核反应堆工程概论第8章

1、核能技术设计研究院1第八章：核反应堆安全第八章：核反应堆安全核反应堆工程概论核反应堆工程概论2第八章：核反应堆安全第八章：核反应堆安全一、核反应堆安全的基本原则一、核反应堆安全的基本原则二、核反应堆的安全系统二、核反应堆的安全系统三、确定论安全分析三、确定论安全分析四、严重事故四、严重事故五、核反应堆安全分析模型及程序五、核反应堆安全分析模型及程序六、概率安全评价法六、概率安全评价法七、几个概念七、几个概念3一、核反应堆安全的基本原则一、核反应堆安全的基本原则1、核安全的目标、核安全的目标2、核反应堆的安全原则、核反应堆的安全原则3、核反应堆的安全运行与管理、核反应堆的安全运行与管理4、核安全

2、法规及安全监督、核安全法规及安全监督41、核安全的目标、核安全的目标安全的总目标：安全的总目标： 在核电厂里建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、在核电厂里建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、居民及环境免遭放射性危害。居民及环境免遭放射性危害。辅助目标：辅助目标： 辐射防护目标：辐射防护目标：确保在正常运行时核电厂及从核电厂释放的确保在正常运行时核电厂及从核电厂释放的放射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平，并且低放射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平，并且低于规定的限值，还保证事故引起的辐射照射的程度得到缓解。于规定的限值，还保证事故引起的辐射照射的程

3、度得到缓解。 技术安全目标：技术安全目标：有很大把握预防核电厂事故的发生；对于核有很大把握预防核电厂事故的发生；对于核电厂设计中考虑的所有事故，甚至对于哪些发生概率极小的事故都电厂设计中考虑的所有事故，甚至对于哪些发生概率极小的事故都要确保其放射性后果（如果有的话）是小的；确保哪些会带来严重要确保其放射性后果（如果有的话）是小的；确保哪些会带来严重放射性后果的严重事故发生的概率非常低。放射性后果的严重事故发生的概率非常低。 核电厂的指标：核电厂的指标：发生堆芯严重损坏事件的概率低于发生堆芯严重损坏事件的概率低于1104/（堆（堆.年），发生严重的放射性向环境释放的概率低于年），发生严重的放射性

4、向环境释放的概率低于1105/（堆（堆.年）。年）。52、核反应堆的安全原则、核反应堆的安全原则 核反应堆的最大特点之一是运行时要核反应堆的最大特点之一是运行时要产生大量产生大量放射性裂变物质放射性裂变物质，反应堆和一回，反应堆和一回路是个巨大的辐射源。核电厂的首要问题路是个巨大的辐射源。核电厂的首要问题是无论在正常工况，或事故工况下，都能是无论在正常工况，或事故工况下，都能把这些放射性物质安全地控制起来，确保把这些放射性物质安全地控制起来，确保工作人员与公众的安全工作人员与公众的安全。 核电站采用的核电站采用的安全性原则安全性原则是：是： 纵深设防，多重屏障纵深设防，多重屏障62.1、纵深设

5、防、纵深设防 通常是通过通常是通过三级安全防线三级安全防线的考虑来贯彻的考虑来贯彻 第一级安全性考虑第一级安全性考虑：要求在核电站的设计、建：要求在核电站的设计、建造和运行中采用多种有效措施，把发生事故的造和运行中采用多种有效措施，把发生事故的几率降到最小程度。几率降到最小程度。 要求：要求：反应堆及动力装置的设计必须包括内在的安反应堆及动力装置的设计必须包括内在的安全特性；系统对于损伤必须有最大的耐受性；设备全特性；系统对于损伤必须有最大的耐受性；设备必须有冗余度和可检查性及运行前整个工作寿期内必须有冗余度和可检查性及运行前整个工作寿期内的可试验性。的可试验性。 冗余度：冗余度：平行而独立地

