器點(diǎn)火。1）壓攏型（“槍式”）：初始狀態(tài)為分開的兩部分（譬如說，兩半0.4和平利用核能石油面臨枯竭 溫室效應(yīng)的危害 煤對(duì)環(huán)境的污染 0.4和平利用核能石油面臨枯竭 而反應(yīng)堆的結(jié)構(gòu)和特性與原子彈完全不同，反應(yīng)堆大都采用低濃度裂變物質(zhì)作燃料，而且這些燃料都分散布置在反應(yīng)堆內(nèi)，在任何情況下，都不會(huì)像原子彈那樣將燃料壓緊在一起而發(fā)生核爆炸。

5、而且，反應(yīng)堆有各種安全控制手段，以實(shí)現(xiàn)受控的鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)。 而反應(yīng)堆的結(jié)構(gòu)和特性與原子彈完全不同，反應(yīng)堆大都0.5兩次重大核事故加強(qiáng)核能應(yīng)用的安全防范意識(shí)三里島核電站事故切爾諾貝利核電站事故 0.5兩次重大核事故加強(qiáng)核能應(yīng)用的安全防范意識(shí)三里島核電站事究竟哪一種能源系統(tǒng)對(duì)人類的健康造成的危險(xiǎn)性更大呢？ 回答這一問題不能只從其大小和外觀來看，必須用單位能量所造成的危險(xiǎn)即對(duì)人類健康造成的總危險(xiǎn)除以該能源系統(tǒng)產(chǎn)生的凈能量來衡量，同時(shí)還要考慮到全部能量的循環(huán)，如果僅僅計(jì)算和比較部分系統(tǒng)造成的危險(xiǎn)性是不能說明問題的。 0.6各種能源危險(xiǎn)性比較究竟哪一種能源系統(tǒng)對(duì)人類的健康造成的危險(xiǎn)性更大呢？0.6各反應(yīng)

6、堆安全分析匯總煤電鏈 在正常情況下排出SO2和NOx等對(duì)森林、 農(nóng)作物等有明顯影響 核電鏈 除切爾諾貝利事故外，未發(fā)現(xiàn)可察覺的影響。0.7核電是清潔的能源在我國(guó)，由于嚴(yán)重的環(huán)境污染和酸雨造成的經(jīng)濟(jì)損失平均每年就達(dá)370億美元,占GDP的5%， 對(duì)環(huán)境的影響煤電鏈 2.1104 m2 /(GWea) 核電鏈 1104 m2 /(GWea) 地表塌陷 煤電鏈1106 m2 /(GWea) 核電鏈1.6102 m2 /(GWea)。固體廢物占地面積核能是一種環(huán)境友好的綠色能源。煤電鏈 在正常情況下排出SO2和NOx等對(duì)森林、0.7我國(guó)煤電鏈溫室氣體排放系數(shù) (g-CO2/kWh) 4 CH4 N2O

7、 CO2 合計(jì) 開采 132.4 3.1 72.4 207.9 選煤 0.54 0.54 運(yùn)輸 6.24 6.24 自燃 2.7 65.2 67.9 電廠建設(shè) 1.32 1.32 供電運(yùn)行 40.4 978 1018.4 1302.3我國(guó)煤電鏈溫室氣體排放系數(shù) (g-CO2/kWh) 4我國(guó)核電鏈溫室氣體排放系數(shù)(g-CO2/kWh)5 建設(shè)期間 生產(chǎn)運(yùn)行期間 材料名稱 合計(jì) 合計(jì) 總計(jì) 水泥 3.14 3.5210-3 3.14 碳鋼 3.11 2.2010-1 3.33 不銹鋼 1.8610-1 1.4310-2 0.20（合金鋼） 銅 2.0710-1 0.21 鋁 2.1010-2 0

8、.02硝酸 8.3210-1 0.83工藝用煤 6.0210-2 8.5310-1 0.91 石灰 6.6310-5 9.4210-4 1.0110-3 火電 4.8710-3 5.06 5.06合計(jì) 6.726 6.85 13.71我國(guó)核電鏈溫室氣體排放系數(shù)(g-CO2/kWh)5不同能源鏈溫室氣體排放系數(shù)（等效碳(g)/kWh） 90年代技術(shù) 新技術(shù) 最大 最小 褐煤 336 261 228（20052020技術(shù)）煤 357 264 206（20052020）石油 246 219 149（20052020）太陽能 76.4 27.3 8.2 （20102020）水力 64.4 1.1 生物

9、質(zhì) 16.6 8.4風(fēng) 13.1 2.5核 5.7 2.5 不同能源鏈溫室氣體排放系數(shù)（等效碳(g)/kWh）煤中放射性活度232Th235U Bq/kg226Ra Bq/kg232Th Bq/kg全國(guó)563932湖南53141.627.4關(guān)于放射性煤中放射性活度235U Bq/kg226Ra Bq/kg23石煤電廠和核電廠產(chǎn)生的集體劑量石煤益陽泥江 電站4.3102人Sv/a浙江安仁電廠3.6103人Sv/a核電站1人Sv/a石煤電廠和核電廠產(chǎn)生的集體劑量石煤益陽泥江 電站4.31全國(guó)煤礦石煤放射性含量分布省份238U含量， Bq/kg平均值236Ra含量，Bq/kg平均值232Th含量，

10、Bq/kg平均值湖北23152042.6657.5湖南40270115.8江西11781561.828安徽651.3839.110.4浙江14081293.635全2全國(guó)煤礦石煤放射性含量分布省份238U含量， Bq/kg23輻射照射 煤電鏈420人Sv/(Gwea) 核電鏈為8.39人Sv/(Gwea) 煤電鏈約為核電鏈的50倍 非輻射 健康危害評(píng)價(jià)方法 煤電鏈為12人/(Gwea) 核電鏈為0.67人/(Gwea) 煤電鏈比核電鏈高1個(gè)數(shù)量級(jí) 如果綜合考慮電廠的化學(xué)和放射性污染物所產(chǎn)生的影響，以致癌危險(xiǎn)率表示的話，則核電站正常運(yùn)行工況下的排放的致癌危險(xiǎn)率只有3.4

