第二章核电厂安全设计

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1、核反应堆安全学,第二章 核电厂安全设计,杨燕华 上海交通大学核科学与工程学院 2009年8月,第二章 核电厂安全设计,2.1 核电厂基本设计原则 2.2 核电厂安全设计要求的改进 2.3 核电厂安全系统,2.1 核电厂安全设计原则,核电厂安全设计原则,安全设计总原则 辐射安全准则 基本设计原则 基本设计准则 质量保证,核电厂安全设计总原则,纵深防御基本安全原则 多级防御 多道屏障 单一故障准则 设计基准事故准则,安全原理,系统设备的可靠性设计准则,第一道防线预防事故（预防） 设计偏安全 质量保证系统 安全标准 第二道防线监测事故（监测） 检测和纠正偏离正常运行状态 保护装置、系统 安全裕量（多

2、重、设备分级） 第三道防线防止事故扩大（保护） 多道屏障 专设安全措施 停堆系统 第四道防线缓解事故（缓解） 严重事故管理 第五道防线应急计划（应急） 居民屏蔽、撤退、供给药物,安全设计中的多级防御,第一道防线预防事故(预防),目的 对事故的预防 设计要求 精心设计、建造和运行核电厂，防止发生故障 使放射性物质始终处于设计许可的位置并受到监控 核电厂的设计必须是稳妥的和偏于安全的 电厂各系统、各设备不能出现不允许的差错或故障 管理要求 建立周密的程序，严格的制度和必要的监督 建立一整套质量保证和安全标准 按严格的质量标准、工程实践经验以及质量保证程序进行设计、制造、安装、调试、运行和维修 工作

3、人员的要求 加强对核电站工作人员的教育和培养,第二道防线监测事故(监测),目的 防止运行中出现的偏差发展成为事故 这是考虑到即使在核电厂的设计、建造和运行中采取了各种措施，电厂仍然可能会发生故障。 提供工程系统，防止事件演变成事故 设计要求 设置可靠保护装置和工程系统 它们的功能是探测妨碍安全的瞬变，完成适当的保护动作 这些系统必须按保守的设计实践设计 必须留有足够的安全裕量并应配有重复探测、检查和控制手段 各种测试仪表必须具备较高的可靠性。 运行管理要求 必要时启用由设计提供的安全系统和保护系统 防止设备故障和人为差错酿成事故,第三道防线防止事故扩大（保护）,目的 限制事故引起的放射性后果

4、通过提供工程系统缓解事故，是对于前两道防御的补充 它专门用于对付那些几乎不可能发生但从安全角度又必须加以考虑的各种事故。 限制和尽量减少放射性释放量 设计要求 配置必需的专设安全设施，以便对付预期假想事故 保证多道屏障的完整性 确保停堆系统的可靠性 运行管理要求 启用核电站安全系统 加强事故中的电站管理 防止事故扩大，保护安全壳厂房,第四道防线缓解事故（缓解）,目的 针对设计基准可能已被超过的严重事故 保证放射性释放在尽可能低的程度 保护包容功能 设计要求 制定事故管理规程(SAM) 制定防止事故进展的补充措施和规程 制定减轻严重事故后果的措施 运行管理要求,第五道防线应急计划（应急）,目的

5、万一发生极不可能发生的事故，并且有放射性外泄，启用厂内外应急响应计划 在严重事故工况下保护厂外公众免受过量的辐射 努力减轻事故对居民的影响 运行管理要求 每个核电厂均应制订应急计划 能对附近居民实行屏蔽、疏散、供给药物 并对食物进行封锁，使损害降到最小限度,多道屏障,燃料芯块 元件包壳 一回路压力边界 安全壳 放射性保护区,防止放射性物质外泄的四道屏障,安全壳,单一故障准则,定义某部件出现故障时，它的功能能保证 安全系统的冗余原则 多样性原则 失效安全原则 独立性原则,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，仍能保持所赋于的功能。 由单一随机事件引起的各种继发

