核電廠(chǎng)事故分析基本知識(shí)

3章核電廠(chǎng)事故分析的根本學(xué)問(wèn)核電廠(chǎng)事故分析的作用事故分析是爭(zhēng)論核電廠(chǎng)可能發(fā)生事故的種類(lèi)及發(fā)生頻率，確定事故發(fā)生后系統(tǒng)的響應(yīng)及估量事故的進(jìn)程，評(píng)價(jià)各種安全設(shè)施及安全屏障的有效性，爭(zhēng)論各項(xiàng)因素及操縱員干預(yù)對(duì)事故進(jìn)程的影響，估量事故狀況下核電廠(chǎng)的放射性釋放量及計(jì)算工作人員與居民所受的輻射劑量。在核電廠(chǎng)設(shè)計(jì)過(guò)程中，事故分析用于選取停堆保護(hù)信號(hào)，確定停堆參數(shù)整定值和停堆延遲時(shí)間，確定緩解事故的專(zhuān)設(shè)安全設(shè)施的參數(shù)。對(duì)于設(shè)計(jì)基準(zhǔn)大事的分析是核電廠(chǎng)安全分析報(bào)告中必要的一章。分析的目的在于說(shuō)明該核電廠(chǎng)設(shè)計(jì)足以掌握這些大事的后果，使工作人員、公眾和環(huán)境不至于受到不適當(dāng)?shù)姆派湫燥L(fēng)險(xiǎn)。通過(guò)嚴(yán)峻事故分析，可以找到核電廠(chǎng)的薄弱環(huán)節(jié)，有助于提高核電廠(chǎng)的安全性。嚴(yán)峻事故分析，還可作為制定應(yīng)急打算的依據(jù)。核電廠(chǎng)事故分析的方法事故分析承受確定論及概率論方法，這兩種方法相輔相成。設(shè)計(jì)基準(zhǔn)大事的分析，以確定論方法為主；嚴(yán)峻事故的分析，兩種方法并用，側(cè)重于概率論方法。確定論安全分析從系統(tǒng)及部件失效和損壞，或人員失誤的角度，假定事故確定地發(fā)生，依據(jù)分析問(wèn)題的要求，選用保守或現(xiàn)實(shí)模型以及一系列規(guī)章和假設(shè)，分析計(jì)算整個(gè)核電廠(chǎng)系統(tǒng)的響應(yīng)，直至得到該事故的放射性后果。保守模型又稱(chēng)評(píng)價(jià)模型。在分析中承受的初始條件及各項(xiàng)參數(shù)，均須從不利方面加上不確定性。要選用保守的各種關(guān)系式及標(biāo)準(zhǔn)，此外還必需考慮四項(xiàng)根本假設(shè)。保守模型一般用于核電廠(chǎng)安全審批過(guò)程，在該模型中考慮了最不利的狀況，得出的是事故后果的極限值，給核電廠(chǎng)留有相當(dāng)大的安全裕度。其缺點(diǎn)是分析所得的事故過(guò)程，有時(shí)與真實(shí)狀況相差較遠(yuǎn)，使工作人員不能了解過(guò)程的實(shí)際變化。現(xiàn)實(shí)模型又稱(chēng)最正確估算模型。在分析中承受核電廠(chǎng)的運(yùn)行參數(shù)或參數(shù)的平均值，盡量選用接近真實(shí)狀況的關(guān)系式及標(biāo)準(zhǔn)，不考慮不合實(shí)際的保守假設(shè)。因而所得結(jié)果能接近真實(shí)狀況?，F(xiàn)實(shí)模型常常用于核電廠(chǎng)操作規(guī)程的制定和嚴(yán)峻事故分析。作為一種嘗試，目前正在爭(zhēng)論使用現(xiàn)實(shí)模型分析，在其結(jié)果上加上適當(dāng)裕度，作為代替保守模型或平行于保守模型的一種方法。在用確定論方法進(jìn)展事故分析中，所涉及的事故分析程序大致可分成以下六種。(1)系統(tǒng)分析程序可以模擬核電廠(chǎng)的一、二回路系統(tǒng)以及穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器、泵、閥門(mén)、燃料元件等設(shè)備。具有能計(jì)及各種反響性反響的點(diǎn)堆或一維中子動(dòng)力學(xué)模型，一般在流體力學(xué)上是一維的，有些程序堆芯是三維的，程序的規(guī)模大，一般有數(shù)萬(wàn)至20余萬(wàn)行。總體上分析核電廠(chǎng)在失水事故及各種瞬變過(guò)程中系統(tǒng)的響應(yīng)，是事故分析中最主要的程序，如 RETRAN，RELAP5，TRAC等。堆芯分析程序或可稱(chēng)之為子通道分析程序，它以系統(tǒng)程序計(jì)算的結(jié)果作為邊界條件，考慮堆芯內(nèi)各處燃料元件產(chǎn)生熱量的不同，及流道之間的質(zhì)量、動(dòng)量和能量的交換，因而能計(jì)算得出具有開(kāi)式柵格的堆芯的流場(chǎng)和焓場(chǎng)，得出各處燃料元件，特別是熱點(diǎn)的燃料芯塊及包殼的溫度和包殼外表的偏離泡核沸騰比(DNBR)，如COBRA4程序。燃料元件分析程序用于分析在事故工況下面臨破壞的燃料元件性狀，在程序中供給了包括熱輻射在內(nèi)的各種階段的傳熱模型，可以模擬包殼與芯塊間隙的變化，元件的腫脹，裂開(kāi)以及流道的堵塞。