核反应堆安全分析复习提要

1、核反应堆安全分析复习提要1、核反应堆安全性特征（即安全考虑的出发点）强放射性衰变热功率可能暴走放射性废物的贮存与处置高温高压水2、核安全总目标、辐射防护目标和技术安全目标核安全的总目标：在核电厂里建立并维持一套有效的防护措施，以确保工作人员、公众及环境免遭过量的放射性危害。辐射防护目标：确保在正常运行时核电厂释放出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，并且低于规定的限值，还确保事故时引起的辐射照射程度得到缓解。技术安全目标：有很大把握预防核电厂事故的发生；对核电厂设计中考虑的所有事故，甚至对于那些发生概率极小的事故都要确保其放射性后果是小的；确保那些会带来严重放射性后果的严重事

2、故发生的概率非常低。3、核反应堆安全基本设计思想和主要设计原则 基本设计思想：纵深设防，多层屏障 纵深设防一般包括下列五个层次：高质量的设计、施工和运行 采用工程实践确认的和保守的设计；选用实践和试验验证过的材料和设备；在设计、选材、制造、运输、建设、安装、调试、运行和维修等各个环节，采取严格的质量管理和监督；加强运行人员的安全素养和培训，保证核电厂具有极高的运行稳定性和可靠性，从而降低偏离正常运行状态的出现概率。停堆保护及余热排出系统 停堆保护及余热排出系统能限制反应堆的功率、温度、压力、水位和流量等参数的变化，使反应堆运行在安全限度所允许的范围内。一旦出现有损于反应堆安全的异常工况，这些系

3、统能完成停堆保护动作，保证余热导出，将反应堆导至并保持在安全停堆状态，从而防止运行中出现的偏差发展成为事故。专设安全设施 压水堆的专设安全设施包括：应急堆芯冷却系统、辅助给水系统、安全壳喷淋系统、应急电源和消氢系统等。反应堆一旦发生事故，这些系统能用来限制事故的后果，把事故后果降低到可以接受的水平。从而防止万一出现的事故发展成为堆芯熔化的严重事故。 事故处置及特殊设施 在事故的严重程度已超越设计技术规范的情况下，采用特定的运行对策和特殊设施进行事故处置。以常规或非常规的方式最佳利用各种设备来恢复对电厂的控制，保证堆芯的持续冷却，包容放射性物质，保护包容功能，防止放射性非控释放到环境。 厂外应急

4、计划和措施 在人们尽了最大努力提供的保护被突破后，可用厂外应急对策作补救。此时，采取一些保护行动来缓解周围居民及环境的影响，这些保护行动包括居民的掩蔽、撤离和治疗、食品控制等，尽力限制放射性物质对人体和环境的危害。 多层屏障多层屏障： 为防止放射性物质的释放，压水堆核电厂普遍采用了多层实体屏障。这些屏障主要包括燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界和安全壳。另外，燃料芯块、反应堆冷却剂、安全壳内空间及厂外防护距离也都可视为缓解放射性危害的屏障。主要设计原则单一故障原则冗余度和多样性原则独立性原则故障安全原则固有安全原则4、冗余度和多样性设计原则及其出发点冗余度：采用多个类似的系统并联起来，以使

5、某个系统失效时不影响电厂的运行。其出发点是：满足高可靠性和单一故障准则的要求。多样性：采用多个独立的和不同的方法实现同一目的。其出发点是：对付共模失效5、核反应堆基本安全功能和主要安全系统核反应堆的基本安全功能：反应性控制、堆芯冷却、放射性包容。与安全有关的系统和设施主要包括：反应堆保护系统、停堆冷却系统和专设安全设施。压水堆核电厂的主要专设安全设施有：1）应急堆芯冷却系统；2）安全壳；3）安全壳喷淋系统；4）辅助给水系统；5）安全壳消氢和净化系统等。6、核反应堆瞬变分析理论基础总体上点堆动力学方程质量、动量和能量守恒方程具体事故反应性事故瞬态特性失流事故流量衰减规律热阱丧失事故升温升压规律破

