反应堆安全分析讲解.ppt

1）压拢型（“枪式”）：初始状态为分开的两部分（譬如说，两半球），每一部分都次临界（譬如说，40kg 235U)，然后用炸药使两部分很块压拢，达到高超临界。 2）压紧型（“内爆式”）：初始状态为次临界状态的球（譬如说，常密度时30kg 的235U球），然后用炸药从四周向内爆压，将铀的密度很块压到两倍以上，达到高超临界，压紧型用核燃料省，效率高。中心用中子点火器点火。 核电发展已有半个世纪的历史 核电发展的第一阶段： 实验示范阶段 （50年代初－60年代初） 1951年 美国首次实现利用核能发电(EBR-1) 1954年 前苏联第一座试验核电站并网发电 1957年美国建成Shiping Port （PWR） 1960年美国建成Dresden－1（BWR） 核电发展的第二阶段： 高速发展阶段 （60年代－70年代） ——大量建设核电站 ——积极发展多种堆型，包括快中子增殖堆、高温气冷堆等 这一时期基本形成了目前世界核电的格局 第二代核电站 核电发展的第三阶段：迟滞发展阶段。 大批核电站订单被取消，新建核电站的数量明显减少。 一些国家取消核电发展计划 核电现状（2007年） 在30个国家 运行436台核 电机组， 总装机369.16GWe, 建设中机组29台， 装机22.603GWe。 核电占电力生产16%， 仅次于化石燃料和水电 轻水堆核电站占92% 重水堆核电站占4%, 气冷堆占4％。 过去20年中核能迟滞发展的原因： ——经济增长放慢，能源需求增 长幅度明显下降。 ——两次核事故的影响。1979年美国三哩岛事故（5级核事故），1986年切尔诺贝利事故（7级核事故）。 两次重大反应堆事故打击了投资者的信心，造成了公众对核电站安全的不信任 —— 90年代以后，工业化对环境和生态的负面影响日益凸现，环保主义浪潮高涨，可持续发展的观念深入人心，在公众的反对浪潮中，核能首当其冲 。 虽然从80年代后期开始，核电进入了迟滞发展的时期，但先进反应堆技术的发展并未停止 渐进型（第三代)反应堆： ——反应堆堆芯熔化概率从10－3－10－4/堆·年下降到 10－5/堆·年 ——反应堆寿期从40年延长到60年 ——换料周期从12个月延长到24个月 ——计划停堆次数少于1次/年 PWR—— AP1000， EPR，ABWR 3 核电厂运行工况与事故分类 3.1美国标准协会（ANSI）分类法 正常运行和运行瞬态 中等频率事件（预期运行事件） 稀有事故 极限事故（假想事故） 3.11正常运行和运行瞬态 核电厂的正常启动、停闭和稳态运行 带有偏差的极限运行 运行瞬变 3.12中等频率事件（预期运行事件） 1 堆启动时，控制棒组件不可控地抽出 2 满功率运行时，控制棒组件不可控地抽出 3 控制棒组件落棒 4 硼失控稀释 5 部分失去冷却剂流量 6 失去正常给水 7 给水温度降低 8 负荷过份增加 9 隔离环路再启动 3.12 中等频率事件（预期运行事件） 10 甩负荷 11 失去外电源 12 一回路卸压 13 主蒸汽系统卸压 14 满功率运行时，安全注射系统误动作 3.13稀有事故 1 一回路系统管道小破裂 2 二回路系统蒸汽管道小破裂 3 燃料组件误装载 4 满功率运行时抽出一组控制棒组件 5 全厂断电(反应堆失去全部强迫流量) 6 放射性废气、废液的事故释放 7 蒸汽发生器单根传热管断裂事故 1 一回路系统主管道大破裂 2 二回路系统蒸汽管道大破裂 3 蒸汽发生器多根传热管断裂 4 一台冷却剂泵转子卡死 5 燃料操作事故 6 弹棒事故 3.2美国核管会（NRC）分类法 二回路系统排热增加 二回路系统排热减少 反应堆冷却剂系统流量减少 反应性和功能分布异常 反应堆冷却剂装量增加 反应堆冷却剂装量减少 系统或设备的放射性释放 未能停堆的预计瞬变 3.21二回路系统排热增加初因事件 给水系统故障使给水温度降低 给水系统故障使给水流量增加 蒸汽压力调节器故障或损坏使蒸汽流量增加 误打开蒸汽发生器卸放阀或安全阀 安全壳内、外各蒸汽管道破损 给水温度低 给水流量高 蒸汽流量增加 3.22 二回路系统排热减少初因事件 蒸汽压力调节器故障或损坏使蒸汽流量减少 失去外部电负荷 气轮机跳闸(截止阀关闭) 误管主蒸汽隔离阀 凝汽器真空破坏 同时失去厂内外交流电源（全厂断电） 失去正常给水流量 给水管道破裂 3.23 反应堆冷却剂系统流量减少初因事件 一个或多个反应堆主泵停止运动 反应堆主泵轴卡死 反应堆主泵轴断裂 冷却剂流量降低 3.24 反应性和功能分布异常初因事件 在次临界或低功率时，非