這種程序也以系統(tǒng)程序分析結(jié)果為輸入數(shù)據(jù)，如FRAP—T6，TOODEE2/MOD3等。堆物理分析程序用于作彈棒事故及反響性事故的分析計(jì)算。準(zhǔn)確的分析需要用三維中子動(dòng)力學(xué)程序與三維熱工水力程序耦合進(jìn)展計(jì)算，這種計(jì)算消耗計(jì)算機(jī)機(jī)時(shí)較多。在進(jìn)展大量計(jì)算時(shí)。一般承受經(jīng)三維程序校核的一維程序，如PDK-Ⅱ程序。安全殼熱工水力響應(yīng)分析程序分析核電廠(chǎng)一、二回路裂開(kāi)，大量質(zhì)量和能量噴放至安全殼內(nèi)時(shí)，安全殼內(nèi)的壓力和溫度的變化，這種程序應(yīng)當(dāng)能處理安全殼底層的液相及含有空氣及蒸汽混合的氣相，具有能模擬安全殼構(gòu)造材料的熱構(gòu)造模型。并應(yīng)具有模擬蒸汽在構(gòu)造材料外表的分散，以及噴淋和排放等功能。這種程序以系統(tǒng)程序計(jì)算所得的破口噴放流量及焓值為輸人數(shù)據(jù)，如CONTEMPT—LT/028。放射性后果分析程序這類(lèi)程序描述放射性物質(zhì)在系統(tǒng)內(nèi)的轉(zhuǎn)移、沉積、衰變、向環(huán)境的釋放及在大氣中的彌散，并計(jì)算人員患病的放射性劑量。一般由幾種程序構(gòu)成一個(gè)程序包．供分析各種事故下的放射性后果之用，這類(lèi)程序的特點(diǎn)是不確定性很大，粗略模型與精細(xì)模型在計(jì)算方法上差異也很大，需按不同的要求選用，典型的有CADITAL，SGTR程序。概率論安全分析把整個(gè)系統(tǒng)的失效概率通過(guò)構(gòu)造的規(guī)律性推理與它的各個(gè)層次的子系統(tǒng)、部件及外界條件等的失效概率聯(lián)系起來(lái)，從而找出各種事故發(fā)生的頻率。也稱(chēng)概率安全分析。概率論方法是以對(duì)“大事樹(shù)”和“故障樹(shù)”的分析為根底的。大事樹(shù)分析建立大事樹(shù)即進(jìn)展功能?；?，繼始發(fā)大事之后，把各項(xiàng)與安全相關(guān)的功能按失效與否逐級(jí)開(kāi)放，就能得到一系列后果不同的大事序列。作為一個(gè)例子，圖3-1給出了壓水堆核電廠(chǎng)失水事故的大事樹(shù)，用以說(shuō)明大事樹(shù)的構(gòu)造和用途。始發(fā)大事是一回路系統(tǒng)的主管道裂開(kāi)，其發(fā)生頻率為F1，此事故進(jìn)程中可能涉及的系統(tǒng)或設(shè)備的電源、應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)、放射性裂變產(chǎn)物的去除系統(tǒng)和安全殼等。假定每個(gè)系統(tǒng)或設(shè)備有有效與失效兩個(gè)狀態(tài)，對(duì)大事樹(shù)的開(kāi)放取雙樹(shù)杈狀，上、下樹(shù)權(quán)分別代表有效及失效(失效概率分別為P2，P3，P4及P516性質(zhì)及各個(gè)功能間的依靠關(guān)系，可簡(jiǎn)化成為圖3-1外形。有些功能也可再細(xì)分，如對(duì)應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)．也可再分為初期的注入階段及后期的再循環(huán)階段兩種功能?？紤]到各項(xiàng)失效概率值很小，在計(jì)算事故頻率時(shí)可省去(1-P2)、(1-P3)等因子。故障樹(shù)分析在此方法中，把系統(tǒng)的失效作為分析的目標(biāo)，由此反推，查找直接導(dǎo)致這一失效的全部因素，直至毋需再深究其發(fā)生的因素為止。把系統(tǒng)失效稱(chēng)之為“頂大事”，毋需再深究的大事稱(chēng)之為“底大事”，介于這兩者之間的一切大事稱(chēng)為“中間大事”。在分析中，這些大事由相應(yīng)的符號(hào)表示，并用適當(dāng)?shù)囊?guī)律門(mén)把它們連結(jié)成倒置的樹(shù)形圖，從而得到描述系統(tǒng)失效的一系列部件失效模式的規(guī)律圖，即故障樹(shù)。作為一個(gè)例子，圖3-2給出了壓水堆安全殼內(nèi)，將冷卻噴淋流量缺乏作為頂大事的故障樹(shù)的頭幾級(jí)。該堆設(shè)置了兩個(gè)冗余系A(chǔ)及B，其中每一系統(tǒng)都可以單獨(dú)供給全部噴淋用水。因此，發(fā)生上述頂大事的前提為兩個(gè)系統(tǒng)必需同時(shí)失效．這一狀況用規(guī)律符號(hào)“與門(mén)”(帶圓頂?shù)目?表示，用它將其次級(jí)大事與頂大事相連接。在第三級(jí)中找到4種大事，每種都足以導(dǎo)致上述其次級(jí)大事，因此用“或門(mén)”(帶尖頂?shù)目?與其次級(jí)大事相連接。用圓圈或菱形框表示的大事不需要進(jìn)一步追溯緣由，圓圈內(nèi)的大事屬于可以取得失效概率的大事，而菱形框內(nèi)的大事則屬于一般性故障，由于其不太重要或缺乏資料停頓追溯緣由。