6、口类事故的系统降压特性7、核反应堆运行工况分类的原则和具体分类 分类的原则：发生频率高的工况要求其后果轻微，而后果严重的工况要求其发生频率极低。 按照该原则，美国核学会把设计基准事件范围内的核电厂运行及事故工况分为四类，它们是： 工况I：正常运行和运行瞬态，包括：（1）核电厂反应堆的正常启动、停堆和稳态运行。包括核电厂的正常启动、停堆、正常稳态功率运行、热停堆、冷停堆、正常换料等工况。这些工况构成了核电厂的运行模式。（2）带有允许偏差的运行，如发生少量燃料元件包壳泄漏，一回路冷却剂放射性水平略有偏高、蒸汽发生器传热管微小泄漏等，但未超过技术规格书所规定的最大允许值。（3）运行瞬态，如核电厂的升

7、温升压或冷却卸压，以及在允许范围内的负荷变化等。 工况II：中等频率事故 也称预计运行瞬态。指在核电厂运行寿期内预计会出现一次或数次偏离正常运行的运行过程，其发生频率大于10-2/堆年。 工况III：稀有事故 对单个核电厂来说，不大可能发生，但从整体核电厂运行经验积累来说，则有可能出现的事故。这类事故的发生频率约在10-4/堆年到10-2/堆年之间。 工况IV：极限事故 预计不会发生，因而也称为假想事故。然而这类事故一旦发生，则可能释放大量放射性物质，后果非常严重，因而在核电厂设计中也必须加以考虑。这类事故的发生频率小于10-4/堆年。 8、压水堆核电厂设计基准事故的物理分类 从物理现象上来看

8、，压水堆核电厂设计基准事故又可分为8组，具体是： （1）二回路系统排热增加，包括： 给水系统故障导致给水温度降低 给水系统故障导致给水流量增加 蒸汽压力调节器故障或损坏导致蒸汽流量增加 误打开蒸汽发生器泄压阀或安全阀 安全壳内、外各种蒸汽管道破裂 （）二回路系统排热减少，包括： 蒸汽压力调节器故障或损坏导致蒸汽流量减少 失去外部电负荷 汽轮机跳闸（截止关闭） 误关主蒸汽管线隔离阀 冷凝器真空破坏 同时失去厂内及厂外交流电源 失去正常给水流量 给水管破裂 （）反应堆冷却剂系统流量减少，包括： 一个或多个反应堆主泵停止运行 反应堆主泵泵轴卡死 反应堆主泵泵轴断裂 （）反应性和功率分布异常，包括；

9、次临界或低功率启动时，控制棒组件失控抽出，包括换料时误提出控制棒或暂时取出控制棒驱动机构 功率运行时，控制棒组件失控抽出 由于系统故障或操纵员误操作所致的控制棒误操作，包括部分长度控制棒误操作 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 化学与容积控制系统故障导致冷却剂硼浓度降低 在不适当的位置误装或操作一组燃料组件 各种控制棒弹出事故 （）反应堆冷却剂装量增加，包括： 功率运行时误操作应急堆芯冷却系统 化学容积控制系统故障（或运行人员误操作）导致反应堆冷却剂装量增加 （）反应堆冷却剂装量减少，包括： 稳压器安全阀或释放阀意外开启 一回路压力边界安全壳仪表或其他系

10、统管线破裂 蒸汽发生器传热管破裂 反应堆冷却剂压力边界内假想的各种管道破裂所导致的失水事故 （）系统或设备的放射性释放，包括： 放射性气体废物系统泄漏或破损 放射性液体废物系统泄漏或破损 假想的液体贮箱破损而产生的放射性释放 设计基准燃料操作事故 废燃料贮罐掉落事故 （）未能紧急停堆的预期瞬态，包括： 误提出控制棒未能停堆 失去给水未能停堆 失去交流电源未能停堆 失去电负荷未能停堆 冷凝器真空破坏未能停堆 汽轮机跳闸未能停堆 主蒸汽管道隔离阀关闭未能停堆9、单一故障准则及其使用方法单一故障准则： 完成某一安全功能的系统或设备，若执行其预定的安全功能，需要N个子系统或部件，设计时至少要设计N+1

