核電安全學(xué)復(fù)習(xí)資料

復(fù)習(xí)什么要進行核電廠安全分析？正常運行情況下核電廠不會顯著地釋放出放射性物質(zhì)，但在某些事故工況下有可能發(fā)生放射性物質(zhì)大量釋放，從而造成對核電廠工作人員及周圍公眾的放射性危害。因此核電廠事故分析就是為了顯示核電廠在事故情況下對公眾的放射性危害是有控制的、是符合國家有關(guān)法規(guī)要求的。設(shè)計基準事故：核動力廠按確定的設(shè)計準則在設(shè)計中采取了針對性措施的那些事故工況。超設(shè)計基準事故：指嚴重性超過設(shè)計基準事故的事故工況。嚴重事故：嚴重性超過設(shè)計基準事故并造成堆芯明顯惡化的事故工況。核電廠區(qū)別與常規(guī)火電廠的特殊安全問題超功率事故，控制要求特別高。剩余發(fā)熱很強，需要長期冷卻。放射性（運行、停閉），需要屏蔽。產(chǎn)生大量放射性廢物，必須妥善處置。風(fēng)險的定義

風(fēng)險：生命與財產(chǎn)損失或損傷的可能性。事件發(fā)生造成的后果事件發(fā)生的頻率數(shù)學(xué)語言事件發(fā)生造成的后果與事件發(fā)生的頻率的乘積核電的安全總目標：在核電廠里建立并維持一套有效的防護措施，以保證工作人員、社會及環(huán)境免遭放射性危害。輔助目標：1、輻射防護目標：確保在正常運行時核電廠及從核電廠釋放出來的放射性物質(zhì)引起的輻射照射保持在合理可行盡量低的水平，并且低于規(guī)定的限值，還確保事故引起的輻射照射的程度得到緩解；2、技術(shù)安全目標：有很大把握預(yù)防核電廠事故的發(fā)生；對核電廠設(shè)計中考慮的所有事故，甚至對于那些發(fā)生概率極小的事故都要確保其放射性后果（如果有的話）是很小的；確保那些會帶來嚴重放射性后果的嚴重事故發(fā)生的概率非常低。核電廠的安全對策(反應(yīng)堆安全三要素)有效控制反應(yīng)性確保堆芯冷卻包容放射性產(chǎn)物反應(yīng)性控制的方式：控制棒、可燃毒物、可溶毒物

