核电厂事故分析

1、第一章绪论1.1世界核电的发展概况能源是社会和经济发展的基础，是人类生活和生产的要素。随着社会的发展，能源的需 求也在不断扩大。从能源的供应结构来看，目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气三大资源， 这三种能源不仅利用率低，而且对生态环境造成严重污染。为了缓解能源矛盾，除了应积极开发太阳能、风能、潮汐能以及生物质能等再生资源外， 核能是被公认的唯一实现的可大规模替代常规能源的即清洁又经济的现代能源。核能不仅单位能量大，而且资源丰富。地球蕴藏的铀矿和钍矿资源相当于有机燃料的几 十倍。如果进一步实现控核聚变，并在海水中提取氤加以利用，就会从根本上解决能源供应 矛盾。核能在人类生产和生活中应用

2、形式主要是核电。核燃料资源丰富，运输和存储方便，核 电厂具有污染小、发电成本低等优点。从1951年前苏联建成第一座核电厂以来，核能发电 在全世界得到很大发展。世界核电至今已有60多年的发展历史。截止到2005年年底，全世界核电运行机组共有 440多台，其发电量约占世界发电总量的16%。A在发达国家，核电已有几十年的发展历史， 核电已成为一种成熟的能源。中国的核工业已也已有40多年发展历史，建立了从地质勘察、 采矿到元件加工、后处理等相当完整的核燃料循环体系，已建成多种类型的核反应堆并有 多年的安全管理和运行经验，拥有一支专业齐全、技术过硬的队伍。核电站的建设和运行 是一项复杂的技术。中国目前已

3、经能够设计、建造和运行自己的核电站。秦山核电站就是由 中国自己研究设计建造的。A第一代核电站A 核电站的开发与建设开始于上世纪50年代。1954年，前苏联建成 电功率为5兆瓦的实验性核电站：1957年，美国建成电功率为9万千瓦的shipping port原 型核电站，这些成就证明了利用核能发电的技术可行性。国际上把上述实验性和原型核电机 组称为第一代核电机组。A第二代核电站A 上世界60年代后期，在实验性和原型核电机组基础上，陆续建成 电功率在30万千瓦的压水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆等核电机组，它们在进一步证 明核能发电技术可行性的同时，使核电的经济性也得以证明。上世纪70年代，因石油涨

4、价 引发的能源危机促进了核电的大发展。目前世界上商业运行的四百多座核电机组绝大部分是 在这段时期建成的，习惯上称之为第二代核电机组。A第三代核电站A上世纪90年代，为了解决三里岛和切尔诺贝利核电站的严重事故的负面影响，世界核电业界集中力量对严重事故的预防和缓解进行了研究和攻关，美国和欧 洲先后出台了“先进轻水堆用户要求”文件，即URD文件(utility requirements document)和“欧 洲用户对轻水堆核电站的要求，即(EUR)文(European utility requirements document)， 进一步明确了预防与缓解严重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方

5、面的要求。国际上 通常把满足URD文件或EUR文件的核电机组称为第三代核电机组。对第三代核电机组要 求能在2010年前进行商用建造。A第四代核电站A 2000年1月，在美国能源部的倡议下，美国、英国、瑞士、南非、 日本、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷等十个有意发展核能的国家，联合组成了“第四 代国际核能论坛”(GIF)，于2001年7月签署了合约，约定共同合作研究开发第四代核能 技术。根据设想，第四代核能方案的安全性和经济性将更加优越，废物量极少，无需厂外应 急，并具备固有的防止核扩散的能力。高温气冷堆，熔盐堆，钠冷快堆就是具有第四代特点 的反应堆。 A第一代核电站为原型堆，其目的在于验证核

6、电设计技术和商业开发前景；第二代核电站 为技术成熟的商业堆，目前在运的核电站绝大部分属于第二代核电站；第三代核电站为符合 URD或EUR要求的核电站，其安全性和经济性均较第二代有所提高，属于未来发展的主要 方向之一；第四代核电站强化了防止核扩散等方面的要求，目前处在原型堆技术研发阶段。1.2核电厂安全设计的基本原则1.2.1安全目标核能与任何一种对于人类和环境具有一定风险的工业活动一样，均须尽力降低风险。核 能的风险与电离辐射（以下简称辐射）有关。因此核安全的最终安全目标为：建立并保持对 辐射危害的有效防御，保护厂区人员、公众和环境。具体而言，辐射防护的目标为： 保证厂区人员和公众在运行状态下

