核反应堆安全分析-4

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1、第四章 确定论安全分析, 事故分析方法 确定论分析方法 概率论安全分析方法, 确定论事故分析的基本逻辑 确定一组设计基准事故； 选择特定事故下安全系统的最大不利后果的单一故障； 确认分析所用的模型与电厂参量都是保守的（保守的分析方法）；【或通过最佳估算（BE）并考虑不确定性（Uncertainty）的方法（现实的分析方法，如CSAU方法）】； 将最终结果与法定验收准则相对照，确认安全系统的设计是充分的。, 确定论事故分析的基本假定 为确保分析结果的包络性，法规要求采用保守假定。 两条“不言而喻”的基本假设： 被调用的安全系统失去部分设计能力（单一故障假设）； 操纵员在事故后短期内不作任何干预。

2、 * 但进一步研究表明：此两条假设是不充分的，有时是不保守的。 Eg. 某些系统在某些事故下无故障比单一故障更不安全，而操纵员的干预有时会使机组状况急剧恶化。,除最严重的单一故障以外，分析中还有其它4个附加的补充保守假设： 事故同时合并失去厂外电源； 反应性价值最大的一组控制棒卡在全提棒的为止不能下插； 分析中只考虑安全相关设备，补给及非安全设备的缓解功能； 必要时考虑合并不利的外部条件。 根据美国联邦法规10CFR50附录K的要求，分析所用核电厂参量应取对结果不利的保守值，例如： 功率：增加2测量不确定性，即取102额定功率； 温度：根据事故性质，增或减2.2C； 主系统压力：根据事故性质，

3、增或减0.21MPa； 保守的仪表与控制棒响应时间延迟； 不取用第一个停堆信号。, 确定论事故分析的验收准则 判定确定论分析结果是否符合安全法规要求，采用了一套定量的判据，这些判据成为验收准则（Acceptance Criteria）。四类事故严重程度不同，验收准则也有所区别。发生频度越高的事件，验收准则越严格。 核电厂安全问题归根结底是热量平衡问题。定性的反应堆热工设计准则是： 正常运行与运行瞬变工况下预计不发生燃料损伤； 事故后反应堆可以转入安全状态，只有一小部分燃料元件受损，事故中释放出来的放射性应当对公众不构成威胁； 在最严重事故引起的瞬变之后，反应堆可以转入安全状态且堆芯结构能维持次

4、临界和可接受的冷却特性。, 为保证燃料不发生烧毁或熔化，对I、II类工况，有如下定量准则： 燃料芯块的最高温度不超过2260C，这与燃耗末燃料芯块的熔化温度2590C相比，留有330C的裕量 ； 燃料线功率密度不超过59.0kW/m，这一准则与前一条表述内容相同。考虑到压水堆平均线功率密度约为17.8kW/m，可以推知堆芯热点因子FQ不得大于3.3； 最小DNBR在用W-3公式估算时，不得小于1.3，这可以保证在95%置信度下95%的燃料元件不发生烧毁； 燃料元件包壳外壁面温度不超过425C。, 第IV类工况是预计电厂寿期中不会出现的事故，事故后允许有部分燃料元件损坏，称为极限事故，因而此类事

5、故不遵守DNBR准则。经对燃料元件与包壳的仔细研究，提出了更为具体的验收准则，即最终验收准则。LBLOCA事故是最有挑战性的极限事故，其最终验收准则共五条： 包壳最高温度不得超过1204C。该准则的设置意图是防止锆水反应的激化。当锆合金包壳达到850C时，锆水反应显著发生，其产生的热功率每50C左右上升1倍。1200C时，锆水反应已与局部衰变热功率相当。超过1200C，锆水反应有自激励的可能而导致整个包壳熔化、氧化或形成低共熔混合物； 包壳的局部最大氧化量不超过反应前包壳总厚度的17%，以防止过量氧化的氢脆导致包壳机械强度不足而破裂； 包壳氧化产氢量不得超过假设所有锆合金均与水反应所产氢总量的

