核反应堆的安全系统课件

第二章核反应堆的安全系统反应堆的三大安全功能压水堆的专设安全设施2.1反应堆的安全性只取决于内在负反应性系数、多普勒效应、控制棒借助重力落入堆芯等自然科学法则的安全性。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惯性原理（如泵惰转）、重力法则（如位差）、热传递法则必须依靠能动设备（有源设备）由冗余系统的可靠度或阻止放射性物质逸出的多道屏障提供的安全性保护2.1反应堆的安全性固有安全性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固有安全堆池式快堆模块式高温气冷堆过程固有最终安全反应堆现行的反应堆PWRBWR高温气冷堆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，只是由堆的自然安全性和非能动的安全性，控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行和安全停闭。2.2.1反应性的控制反应性的控制的三种类型紧急停堆控制功率控制补偿控制控制元件迅速引入负反应性反应堆紧急停闭控制元件动作迅速补偿微小的反应性瞬态变化补偿控制元件动作过程非常缓慢用于补偿燃耗、裂变产物积累所需的剩余反应性也用于改变堆内功率分布将控制元件引入堆芯的三种方式吸收体引入堆芯的三种方式补偿棒-补偿控制调节棒-功率控制安全棒-紧急停堆控制材料：银-铟-镉合金控制棒可燃毒物可溶毒物补偿剩余反应性延长堆芯的寿期减少可移动控制棒的数目改善堆芯的功率分布材料：钆（Gd）

、硼（B）一种吸收中子能力很强的可以溶解在冷却剂的物质。轻水堆往往以硼酸溶解在冷却剂内用作补偿控制。能补偿很大的剩余反应性。由于向冷却剂增加或减少毒物量的速率十分缓慢，所以反应性的引入速率相当小。只能补偿由于燃耗、中毒和慢化剂温度变化等引起的缓慢的反应性变化。正常运行

停闭

事故工况一回路冷却剂在流过反应堆堆芯时受热，而在蒸汽发生器内被冷却。蒸汽发生器的二回路侧由正常的主给水系统或辅助给水系统供应给水。甩负荷时，蒸汽通过蒸汽旁路系统排放到凝汽器或排向大气。蒸汽发生器或余热排出系统继续导出堆芯余热。SG的给水由辅助给水系统提供，蒸汽由蒸汽旁路系统排向大气。一回路温度、压力下降到一定值时，由余热排出系统加以冷却。蒸汽管道破口时，安注系统向堆芯注入含硼水。一回路系统出现破口时，安注系统和安全壳喷淋系统。反应堆堆芯冷却的控制运行情况系统或设备热阱正常运行蒸汽发生器正常给水辅助给水及蒸汽旁路系统机组停运第一阶段：蒸汽发生器第二阶段：余热排出系统辅助给水及蒸汽旁路系统设备冷却水系统、重要厂用水系统事故工况蒸汽发生器辅助给水及蒸汽旁路系统余热排出系统设备冷却水系统、重要厂用水系统安全注射系统换料水箱、安注箱安全壳喷淋系统换料水箱、设备冷却水系统、重要厂用水系统乏燃料组件的冷却反应堆换料水池及乏燃料冷却净化系统设备冷却水系统、重要厂用水系统当汽机甩负荷时，蒸汽通过蒸汽旁路系统排到凝汽器或排放到大气中。辅助给水及蒸汽旁路系统反应堆停闭后，为了除去衰变热，防止燃料元件包壳熔化，冷却剂泵必须继续运转，衰变热通过蒸汽发生器由二回路带出；当—回路压力、温度降到一定程度时，余热排出系统必须投入。设备冷却水系统是一个中间冷却系统，在传送放射性流体和海水组成的电厂最终热阱之间提供一个进行监督的中间屏障，能有效地避免放射性流体与海水之间相互泄露。设备冷却水系统