11、个子系统或部件，以允许系统或设备具有承受发生一个随机故障而不丧失其安全功能的能力。 使用方法： 1）单一事件引发的多重故障仍归为单一故障； 2）整个核电厂系统只考虑一个故障； 3）整个事故期间只考虑一个故障，短期阶段只考虑能动故障，长期阶段可考虑能动故障，也可考虑非能动故障； 4）单一故障准则是针对安全级设备而言的，对非安全级设备不考虑其缓解效果，只考虑其不利影响； 5）只有在设备调用时才考虑失效问题； 6）在技术规格书中明确的定期维护、检修和实验的设备，不认为其是不可用的； 7）全部设备正常工作时造成最严重的后果，单一故障准则可以考虑是无故障； 8）必须把事故与故障区分开来，事故分析中只考虑

12、初因事件加单一故障，而不考虑事故的迭加； 9）失去厂外电和最大价值的一组控制棒卡在堆外是事故分析的附加条件，不能作为单一故障准则考虑； 10）某一故障的继发故障仍作为单一故障； 11）对不同的验收准则要求，可以假设不同的单一故障； 12）事故分析时必须要找出最保守的单一故障，即极限单一故障。10、设计基准事故的通类验收准则工况I 定性：不应触发反应堆保护停堆。定量：各种参数变化不超过停堆保护限值。工况II 定性：保护系统能够停堆；必要的校正动作后可重新投入运行；不引发更严重的工况；确保燃料包壳完整性；不超过一二回路压力限值；放射性后果不超过正常限值。定量：燃料元件不烧毁，即MDNBR限值；一回

13、路压力110设计压力；放射性后果10 10CFR100限值。 工况III 定性：燃料元件受损不大于某一小份额；不影响堆芯几何及可冷却性；不引发更严重的工况；不进一步损坏压力边界；不进一步损坏安全壳屏障；不影响公众使用厂外区域；放射性后果不超过剂量限制。 定量：包壳峰值温度1204（持续高温，堆芯裸露）、1482（瞬时高温，堆芯不裸露）；一回路压力120设计压力；放射性后果25 10CFR100限值。 工况IV 定性：燃料元件受损不大于某一份额；不影响堆芯几何及可冷却性；不引发更严重的工况；不进一步损坏压力边界；不导致缓解设施丧失功能；不进一步损坏安全壳屏障；放射性后果不超过剂量限制。 定量：包

14、壳峰值温度1204（持续高温，堆芯裸露）、1482（瞬时高温，堆芯不裸露）；一回路压力120设计压力；放射性后果100 10CFR100限值。11、失控提棒事故的自动保护设置，快速提棒和慢速提棒的主要差异 反应堆保护系统的自动保护设置 源量程高核通量反应堆停堆 当二个独立的源量程通道中的任一个通道指示出其核通量水平超过预定的整定值时，触发停堆信号。只有当任一中间量程核通量通道指出其通量水平超过某一规定值时，才可以手动闭锁源量程高核通量停堆信号。当二个中间量程通道指示的中子通量水平低于该规定值时，停堆功能自动恢复。 中间量程高核通量停堆 当二个独立的中间量程通道指示出中子通量水平高于预定的整定值

15、时，触发停堆信号，当四个功率量程的通道中有二个通道指示出中子通量水平在额定功率的10以上时，中间量程高核通量停堆才可手动闭锁；而当四个通道中的三个通道的中子通量水平的读数在10以下时，该停堆功能就自动恢复。功率量程高核通量停堆（低定值） 当四个功率量程通道中的任意二个通道指示出功率水平高于25额定功率时，就发生停堆动作。只有当四个通道中任二个通道指示出功率水平在额定的功率水平的10以上时，才可以手动闭锁；而当四个通道中任意三个通道的功率水平在10以下时，停堆功能就自动恢复。功率量程高中子通量停堆（高定值） 当四个功率量程通道中的任意二个通道指示的功率水平在某一停堆定值以上时就发生停堆动作，这一

16、停堆功能不能闭锁。高中子通量正变化速率停堆 当四个功率量程通道中任二个通道的中子通量的正变化速率超过某一停堆定值时就发生停堆动作。该停堆功能不能闭锁。超温T和超功率T稳压器高压、高水位主要差异快速提棒：瞬态过程十分迅速，堆功率增长很快，堆冷却剂平均温度和压力变化相对较小，通常触发高功率保护停堆；慢速提棒：瞬态过程较为缓慢，堆功率增加相对缓慢，而冷却剂平均温度和压力有较大变化，通常触发超温T停堆。12、弹棒事故的起因、过程特征及其危害性 起因：控制棒驱动机构密封壳套发生破裂，巨大的压差将控制棒弹出堆芯（0.05秒）。 特征：1）快速的阶跃反应性引入，堆功率急剧上升；2）形成堆芯功率分布不均匀，而

