核反應(yīng)堆工程概論第8章

第八章：核反應(yīng)堆安全核反應(yīng)堆工程概論1第八章：核反應(yīng)堆安全一、核反應(yīng)堆安全的基本原則二、核反應(yīng)堆的安全系統(tǒng)三、確定論安全分析四、嚴(yán)重事故五、核反應(yīng)堆安全分析模型及程序六、概率安全評(píng)價(jià)法七、幾個(gè)概念2一、核反應(yīng)堆安全的基本原則1、核安全的目標(biāo)2、核反應(yīng)堆的安全原則3、核反應(yīng)堆的安全運(yùn)行與管理4、核安全法規(guī)及安全監(jiān)督31、核安全的目標(biāo)安全的總目標(biāo)：在核電廠里建立并維持一套有效的防護(hù)措施，以保證工作人員、居民及環(huán)境免遭放射性危害。輔助目標(biāo)：

輻射防護(hù)目標(biāo)：確保在正常運(yùn)行時(shí)核電廠及從核電廠釋放的放射性物質(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，還保證事故引起的輻射照射的程度得到緩解。

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(duì)于核電廠設(shè)計(jì)中考慮的所有事故，甚至對(duì)于哪些發(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；確保哪些會(huì)帶來嚴(yán)重放射性后果的嚴(yán)重事故發(fā)生的概率非常低。

核電廠的指標(biāo)：發(fā)生堆芯嚴(yán)重?fù)p壞事件的概率低于110－4/（堆.年），發(fā)生嚴(yán)重的放射性向環(huán)境釋放的概率低于110－5/（堆.年）。42、核反應(yīng)堆的安全原則

核反應(yīng)堆的最大特點(diǎn)之一是運(yùn)行時(shí)要產(chǎn)生大量放射性裂變物質(zhì)，反應(yīng)堆和一回路是個(gè)巨大的輻射源。核電廠的首要問題是無論在正常工況，或事故工況下，都能把這些放射性物質(zhì)安全地控制起來，確保工作人員與公眾的安全。核電站采用的安全性原則是：

縱深設(shè)防，多重屏障52.1、縱深設(shè)防

通常是通過三級(jí)安全防線的考慮來貫徹

第一級(jí)安全性考慮：要求在核電站的設(shè)計(jì)、建造和運(yùn)行中采用多種有效措施，把發(fā)生事故的幾率降到最小程度。

要求：反應(yīng)堆及動(dòng)力裝置的設(shè)計(jì)必須包括內(nèi)在的安全特性；系統(tǒng)對(duì)于損傷必須有最大的耐受性；設(shè)備必須有冗余度和可檢查性及運(yùn)行前整個(gè)工作壽期內(nèi)的可試驗(yàn)性。

冗余度：平行而獨(dú)立地采用兩個(gè)或兩個(gè)以上的類似部件或系統(tǒng)，一旦一個(gè)失敗也不會(huì)影響正常運(yùn)行。62.1、縱深設(shè)防

內(nèi)容：

反應(yīng)堆需要負(fù)的瞬時(shí)溫度系數(shù)與空泡份額

運(yùn)行條件下性能確實(shí)穩(wěn)定的材料，才允許作燃料、冷卻劑及與安全有關(guān)的結(jié)構(gòu)物

儀表控制系統(tǒng)必須滿足要求，有充分的冗余度

建造與設(shè)備安裝，按工程實(shí)踐的最高標(biāo)準(zhǔn)，必須有質(zhì)保

部件的設(shè)計(jì)、安裝能夠連續(xù)或定期檢測(cè)，允許對(duì)它們進(jìn)行定期試驗(yàn)72.1、縱深設(shè)防

第二級(jí)安全考慮：要求核電站必須設(shè)置可靠的安全保護(hù)系統(tǒng)。一旦發(fā)生事故，該系統(tǒng)能對(duì)人身與設(shè)備進(jìn)行安全保護(hù)，防止或減少事故的危害。

內(nèi)容：

反應(yīng)堆有兩套獨(dú)立的停堆系統(tǒng)

必須備有兩套獨(dú)立的電源。包括兩路分開的廠外電源、廠內(nèi)事故電源以及能夠快速啟動(dòng)且有一定冗余數(shù)量的柴油發(fā)電機(jī)組。此外還應(yīng)有為儀表供電的蓄電池直流電源82.1、縱深設(shè)防

