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第三章 核电厂事故分析基本知识

第三章  核电厂事故分析基本知识
第三章  核电厂事故分析基本知识

第3章核电厂事故分析的基本知识

3.1 核电厂事故分析的作用

事故分析是研究核电厂可能发生事故的种类及发生频率,确定事故发生后系统的响应及预计事故的进程,评价各种安全设施及安全屏障的有效性,研究各项因素及操纵员干预对事故进程的影响,估计事故情况下核电厂的放射性释放量及计算工作人员与居民所受的辐射剂量。

在核电厂设计过程中,事故分析用于选取停堆保护信号,确定停堆参数整定值和停堆延迟时间,确定缓解事故的专设安全设施的参数。

对于设计基准事件的分析是核电厂安全分析报告中必要的一章。分析的目的在于表明该核电厂设计足以控制这些事件的后果,使工作人员、公众和环境不至于受到不适当的放射性风险。

通过严重事故分析,可以找到核电厂的薄弱环节,有助于提高核电厂的安全性。严重事故分析,还可作为制定应急计划的依据。

3.2核电厂事故分析的方法

事故分析采用确定论及概率论方法,这两种方法相辅相成。设计基准事件的分析,以确定论方法为主;严重事故的分析,两种方法并用,侧重于概率论方法。

3.2.1确定论安全分析

从系统及部件失效和损坏,或人员失误的角度,假定事故确定地发生,按照分析问题的要求,选用保守或现实模型以及一系列规则和假设,分析计算整个核电厂系统的响应,直至得到该事故的放射性后果。

保守模型

又称评价模型。在分析中采用的初始条件及各项参数,均须从不利方面加上不确定性。要选用保守的各种关系式及标准,此外还必须考虑四项基本假设。保守模型一般用于核电厂安全审批过程,在该模型中考虑了最不利的情况,得出的是事故后果的极限值,给核电厂留有相当大的安全裕度。其缺点是分析所得的事故过程,有时与真实情况相差较远,使工作人员不能了解过程的实际变化。

现实模型

又称最佳估算模型。在分析中采用核电厂的运行参数或参数的平均值,尽量选用接近真实情况的关系式及标准,不考虑不合实际的保守假设。因而所得结果能接近真实情况。现实模型经常用于核电厂操作规程的制定和严重事故分析。作为一种尝试,目前正在研究使用现实模型分析,在其结果上加上适当裕度,作为代替保守模型或平行于保守模型的一种方法。

在用确定论方法进行事故分析中,所涉及的事故分析程序大致可分成以下六种。

(1)系统分析程序

可以模拟核电厂的一、二回路系统以及稳压器、蒸汽发生器、泵、阀门、燃料元件等设备。具有能计及各种反应性反馈的点堆或一维中子动力学模型,一般在流体力学上是一维的,有些程序堆芯是三维的,程序的规模大,一般有数万至20余万行。总体上分析核电厂在失水事故及各种瞬变过程中系统的响应,是事故分析中最主要的程序,如RETRAN,RELAP5,TRAC 等。

(2)堆芯分析程序

或可称之为子通道分析程序,它以系统程序计算的结果作为边界条件,考虑堆芯内各处燃

料元件产生热量的不同,及流道之间的质量、动量和能量的交换,因而能计算得出具有开式栅格的堆芯的流场和焓场,得出各处燃料元件,特别是热点的燃料芯块及包壳的温度和包壳表面的偏离泡核沸腾比(DNBR),如COBRA4程序。

(3)燃料元件分析程序

用于分析在事故工况下面临破坏的燃料元件性状,在程序中提供了包括热辐射在内的各种阶段的传热模型,可以模拟包壳与芯块间隙的变化,元件的肿胀,破裂以及流道的阻塞。这种程序也以系统程序分析结果为输入数据,如FRAP—T6,TOODEE2/MOD3等。

(4)堆物理分析程序

用于作弹棒事故及反应性事故的分析计算。精确的分析需要用三维中子动力学程序与三维热工水力程序耦合进行计算,这种计算耗费计算机机时较多。在进行大量计算时。一般采用经三维程序校核的一维程序,如PDK-Ⅱ程序。

(5)安全壳热工水力响应分析程序

分析核电厂一、二回路破裂,大量质量和能量喷放至安全壳内时,安全壳内的压力和温度的变化,这种程序应当能处理安全壳底层的液相及含有空气及蒸汽混合的气相,具有能模拟安全壳结构材料的热结构模型。并应具有模拟蒸汽在结构材料表面的凝结,以及喷淋和排放等功能。这种程序以系统程序计算所得的破口喷放流量及焓值为输人数据,如CONTEMPT —LT/028。

(6)放射性后果分析程序

这类程序描述放射性物质在系统内的转移、沉积、衰变、向环境的释放及在大气中的弥散,并计算人员遭受的放射性剂量。一般由几种程序构成一个程序包.供分析各种事故下的放射性后果之用,这类程序的特点是不确定性很大,粗略模型与精细模型在计算方法上差别也很大,需按不同的要求选用,典型的有CADITAL,SGTR程序。

3.2.2概率论安全分析

把整个系统的失效概率通过结构的逻辑性推理与它的各个层次的子系统、部件及外界条件等的失效概率联系起来,从而找出各种事故发生的频率。也称概率安全分析。

概率论方法是以对“事件树”和“故障树”的分析为基础的。

事件树分析建立事件树即进行功能模化,继始发事件之后,把各项与安全相关的功能按失效与否逐级展开,就能得到一系列后果不同的事件序列。作为一个例子,图3-1给出了压水堆核电厂失水事故的事件树,用以说明事件树的构造和用途。始发事件是一回路系统的主管道破裂,其发生频率为F1,此事故进程中可能涉及的系统或设备的电源、应急堆芯冷却系统、放射性裂变产物的去除系统和安全壳等。假定每个系统或设备有有效与失效两个状态,对事件树的展开取双树杈状,上、下树权分别代表有效及失效(失效概率分别为P2,P3,P4及P5)。按此例可产生16种潜在的事故序列,但根据事件树所涉及的各种功能的工程性质及各个功能间的依赖关系,可简化成为图3-1形状。有些功能也可再细分,如对应急堆芯冷却系统.也可再分为初期的注入阶段及后期的再循环阶段两种功能。考虑到各项失效概率值很小,在计算事故频率时可省去(1- P2)、(1- P3)等因子。

