反应堆安全分析PPT课件.ppt

反应堆控制与安全 安全分析部分 1 目录 一核电厂安全概述二放射性与裂变产物三反应堆事故的环境后果四核电厂事故分析五概率风险评价与超设计基准事故六核电厂的审批和管理 2 零引言 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 火力发电厂带来电能的同时亦带来由于SO2 CO2等气体释放造成的温室效应和酸雨 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利益的同时也会给人类带来一定的危害 3 核武器加剧人们的核恐惧心理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 广岛 长崎原子弹的爆炸比基尼岛的悲剧 4 核电站不会像原子弹爆炸 核燃料中的有效成分是铀 235 铀 235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 绝没有这种可能性 核燃料中铀 235的含量约为3 而核炸药中铀 235含量高达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点燃 而啤酒则因酒精含量低却不能点燃一样 0 2白酒与啤酒 5 0 2白酒与啤酒 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 链式裂变反应就会自行减弱乃至停止 6 原子弹是由高浓度的 大于93 裂变物质铀 235或钚 239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 产生了核爆炸 0 3核电站与原子弹 7 0 3核电站与原子弹 8 1 压拢型 枪式 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 40kg235U 然后用炸药使两部分很块压拢 达到高超临界 2 压紧型 内爆式 初始状态为次临界状态的球 譬如说 常密度时30kg的235U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 9 0 4和平利用核能 石油面临枯竭温室效应的危害煤对环境的污染 10 而反应堆的结构和特性与原子弹完全不同 反应堆大都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应堆内 在任何情况下 都不会像原子弹那样将燃料压紧在一起而发生核爆炸 而且 反应堆有各种安全控制手段 以实现受控的链式裂变反应 11 0 5两次重大核事故加强核能应用的安全防范意识 三里岛核电站事故切尔诺贝利核电站事故 12 究竟哪一种能源系统对人类的健康造成的危险性更大呢 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 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 0 6各种能源危险性比较 13 14 煤电链在正常情况下排出SO2和NOx等对森林 农作物等有明显影响核电链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 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 煤电链2 1 104m2 GWea 核电链1 104m2 GWea 地表塌陷煤电链1 106m2 GWea 核电链1 6 102m2 GWea 固体废物占地面积 核能是一种环境友好的绿色能源 15 16 17 18 煤中放射性活度232Th 关于放射性 19 石煤电厂和核电厂产生的集体剂量 20 全国煤矿石煤放射性含量分布 21 辐射照射煤电链420人Sv Gwea 核电链为8 39人 Sv Gwea 煤电链约为核电链的50倍非辐射健康危害评价方法煤电链为12人 Gwea 核电链为0 67人 Gwea 煤电链比核电链高1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 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3 4 10 8 人 年 比同等规模火电厂的影响低100倍 对公众健康的影响 22 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 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 23 0 8核电是经济的能源 一座1000MW的核电站 每年只需30吨左右的核燃料 而同功率的煤电站 每年需330万吨的煤炭 发电站每度电的成本包括建造投资费 燃料循环费及运行维护费 24 进口电站2000 1500美元KW 1自主设计建造 秦山二期1330美元KW 1批量下降规模技术进步 25 不同能源链的外部成本能源成本m欧元 千瓦时煤15褐煤10油12气0 6风2 2水2 2核0 4 26 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 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 27 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 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 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 28 0 9核电是安全的能源 固有安全性负反应性 多普勒效应 非能动安全专设安全设施安全注入系统 安全壳喷淋系统 辅助给水系统 安全壳隔离系统 29 核电发展已有半个世纪的历史 核电发展的第一阶段 实验示范阶段 50年代初 60年代初 1951年美国首次实现利用核能发电 EBR 1 1954年前苏联第一座试验核电站并网发电1957年美国建成ShipingPort PWR 1960年美国建成Dresden 1 BWR 原型堆 示范堆 0 10核电发展历史与现状 30 核电发展的第二阶段 高速发展阶段 60年代 70年代 大量建设核电站 积极发展多种堆型 包括快中子增殖堆 高温气冷堆等这一时期基本形成了目前世界核电的格局 第二代核电站 商用动力反应堆 0 10核电发展历史与现状 31 核电发展的第三阶段 迟滞发展阶段 大批核电站订单被取消 新建核电站的数量明显减少 一些国家取消核电发展计划 