在長(zhǎng)方框內(nèi)的大事則屬于必需向下追溯的大事。此圖沒(méi)有畫(huà)出第三級(jí)以后的故障樹(shù)。以故障樹(shù)為工具可以進(jìn)展定性及定量?jī)煞矫娴姆治?。在定性分方面，往往可以找出某一關(guān)鍵性的子系統(tǒng)或部件，或找出掌握全局的某一條大事鏈。在這類(lèi)狀況下，就可以考慮是否有必要添加冗余部件。在定量分析方面，可以通過(guò)運(yùn)算得出系統(tǒng)的失效概率。這種方法的特點(diǎn)是：除了能分析組成系統(tǒng)的各個(gè)部件對(duì)系統(tǒng)失效概率的影響外，還可以考慮修理、環(huán)境和人為因素的影響，從而不僅可以分析單一部件失效的影響·還可以分析兩個(gè)以上部件共因失效的影響。核電廠(chǎng)的概率安全分析通常是在三個(gè)級(jí)別上進(jìn)展的。一級(jí)概率安全分析確定可導(dǎo)致堆芯損壞的大事序列及這些序列的估算頻率，可對(duì)設(shè)計(jì)上的弱點(diǎn)及防止堆芯損壞的方法供給重要見(jiàn)解。二級(jí)概率安全分析確定核電廠(chǎng)可發(fā)生放射性釋放的途徑，并估量其數(shù)量和頻率，能從放射性釋放的嚴(yán)峻性方面對(duì)造成堆芯損壞的各事故序列的相對(duì)重要性供給見(jiàn)解，并對(duì)改善事故處置的方法供給見(jiàn)解。三級(jí)概率安全分析估量公眾安康風(fēng)險(xiǎn)和其他社會(huì)風(fēng)險(xiǎn)，并用諸如公眾安康影響或土壤、空氣、水或食物的污染所表示的有害后果對(duì)事故預(yù)防和緩解措施的相對(duì)重要性供給見(jiàn)解。自1983年起美國(guó)用概率安全分析方法對(duì)嚴(yán)峻事故源項(xiàng)進(jìn)展了重估算，制定了相應(yīng)的對(duì)策，并提出了安全目標(biāo)?，F(xiàn)時(shí)概率安全分析技術(shù)已比較成熟，成為廣泛應(yīng)用的安全分析工具。概率安全分析是一種系統(tǒng)的、安全的數(shù)量分析方法，可以把安全有關(guān)信息(如大事發(fā)生頻率、事故后果、設(shè)備牢靠性、分析的不確定性等)數(shù)量化，總合進(jìn)一個(gè)連貫的框架，從而可以供給一個(gè)核電廠(chǎng)安全的全面圖景，揭露其中的薄弱環(huán)節(jié)，有利于實(shí)現(xiàn)總體平衡，優(yōu)化資源配置，提高安全性和經(jīng)濟(jì)性。為確保核電廠(chǎng)安全，凡申請(qǐng)核電廠(chǎng)建筑許可證和運(yùn)行執(zhí)照的申請(qǐng)者，在每次申請(qǐng)時(shí)都必需遞交安全分析報(bào)告。在此報(bào)告內(nèi)要求有一章包含對(duì)各種可能消滅的反響堆事故工況進(jìn)展廣泛地分析。其目的在于說(shuō)明該設(shè)計(jì)足以承受這些事故或減輕事故后果，使公眾安康與安全不受過(guò)度的危害。所分析的范圍包括頻繁發(fā)生的而危害較小的次要瞬態(tài)直到極罕見(jiàn)但后果極嚴(yán)峻的事故。此外，通過(guò)事故分析，使操縱員對(duì)核電廠(chǎng)各種事故現(xiàn)象有較深^的了解，這對(duì)操縱員進(jìn)展事故處理和保證電廠(chǎng)安全也是格外重要的。核電廠(chǎng)工況分類(lèi)及設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故核電廠(chǎng)工況分類(lèi)也稱(chēng)為狀態(tài)分類(lèi)。目前，壓水堆核電廠(chǎng)反響堆可能消滅的各種運(yùn)行及事故工況總體上可以分為兩大類(lèi)：一類(lèi)是設(shè)計(jì)基準(zhǔn)大事工況，另一類(lèi)是超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)大事工況。有關(guān)超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)大事工況在第5章34設(shè)計(jì)基準(zhǔn)大事范圍內(nèi)的全部運(yùn)行及事故工況可按其發(fā)生的頻率和潛在的放射性后果進(jìn)展分類(lèi)。分類(lèi)的原則是；發(fā)生頻率高的工況要求其后果稍微，而后果嚴(yán)峻的工況要求其發(fā)生頻率極低。依據(jù)該原則，美國(guó)標(biāo)準(zhǔn)學(xué)會(huì)把設(shè)計(jì)基準(zhǔn)大事范圍內(nèi)的核電廠(chǎng)運(yùn)行及事故工況分為以下四類(lèi)。工況I：正常運(yùn)行和運(yùn)行瞬態(tài)，包括：核電廠(chǎng)反響堆的正常啟動(dòng)、停堆和穩(wěn)態(tài)運(yùn)行。包括核電廠(chǎng)的正常啟動(dòng)、停堆、正常穩(wěn)態(tài)功率運(yùn)行、熱停堆、冷停堆、正常換料等工況。這些工況構(gòu)成了核電廠(chǎng)的運(yùn)行模-作為3-1給出秦山拔電廠(chǎng)的運(yùn)行模式。