核反應(yīng)堆的安全系統(tǒng)課件

第二章核反應(yīng)堆的安全系統(tǒng)反應(yīng)堆的三大安全功能壓水堆的專(zhuān)設(shè)安全設(shè)施2.1反應(yīng)堆的安全性只取決于內(nèi)在負(fù)反應(yīng)性系數(shù)、多普勒效應(yīng)、控制棒借助重力落入堆芯等自然科學(xué)法則的安全性。自然的安全性非能動(dòng)的安全性能動(dòng)的安全性后備的安全性慣性原理（如泵惰轉(zhuǎn)）、重力法則（如位差）、熱傳遞法則必須依靠能動(dòng)設(shè)備（有源設(shè)備）由冗余系統(tǒng)的可靠度或阻止放射性物質(zhì)逸出的多道屏障提供的安全性保護(hù)2.1反應(yīng)堆的安全性固有安全性自然的安全性非能動(dòng)的安全性能動(dòng)的安全性后備的安全性固有安全堆池式快堆模塊式高溫氣冷堆過(guò)程固有最終安全反應(yīng)堆現(xiàn)行的反應(yīng)堆PWRBWR高溫氣冷堆當(dāng)反應(yīng)堆出現(xiàn)異常工況時(shí)，不依靠人為操作或外部設(shè)備的強(qiáng)制性干預(yù)，只是由堆的自然安全性和非能動(dòng)的安全性，控制反應(yīng)性或移出堆芯熱量，使反應(yīng)堆趨于正常運(yùn)行和安全停閉。2.2.1反應(yīng)性的控制反應(yīng)性的控制的三種類(lèi)型緊急停堆控制功率控制補(bǔ)償控制控制元件迅速引入負(fù)反應(yīng)性反應(yīng)堆緊急停閉控制元件動(dòng)作迅速補(bǔ)償微小的反應(yīng)性瞬態(tài)變化補(bǔ)償控制元件動(dòng)作過(guò)程非常緩慢用于補(bǔ)償燃耗、裂變產(chǎn)物積累所需的剩余反應(yīng)性也用于改變堆內(nèi)功率分布將控制元件引入堆芯的三種方式吸收體引入堆芯的三種方式補(bǔ)償棒-補(bǔ)償控制調(diào)節(jié)棒-功率控制安全棒-緊急停堆控制材料：銀-銦-鎘合金控制棒可燃毒物可溶毒物補(bǔ)償剩余反應(yīng)性延長(zhǎng)堆芯的壽期減少可移動(dòng)控制棒的數(shù)目改善堆芯的功率分布材料：釓（Gd）

、硼（B）一種吸收中子能力很強(qiáng)的可以溶解在冷卻劑的物質(zhì)。輕水堆往往以硼酸溶解在冷卻劑內(nèi)用作補(bǔ)償控制。能補(bǔ)償很大的剩余反應(yīng)性。由于向冷卻劑增加或減少毒物量的速率十分緩慢，所以反應(yīng)性的引入速率相當(dāng)小。只能補(bǔ)償由于燃耗、中毒和慢化劑溫度變化等引起的緩慢的反應(yīng)性變化。正常運(yùn)行

停閉

事故工況一回路冷卻劑在流過(guò)反應(yīng)堆堆芯時(shí)受熱，而在蒸汽發(fā)生器內(nèi)被冷卻。蒸汽發(fā)生器的二回路側(cè)由正常的主給水系統(tǒng)或輔助給水系統(tǒng)供應(yīng)給水。甩負(fù)荷時(shí)，蒸汽通過(guò)蒸汽旁路系統(tǒng)排放到凝汽器或排向大氣。蒸汽發(fā)生器或余熱排出系統(tǒng)繼續(xù)導(dǎo)出堆芯余熱。SG的給水由輔助給水系統(tǒng)提供，蒸汽由蒸汽旁路系統(tǒng)排向大氣。一回路溫度、壓力下降到一定值時(shí)，由余熱排出系統(tǒng)加以冷卻。蒸汽管道破口時(shí)，安注系統(tǒng)向堆芯注入含硼水。一回路系統(tǒng)出現(xiàn)破口時(shí)，安注系統(tǒng)和安全殼噴淋系統(tǒng)。反應(yīng)堆堆芯冷卻的控制運(yùn)行情況系統(tǒng)或設(shè)備熱阱正常運(yùn)行蒸汽發(fā)生器正常給水輔助給水及蒸汽旁路系統(tǒng)機(jī)組停運(yùn)第一階段：蒸汽發(fā)生器第二階段：余熱排出系統(tǒng)輔助給水及蒸汽旁路系統(tǒng)設(shè)備冷卻水系統(tǒng)、重要廠用水系統(tǒng)事故工況蒸汽發(fā)生器輔助給水及蒸汽旁路系統(tǒng)余熱排出系統(tǒng)設(shè)備冷卻水系統(tǒng)、重要廠用水系統(tǒng)安全注射系統(tǒng)換料水箱、安注箱安全殼噴淋系統(tǒng)換料水箱、設(shè)備冷卻水系統(tǒng)、重要廠用水系統(tǒng)乏燃料組件的冷卻反應(yīng)堆換料水池及乏燃料冷卻凈化系統(tǒng)設(shè)備冷卻水系統(tǒng)、重要廠用水系統(tǒng)當(dāng)汽機(jī)甩負(fù)荷時(shí)，蒸汽通過(guò)蒸汽旁路系統(tǒng)排到凝汽器或排放到大氣中。輔助給水及蒸汽旁路系統(tǒng)反應(yīng)堆停閉后，為了除去衰變熱，防止燃料元件包殼熔化，冷卻劑泵必須繼續(xù)運(yùn)轉(zhuǎn)，衰變熱通過(guò)蒸汽發(fā)生器由二回路帶出；當(dāng)—回路壓力、溫度降到一定程度時(shí)，余熱排出系統(tǒng)必須投入。設(shè)備冷卻水系統(tǒng)是一個(gè)中間冷卻系統(tǒng)，在傳送放射性流體和海水組成的電廠最終熱阱之間提供一個(gè)進(jìn)行監(jiān)督的中間屏障，能有效地避免放射性流體與海水之間相互泄露。設(shè)備冷卻水系統(tǒng)