0 10核电发展历史与现状 32 核电现状 2007年 在30个国家运行436台核电机组 总装机369 16GWe 建设中机组29台 装机22 603GWe 核电占电力生产16 仅次于化石燃料和水电轻水堆核电站占92 重水堆核电站占4 气冷堆占4 0 10核电发展历史与现状 33 过去20年中核能迟滞发展的原因 经济增长放慢 能源需求增长幅度明显下降 两次核事故的影响 1979年美国三哩岛事故 5级核事故 1986年切尔诺贝利事故 7级核事故 两次重大反应堆事故打击了投资者的信心 造成了公众对核电站安全的不信任 90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 在公众的反对浪潮中 核能首当其冲 0 11核电发展历史与现状 34 虽然从80年代后期开始 核电进入了迟滞发展的时期 但先进反应堆技术的发展并未停止渐进型 第三代 反应堆 反应堆堆芯熔化概率从10 3 10 4 堆 年下降到10 5 堆 年 反应堆寿期从40年延长到60年 换料周期从12个月延长到24个月 计划停堆次数少于1次 年PWR AP1000 EPR ABWR 0 11核电发展历史与现状 35 0 12压水堆电站运行原理 36 0 12压水堆电站运行原理 压水堆核燃料是由235U富集度为2 4 的UO2组成 用压力为15 5MPa 绝对压力 温度约300 的普通水 轻水 作为冷却剂 水在堆芯内不发生沸腾 所以叫做压水反应堆 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 37 一回路系统集中布置在一个圆筒形混凝土建筑物内 此建筑物称为安全壳 是防止放射性外泄的安全屏障之一 冷却剂压力由稳压器控制 基本保持不变 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 造成压力回升 38 二回路系统由汽轮发电机组 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成 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 一回路蒸汽发生器产生的高温高压蒸汽进入汽轮机膨胀作功 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汽 如此周而复始 最终完成核能转换成电能的过程 39 40 大亚湾核电站汽轮发电机组 41 除氧器水箱外型 42 发电机转子 43 发电机内定子 44 发电机外定子 45 46 0 13核电站存在的特殊问题 最主要的特点就是存在放射性问题 核反应堆在运行过程中 235U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200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 47 0 13核电站存在的特殊问题 对一台90万千瓦容量压水堆机组 堆芯内大约装有80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 1986年前苏联切尔诺贝利核事故造成电站周围30公里范围内严重放射性污染 至今还留有后遗后果 48 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 原子核裂变反应速度快 核燃料具有强放射性 高效 危险 核燃料的上述特性 要求核电站在建造和运行过程中都必须保证核裂变反应 放射性和放射性物质始终处于可控状态 0 14核燃料的特性 49 反应性控制放射性辐射防护反应堆堆芯余热的导出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 50 一 核反应堆安全概述 核电是可靠 安全 经济的替代能源 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 核电厂经历主要阶段 选址 设计 建造 安装 调试 运行 维护 退役 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 目前几种核电机组 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 1 基本概念及定义 51 世界上已运行的反应堆按照它们的用途 大致可分为研究堆 生产堆和动力堆三类 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 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 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 52 1 在正常运行情况下 反应堆厂房外的放射性辐射以及向外排放的液态和气态放射性废物 对反应堆工作人员和周围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 如系统或设备的故障 或者外部原因 如飞机坠落 地震等 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 反应堆安全性的含义是指对工作人员和周围居民的健康与安全有切实可靠的保证 即应做到 53 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1瓦热功率所相应的裂变产物的放射性约为2 7 1010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 Kr 氙 Xe 以及易溶解于水的卤族 1 2核反应堆安全特征 强放射性 54 在一座电功率为l00万千瓦的反应堆内 裂变产物放射性将高达l020贝可 但是 98 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2 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 1 2核反应堆安全特征 强放射性 55 56 57 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 进入基础岩石层 高温高压水 58 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成冷却剂汽化 高温高压水 59 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 和 