6、采用两个或两个以上的类似平行而独立地采用两个或两个以上的类似部件或系统，一旦一个失败也不会影响正常运行。部件或系统，一旦一个失败也不会影响正常运行。72.1、纵深设防、纵深设防 内容：内容： 反应堆需要负的瞬时温度系数与空泡份额反应堆需要负的瞬时温度系数与空泡份额 运行条件下性能确实稳定的材料，才允许作燃运行条件下性能确实稳定的材料，才允许作燃料、冷却剂及与安全有关的结构物料、冷却剂及与安全有关的结构物 仪表控制系统必须满足要求，有充分的冗余度仪表控制系统必须满足要求，有充分的冗余度 建造与设备安装，按工程实践的最高标准，必建造与设备安装，按工程实践的最高标准，必须有质保须有质保 部件的设计、

7、安装能够连续或定期检测，允许部件的设计、安装能够连续或定期检测，允许对它们进行定期试验对它们进行定期试验82.1、纵深设防、纵深设防 第二级安全考虑：第二级安全考虑：要求核电站必须设置可靠的要求核电站必须设置可靠的安全保护系统。一旦发生事故，该系统能对人安全保护系统。一旦发生事故，该系统能对人身与设备进行安全保护，防止或减少事故的危身与设备进行安全保护，防止或减少事故的危害。害。 内容：内容： 反应堆有两套独立的停堆系统反应堆有两套独立的停堆系统 必须备有两套独立的电源。包括两路分开的厂必须备有两套独立的电源。包括两路分开的厂外电源、厂内事故电源以及能够快速启动且有外电源、厂内事故电源以及能够

8、快速启动且有一定冗余数量的柴油发电机组。此外还应有为一定冗余数量的柴油发电机组。此外还应有为仪表供电的蓄电池直流电源仪表供电的蓄电池直流电源92.1、纵深设防、纵深设防 第三级安全性考虑：第三级安全性考虑：要求在发生某些假想要求在发生某些假想事故而一些保护系统又同时失效时，必须有另事故而一些保护系统又同时失效时，必须有另外的专设安全设施投入动作。外的专设安全设施投入动作。 例如：例如：应急堆芯冷却系统（应急堆芯冷却系统（ECCS），以防止），以防止失水事故下燃料的熔化以及裂变产物的释放。失水事故下燃料的熔化以及裂变产物的释放。 根据三级安全性考虑的纵深设防原则，可根据三级安全性考虑的纵深设防原

9、则，可以制定出一套通用的设计准则，并对核电站的以制定出一套通用的设计准则，并对核电站的各种部件、系统建立起设计、制造、试验、运各种部件、系统建立起设计、制造、试验、运行等各种安全规范。行等各种安全规范。102.2、多重屏障、多重屏障 为了防止正常运行或事故状态下放射性物为了防止正常运行或事故状态下放射性物质泄漏外逸，所有的反应堆系统设计都采用质泄漏外逸，所有的反应堆系统设计都采用多多重屏障的概念。重屏障的概念。 第一重屏障：燃料芯块第一重屏障：燃料芯块 裂变碎片射程很短（裂变碎片射程很短（103 cm）。除表面外，）。除表面外，绝大部分裂变碎片包容在芯块之中。气态裂变绝大部分裂变碎片包容在芯块

10、之中。气态裂变产物如碘、氪和氙等核素，一部分会因扩散而产物如碘、氪和氙等核素，一部分会因扩散而从燃料芯块中逸出。从燃料芯块中逸出。第一重屏障大约能留住第一重屏障大约能留住98以上的放射性裂变产物以上的放射性裂变产物。112.2、多重屏障、多重屏障 第二重屏障：燃料元件包壳管第二重屏障：燃料元件包壳管 用锆合金制成的燃料元件包壳管，可以防用锆合金制成的燃料元件包壳管，可以防止气体裂变产物以及裂变碎片进一步外逸。对止气体裂变产物以及裂变碎片进一步外逸。对于高温气冷堆，燃料呈颗粒状，每颗粒子都有于高温气冷堆，燃料呈颗粒状，每颗粒子都有热介碳涂层包壳。热介碳涂层包壳。 压水堆正常运行时，数以压水堆正常