11、10-8/(人.年) 。 比同等規(guī)?；痣姀S的影響低100倍對(duì)公眾健康的影響輻射照射 煤電鏈420人Sv/(Gwea) 如果綜合考慮核電站單位造價(jià)成本高的原因，主要是核電站本身特點(diǎn)造成的安全成本和質(zhì)量成本高， 相同功率火電廠的1.31.5倍 核電站運(yùn)行成本低的主要原因，是核電發(fā)電總成本中的燃料和運(yùn)行檢修費(fèi)用則明顯地低于常規(guī)燃煤燃油電廠。 發(fā)電成本卻只有火電廠的三分之二到三分之一 0.8核電是經(jīng)濟(jì)的能源 相同功率火電廠的1.31.5倍 核電站運(yùn)行成本低的主要原因0.8核電是經(jīng)濟(jì)的能源 一座1000MW的核電站，每年只需30噸左右的核燃料，而同功率的煤電站，每年需330萬噸的煤炭。發(fā)電站每度電的成本

12、包括建造投資費(fèi)、燃料循環(huán)費(fèi)及運(yùn)行維護(hù)費(fèi)。建造費(fèi)燃料費(fèi)核電站6070%30%煤電站2030%6070%0.8核電是經(jīng)濟(jì)的能源 一座1000MW的核電站，每年只需3 進(jìn)口電站 2000-1500美元KW-1自主設(shè)計(jì)建造： 秦山二期 1330美元KW-1 批量 下降 規(guī)模 技術(shù)進(jìn)步 進(jìn)口電站 2000-1500美元KW不同能源鏈的外部成本能源 成本 m歐元/千瓦時(shí) 煤 15 褐煤 10 油 12 氣 0.6 風(fēng) 2.2 水 2.2 核 0.4不同能源鏈的外部成本核電站同其他工業(yè)一樣，也存在著各種各樣的危險(xiǎn)。但它又有區(qū)別于其他工業(yè)的一些特點(diǎn)。 如在事故工況下，會(huì)伴隨有電離輻射和放射性物質(zhì)的釋放。而這種

13、輻射只能通過特定的儀器才能檢測(cè)到，因而給人們帶來極大的心理恐慌。 如何減少和減輕由于這種輻照對(duì)工作人員、居民和環(huán)境造成的危害就形成了一種區(qū)別于常規(guī)工業(yè)安全的特殊安全問題，我們稱之為核安全。 核電站同其他工業(yè)一樣，也存在著各種各樣的危險(xiǎn)。但它又有區(qū)核電站同其他工業(yè)一樣，也存在著各種各樣的危險(xiǎn)。但它又有區(qū)別于其他工業(yè)的一些特點(diǎn)。 為保證核安全，核電站采取一系列的安全措施，其中應(yīng)急計(jì)劃和準(zhǔn)備就是核電站核安全縱深防御的一個(gè)組成部分，是在核電站發(fā)生核事故時(shí)所采取的緊急應(yīng)付對(duì)策，以避免或減少放射性對(duì)人及環(huán)境的危害。 核電站同其他工業(yè)一樣，也存在著各種各樣的危險(xiǎn)。但它又有區(qū)別于。0.9核電是安全的能源固有安

14、全性負(fù)反應(yīng)性，多普勒效應(yīng)，非能動(dòng)安全專設(shè)安全設(shè)施安全注入系統(tǒng)，安全殼噴淋系統(tǒng)，輔助給水系統(tǒng)，安全殼隔離系統(tǒng)。0.9核電是安全的能源固有安全性 核電發(fā)展已有半個(gè)世紀(jì)的歷史 核電發(fā)展的第一階段： 實(shí)驗(yàn)示范階段 （50年代初60年代初） 1951年 美國(guó)首次實(shí)現(xiàn)利用核能發(fā)電(EBR-1) 1954年 前蘇聯(lián)第一座試驗(yàn)核電站并網(wǎng)發(fā)電1957年美國(guó)建成Shiping Port （PWR）1960年美國(guó)建成Dresden1（BWR）原型堆、示范堆0.10核電發(fā)展歷史與現(xiàn)狀 核電發(fā)展已有半個(gè)世紀(jì)的歷史 核電發(fā)展的第二階段： 高速發(fā)展階段 （60年代70年代） 大量建設(shè)核電站 積極發(fā)展多種堆型，包括快中子增殖

15、堆、高溫氣冷堆等這一時(shí)期基本形成了目前世界核電的格局第二代核電站商用動(dòng)力反應(yīng)堆0.10核電發(fā)展歷史與現(xiàn)狀核電發(fā)展的第二階段： 0.10核電發(fā)展歷史與現(xiàn)狀 核電發(fā)展的第三階段：遲滯發(fā)展階段。 大批核電站訂單被取消，新建核電站的數(shù)量明顯減少。一些國(guó)家取消核電發(fā)展計(jì)劃0.10核電發(fā)展歷史與現(xiàn)狀 核電發(fā)展的第三階段：遲滯發(fā)展階段。0.10核電發(fā)展歷史與現(xiàn) 核電現(xiàn)狀（2007年）在30個(gè)國(guó)家運(yùn)行436臺(tái)核 電機(jī)組，總裝機(jī)369.16GWe,建設(shè)中機(jī)組29臺(tái)，裝機(jī)22.603GWe。核電占電力生產(chǎn)16%，僅次于化石燃料和水電 輕水堆核電站占92%重水堆核電站占4%,氣冷堆占4。0.10核電發(fā)展歷史與現(xiàn)狀

16、核電現(xiàn)狀（2007年）0.10核電發(fā)展歷史與現(xiàn)狀過去20年中核能遲滯發(fā)展的原因： 經(jīng)濟(jì)增長(zhǎng)放慢，能源需求增 長(zhǎng)幅度明顯下降。 兩次核事故的影響。1979年美國(guó)三哩島事故（5級(jí)核事故），1986年切爾諾貝利事故（7級(jí)核事故）。兩次重大反應(yīng)堆事故打擊了投資者的信心，造成了公眾對(duì)核電站安全的不信任 90年代以后，工業(yè)化對(duì)環(huán)境和生態(tài)的負(fù)面影響日益凸現(xiàn)，環(huán)保主義浪潮高漲，可持續(xù)發(fā)展的觀念深入人心，在公眾的反對(duì)浪潮中，核能首當(dāng)其沖 。 0.11核電發(fā)展歷史與現(xiàn)狀過去20年中核能遲滯發(fā)展的原因：0.11核電發(fā)展歷史與現(xiàn)狀雖然從80年代后期開始，核電進(jìn)入了遲滯發(fā)展的時(shí)期，但先進(jìn)反應(yīng)堆技術(shù)的發(fā)展并未停止?jié)u進(jìn)型（