三道屏障：燃料元件包殼、將反應(yīng)堆冷卻劑全部包括在內(nèi)的一回路壓力邊界、安全局

縱深防御的基本安全原則：1、通過保守的設(shè)計和高質(zhì)量的建設(shè)與運行防止電站偏離正常運行工況2、通過控制與保護系統(tǒng)檢測失效和及時糾正非正常的運行工況3、通過專設(shè)安全設(shè)施和事故規(guī)程把事故控制在設(shè)計基準范圍內(nèi)4、通過事故緩解措施和事故管理章程控制事故進展和緩解事故后果5、通過場外應(yīng)急響應(yīng)緩解放射性釋放后果安全注射系統(tǒng)的主要用途當(dāng)一回路主系統(tǒng)的管道或設(shè)備發(fā)生破裂而引起失水事故時，安全注射系統(tǒng)能為堆芯提供應(yīng)急的和持續(xù)的冷卻，在事故發(fā)生的第一階段，盡快將硼水直接注入堆芯，并在一定時間后，過渡到第二階段，利用積聚在安全殼地坑里的水再循環(huán)，防止燃料元件包殼因堆芯失水而燒毀。當(dāng)化學(xué)和容積控制系統(tǒng)失效時，補償一回路少量的泄漏，以保持穩(wěn)壓器內(nèi)的水位。發(fā)生蒸汽管道破裂事故時，安注系統(tǒng)能將含高濃度硼酸的水注入堆芯,抵消因慢化劑過度冷卻所引入正反應(yīng)性，防止反應(yīng)堆重返臨界。核電廠狀態(tài)分類：（我國）1、正常運行：核電廠在規(guī)定運行限值和條件范圍內(nèi)的運行。2、預(yù)計運行事件：核電廠運行壽期內(nèi)預(yù)計可能出現(xiàn)一次或數(shù)次偏離正常運行的各種運行過程。由于設(shè)計中已采取相應(yīng)措施，這類事故不致于引起安全重要物項的嚴重損毀，也不致導(dǎo)致事故工況。3、設(shè)計基準事故：核動力廠按確定的設(shè)計準則在設(shè)計中采取了針對性措施的那些事故工況4、嚴重事故：嚴重性超過設(shè)計基準事故，造成堆芯損壞甚至可能有放射性物質(zhì)向環(huán)境失控外泄后果的事故工況。安全文化兩大組成部分：第一是體制，即單位內(nèi)部必要的體制和管理部門的逐級責(zé)任制；第二是每個人的響應(yīng)，即各級人員積極響應(yīng)上述體制并最終從中獲利的態(tài)度。單一故障準則：滿足單一故障準則的設(shè)備組合，在其任何部位發(fā)生單一隨機故障時，仍能保持所賦予的功能。滿足以及確保單一故障原則的其他準則：1、冗余原則：導(dǎo)致某一部件不能執(zhí)行其預(yù)定功能的一種隨機故障。只有采取冗余設(shè)計才能控制單一故障。2、多樣性原則：多樣性應(yīng)用于執(zhí)行同一功能的多重系統(tǒng)或部件，即通過多重系統(tǒng)或部件中引入不同屬性來提高系統(tǒng)的可靠性。3、故障安全原則：“故障安全”意味著朝著安全的方向失效，亦即安全設(shè)施的設(shè)計應(yīng)做到其本身的故障都能觸發(fā)加大安全性的動作。4、獨立性原則：為了提高系統(tǒng)的可靠性防止發(fā)生共因故障或共模故障，系統(tǒng)設(shè)計中應(yīng)通過功能隔離或?qū)嶓w分隔實現(xiàn)體通體布置和設(shè)計的獨立性。固有安全性：當(dāng)反應(yīng)堆出現(xiàn)異常工況時，不依靠認為操作或外部設(shè)備的強制性干預(yù)，只是由堆的自然的確保反應(yīng)堆安全的四種安全性要素：自然的安全性：指反應(yīng)堆負反應(yīng)性溫度系數(shù)、燃料多普勒效應(yīng)、控制棒依靠重力插入堆芯等自然科學(xué)法則的安全性。非能動的安全性：建立在慣性原理、重力法則、傳熱原理等非能動設(shè)備的安全性（無源）。能動的安全性：依靠能動設(shè)備保障的安全，即需由外部條件加以保證的安全性。后備的安全性：依靠冗余系統(tǒng)的可靠度或阻止放射物質(zhì)逸出的多道屏障提供的安全性。核安全法規(guī)以及格式意義：多普勒效應(yīng)：燃料溫度升高，使共振峰的寬度展寬而峰值降低，結(jié)果使中子的吸收增加，慢化的中子減少，引入負反應(yīng)性，對核安全起很大作用。確定論分析法的基本思想：在同一概率水平下，選擇一組最大的可信事故，作為設(shè)計基準事故，設(shè)計若能抵御這類設(shè)計基準事故，必能抵御其它低于設(shè)計基準的事故，核電站的核安全可得到確實的保證，超過基準事故的事故，被認為是不可能發(fā)生的。確定論法人為地將事故分為“可信”與“不可信”兩類。對壓水堆核電廠，將主冷卻劑管道冷管段雙端剪切斷裂作為最大可信事故，在設(shè)計中作了認真考慮，并加以嚴密的設(shè)防。確定論評價方法的不足：采用的分析模型為成熟且被廣泛接受、經(jīng)驗和保守的機理性模型和程序，安全系統(tǒng)只發(fā)生單一故障，分析的對象為人為假定的因素，不分析操作員干預(yù)的作用。嚴重事故的定義：嚴重性超過設(shè)計基準事故，造成堆芯損壞甚至可能有放射性物質(zhì)向環(huán)境失控外泄后果的事故工況。嚴重事故處置的戰(zhàn)略采用縱深防御的原則。嚴重事故處置戰(zhàn)略（嚴重事故對策包括兩方面內(nèi)容）：第一防止堆芯熔化，事故預(yù)防（Prevention）；第二盡量減少放射性釋放，事故緩解（Mitigation）事故處置基本任務(wù)順序：預(yù)防堆芯損壞燃料滯留于壓力邊界盡可能長時間地維持安全殼完整盡量減少放射性向廠外的釋放嚴重事故處置戰(zhàn)略的具體對策（1）根據(jù)PSA研究結(jié)果，制定事故處置規(guī)程和導(dǎo)則（2）根據(jù)規(guī)程和導(dǎo)則培訓(xùn)人員（3）技術(shù)改進，以協(xié)助事故處置規(guī)程的實施（4）明確決策責(zé)任，改進人事關(guān)系保護三道屏障的完整；減少放射性泄漏；安全殼排熱；防止底板熔穿；防止事態(tài)惡化。嚴重事故緩解的方法安全殼熱量排除與減壓：（1）噴淋及噴淋再循環(huán)：安全殼內(nèi)水蒸汽冷凝，放射性碘和氣溶膠消洗。缺點：對設(shè)備的腐蝕、善后工作復(fù)雜;晚期噴淋可能引發(fā)氫爆（2）安全殼風(fēng)冷系統(tǒng)：能排除停堆后部分衰變余熱，緩解其他系統(tǒng)的壓力。防止高壓熔堆：(1)高壓熔堆的概念：瞬時形成小顆粒，均布，鋯水快速反應(yīng)(2)高壓熔堆危險：安全殼大氣直接加熱DCH(3)高壓熔堆的預(yù)防：適時地開啟穩(wěn)壓器安全閥卸壓，盡早將其轉(zhuǎn)變?yōu)榈蛪哼^程。高壓熔堆與低壓熔堆的特點與低壓熔堆相比，高壓熔堆過程有如下特點：1.高壓堆芯熔化過程進展相對較慢，約為小時量級，因而有比較充裕的干預(yù)時間；2.燃料損傷過程是隨堆芯水位緩慢下降而逐步發(fā)展的，對于裂變產(chǎn)物的釋放而言，高壓熔堆過程是“濕環(huán)境”，氣溶膠離開壓力容器前有比較明顯的水洗效果3.壓方容器下封頭失效時刻的壓力差，使髙壓熔堆過程后堆芯熔融物的分布區(qū)域比低壓熔堆過程的更大,并有可能造成安全殼內(nèi)大氣的直接加熱，因而，高壓熔堆過程具有更大的潛在威脅。高壓過程堆芯熔化時壓力容器內(nèi)處于高壓狀態(tài)，壓力容器底部熔穿前，底部焊縫因高溫蠕變失效突然斷裂。事故后果