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率的1 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 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 衰变热 60 核电厂可能产生比设计功率高得多的功率 即 释能可以是半无限的 裂变释能过程同时伴有放射性辐射 因此运行过程中需要屏蔽 停堆后仍有很强的剩余发热 必须得保证停堆后长期冷却 生产过程中会产生大量的放射性废物 必须妥善地加以处置 1 3几个特殊问题 61 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 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 防止放射性核素的不可控释放 1 3几个特殊问题 62 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 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 防止放射性核素的不可控释放 63 放射性核素来源 主要来自裂变产物和锕系元素 即来自于燃料元件 核安全的基本策略 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永远可控且堆芯是永远有充分的冷却 64 第一层 稳妥的设计 高质量的设备制造等第二层 正确的运行控制 这一层做的好 可确保三道屏障的完整性 第三层 专设安全设施和保护系统 防止事件演变成大事故 将放射性物质滞留在安全壳内第四层 防止安全壳失效的严重事故缓解措施第五层 应急响应行动 燃料芯块 燃料包壳第一道屏障 一回路压力边界第二道屏障 安全壳第三道屏障 控制住辐射源防止或减小辐射危害 不能控制辐射源 但通过对人的行为进行干预来防止或减小辐射危害 1 4纵深防御原则 多道屏障 多层保护 65 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 1 燃料包壳 2 一回路压力边界 3 安全壳 66 67 燃料芯块叠放装在锆合金管中 把管子封起来 组成燃料元件棒 锆包壳管能够把核燃料裂变产生的放射性物质密封住 燃料包壳 导致燃料棒包壳破坏有三种可能性 1 燃料芯块熔化 2 沸腾危机 3 燃料芯块 包壳间的相互作用 68 未辐照过的二氧化铀熔化温度为2800 这个温度随着锢照每10000OMWd tU约降低32 当考虑所有可能的辐照时 温度应为2700 考虑到计算误差 采用燃料芯部的温度极限值为2590 为了对熔化保持一定的裕度 对1和2类工况 采用的准则如下 芯块芯部的混度 2260 线功率 590W cm 当核电厂在额定功率运行时 平均线功率密度为178W cm 燃料芯块熔化 69 沸腾危机 为保护燃料包壳 人们还力求避免出现沸腾危饥 偏离泡核沸腾DNB 因为如果有沸腾危机 包壳与冷却剂间的热交换就急速下降 包壳的温度就上升 为避免出现这种沸腾危机 人们要求保持比值DNBR 临界热流密度 实际热流密度在堆内各部位大于一个极限值 DNBR 1 3 70 燃料芯块 包壳间的相互作用 当功率变化时 从而温度也变化 燃料体受到机械应力的作用 这是由于燃料包壳热膨胀系数不同造成的 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 1 局部燃耗超过8000MWd tU2 最终的线功率超过360W cm持续时间大于15min 460W cm持续时间小于15min 71 一回路压力边界 燃料包壳万一破裂 放射性物质漏到冷却剂中 但仍然在密闭的一回路系统中 这个密闭的一回路系统又称一回路压力边界 主要包括壁厚为200mm左右的压力容器和不锈钢管 主泵轴封和蒸汽发生器的倒U型管也是它的一部分 72 73 在第1类工况 调节系统使稳庄都的压力保持在额定值 155bar 附近 在第2类工况 应检验一回路的任何点压力不超过设计压力 171 3bar 并且稳压器没有充满水 因为 稳压器的阀门在充水时动作可能损坏阀门并阻碍其回座 还应当避免稳压器卸压箱 RDP 膜片破裂 在第3类和工况4类工况 除了一回路破裂以外 应当保持回路的完整性 为此 应检验一回路最大压头部位 主泵出口 的压力不越过设计压力的1 1倍 188 4bar 一回路完整性 74 安全壳 75 安全壳的完整性 如果安全壳的压力不超过设计压力值 5bar 其完整性就可以得到保证 事故的五个来源 1 贮能 2 核瞬变能 3 衰变热 4 化学反应能 5 与厂址有关的能量 76 贮能是指事故发生时贮存在燃料 冷却剂和一回剂系统其他部件中的显热和潜热 核瞬变能是因核偏差造成反应堆事故时裂变产生的瞬时热能 衰变能是事故发生时堆芯内裂变产物和钢系元素连续产生的热能 放热化学反应也是一种潜在的事故原因 与厂址有关的能量是指一些人为事故及核电厂外部发生的自然力量 77 1 5放射性释放后的辐射影响和防护措施 78 1 6照射途径 外照射 空气中污染物 烟云直接照射沉积在地面上物质 地面沉积照射安全壳 核设施直接照射 可忽略 落在人体上的物质 体表污染后的直接照射 79 1 6照射途径 内照射 80 1 7放射性释放后的辐射影响和防护措施 碘 惰性气体等 冲洗 沉降 吸入食入 81 基础知识 照射后的健康影响 确定性健康效应 早期 有阈值 严重程度与剂量成正比如 早期死亡 皮肤疾病等随机性健康效应 有潜伏期 无阈值 发生率与集体剂量成正比如 缓发癌症 遗传疾病 82 控制事故的发展 使事故机组尽快恢复安全状态 划分事故应急状态的级别 进入事故应急状态后 能迅速启动一套应急状态下的组织机构 通报场外机构和上级 保障电厂和电厂人员的安全 消除或减少事故后果 限制放射性物质释放 评估和监测场内外环境放射性的影响 为场外提供事故现状数据和预测事故发展 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 83 1 9事故及应急实例 切尔诺贝利核事故 时间 1986年4月26日 堆型 石墨沸水堆 石墨作慢化剂 轻水作冷却剂 堆芯热功率3200MW 设计弱点 满功率下 功率反应性系数为负的 低于20 FP下 功率反应性系数变为正的 84 事故 发电机试验 在热功率降至200MWt 仍在试验 堆芯全面出现正反应性 功率急剧上升 4秒钟内 功率达到额定功率的100倍 引起爆炸 掀开1000吨重的反应堆盖板 并切断所有冷却管道 2 3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 