第三級(jí)安全性考慮：要求在發(fā)生某些假想事故而一些保護(hù)系統(tǒng)又同時(shí)失效時(shí)，必須有另外的專設(shè)安全設(shè)施投入動(dòng)作。

例如：應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)（ECCS），以防止失水事故下燃料的熔化以及裂變產(chǎn)物的釋放。

根據(jù)三級(jí)安全性考慮的縱深設(shè)防原則，可以制定出一套通用的設(shè)計(jì)準(zhǔn)則，并對(duì)核電站的各種部件、系統(tǒng)建立起設(shè)計(jì)、制造、試驗(yàn)、運(yùn)行等各種安全規(guī)范。92.2、多重屏障

為了防止正常運(yùn)行或事故狀態(tài)下放射性物質(zhì)泄漏外逸，所有的反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計(jì)都采用多重屏障的概念。

第一重屏障：燃料芯塊裂變碎片射程很短（10－3cm）。除表面外，絕大部分裂變碎片包容在芯塊之中。氣態(tài)裂變產(chǎn)物如碘、氪和氙等核素，一部分會(huì)因擴(kuò)散而從燃料芯塊中逸出。第一重屏障大約能留住98％以上的放射性裂變產(chǎn)物。102.2、多重屏障

第二重屏障：燃料元件包殼管用鋯合金制成的燃料元件包殼管，可以防止氣體裂變產(chǎn)物以及裂變碎片進(jìn)一步外逸。對(duì)于高溫氣冷堆，燃料呈顆粒狀，每顆粒子都有熱介碳涂層包殼。壓水堆正常運(yùn)行時(shí)，數(shù)以萬計(jì)的燃料棒中可能會(huì)有少數(shù)幾根棒發(fā)生破裂，致使少量放射性物質(zhì)從第二重屏蔽泄漏。112.2、多重屏障

第三重屏障：壓力容器與一回路管道組成的壓力邊界流經(jīng)燃料元件的一次冷卻劑是被限制在壓力容器與一個(gè)或數(shù)個(gè)一回路環(huán)路內(nèi)流動(dòng)的，這個(gè)壓力容器與一回路管道，組成了又一道密封屏障，可進(jìn)一步防止放射性物質(zhì)外逸。后者包括從燃料棒泄漏出來的裂變產(chǎn)物，同時(shí)也包括冷卻劑中產(chǎn)生或進(jìn)入冷卻劑的活化物質(zhì)。在絕大多數(shù)反應(yīng)堆中，大部分放射性物質(zhì)可以通過冷卻劑凈化系統(tǒng)除去。122.2、多重屏障

第四重屏障：安全殼所有反應(yīng)堆都需安全地包容在安全殼殼體之內(nèi)，后者是防止放射性物質(zhì)向外環(huán)境擴(kuò)散的最后一道屏障。安全殼大體上一座頂上呈半球形的圓柱形密封建筑。直徑約30－40米，總高約60米。通常由厚1米的預(yù)應(yīng)力混凝土結(jié)構(gòu)制成，內(nèi)有厚約38毫米的鋼制襯套。整個(gè)一回路即壓力容器、穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器、主泵以及應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)的安全注水箱等全部包容在安全殼之中。132.3、安全設(shè)計(jì)的基本原則一般原則：采用行之有效的工藝和通用的設(shè)計(jì)標(biāo)準(zhǔn)，加強(qiáng)設(shè)計(jì)管理，在整個(gè)設(shè)計(jì)階段和任何設(shè)計(jì)變更中必須明確安全職責(zé)?；驹瓌t：?jiǎn)我还收蠝?zhǔn)則：滿足單一故障準(zhǔn)則的設(shè)備組合，在其任何部位發(fā)生單一隨機(jī)事故時(shí)，仍能保持所賦予的功能。多樣性原則：多樣性應(yīng)用于執(zhí)行同一功能的多重系統(tǒng)或部件，即通過多重系統(tǒng)或部件中引入不同屬性來提高系統(tǒng)的可靠性。142.3、安全設(shè)計(jì)的基本原則獨(dú)立性原則：為了提高系統(tǒng)的可靠性，防止發(fā)生共因故障或共模故障，系統(tǒng)設(shè)計(jì)中應(yīng)通過功能隔離或?qū)嶓w分隔，實(shí)現(xiàn)系統(tǒng)布置和設(shè)計(jì)的獨(dú)立性。故障安全原則：核電廠安全極為重要的系統(tǒng)和部件的設(shè)計(jì)，應(yīng)盡可能貫徹故障安全的原則。即核系統(tǒng)或部件發(fā)生故障時(shí)，電廠應(yīng)能在毋需任何觸發(fā)動(dòng)作的情況下進(jìn)入安全狀態(tài)。定期試驗(yàn)、維護(hù)、檢查的措施：運(yùn)行人員操作優(yōu)化的設(shè)計(jì)：（人因的影響）充分采用固有安全性的設(shè)計(jì)原則：153、核反應(yīng)堆的安全運(yùn)行與管理1986年切爾諾貝利核電廠事故的發(fā)生，引發(fā)了核安全文化概念的提出和發(fā)展。核安全文化的定義：核安全文化是存在于單位和個(gè)人中的種種特性和態(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。與核安全相比，核安全文化是一種意識(shí)形態(tài)。163、核反應(yīng)堆的安全運(yùn)行與管理173、核反應(yīng)堆的安全運(yùn)行與管理核安全文化作用于或表現(xiàn)在下面兩個(gè)領(lǐng)域