11、运行时，数以万计万计的燃料棒中的燃料棒中可能会有少数可能会有少数几根几根棒发生破裂，致使少量放射棒发生破裂，致使少量放射性物质从第二重屏蔽泄漏。性物质从第二重屏蔽泄漏。122.2、多重屏障、多重屏障 第三重屏障：压力容器与一回路管道组成的压第三重屏障：压力容器与一回路管道组成的压力边界力边界 流经燃料元件的一次冷却剂是被限制在压流经燃料元件的一次冷却剂是被限制在压力容器与一个或数个一回路环路内流动的，这力容器与一个或数个一回路环路内流动的，这个压力容器与一回路管道，组成了又一道密封个压力容器与一回路管道，组成了又一道密封屏障，可进一步防止放射性物质外逸。后者包屏障，可进一步防止放射性物质外逸。

12、后者包括从燃料棒泄漏出来的裂变产物，同时也包括括从燃料棒泄漏出来的裂变产物，同时也包括冷却剂中产生或进入冷却剂的活化物质。在绝冷却剂中产生或进入冷却剂的活化物质。在绝大多数反应堆中，大部分放射性物质可以通过大多数反应堆中，大部分放射性物质可以通过冷却剂净化系统除去。冷却剂净化系统除去。132.2、多重屏障、多重屏障 第四重屏障：安全壳第四重屏障：安全壳 所有反应堆都需安全地包容在安全壳壳体所有反应堆都需安全地包容在安全壳壳体之内，后者是防止放射性物质向外环境扩散的之内，后者是防止放射性物质向外环境扩散的最后一道屏障最后一道屏障。 安全壳大体上一座顶上呈半球形的圆柱形安全壳大体上一座顶上呈半球形

13、的圆柱形密封建筑。直径约密封建筑。直径约3040米，总高约米，总高约60米。通米。通常由厚常由厚1米的预应力混凝土结构制成，内有厚约米的预应力混凝土结构制成，内有厚约38毫米的钢制衬套。整个一回路即压力容器、毫米的钢制衬套。整个一回路即压力容器、稳压器、蒸汽发生器、主泵以及应急堆芯冷却稳压器、蒸汽发生器、主泵以及应急堆芯冷却系统的安全注水箱等全部包容在安全壳之中。系统的安全注水箱等全部包容在安全壳之中。142.3、安全设计的基本原则、安全设计的基本原则一般原则：一般原则：采用行之有效的工艺和通用的设计标采用行之有效的工艺和通用的设计标准，加强设计管理，在整个设计阶段和任何设准，加强设计管理，在

14、整个设计阶段和任何设计变更中必须明确安全职责。计变更中必须明确安全职责。基本原则：基本原则：n单一故障准则：单一故障准则：满足单一故障准则的设备组合，满足单一故障准则的设备组合，在其任何部位发生单一随机事故时，仍能保持在其任何部位发生单一随机事故时，仍能保持所赋予的功能。所赋予的功能。n多样性原则：多样性原则：多样性应用于执行同一功能的多多样性应用于执行同一功能的多重系统或部件，即通过多重系统或部件中引入重系统或部件，即通过多重系统或部件中引入不同属性来提高系统的可靠性。不同属性来提高系统的可靠性。152.3、安全设计的基本原则、安全设计的基本原则n独立性原则：独立性原则：为了提高系统的可靠性

15、，防止发生共为了提高系统的可靠性，防止发生共因故障或共模故障，系统设计中应通过功能隔离或因故障或共模故障，系统设计中应通过功能隔离或实体分隔，实现系统布置和设计的独立性。实体分隔，实现系统布置和设计的独立性。n故障安全原则：故障安全原则：核电厂安全极为重要的系统和部件核电厂安全极为重要的系统和部件的设计，应尽可能贯彻故障安全的原则。即核系统的设计，应尽可能贯彻故障安全的原则。即核系统或部件发生故障时，电厂应能在毋需任何触发动作或部件发生故障时，电厂应能在毋需任何触发动作的情况下进入安全状态。的情况下进入安全状态。n定期试验、维护、检查的措施：定期试验、维护、检查的措施：n运行人员操作优化的设计