6、故障，均视作单一随机故障的组成部分 采用多样性原则能减少某些共因故障或共模故障，从而提高某些系统的可靠性,共因故障 由特定的单一事件或起因导致若干装置或部件功能失效的故障,设计基准事故准则,最大可信事故 以设计基准事故为基础的安全评价确定论评价法 以概率风险理论为核电站安全评价概率安全评价,基于纵深防御的思想,基于风险的思想,设计基准事故,阻止事故的发展 设置专设安全设施 专设安全设施的设计基准 最大假想事故（最大可信事故） 具有最大可信的，在特定范围内可能发生严重后果的事故 认为若能防范最大假想事故，其他事故必能防范 设计基准事故（Design Based Accident） 设计基准以内的

7、事故 事故的发生可能性 根据社会可接受的程度 将事故分成了可信与不可信,预防事故的基本措施,设计上对放射性泄出物的纵深防御原则 固有安全性和故障安全原则 安全组合的单一故障准则 安全系统的多重性和多样性原则 保守的设计 严格的厂址要求 严格的质量保证 ,保守的设计,可靠的设备,辐射安全准则,剂量表述准则 风险相关准则 源项相关准则,核电厂基本设计原则,大部分体现在：法规核动力厂设计安全规定 ，HAF102 -5.8 系统和部件的可靠性设计单一故障准则 冗余性原则（多样性原则） 多样性原则 独立性原则 故障安全原则（失效安全原则） 定期试验、维护、检查的措施 固有安全性的设计原则 运行人员操作优

8、化的设计 运行经验的系统反馈,冗余性原则,又称多重性原则 适用于安全系统 内容 设计中留有冗余度，即系统是双重或多重配置的，单一部件的失效不会使整个系统失去功能 作用 一套设备出现故障或失效是可承受的，不致于导致功能的丧失 例 在某一特定功能可由任意两台泵完成之处，设置三台或四台泵。为满足多重性要求，可采用相同的或不同的部件。,多样性原则,多样性 为执行某一确定功能 设置多重部件或系统 这些部件或系统具有不同属性 获得不同属性的方式 采用不同的工作原理 不同的物理变量 不同的运行条件 使用不同制造厂的产品,独立性原则,独立性 为了提高系统的可靠性，防止发生共因故障或共模故障，系统安全系统各个冗

9、余支之间，通过功能隔离或实体分隔，实现系统布置和设计的独立性。 （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。 功能隔离 为防止线路或系统的功能受到相邻线路或系统的运行方式或故障的影响所采取的措施。独立性可在系统设计中通过功能隔离或实体分隔实现。,故障安全原则,又称失效安全原则 内容 核电厂安全极为重要的系统和部件的设计，应尽可能贯彻故障安全原则 易于损坏的安全相关电气或机械部件，设计必须

10、遵循失效安全的原则 寿命短的设备，设计必须是失效安全原则 控制系统失效应能引起停堆 核系统或部件发生故障时，电厂应能在毋需任何触发动作的情况下进入安全状态 作用 任何失效或故障应使电厂的状态趋于安全 例 控制系统的故障应自动地引起停堆 重要的阀门在断电时自动关/开，处于安全状态,定期试验、维护、检查的措施,为使核电厂安全有关的重要构筑物、系统和部件保持其执行功能的能力，应在核电厂的寿期内对它们进行标定、试验、维护、修理、检查或监测。,固有安全性设计原则,设计上要充分采用固有安全性 固有安全性能在异常工况下使堆内链式反应自动趋于中止或有效地带走堆芯热量 比如，在压水堆设计中 负反应性温度系数和多

11、普勒系数的自然安全性 靠重力、蓄压势和承压构件等非能动安全性,运行经验的系统反馈,人因的影响 在异常工况下，操纵员若能采用正确的行动，对未明情况下反应堆安全可作出重要的贡献 操纵员若未能作出正确的判断即动用安全设施或采用了错误的应对措施，对核安全是很大的威胁。 人为差错导致的后果 核电运行史上发生的异常事件(从较小事件直至严重事故) 的最重要教训之一，它们经常是人的错误操作或干预的结果。 统计表明，人为差错是系统失效的主导因素。 运行经验的系统反馈 吸取教训总结经验，运行经验的系统反馈有利于改进系统设计和运行规程,运行人员操作优化的设计,从安全观点出发，厂区人员的工作场所和工作环境必须按人机工