17、且因子比较大，形成局部高功率；3）小破口事故，但从失水角度来看不严重，从反应性的角度来看，有一定有利影响；4）总体上形成功率、温度快速短暂的增长。 危害：1）局部过热可能造成芯块熔化；2）过热芯块与冷却剂直接接触，热能转化为机械能形成冲击波，损害堆芯结构和可冷却性；3）包壳过热脆化而破裂；4）冷却剂升温升压，进一步损坏一回路完整性。13、失流事故的过程特点及其对核电厂设计的要求过程特点：冷却剂流量降低，堆芯传热能力下降，事故高潮期很短，过程很快。要求：1）功率水平和分布因子合理；2）停堆保护及时；3）控制棒下落速度要快；4）主泵飞轮转动惯量足够；5）蒸汽发生器与堆芯高度差足够。14、汽轮机跳闸

18、事故的起因及其包络性起因：1）发电机停机（甩负荷）；2）真空冷凝器失效；3）丧失润滑油；4）汽轮机推力轴承故障；5）汽轮机超速；6）误操作。包络性：汽轮机跳闸事故的分析结果可以包络：蒸汽流量减小、外负荷丧失、主蒸蒸汽流量减小、外负荷丧失、主蒸汽隔离阀关闭和冷凝器真空丧失汽隔离阀关闭和冷凝器真空丧失四种事故的结果。15、主蒸汽管道破裂事故的物理过程，有、无浓硼注入的主要差异 物理过程：主蒸汽管道破裂后，大量蒸汽从破口喷出，蒸汽发生器二次侧降压，一回路到二回路传热增加，冷却剂温度下降，负反应性反馈导致堆芯引入正反应性。若反应堆处于停堆工况下，堆芯停堆裕度降低，甚至可能重返临界；若反应堆处于功率运行

19、状态，堆功率增加，进而导致功率保护停堆，停堆后的过程与初始处于停堆工况过程相似。 有无浓硼注入的主要差异： 有浓硼注入时，浓硼的注入主宰反应性的变化，堆功率在达到峰值后下降，反应堆趋于热态零功率工况； 无浓硼注入时，慢化剂降温引起的反应性变化主要靠燃料多普勒反应性来补偿，反应性在峰值后趋于零，堆功率趋于一个稳定值。反应堆趋于某一稳定功率状态。16、大破口失水事故分析的主要假设及ECCS验收准则 主要假设 1）102额定功率；2）最大功率不均匀因子；3）轴向功率取寿期中最危险的截断余弦分布；4）燃耗选取以使得燃料元件气隙最大，储热最大；5）由温度及空泡负反应性停堆；6）衰变热选取；7）锆水反应取

20、BAKER-JUST关系式；8）金属构建储热；9）破口临界喷放取Moody喷放关系式，喷放系数0.61.0；10）ECCS流量在喷放阶段全部流失，注入破损环路的ECC水全部流失；11）CHF后果采用膜态沸腾公式；12）极限的单一故障；13）安全壳压力偏低选取；14）再淹没阶段主泵卡轴；15）上封头温度保守假设；16）燃料肿胀引起的流量阻塞效应。ECCS验收准则燃料元件包壳峰值温度不超过1204；包壳与水蒸汽作用所氧化的最大包壳壁厚不超过原壁厚的17；与水或水蒸汽发生反应的燃料元件包壳重量不超过堆内包壳材料总重量的1；堆芯几何形状的变化应限制在堆可冷却的限度之内；能实施长期堆芯冷却，以去除衰变热

