RO《壓水堆核電廠安全》單元7：驗(yàn)收準(zhǔn)則及事故分析的基本假設(shè)

壓水堆核電廠安全單元7：驗(yàn)收準(zhǔn)則及事故

分析的基本假設(shè)

2023/10/9

美國標(biāo)準(zhǔn)學(xué)會(1970年)根據(jù)對核電廠運(yùn)行工況所作分析,按反應(yīng)堆事故：事故出現(xiàn)預(yù)計概率事故可能放射性后果驗(yàn)收準(zhǔn)則包括通用的驗(yàn)收準(zhǔn)則和具體驗(yàn)收準(zhǔn)則。

1、通用的驗(yàn)收準(zhǔn)則四類運(yùn)行工況單元7：驗(yàn)收準(zhǔn)則及事故分析的基本假設(shè)工況Ⅰ——正常運(yùn)行和運(yùn)行瞬變：

1、正常啟動、停閉和穩(wěn)態(tài)運(yùn)行

2、帶有允許偏差的極限運(yùn)行

3、運(yùn)行瞬變

工況較頻繁，毋需停堆；控制系統(tǒng)進(jìn)行調(diào)節(jié)，使核電廠重新穩(wěn)定運(yùn)行。引起的物理參數(shù)的變化不會觸發(fā)保護(hù)動作（小于保護(hù)參數(shù)的整定值）單元7：驗(yàn)收準(zhǔn)則及事故分析的基本假設(shè)單元7：驗(yàn)收準(zhǔn)則及事故分析的基本假設(shè)工況——Ⅱ中等頻率事件（預(yù)期運(yùn)行事件）預(yù)計出現(xiàn)的一次或數(shù)次偏離正常運(yùn)行的所有運(yùn)行過程；包括在試驗(yàn)運(yùn)行和壽期以中等頻率發(fā)生的事件：控制棒組件誤提出、失去正常給水等。只能使反應(yīng)堆停堆，不會導(dǎo)致事故（燃料元件損壞，一、二回路系統(tǒng)超壓等）。采取正確的措施后能很快排除故障，恢復(fù)功能。工況II類事件不得誘發(fā)后果更嚴(yán)重的事件（工況III及工況IV類事故）工況——Ⅲ稀有事故（事故工況）：

在核電廠壽期內(nèi)極少出現(xiàn)（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、蒸汽發(fā)生器Ｕ型管破裂等。專設(shè)安全設(shè)施投入工作，防止或限制對環(huán)境的輻射危害。確保反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)完整性，燃料元件損壞不得超過規(guī)定值。工況III事故不會引起工況IV事故，不得進(jìn)一步損傷反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和反應(yīng)堆安全殼屏障。放射性的釋放不得禁止或限制居民使用廠外附近地區(qū)。單元7：驗(yàn)收準(zhǔn)則及事故分析的基本假設(shè)

工況——Ⅳ極限事故（假想事故）：

在核電廠壽期內(nèi)發(fā)生概率很低（10-6～10-4次/堆·年）的后果嚴(yán)重的假想事故：一回系統(tǒng)主管道大破口、彈棒事故等。一旦發(fā)生會釋放大量放射性物質(zhì)。

專設(shè)安全設(shè)施的投入應(yīng)能保證一回路壓力邊界的完整性、反應(yīng)堆安全停閉，并對事故后果加以控制?？梢詫?dǎo)致燃料元件重大損傷，但堆芯幾何形狀不受影響，堆芯冷卻可以保持。單元7：驗(yàn)收準(zhǔn)則及事故分析的基本假設(shè)工況概率次/堆·年放射性安全準(zhǔn)則Ⅰ燃料不應(yīng)受到損壞不應(yīng)要求啟動任何保護(hù)系統(tǒng)或?qū)ＴO(shè)安全設(shè)施Ⅱ10-2～1燃料不應(yīng)受到損壞任何屏障不應(yīng)受到損壞采取糾正措施后機(jī)組應(yīng)能重新啟動不應(yīng)發(fā)展成為后果更為嚴(yán)重的事故Ⅲ10-4～10-2全身5mSv甲狀腺15mSv一些燃料元件可能損壞，但數(shù)量有限一回路和安全殼的完整性不應(yīng)受到影響不應(yīng)發(fā)展成為后果更為嚴(yán)重的事故Ⅳ10-6～10-4全身0.15S甲狀腺0.45Sv燃料元件可能有損壞，但數(shù)量有限一回路、安全殼的功能在專設(shè)安全設(shè)施作用下應(yīng)能保證四類運(yùn)行工況及其安全準(zhǔn)則1975年，美國核管會（NRC）分類法輕水壓水堆核電站8類、47種典型始發(fā)事故二回路系統(tǒng)排熱增加二回路系統(tǒng)排熱減少反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)流量減少反應(yīng)性和功能分布異常反應(yīng)堆冷卻劑裝量增加反應(yīng)堆冷卻劑裝量減少系統(tǒng)或設(shè)備的放射性釋放未能停堆的預(yù)計瞬變核電廠設(shè)計部門須針對這47種典型始發(fā)事故，對所設(shè)計的核電廠進(jìn)行詳細(xì)計算分析，并證明所設(shè)計的核電廠能滿足有關(guān)的安全標(biāo)準(zhǔn)。單元7：驗(yàn)收準(zhǔn)則及事故分析的基本假設(shè)我國的核電站事故分類（HAF102）２.運(yùn)行限值