故障树分析在此方法中,把系统的失效作为分析的目标,由此反推,寻找直接导致这一失效的全部因素,直至毋需再深究其发生的因素为止。把系统失效称之为“顶事件”,毋需再深究的事件称之为“底事件”,介于这两者之间的一切事件称为“中间事件”。在分析中,这些事件由相应的符号表示,并用适当的逻辑门把它们连结成倒置的树形图,从而得到描述系统失效的一系列部件失效模式的逻辑图,即故障树。作为一个例子,图3-2给出了压水堆安全壳内,将冷却喷淋流量不足作为顶事件的故障树的头几级。该堆设置了两个冗余系统A 及B,其中每一系统都可以单独提供全部喷淋用水。因此,发生上述顶事件的前提为两个系统必须同时失效.这一情况用逻辑符号“与门”(带圆顶的框)表示,用它将第二级事件与顶事件相连接。在第三级中找到4种事件,每种都足以导致上述第二级事件,因此用“或门”(带尖顶的框)与第二级事件相连接。用圆圈或菱形框表示的事件不需要进一步追溯原因,圆圈内的事件属于可以取得失效概率的事件,而菱形框内的事件则属于一般性故障,由于其不太重要或缺乏资料停止追溯原因。在长方框内的事件则属于必须向下追溯的事件。此图没有画出第三级以后的故障树。以故障树为工具可以进行定性及定量两方面的分析。在定性分方面,往往可以找出某一关键性的子系统或部件,或找出控制全局的某一条事件链。在这类情况下,就可以考虑是否有必要添加冗余部件。在定量分析方面,可以通过运算得出系统的失效概率。这种方法的特点是:除了能分析组成系统的各个部件对系统失效概率的影响外,还可以考虑维修、环境和人为因素的影响,从而不仅可以分析单一部件失效的影响·还可以分析两个以

上部件共因失效的影响。

核电厂的概率安全分析通常是在三个级别上进行的。一级概率安全分析确定可导致堆芯损坏的事件序列及这些序列的估算频率,可对设计上的弱点及防止堆芯损坏的方法提供重要见解。二级概率安全分析确定核电厂可发生放射性释放的途径,并估计其数量和频率,能从放射性释放的严重性方面对造成堆芯损坏的各事故序列的相对重要性提供见解,并对改善事故处置的方法提供见解。三级概率安全分析估计公众健康风险和其他社会风险,并用诸如公众健康影响或土壤、空气、水或食物的污染所表示的有害后果对事故预防和缓解措施的相对重要性提供见解。

自1983年起美国用概率安全分析方法对严重事故源项进行了重新估算,制定了相应的对策,并提出了安全目标。现时概率安全分析技术已比较成熟,成为广泛应用的安全分析工具。

概率安全分析是一种系统的、安全的数量分析方法,可以把安全有关信息(如事件发生频率、事故后果、设备可靠性、分析的不确定性等)数量化,总合进一个连贯的框架,从而可以提供一个核电厂安全的全面图景,揭露其中的薄弱环节,有利于实现总体平衡,优化资源配置,提高安全性和经济性。

为确保核电厂安全,凡申请核电厂建造许可证和运行执照的申请者,在每次申请时都必须递交安全分析报告。在此报告内要求有一章包含对各种可能出现的反应堆事故工况进行广泛地分析。其目的在于表明该设计足以承受这些事故或减轻事故后果,使公众健康与安全不受过度的危害。所分析的范围包括频繁发生的而危害较小的次要瞬态直到极罕见但后果极严重的事故。此外,通过事故分析,使操纵员对核电厂各种事故现象有较深^的了解,这对操纵员进行事故处理和保证电厂安全也是非常重要的。

3.3核电厂工况分类及设计基准事故

核电厂工况分类也称为状态分类。

目前,压水堆核电厂反应堆可能出现的各种运行及事故工况总体上可以分为两大类:一类是设计基准事件工况,另一类是超设计基准事件工况。有关超设计基准事件工况在第5章中作介绍,第3章和第4章介绍设计基准事故。

设计基准事件范围内的全部运行及事故工况可按其发生的频率和潜在的放射性后果进行分类。分类的原则是;发生频率高的工况要求其后果轻微,而后果严重的工况要求其发生频率极低。按照该原则,美国标准学会把设计基准事件范围内的核电厂运行及事故工况分为下列四类。

工况I:正常运行和运行瞬态,包括:

(1)核电厂反应堆的正常启动、停堆和稳态运行。包括核电厂的正常启动、停堆、正常稳态功率运行、热停堆、冷停堆、正常换料等工况。这些工况构成了核电厂的运行模式-作为实例,表3-1给出秦山拔电厂的运行模式。

(2)带有允许偏差的运行,如发生少量燃料元件包壳泄漏t一回路冷却剂放射性水平略有偏高、蒸汽发生器管子微小泄漏等,但未超过技术规格书所规定的最大允许值。

(3)运行瞬态.如核电厂的升温升压或冷却卸压,以及在允许范围内的负荷变化等。

这类工况出现频繁,所以要求整个过程中所引起的物理参数变化不会到达触发反应堆保护动作的整定值,无需停堆,仅需依靠控制系统在反应堆设计裕量范围内进行调节,即可把反应堆调节到所要求的状态,重新稳定运行。

这类工况一般用来作为其他事故工况分析的初始工况。

工况Ⅱ:中等频率事故也称预期运行瞬态(Anticipated Operational Occurrences,A00s)。这是指在核电厂运行寿期内预计会出现一次或数次偏离正常运行的所有运行过程,其发生频率大于10-2/堆·年。由于核电厂设计时已采取适当的措施,它只可能迫使反应堆停堆,而不导致任何裂变产物屏障破坏,即不超过燃料安全限值。

这类工况要求作事故分析,以证明在最坏的情况下,不会造成燃料元件损坏;也不会导致不可接受的堆功率或一回路、二回路超温超压的出现。此外,还要求这类工况在导致最坏的停堆情况下仍能返回功率运行中,并不得引起更严重的事故工况(工况Ⅲ或工况Ⅳ)。

这类工况包括有:

(1)堆启动时,控制棒组件失控抽出;