重要廠用水系統(tǒng)當(dāng)一回路處于大氣壓力下時(shí)，可以由反應(yīng)堆換料水池冷卻凈化系統(tǒng)來(lái)排出余熱；當(dāng)蒸汽管道出現(xiàn)破口時(shí)，安全注射系統(tǒng)將向堆芯注入含硼水，以補(bǔ)償由于堆芯過(guò)冷所喪失的冷卻劑裝量。換料水箱及安注箱2.2.3包容放射性產(chǎn)物包容放射性產(chǎn)物控制方式1、保持現(xiàn)場(chǎng)或廠房的相對(duì)負(fù)壓，防止放射性氣體或塵埃向其它區(qū)域擴(kuò)散。2、氣體廠房換氣活性炭過(guò)濾器排氣塔放出蒸發(fā)濃縮蒸餾水3、液體蒸發(fā)濃縮測(cè)定固化埋入地下釋放海中硼回收系統(tǒng)或廢液處理系統(tǒng)排放檢測(cè)對(duì)放射性產(chǎn)物的屏障控制事故工況下，參與對(duì)各道放射性屏障功能控制的系統(tǒng)有：反應(yīng)堆緊急停堆系統(tǒng)：控制第一道屏障穩(wěn)壓器安全閥：控制第二道屏障對(duì)第三道屏障：安全殼自動(dòng)隔離、安全殼噴淋系統(tǒng)、氫氣負(fù)荷裝置、砂堆過(guò)濾器等。包殼安全殼安全問(wèn)題案例1-某核電廠硼稀釋事件某核電廠在對(duì)主系統(tǒng)生壓補(bǔ)水的過(guò)程中，操縱員誤將換料水箱中2100ppm的硼水當(dāng)作硼酸制備系統(tǒng)7000ppm的硼水與清水混合，補(bǔ)入了主系統(tǒng)。后從硼濃度表指示發(fā)現(xiàn)問(wèn)題，及時(shí)停止了補(bǔ)水過(guò)程，事件沒(méi)有造成嚴(yán)重后果。實(shí)踐后調(diào)查發(fā)現(xiàn)：由于核電廠過(guò)于關(guān)心進(jìn)度，在大量系統(tǒng)尚未完成調(diào)試的情況下急忙裝料，導(dǎo)致許多系統(tǒng)尚未移交主控室。由于系統(tǒng)調(diào)試工作分散，使主控室人員對(duì)核電廠整體狀態(tài)，特別是系統(tǒng)狀態(tài)缺乏了解和控制，因而并不知道系統(tǒng)狀態(tài)已經(jīng)改變，補(bǔ)水用的硼酸補(bǔ)給泵已從硼酸制備狀態(tài)切換到換料水箱，而從事補(bǔ)水操作的操縱員并不知道。問(wèn)題及分析要點(diǎn)問(wèn)題：根據(jù)國(guó)際核事件分級(jí)表試對(duì)本事件進(jìn)行分級(jí)。根據(jù)國(guó)家核安全法規(guī)試分析本事件的主要原因。應(yīng)汲取哪些經(jīng)驗(yàn)教訓(xùn)。分析要點(diǎn)：本案例屬于核電廠運(yùn)行事件。事件分級(jí)應(yīng)按國(guó)際核事件分級(jí)表的規(guī)定進(jìn)行。事件的主要原因應(yīng)根據(jù)背景材料所提供的情節(jié)進(jìn)行分析，主要涉及核電廠反應(yīng)堆運(yùn)行中的生產(chǎn)安排、信息溝通和操縱員失誤等人因差錯(cuò)，在此基礎(chǔ)上，主要涉及安全管理以及運(yùn)行人員的資格等?？偨Y(jié)應(yīng)汲取的經(jīng)驗(yàn)教訓(xùn)。答案1、該事件出現(xiàn)了超出規(guī)定運(yùn)行范圍的異常情況，事件分級(jí)為1級(jí)。2、事件的主要原因這是一起核電廠反應(yīng)堆運(yùn)行的安全事件。一方面沒(méi)有真正樹(shù)立“安全第一”的思想，生產(chǎn)進(jìn)度的安排忽略了安全的要求，在大量系統(tǒng)尚未完成調(diào)試的情況下急忙裝料，導(dǎo)致許多系統(tǒng)尚未移交主控制室。同時(shí)，由于系統(tǒng)調(diào)試工作分散，使主控制室人員對(duì)核電廠整體狀態(tài)，特別是系統(tǒng)狀態(tài)缺乏了解和控制，并不知道系統(tǒng)狀態(tài)已經(jīng)改變。另一方面操縱員沒(méi)有特別關(guān)注防止硼稀釋事件的問(wèn)題，沒(méi)有進(jìn)行有關(guān)的檢查與觀測(cè)，出現(xiàn)了操作失誤。工作管理中的人為差錯(cuò)。一方面營(yíng)運(yùn)單位管理層在安排生產(chǎn)計(jì)劃時(shí)出現(xiàn)了差錯(cuò)，另一方面在信息溝通和反饋上出現(xiàn)了失誤。從核電廠反應(yīng)堆運(yùn)行的基本要求來(lái)看，操縱員的知識(shí)和技能上不能滿(mǎn)足要求。關(guān)于東京電力公司所有核電廠停止商業(yè)運(yùn)行有關(guān)情況簡(jiǎn)介