17、第三代)反應(yīng)堆： 反應(yīng)堆堆芯熔化概率從103104/堆年下降到 105/堆年 反應(yīng)堆壽期從40年延長(zhǎng)到60年 換料周期從12個(gè)月延長(zhǎng)到24個(gè)月 計(jì)劃停堆次數(shù)少于1次/年 PWR AP1000， EPR，ABWR0.11核電發(fā)展歷史與現(xiàn)狀雖然從80年代后期開始，核電進(jìn)入了遲滯發(fā)展的時(shí)期，但先進(jìn)反應(yīng)0.12壓水堆電站運(yùn)行原理 0.12壓水堆電站運(yùn)行原理 0.12壓水堆電站運(yùn)行原理 壓水堆核燃料是由235U富集度為2% 4%的UO2組成，用壓力為15.5MPa（絕對(duì)壓力），溫度約300的普通水(輕水)作為冷卻劑,水在堆芯內(nèi)不發(fā)生沸騰，所以叫做壓水反應(yīng)堆。 一回路系統(tǒng)基本是封閉系統(tǒng)。冷卻劑由主泵進(jìn)行輸

18、送，經(jīng)反應(yīng)堆吸收核裂變能溫度增加后進(jìn)入蒸汽發(fā)生器里面的傳熱管，冷卻劑在傳熱管內(nèi)流動(dòng)把熱量傳給在管外流動(dòng)的二回路水，二回路水吸熱變成蒸汽進(jìn)入汽輪發(fā)電機(jī)組。冷卻劑放出熱量后，溫度降低，再由主泵送回到堆芯內(nèi)吸熱。如此反復(fù)循環(huán)，核裂變能就不斷被帶出堆外。 0.12壓水堆電站運(yùn)行原理 壓水堆核燃料是由235U富 一回路系統(tǒng)集中布置在一個(gè)圓筒形混凝土建筑物內(nèi)，此建筑物稱為安全殼，是防止放射性外泄的安全屏障之一。 冷卻劑壓力由穩(wěn)壓器控制，基本保持不變。工作時(shí)，穩(wěn)壓器上半部為蒸汽，下半部為水，直接和冷卻劑連通。當(dāng)壓力升高時(shí)，向穩(wěn)壓器汽空間噴入溫度較低的一回路水，使蒸汽凝結(jié)，造成壓力回降；當(dāng)壓力降低時(shí)，穩(wěn)壓器水

19、空間中的電加熱器通電，加熱穩(wěn)壓器里面的水使其蒸發(fā)成汽，造成壓力回升。 一回路系統(tǒng)集中布置在一個(gè)圓筒形混凝土建筑物內(nèi)，此建筑 二回路系統(tǒng)由汽輪發(fā)電機(jī)組、冷凝器、凝結(jié)水泵、主給水泵、給水加熱器、汽水分離再熱器及相應(yīng)管道等組成。二回路系統(tǒng)與普通常規(guī)火電廠的相應(yīng)系統(tǒng)和工作原理大體一樣，所以又稱為常規(guī)島。 一回路蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生的高溫高壓蒸汽進(jìn)入汽輪機(jī)膨脹作功，將蒸氣熱能轉(zhuǎn)換為汽輪機(jī)轉(zhuǎn)子動(dòng)能，汽輪機(jī)轉(zhuǎn)子帶動(dòng)發(fā)電機(jī)發(fā)電，將動(dòng)能轉(zhuǎn)換為電能。做完功的蒸汽進(jìn)入冷凝器被海水冷凝為水后，經(jīng)加熱、除氧后由給水泵送回蒸汽發(fā)生器繼續(xù)吸收一回路冷卻劑的熱量產(chǎn)生蒸汽，如此周而復(fù)始，最終完成核能轉(zhuǎn)換成電能的過程。 二回路系統(tǒng)由汽

20、輪發(fā)電機(jī)組、冷凝器、凝結(jié)水泵、主給水泵蒸汽發(fā)生器高壓缸汽水分離再熱器低壓缸冷凝器低壓加熱器除氧器高壓加熱器凝結(jié)水泵主給水泵蒸汽發(fā)生器高壓缸汽水分離再熱器低壓缸冷凝器低壓加熱器除氧器高大亞灣核電站汽輪發(fā)電機(jī)組大亞灣核電站汽輪發(fā)電機(jī)組除氧器水箱外型除氧器水箱外型發(fā)電機(jī)轉(zhuǎn)子發(fā)電機(jī)轉(zhuǎn)子發(fā)電機(jī)內(nèi)定子發(fā)電機(jī)內(nèi)定子發(fā)電機(jī)外定子發(fā)電機(jī)外定子反應(yīng)堆安全分析匯總0.13核電站存在的特殊問題 最主要的特點(diǎn)就是存在放射性問題。 核反應(yīng)堆在運(yùn)行過程中，235U原子核被中子轟擊進(jìn)行裂變釋放出核能的同時(shí)，其自身因裂變而變成不同種類的原子核稱為裂變產(chǎn)物。絕大部分裂變產(chǎn)物及其衰變產(chǎn)物都具有放射性，此類放射性核素達(dá)200種以上，

21、一部分則是長(zhǎng)壽命（其半衰期達(dá)十年至上百年）的放射性核素0.13核電站存在的特殊問題 最主要的特點(diǎn)就是存在放射性問題0.13核電站存在的特殊問題 對(duì)一臺(tái)90萬千瓦容量壓水堆機(jī)組，堆芯內(nèi)大約裝有80多噸的核燃料，可以說，核反應(yīng)堆是一個(gè)很強(qiáng)的輻射源。若核電站在運(yùn)行及停閉期間因意外（如人因、設(shè)備原因等）而出現(xiàn)核泄漏，就會(huì)對(duì)人及周圍環(huán)境帶來很大的危害。1986年前蘇聯(lián)切爾諾貝利核事故造成電站周圍30公里范圍內(nèi)嚴(yán)重放射性污染，至今還留有后遺后果。 0.13核電站存在的特殊問題 對(duì)一臺(tái)90萬千瓦容量壓水堆機(jī)組原子核裂變釋放的能量，要比任何一種化學(xué)反應(yīng)釋放的能量都大數(shù)百萬倍。原子核裂變反應(yīng)速度快。 核燃料具有