帶有允許偏差的運(yùn)行，如發(fā)生少量燃料元件包殼泄漏t一回路冷卻劑放射性水平略有偏高、蒸汽發(fā)生器管子微小泄漏等，但未超過(guò)技術(shù)規(guī)格書(shū)所規(guī)定的最大允許值。運(yùn)行瞬態(tài)．如核電廠(chǎng)的升溫升壓或冷卻卸壓，以及在允許范圍內(nèi)的負(fù)荷變化等。這類(lèi)工況消滅頻繁，所以要求整個(gè)過(guò)程中所引起的物理參數(shù)變化不會(huì)到達(dá)觸發(fā)反響堆保護(hù)動(dòng)作的整定值，無(wú)需停堆，僅需依靠掌握系統(tǒng)在反響堆設(shè)計(jì)裕量范圍內(nèi)進(jìn)展調(diào)整，即可把反響堆調(diào)整到所要求的狀態(tài)，重穩(wěn)定運(yùn)行。這類(lèi)工況一般用來(lái)作為其他事故工況分析的初始工況。工況Ⅱ：中等頻率事故也稱(chēng)預(yù)期運(yùn)行瞬態(tài)(AnticipatedOperationalOccurrences，A00s)。這是指在核電廠(chǎng)運(yùn)行壽期內(nèi)估量會(huì)消滅一次或數(shù)次偏離正常運(yùn)行的全部運(yùn)行過(guò)程，其發(fā)生頻率大于10-2／堆·年。由于核電廠(chǎng)設(shè)計(jì)時(shí)已實(shí)行適當(dāng)?shù)拇胧?，它只可能迫使反響堆停堆，而不?dǎo)致任何裂變產(chǎn)物屏障破壞，即不超過(guò)燃料安全限值。這類(lèi)工況要求作事故分析，以證明在最壞的狀況下，不會(huì)造成燃料元件損壞；也不會(huì)導(dǎo)致不行承受的堆功率或一回路、二回路超溫超壓的消滅。此外，還要求這類(lèi)工況在導(dǎo)致最壞的停堆狀況下仍能返回功率運(yùn)行中，并不得引起更嚴(yán)峻的事故工況(工況Ⅲ或工況Ⅳ)。這類(lèi)工況包括有：堆啟動(dòng)時(shí)，掌握棒組件失控抽出；(2)功率運(yùn)行時(shí)，掌握棒組件失控抽出；(3)掌握棒組件落棒；失控硼稀釋?zhuān)环错懚蚜髁烤植繂适В?6)失去正常給水；(7)給水溫度降低；(8)負(fù)荷過(guò)分增加；(9)失去廠(chǎng)外電源。工況Ⅲ：稀有事故在核電廠(chǎng)壽期內(nèi)，這類(lèi)事故一般極少發(fā)生。其發(fā)生頻率約在10-4／堆年到10-2／堆年之間，即對(duì)于單個(gè)核電廠(chǎng)來(lái)說(shuō)，不大可能發(fā)生，但從整體核電廠(chǎng)運(yùn)行閱歷積存來(lái)說(shuō)，則有可能消滅。處理這類(lèi)事故時(shí)，為了防止或限制對(duì)環(huán)境的輻射危害，需要專(zhuān)設(shè)安全設(shè)施投入工作。這類(lèi)事故舉例為：(1)燃料組裝錯(cuò)裝位；(2)掌握棒誤動(dòng)作；(3)反響堆冷卻劑完全失流；(4)一、二回路管道小裂開(kāi)。這類(lèi)事故可能超過(guò)燃料安全限制或超過(guò)系統(tǒng)的壓力、溫度或功率限制，但要求引起反響堆中受損傷的燃料元件數(shù)不超過(guò)規(guī)定的限制，不影響堆芯的幾何外形和可玲卻性，不得進(jìn)一步損傷反響堆冷卻劑系統(tǒng)和反響堆安全屏障。放射性釋放不得超過(guò)廠(chǎng)外劑量限值，不得引起更嚴(yán)峻的事故工況(工況Ⅳ)。工況Ⅳ：極限事故這類(lèi)事故的發(fā)生頻率小于10-4／堆·年，預(yù)期不會(huì)發(fā)生，因而也稱(chēng)為假想事故。然而這類(lèi)事故一旦發(fā)生，則可能釋放大量放射性物質(zhì)，后果格外嚴(yán)峻，因而在核電廠(chǎng)設(shè)計(jì)中也必需加以考慮。這類(lèi)事故包括大破口失水事故、彈棒事故等。這些事故用來(lái)對(duì)核電廠(chǎng)的安全設(shè)施提出要求。它們可能導(dǎo)致燃料元件重大損傷，但要求堆芯幾何外形不受影響，堆芯冷卻可以保持．并不得引起限制其后果的系統(tǒng)喪失功能，反響堆冷卻劑系統(tǒng)和反響堆安全殼廠(chǎng)房不受附加損傷，放射性釋放在許可限度內(nèi)。依據(jù)目前的習(xí)慣：工況Ⅱ、工況Ⅲ和工況Ⅳ大事總稱(chēng)為設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故。為了確保核電廠(chǎng)安全，規(guī)定在安全分析報(bào)告中要對(duì)主要設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故進(jìn)展具體的分析計(jì)算，給出定量的結(jié)果并評(píng)定其是否滿(mǎn)足目前的標(biāo)準(zhǔn)和標(biāo)準(zhǔn)。設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的選擇以事故分析、工程推斷、設(shè)計(jì)經(jīng)驗(yàn)及運(yùn)行閱歷為根底，經(jīng)不斷改進(jìn)而逐步完善。