核反应堆8.ppt

四、严重事故 核电厂严重事故是指核反应堆堆芯大面积燃料包壳失效，威胁或破坏核电厂压力容器或安全壳的完整性，并引发放射性物质泄漏的一系列过程。 核反应堆严重事故可以分为两大类： 堆芯熔化事故（CMAs）：由于堆芯冷却不充分，引起堆芯裸露、升温和熔化的过程，其发展较为缓慢，时间尺寸为小时量级。 堆芯解体事故（CDAs）：由于快速引入巨大的反应性，引起功率陡增和燃料碎裂的过程，其发展非常迅速，时间尺寸为秒量级。 四、严重事故（1） 美国三哩岛事故和前苏联切尔诺贝利核电厂事故分别是这两类事故到目前为止仅有的实例。 由于其固有的反应性负温度反馈特性和专设安全设施，堆芯解体事故发生在轻水反应堆中的可能性极小。 美国三哩岛事故和前苏联切尔诺贝利核电厂事故（自修） 五、核反应堆安全分析模型及程序 核电厂系统安全分析首先是分析整个一回路总的热工水力学特性，其次要分析可能影响一回路正常运行的二回路及其它一些辅助回路的热工水力学特性。 系统安全分析就是通过建立流体力学模型、传热模型和系统部件模型，编制成计算机程序，预计反应堆在瞬态过程和事故工况下的行为。 五、核反应堆安全分析模型及程序（1） 两相流动场方程（自修） 两相流模型的分类： 两流体模型 均匀流模型 带滑移的均匀流模型 漂移流模型 考虑不凝气体的流体模型 五、核反应堆安全分析模型及程序（2） 目前，已开发出许多大型综合性的系统分析程序，如RELAP5，RETRAN，TRAC，CATHARE（法国）和ATHLET（德国）就是其中著名的几个。这些程序经过多年的研制，版本多次更新，模型日趋完善。 用这些程序能够预测下列各类事故和瞬变工况下核电厂的特性： 反应性引入瞬变 反应堆冷却剂管道大破口引起的冷却剂丧失事故 反应堆冷却剂压力边界内各种假想的管道小破口引起的冷却剂丧失事故 蒸汽发生器传热管破裂引起的瞬变 给水管破裂、主蒸汽管破裂引起的瞬变 主冷却剂循环泵故障如泵轴断裂、卡泵等引起的瞬变 六、概率安全评价法 概率安全评价（PSA）又称概率风险分析（PRA），是70年代以后发展起来的一种系统工程。它采用系统可靠性评价技术（即故障树、事件树分析）和概率风险分析方法对系统的各种可能事故的发生和发展过程进行全面分析，从它们的发生概率以及造成的后果综合进行考虑。 评价核电厂安全性的方法： 确定论评价法：根据反应堆纵深防御的原则，除了反应堆设计尽可能安全可靠外，还设置了多重的专设安全设施，以便在一旦发生最大假想事故情况下，依靠安全设施，能将事故后果减至最轻程度。 概率安全评价：认为核电厂事故是个随机事件，引起核电厂事故的潜在因素很多，核电厂的安全性应由全部潜在事故的数学期望值表示 六、概率安全评价法（1） PSA分析的三个等级 一级PSA：系统分析。对核电厂运行系统和安全系统进行可靠性分析，确定造成堆芯损坏的事故系列，并作出定量化分析，求出各事故序列的发生频率，给出反应堆每运行年发生堆芯损坏的概率。 二级PSA：一级PSA结果加上安全壳响应的评价。分析堆芯熔化物理过程和安全壳响应特性，包括分析安全壳在堆芯损坏事故下的载荷、安全壳失效模式、熔融物质与混凝土的作用以及放射性物质在安全壳内释放和迁移。结合第一级PSA结果确定放射性从安全壳释放的概率。 三级PSA：二级PSA结果加上厂外后果评价。分析放射性物质在环境中的迁移，求出核电厂外不同距离处放射性物质浓度随时间的变化。结合第二级分析结果按公众风险的概念确定放射性事故造成的厂外后果。 七、几个概念 堆芯熔化概率 故障和故障树 内部事件和外部事件 主动安全和被动安全 安全分级和质保分级 按核安全的重要性对系统和设备划分等级 反应堆保护 目的在于防止反应堆偏离安全限值以及一旦超过这种安全限值后缓解所发生的后果。即防止事故发生，缓解事故后果。 标准和规范 七、几个概念 堆芯熔化概率 故障和故障树 内部事件和外部事件 主动安全和被动安全 安全分级和质保分级 按核安全的重要性对系统和设备划分等级 反应堆保护 目的在于防止反应堆偏离安全限值以及一旦超过这种安全限值后缓解所发生的后果。即防止事故发生，缓解事故后果。 标准和规范 第八章：核反应堆安全 核反应堆工程概论 核反应堆安全 一、核反应堆安全的基本原则 二、核反应堆的安全系统 三、确定论安全分析 四、严重事故 五、核反应堆安全分析模型及程序 六、概率安全评价法 七、几个概念 一、核反应堆安全的基本原则 1、核安全的目标 2、核反应堆的安全原则 3、核反应堆的安全运行与