22、強(qiáng)放射性。 高效危險(xiǎn)！核燃料的上述特性，要求核電站在建造和運(yùn)行過程中都必須保證核裂變反應(yīng)、放射性和放射性物質(zhì)始終處于可控狀態(tài)。 0.14核燃料的特性 危險(xiǎn)！核燃料的上述特0.14核燃料的特性 反應(yīng)性控制 放射性輻射防護(hù) 反應(yīng)堆堆芯余熱的導(dǎo)出 工藝放射性廢物處置 安全三道屏障停堆！環(huán)保！0.14核電站固有的特殊性 安全三道屏障停堆！環(huán)保！0.14核電站固有的特殊性 一、核反應(yīng)堆安全 概 述 核電是可靠、安全、經(jīng)濟(jì)的替代能源。 核電不同于其他能源技術(shù)，具有潛在的放射性危險(xiǎn)，從核電發(fā)展的初期開始，核能界一直把安全問題置于首位。核電廠經(jīng)歷主要階段：選址、設(shè)計(jì)、建造、安裝、調(diào)試、運(yùn)行、維護(hù)、退役。 核電

23、是一門高技術(shù)、為確保安全，必須經(jīng)過實(shí)踐經(jīng)驗(yàn)的行之有效的工程技術(shù)。目前幾種核電機(jī)組：壓水堆，沸水堆，壓管式重水堆，氣冷堆，石墨水冷堆等幾種堆型。1、基本概念及定義一、核反應(yīng)堆安全 概 述 核電是可靠、安全、經(jīng)濟(jì)的替代世界上已運(yùn)行的反應(yīng)堆按照它們的用途，大致可分為研究堆、生產(chǎn)堆和動(dòng)力堆三類。由于動(dòng)力堆能利用核燃料裂變釋放出來的巨大熱能發(fā)電、直接供熱或推動(dòng)各種機(jī)械轉(zhuǎn)動(dòng)，為人類開辟了新的能源，因此它在全世界范圍內(nèi)得到了迅速的發(fā)展。從三十多年的核能發(fā)展史中人們已認(rèn)識(shí)到它是最有競(jìng)爭(zhēng)力的能源之一。核電站的燃料運(yùn)輸量小，發(fā)電成本低，對(duì)環(huán)境保護(hù)有利。當(dāng)然，裝備有核動(dòng)力堆的核電站，有較大的潛在危險(xiǎn)性。正是由于這一

24、點(diǎn)，人們對(duì)動(dòng)力反應(yīng)堆的安全就比對(duì)別的類型反應(yīng)堆的安全給予更多的研究和重視。 1.1核反應(yīng)堆安全的概念 ：世界上已運(yùn)行的反應(yīng)堆按照它們的用途，大致可分為研究堆、生產(chǎn)堆1在正常運(yùn)行情況下，反應(yīng)堆廠房外的放射性輻射以及向外排放的液態(tài)和氣態(tài)放射性廢物，對(duì)反應(yīng)堆工作人員和周圍居民造成的放射性輻照，應(yīng)該小于規(guī)范規(guī)定的允許水平。2在事故情況下，不論事故是內(nèi)部原因(如系統(tǒng)或設(shè)備的故障)或者外部原因(如飛機(jī)墜落、地震等)引起的，反應(yīng)堆的保護(hù)系統(tǒng)及專設(shè)安全設(shè)施都必須能及時(shí)投入工作，確保堆芯安全、限制事故發(fā)展、減少設(shè)備的損壞，防止大量放射性物質(zhì)泄漏到周圍環(huán)境中去。 反應(yīng)堆安全性的含義是指對(duì)工作人員和周圍居民的健康與

25、安全有切實(shí)可靠的保證，即應(yīng)做到： 反應(yīng)堆安全性的含義是指對(duì)工作人員和周圍居民的健康與安全有切 與一般工業(yè)裝置相比，反應(yīng)堆的危險(xiǎn)性在于核裂變過程中除了釋放巨大的能量以外，還伴隨著大量放射性物質(zhì)的生成。還伴隨著大量放射性物質(zhì)的生成。 一般說，在平衡循環(huán)壽期末反應(yīng)堆每1瓦熱功率所相應(yīng)的裂變產(chǎn)物的放射性約為2.7*1010貝可。在裂變產(chǎn)物中，有容易從二氧化鈾芯塊中逸出的稀有氣體氪(Kr)，氙（Xe）以及易溶解于水的鹵族。 1.2核反應(yīng)堆安全特征 ： 強(qiáng)放射性 與一般工業(yè)裝置相比，反應(yīng)堆的危險(xiǎn)性在于核裂變?cè)谝蛔姽β蕿閘00萬千瓦的反應(yīng)堆內(nèi)，裂變產(chǎn)物放射性將高達(dá)l020貝可。但是，98以上的放射性裂變產(chǎn)

26、物可保留在二氧化鈾陶瓷芯塊內(nèi)，只有不到2的氪，氙和碘等氣態(tài)放射性物質(zhì)擴(kuò)散在燃料芯塊和元件包殼之間的間隙內(nèi)，1.2核反應(yīng)堆安全特征 ： 強(qiáng)放射性在一座電功率為l00萬千瓦的反應(yīng)堆內(nèi)，裂變產(chǎn)物放射性將高反應(yīng)堆安全分析匯總反應(yīng)堆安全分析匯總 反應(yīng)堆一回路系統(tǒng)貯存有幾百立方米的高溫高壓冷卻劑水。一旦一回路管道破裂或設(shè)備出故障，大量高溫水會(huì)從破口噴射出來，迅速汽化。在這些水中帶有一定數(shù)量的放射性物質(zhì)。更為嚴(yán)重的是，由于冷卻劑不斷流失，堆芯水位下降，燃料元件得不到冷卻而逐漸融化。熔融堆芯的溫度可能高到足以燒穿壓力容器和安全殼底部，進(jìn)入基礎(chǔ)巖石層。高溫高壓水 反應(yīng)堆一回路系統(tǒng)貯存有幾百立方米的高溫高壓冷 在