7、所受到的辐射照射低于规定限值并保持合理可行尽量低; 保证减轻事故引起的照射。与事故状态有关的目标为：保证从总体上防止事故的发生，保证在出现核电厂设计中在考虑 到的所有事故序列（即使是概率很低的序列）时，其放射性后果不大；通过预防和缓解措施 保证发生严重后果的事故的可能性极低。1.2.2纵深防御纵深防御概念是安全原理的重要组成部分。此概念必须贯彻于安全有关的全部活动，包 括与组织、设计或人员行为有关的方面，以保证这些活动均置于重叠措施的防御之下，即使 有一种防御失效，亦将得到补偿或纠正。设计过程中必须贯彻纵深防御概念，从而提供多层次的保护。这方面的实例为：（1）设置多种手段以保证每个基本安全功能

8、（反应性控制、余热排出和放射性包容）的执 行；（2）除固有安全特性外，采用可靠的保护装置；（3）通过安全系统的自动触发和运行人员的行动，加强对核电厂的控制；（4）提供设备和规程以支援事故预防措施、控制事故发展过程和限制事故后果。作为一条基本要求，任何时候各防御层次都必须按照不同运行方式的规定一一备齐。 在缺少一个防御层次而其他防御层次虽在的条件下，继续运行就没有足够的基础。纵深防御概念在设计过程中的第一种应用如下：提供多层次的设备和规程，用以防止 事故，或在未能防止事故时保证适当的保护。（1）第一层次防御的目的是防止偏离正常运行。这一层次要求按照恰当的质量水平和工程 实践正确并保守地设计、建造

9、和运行核电厂。为达到此目的，对设计规范和材料的恰当选择 以及部件制造和核电广施工的控制，均应十分注意。对于核电厂的检查、维护和试验规程， 以及进行这些活动时良好的可达性、核电厂的运行条件和运行经验的利用等项，亦应予以关 注。（2）第二层防御的目的是检测和纠正偏离正常运行的情况，以防止预计运行事件升级为事 故工况。这是由于尽管注意预防，核电厂在其寿期内仍然会发生假设始发事件。这一层次要 求设置专用系统并制定运行规程以防止或尽量减小这些假设始发事件所造成的损坏。（3）第三层次防御是基于以下假定：尽管极少可能，某些预计运行事件的升级仍有可能未 被前一层次防御所制止，因此必须提供附加的设备和规程以控制

10、由此引起的事故工况的后 果。设置这一层次防御的另一主要目的是使核电厂在事故工况后达到稳定的、可接受的状态。 在第三层之后可借以进-步保护公众和厂区人员的措施为：核电厂用于减轻超设计基准事故 后果的特定的补充设施、应急计划和准备。纵深防御概念的第二种应用是核电厂设置多道实体屏障，防止放射性物质外逸。这些屏 障通常包括燃料本身、燃料包壳、反应堆冷却剂系统压力边界和安全壳。设计必须保证每一 屏障的有效性，并为之提供保护。1.3电厂安全特性核电厂设计的一个总体要求是电厂对假设始发事件的敏感性必须合理地低。电厂对任何 假设始发事件的预计响应可用下列（1）-（3）中的一项特征表示。核电厂的设计和运行应 能

11、促使任何假设始发事件的后果按下述顺序排列，并在合理可行的条件下尽可能接近于（1）。（1）依靠核电厂的固有特性，假设始发事件不产生与安全有关的重大影响或核电厂只产生 趋向安全状态的变化。（2）在发生假设始发事件后，依靠在此状态中连续运行的系统动作，以控制该假设始发事 件，使核电厂趋于安全。（3）在发生假设始发事件后，依靠对该事件作出响应而投入工作的系统动作使电厂趋于安 全。1.3.1单一故障准则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故障时，仍能保持所赋予的 功能。源自单一故障的各种继发故障，均视作单一故障不可分割的组成部分。对于构成核电厂设计的每个安全组，都必须运用单一故障准则。安