6、1%，以限制安全壳内氢爆的危险；, 堆芯必须保持可冷却的几何形状； 必须能保证事故后排出衰变热的长期冷却能力。, 确定论事故分析的程序系统 DBA确定论分析以热工水力系统分析程序为主干，同时涉及子通道分析、燃料行为、安全壳相应、力学分析、堆芯行为分析、放射性后果评价等各个方面的分析程序系统。 如：热工水力系统分析程序Relap、Trac、Cathare、Retran等；子通道分析程序：Cobra等；燃料行为分析程序Fracon、Frap等；安全壳分析程序Contempt等；力学分析程序Adina、Sap等；堆芯行为分析程序Tiskth、Citation、Dot等；放射性后果评价程序Airdos

7、e、Pavan、Actcode、Tact等。, 确定论事故分析的两种方法（模型） 一种分析方法严格按照10CFR50.42附录K的技术要求设计，称为保守的“评价模型”（EM）； 后来发展了一种分析方法，采用真实的分析方法与真实电厂参量，称为“最佳估算模型”（BE），或简称为“真（现）实模型”；BE方法的逻辑是采用“最佳估算”程序与真实参量，可以不考虑单一故障。当然，分析的结果必须作不确定性分析。即“BE+Uncertainty”。,EM方法与“BE+Uncertainty”方法主要差别,4.1 核电厂运行工况与事故分类, 我国HAF102的核电厂事故分类 1970年美国标准协会（ANSI）分类

8、 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）规定需分析的47种典型始发事件,我国的核电厂状态分类（HAF102）, 正常运行 预计运行事件 设计基准事故(DBA) 严重事故(SA),在核动力厂运行寿期内预计至少发生一次的偏离正常运行的各种运行过程；由于设计中已采取相应措施，这类事件不至于引起安全重要物项的严重损坏，也不至于导致事故工况。,严重性超过设计基准事故并造成堆芯明显恶化的事故工况。,核动力厂在规定的运行限值和条件范围内的运行。,几个概念,运行：为实现核动力厂建厂目的而进行的全部活动，包括维修、换料、在役检查及其它有关活动。 运行状态：正常运行

9、或预计运行事件两类状态的统称。 事故工况：比预计运行事件更严重的工况，包括设计基准事故和严重事故。 事故管理：在超设计基准事故发展过程中所采取的一系列行动： 防止事件升级为严重事故(预防)； 减轻严重事故的后果（缓解）； 实现长期稳定的安全状态。,美国标准协会（ANSI）分类法（1970）,I. 正常运行和运行瞬变 II. 中等频率事件（预计运行事件） III. 稀有事故 IV. 极限事故（假想事故/设计基准事故）, 出现较频繁； 不会触发保护系统的整定值； 依靠控制系统调节，无需停堆可回到稳定状态。, 在整个运行寿期内，一般极少发生，发生概率10-4 310-2 / 堆年； 需投入专设安全设

10、施； 燃料元件损伤数不大于某一小的比例。, 运行寿期内发生一次或数次偏离正常运行的所有过程，发生概率10-2 / 堆年； 触发保护系统整定值，迫使停堆，不会造成燃料损坏或一、二回路超压，可重新投运； 只要保护系统正常运行，不会导致事故工况。, 发生概率10-6 10-4 /堆年，即不可能发生； 会释放出大量放射性物质； 设计中必须加以考虑； 专设安全设施必须保证一回路压力边界的完整性。,正常运行和运行瞬态, 正常启动、停堆和稳态运行 正常启动、功率运行；热备用；热停堆；冷停堆；换料停堆。 带有偏差的极限运行 燃料元件包壳泄漏；一回路冷却剂放射性水平升高；蒸汽发生器传热管有泄漏，等。但未超过规定