16、：运行人员操作优化的设计： （人因的影响）（人因的影响）n充分采用固有安全性的设计原则：充分采用固有安全性的设计原则：163、核反应堆的安全运行与管理、核反应堆的安全运行与管理n1986年切尔诺贝利核电厂事故的发生，引发了核安年切尔诺贝利核电厂事故的发生，引发了核安全文化概念的提出和发展。全文化概念的提出和发展。n核安全文化核安全文化的定义：的定义： 核安全文化是核安全文化是存在于存在于单位和个人中的种种特性单位和个人中的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂安全问题由于它的重要性要保证得到应有即核电厂安全问题由于它的重要性要保

17、证得到应有的重视。的重视。 核安全文化是所有从事与核安全相关工作的人核安全文化是所有从事与核安全相关工作的人员参与的结果，它员参与的结果，它包括包括电厂员工、电厂管理人员及电厂员工、电厂管理人员及政府决策层。政府决策层。 与核安全相比，核安全文化是一种与核安全相比，核安全文化是一种意识形态意识形态。173、核反应堆的安全运行与管理、核反应堆的安全运行与管理183、核反应堆的安全运行与管理、核反应堆的安全运行与管理n核安全文化作用于或表现在下面核安全文化作用于或表现在下面两个领域两个领域 核电厂领导阶层和国家政策方面核电厂领导阶层和国家政策方面： 他们必须通过自己的具体行为为每一个工作人员创造他

18、们必须通过自己的具体行为为每一个工作人员创造有益于核安全的工作环境，培养他们重视核安全的工作态有益于核安全的工作环境，培养他们重视核安全的工作态度和责任心。领导层对核安全的参与必须是公开的，而且度和责任心。领导层对核安全的参与必须是公开的，而且有明确的态度。有明确的态度。 个体的行为个体的行为： 必须有质疑的探索工作态度、严谨的工作方法以及必必须有质疑的探索工作态度、严谨的工作方法以及必要的相互交流。要的相互交流。 只有各个层次的人在自己的岗位上尽职尽只有各个层次的人在自己的岗位上尽职尽责，满足核安全的要求，核安全文化才会得到责，满足核安全的要求，核安全文化才会得到发展和提高。发展和提高。 1

19、94、核安全法规及安全监督、核安全法规及安全监督n国家核安全管理部门：国家核安全管理部门： 国家核安全局（现隶属国家环保总局）成立于国家核安全局（现隶属国家环保总局）成立于1984年年10月，由国务院授权，对全国的核设施月，由国务院授权，对全国的核设施安全实施统一的监督，独立地行使核安全监督安全实施统一的监督，独立地行使核安全监督权。权。n核安全法规：核安全法规： 核安全法规包括由国家颁布的法律和行政法规，核安全法规包括由国家颁布的法律和行政法规，由核安全的要求保证监管机构颁发的部门规章、由核安全的要求保证监管机构颁发的部门规章、国家标准和导则以及由工业部门制定的行业标国家标准和导则以及由工业

20、部门制定的行业标准等。准等。204、核安全法规及安全监督、核安全法规及安全监督国务院颁发的行政法律国务院颁发的行政法律：中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例（HAF0500）中华人民共和国核材料管制条例中华人民共和国核材料管制条例（HAF0600）国家核安全局制定了国家核安全局制定了中华人民共和国民用核设施安全监督管中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例的实施细则理条例的实施细则以及以下的安全法规以及以下的安全法规：核电厂的厂址选择安全规定核电厂的厂址选择安全规定（HAF0100）核电厂设计安全规定核电厂设计安全规定（HAF0200）核电厂运行安全

21、规定核电厂运行安全规定（HAF0300）核电厂质量保证安全规定核电厂质量保证安全规定（HAF0400）核电厂放射性废物管理安全规定核电厂放射性废物管理安全规定（HAF0500）辐射防护规定辐射防护规定（GB870388） （国家环保局发布或批准）（国家环保局发布或批准）核电站环境辐射防护规定核电站环境辐射防护规定（GB624986）（国家环保局发布或批准）（国家环保局发布或批准）214、核安全法规及安全监督、核安全法规及安全监督n核安全许可证制度核安全许可证制度 根据根据中华人民共和国民用核设施安全监中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例督管理条例规定，我国已实行核设施安全许规定，我国已实行