目前應(yīng)用得比較普遍是美國(guó)核治理委員會(huì)(NRC)1.708二回路系統(tǒng)排熱增加，包括：·給水系統(tǒng)故障導(dǎo)致給水溫度降低·給水系統(tǒng)故障導(dǎo)致給水流量增加·蒸汽壓力調(diào)整器故障或損壞導(dǎo)致蒸汽流量增加·誤翻開(kāi)蒸汽發(fā)生器泄壓閥或安全閩·安全殼內(nèi)、外各種蒸汽管道裂開(kāi)二回路系統(tǒng)排熱削減，包括：·蒸汽壓力調(diào)整器故障或損壞導(dǎo)致蒸汽流量削減·失去外部電負(fù)荷·汽輪機(jī)跳閘(截止閥關(guān)閉)·誤關(guān)主蒸汽管線(xiàn)隔離閥·冷凝器真空破壞·同時(shí)失去廠(chǎng)內(nèi)及廠(chǎng)外溝通電源·失去正常給水流量·給水管道裂開(kāi)反響堆冷卻劑系統(tǒng)流量削減，包括：·一個(gè)或多個(gè)反響堆主泵停頓運(yùn)行·反響堆主泵泵軸卡死·反響堆主泵泵軸斷裂反響性和功率分布特別，包括：·次臨界或低功率啟動(dòng)時(shí)，掌握棒組件失控抽出，包括換料時(shí)誤提出掌握棒或臨時(shí)取出掌握棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)·功率運(yùn)行時(shí)，掌握棒組件失控抽出·由于系統(tǒng)故障或操縱員誤操作所致的掌握棒誤操作，包括局部長(zhǎng)度掌握棒謀操作·啟動(dòng)一條未投入的反響堆冷卻劑環(huán)路或在不適當(dāng)?shù)臏囟认聠?dòng)一條再循環(huán)環(huán)路·化學(xué)與容積掌握系統(tǒng)故障導(dǎo)致冷卻劑硼濃度降低·在不適當(dāng)?shù)奈恢谜`裝或操作一組燃料組件·各種掌握棒彈出事故反響堆冷卻劑裝量增加，包括：·功率運(yùn)行時(shí)誤操作應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)·化學(xué)與容積掌握系統(tǒng)故障(或運(yùn)行人員誤操作)導(dǎo)致反響堆冷卻劑裝量增加反響堆冷卻劑裝量削減，包括：·穩(wěn)壓器安全閥或釋放闊意外開(kāi)啟·一回路壓力邊界安全殼外儀表或其他系統(tǒng)管線(xiàn)裂開(kāi)·蒸汽發(fā)生器傳熱管裂開(kāi)·反響堆冷卻劑壓力邊界內(nèi)假想的各種管道裂開(kāi)所導(dǎo)致的失水事故系統(tǒng)或設(shè)備的放射性釋放，包括：·放射性氣體廢物系統(tǒng)泄漏或破損·放射性液體廢物系統(tǒng)泄漏或破損·假想的液體貯箱破損而產(chǎn)生的放射性釋放·設(shè)計(jì)基準(zhǔn)燃料操作事故·廢燃料貯罐掉落事故未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)．包括·誤提出掌握棒未能停堆·失去主給水未能停堆·失去溝通電源未能停堆·失去電負(fù)荷束能停堆·冷凝器真空破壞未能停堆·汽輪機(jī)跳閘來(lái)能停堆·主蒸汽管道隔離閥關(guān)閉未能停堆驗(yàn)收準(zhǔn)則通用的驗(yàn)收準(zhǔn)則工況I引起的物理參數(shù)變化不會(huì)到達(dá)觸發(fā)保護(hù)動(dòng)作的整定值。工況Ⅱ當(dāng)?shù)竭_(dá)規(guī)定的限值時(shí)，保護(hù)系統(tǒng)能夠關(guān)閉反響堆。但是進(jìn)展了必要的校正動(dòng)作后，反響堆可重投人運(yùn)行。工況Ⅱ大事不得誘發(fā)后果嚴(yán)峻的大事(工況Ⅲ及工況Ⅳ事故)。工況Ⅲ引起反響堆中受損傷的燃料元件數(shù)不得大于某一小定值，不影響堆芯的幾何形狀．并認(rèn)為堆芯冷卻是正常的。工況Ⅲ事故不會(huì)引起工況Ⅳ事故，不得進(jìn)一步損傷反響堆冷卻劑系統(tǒng)和反響堆安全殼屏障。放射性釋放不得停頓或限制居民使用廠(chǎng)外四周地區(qū)。工況Ⅳ可以導(dǎo)致燃料元件重大損傷，但堆芯幾何外形不受影響，堆芯冷卻可以保持。工況Ⅳ事故不得引起限制其后果的系統(tǒng)喪失功能。反響堆冷卻劑系統(tǒng)和反響堆安全殼廠(chǎng)房不會(huì)受到附加的損傷。放射性釋放在許可限度內(nèi)。具體的驗(yàn)收準(zhǔn)則對(duì)于工況Ⅱ大事：DNBDNBR95／95限值以上。110％設(shè)計(jì)值。放射性后果按正常排放允許值掌握。對(duì)于工況Ⅲ及工況Ⅳ大事：燃料元件保持可冷卻狀態(tài)，通用的推斷標(biāo)準(zhǔn)為長(zhǎng)時(shí)間高溫PCT<1204℃(2200oF)，短時(shí)間高溫PCT<1482℃(2700oF)。120％設(shè)計(jì)值。放射性后果以廠(chǎng)區(qū)邊界(2h)及低人口區(qū)邊界(8h)劑量計(jì)算。按美國(guó)標(biāo)準(zhǔn)，甲狀腺劑3000mSv，壘身劑量250mSv100％、2510％。按法國(guó)標(biāo)準(zhǔn)，工況Ⅳ大事，甲狀腺劑量450mSv150mSv；工況Ⅲ大事，甲狀腺15mSv5mSv。