12、全组是用以完成各项 为抑制特定假设始发事件的后果使之不超过设计基准所规定限值所需要的动作的设备组合。 为检验核电厂是否符合单一故障准则的要求，必须对各有关安全设备组进行下述分析：假设 单一故障及其全部继发故障依次出现在设备组合的各个单元上，并逐一进行分析，直至完成 此组合内的全部故障分析为止，对各有关组合依次一一进行分析，直至完成所有组合和全部 故障的分析为止。有关特定安全系统需要符合单一故障准则的叙述见后。单一故障准则在上 述系统中的假设是此前已作了描述的过程中的一部分。单一故障分析中，不考虑同时发生一 个以上的随机故障。如上述分析的结果表明，每个安全组在计及假设始发事件的影响后均能完成各有

13、的功 能，则认为，设计达到了单一故障准则的要求。单一故障分析中，对于设计、制造、在役检查和保养的质量达到极高水平的非能动部件 的故障，可不予考虑。但在排除非能动部件发生故障的可能时，必须计及始发事件后需要部 件发挥作用的全时程，并对基于此种假设的分析方法的正确性作出论证。乱真动作必须视为故障的一种模式。对于下列各种情况，毋需遵守单一故障准则：（1）极为罕见的假设始发事件；（2）假设始发事件极不可能的后果；（3）某些设备因进行维护、修理或定期试验，在有限的时间内停止使用。对某些安全系统可能需要提出多重性或多样性的附加要求。例如在相同部件用于几种安 全功能或同时用于安全和非安全目的之处、有共因故障

14、的可能之处以及定期试验的有效性受 到限制之处，均可据以提出附加要求。1.3.2多样性采用多样性原则能减少某些共因故障的可能，从而提高某些系统的可靠性。应考查这类 潜在故障的原因，以确定在何种场合能有效地应用多样性原则。多样性应用于执行同一功能的多重系统或部件，系通过多重系统或部件中引入不同属性 而实现。获得不同属性的方式有：采用不同的工作原理、不同的物理变量或不同的运行条件 以及使用不同制造厂的产品等。为保证所采用的多样性确能提高所完成设计的可靠性，在运用多样性原则时必须审慎。 例如，为降低共因故障的可能性，设计人员必须对材料、部件和制造工艺中有无任何相似之 处，运行原理或公用的辅助设施中有无

15、细微的类似之处给以关注。采用多样化系统或部件时， 应计及诸如运行、维护和试验程序中额外的复杂性，或使用可靠性较低设备所带来的缺点， 并取得此种追加措施有利于总体效益的合理保证。1.3.3独立性为提高系统的可靠性可在设计中采用下列独立性原则：（1）保持多重系统部件之间的独立性；（2）保持系统中各部件与假设始发事件效应之间的独立性，例如，假设始发事件不得引起 为减轻该事件后果而设置的安全系统或安全功能的失效或丧失；（3）保持不同安全等级的系统或部件之间适当的独立性；（4）保持安全重要物项与非安全重要物项之间的独立性。独立性可在系统设计中通过功能隔离或实体分隔实现。（1）功能隔离必须使用功能隔离，以

16、减少多重系统或相连接系统中由正常运行或异常运行，或这些系统中 任一部件的故障所引起的设备和部件间不良相互作用的可能性。（2）部件的实体分隔和布置在系统布置和设计中，必须尽实际可能采用实体分隔原则以增强实现独立性的保证，对 于某些共因故障尤其如此。这些原则包括：空间分隔（距离、方位等）；屏障分隔；上述两种方法的组合。分隔方法的选择取决于设计基准中所考虑的假设始发事件，例如火灾、化学爆炸、飞机 坠毁、飞射物、淹没、温度、湿度等效应。核电厂内的某些场所，有可能成为不同安全重要性的各种设备或线路的自然汇合点，例 如安全壳贯穿区、电动机控制中心、电缆走廊、设备间、控制室和核电厂的工艺控制电脑等。 在这些