22、核设施安全许可证制度。由国家核安全局负责制定和批准颁可证制度。由国家核安全局负责制定和批准颁发核设施安全许可证。发核设施安全许可证。 核电厂的许可证按五个主要阶段申请和颁发核电厂的许可证按五个主要阶段申请和颁发： 核电厂的选址定点核电厂的选址定点 核电厂的建造核电厂的建造 核电厂的调试核电厂的调试 核电厂的运行核电厂的运行 核电厂的退役核电厂的退役22二、核反应堆的安全系统二、核反应堆的安全系统1、反应堆的安全性、反应堆的安全性2、反应堆的安全功能、反应堆的安全功能3、专设安全设施、专设安全设施231、反应堆的安全性、反应堆的安全性n国际核能界认为现有核电厂系统过于复杂，必国际核能界认为现有核

23、电厂系统过于复杂，必须着力解决设计思想上的薄弱环节，提出应以须着力解决设计思想上的薄弱环节，提出应以固有安全概念贯串于核电厂设计安全固有安全概念贯串于核电厂设计安全的新论点。的新论点。 固有安全性定义：固有安全性定义：当反应堆出现异常工况时，当反应堆出现异常工况时，不依靠人为操作或外部设备的强制性干预，只不依靠人为操作或外部设备的强制性干预，只是由堆的自然安全性和非能动的安全性，控制是由堆的自然安全性和非能动的安全性，控制反应堆或移出堆芯热量，使反应堆趋于正常运反应堆或移出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行和安全停堆。行和安全停堆。 固有安全性包括四种安全性要素：固有安全性包括四种安全性要素： 自

24、然的安全性；非能动的安全性；能动的安全性；后自然的安全性；非能动的安全性；能动的安全性；后备的安全性备的安全性241、反应堆的安全性、反应堆的安全性 固有安全性包括四种安全性要素：固有安全性包括四种安全性要素： 自然的安全性：自然的安全性：只取决于内在负反应性系数、多普勒效应、只取决于内在负反应性系数、多普勒效应、控制棒籍助重力落入堆芯等自然科学法则的安全性，事故时控制棒籍助重力落入堆芯等自然科学法则的安全性，事故时能控制反应堆反应性或自动终止裂变，确保堆芯不熔化。能控制反应堆反应性或自动终止裂变，确保堆芯不熔化。 非能动的安全性：非能动的安全性：建立在惯性原理（如泵惰转）、重力法建立在惯性原

25、理（如泵惰转）、重力法则（如位差）、热传递法则等基础上的非能动设备（无源设则（如位差）、热传递法则等基础上的非能动设备（无源设备）的安全性，即安全功能的实现毋需依赖外来的动力。备）的安全性，即安全功能的实现毋需依赖外来的动力。 能动的安全性：能动的安全性：必须依靠能动设备（有源设备），即需由必须依靠能动设备（有源设备），即需由外部条件加以保证的安全性。外部条件加以保证的安全性。 后备的安全性：后备的安全性：指由冗余系统的可靠度或阻止放射性物质指由冗余系统的可靠度或阻止放射性物质逸出的多重屏障提供的安全性保证。逸出的多重屏障提供的安全性保证。252、反应堆的安全功能、反应堆的安全功能n为确保反应

26、堆的安全，反应堆所有的安全为确保反应堆的安全，反应堆所有的安全设施应发挥以下特定的安全功能：设施应发挥以下特定的安全功能： 有效地控制反应性有效地控制反应性 确保堆芯冷却确保堆芯冷却 包容放射性产物包容放射性产物n反应性控制反应性控制 紧急停堆控制紧急停堆控制 功率控制功率控制 补偿控制补偿控制262、反应堆的安全功能、反应堆的安全功能n确保堆芯冷却确保堆芯冷却 正常运行工况正常运行工况 反应堆停闭工况反应堆停闭工况 反应堆事故工况反应堆事故工况n包容放射性产物包容放射性产物 正常运行时正常运行时 事故工况下事故工况下273、专设安全设施、专设安全设施n目的目的是防止一回路失水事故或蒸汽管道破