(2)功率运行时,控制棒组件失控抽出;

(3)控制棒组件落棒;

(4)失控硼稀释;

(5)反应堆流量部分丧失;

(6)失去正常给水;

(7)给水温度降低;

(8)负荷过分增加;

(9)失去厂外电源。

工况Ⅲ:稀有事故

在核电厂寿期内,这类事故一般极少发生。其发生频率约在10-4/堆年到10-2/堆年之

间,即对于单个核电厂来说,不大可能发生,但从整体核电厂运行经验积累来说,则有可能出现。处理这类事故时,为了防止或限制对环境的辐射危害,需要专设安全设施投入工作。

这类事故举例为:

(1)燃料组装错装位;

(2)控制棒误动作;

(3)反应堆冷却剂完全失流;

(4)一、二回路管道小破裂。

这类事故可能超过燃料安全限制或超过系统的压力、温度或功率限制,但要求引起反应堆中受损伤的燃料元件数不超过规定的限制,不影响堆芯的几何形状和可玲却性,不得进一步损伤反应堆冷却剂系统和反应堆安全屏障。放射性释放不得超过厂外剂量限值,不得引起更严重的事故工况(工况Ⅳ)。

工况Ⅳ:极限事故

这类事故的发生频率小于10-4/堆·年,预期不会发生,因而也称为假想事故。然而这类事故一旦发生,则可能释放大量放射性物质,后果非常严重,因而在核电厂设计中也必须加以考虑。这类事故包括大破口失水事故、弹棒事故等。

这些事故用来对核电厂的安全设施提出要求。它们可能导致燃料元件重大损伤,但要求堆芯几何形状不受影响,堆芯冷却可以保持.并不得引起限制其后果的系统丧失功能,反应堆冷却剂系统和反应堆安全壳厂房不受附加损伤,放射性释放在许可限度内。

按照目前的习惯:工况Ⅱ、工况Ⅲ和工况Ⅳ事件总称为设计基准事故。为了确保核电厂安全,规定在安全分析报告中要对主要设计基准事故进行详细的分析计算,给出定量的结果并评定其是否满足目前的规范和标准。设计基准事故的选择以事故分析、工程判断、设计经验及运行经验为基础,经不断改进而逐步完善。目前应用得比较普遍是美国核管理委员会(NRC)颁布的导则1.70中列出的清单。设计基础从物理现象上来看,可分为8组。具体如下。

(1)二回路系统排热增加,包括:

·给水系统故障导致给水温度降低

·给水系统故障导致给水流量增加

·蒸汽压力调节器故障或损坏导致蒸汽流量增加

·误打开蒸汽发生器泄压阀或安全闽

·安全壳内、外各种蒸汽管道破裂

(2)二回路系统排热减少,包括:

·蒸汽压力调节器故障或损坏导致蒸汽流量减少

·失去外部电负荷

·汽轮机跳闸(截止阀关闭)

·误关主蒸汽管线隔离阀

·冷凝器真空破坏

·同时失去厂内及厂外交流电源

·失去正常给水流量

·给水管道破裂

(3)反应堆冷却剂系统流量减少,包括:

·一个或多个反应堆主泵停止运行

·反应堆主泵泵轴卡死

·反应堆主泵泵轴断裂

(4)反应性和功率分布异常,包括:

·次临界或低功率启动时,控制棒组件失控抽出,包括换料时误提出控制棒或暂时取

出控制棒驱动机构

·功率运行时,控制棒组件失控抽出

·由于系统故障或操纵员误操作所致的控制棒误操作,包括部分长度控制棒谋操作·启动一条未投入新的反应堆冷却剂环路或在不适当的温度下启动一条再循环环路·化学与容积控制系统故障导致冷却剂硼浓度降低

·在不适当的位置误装或操作一组燃料组件

·各种控制棒弹出事故

(5)反应堆冷却剂装量增加,包括:

·功率运行时误操作应急堆芯冷却系统

·化学与容积控制系统故障(或运行人员误操作)导致反应堆冷却剂装量增加

(6)反应堆冷却剂装量减少,包括:

·稳压器安全阀或释放阔意外开启

·一回路压力边界安全壳外仪表或其他系统管线破裂

·蒸汽发生器传热管破裂

·反应堆冷却剂压力边界内假想的各种管道破裂所导致的失水事故

(7) 系统或设备的放射性释放,包括:

·放射性气体废物系统泄漏或破损

·放射性液体废物系统泄漏或破损

·假想的液体贮箱破损而产生的放射性释放

·设计基准燃料操作事故

·废燃料贮罐掉落事故

(8) 未能紧急停堆的预期瞬态.包括

·误提出控制棒未能停堆

·失去主给水未能停堆

·失去交流电源未能停堆

·失去电负荷束能停堆

·冷凝器真空破坏未能停堆

·汽轮机跳闸来能停堆

·主蒸汽管道隔离阀关闭未能停堆

3.4验收准则

1.通用的验收准则

工况I 引起的物理参数变化不会达到触发保护动作的整定值。

工况Ⅱ当达到规定的限值时,保护系统能够关闭反应堆。但是进行了必要的校正动作后,反应堆可重新投人运行。工况Ⅱ事件不得诱发后果严重的事件(工况Ⅲ及工况Ⅳ事故)。

工况Ⅲ引起反应堆中受损伤的燃料元件数不得大于某一小定值,不影响堆芯的几何形状.并认为堆芯冷却是正常的。工况Ⅲ事故不会引起工况Ⅳ事故,不得进一步损伤反应堆冷却剂系统和反应堆安全壳屏障。放射性释放不得停止或限制居民使用厂外附近地区。

工况Ⅳ可以导致燃料元件重大损伤,但堆芯几何形状不受影响,堆芯冷却可以保持。工况Ⅳ事故不得引起限制其后果的系统丧失功能。反应堆冷却剂系统和反应堆安全壳厂房不会受到附加的损伤。放射性释放在许可限度内。

2.具体的验收准则

对于工况Ⅱ事件:

(1)燃料元件不烧毁,对于这一条易于执行和稍严的准则为不发生DNB,或是最小DNBR 在95/95限值以上。

(2)一回路压力小于110%设计值。

(3)放射性后果按正常排放允许值控制。

对于工况Ⅲ及工况Ⅳ事件:

(1)燃料元件保持可冷却状态,通用的判断标准为长时间高温PCT<1 204℃(2 200o F),短时间高温PCT<1 482℃(2 700o F)。

(2)一回路压力小于120%设计值。

(3)放射性后果以厂区边界(2 h)及低人口区边界(8 h)剂量计算。按美国标准,甲状腺剂量3 000 mSv,垒身剂量250 mSv并接事故预期的频率太小取此标准的100%、25%及10%。按法国标准,工况Ⅳ事件,甲状腺剂量450 mSv,全身剂量150 mSv;工况Ⅲ事件,甲状腺剂量15 mSv,全身剂量5 mSv。应该指出,放射性后果分析的不确定性很大,剂量标准应与分析方法结合在一起考虑。

3.5事故分析的基本假设

1初始条件及各项参数

事故分析采用的初始条件及各项参数均取保守值,即取值对后果会产生不利的影响。但究竟取正不确定性还是取负不确定性,常常需要经过仔细考虑,甚至必须经过敏感性分析才能确定。为决定如何取保守值,有三个方面是必须虑及的:

①所分析的事故的过程特征;

②事故分析所针对哪一项验收准则;

③在事故分析中,采用的是哪一种停堆信号。

在以后各章中,将针对各种事故讨论保守值的选取。

下面列举一些需考虑取保守值的项目及通用的不确定性值。

(1) 运行参数需考虑不确定性(控制系统死区.仪表误差及波动)例如,初始功率+2%,初始温度士2 2℃(4O F),稳压器压力±2.1 bar(30 Psi),稳压器水位取士±2%,SG二次侧水位取±5%等。主冷却剂流量一般取设计值,这实际上已加上了保守性,因实际流量往往会大干设计流量,而且如取较小的保守值,会影响到冷却剂温度的决定。SG二次侧的压力往往由热平衡决定,不必预先规定正负不确定性。

(2) 堆物理参数:慢化剂温度(密度)反应性系数取后果最大的寿期的数值,甚至取为零值,如对于确定寿期的分析,则取士10%不确定性,燃料Doppler反应性系数取±l 5%,控制棒价值计算取15%不确定性。

(3) 停堆信号应取安全级信号。停堆设定值需带上保守性。停堆信号至控制棒开始自由下落的延迟时间,应按实验结果加上保守性。控制棒负反应性引入曲线。应取趋底型(下凸型)曲线。

(4) 金属的结构热容量及传热面积,一般取±10%不确定性。

(5) 稳压器及SG安全阀开启压力,也应取保守值。

2.四项基本假设

(1) 假设失去厂外电源

GDCl7规定必须考虑此项假设,应进择有、无或某一时刻失去厂外电源三种情况中哪一种产生最不利的后果。此项假设适用于分析Ⅱ,Ⅲ,Ⅳ类工况,规定此项假设的理由为此属于继发故障(核电厂事故引起电网紊乱)。

(2) 假设最大价值的一维控制棒卡在全抽出位置(卡棒假设)

GDC26规定必须考虑此项假设,适用于分析Ⅱ,Ⅲ,Ⅳ类工况。实际上,在确定停堆反应性引人曲线时,就计人这项假设。

(3) 仅考虑安全级设备的缓解事故的作用。对于非安全级设备仅考虑其对事故的不利的影响。

在法国实践中要求用于Ⅱ,Ⅲ,Ⅳ类工况的分析,美国实践中仅要求用于Ⅲ,Ⅳ类工况(假想事故),美国安全当局认为Ⅱ类工况为常见的故障,不影响设备的功能,所作分析合乎实际情况较好,但如保守地仅假设安全级设备起缓解作用也是可以接受的,而且大部分安全分析报告也是如此假设的。

(4) 需假设极限的单一故障

法国实践中要求用于Ⅱ,Ⅲ,Ⅳ类工况的分析。美国实践中仅要求用于Ⅲ,Ⅳ类工况(假想事故),如上一项假设,如在Ⅱ类工况分析中也采用了此项假设,也是可以接受的。

3.6单一故障准则

3.6.1 概述

为了在安全上得到高度的可靠性,首先是对各保证安全的设备提出高质量的要求,为此对于完成安全功能的设备,一律定为安全级设备,在质量予以高的要求,另外一个重要的方面是对于安全级设备采用多重性设计,具有“冗余”度。

作为设置冗余度的一种要求(最低要求)是采取N+l准则,即为完成某一安全功能设计时设置N+1个部件,而其中任何N个部件就能达到要求,使系统具有容忍发生一个随机故障的能力,这就是满足单一故障准则。

单一故障准则,在20世纪40年代时,已开始用于航空工业,在20世纪60年代初已成功地运用于核电厂设计,并成为为法规确定的一项核电安全的设计要求。

不能认为对核电厂实施单一故障准则是完全科学合理的,但是此准则有较好的可行性。现在,概率安全分析的应用可以弥补这方面的不足。

为了满足单一故障准则,在核电厂的设计上就有许多必然的要求,如:

(1) 设计必要的泵,需要多一台;

(2 )需要保证打开的阀门,必须并联两台,需要保证关闭的阀门必须串联两台t既要保证开又要保证关的阀门,必须串并联共4台;

(3) 保证在长期阶段可用的管道,必须并联丽条;

(4) 必要的信号,要求多重性。

3.6.2 单一故障准则的使用范围

(1) 核电厂必须满足单一故障准则——核电厂系统必须有适当的安全裕度,当发生假设的单一故障时,仍能完成其安全功能。

在这项要求中提到的“假设的单一故障”是指按规章明确定义的单一故障.在下面“单一故障准则的使用方法”中,将详细描述。这里所说的“能完成其安全功能”是指对于全部设计基准事件都能满足验收准则。

(2) 安全组合必须满足单一故障准则——安全组合必须在发生单一故障时,仍能完成其安全功能。

安全组合是指在特定的假设始发事件发生后,为使该事故后果不超过规定的限值而要求其完成应有的动作的那种设备组合。如:大破口失水事故必须要有低压安注系统发挥功能,低压安注系统就是一个安注组合,必须满足单一故障准则;小破口失水事故必须要有高压安注系统发挥功能。高压安注系统就是一个安全组合,必须满足单一故障准则。