17、场所，必须尽实际可能采取适当的措施以防止共因故障。第二章事故分析的基本知识2.1辐射基本知识通常我们所讲的辐射一般指的是电离辐射与电磁辐射，电离辐射（通常称为放射线）包 括放射源和射线装置。主要用于医疗和工业。医疗方面：肿瘤放射治疗、X射线诊断、加速 器治疗等，工业方面：产品探伤、食品消毒、安全检查等；电磁辐射（通常称为电磁波）如 通信移动基站、输变电站、家用电器等所发出的电磁波。2.1.1生活中的辐射辐射离我们有多远呢？其实在生活当中，辐射是无处不在！日常生活常接触到的辐射， 包括家庭生活（微波炉、电吹风、电视、手机、电冰箱、空调、吸尘器等）、办公场所（电 脑、复印机、打印机、扫描仪、传真机

18、等）、医疗诊断（X光拍片、X光透视、CT扫描、放 疗等）、装修装饰（大理石、涂料、复合地板、墙壁纸等、电力通信（输变电站、移动通信 基站、广播电视信号发射塔、高压线等）。2.1.2辐射的危害危害一：它极可能是造成儿童患白血病的原因之一。医学研究证明，长期处于高辐射的 环境中，会使血液、淋巴液和细胞原生质发生改变；危害二：能够诱发癌症并加速人体的癌细胞增殖。辐射污染会影响人体的循环系统、免 疫、生殖和代谢功能，严重的还会诱发癌症，并会加速人体的癌细胞增殖；危害三：影响人的生殖系统，主要表现为男子精子质量降低，孕妇发生自然流产和胎儿 畸形等；危害四：可导致儿童智力残缺。有专家认为辐射也是影响因素之

19、一。世界卫生组织认为， 计算机、电视机、移动电话的电磁辐射对胎儿有不良影响；危害五：影响人们的心血管系统，表现为心悸，失眠，部分女性经期紊乱，心动过缓， 心搏血量减少，窦性心率不齐，白细胞减少，免疫功能下降等。严重时会导致机体损伤，甚 至死亡；危害六：对人们的视觉系统有不良影响。由于眼睛属于人体对辐射的敏感器官，过高的 辐射污染会引起视力下降，白内障等。2.1.3辐射防护措施1、时间防护尽可能减少人体与射线的接触时间（缩短人体受照射的时间）。2、距离防护尽量远离射线源，接触射线越少，受到伤害就越少。3、屏蔽防护选取适当的屏蔽材料（如混凝土、铁或铅等）做成屏蔽体遮挡射线源发出的射线。2.2事故安

20、全后果2.2.1正常事件的极限安全后果任何正常事件的极限安全后果必须是：所有过程变量保持在它们的运行限值之内；放射性物质向环境的实际排放在GB 6249规定的正常限值内；正常事件的直接后果不会造成燃料元件破损；但是，偶然的元件缺陷可能使裂 变产物泄漏到反应堆冷却剂中；反应堆冷却剂边界和安全壳屏障内的应力在工业规范规定的正常运行允许限值 之内。2.2.2预计事件的极限安全后果任何预计事件的极限安全后果必须是：所有设备均处于它的极限运行条件范围内，所有过程变量都在过程安全限值以 内，所有设计变量都在4.3条中规定的设计安全限值内；放射性物质向环境的实际排放在GB 6249规定的限值以内；事件引起的

21、预期瞬变的直接后果不会造成燃料元件破损；事件引起的负载集合在反应堆冷却剂边界和安全壳屏障内产生的应力，要在工业规范对该频度事件规定的允许限值内。2.2.3事故的极限安全后果任何事故的极限安全后果必须是：放射性物质向环境排放的计算值，必须在GB 6249规定的限值之内，以便放射 性物质的实际排放不妨碍或不限制公众利用核电厂非居住区以外的区域；堆芯的几何形状要允许堆芯得到足够冷却，以维持相应的设计变量在其设计安 全限值以内（见4.3条）；可运行的安全系统足以在规定的时间内，把热量从堆芯传到最终热阱，维持相 应的设计变量在其设计安全限值以内；事件引起的负载集合在反应堆冷却剂和安全壳屏障内产生的应力，