27、壓水堆一回路系統(tǒng)中，無論冷卻劑溫度變化或容積波動(dòng)，都會(huì)引起一回路系統(tǒng)壓力的相應(yīng)變化。壓力過高將導(dǎo)致系統(tǒng)設(shè)備損壞；壓力過低則使堆芯局部沸騰，甚至出現(xiàn)容積沸騰。因此，既要防止超壓，又要防止壓力過低造成冷卻劑汽化。 高溫高壓水 在壓水堆一回路系統(tǒng)中，無論冷卻劑溫度變化或容積波動(dòng) 反應(yīng)堆停堆后，堆芯內(nèi)中子鍍式裂變反應(yīng)雖然中止，但是，裂變產(chǎn)物繼續(xù)發(fā)射和 射線，這些裂變產(chǎn)物的半衰期都較長(zhǎng)。射線在與周圍物質(zhì)的作用時(shí)迅速轉(zhuǎn)化為熱能，這就是衰變熱。 即使在停堆后幾個(gè)小時(shí)，衰變熱產(chǎn)生率仍然有額定功率的1%，如果不提供適當(dāng)?shù)睦鋮s，衰變熱引起的堆內(nèi)燃料元件過熱和包殼的破損，導(dǎo)致裂變產(chǎn)物的釋放。 核電廠的設(shè)計(jì)，建造和運(yùn)

28、行過程中，始終堅(jiān)持安全第一的原則。衰變熱 反應(yīng)堆停堆后，堆芯內(nèi)中子鍍式裂變反應(yīng)雖然中止，核電廠可能產(chǎn)生比設(shè)計(jì)功率高得多的功率，即：釋能可以是半無限的；裂變釋能過程同時(shí)伴有放射性輻射，因此運(yùn)行過程中需要屏蔽；停堆后仍有很強(qiáng)的剩余發(fā)熱，必須得保證停堆后長(zhǎng)期冷卻；生產(chǎn)過程中會(huì)產(chǎn)生大量的放射性廢物，必須妥善地加以處置。 1.3幾個(gè)特殊問題核電廠可能產(chǎn)生比設(shè)計(jì)功率高得多的功率，即：釋能可以是半無限 對(duì)壓水堆而言，與核電廠運(yùn)行有關(guān)的風(fēng)險(xiǎn)主要來自不可控的放射性核素釋放。產(chǎn)熱與熱排的不平衡，（超功率或冷卻不足）將強(qiáng)烈影響這種釋放。 核安全的基本目的：防止放射性核素的不可控釋放。 1.3幾個(gè)特殊問題 對(duì)壓水堆而

29、言，與核電廠運(yùn)行有關(guān)的風(fēng)險(xiǎn)主要來自不可對(duì)壓水堆而言，與核電廠運(yùn)行有關(guān)的風(fēng)險(xiǎn)：主要來自不可控的放射性核素釋放。產(chǎn)熱與熱排的不平衡，（超功率或冷卻不足）將強(qiáng)烈影響這種釋放。核安全的基本目的：防止放射性核素的不可控釋放。對(duì)壓水堆而言，與核電廠運(yùn)行有關(guān)的風(fēng)險(xiǎn)：主要來自不可控的放射性放射性核素來源主要來自裂變產(chǎn)物和錒系元素，即來自于燃料元件。核安全的基本策略就是防止燃料元件過熱，為此。設(shè)計(jì)與運(yùn)行中應(yīng)當(dāng)保證堆功率永遠(yuǎn)可控且堆芯是永遠(yuǎn)有充分的冷卻。 放射性核素來源主要來自裂變產(chǎn)物和錒系核安全的基本策略就是防止第一層：穩(wěn)妥的設(shè)計(jì)，高質(zhì)量的設(shè)備制造等第二層：正確的運(yùn)行控制（這一層做的好，可確保三道屏障的完整性）

30、第三層：專設(shè)安全設(shè)施和保護(hù)系統(tǒng)（防止事件演變成大事故，將放射性物質(zhì)滯留在安全殼內(nèi)第四層：防止安全殼失效的嚴(yán)重事故緩解措施第五層：應(yīng)急響應(yīng)行動(dòng)燃料芯塊燃料包殼第一道屏障一回路壓力邊界第二道屏障安全殼第三道屏障控制住輻射源防止或減小輻射危害不能控制輻射源，但通過對(duì)人的行為進(jìn)行干預(yù)來防止或減小輻射危害1.4 縱深防御原則：多道屏障，多層保護(hù)第一層：穩(wěn)妥的設(shè)計(jì)，高質(zhì)量的設(shè)備制造等燃料芯塊燃料包殼一回路 三重屏障 核燃料裂變時(shí)既產(chǎn)生巨大的能量，也產(chǎn)生大量的放射性裂變產(chǎn)物。為防止這些放射性產(chǎn)物外逸，核電站設(shè)置了三重屏障：（1）燃料包殼（2）一回路壓力邊界（3）安全殼 三重屏障 核燃料裂變時(shí)既產(chǎn)生巨大的能量

31、，也產(chǎn)生大量反應(yīng)堆安全分析匯總 燃料芯塊疊放裝在鋯合金管中，把管子封起來，組成燃料元件棒。鋯包殼管能夠把核燃料裂變產(chǎn)生的放射性物質(zhì)密封住。燃料包殼導(dǎo)致燃料棒包殼破壞有三種可能性 :1、燃料芯塊熔化 ,2、沸騰危機(jī) ,3、燃料芯塊 -包殼間的相互作用 燃料芯塊疊放裝在鋯合金管中，把管子封起來，組 未輻照過的二氧化鈾熔化溫度為 2800 .這個(gè)溫度隨著錮照每 10000 OMWd/tU 約降低 32 .當(dāng)考慮所有可能的輻照時(shí) , 溫度應(yīng)為 2700 .考慮到計(jì)算誤差 , 采用燃料芯部的溫度極限值為 2590 為了對(duì)熔化保持一定的裕度 , 對(duì)1和2類工況 , 采用的準(zhǔn)則如下 : 芯塊芯部的混度 22