應(yīng)當(dāng)指出，放射性后果分析的不確定性很大，劑量標(biāo)準(zhǔn)應(yīng)與分析方法結(jié)合在一起考慮。事故分析的根本假設(shè)1初始條件及各項(xiàng)參數(shù)事故分析承受的初始條件及各項(xiàng)參數(shù)均取保守值，即取值對(duì)后果會(huì)產(chǎn)生不利的影響。但到底取正不確定性還是取負(fù)不確定性，常常需要經(jīng)過(guò)認(rèn)真考慮，甚至必需經(jīng)過(guò)敏感性分析才能確定。為打算如何取保守值，有三個(gè)方面是必需慮及的：①所分析的事故的過(guò)程特征；②事故分析所針對(duì)哪一項(xiàng)驗(yàn)收準(zhǔn)則；③在事故分析中，承受的是哪一種停堆信號(hào)。在以后各章中，將針對(duì)各種事故爭(zhēng)論保守值的選取。下面列舉一些需考慮取保守值的工程及通用的不確定性值。運(yùn)行參數(shù)需考慮不確定性()例如，初始功率+2％，初22℃(4OF)，穩(wěn)壓器壓力±2.1bar(30Psi)，穩(wěn)壓器水位取士±2%，SG二次側(cè)水位取±5計(jì)流量，而且如取較小的保守值，會(huì)影響到冷卻劑溫度的打算。SG二次側(cè)的壓力往往由熱平衡打算，不必預(yù)先規(guī)定正負(fù)不確定性。(密度)如對(duì)于確定壽期的分析，則取士10％不確定性，燃料Doppler反響性系數(shù)取±l5％，掌握棒15％不確定性。停堆信號(hào)應(yīng)取安全級(jí)信號(hào)。停堆設(shè)定值需帶上保守性。停堆信號(hào)至掌握棒開(kāi)頭自由(下凸型)曲線(xiàn)。金屬的構(gòu)造熱容量及傳熱面積，一般取±10％不確定性。穩(wěn)壓器及SG安全閥開(kāi)啟壓力，也應(yīng)取保守值。四項(xiàng)根本假設(shè)假設(shè)失去廠(chǎng)外電源GDCl7規(guī)定必需考慮此項(xiàng)假設(shè)，應(yīng)進(jìn)擇有、無(wú)或某一時(shí)刻失去廠(chǎng)外電源三種狀況中哪一種產(chǎn)生最不利的后果。此項(xiàng)假設(shè)適用于分析Ⅱ，Ⅲ，Ⅳ類(lèi)工況，規(guī)定此項(xiàng)假設(shè)的理由為此屬于繼發(fā)故障(核電廠(chǎng)事故引起電網(wǎng)紊亂)。假設(shè)最大價(jià)值的一維掌握棒卡在全抽出位置(卡棒假設(shè))GDC26規(guī)定必需考慮此項(xiàng)假設(shè)，適用于分析Ⅱ，Ⅲ，Ⅳ類(lèi)工況。實(shí)際上，在確定停堆反響性引人曲線(xiàn)時(shí)，就計(jì)人這項(xiàng)假設(shè)。僅考慮安全級(jí)設(shè)備的緩解事故的作用。對(duì)于非安全級(jí)設(shè)備僅考慮其對(duì)事故的不利的影響。假想事故)狀況較好，但如保守地僅假設(shè)安全級(jí)設(shè)備起緩解作用也是可以承受的，而且大局部安全分析報(bào)告也是如此假設(shè)的。需假設(shè)極限的單一故障法國(guó)實(shí)踐中要求用于Ⅱ，Ⅲ，Ⅳ類(lèi)工況的分析。美國(guó)實(shí)踐中僅要求用于Ⅲ，Ⅳ類(lèi)工(假想事故)，如上一項(xiàng)假設(shè)，如在Ⅱ類(lèi)工況分析中也承受了此項(xiàng)假設(shè)，也是可以承受的。單一故障準(zhǔn)則概述,為此對(duì)于完成安全功能的設(shè)備，一律定為安全級(jí)設(shè)備，在質(zhì)量予以高的要求，另外一個(gè)重要的方面是對(duì)于安全級(jí)設(shè)備承受多重性設(shè)計(jì)，具有“冗余”度。作為設(shè)置冗余度的一種要求(最低要求)是實(shí)行N+l準(zhǔn)則，即為完成某一安全功能設(shè)計(jì)時(shí)設(shè)置N+1個(gè)部件，而其中任何N個(gè)部件就能到達(dá)要求，使系統(tǒng)具有容忍發(fā)生一個(gè)隨機(jī)故障的力量，這就是滿(mǎn)足單一故障準(zhǔn)則。2040年月時(shí)，已開(kāi)頭用于航空工業(yè)，在2060年月初已成功地運(yùn)用于核電廠(chǎng)設(shè)計(jì)，并成為為法規(guī)確定的一項(xiàng)核電安全的設(shè)計(jì)要求。不能認(rèn)為對(duì)核電廠(chǎng)實(shí)施單一故障準(zhǔn)則是完全科學(xué)合理的，但是此準(zhǔn)則有較好的可行性?，F(xiàn)在，概率安全分析的應(yīng)用可以彌補(bǔ)這方面的缺乏。為了滿(mǎn)足單一故障準(zhǔn)則，在核電廠(chǎng)的設(shè)計(jì)上就有很多必定的要求，如：設(shè)計(jì)必要的泵，需要多一臺(tái)；(2)需要保證翻開(kāi)的閥門(mén)，必需并聯(lián)兩臺(tái)，需要保證關(guān)閉的閥門(mén)必需串聯(lián)兩臺(tái)t既要保證開(kāi)又要保證關(guān)的閥門(mén)，必需串并聯(lián)共4臺(tái)；保證在長(zhǎng)期階段可用的管道，必需并聯(lián)麗條；必要的信號(hào)，要求多重性。