21、。17、大破口失水事故的物理过程及其主要参数变化规律 物理过程 1）喷放阶段：破口出现后，冷却剂从破口喷出，首先是很短暂的欠热临界喷放，然后很快进入饱和临界喷放，冷却剂压力快速下降；堆芯流量在早期会出现短暂的流动逆转过程，出现流动滞止现象，导致包壳出现第一个温升峰；ECCS水旁路堆芯，直接从破口损失，堆芯传热条件恶化；喷放后期包壳温度开始快速上升；冷却剂几乎丧失完后，喷放结束。 2）再充水阶段：在喷放结束后，ECCS水逐渐进入压力壳的下腔室，压力壳水位开始回升；但堆芯处于裸露状态，燃料包壳温度快速上升（几乎是绝热升温），并可能有少量的锆水反应；当压力壳水位到达堆芯底部后，再充水阶段结束。 3）

22、再淹没阶段：ECCS冷却剂开始与炽热的燃料包壳接触，开始对底部包壳起冷却作用，但很快被汽化，包壳温度上升速度逐渐变慢，堆芯水位上升缓慢，锆水反应逐渐显著；随着水位的上升，再淹没前沿的传热工况有一个转变过程（蒸汽冷却膜态传热泡核沸腾单相液冷却）；包壳温度开始转为下降，堆芯逐渐淹没，淹没后的包壳温度快速下降；当堆芯被完全淹没后，再淹没阶段结束。 4）长期冷却阶段：ECCS水冷却堆芯后，从破口流入安全壳地坑，通过安注再循环模式实现长期冷却。 主要参数变化规律 1）堆功率：由于大破口失水事故系统降压极快，0.1秒内，可降到冷却剂的饱和压力，从而生成大量蒸汽，堆内空泡效应引入的负反应性使反应堆自行停闭；

23、停堆后剩余中子功率迅速减小，此后主要释放衰变热。 2）RCS压力变化：在最初极短的一段时间内为欠热喷放，压力迅速下降，进入饱和喷放后，压力下降略有减缓；在再充水，再淹没阶段，注入的低温安注水使堆芯蒸汽凝结，此后虽水位在上升，但系统压力仍然缓慢下降。 3）热点包壳温度：在喷放阶段，由于流动逆转形成一个包壳升温峰；在再充水阶段，堆芯内既无液体冷却剂，又无显著蒸汽流动，元件处于裸露状态，包壳几乎处于绝热升温状态，包壳温度上升很快，是包壳的主要升温阶段；进入再淹没阶段后，随着蒸汽产生量的增加，包壳升温越来越缓慢，继而开始转为下降；当热点被淹没后，热点包壳温度快速下降；堆芯淹没后，包壳温度逐渐下降。 4

24、）堆芯水位：喷放阶段，堆芯水位迅速下降。安注箱水及低压安注泵注水流入下腔室后，压力容器水位开始逐渐上升；在水位上升至堆芯底部之后，开始再淹没阶段，由于部分水量因冷却堆芯而汽化，因此再淹没阶段堆芯水位上升缓慢。堆芯淹没后，水位逐渐提高。18、破口位置对大破口失水事故物理过程和后果的影响通常冷管段破口会造成更高的包壳峰值温度，比热段破口危险，因为：1）破口流量与原堆芯流量方向相反，引起喷放早期冷却恶化；2）上腔室压力高，使堆芯水位降低；3）破口流出的是低焓冷却剂，流量大而带出的热量少；4）ECC水流失比例高。而对安全壳超压来说，热段破口可能更危险。19、小破口失水事故的物理过程及其主要参数变化规律

25、 物理过程 1）环路流量维持阶段：破口冷却剂丧失，压力壳水位下降，一回路系统降压，堆芯热量通过环路循环从蒸汽发生器热阱排出；ECCS注水流量较小。 2）环路流量中止阶段（环路水封存在阶段）：当压力壳水位低于主管道所在平面后，环路流量中止；堆芯开始产生大量蒸汽，并在上腔室积累；上腔室压力相对偏高，迫使堆芯水位不断降低，导致堆芯裸露升温；堆芯热量主要靠回流冷凝方式从蒸汽发生器二次热阱带出；安注流量很难进入堆芯，大部分从破口流失；当蒸汽积累导致上封头压力足以克服残留在U形管弯曲段中的水封压头时，环路水封清除。 3）环路水封清除阶段：环路水封清除后，压力再平衡使得下行段中的冷却水流回堆芯，堆芯被快速淹