32、60 . 線功率1.3沸騰危機(jī) 為保護(hù)燃料包殼 , 人們還力求避免出現(xiàn)沸騰危饑燃料芯塊 -包殼間的相互作用 當(dāng)功率變化時(shí) ( 從而溫度也變化 ), 燃料體受到機(jī)械應(yīng)力的作用 , 這是由于燃料包殼熱膨脹系數(shù)不同造成的 。極端情況下，將導(dǎo)致包殼爆裂。 包殼破裂的風(fēng)險(xiǎn)將達(dá)到不允的程度 :1、局部燃耗超過 8000MWd/tU2、最終的線功率超過 360W/cm 持續(xù)時(shí)間大于15min； 460W/cm 持續(xù)時(shí)間小于 15min 燃料芯塊 -包殼間的相互作用 當(dāng)功率變化時(shí) ( 從而溫一回路壓力邊界 燃料包殼萬一破裂，放射性物質(zhì)漏到冷卻劑中，但仍然在密閉的一回路系統(tǒng)中。這個(gè)密閉的一回路系統(tǒng)又稱一回路壓力

33、邊界，主要包括壁厚為200mm左右的壓力容器和不銹鋼管。主泵軸封和蒸汽發(fā)生器的倒U型管也是它的一部分。一回路壓力邊界 燃料包殼萬一破裂，放射性物質(zhì)漏到冷卻反應(yīng)堆安全分析匯總 在第 1 類工 況 , 調(diào)節(jié)系統(tǒng)使穩(wěn)莊都的壓力保持在額定值 (155bar) 附近 , 在第 2 類工況 , 應(yīng)檢驗(yàn)一回路的任何點(diǎn)壓力不超過設(shè)計(jì)壓力 (171.3bar), 并且穩(wěn)壓器沒有充滿水 ; 因?yàn)?，穩(wěn)壓器的閥門在充水時(shí)動(dòng)作可能損壞閥門并阻礙其回座 .還應(yīng)當(dāng)避免穩(wěn) 壓器卸壓箱 (RDP) 膜片破裂 , 在第 3 類和工況 4 類工況 ( 除了一回路破裂以外 ), 應(yīng)當(dāng)保持回路的完整性 , 為此 , 應(yīng)檢驗(yàn)一回路最大壓

34、頭部位 ( 主泵出口 ) 的壓力不越過設(shè)計(jì)壓力的 1.1 倍 (188.4bar）一回路完整性 在第 1 類工 況 , 調(diào)節(jié)系統(tǒng)使穩(wěn)莊都的壓力保安全殼安全殼安全殼的完整性 如果安全殼的壓力不超過設(shè)計(jì)壓力值（5bar），其完整性就可以得到保證。 事故的五個(gè)來源：1、貯能；2、核瞬變能；3、衰變熱；4、化學(xué)反應(yīng)能；5、與廠址有關(guān)的能量安全殼的完整性 如果安全殼的壓力不超過設(shè)計(jì)壓力值（5b 貯能是指事故發(fā)生時(shí)貯存在燃料、冷卻劑和一回劑系統(tǒng)其他部件中的顯熱和潛熱 . 核瞬變能是因核偏差造成反應(yīng)堆事故時(shí)裂變產(chǎn)生的瞬時(shí)熱能 . 衰變能是事故發(fā)生時(shí)堆芯內(nèi)裂變產(chǎn)物和鋼系元素連續(xù)產(chǎn)生的熱能 . 放熱化學(xué)反應(yīng)也是

35、一種潛在的事故原因 . 與廠址有關(guān)的能量是指一些人為事故及核電廠外部發(fā)生的自然力量 . 貯能是指事故發(fā)生時(shí)貯存在燃料、冷卻劑和一回劑系統(tǒng)其1.5 放射性釋放后的輻射影響和防護(hù)措施1.5 放射性釋放后的輻射影響和防護(hù)措施1.6 照射途徑外照射空氣中污染物 煙云直接照射沉積在地面上物質(zhì)地面沉積照射安全殼 核設(shè)施直接照射（可忽略）落在人體上的物質(zhì)體表污染后的直接照射1.6 照射途徑外照射空氣中污染物 1.6 照射途徑內(nèi)照射吸入污染空氣 吸入地面再懸浮物直接食入被污染物間接食入被污染物體表污染物從傷口滲透體表污染內(nèi)照射吸入內(nèi)照射食入內(nèi)照射1.6 照射途徑吸入污染空氣 吸入內(nèi)照1.7 放射性釋放后的輻射

36、影響和防護(hù)措施碘，惰性氣體等沖洗，沉降吸入食入1.7 放射性釋放后的輻射影響和防護(hù)措施碘，惰性氣體等沖洗，基礎(chǔ)知識(shí)照射后的健康影響確定性健康效應(yīng)早期、有閾值、嚴(yán)重程度與劑量成正比如：早期死亡、皮膚疾病等隨機(jī)性健康效應(yīng)有潛伏期、無閾值、發(fā)生率與集體劑量成正比如：緩發(fā)癌癥、遺傳疾病基礎(chǔ)知識(shí)照射后的健康影響確定性健康效應(yīng)早期、有閾值、嚴(yán)控制事故的發(fā)展，使事故機(jī)組盡快恢復(fù)安全狀態(tài)；劃分事故應(yīng)急狀態(tài)的級(jí)別；進(jìn)入事故應(yīng)急狀態(tài)后，能迅速啟動(dòng)一套應(yīng)急狀態(tài)下的組織機(jī)構(gòu)；通報(bào)場(chǎng)外機(jī)構(gòu)和上級(jí)；保障電廠和電廠人員的安全；消除或減少事故后果，限制放射性物質(zhì)釋放；評(píng)估和監(jiān)測(cè)場(chǎng)內(nèi)外環(huán)境放射性的影響；為場(chǎng)外提供事故現(xiàn)狀數(shù)據(jù)和