裂變碎片自壓力容器噴出（高溫熔噴），安全殼內(nèi)快速積聚大量熱量，溫度和壓力迅速提高，可能引發(fā)安全殼早期超壓失效。低壓過程堆芯熔化時壓力容器內(nèi)壓力低，壓力容器底部熔融物在重力作用下毀壞壓力容器的貫穿件向安全殼擴散。事故后果熔融物與水接觸可能出現(xiàn)蒸汽爆炸；熔融物或碎片落到混凝土上并與之產(chǎn)生化學(xué)反應(yīng)，混凝土熔化分解，產(chǎn)生H2、CO、CO2；安全殼被熔穿后，熔融物會繼續(xù)穿透幾米的地下土層，最后與環(huán)境達到熱平衡。氫氣爆炸的預(yù)防：1、裝備安全級的消氫系統(tǒng)：將安全殼大氣抽出一部分，通過加熱到800℃左右金屬觸媒網(wǎng)，促使氫與氧化合而消氫。2、氫點火器：將這種小型裝置安裝布置在適當(dāng)?shù)母羰覂?nèi)，點火器內(nèi)的微小電火花可以使可能存在的氫氣與氧氣結(jié)合。3、復(fù)合器：這些復(fù)合器的工作原理在于催化氫氣和氧氣反應(yīng)，使之在較低的氫氣濃度下反應(yīng)。這種反應(yīng)是非能動的，即1.是自啟動和自供給的；2.沒有移動的部件；3.不需要外部供能。

安全殼直接加熱：壓力容器下封頭失效，高壓的冷卻劑、堆芯熔融物噴放到堆腔，這些東西有可能擴散到安全殼的其他隔間，并通過復(fù)雜的化學(xué)物理過程對安全殼大氣進行加熱，使安全殼內(nèi)壓力、溫度迅速升高，從而可能導(dǎo)致安全殼的早起失效，導(dǎo)致非常嚴重的放射性釋放后果。應(yīng)急計劃大亞灣核電廠廠內(nèi)應(yīng)急計劃將應(yīng)急狀態(tài)分成4個級別應(yīng)急待命：電廠的有關(guān)入員得到通知,進入準備應(yīng)急的狀態(tài)。廠房應(yīng)急（應(yīng)急狀態(tài)的影響只限于工廠的部分區(qū)域）：廠內(nèi)的人員行動起來，并通知場區(qū)外的有關(guān)機構(gòu)。廠區(qū)應(yīng)急（應(yīng)急狀態(tài)的影響限于場區(qū)內(nèi)）。場區(qū)內(nèi)的人員行動起來，并通知場外的有關(guān)機構(gòu)，場外的一些機構(gòu)也可以行動起來?？傮w應(yīng)急