从安全组合的定义可知,“安全组合必须满足单一故障准则”是“核电厂必须满足单一故障准则”的必然的推论。因此这一要求可表达为“安全组合必然应满足单一故障准则”。按照这一条分析核电厂的安全冗余度,有时有一定的方便之处。

(3) 有关规章注明一些安全系统需满足单一故障准则。这是为了特别强调某些安全系统的重要性。

例:在核安全法规HAF0102核动力厂设计安全规定中:“停堆手段必须包括两种不同的系统,每种系统在假定一个单一故障发生时必须能执行其功能。两种系统中至少必须有一种系统能单独使反应堆从运行工况快速地进人次临界,并得到足够的停堆深度”。

3.6.3 单一故障准则的使用方法

(1) 由单一事件引起的多重故障,仍归为单一故障。

一个应急柴油发电机不能启动,由它带动的全部安全级设备全部失效;一个泵房中放了两台泵,如果泵房水淹,此两台泵失效;一块配电板着火,板上全部线路不通,都只考虑为单一故障。

(2) 整个核电厂系统(包括流体系统及电气系统)只考虑一个故障。

(3) 整个事故期间只考虑一个故障,规定:可在短期阶段考虑一个能动故障,或在长期阶段考虑一个能动故障或一个非能动故障。

如在短期阶段已考虑丁一个能动故障,就不可以在长期阶段考虑单一故障(能动故障或非能动故障)。

(4) 单一故障准则是,针对安全级部件而言的,对非安全级部件不考虑其对事故的缓解作用,而需考虑其对事故的恶化作用。

(5) 只有当调用部件时,才有是否失效问题。

不能假设已打开的阀门自行关闭,也不能假设已关闭的阀门自行打开,即使对非安全级设备也是如此。

(6) 在技术规格书(Technical Specification)中确定的定期维护、检修及试验的设备,不认为不可用。

我们用的是N+1多重性,因而认为正在维修的设备存在,但如果维修超过了技术规格书上规定的时限,就必须停止核电厂的运行。在联邦德国,采取Ⅳ+2多重性,N台设备够用;一台冗余抗御单一故障;一台设备考虑轮流检修时之缺。这是比较高的要求,安全程度提高了,造价也提高了。

(7) 在事故期间,如全部安全设备正常工作而造成最严重的后果时,就以此为极限工况,不假设单一故障。

事实上,以全部安全设备有效为极限工况的情况还比较多,因为安全设施是为多种不同的事故而设计的,对于有些事故就会有措施过度的情况。如对于蒸汽发生器传热管破裂事故.如果全部专设安全设施有效,即全部上充安注、高压安注及辅助给水系统有效,则会加快蒸汽发生器满溢.可能引起更严重的事故。

(8) 必须把事故与故障区别开来,在作事故分析时,分析的工况是初因事故加上单一故障,而不分析事故遗加事故。

对于这一点尤其要注意不要把非能动故障中的泄漏(1eakage)处理成破裂(break),在一回路失水事故长期阶段可以假设某一管道有泄漏,但不能在事故一开始就假设一回路管道与二回路管道(蒸汽管道与给水管道)同时发生破口的工况。

(9) 在事故分析中。应考虑两个附加的条件,加上这两个条件并不作为已考虑了单一故障.这两个条件如下。

a. 失去厂外电源

如失去厂外电源,会引起主循环泵失电;主给水停止;冷凝器失去循环冷却水,真空破坏而失效,此外,一些专设安全设施必须采取应急柴油发电机电源,因而增加了启动延迟时间。

事故分析时,可考虑失去厂外电源,也可考虑不失去厂外电源,还可能考虑在事故进展到某一时刻而失去厂外电源。

规定这一假设,是按继发故障来考虑的,一个功率巨大的核电厂发生了事故,停止了发电,有可能造成电网混乱,不能正常工作。

b. 一组负反应性价值最太的控制棒处于全抽出的位置

这一假设使停堆负反应性减少,降低了停堆深度,对有些事故的后果是不利的。这一假使是作为取保守值的观点来考虑的。

(10) 假设单一故障后,发生继发故障不算作超过单一故障。

据此,作事故分析时,应把初因事故与初始条件、附加条件、假设的单一故障及由上述三种因素造成的继发故障合在一起,当作分析的条件。

(11) 必须找出最保守的单一故障及极限工况

需假设一个单一故障,依次发生在核电厂系统的每一个安全设备上,逐一作出分析,将结果进行比较,以得到最保守的单一故障及极限工况。

这里说的分析,也可以是定性分析,但必要时应给出定量分析。

(12) 一种事故如具有几项验收准则,就会有不同的最保守的初始条件和单一故障极限工况。

如对于一回路失水事故,考虑燃料元件包壳温度与安全壳的压力峰值,考虑的单一故障是不同的。前者需考虑全部安全壳喷淋有效,后者必然考虑安全壳喷淋只有一半容量投入运行。

3.6.4 单一故障准则应用举例

例1:低压安注系统设计中为满足单一故障准则所作的考虑

(1) 对于大破口失水事故,一台低压安注泵动作即可满足要求,而冗余地设置了两台。

(2) 两台低压安注泵需接在不同的电源母线上,分由两台柴油发电机供电。

(3) 注人阶段(短期阶段)不考虑管道损坏,从换料水箱吸人应急冷却剂只需单管道,在再循环阶段(长期阶段),从安全壳地坑吸水,需考虑管道损坏,设置了双管道。

(4) 单管道上为了保证完成关闭功能,需应用串联阀门。

a.再循环阶段开始时,箍关闭来自换料水箱的水源通路用串联阀门。

b.主系统升压时,为保护低压系统,用串联的隔离阀关闭管道。但在双管道上为保证打开.各管道上只需用单阀门。

(5) 正常运行时,需保持换料水箱吸人段阀门处在常开状态。

例2:主给水管道破裂事故分析中。应急给水系统为满足单一故障准则的考虑(图3-3) 二回路的秦山第一核电厂的辅助给水系统(应急给水)系统,设计包括有两台电动给水泵分别给两台蒸汽发生器提供应急给水,一台柴油机驱动给水泵向两台蒸汽发生器提供应急给水。对于应急给水最具挑战性的设计基准事故为“主给水管道断裂”。在此事故发生时,如能向完好蒸汽发生器提供36 t/h流量的应急给水,则能达到安全要求。如果设计给出上述电动泵的流量为每台48 t/h,在事故过程中不能关闭应急给水阀,柴油机驱动泵的给水周为限流阀,最大流量为每台44 t/h。