核電廠領(lǐng)導(dǎo)階層和國(guó)家政策方面：

他們必須通過自己的具體行為為每一個(gè)工作人員創(chuàng)造有益于核安全的工作環(huán)境，培養(yǎng)他們重視核安全的工作態(tài)度和責(zé)任心。領(lǐng)導(dǎo)層對(duì)核安全的參與必須是公開的，而且有明確的態(tài)度。

個(gè)體的行為：

必須有質(zhì)疑的探索工作態(tài)度、嚴(yán)謹(jǐn)?shù)墓ぷ鞣椒ㄒ约氨匾南嗷ソ涣鳌?/p>

只有各個(gè)層次的人在自己的崗位上盡職盡責(zé)，滿足核安全的要求，核安全文化才會(huì)得到發(fā)展和提高。

184、核安全法規(guī)及安全監(jiān)督國(guó)家核安全管理部門：國(guó)家核安全局（現(xiàn)隸屬國(guó)家環(huán)?？偩郑┏闪⒂?984年10月，由國(guó)務(wù)院授權(quán)，對(duì)全國(guó)的核設(shè)施安全實(shí)施統(tǒng)一的監(jiān)督，獨(dú)立地行使核安全監(jiān)督權(quán)。核安全法規(guī)：核安全法規(guī)包括由國(guó)家頒布的法律和行政法規(guī)，由核安全的要求保證監(jiān)管機(jī)構(gòu)頒發(fā)的部門規(guī)章、國(guó)家標(biāo)準(zhǔn)和導(dǎo)則以及由工業(yè)部門制定的行業(yè)標(biāo)準(zhǔn)等。194、核安全法規(guī)及安全監(jiān)督國(guó)務(wù)院頒發(fā)的行政法律：《中華人民共和國(guó)民用核設(shè)施安全監(jiān)督管理?xiàng)l例》（HAF0500）《中華人民共和國(guó)核材料管制條例》（HAF0600）國(guó)家核安全局制定了《中華人民共和國(guó)民用核設(shè)施安全監(jiān)督管理?xiàng)l例的實(shí)施細(xì)則》以及以下的安全法規(guī)：《核電廠的廠址選擇安全規(guī)定》（HAF0100）《核電廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定》（HAF0200）《核電廠運(yùn)行安全規(guī)定》（HAF0300）《核電廠質(zhì)量保證安全規(guī)定》（HAF0400）《核電廠放射性廢物管理安全規(guī)定》（HAF0500）《輻射防護(hù)規(guī)定》（GB8703－88）（國(guó)家環(huán)保局發(fā)布或批準(zhǔn)）《核電站環(huán)境輻射防護(hù)規(guī)定》（GB6249－86）（國(guó)家環(huán)保局發(fā)布或批準(zhǔn)）204、核安全法規(guī)及安全監(jiān)督核安全許可證制度根據(jù)《中華人民共和國(guó)民用核設(shè)施安全監(jiān)督管理?xiàng)l例》規(guī)定，我國(guó)已實(shí)行核設(shè)施安全許可證制度。由國(guó)家核安全局負(fù)責(zé)制定和批準(zhǔn)頒發(fā)核設(shè)施安全許可證。