單一故障準(zhǔn)則的使用范圍核電廠(chǎng)必需滿(mǎn)足單一故障準(zhǔn)則——核電廠(chǎng)系統(tǒng)必需有適當(dāng)?shù)陌踩６?，?dāng)發(fā)生假設(shè)的單一故障時(shí)，仍能完成其安全功能。在這項(xiàng)要求中提到的“假設(shè)的單一故障”是指按規(guī)章明確定義的單一故障．在下面“單一故障準(zhǔn)則的使用方法”中，將具體描述。這里所說(shuō)的“能完成其安全功能”是指對(duì)于全部設(shè)計(jì)基準(zhǔn)大事都能滿(mǎn)足驗(yàn)收準(zhǔn)則。安全組合必需滿(mǎn)足單一故障準(zhǔn)則——安全組合必需在發(fā)生單一故障時(shí)，仍能完成其安全功能。安全組合是指在特定的假設(shè)始發(fā)大事發(fā)生后，為使該事故后果不超過(guò)規(guī)定的限值而要求其完成應(yīng)有的動(dòng)作的那種設(shè)備組合。如：大破口失水事故必需要有低壓安注系統(tǒng)發(fā)揮功能，低壓安注系統(tǒng)就是一個(gè)安注組合，必需滿(mǎn)足單一故障準(zhǔn)則；小破口失水事故必需要有高壓安注系統(tǒng)發(fā)揮功能。高壓安注系統(tǒng)就是一個(gè)安全組合，必需滿(mǎn)足單一故障準(zhǔn)則。從安全組合的定義可知這一條分析核電廠(chǎng)的安全冗余度，有時(shí)有肯定的便利之處。有關(guān)規(guī)章注明一些安全系統(tǒng)需滿(mǎn)足單一故障準(zhǔn)則。這是為了特別強(qiáng)調(diào)某些安全系統(tǒng)的重要性。例：在核安全法規(guī)HAF0102核動(dòng)力廠(chǎng)設(shè)計(jì)安全規(guī)定中系統(tǒng)，每種系統(tǒng)在假定一個(gè)單一故障發(fā)生時(shí)必需能執(zhí)行其功能。兩種系統(tǒng)中至少必需有一種系統(tǒng)能單獨(dú)使反響堆從運(yùn)行工況快速地進(jìn)人次臨界，并得到足夠的停堆深度單一故障準(zhǔn)則的使用方法由單一大事引起的多重故障，仍歸為單一故障。一個(gè)應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)不能啟動(dòng)，由它帶動(dòng)的全部安全級(jí)設(shè)備全部失效；一個(gè)泵房中放了兩臺(tái)泵，假設(shè)泵房水淹，此兩臺(tái)泵失效；一塊配電板著火，板上全部線(xiàn)路不通，都只考慮為單一故障。整個(gè)核電廠(chǎng)系統(tǒng)(包括流體系統(tǒng)及電氣系統(tǒng))只考慮一個(gè)故障。整個(gè)事故期間只考慮一個(gè)故障，規(guī)定：可在短期階段考慮一個(gè)能動(dòng)故障，或在長(zhǎng)期階段考慮一個(gè)能動(dòng)故障或一個(gè)非能動(dòng)故障。(能動(dòng)故障或非能動(dòng)故障)。單一故障準(zhǔn)則是，針對(duì)安全級(jí)部件而言的，對(duì)非安全級(jí)部件不考慮其對(duì)事故的緩解作用，而需考慮其對(duì)事故的惡化作用。只有當(dāng)調(diào)用部件時(shí)，才有是否失效問(wèn)題。不能假設(shè)已翻開(kāi)的閥門(mén)自行關(guān)閉，也不能假設(shè)已關(guān)閉的閥門(mén)自行翻開(kāi)，即使對(duì)非安全級(jí)設(shè)備也是如此。在技術(shù)規(guī)格書(shū)(TechnicalSpecification)中確定的定期維護(hù)、檢修及試驗(yàn)的設(shè)備，不認(rèn)為不行用。我們用的是N+1上規(guī)定的時(shí)限，就必需停頓核電廠(chǎng)的運(yùn)行。在聯(lián)邦德國(guó)，實(shí)行Ⅳ+2多重性，N臺(tái)設(shè)備夠用；一臺(tái)冗余抗御單一故障；一臺(tái)設(shè)備考慮輪番檢修時(shí)之缺。這是比較高的要求，安全程度提高了，造價(jià)也提高了。在事故期間，如全部安全設(shè)備正常工作而造成最嚴(yán)峻的后果時(shí)，就以此為極限工況，不假設(shè)單一故障。事實(shí)上，以全部安全設(shè)備有效為極限工況的狀況還比較多，由于安全設(shè)施是為多種不同的事故而設(shè)計(jì)的，對(duì)于有些事故就會(huì)有措施過(guò)度的狀況。如對(duì)于蒸汽發(fā)生器傳熱管裂開(kāi)事故．假設(shè)全部專(zhuān)設(shè)安全設(shè)施有效，即全部上充安注、高壓安注及關(guān)心給水系統(tǒng)有效，則會(huì)加快蒸汽發(fā)生器滿(mǎn)溢．可能引起更嚴(yán)峻的事故。必需把事故與故障區(qū)分開(kāi)來(lái)，在作事故分析時(shí)，分析的工況是初因事故加上單一故障，而不分析事故遺加事故。