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1、核安全基础核动力仿真研究中心核科学与技术学院College of Nuclear Science and Technology第三章确定论安全设计与分析方法核科学与技术学院College of Nuclear Science and Technology 第三章确定论安全设计与分析方法 3.1 核动力装置运行工况与运行极限 3.2 纵深防御的基本安全原则 3.3 单一故障准则及其应用 3.4 预防意外侵害的措施 3.5 设计基准事故准则 3.6 确定论安全分析概述 3.7 确定论基本分析逻辑确定论评价方法安全设计思想核科学与技术学院College of Nuclear Science and
2、Technology 本章概述核安全局2004年发表“新建核电厂设计中的几个重要 安全问题”，提出概率安全目标： 堆芯严重损坏事件的频率低于105次/堆年； 需要厂区外早期响应的大量放射性释放到厂区外的 的频率低于106次/堆年。上述概率安全目标是核实和评价核电厂设计安全水 平的导向值，不是颁发许可证的唯一基础。1.新法规要求核科学与技术学院College of Nuclear Science and Technology 本章概述1.新法规要求“新建核电厂设计中的几个重要安全问题” 明确纵深防御要贯彻到核电厂的全部活动中。核电厂提供多层次的设备和规程，用以防止事故、或在未能防止事故发生时实施
3、适当的防护，保证核电厂的安全。核电厂的设计、建造和运行贯彻纵深防御（defense in depth)的安全原则。核科学与技术学院College of Nuclear Science and Technology 本章概述2.确定论的基本思想在同一概率水平下，选择一组最大的可信事故，作为设计基准事故，设计若能抵御这类设计基准事故，必能抵御其它低于设计基准的事故，核电站的核安全可得到确实的保证，超过基准事故的事故，被认为是不可能发生的。 核科学与技术学院College of Nuclear Science and Technology 本章概述3.确定论的基本内容v第一要确定事故（件）发生的概率
4、等级；v第二在每一个概率等级下确定一组设计基准事故；v第三确定核安全对策与设计准则；v第四针对每一概率等级的设计基准事故进行核电站保 护系统与专有安全设施等的设计；v第五对设计基准事故发生后的电站响应与核安全性进 行评价；v第六将核电站设计与核安全评价结论提交核安全管理 部门审查。 核科学与技术学院College of Nuclear Science and Technology 3.1 核动力运行工况与运行极限核安全分析 事故分析研究核电厂在故障工况下的行为，是核 电厂安全分析的一个重要组成部分，也是核电厂设计 和许可证申请程序中的重要步骤。运行工况分类? 安全限值?核科学与技术学院Coll
5、ege of Nuclear Science and Technology 3.1 核动力运行工况与运行极限l1970年美国标准协会（ANSI）分类法 F四类运行工况 l1975年美国核管会（NRC） F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） F47种典型始发事件 l我国的核电厂事故分类核电厂运行工况与事故分类核科学与技术学院College of Nuclear Science and Technology 3.1 核动力运行工况与运行极限1.运行工况分类美国标准学会(1970年)根 据对核电厂运行工况所作 分析,按反应堆事故：事故出现预计概率事故可能放射性后果四类运行工况核
6、科学与技术学院College of Nuclear Science and Technology 3.1 核动力运行工况与运行极限1.运行工况分类工况正常运行和运行瞬变：1、正常启动、停闭和稳态运行2、带有允许偏差的极限运行3、运行瞬变工况较频繁，毋需停堆；控制系统进行调节，使核电厂重新稳定运行。各电厂的技术 规格书核科学与技术学院College of Nuclear Science and Technology 3.1 核动力运行工况与运行极限1.运行工况分类工况中等频率事件（预期运行事件）预计出现的一次或数次偏离正常运行的所有运行过程；包括在试验运行和寿期以中等频率发生的 事件：控制棒组件
7、误提出、失去正常给水等。只能使反应堆停堆，不会导致事故（燃料元件损坏，一、二回路系统超压等）。采取正确的措施后能很快排除故障，恢复功能。核科学与技术学院College of Nuclear Science and Technology 3.1 核动力运行工况与运行极限1.运行工况分类工况稀有事故（事故工况）：在核电厂寿期内极少出现（10-4310-2次/堆 年）的事故：一回路管道小破口、二回路管道 小破口、蒸汽发生器型管破裂等。专设安全设施投入工作，防止或限制对环境 的辐射危害。确保反应堆结构完整性，燃料元件 损坏不得超过规定值。核科学与技术学院College of Nuclear Scien
8、ce and Technology 3.1 核动力运行工况与运行极限1.运行工况分类工况极限事故（严重事故）：在核电厂寿期内发生概率很低（10-610-4次/堆年）的后果严重的假想事故：一回系统主管道 大破口、弹棒事故等。一旦发生会释放大量放射 性物质。专设安全设施的投入应能保证一回路压力边 界的完整性、反应堆安全停闭，并对事故后果加 以控制。核科学与技术学院College of Nuclear Science and Technology 3.1 核动力运行工况与运行极限1.运行工况分类大亚湾核电厂共分9个模式(mode),用下述参数描述:冷态热态（RC10C-310C）；常压额定压力；次临
9、界度不小于5000PCM临界;.稳定运行在某个模式或从一个模式向另一个模式过渡 ，均属于正常启动、停闭和稳态运行。核科学与技术学院College of Nuclear Science and Technology 3.1 核动力运行工况与运行极限1.运行工况分类核科学与技术学院College of Nuclear Science and Technology 3.1 核动力运行工况与运行极限.运行限值为保证核电厂的安全运行，经国家核安全部门批 准的，用以确定参数限值、设备功能和性能以及 人员水平等的整套规定。例：为确保第一道安全屏障完整性，从热工角度出发 ，大亚湾核电站的安全限值：DNBR1.