為保證核電廠的安全運(yùn)行，經(jīng)國家核安全部門批準(zhǔn)的，用以確定參數(shù)限值、設(shè)備功能和性能以及人員水平等的整套規(guī)定。

例：為確保第一道安全屏障完整性，從熱工角度出發(fā)，大亞灣核電站的安全限值：

DNBR>1.22

線功率密度≤590W/cm

升降溫速率≤56℃/h

穩(wěn)壓器升、降溫速率≤112

℃/h等以確保第一道屏障的完整性單元7：驗(yàn)收準(zhǔn)則及事故分析的基本假設(shè)1.事故分類方法

為了確保核電廠安全，規(guī)定對工況Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ的事故要作詳細(xì)的安全分析計算，給出定量結(jié)果并評定是否滿足規(guī)范和標(biāo)準(zhǔn)要求（表3-1）。核電廠事故分析涉及反應(yīng)堆物理、熱工、控制、結(jié)構(gòu)、屏蔽及劑量防護(hù)等，范圍很廣。沒有流體流失的事故，主要指一般的瞬變。如反應(yīng)性引入事故、失流事故等以損失一回路或二回路流體為特征的管道破裂事故。如給水管道破裂事故、失水事故等單元7：驗(yàn)收準(zhǔn)則及事故分析的基本假設(shè)單元7：驗(yàn)收準(zhǔn)則及事故分析的基本假設(shè)我國的核電站事故分類（HAF102）正常運(yùn)行預(yù)計運(yùn)行事件設(shè)計基準(zhǔn)事故嚴(yán)重事故（1）沒有明確地考慮作為設(shè)計基準(zhǔn)事故，但可為設(shè)計基準(zhǔn)事故所涵蓋的那些事故工況。（2）沒有造成堆芯明顯惡化的超設(shè)計基準(zhǔn)事故。事故管理核動力廠在規(guī)定的運(yùn)行限值和條件范圍內(nèi)的運(yùn)行。在核動力廠運(yùn)行壽期內(nèi)預(yù)計至少發(fā)生一次的偏離正常運(yùn)行的各種運(yùn)行過程；由于設(shè)計中已采取相應(yīng)措施，這類事件不至于引起安全重要物項(xiàng)的嚴(yán)重?fù)p壞，也不至于導(dǎo)致事故工況。核動力廠按確定的設(shè)計準(zhǔn)則在設(shè)計中采取了針對性措施的那些事故工況，并且該事故中燃料的損壞和放射性物質(zhì)的釋放保持在管理限值以內(nèi)。嚴(yán)重性超過設(shè)計基準(zhǔn)事故并造成堆芯明顯惡化的事故工況?！逗穗姀S設(shè)計安全規(guī)定》HAF102國家核安全局核電廠運(yùn)行狀態(tài)嚴(yán)重事故！單元7：驗(yàn)收準(zhǔn)則及事故分析的基本假設(shè)為了一規(guī)范化的統(tǒng)一用語向公眾快速通報核電廠所發(fā)生事件的嚴(yán)重程度而采用的工具。判別準(zhǔn)則廠內(nèi)影響廠外影響縱深防御功能的削弱國際核事件等級表單元7：驗(yàn)收準(zhǔn)則及事故分析的基本假設(shè)特大事故（Majoraccident）7嚴(yán)重事故（Seriousaccident）6跨廠事故（Accidentwithoff-siterisks）5廠內(nèi)事故（Accidentmainlyininstallation）4嚴(yán)重故障（Seriousincident）3一般故障