37、預(yù)測(cè)事故發(fā)展；為場(chǎng)外采取防護(hù)措施提供建議。1.8 場(chǎng)內(nèi)應(yīng)急計(jì)劃的主要任務(wù)：1.8 場(chǎng)內(nèi)應(yīng)急計(jì)劃的主要任務(wù)：1.9 事故及應(yīng)急實(shí)例切爾諾貝利核事故時(shí)間：1986年4月26日堆型：石墨沸水堆（石墨作慢化劑，輕水作冷卻劑），堆芯熱功率3200MW設(shè)計(jì)弱點(diǎn)：滿功率下，功率反應(yīng)性系數(shù)為負(fù)的；低于20%FP下，功率反應(yīng)性系數(shù)變?yōu)檎?.9 事故及應(yīng)急實(shí)例切爾諾貝利核事故時(shí)間：1986年4月2事故：發(fā)電機(jī)試驗(yàn)，在熱功率降至200MWt，仍在試驗(yàn)，堆芯全面出現(xiàn)正反應(yīng)性，功率急劇上升，4秒鐘內(nèi)，功率達(dá)到額定功率的100倍，引起爆炸，掀開1000噸重的反應(yīng)堆蓋板，并切斷所有冷卻管道，2-3秒后，再次爆炸，堆芯碎片

38、噴出，由于空氣進(jìn)入，引起石墨的燃燒。1.9 事故及應(yīng)急實(shí)例切爾諾貝利核事故事故：發(fā)電機(jī)試驗(yàn)，在熱功率降至200MWt，仍在試驗(yàn)，堆芯全結(jié)果：釋放持續(xù)了10天，第1天釋放了總釋放量的25%，總共釋放了： Xe-133 6500PBq I-131 1760PBq Cs-137 85PBq Te-132 1150PBq急性效應(yīng)： 3人死于爆炸、燒傷和血栓癥 28人死于急性照射 237人確診為患有急性輻射綜合癥長(zhǎng)期效應(yīng)：未有詳細(xì)報(bào)道，估計(jì)甲狀腺癌發(fā)病率增加 1.9 事故及應(yīng)急實(shí)例切爾諾貝利核事故結(jié)果：釋放持續(xù)了10天，第1天釋放了總釋放量的25%，總共釋應(yīng)急4月26日1：23 事故4月26日早晨：通知

39、居民留在室內(nèi)，關(guān)閉門窗（隱蔽）， 發(fā)放碘片（540萬居民）4月26日深夜：輻射水平上升，如不撤離，其后將受到 大劑量照射，因此：4月27日早晨：開始撤離，共撤離了30km范圍內(nèi)的 11萬5000人（全身去污）5km范圍內(nèi)禁止進(jìn)入，7000平方公里范圍內(nèi)反復(fù)去污，禁止食用相當(dāng)大范圍內(nèi)所產(chǎn)牛奶和其他食品。1.9 事故及應(yīng)急實(shí)例切爾諾貝利核事故應(yīng)急4月26日1：23 事故1.9 事故及應(yīng)急實(shí)例切爾諾1、 冗余度： 定義:完成安全功能的系統(tǒng)采用多個(gè)同樣類型的系統(tǒng)連接起來，用以防止在某一個(gè)系統(tǒng)失效后余下的系統(tǒng)能夠保證其安全功能。 出發(fā)點(diǎn)：可靠性保證，單一故障準(zhǔn)則的要求； 2、多樣性： 定義：采用兩個(gè)或者

40、多個(gè)獨(dú)立的方法來完成同一個(gè)功能。 出發(fā)點(diǎn)：防止共模失效； 1.10 關(guān)于安全的三個(gè)基本概念：1、 冗余度：1.10 關(guān)于安全的三個(gè)基本概念：3、單一故障準(zhǔn)則： 定義：是某一個(gè)部件不能執(zhí)行其預(yù)定的安全功能的隨機(jī)故障，包括由該故障所引起的繼發(fā)故障使。作為設(shè)置一種冗余度的要求（最低要求），系統(tǒng)具有容忍發(fā)生一個(gè)隨機(jī)故障的能力。 出發(fā)點(diǎn)：為在安全上得到高度的可靠性，首先對(duì)保證安全的設(shè)備提出高質(zhì)量要求，另外對(duì)安全級(jí)設(shè)備采取多重設(shè)計(jì)。 1.10 關(guān)于安全的三個(gè)基本概念：3、單一故障準(zhǔn)則：1.10 關(guān)于安全的三個(gè)基本概念： 1.11 單一事故準(zhǔn)則及在事故分析中的應(yīng)用：1、安全系統(tǒng)應(yīng)該按照冗余度的原則設(shè)計(jì) 按其

41、功能，每個(gè)保護(hù)參數(shù)只要設(shè)置一個(gè)保護(hù)通道就夠，但是為了提高系統(tǒng)安全性，往往增設(shè)一個(gè)或者幾個(gè)功能完全一樣的冗余通道。每個(gè)通道彼此獨(dú)立，其中任一個(gè)通道故障并不影響其應(yīng)有的保護(hù)功能?！?取2”或“4取2”邏輯。 1.11 單一事故準(zhǔn)則及在事故分析中的應(yīng)用：1、安全 1.11 單一事故準(zhǔn)則及在事故分析中的應(yīng)用：2、保護(hù)參數(shù)的多樣性原則 針對(duì)反應(yīng)堆的每一種事故工況，設(shè)置幾個(gè)保護(hù)功能相同的保護(hù)參數(shù)，即使在某一個(gè)保護(hù)參數(shù)的全部保護(hù)通道同時(shí)失效的最壞情況下，仍然能夠確保反應(yīng)堆安全。 如：超核功率保護(hù)、超進(jìn)出口溫度保護(hù)和超功率溫差保護(hù)。從不同的角度出發(fā)，確保在事故工況下，不至于因DNBR ZrO2 + 2H2 +