東京電力公司（TEPCO）是世界上最大的電力公司之一，提供日本三分之一的電力，資本金為6764億日元，電力銷(xiāo)售年收入48084億日元，總資產(chǎn)138125億日元，員工39619人，電力銷(xiāo)售2918KWh，核電占29％。目前，它擁有三個(gè)核電廠（福島第一核電廠，福島第二核電廠和柏崎核電廠），共17個(gè)機(jī)組，且都是沸水堆（包括兩座先進(jìn)沸水堆）。TEPCO于當(dāng)?shù)貢r(shí)間2003年4月14日午夜關(guān)閉了位于東京東北部200公里福島的最后一座核反應(yīng)堆，至此，該公司所擁有的17座核反應(yīng)堆已經(jīng)全部關(guān)閉。該公司去年承認(rèn)，從80年代以來(lái)就謊報(bào)了有關(guān)安全紀(jì)錄，阻撓政府的安全檢查。日本核安全當(dāng)局已責(zé)令該公司進(jìn)行嚴(yán)格的檢查，但是在電廠附近的許多居民仍然對(duì)該公司的安全檢查程度表示擔(dān)憂(yōu)。

一、事件的起因及調(diào)查過(guò)程

2000年7月和11月原日本通產(chǎn)省資源能源廳，收到了來(lái)自TEPCO內(nèi)部2起舉報(bào)。內(nèi)容是自1987年至1995年，TEPCO對(duì)其擁有的核電廠進(jìn)行維修和檢查的過(guò)程中，曾發(fā)現(xiàn)了一些反應(yīng)堆管道有裂痕和其它結(jié)構(gòu)損壞的情況，但該公司未根據(jù)有關(guān)法律規(guī)定向核安全管理當(dāng)局報(bào)告，也未進(jìn)行及時(shí)檢修。同時(shí)，在核安全管理當(dāng)局規(guī)定的一些檢查項(xiàng)目中，該公司也存在“隱瞞事實(shí)及提交虛假報(bào)告”的問(wèn)題。據(jù)此，日本通產(chǎn)省成立了直接對(duì)大臣負(fù)責(zé)的“東京電力偽造檢查記錄的調(diào)查審查委員會(huì)”，并通過(guò)當(dāng)時(shí)的通產(chǎn)省資源能源廳和目前的原子力安全保安院（NISA）進(jìn)行了2年多的政府調(diào)查。調(diào)查初期，該企業(yè)仍試圖掩蓋事實(shí)真相，直到2002年初，協(xié)助調(diào)查的通用電器公司（GE）提供了不止2起偽造事件的調(diào)查材料，2002年8月，TEPCO才終于承認(rèn)了該公司與29起編造虛假檢查報(bào)告事件有關(guān)的事實(shí)。

2002年8月29日，NISA公布了調(diào)查結(jié)果，該29起事件的其中16件是可能有問(wèn)題的，其中包括：①不符合法規(guī)和技術(shù)標(biāo)準(zhǔn)的6件；②不顧管理當(dāng)局要求隱瞞和偽造報(bào)告的5件；③業(yè)主采取不適當(dāng)?shù)淖灾鳈z查方法的5件；其它13件屬特別階段問(wèn)題還未得到進(jìn)一步確認(rèn)。該公司董事長(zhǎng)、社長(zhǎng)、副社長(zhǎng)和兩名顧問(wèn)等5名公司領(lǐng)