27、口等是防止一回路失水事故或蒸汽管道破口等事故时，堆芯发生熔化以及放射性物质向环境事故时，堆芯发生熔化以及放射性物质向环境外逸扩散。外逸扩散。n主要主要包括包括： 安全注射系统或称应急堆芯冷却系统安全注射系统或称应急堆芯冷却系统 安全壳喷淋系统安全壳喷淋系统 安全壳隔离系统安全壳隔离系统 其他系统：安全壳消氢系统其他系统：安全壳消氢系统 安全壳空气净化系统安全壳空气净化系统 等等等等28三、确定论安全分析三、确定论安全分析1、核反应堆运行工况与事故分类、核反应堆运行工况与事故分类2、反应性引入事故、反应性引入事故3、失流事故、失流事故4、热阱丧失事故、热阱丧失事故5、蒸汽发生器传热管破裂事故、蒸

28、汽发生器传热管破裂事故6、蒸汽管道破裂事故、蒸汽管道破裂事故7、给水管道破裂事故、给水管道破裂事故8、冷却剂丧失事故、冷却剂丧失事故9、未能紧急停堆的预计瞬变、未能紧急停堆的预计瞬变291、核反应堆运行工况与事故分类、核反应堆运行工况与事故分类n正常运行和运行瞬变正常运行和运行瞬变 这类工况出现较频繁，所以要求整个过程中无需停堆，只要依这类工况出现较频繁，所以要求整个过程中无需停堆，只要依靠控制系统在反应堆设计裕量范围内进行调节，即可把反应堆调节靠控制系统在反应堆设计裕量范围内进行调节，即可把反应堆调节到所要求的状态，重新稳定运行。到所要求的状态，重新稳定运行。n中等频率事件，或称预期运行事件

29、中等频率事件，或称预期运行事件 出现几率相对较大，但后果并不严重。采取停堆、禁止提棒、出现几率相对较大，但后果并不严重。采取停堆、禁止提棒、排放蒸汽等措施，可防止事故的进一步扩大，不会损坏堆芯和一回排放蒸汽等措施，可防止事故的进一步扩大，不会损坏堆芯和一回路。路。n稀有事故稀有事故 工作寿期内不一定发生，但仍有可能发生。少量元件可能损坏，工作寿期内不一定发生，但仍有可能发生。少量元件可能损坏，但不会严重损坏堆芯，一回路的完整性不会受到损坏，放射性物质但不会严重损坏堆芯，一回路的完整性不会受到损坏，放射性物质可能会有微量扩散，但不影响厂区外的环境。可能会有微量扩散，但不影响厂区外的环境。n极限事

30、故极限事故 一般不会发生，但一旦发生后果严重，导致放射性物质扩散，一般不会发生，但一旦发生后果严重，导致放射性物质扩散，对公众造成严重的危害。对公众造成严重的危害。301、核反应堆运行工况与事故分类、核反应堆运行工况与事故分类31四、严重事故四、严重事故n核电厂严重事故是指核反应堆堆芯大面积燃料核电厂严重事故是指核反应堆堆芯大面积燃料包壳失效，威胁或破坏核电厂压力容器或安全包壳失效，威胁或破坏核电厂压力容器或安全壳的完整性，并引发放射性物质泄漏的一系列壳的完整性，并引发放射性物质泄漏的一系列过程。过程。n核反应堆严重事故可以核反应堆严重事故可以分为两大类分为两大类： 堆芯熔化事故（堆芯熔化事故

31、（CMAs）：）：由于堆芯冷却不充分，由于堆芯冷却不充分，引起堆芯裸露、升温和熔化的过程，其发展较引起堆芯裸露、升温和熔化的过程，其发展较为缓慢，时间尺寸为小时量级。为缓慢，时间尺寸为小时量级。 堆芯解体事故（堆芯解体事故（CDAs）：）：由于快速引入巨大的由于快速引入巨大的反应性，引起功率陡增和燃料碎裂的过程，其反应性，引起功率陡增和燃料碎裂的过程，其发展非常迅速，时间尺寸为秒量级。发展非常迅速，时间尺寸为秒量级。32四、严重事故四、严重事故n美国三哩岛事故和前苏联切尔诺贝利核电美国三哩岛事故和前苏联切尔诺贝利核电厂事故分别是这两类事故到目前为止仅有厂事故分别是这两类事故到目前为止仅有的实例