22、要在工业规 范对该频度事件规定的允许限值内。2.2.4严重事故的极限安全后果严重事故的极限安全后果必须是：放射性物质向环境的实际排放在GB 6249规定的限值内；堆芯几何形状允许堆芯得到足够冷却，维持相应的设计变量在其设计安全限值 以内（见4.3条）；可运行的安全系统足以在规定的时间内，把热量从堆芯传到最终热阱，维持相 应的设计变量在其设计安全限值以内；事件引起的负载集合在反应堆冷却剂边界和安全壳屏障内产生的应力，要在工 业规范对这种频度事件规定的允许限值内。2.3安全限值核电厂的安全限值是对保护实体屏障完整性所必需的重要过程变量的限值，这些实体屏 障用以防止不可控的放射性释放。如果超过任何安

23、全限值，就必须停堆。这时，许可证持有 者必须报告国家核安全部门，对事件进行检查并记录检查的结果，包括事件的起因以及为预 防事件再次发生而采取的纠正措施的依据。在国家核安全部门批准以前，不得恢复运行。为了说明确定需要安全功能的依据和便于叙述对各类事件的性能目标，本标准采用了设 计安全限值和过程安全限值两个概念，但在大多数情况下，设计或过程安全限值与技术规格 书中使用的安全限值是同义的。2.3.1设计安全限值对预计事件、事故和严重事故，必须确定一些设计变量（如最小临界热流密度比、偏离 泡核沸腾比、包壳温度和反应堆冷却剂压力），不论它们是否可测量，但能够预示没有超过 极限安全后果。对每类事件，必须对

24、每一设计变量规定一限值，只要这个设计变量处于此限 值内，就保证不会超过相应的极限安全后果。这一设计变量限值称为设计安全限值。2.3.2过程安全限值对于预计事件，必须确定一些可测量的并可指示的过程变量或相关过程变量（如流量、 中子注量率、压力）的组合，它们在规定设计安全限值时是与设计变量等效的。必须对每一 过程变量或它们的组合规定一个确定的限值，只要这个可测的过程变量或变量组合在此限值 以内，就保证不会超过设计安全限值。这一过程变量的限值称作过程安全限值。某些设计安全限值或过程安全限值并不严格地适用于短期瞬变（例如，在瞬变期间释放的能量小于承受这些能量的系统能力时），因此必须单独地考虑每种短期瞬

25、变。2.4安全功能研究了电厂对事件的响应后表明需要某一安全功能时，必须考虑下述两种可供选择的 方法：修改电厂设计，使其不再需要该安全功能；增加设计特征，提供该安全功能。正常事件（例如，按规定程序进行的审慎操作：装料和换料、提升功率、功率运行、 热备用、降功率、停堆和维修）不需要安全功能来防止超过过程安全限值。对预计事件、事故或严重事故选定的安全功能必须在预计事件期间或以后足以防止 超过过程安全限值，在事故或严重事故期间或之后足以防止超过相应的设计安全限值。当过程安全限值与设计安全限值不同时，必须根据设计安全限值判断事件的后果。2.4.1安全动作必须规定完成每一安全功能所需的安全动作，并规定动作

26、和进程的时间顺序和空间关系 及必须执行动作的环境条件。2.4.2安全系统通道安全系统通道，必须足以监测与安全限值有关的变量，向相应的安全驱动设施发出信号， 并完成实现安全功能所必需的动作。任一安全系统通道都可用来完成一类或几类事件或后果 所要求的一个安全动作。2.4.3安全系统的极限整定值必须对安全系统中与安全限值有关的每一被测变量或相关的几个被测变量的组合规定 一极限整定值。此整定值必须使系统能在足够时间内触发对预计事件合适的安全动作，防止 超过有关的过程或设计安全限值。另外，此整定值必须使系统能在足够的时间内触发对事故 或严重事故合适的安全动作，防止超过相应的设计安全限值。规定此整定值必须