12、效学原则进行设计,剂量表述准则,根据美国联邦法规10CFRl00的定义，核电站分为三个区域 隔离区 (EAB) ：厂区周围的管辖区域 低人口密度区 (LPZ) ：隔离区的外围 到居民中心的距离(DPC)：至少应等于从反应堆到低人口密度区外边界距离的1.3 倍，若涉及大城市，这个距离必须更大一些 我国 隔离区:半径在500m左右 低人口密度区:半径为510公里,事故后两小时内，位于隔离区边界处的个人所受全身剂量不应超过0.25 SV，且甲状腺经受的碘照射剂量不超过3 Sv；,事故后无限长时间内，位于低人口密度区外边界处的个人所受全身剂量不应超过0.25Sv，且甲状腺经受的碘照射剂量不超过3Sv,

13、风险相关准则,提出：美国的安全目标 核电厂周围由核事故造成急性死亡的人均风险，不应超过美国人值常可能遭受的各种其他事故下急性死亡总风险的0.1 核电厂附近居民因核电厂运行而遭受癌症死亡的风险不应超过由其他原冈造成的 癌症死亡总风险的0.1 应用局限 风险相关准则涉及社会其他风险，需要有可靠而充分的统计数据 计算方法本身的不定性也很大 因而目前还未用作正式的管理准则,源项相关准则,提出：意大利、瑞典的安全目标 对核电厂事故设定一个放射性物质释放总量的限值，而不管这些事故的发生概率大小。 在95置信度下严重事故工况下核电厂向环境释放的放射性物质总量，除惰性气体外，不应超过堆芯放射性总装量的0.1。

14、 满足这一准则的核电厂的严重事故不会造成早期死亡，也不会有不能承受的土地污染后果 应用局限 相当于假定释放量大于限值的那些事故，实际上是不可能发生的，或者说是不允许发生的,基本设计准则,通用设计准则 核设备安全分级,通用设计准则,与核电厂有关的设计建造还有专门的准则、标准和规则。 美国60年代按纵深防御原则提出的设计准则，是各国准则的基础。 美国相关核电的法规中包括有“通用设计准则(GDC)”，定性地描述了基本安全要求。GDC共五十余条，按内容可以分成六大组。,通用设计准则,美国相关核电的法规中包括有“通用设计准则(GDC)”,核设备安全分级,不同的具备因其对安全的重要程度和功能不同，质量要求

15、也有所区别，所以核电厂的构筑物、设备、系统要作安全分级 分四个不同的安全级列 安全l，2，3级的系统和设备必须考虑防火和抗震,核设备安全分级表,质量保证,质量保证的任务是 确保设计工作执行了指定的质量要求 确保加工和和组装按设计规格进行 确认进行了试验，验证有关的部分满足技术规格要求 确认电厂是按预定规则运行和维护的,2.2 核电厂安全设计原则的改进,新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策,2002 核动力厂设计安全规定HAF102,2004,核电厂安全设计原则的改进,严重事故管理 概率安全分析方法的应用 核电厂设计管理 经验证的工程实践 主控室人机接口 采用计算机的控制和保护系统,新建核

16、电厂设计中几个重要安全问题的技术政策,2002,严重事故管理,国内现有法规 2004年前对严重事故的对策没有提出很具体的要求 2004年颁发的“核动力厂设计安全规定”提出了法规要求 政策的改进 随着国际上对核安全，尤其是严重事故对策要求的提高，我国在2003年国家核安全局颁发的新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策中首次特别强调了对严重事故的管理要求 2004年颁发的“核动力厂设计安全规定”以法规的形式作出了要求 目前要求针对新建电厂,新建核电厂严重事故管理要求,使用概率论方法、确定论方法并结合合理的工程判断来确定可能导致严重事故的重要事故序列 对照一套准则审查这些事件序列，以确定哪些严重事故应该给予考虑 对于所选定的事件序列，应该评价设计和规程能否修改来减少其发生的可能性和减轻其后果。如果这些修改合理可行，就应该付诸实施 应考虑核电厂的全部设计能力，包括可能在超出规定的功能和预期的运行工况下使用某些系统（安全系统和非安全系统），和使用附加的临时系统，使严重事故返回到受控状态或减轻它们的后果。应证明这些系统在预期环境条件下可以起到这些作用 对于多堆厂址，可以考虑使用其它机组可用的手段和可能的支持，前提是不会危害其他机组的安全运行 对有代表性的和主导性的严重事故，应该制定相应的事故管理规程,