（Incident）2異常事件（Abnormity）1事故故障切爾諾貝利三哩島福島

事故分析的基本假設(shè)安全上無嚴(yán)重性0等級一下偏離批準(zhǔn)的功能范圍1異常情況具有潛在安全后果的一般故障2一般故障接近事故喪失縱深防御措施嚴(yán)重污染工作人員超劑量放射性少量釋放：公眾照射計量為規(guī)定限值的一小部分3嚴(yán)重故障堆芯部分損毀，嚴(yán)重影響工作人員的健康放射性少量釋放：公眾照射計量在規(guī)定限值數(shù)量級內(nèi)4廠內(nèi)事故堆芯嚴(yán)重?fù)p毀放射性少量釋放：部分實(shí)施就地應(yīng)急計劃5跨廠事故放射性較大釋放：完全實(shí)施就地應(yīng)急計劃6嚴(yán)重事故放射性大量釋放：廣泛的健康和環(huán)境影響7特大事故縱深防御消弱廠內(nèi)影響廠外影響準(zhǔn)則

等級說明等級表的基本邏輯國際核事件等級表單元7：驗(yàn)收準(zhǔn)則及事故分析的基本假設(shè)具體驗(yàn)收規(guī)則工況II事件：燃料元件不燒毀，不發(fā)生DNB，或最小DNBR在95/95限值以上；一回路壓力小于110%設(shè)計值；放射性后果按正常排放允許值控制。工況Ⅲ和工況Ⅳ燃料元件保持可冷卻狀態(tài)：長時間高溫PCT<1204℃(2200℉);短時間高溫PCT<1482℃(2700℉)一回路壓力小于120%設(shè)計值；放射性后果以廠區(qū)邊界(2小時)及低人口區(qū)(8小時)劑量計算。單元7：驗(yàn)收準(zhǔn)則及事故分析的基本假設(shè)單元7：驗(yàn)收準(zhǔn)則及事故分析的基本假設(shè)事故分析的基本假設(shè)初始條件及各項(xiàng)參數(shù)的保守假設(shè)：初始條件及各項(xiàng)參數(shù)事故分析采用的初始條件及各項(xiàng)參數(shù)均取保守值，即取對后果產(chǎn)生不利的影響。但究竟取正不確定性還是取負(fù)不確定性，常常需要經(jīng)過仔細(xì)考慮，甚至必須經(jīng)過敏感性分析才能確定。為取保守值，從三個方面考慮：所分析的事故的過程特征；事故分析針對哪項(xiàng)驗(yàn)收準(zhǔn)則；分析中采用哪一種停堆信號。單元7：驗(yàn)收準(zhǔn)則及事故分析的基本假設(shè)取保守值的項(xiàng)目及通用的不確定性運(yùn)行參數(shù)需考慮不確定性（控制系統(tǒng)死區(qū)、儀表誤差及波動）初始功率+2%，初始溫度±2.2℃(4℉)，穩(wěn)壓器壓力±0.21MPa（30Psi），穩(wěn)壓器水位±2%，蒸汽發(fā)生器二次側(cè)水位±5%，主冷卻劑流量取設(shè)計值(已是保守值)，SG二次側(cè)壓力由熱平衡決定。單元7：驗(yàn)收準(zhǔn)則及事故分析的基本假設(shè)堆物理參數(shù)慢化劑溫度反應(yīng)性，取后果最大的壽期的數(shù)值，甚至取0(對于確定壽期的分析，取±10%不確定性)，燃料Doppler反應(yīng)性系數(shù)取±15%不確定性，控制棒價值計算±15%不確定性。停堆信號取安全級信號單元7：驗(yàn)收準(zhǔn)則及事故分析的基本假設(shè)法國分析中不取第一個到達(dá)的停堆信號，停堆設(shè)定值需帶保守性，停堆延遲時間應(yīng)按實(shí)驗(yàn)結(jié)果加保守性，控制棒負(fù)反應(yīng)性引入曲線應(yīng)取趨底型(下凸型)曲線。金屬結(jié)構(gòu)熱容量及傳熱面積一般取±10%不確定性穩(wěn)壓器及SG安全閥開啟壓力取保守值。單元7：驗(yàn)收準(zhǔn)則及事故分析的基本假設(shè)單元7：驗(yàn)收準(zhǔn)則及事故分析的基本假設(shè)（2）四項(xiàng)基本假設(shè)1）假設(shè)失去廠外電

通用設(shè)計準(zhǔn)則（GDC）17規(guī)定在事故分析時必須考慮此項(xiàng)假設(shè)，應(yīng)選擇有、無或某一時刻失去廠外電三種情況中產(chǎn)生最不利的后果，此項(xiàng)假設(shè)適用于分析II、III、IV類工況。2）假設(shè)最大價值的一組控制棒卡在全抽出位置（卡棒假設(shè)）GDC17規(guī)定在事故分析時必須考慮此項(xiàng)假設(shè)，適用于分析II、III、IV類工況。單元7：驗(yàn)收準(zhǔn)則及事故分析的基本假設(shè)3）僅考慮安全級設(shè)備緩解作用，對于非安全級設(shè)備僅考慮其對事故的不利的影響對于此項(xiàng)假