10、22线功率密度590W/cm升降温速率56/h稳压器升、降温速率112 /h等以确保第 一道屏障 的完整性核科学与技术学院College of Nuclear Science and Technology 3.安全准则工 况概率次/堆年放射性安全准则则燃料不应应受到损损坏 不应应要求启动动任何保护护系统统或专设专设 安 全设设施 310-21燃料不应应受到损损坏 任何屏障不应应受到损损坏 采取纠纠正措施后机组应组应 能重新启动动 不应发应发 展成为为后果更为严为严 重的事故 10-4310- 2全身5mSv 甲状腺15mSv一些燃料元件可能损损坏，但数量有限 一回路和安全壳的完整性不应应受到影
11、响 不应发应发 展成为为后果更为严为严 重的事故 10-6 10-4全身0.15Sv 甲状腺0.45Sv燃料元件可能有损损坏，但数量有限 一回路、安全壳的功能在专设专设 安全设设施 作用下应应能保证证核科学与技术学院College of Nuclear Science and Technology 3.1 核动力运行工况与运行极限4.设计基准事故分类工况1启动时，控制棒不可控抽出；2满功率，控制棒不可控抽出；3控制棒组落棒；4硼稀释；5失去正常给水；6给水温度低；7甩负荷；8失去外电；9一回路泄压；10满功率，安注误投入等等14种 。核科学与技术学院College of Nuclear Sci
12、ence and Technology 3.1 核动力运行工况与运行极限4.设计基准事故分类 工况1 一回路系统小破口；2 二回路系统小破口；3 燃料棒组误装；4 满功率，控制棒组控抽出一组；5 全厂断电；6 放射性废气、废液的事故释放。核科学与技术学院College of Nuclear Science and Technology 3.1 核动力运行工况与运行极限4.设计基准事故分类工况1 一回路系统大破口；2 二回路系统大破口；3 燃料操作失误；4 蒸汽发生器管子断裂；5 弹棒事故；6 一台冷却剂泵转子卡死。核科学与技术学院College of Nuclear Science and T
13、echnologyl二回路系统排热增加l二回路系统排热减少l反应堆冷却剂系统流量减少l反应性和功能分布异常l反应堆冷却剂装量增加l反应堆冷却剂装量减少l系统或设备的放射性释放l未能停堆的预计瞬变1975年，美国核管会（NRC）分类法 轻水压水堆核电站8类、47种典型始发事故3.1 核动力运行工况与运行极限核电厂设计部门须 针对这47种典型始 发事故，对所设计 的核电厂进行详细 计算分析，并证明 所设计的核电厂能 满足有关的安全标 准。核科学与技术学院College of Nuclear Science and Technology 3.1 核动力运行工况与运行极限二回路系统排热增加二回路系统排
14、热增加F给水系统故障使给水温度降低F给水系统故障使给水流量增加F蒸汽压力调节器故障或损坏使蒸汽 流量增加F误打开蒸汽发生器卸放阀或安全阀F安全壳内、外各蒸汽管道破损l l给水温度低给水温度低l l给水流量高给水流量高l l蒸汽流量增加蒸汽流量增加MSFW核科学与技术学院College of Nuclear Science and Technology 3.1 核动力运行工况与运行极限二回路系统排热减少二回路系统排热减少l l给水流量降低给水流量降低l l蒸汽流量减少蒸汽流量减少F蒸汽压力调节器故障或损坏使蒸汽流量 减少F失去外部电负荷F气轮机跳闸(截止阀关闭)F误管主蒸汽隔离阀F凝汽器真空破坏
15、F同时失去厂内外交流电源（全厂断电）F失去正常给水流量F给水管道破裂热阱丧失事故MSFW核科学与技术学院College of Nuclear Science and Technology 3.1 核动力运行工况与运行极限反应堆冷却剂系统流量减少反应堆冷却剂系统流量减少F一个或多个反应堆主泵 停止运动F反应堆主泵轴卡死F反应堆主泵轴断裂l冷却剂流量降低失流事故核科学与技术学院College of Nuclear Science and Technology 3.1 核动力运行工况与运行极限F在次临界或低功率时，非可控抽出控制棒 组件F在特定功率水平下非可控抽出控制棒组件F控制棒误操作F启动一条未
16、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F化容控制系统故障使冷却剂中硼浓度降低F在不适当的位置误装或操作一组燃料组件F各种控制棒弹出事故反应性引入事故l 反应性增加、降低反应性和功能分布异常反应性和功能分布异常核科学与技术学院College of Nuclear Science and Technology 3.1 核动力运行工况与运行极限反应堆冷却剂装量增加反应堆冷却剂装量增加l功率运行时误操作应急堆芯冷却系统F手动功能误动作l化容系统故障使反应堆冷却剂装量增加F手动功能误动作l意外注入核科学与技术学院College of Nuclear Science and Technology 3.1 核动力运行工况与运行极限反应堆冷却剂装量减少反应堆冷却剂装量减少F误打开稳压器安全阀F贯穿安全壳一回路压力边界 仪表或其它线路系统的破裂F蒸发器传热管破裂F反应堆冷却剂压