32、。的实例。n由于其固有的反应性负温度反馈特性和专由于其固有的反应性负温度反馈特性和专设安全设施，堆芯解体事故发生在轻水反设安全设施，堆芯解体事故发生在轻水反应堆中的可能性极小。应堆中的可能性极小。n美国三哩岛事故和前苏联切尔诺贝利核电美国三哩岛事故和前苏联切尔诺贝利核电厂事故厂事故33五、核反应堆安全分析模型及程序五、核反应堆安全分析模型及程序n核电厂系统安全分析首先是分析整个一回核电厂系统安全分析首先是分析整个一回路总的热工水力学特性，其次要分析可能路总的热工水力学特性，其次要分析可能影响一回路正常运行的二回路及其它一些影响一回路正常运行的二回路及其它一些辅助回路的热工水力学特性。辅助回路的

33、热工水力学特性。n系统安全分析就是通过建立流体力学模型、系统安全分析就是通过建立流体力学模型、传热模型和系统部件模型，编制成计算机传热模型和系统部件模型，编制成计算机程序，预计反应堆在瞬态过程和事故工况程序，预计反应堆在瞬态过程和事故工况下的行为。下的行为。34五、核反应堆安全分析模型及程序五、核反应堆安全分析模型及程序n两相流动场方程两相流动场方程n两相流模型的分类两相流模型的分类： 两流体模型两流体模型 均匀流模型均匀流模型 带滑移的均匀流模型带滑移的均匀流模型 漂移流模型漂移流模型 考虑不凝气体的流体模型考虑不凝气体的流体模型35五、核反应堆安全分析模型及程序五、核反应堆安全分析模型及程

34、序n目前，已开发出许多大型综合性的目前，已开发出许多大型综合性的系统分析程序系统分析程序，如，如RELAP5，RETRAN，TRAC，CATHARE（法国）和（法国）和ATHLET（德国）就是其中著名的几个。这些程序经过（德国）就是其中著名的几个。这些程序经过多年的研制，版本多次更新，模型日趋完善。多年的研制，版本多次更新，模型日趋完善。n用这些程序能够预测下列各类事故和瞬变工况下核电厂的特性：用这些程序能够预测下列各类事故和瞬变工况下核电厂的特性： 反应性引入瞬变反应性引入瞬变 反应堆冷却剂管道大破口引起的冷却剂丧失事故反应堆冷却剂管道大破口引起的冷却剂丧失事故 反应堆冷却剂压力边界内各种假

35、想的管道小破口引起的冷却剂丧失反应堆冷却剂压力边界内各种假想的管道小破口引起的冷却剂丧失事故事故 蒸汽发生器传热管破裂引起的瞬变蒸汽发生器传热管破裂引起的瞬变 给水管破裂、主蒸汽管破裂引起的瞬变给水管破裂、主蒸汽管破裂引起的瞬变 主冷却剂循环泵故障如泵轴断裂、卡泵等引起的瞬变主冷却剂循环泵故障如泵轴断裂、卡泵等引起的瞬变36六、概率安全评价法六、概率安全评价法n概率安全评价（概率安全评价（PSA）又称概率风险分析（）又称概率风险分析（PRA），），是是70年代以后发展起来的一种系统工程。它采用系统可靠年代以后发展起来的一种系统工程。它采用系统可靠性评价技术（即故障树、事件树分析）和概率风险分析性评价技术（即故障树、事件树分析）和概率风险分析方法对系统的各种可能事故的发生和发展过程进行全面方法对系统的各种可能事故的发生和发展过程进行全面分析，从它们的发生概率以及造成的后果综合进行考虑。分析，从它们的发生概率以及造成的后果综合进行考虑。n评价核电厂安全性的方法：评价核电厂安全性的方法： 确定论评价法：确定论