11、的最大允许值。 运行瞬变 核电厂升温升压、冷却卸压；允许范围内的负荷变化(阶跃、线性负荷变化，甩负荷 )。,中等频率事件（预期运行事件）, 堆启动时，控制棒组件不可控地抽出； 满功率运行时，控制棒组件不可控地抽出； 控制棒组件落棒； 硼失控稀释； 部分失去冷却剂流量； 失去正常给水； 给水温度降低； 负荷过分增加； 隔离环路再启动； 甩负荷； 失去外电源； 一回路卸压； 主蒸汽系统卸压； 满功率运行时，安注系统误动作，等。,稀有事故, 一回路系统管道小破裂（SBLOCA）； 二回路系统蒸汽管道小破裂； 燃料组件误装载； 满功率运行时抽出一组控制棒组件； 全厂断电SBO(反应堆失去全部强迫流量)

12、； 放射性废气、废液的事故释放； 蒸汽发生器单根传热管断裂事故。,极限事故, 一回路系统主管道大破裂（LBLOCA）； 二回路系统蒸汽管道大破裂； 蒸汽发生器多根传热管断裂； 一台冷却剂泵转子卡死； 燃料操作事故； 弹棒事故。, 对类工况和类工况事件所作的分析确定反应堆保护系统的要求，并决定这些系统的整定值。 对类工况某些事件所作的分析决定专设安全设施的性能，使得满足安全准则，并使任何放射性释放的效应最小。 对类和类其它事件所作的分析确保专设安全设施的设计是正确的。,各类工况的事故（件）分析,对于II类工况定量验收准则 （中等频率事件/预计运行事件）, 一回路压力小于110%设计值； 燃料元件

13、不烧毁，DNBR（应用W-3公式）不得小于1.3； 放射性后果按正常排放允许值控制。,对于第III类、第IV类事故定量验收准则, 燃料元件保持可冷却状态，通常的判断标准为长时间高温（燃料包壳峰值温度）小于1240C ，短时间高温小于1482C； 一回路压力小于110%设计值； 放射性后果，美国标准（对IV类事故）：甲状腺剂量0.45Sv，全身剂量0.15Sv。,美国核管会（NRC）分类法, 二回路系统排热增加； 二回路系统排热减少； 反应堆冷却剂系统流量减少； 反应性和功率分布异常； 反应堆冷却剂装量增加； 反应堆冷却剂装量减少； 系统或设备的放射性释放； 未能紧急停堆的预计瞬变（ATWS）。

14、,设计基准事故,二回路系统排热增加初因事件, 给水系统故障使给水温度降低； 给水系统故障使给水流量增加； 蒸汽压力调节器故障或损坏使蒸汽流量增加； 误打开蒸汽发生器卸放或安全阀； 安全壳内、外蒸汽管道破损。, 给水温度低 给水流量高 蒸汽流量增加, 蒸汽压力调节器故障或损坏使蒸汽流量减少； 失去外部电负荷； 汽轮机跳闸(截止阀关闭)； 凝汽器真空破坏； 同时失去厂内外交流电源（全厂断电SBO）； 失去正常给水流量； 给水管道破裂。,热阱丧失事故,二回路系统排热减少初因事件, 给水流量降低 蒸汽流量减少, 一个或多个反应堆主泵停止运动； 反应堆主泵轴卡死； 反应堆主泵轴断裂。,失流事故,反应堆冷

15、却剂系统流量减少初因事件, 冷却剂流量降低,LOFA, 在次临界或低功率时，非可控地抽出控制棒组件； 在特定功率水平下非可控地抽出控制棒组件； 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； 化容控制系统故障使冷却剂中硼浓度降低； 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； 各种落棒事故。,反应性引入事故,反应性与功率分布异常初因事件, 反应性增加、降低,RIA, 功率运行时误操作应急堆芯冷却系统； 化容系统故障（或误操作）使反应堆冷却剂装量增加。,反应堆冷却剂装量增加初因事件, 意外注入, 误打开稳压器安全阀； 贯穿安全壳一回路压力边界仪表或其它线路系统的破裂； 蒸汽发生器传热管破裂； 反应堆冷却剂压力边界内各种管道破裂产生的失水事故。,LOCA,失水事故,反应堆冷却剂装量减少初因事件, 破口 阀门打开, 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； 假想的液体储箱破损而产生的放射性释放； 设计基准燃料操作事故； 乏燃料运输容器掉落事故。