26、没，系统压力快速下降。 4）长期冷却阶段：ECC水冷却堆芯后，从破口流入安全壳地坑，通过安注再循环模式实现长期冷却。 主要参数变化规律 1）堆功率：事故开始，破口冷却剂丧失使得RCS快速降压，引起慢化剂密度下降，导致堆功率单调下降；当稳压器压力降到低压停堆整定值时，反应堆保护系统开始紧急停堆；随着控制棒的插入，堆功率剧减，快速降到衰变热水平。 2）系统压力：事故开始，RCS因破口冷却剂过冷临界喷放而快速降压。当降至上腔室及热段冷却剂饱和压力时，因上腔室及热段冷却剂闪蒸，RCS出现短暂的再升压阶段；此后由于堆功率下降，RCS降压恢复；停堆后功率剧减，上腔室及热段冷却剂温度也随之减小；由于环路自然

27、循环停止，主泵入口前的U形段出现水封，水封的出现使得破口排热受阻，RCS降压变缓。 3）压力容器（堆芯）水位：一开始，由于位置较高的稳压器尚未排空，压力容器水位维持不变；当压力降到上腔室冷却剂温度所对应的饱和压力，引起上腔室冷却剂闪蒸后，压力容器水位开始下降；当稳压器排空后，压力容器水位开始快速下降；当压力平衡使堆下行段内的冷却剂及ECC水流入堆芯后，堆芯水位开始快速回升，重新淹没堆芯；到安注箱注入后，堆内水位开始整体回升。 4）包壳温度：事故开始，由于事先停泵及芯块储存热释放，包壳出现短期升温。接着由于堆功率下降，包壳温度开始下降；堆芯裸露后，包壳开始升温，直到环路部分水封临时消除，使得部分

28、液相冷却剂涌入堆芯，燃料包壳温度大幅下降；环路水封消除后，随着堆芯迅速淹没，包壳升温结束。20、如何区分蒸汽发生器传热管破裂事故和小破口失水事故 蒸汽发生器传热管破裂是失水事故的一种特殊情况，从一回路装量减少的立场来看，其严重性可以用小破口事故来包络。与小破口失水事故相比，蒸汽发生器传热管破裂有如下几个特征现象：（1）事故前后安全壳仪表指示没有变化；（2）破损蒸汽发生器水位，给水流量异常；（3）冷凝器排气和蒸汽发生器排污取样系统辐射水平异常。 此外：（1）小破口失水事故仅失去一回路压力边界的完整性和安全壳的完整性，放射性物质旁通安全壳而直接释放到环境；（2）小破口失水事故在30min内不要求操

29、纵员干预，而SGTR事故则要求操纵员必须尽快干预。21、操纵员不干预时蒸汽发生器传热管破裂事故的趋向工况及其危害性，操纵员干预时的主要干预内容及其出发点 趋向工况：一回路冷却剂进入破损蒸汽发生器的流量=破损蒸汽发生器向环境的释放流量=安注系统的注入流量 危害性：1）放射性直接排放到环境；2）蒸汽发生器满溢可能导致安全阀卡开或二回路完整性丧失，进而导致放射性释放大大增加；3）RWST水量耗尽后可能导致严重事故。 干预内容及出发点：1）鉴别事故及破损蒸汽发生器，以利后续操作；2）隔离破损蒸汽发生器，减少放射性释放；3）实施RCS冷却，使其温度低于破损蒸汽发生器压力对应的饱和温度约25，为降压作准备；4）实施一回路降压，以中止破口流量；5）停堆安注，最终终止破口流量；6）后期冷却，将反应堆导向安全停堆工况。22、给水丧失ATWS的物理过程 （1）给水丧失阶段：给水丧失，二回路传热能力降低；二回路系统升温升压，SG水位下降；一回路系统升温升压，水位上升；堆功率因负反应性反馈稍微降低。 （2）停堆失效阶段：汽轮机停车，SG释放阀/安全阀开启；稳压器释放阀；AFW 投入但不足以排热，SG水位仍然降低；RCS出现较严重的升温升压；堆功率进一步降低。 （3）SG蒸干阶段（高潮阶段）：SG水位很低，热阱几乎丧失；RCS急剧升温升压，安全阀开启，稳压器可能满水；堆功率大幅降低；稳压器阀