42、 6400 KJ / Kg Zr 46，在弱火源下發(fā)生較慢速率燃燒。 13%, 在較強(qiáng)火源下發(fā)生強(qiáng)烈的爆炸。 在失水事故中,可能發(fā)生蒸汽與高溫下鋯合金中鋯發(fā)生反應(yīng),產(chǎn)生H2安全殼形成H2積累.當(dāng)H2濃度超過4%,可以引起氫爆.氫復(fù)合裝置,低濃度點(diǎn)火復(fù)合.(5)消氫和凈化:Zr + 2H2O = ZrO2 +3 核電廠運(yùn)行工況與事故分類1970年美國(guó)標(biāo)準(zhǔn)協(xié)會(huì)（ANSI）分類法1975年美國(guó)核管會(huì)（NRC）輕水堆核電廠安全分析報(bào)告標(biāo)準(zhǔn)格式和內(nèi)容（第二次修訂版）47種典型始發(fā)事件1992年IAEA國(guó)際核事件評(píng)價(jià)尺度（INES)我國(guó)的核電廠事故分類核電廠嚴(yán)重事故3 核電廠運(yùn)行工況與事故分類1970年美

43、國(guó)標(biāo)準(zhǔn)協(xié)會(huì)（ANSI3.1美國(guó)標(biāo)準(zhǔn)協(xié)會(huì)（ANSI）分類法正常運(yùn)行和運(yùn)行瞬態(tài)中等頻率事件（預(yù)期運(yùn)行事件）稀有事故極限事故（假想事故）出現(xiàn)較頻繁要求無需停堆依靠控制系統(tǒng)調(diào)節(jié)，回到穩(wěn)定狀態(tài)在整個(gè)運(yùn)行壽期內(nèi)，一般極少發(fā)生，概率10-4 2x10-2 /堆年需要投入專設(shè)安全設(shè)施運(yùn)行壽期內(nèi)發(fā)生一次或數(shù)次偏離正常運(yùn)行的所有過程要求只可能迫使停堆，不會(huì)造成燃料損壞或一、二回路超壓只要保護(hù)系統(tǒng)正常運(yùn)行，不會(huì)導(dǎo)致事故工況發(fā)生概率10-6 2x10-4 /堆年會(huì)釋放出大量放射性物質(zhì)設(shè)計(jì)中必須加于考慮專設(shè)安全設(shè)施必須保證一回路壓力邊界的完整性3 核電廠運(yùn)行工況與事故分類3.1美國(guó)標(biāo)準(zhǔn)協(xié)會(huì)（ANSI）分類法正常運(yùn)行和運(yùn)

44、行瞬態(tài)出現(xiàn)較3.11正常運(yùn)行和運(yùn)行瞬態(tài)核電廠的正常啟動(dòng)、停閉和穩(wěn)態(tài)運(yùn)行帶有偏差的極限運(yùn)行運(yùn)行瞬變3.11正常運(yùn)行和運(yùn)行瞬態(tài)核電廠的正常啟動(dòng)、停閉和穩(wěn)態(tài)運(yùn)行3.12中等頻率事件（預(yù)期運(yùn)行事件）1 堆啟動(dòng)時(shí)，控制棒組件不可控地抽出2 滿功率運(yùn)行時(shí)，控制棒組件不可控地抽出3 控制棒組件落棒4 硼失控稀釋5 部分失去冷卻劑流量6 失去正常給水7 給水溫度降低8 負(fù)荷過份增加9 隔離環(huán)路再啟動(dòng)3.12中等頻率事件（預(yù)期運(yùn)行事件）1 堆啟動(dòng)時(shí)，控制棒組件3.12 中等頻率事件（預(yù)期運(yùn)行事件）10 甩負(fù)荷11 失去外電源12 一回路卸壓13 主蒸汽系統(tǒng)卸壓14 滿功率運(yùn)行時(shí)，安全注射系統(tǒng)誤動(dòng)作 3.12 中

45、等頻率事件（預(yù)期運(yùn)行事件）10 甩負(fù)荷3.13稀有事故 1 一回路系統(tǒng)管道小破裂2 二回路系統(tǒng)蒸汽管道小破裂3 燃料組件誤裝載4 滿功率運(yùn)行時(shí)抽出一組控制棒組件5 全廠斷電(反應(yīng)堆失去全部強(qiáng)迫流量)6 放射性廢氣、廢液的事故釋放7 蒸汽發(fā)生器單根傳熱管斷裂事故 3.13稀有事故 1 一回路系統(tǒng)管道小破裂1 一回路系統(tǒng)主管道大破裂2 二回路系統(tǒng)蒸汽管道大破裂3 蒸汽發(fā)生器多根傳熱管斷裂4 一臺(tái)冷卻劑泵轉(zhuǎn)子卡死5 燃料操作事故6 彈棒事故3.14 極限事故 1 一回路系統(tǒng)主管道大破裂3.14 極限事故 3.2美國(guó)核管會(huì)（NRC）分類法二回路系統(tǒng)排熱增加二回路系統(tǒng)排熱減少反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)流量減少反應(yīng)

46、性和功能分布異常反應(yīng)堆冷卻劑裝量增加反應(yīng)堆冷卻劑裝量減少系統(tǒng)或設(shè)備的放射性釋放未能停堆的預(yù)計(jì)瞬變3.2美國(guó)核管會(huì)（NRC）分類法二回路系統(tǒng)排熱增加3.21二回路系統(tǒng)排熱增加初因事件 給水系統(tǒng)故障使給水溫度降低給水系統(tǒng)故障使給水流量增加蒸汽壓力調(diào)節(jié)器故障或損壞使蒸汽流量增加誤打開蒸汽發(fā)生器卸放閥或安全閥安全殼內(nèi)、外各蒸汽管道破損給水溫度低給水流量高蒸汽流量增加MSFW3.21二回路系統(tǒng)排熱增加初因事件 給水系統(tǒng)故障使給水溫度降3.22 二回路系統(tǒng)排熱減少初因事件 蒸汽壓力調(diào)節(jié)器故障或損壞使蒸汽流量減少失去外部電負(fù)荷氣輪機(jī)跳閘(截止閥關(guān)閉)誤管主蒸汽隔離閥凝汽器真空破壞同時(shí)失去廠內(nèi)外交流電源（全廠斷電）失去正常給水流量給水管道破裂給水流量降低蒸汽流量減少M(fèi)SFW熱阱喪失事故3.22 二回路系統(tǒng)排熱減少初因事件 蒸汽壓力調(diào)節(jié)器故障或損3.23 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)流量減少初因事件 一個(gè)或多個(gè)反應(yīng)堆主泵停止運(yùn)動(dòng)反應(yīng)堆主泵