第三章-确定论安全设计与分析方法(三次课、四次课)

核安全基础核动力仿真研究中心核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology第三章确定论安全设计与分析方法核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology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CollegeofNuclearScienceandTechnology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10－5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10－6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CollegeofNuclearScienceandTechnology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（defenseindepth)的安全原则。核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology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CollegeofNuclearScienceandTechnology本章概述3.确定论的基本内容第一要确定事故（件）发生的概率等级；第二在每一个概率等级下确定一组设计基准事故；第三确定核安全对策与设计准则；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；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；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CollegeofNuclearScienceandTechnology3.1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CollegeofNuclearScienceandTechnology3.1核动力运行工况与运行极限1970年美国标准协会（ANSI）分类法四类运行工况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）47种典型始发事件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CollegeofNuclearScienceandTechnology3.1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科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology3.1核动力运行工况与运行极限1.运行工况分类工况Ⅰ——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CollegeofNuclearScienceandTechnology3.1核动力运行工况与运行极限1.运行工况分类工况——Ⅱ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CollegeofNuclearScienceandTechnology3.1核动力运行工况与运行极限1.运行工况分类工况——Ⅲ稀有事故（事故工况）：在核电厂寿期内极少出现（10-4～3×10-2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Ｕ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CollegeofNuclearScienceandTechnology3.1核动力运行工况与运行极限1.运行工况分类工况——Ⅳ极限事故（严重事故）：在核电厂寿期内发生概率很低（10-6～10-4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CollegeofNuclearScienceandTechnology3.1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（RC10ºC-310ºC）；常压－额定压力；次临界度不小于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CollegeofNuclearScienceandTechnology3.1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CollegeofNuclearScienceandTechnology3.1核动力运行工况与运行极限２.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：DNBR1.22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CollegeofNuclearScienceandTechnology3.安全准则工况概率次/堆·年放射性安全准则Ⅰ燃料不应受到损坏不应要求启动任何保护系统或专设安全设施Ⅱ3×10-2～1燃料不应受到损坏任何屏障不应受到损坏采取纠正措施后机组应能重新启动不应发展成为后果更为严重的事故Ⅲ10-4～3×10-2全身5mSv甲状腺15mSv一些燃料元件可能损坏，但数量有限一回路和安全壳的完整性不应受到影响不应发展成为后果更为严重的事故Ⅳ10-6～10-4全身0.15Sv甲状腺0.45Sv燃料元件可能有损坏，但数量有限一回路、安全壳的功能在专设安全设施作用下应能保证核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology3.1核动力运行工况与运行极限4.设计基准事故分类Ⅱ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CollegeofNuclearScienceandTechnology3.1核动力运行工况与运行极限4.设计基准事故分类Ⅲ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CollegeofNuclearScienceandTechnology3.1核动力运行工况与运行极限4.设计基准事故分类Ⅳ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CollegeofNuclearScienceandTechnology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反应性和功能分布异常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CollegeofNuclearScienceandTechnology3.1核动力运行工况与运行极限二回路系统排热增加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阀或安全阀安全壳内、外各蒸汽管道破损给水温度低给水流量高蒸汽流量增加MSFW核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology3.1核动力运行工况与运行极限二回路系统排热减少给水流量降低蒸汽流量减少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气轮机跳闸(截止阀关闭)误管主蒸汽隔离阀凝汽器真空破坏同时失去厂内外交流电源（全厂断电）失去正常给水流量给水管道破裂热阱丧失事故MSFW核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology3.1核动力运行工况与运行极限反应堆冷却剂系统流量减少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冷却剂流量降低失流事故核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology3.1核动力运行工况与运行极限在次临界或低功率时，非可控抽出控制棒组件在特定功率水平下非可控抽出控制棒组件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反应性引入事故反应性增加、降低反应性和功能分布异常核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology3.1核动力运行工况与运行极限反应堆冷却剂装量增加功率运行时误操作应急堆芯冷却系统手动功能误动作化容系统故障使反应堆冷却剂装量增加手动功能误动作意外注入核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology3.1核动力运行工况与运行极限反应堆冷却剂装量减少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蒸发器传热管破裂反应堆冷却剂压力边界内各种管道破裂产生的失冷事故失水事故破口阀门打开核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology3.1核动力运行工况与运行极限系统或设备的放射性释放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乏燃料储箱掉落事故核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology3.1核动力运行工况与运行极限未能停堆的预计瞬变误提出控制棒失去给水失去电负荷凝汽机真空破坏失去电负荷汽轮机跳闸主蒸汽管道隔离阀关闭未停堆＋xx事件核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology3.2纵深防御的基本安全原则纵深防御原则（DefenseinDepth）纵深防御多道屏障+纵深防御措施设计提供一系列多层次的防御，用以防止事故并在未能防止事故时保证提供适当的保护。设置一系列的实体屏障，以包容放射性物质。核科学与技术学院