對(duì)于這一點(diǎn)尤其要留意不要把非能動(dòng)故障中的泄漏(1eakage)處理成裂開(kāi)(break)，在一回路失水事故長(zhǎng)期階段可以假設(shè)某一管道有泄漏，但不能在事故一開(kāi)頭就假設(shè)一回路管道與二回路管道(蒸汽管道與給水管道)同時(shí)發(fā)生破口的工況。在事故分析中。應(yīng)考慮兩個(gè)附加的條件，加上這兩個(gè)條件并不作為已考慮了單一故障．這兩個(gè)條件如下。失去廠(chǎng)外電源如失去廠(chǎng)外電源，會(huì)引起主循環(huán)泵失電；主給水停頓；冷凝器失去循環(huán)冷卻水，真空破壞而失效，此外，一些專(zhuān)設(shè)安全設(shè)施必需實(shí)行應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)電源，因而增加了啟動(dòng)延遲時(shí)間。事故分析時(shí)，可考慮失去廠(chǎng)外電源，也可考慮不失去廠(chǎng)外電源，還可能考慮在事故進(jìn)展到某一時(shí)刻而失去廠(chǎng)外電源。規(guī)定這一假設(shè)，是按繼發(fā)故障來(lái)考慮的，一個(gè)功率巨大的核電廠(chǎng)發(fā)生了事故，停頓了發(fā)電，有可能造成電網(wǎng)混亂，不能正常工作。一組負(fù)反響性?xún)r(jià)值最太的掌握棒處于全抽出的位置這一假設(shè)使停堆負(fù)反響性削減，降低了停堆深度，對(duì)有些事故的后果是不利的。這一假使是作為取保守值的觀點(diǎn)來(lái)考慮的。假設(shè)單一故障后，發(fā)生繼發(fā)故障不算作超過(guò)單一故障。據(jù)此，作事故分析時(shí)，應(yīng)把初因事故與初始條件、附加條件、假設(shè)的單一故障及由上述三種因素造成的繼發(fā)故障合在一起，當(dāng)作分析的條件。必需找出最保守的單一故障及極限工況需假設(shè)一個(gè)單一故障，依次發(fā)生在核電廠(chǎng)系統(tǒng)的每一個(gè)安全設(shè)備上，逐一作出分析，將結(jié)果進(jìn)展比較，以得到最保守的單一故障及極限工況。這里說(shuō)的分析，也可以是定性分析，但必要時(shí)應(yīng)給出定量分析。況。如對(duì)于一回路失水事故，考慮燃料元件包殼溫度與安全殼的壓力峰值，考慮的單一故障是不同的。前者需考慮全部安全殼噴淋有效，后者必定考慮安全殼噴淋只有一半容量投入運(yùn)行。單一故障準(zhǔn)則應(yīng)用舉例1：低壓安注系統(tǒng)設(shè)計(jì)中為滿(mǎn)足單一故障準(zhǔn)則所作的考慮對(duì)于大破口失水事故，一臺(tái)低壓安注泵動(dòng)作即可滿(mǎn)足要求，而冗余地設(shè)置了兩臺(tái)。兩臺(tái)低壓安注泵需接在不同的電源母線(xiàn)上，分由兩臺(tái)柴油發(fā)電機(jī)供電。注人階段(短期階段)循環(huán)階段(長(zhǎng)期階段)，從安全殼地坑吸水，需考慮管道損壞，設(shè)置了雙管道。單管道上為了保證完成關(guān)閉功能，需應(yīng)用串聯(lián)閥門(mén)。再循環(huán)階段開(kāi)頭時(shí)，箍關(guān)閉來(lái)自換料水箱的水源通路用串聯(lián)閥門(mén)。翻開(kāi)．各管道上只需用單閥門(mén)。正常運(yùn)行時(shí)，需保持換料水箱吸人段閥門(mén)處在常開(kāi)狀態(tài)。2：主給水管道裂開(kāi)事故分析中。應(yīng)急給水系統(tǒng)為滿(mǎn)足單一故障準(zhǔn)則的考慮(3-3)二回路的秦山第一核電廠(chǎng)的關(guān)心給水系統(tǒng)(應(yīng)急給水)系統(tǒng)，設(shè)計(jì)包括有兩臺(tái)電動(dòng)給水泵分別給兩臺(tái)蒸汽發(fā)生器供給應(yīng)急給水，一臺(tái)柴油機(jī)驅(qū)動(dòng)給水泵向兩臺(tái)蒸汽發(fā)生器供給應(yīng)急給向完好蒸汽發(fā)生器供給36t／h流量的應(yīng)急給水，則能到達(dá)安全要求。假設(shè)設(shè)計(jì)給出上述電48t／h44t／h。設(shè)計(jì)考慮：分析設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，應(yīng)假設(shè)廠(chǎng)外溝通電源喪失，電動(dòng)應(yīng)急給水泵A，B應(yīng)分別接在應(yīng)急柴油機(jī)發(fā)電機(jī)系列A，B上。破口應(yīng)假設(shè)在靠近蒸汽發(fā)生器的給水管上，如假設(shè)在系列A的管道上，單一故障則應(yīng)假設(shè)B系列的應(yīng)急發(fā)電機(jī)或電動(dòng)應(yīng)急培水泵B應(yīng)急給水，只能由柴油機(jī)驅(qū)動(dòng)泵供給應(yīng)急給水。柴油機(jī)至多通過(guò)限流閥經(jīng)破口流失44t／h給水，為保證向完好蒸汽發(fā)生器供給36t／h80