重要厂用水系统当一回路处于大气压力下时，可以由反应堆换料水池冷却净化系统来排出余热；当蒸汽管道出现破口时，安全注射系统将向堆芯注入含硼水，以补偿由于堆芯过冷所丧失的冷却剂装量。换料水箱及安注箱2.2.3包容放射性产物包容放射性产物控制方式1、保持现场或厂房的相对负压，防止放射性气体或尘埃向其它区域扩散。2、气体厂房换气活性炭过滤器排气塔放出蒸发浓缩蒸馏水3、液体蒸发浓缩测定固化埋入地下释放海中硼回收系统或废液处理系统排放检测对放射性产物的屏障控制事故工况下，参与对各道放射性屏障功能控制的系统有：反应堆紧急停堆系统：控制第一道屏障稳压器安全阀：控制第二道屏障对第三道屏障：安全壳自动隔离、安全壳喷淋系统、氢气负荷装置、砂堆过滤器等。包壳安全壳安全问题案例1-某核电厂硼稀释事件某核电厂在对主系统生压补水的过程中，操纵员误将换料水箱中2100ppm的硼水当作硼酸制备系统7000ppm的硼水与清水混合，补入了主系统。后从硼浓度表指示发现问题，及时停止了补水过程，事件没有造成严重后果。实践后调查发现：由于核电厂过于关心进度，在大量系统尚未完成调试的情况下急忙装料，导致许多系统尚未移交主控室。由于系统调试工作分散，使主控室人员对核电厂整体状态，特别是系统状态缺乏了解和控制，因而并不知道系统状态已经改变，补水用的硼酸补给泵已从硼酸制备状态切换到换料水箱，而从事补水操作的操纵员并不知道。问题及分析要点问题：根据国际核事件分级表试对本事件进行分级。根据国家核安全法规试分析本事件的主要原因。应汲取哪些经验教训。分析要点：本案例属于核电厂运行事件。事件分级应按国际核事件分级表的规定进行。事件的主要原因应根据背景材料所提供的情节进行分析，主要涉及核电厂反应堆运行中的生产安排、信息沟通和操纵员失误等人因差错，在此基础上，主要涉及安全管理以及运行人员的资格等。总结应汲取的经验教训。答案1、该事件出现了超出规定运行范围的异常情况，事件分级为1级。2、事件的主要原因这是一起核电厂反应堆运行的安全事件。一方面没有真正树立“安全第一”的思想，生产进度的安排忽略了安全的要求，在大量系统尚未完成调试的情况下急忙装料，导致许多系统尚未移交主控制室。同时，由于系统调试工作分散，使主控制室人员对核电厂整体状态，特别是系统状态缺乏了解和控制，并不知道系统状态已经改变。另一方面操纵员没有特别关注防止硼稀释事件的问题，没有进行有关的检查与观测，出现了操作失误。工作管理中的人为差错。一方面营运单位管理层在安排生产计划时出现了差错，另一方面在信息沟通和反馈上出现了失误。从核电厂反应堆运行的基本要求来看，操纵员的知识和技能上不能满足要求。关于东京电力公司所有核电厂停止商业运行有关情况简介

东京电力公司（TEPCO）是世界上最大的电力公司之一，提供日本三分之一的电力，资本金为6764亿日元，电力销售年收入48084亿日元，总资产138125亿日元，员工39619人，电力销售2918KWh，核电占29％。目前，它拥有三个核电厂（福岛第一核电厂，福岛第二核电厂和柏崎核电厂），共17个机组，且都是沸水堆（包括两座先进沸水堆）。TEPCO于当地时间2003年4月14日午夜关闭了位于东京东北部200公里福岛的最后一座核反应堆，至此，该公司所拥有的17座核反应堆已经全部关闭。该公司去年承认，从80年代以来就谎报了有关安全纪录，阻挠政府的安全检查。日本核安全当局已责令该公司进行严格的检查，但是在电厂附近的许多居民仍然对该公司的安全检查程度表示担忧。

一、事件的起因及调查过程

2000年7月和11月原日本通产省资源能源厅，收到了来自TEPCO内部2起举报。内容是自1987年至1995年，TEPCO对其拥有的核电厂进行维修和检查的过程中，曾发现了一些反应堆管道有裂痕和其它结构损坏的情况，但该公司未根据有关法律规定向核安全管理当局报告，也未进行及时检修。同时，在核安全管理当局规定的一些检查项目中，该公司也存在“隐瞒事实及提交虚假报告”的问题。据此，日本通产省成立了直接对大臣负责的“东京电力伪造检查记录的调查审查委员会”，并通过当时的通产省资源能源厅和目前的原子力安全保安院（NISA）进行了2年多的政府调查。调查初期，该企业仍试图掩盖事实真相，直到2002年初，协助调查的通用电器公司（GE）提供了不止2起伪造事件的调查材料，2002年8月，TEPCO才终于承认了该公司与29起编造虚假检查报告事件有关的事实。

2002年8月29日，NISA公布了调查结果，该29起事件的其中16件是可能有问题的，其中包括：①不符合法规和技术标准的6件；②不顾管理当局要求隐瞒和伪造报告的5件；③业主采取不适当的自主检查方法的5件；其它13件属特别阶段问题还未得到进一步确认。该公司董事长、社长、副社长和两名顾问等5名公司领