27、考虑安全系 统的响应时间、仪表误差、校准的不确定性和漂移的极限偏差。第三章冷却剂丧失事故3.1概述及定义冷却剂丧失事故是指反应堆主回路压力边界产生破口或发生破裂，一部分或大部分冷却 剂泄露的事故。对压水堆来说，便是失水事故，简称LOCA（Lose of coolant Accident） 0 由于冷却剂丧失事故现象复杂，后果特别严重，因此在反应堆安全分析中处于非常重要的低 位。压水堆一回路系统破裂引起的冷却剂丧失事故有很多种，它们的类型及其可能的后果主 要取决与断裂特性，即破口的位置和破口尺寸。3.2大破口失水事故作为极限设计基准事故的大破口失水事故是指反应堆主冷却剂系统冷管段或热管道出现 大

28、孔直至双端剪切断裂并同时失去厂外电源的事故大破口失水事故中发生的事故序列可以分成4个连续的阶段：喷放、再灌水、再淹没和长期冷却。3.2.1喷放阶段喷放分两阶段进行，即欠热喷放与饱和喷放。在开始的欠热喷放阶段中，一回路压力迅 速下降到当前水温相应的蒸汽（饱和）压力。在此阶段，失压同时伴随着压力波的传播；因 此，安全分析必须证明由这些压力波引起的机械负荷不致使系统损坏到构成对公众危险的程 度。在此后较长的饱和喷放阶段，冷却剂内生成蒸汽气泡，同时水与蒸汽的混合物由破口喷 出；这一阶段大体将持续1520秒，直到系统压力大体等于安全壳内的压力。这种两相流相 当于蒸汽与水混合物在管内的流动，称为“壅塞”流

29、。它将持续一段时间，其中汽水混合物以 最大音速喷出，蒸汽-水混合物流动时使燃料棒得到一定程度的冷却，故包壳温度段时间下 降。然后由于液体的热焓增加，临界热流密度下降到最大热流密度以下；传热系数显著减少， 同时包壳温度相应地升高。当饱和喷放进行时，冷却剂内液相份额不断减少直到剩余的部分变为水与蒸汽的泡沫状 混合物为止。泡沫的液位下降，使堆芯的上部裸露烧干。这时堆芯只能通过向四周结构辐射 散热。于是包壳温度可能上升到使某些较热燃料棒因包壳过热失去强度而导致破损的程度。 此时由锆水反应而产生的热能也助长了温度的进一步升高。3.2.2再灌水阶段在喷放过程中压水堆一回路压力降低信号将触发ECCS动作。安

30、注箱将通过未破裂的冷 端或直接经由下降段向堆压力容器内注入含硼水；这将为燃料提供部分冷却手段，但在初期 仍有大量的水变为蒸汽-水混合物由破口喷出。在冷段断裂事故中，希望注入的水沿下降段 下降在通过堆芯上升，但这一运动受到沿相反方向进行喷放的液流阻挡。由于阻力很大，很 可能发生“ECC水旁路流失”现象，即注入的水沿下降段环形空间流动并从管道上的破口喷 出，当喷放结束后，一部分硼水开始聚焦在反应堆压力容器底部并进行再充水。如果外电源 没有丧失，ECCS的低压安注子系统将开始向反应堆压力容器注入含硼水。但若外电源也已 丧失，而起动应急发电机总滞后一段时间，故低压安注系统只能在再充水阶段的末期才开始 动作，无论属于哪一种情况，燃料在再充水期间得不到充分冷却；只有汽水混合物的对流可 以带出一些热量。3.2.3再淹没阶段当水位上升到燃料棒下端后，就开始了再淹没过程。当冷却水再上升时，它就与赤热的 燃料包壳相接触；结果在后者表面上形成一层蒸汽膜，冷却水不易穿透。于是发生了池式膜 态沸腾的工况。然而，堆芯底部的温度很快下降到冷水能够穿透汽膜的程度，从而发生了泡 核沸腾。然后这部分包壳的温度迅速下降。在压水堆发生管道断裂事故后，其安注箱大约在 一分钟后就全部排空，但从ECCS的其他水源取