设计考虑:

(1) 分析设计基准事故,应假设厂外交流电源丧失,电动应急给水泵A,B应分别接在应急柴油机发电机系列A,B上。

(2) 破口应假设在靠近蒸汽发生器的给水管上,如假设在系列A的管道上,单一故障则应假设B系列的应急发电机或电动应急培水泵B失效,这样假设,两台电动给水泵都不能提供应急给水,只能由柴油机驱动泵提供应急给水。

柴油机至多通过限流阀经破口流失44 t/h给水,为保证向完好蒸汽发生器提供36 t/h 给水,柴油机驱动泵至少应有80 t/h 的流量。

3.7 核电厂事故分析用的一些定义

定义

1. 6种典型的运行工况(operational mode)

工况l,2,3三个温度在一般情况下取280~290℃。

2.三项基本安全功能

为了保证安全,在各运行状态下,在发生设计基准事故期间和之后t以及尽实际可能在所发生的超设计基准事故的事故工况下,都必须执行下列三项基本安全功能。

(1) 控制反应性;

(2) 排出堆芯热量;

(3) 包容放射性物质和控制运行排放,以及限制事故释放。

必须用全面的系统的方法来确定在发生假设始发事件后的各个时期中完成这些功能所必需的构筑物、系统和部件。

3.安全停堆

按法国实践,指这样的核电厂工况:反应堆堆芯呈次临界;余热正在导出;安全壳的完整性得到保证,从而放射性产物释放限制在允许水平;以及维持这些工况所必须的系统正在其正常运行范围内工作。

在美国,按NRC见解,安全停堆即冷停堆200o F(93.3℃);而按我国核工业界的见解,安全停堆即热停堆350 o F (176 7℃)。

4.安全级设备(safety-relatd,safety grade)

完成安全功能的设备。

有些设备不直接完成安全功能,但如果没有这些设备,则安全功能不能完成,这些设备也是安全级设备。因此,一些安全系统的支持系统也是安全级的,如设备冷却水系统及厂用水系统,都是安全系统。

5.单一故障(single failure)

导致某个(某些)设备不能执行其预定的安全功能的一起偶发事件。

6. 能动部件与非能动部件(active component and passive component,有源部件与无源部件,主动部件与被动部件)

能动部件:依靠触发、机械运动或动力源等外界因素而工作,因而能主动地影响系统工作过程的部件。例:泵、风机、继电器、晶体管。

非能动部件:此类部件内无运动部分,在执行其功能中仅承受压力、温度或流体流量的变化,此外,以不可逆的动作或变化为基础,其功能又极其可靠的某些部件也可以归人本类。例:热交换器、管道、容器、建筑物。

对于有些设备的归类是有争议的,例如:逆止阀、弹簧安全阀、爆破膜。解决办法:按可靠性分类做出规定。

7.能动故障与非能动故障

能动故障:能动部件发生故障,如:泵不能启动,电动闷不能到达所要求的位置。

非能动故障:边界泄漏或流道阻塞(但不能完全失去安全功能)。注意泄漏(1eakage)不等于破裂(break),规定30 min内泄漏率不超过200 L/min。

8.(事故的)短期阶段与长期阶段(short term and long term)

短期阶段:紧接着事故发生后的一段时间,在这段时间内核电厂系统实行自动保护动作,操作人员证实系统的响应;鉴定事故的类型及确定出随后长期阶段中应采取的措施。

长期阶段:在短期阶段之后的系统运行时间,在此阶段内要求系统发挥其安全功能,主要关心于限制放射性释放及把核电厂导向安全停堆工况,也许工作人员要进人安全壳,要对损坏设备进行检修(图3-4)。

在法国实践中短期阶段指事故发生后24 h以内.长期阶段指24 h以后。在美国实践中,短期阶段叉称注射阶段(injection phase),在这阶段中,安全注射从换料水箱取水,长期阶段又称再循环阶段(recirculation phase),在这阶段中,安全注射从安全壳再循环地坑取水。

日本核电事故分析报告

日本福岛核电站核事故分析报告近几天因日本福岛核电站多个反应堆因地震而出现运转故障,导致部分放射性物质泄漏蔓延,对日本本土和周边国家形成了较大的影响,就此从时间历程和技术分析2个方面对上述事件进行分析。 一事件回顾 1.1 地震事件 日本最新发生的地震简要信息如下: ·时间:北京时间3月11日13时46分 ·地点:日本东北部宫城县以东太平洋海域 ·震级:里氏9.0级震源深度:10公里 ·余震:11-13日共发生168次5级以上余震 ·伤亡:截至3月17日,已造成5429人遇难9594人失踪 ·核电站事故:日本福岛第一核电站的6个机组当中,1号至4号均发生氢气爆炸。5、 6 号机组正在进行定期维修。 ·火山喷发:新燃岳火山13日下午喷发。 因日本的抗震技术非常发达,日本人民的抗震经验丰富,因此单就地震而言,对日本的损伤是有限的,最不济危害也局限在日本一国,对周边国家和地区没有太大的影响。目前主要的问题纠结在福岛核电站的核泄漏问题上面。 1.2 福岛核电站核泄漏事故 1.2.1 电站简介[1] 福岛核电站(Fukushinia Nuclear Power Plant)位于北纬37度25分14秒,东经141度2分,地处日本福岛工业区。福岛核电站是目前世界世界最大的核电站,由福岛一站(daiichi)、福岛二站(daini)组成,共10台机组(一站6台,二站4台),均为沸水堆。 福岛一站1号机组于1967年9月动工,1970年11月并网,1971年3月投入商业运行,输出电功率净/毛值为439/460兆瓦,负荷因子为49.9%。2号~6号机组分别于1974年7月、1976年3月、1978年10月、1978年4月、1979年10月投入商业运行,输出总功率分别为784、784、784、784、1100兆瓦,负荷因子分别为52.8%、61.2%、72.1%、68.5%和69.7%。福岛二站4台机组的输出电功率净/毛值均为1067/1100兆瓦。二站1号机组于1975年11