1 9事故及应急实例 切尔诺贝利核事故 85 结果 释放持续了10天 第1天释放了总释放量的25 总共释放了 Xe 1336500PBqI 1311760PBqCs 13785PBqTe 1321150PBq 急性效应 3人死于爆炸 烧伤和血栓症28人死于急性照射237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 1 9事故及应急实例 切尔诺贝利核事故 86 应急 4月26日1 23事故4月26日早晨 通知居民留在室内 关闭门窗 隐蔽 发放碘片 540万居民 4月26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 4月27日早晨 开始撤离 共撤离了30km范围内的11万5000人 全身去污 5km范围内禁止进入 7000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 1 9事故及应急实例 切尔诺贝利核事故 87 1 冗余度 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 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 2 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 出发点 防止共模失效 1 10关于安全的三个基本概念 88 3 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 89 1 11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完全一样的冗余通道 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 3取2 或 4取2 逻辑 90 1 11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 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 不至于因DNBR 1 3引起部分燃料元件的损毁 91 3 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 安全棒落入堆芯 是反应堆停闭 确保反应堆安全 92 4 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 5 事故分析中应考虑两个附加条件a 失去厂外电 b 最大价值的控制棒组卡在全抽出位置 93 与安全有关的主要系统及设施 1 反应堆保护系统 2 停堆冷却系统 3 专设安全设施4 应急堆芯冷却系统 5 安全壳 6 安全壳喷淋 7 辅助给水 8 安全壳消氢和净化系统 2 与安全有关的系统和设施 94 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 当负荷发生变化时 由自动和手动的反应堆控制系统来保持反应堆安全运行工况 反应堆设计中备有过剩的冷却能力 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 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 紧急停堆 2 1 反应堆保护系统 95 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 使反应堆关闭并保持在安全状态之中 绝对不可以失效呀 96 紧急停堆信号 启动时中子通量迅速上升 致使热功率上升过快 功率运行时中子通量过高 表明功率超过容许水平 反应堆系统温度或压力异常 冷却剂流量丧失或部分流量丧失 蒸汽流量过高 透平停机 主蒸汽隔离阀关闭 97 紧急停堆信号 仪表 泵或阀门电源丧失 SG水位过高或过低 SG给水流量过低或水位过低等 98 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 确是反应堆保护的一个重要方面 99 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泄漏到环境中 主要的专设安全设施 2 2专设安全设施 100 中压安注示意 高 低压安注示意 101 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 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 102 冷却安全壳内气体 失水事故后冷凝蒸汽 降低压力 顶部喷淋 冷凝水流入地坑 供再循环 3 安全壳喷淋系统 4 辅助给水 主给水停止后向SG供水 103 5 消氢和净化 Zr 2H2O ZrO2 2H2 6400KJ KgZr4 6 在弱火源下发生较慢速率燃烧 13 在较强火源下发生强烈的爆炸 在失水事故中 可能发生蒸汽与高温下锆合金中锆发生反应 产生H2 安全壳 形成H2积累 当H2浓度超过4 可以引起氢爆 氢复合装置 低浓度点火复合 104 3核电厂运行工况与事故分类 1970年美国标准协会 ANSI 分类法1975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 第二次修订版 47种典型始发事件1992年IAEA 国际核事件评价尺度 INES 我国的核电厂事故分类核电厂严重事故 105 3 1美国标准协会 ANSI 分类法 正常运行和运行瞬态中等频率事件 预期运行事件 稀有事故极限事故 假想事故 出现较频繁要求无需停堆依靠控制系统调节 回到稳定状态 在整个运行寿期内 一般极少发生 概率10 4 2x10 2 堆年需要投入专设安全设施 运行寿期内发生一次或数次偏离正常运行的所有过程要求只可能迫使停堆 不会造成燃料损坏或一 二回路超压只要保护系统正常运行 不会导致事故工况 发生概率10 6 2x10 4 堆年会释放出大量放射性物质设计中必须加于考虑专设安全设施必须保证一回路压力边界的完整性 3核电厂运行工况与事故分类 106 3 11正常运行和运行瞬态 核电厂的正常启动 停闭和稳态运行带有偏差的极限运行运行瞬变 107 3 12中等频率事件 预期运行事件 1堆启动时 控制棒组件不可控地抽出2满功率运行时 控制棒组件不可控地抽出3控制棒组件落棒4硼失控稀释5部分失去冷却剂流量6失去正常给水7给水温度降低8负荷过份增加9隔离环路再启动 108 3 12中等频率事件