核電廠的許可證按五個(gè)主要階段申請(qǐng)和頒發(fā)：?核電廠的選址定點(diǎn)?核電廠的建造?核電廠的調(diào)試?核電廠的運(yùn)行?核電廠的退役21二、核反應(yīng)堆的安全系統(tǒng)1、反應(yīng)堆的安全性2、反應(yīng)堆的安全功能3、專設(shè)安全設(shè)施221、反應(yīng)堆的安全性國(guó)際核能界認(rèn)為現(xiàn)有核電廠系統(tǒng)過于復(fù)雜，必須著力解決設(shè)計(jì)思想上的薄弱環(huán)節(jié)，提出應(yīng)以固有安全概念貫串于核電廠設(shè)計(jì)安全的新論點(diǎn)。

固有安全性定義：當(dāng)反應(yīng)堆出現(xiàn)異常工況時(shí)，不依靠人為操作或外部設(shè)備的強(qiáng)制性干預(yù)，只是由堆的自然安全性和非能動(dòng)的安全性，控制反應(yīng)堆或移出堆芯熱量，使反應(yīng)堆趨于正常運(yùn)行和安全停堆。

固有安全性包括四種安全性要素：

自然的安全性；非能動(dòng)的安全性；能動(dòng)的安全性；后備的安全性231、反應(yīng)堆的安全性

固有安全性包括四種安全性要素：

自然的安全性：只取決于內(nèi)在負(fù)反應(yīng)性系數(shù)、多普勒效應(yīng)、控制棒籍助重力落入堆芯等自然科學(xué)法則的安全性，事故時(shí)能控制反應(yīng)堆反應(yīng)性或自動(dòng)終止裂變，確保堆芯不熔化。

非能動(dòng)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(dòng)設(shè)備（無源設(shè)備）的安全性，即安全功能的實(shí)現(xiàn)毋需依賴外來的動(dòng)力。

能動(dòng)的安全性：必須依靠能動(dòng)設(shè)備（有源設(shè)備），即需由外部條件加以保證的安全性。

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)逸出的多重屏障提供的安全性保證。242、反應(yīng)堆的安全功能為確保反應(yīng)堆的安全，反應(yīng)堆所有的安全設(shè)施應(yīng)發(fā)揮以下特定的安全功能：有效地控制反應(yīng)性確保堆芯冷卻包容放射性產(chǎn)物反應(yīng)性控制緊急停堆控制功率控制補(bǔ)償控制252、反應(yīng)堆的安全功能確保堆芯冷卻正常運(yùn)行工況反應(yīng)堆停閉工況反應(yīng)堆事故工況包容放射性產(chǎn)物正常運(yùn)行時(shí)事故工況下263、專設(shè)安全設(shè)施目的是防止一回路失水事故或蒸汽管道破口等事故時(shí)，堆芯發(fā)生熔化以及放射性物質(zhì)向環(huán)境外逸擴(kuò)散。主要包括：安全注射系統(tǒng)或稱應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)安全殼噴淋系統(tǒng)安全殼隔離系統(tǒng)其他系統(tǒng)：安全殼消氫系統(tǒng)安全殼空氣凈化系統(tǒng)等等27三、確定論安全分析1、核反應(yīng)堆運(yùn)行工況與事故分類2、反應(yīng)性引入事故3、失流事故4、熱阱喪失事故5、蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故6、蒸汽管道破裂事故7、給水管道破裂事故8、冷卻劑喪失事故9、未能緊急停堆的預(yù)計(jì)瞬變281、核反應(yīng)堆運(yùn)行工況與事故分類正常運(yùn)行和運(yùn)行瞬變這類工況出現(xiàn)較頻繁，所以要求整個(gè)過程中無需停堆，只要依靠控制系統(tǒng)在反應(yīng)堆設(shè)計(jì)裕量范圍內(nèi)