核电厂核安全大纲及复习题.pdf
根据甲方要求“压水堆核电安全”授课为 8 小时，不安排笔试。现参照核电厂操纵人员执照考核标准（EJ1043），选用俞尔俊编的“压水堆核电厂安全”作为教本，精选其中部分来讲（“事故分析”不具体展开讲解），作如下授课大纲 一 绪论（核电厂的优点，潜在危险性，核电安全的总目标，）二 核安全的基础知识（核电厂有关安全的基本设计思想：纵深防御，多道屏障）-三 事故分析的基本知识（概率论方法与确定论方法，一些定义，核电厂工况分类，验收准则，事故分析的基本假设，单一故障准则）四 压水堆核电厂的设计基准事故（按性质分为 8 类，按工况的验收准则）五 我国核安全法规体系 复习思考题如下。1、压水堆核电厂的安全特性（即安全考虑的出发点）。a.强放射性；b.衰变热；c.功率可能暴走；d.高温高压水；e 放射性废物的处理与贮存。2、核安全的总目标、辐射防护目标和技术安全目标及安全目标的数量指标。核安全的总目标：在核电厂里建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、居民及环境免遭过量放射性的风险(频率与危害的乘积)。(1)辐射防护目标:确保在正常运行时从系统释放出的放射性物质引起的辐照保持在合理可尽量低的水平,并低于ICRP规定的限值(1981年提出专业人员年剂量限值为 100mSv,其中任何一年不超过 50 mSv,居民年剂量限值为一年不超过 1mSv).事故引起的辐照要避免早期伤害,后期效应限制在允许的水平。在辐射源不能完全控制的事故时，应有安全应急措施，厂外也备有对策，以缓解对工作人员，公众及环境的危害。(2)核电技术安全目标：有很大把握预防核电厂事故的发生；对核电厂设计中考虑的所有事故，甚至对于那些发生概率极小的事故都要确保其放射性后果是小的；确保那些会带来严重放射性后果的严重事故发生的概率非常低；对严重事故也要有规程性措施加以控制，要有措施保证停堆，持续冷却堆芯，足够的包容完整（三项基本安全功能）。(3)核电安全目标的数量指标：按照纵深防御原则贯彻了事故预防和事故缓解对策的核电厂，每堆年发生严重堆芯熔化事故的概率应低于 10-4，现已提高到不超过 10-5，10-6。3、核反应堆安全的基本设计思想和主要设计原则。基本设计思想：纵深防御：1）高质量的设计、施工和运行，防止异常工况出现；2）停堆保护余热排出，防止异常工况发展为事故；3）专设安全设施，防止事故发展为严重事故；4）事故处置及特殊设施，防止放射性大量释放到环境；5）厂外应急计划与措施，限制危害和后果。多层屏障：1）燃料芯块本身；2）燃料元件包壳；3）冷却剂压力边界；4）安全壳；5）距离空间。主要设计原则：单一故障原则、冗余度和多样性原则、独立性原则、故障安全原则、固有安全原则。4、冗余度和多样性设计原则及其出发点。冗余度：采用多个类似的系统并联起来，以使某个系统失效时不影响电厂的运行。出发点：高可靠性要求，单一故障准则的要求。多样性：采用多个独立的和不同的方法实现同一目的。出发点：对付共模失效 5、核反应堆主要安全系统和专设安全设施。主要安全系统：1)反应堆停堆保护系统 2)停堆冷却系统 3)反应性控制系统 4)专设安全设施。专设安全系统(主要有)：1）应急堆芯冷却剂系统 2）安全壳本体 3）安全壳喷淋系统 4）辅助给水系统 5）安全壳消氢，和 6）净化系统。6、核反应堆的四种安全性要素和固有安全性。核反应堆的四种安全性要素：1）自然的安全性 2）非能动的安全性 3）能动的安全性 4）后备的安全性。