核电基础知识

核电基础知识 核电技术发展:自1951年12月美国实验增殖堆1号(EBR-1)首次利用核能发电以来,世界核电至今已有50多年的发展历史。截止到2005年年底,全世界核电运行机组共有440多台,其发电量约占世界发电总量的16% 1、什么是核能 世界上一切物质都是由原子构成的,原子又是由原子核和它周围的电子构成的。轻原子核的融合和重原子核的分裂都能放出能量,分别称为核聚变能和核裂变能,简称核能。 本书内提到的核能是指核裂变能。前面提到核电厂的燃料是铀。铀是一种重金属元素,天然铀由三种同位素组成: 铀-235 含量0.71% 铀-238 含量99.28% 铀-234 含量0.0058% 铀-235是自然界存在的易于发生裂变的唯一核素。

当一个中子轰击铀-235原子核时,这个原子核能分裂成两个较轻的原子核,同时产生2到3个中子和射线,并放出能量。如果新产生的中子又打中另一个铀-235原子核,能引起新的裂变。在链式反应中,能量会源源不断地释放出来。 铀-235裂变放出多少能量呢?1千克铀-235全部裂变放出的能量相当于2700吨标准煤燃烧放出的能量。 2、核反应堆原理 反应堆是核电站的关键设计,链式裂变反应就在其中进行。反应堆种类很多,核电站中使用最多的是压水堆。 压水堆中首先要有核燃料。核燃料是把小指头大的烧结二氧化铀芯块,装到锆合金管中,将三百多根装有芯块的锆合金管组装在一起,成为燃料组件。大多数组件中都有一束控制棒,控制着链式反应的强度和反应的开始与终止。 压水堆以水作为冷却剂在主泵的推动下流过燃料组件,吸收

了核裂变产生的热能以后流出反应堆,进入蒸汽发生器,在那里把热量传给二次侧的水,使它们变成蒸汽送去发电,而主冷却剂本身的温度就降低了。从蒸汽发生器出来的主冷却剂再由主泵送回反应堆去加热。冷却剂的这一循环通道称为一回路,一回路高压由稳压器来维持和调节。 3、什么是核电站 火力发电站利用煤和石油发电,水力发电站利用水力发电,而核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型发电站核电站大体可分为两部分:一部分是利用核能生产蒸汽的核岛、包括反应堆装置和一回路系统;另一部分是利用蒸汽发电的常规岛,包括汽轮发电机系统。 核电站用的燃料是铀。铀是一种很重的金属。用铀制成的核燃料在一种叫“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能,再用处于高压力下的水把热能带出,在蒸汽发生器内产生蒸汽,蒸汽推动气轮机带着发电机一起旋转,电就源源不断地产生出来,并通过电网送到四面八方,这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理。 在发达国家,核电已有几十年的发展历史,核电已成为一种

核电站安全性分析报告

核电站安全性分析姓名:X X X 学号:0 9 X X X X X X 专业:核工程与核技术 学院:核工程与地球物理学院 指导老师:X X

2012 年06月10 日 核电站安全性分析 东华理工大学核工系XXX 摘要:能源是社会和经济发展的基础,是人类生活和生产的要素。随着社会的发展,能源的需求也在不断扩大。从能源的供应结构来看,目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气三大资源,这三种能源不仅利用率低,而且对生态环境造成严重污染。为了缓解能源矛盾,除了应积极开发太阳能、风能、潮汐能以及生物质能等再生资源外,核能是被公认的唯一实现的可大规模替代常规能源的即清洁又经济的现代能源。核能不仅单位能量大,而且资源丰富。地球蕴藏的铀矿和钍矿资源相当于有机燃料的几十倍。如果进一步实现控核聚变,并在海水中提取氚加以利用,就会从根本上解决能源供应矛盾。然而随着一系列的核事故的发生,核能的安全性再一步受到人们的质疑,本文简要回顾核电的发展,并对其安全性做了分析,指出核电是一种安全的能源。

关键词:能源核电安全 Nuclear power plant safety analysis East China University of Technology Nuclear Engineering XXX Abstract: Energy is the basis of the social and economic development, the elements of human life and production. With the social development, energy demand is also expanding. From the structure of energy supply, energy consumption in the world from the three resources of coal, oil, natural gas, three energy is not only a low utilization rate, and cause serious pollution to the ecological environment. In order to alleviate the energy contradictions, should actively develop solar, wind, tidal energy and biomass energy renewable resources, nuclear energy is recognized only can achieve large-scale alternative to conventional energy, clean and modern energy economy. Nuclear power units of energy, but also rich in natural resources. Global reserves of uranium and thorium mineral resources is equivalent to several times of the organic fuel. Further to achieve controlled nuclear fusion, and be used to extract tritium in seawater, will fundamentally solve the contradictions among the energy supply. However, with a series of nuclear accidents, the safety of nuclear energy and then step been questioned, briefly reviewed the development of nuclear power, and its

第三章 分析化学基础知识

第三章分析化学基础知识 废水水质分析法根据所使用的分析方法的原理和所选择的仪器类型而分为化学分析和仪器分析法两大类。化学分析法主要分为容量分析法和重量分析法两部分。 §3-1 容量分析法 容量分析法又叫滴定分析法,是用滴定的方式测定物质含量的方法。进行分析时,先将滴定剂配制成已知其准确浓度的溶液(标准溶液),然后用滴定管将该标准溶液滴加到被测物的溶液中,直到滴定剂与被测物质按化学计量关系定量反应为止。然后根据滴定剂的浓度和用量,计算被测物质的含量。 将滴定剂滴加到被测物质溶液中的操作过程称为“滴定”。当加入的标准溶液与被测物质正好按化学计量关系定量反应时,称为滴定的“化学计量点”亦称理论终点或等当点。 在滴定过程中,当指示剂颜色发生突变而终止滴定时,称为滴定终点。由于化学计量点是根据化学计量关系算得的理论值,而滴定终点是在滴定时根据指示剂颜色突变确定的,两者之间不一定完全相符合,二者之间的差值称为滴定误差。 滴定分析法主要用于常量组分的测定,操作简便,测定快速,准确度也较高,在一般情况下,相对误差约在土0.2%以内,因此滴定分析法具有重要的实用价值。 容量分析方法根据化学反应的类型不同,分为四大类:酸碱滴定法、氧化-还原滴定法、络合滴定法和沉淀滴定法。 一、酸碱滴定法 酸碱滴定法是以酸碱反应为基础的滴定分析方法,又叫中和法。利用酸碱滴定法可以滴定一些具有酸碱性质的物质,也可以测定一些能与酸碱起作用的物质。某些不具备有酸碱性的物质,当通过化学反应能产生酸或碱的,也有可能用酸碱滴定法进行测定。因此,在实际中酸碱滴定法应用较广泛。 pH = -lg[H+](严格说pH = -lg[a H+] 缓冲溶液pH的计算: 1.弱酸及其共轭碱