固有安全性：当反应堆出现异常工况时，不依靠人为操作或外部设备的强制性干预，只是由堆的自然安全性和非能动的安全性，控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行和安全停闭。7、核反应堆的基本安全功能及反应性反馈机理。核反应堆的基本安全功能：1）反应性控制 2）确保堆芯冷却 3）包容放射性产物。反应性反馈机理：1）燃料的多普勒效应 2）慢化剂温度效应 3）空泡效应 8、核反应堆运行工况分类的原则和方法。原则：出现频繁的工况要求后果轻微；后果严重的工况要求发生频率极低。工况 I：正常运行和运行瞬态；工况 II：中等频率事故，也称预期运行瞬态 F10-2/堆年；工况 III：稀有事故；10-2/堆年F10-4/堆年；工况 IV：极限事故 10-4/堆年F10-6/堆年。9、压水堆核电厂设计基准事故的物理分类。1）二回路系统排热增加；2）二回路系统排热减少；3）反应堆冷却剂系统流量减少；4）反应性和功率分布异常；5）反应堆冷却剂流量增加；6）反应堆冷却剂装量减少；7）系统或设备的放射性释放；8）未能紧急停堆的预期瞬态。10*、单一故障准则及其使用方法。单一故障准则定义：完成某一安全功能的系统或设备，若执行其预定的安全功能，需要 N 个系统或部件，设计时至少要设计 N+1 的子系统或部件，以允许系统或设备具有承受发生一个随机故障而不丧失其安全功能的能力。使用方法：1）单一事件引发的多重故障仍归为单一故障；2）整个核电厂系统只考虑一个故障；3）整个事故期间只考虑一个故障，短期阶段只考虑能动故障，长期阶段可考虑能动也可考虑非能动；4）单一故障准则是针对安全级设备而言的对非安全级设备不考虑其缓解效果，只考虑其不利影响；5）只有在设备调用时才考虑失效问题；6）在技术规格书中确定的定期维护、检修和实验的设备，不认为其是不可用的；7）全部设备正常工作时造成最严重的后果，单一故障准则可以考虑是无故障；8）必须把事故与故障区分开来，事故分析中只考虑初因事件加单一故障，而不考虑事故的迭加；9）失去厂外电和最大价值的一组控制棒卡在堆外是事故分析的附加条件，不能作为单一故障准则考虑；10）某一故障的继发故障仍作为单一故障；11）对不同的验收准则要求，可以假设不同的单一故障；12）事故分析时必须要找出最保守的单一故障，即极限单一故障。11、设计基准事故的通类验收准则。工况 I 定性：不应触发反应堆保护停堆。定量：各种参数变化不超过停堆保护限值。工况 II 定性：保护系统能够停堆；必要的校正动作后可重新投入运行；不引发更严重的工况；确保燃料包壳完整性；不超过一二回路压力限值；放射性后果不超过正常限值。定量：燃料系统不烧毁 MDNBR极限值；一回路压力110设计压力；放射性后果10 10CFR100 限值。工况 III 定性：燃料元件受损不大于某一份额；不影响堆芯几何及可冷却性；不引发更严重的工况；不进一步损坏压力边界；不进一步损坏安全壳屏障；不影响公众使用厂外区域；放射性后果不超过剂量限制。定量：包壳峰值温度=1204（持续高温，堆芯不裸露）、=1482（瞬时高温，堆芯不裸露）；一回路压力120设计压力；放射性后果25 10CFR100 限值。工况 IV 定性：燃料元件受损不大于某一份额；不影响堆芯几何及可冷却性；不引发更严重的工况；不进一步损坏压力边界；不进一步损坏安全壳屏障；不影响公众使用厂外区域；放射性后果不超过剂量限制；不导致缓解设施丧失功能。定量：放射性后果100 10CFR100 限值；压力、温度要求同工况 III。12.核安全法规文件的 命名及发布单位？在核电安全运行中的作用和地位？核安全导则 HAD0 xx/yy 发布单位：4个行政法规由国务院发布，部门规章由国家环保总局（核安全局）发布；金德圭 2007-10-11