核电厂系统与设备知识点

核电厂系统与设备知识点 2020年前要新建核电站31座,今后每年平均需要建设两个百万千瓦级核电机组 我国发展核电的基本政策是:坚持集中领导,统一规划,并与全国能源和电力发展相衔接;核电政策:自主,国产化,与压水堆配套;引进的基础上,消化,改进,国产化。 在核电布局上优先考虑一次能源缺乏、经济实力较强的东南沿海地区。 坚持“质量第一,安全第一”,坚持“以我为主,中外合作” 我国确定发展压水堆 核岛:一回路系统及其辅助系统、安全设施及厂房。 常规岛:汽轮发电机组为核心的二回路及其辅助系统和厂房。 配套设施:除核岛、常规岛的其余部分。 压水堆核电厂将核能转变为电能是分四个环节,在四个主要设备中实现的: 1)核反应堆:将核能经转变为热能,并将热能传给反应堆冷却剂,是一回路压力边界的重要部件。 2)蒸汽发生器:将反应堆冷却剂的热量传递给二回路的水,使其变为蒸汽。在此只进行热量交换,不进行能量形态的转变; 3)汽轮机:将蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能; 4)发电机:将汽轮机传来的机械能转变为电能。 大亚湾核电厂共有348个系统 核电厂平面布置原则:a.区分脏净,脏区尽可能在下风口.满足工艺要求,便于设备运输,减少管线迂回纵横交叉.反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房设在同一基岩的基垫层上,防止因厂房承载或地震所产生的沉降差导致管线断裂.以反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房,主控制室应急柴油发电机厂房四周.双机组厂可采用对称布置,公用部分辅助厂房.

布置分区:核心区、三废区、供排水区、动力供应区、检修及仓库区、厂前区 核心区布置按反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置,有T型与L型布置:T型:汽轮机叶片旋转平面与安全壳不相交.占地大,单独汽机厂房。 L型:汽轮机叶片旋转平面与安全壳相交,须设置防止汽轮机飞车时汽轮机叶片对安全壳和冲击的屏障.占地少,两台以上机组可公用汽轮机厂房,仅用一台吊车。 我国采用T型布置。 安全分级的目的是正确选择用于设备设计、制造、检验的规范标准 安全功能: 1 安全停堆和维持安全停堆状态; 2 停堆后余热导出; 3 事故后防止放射性物质释放,以保证放射性物质释放不超过容许值。 确定某物项对于安全的重要性有:确定论方法;概率论方法。 安全分为四级1 安全一级:一回路承压边界所有部件;选用设备等级一级,质量A组。按照实际可能的最高标准设计、制造、安装和实验。 2 安全二级:余热去除、安注和安喷系统。 3 安全三级:辅助给水;设备冷却水;乏燃料池冷却系统;为安全系统提供支持的系统和设施。 4 安全四级:核岛中不属于安全三级以上的,但要求按照非和规范和标准中较高要求设计制造。 抗震分为一、二类和非抗震类():抗震一类指其损害会直接或间接造成事故的工况以及用来实施停堆或维持停堆状态的构筑物、系统和设备。 安全一、二、三级和和1E级电器设备属抗震一类。抗震一类要求满足安全停堆地震载荷要求 安全停堆地震是分析电厂所在区域地址和地震条件,分析当地地表下物质的特性的基础上所确定的可能发生的最大地震。安全停堆地震通常取当地历史

从福岛核电站事故分析看安全文化(最新版)

从福岛核电站事故分析看安全 文化(最新版) The core of safety culture is people-oriented, which requires the implementation of safety responsibilities in the specific work of all employees. ( 安全文化) 单位:_______________________ 部门:_______________________ 日期:_______________________ 本文档文字可以自由修改

从福岛核电站事故分析看安全文化(最新 版) 日本正遭遇二战以来最大的灾难,这次地震由于其史无前例的强烈震级和同时伴随的强次生灾害揪住了全球民众的心。这其中,福岛第一核电站事故1、2、3、4号机组所发生的事故,由于其可能对周边产生的恶劣影响和对人心理产生的恐慌,引起了越来越强烈的关注。根据诸多业内人士对核电站事故以及事故应急处理的分析,我们看到:福岛第一核电站事故看起来是天灾(地震引发海啸造成装置失效),但其实也有许多人为因素,也就是说,还是有人做了不应该做的事情,有人没做应该做的事情。 下面我结合专业人士eagle506的技术分析谈一谈这其中的

文化因素。 1、关于应急处置 2011年3月11日下午,地震发生,反应堆安全停堆,按理应该马上向堆芯补水,保证堆芯冷却防止超压,但地震摧毁了电网,厂外电源不可用,这时应该发动应急柴油机,但海啸来了,柴油机房被淹,不过核电厂还备有蓄电池,虽然容量较小,但是在事故后8小时内还是为压力容器的冷却做了一些贡献的。电池眼看就要耗尽,为了保住压力容器,必须要卸压,防止压力容器超压爆炸。而且操作员也确实是这样做的。 但是,12日早,日本首相菅直人要来视察。 如果卸压,环境中的放射性会升高,虽然菅直人是空中视察,但这对没有穿防护服的日本首相来说仍然不是什么好事,所以,根据日本某些论坛的说法(没有得到官方证实),卸压的事由于此次视察暂时中断。但余热不等人,安全壳内温度压力仍在上升。 菅直人走后,操作员开始继续释放压力容器内部的压力。此时压力容器内的温度约为550摄氏度,堆芯已经裸露并产生大

切尔诺贝利核电站爆炸事故分析

切尔诺贝利核电站爆炸事故分析 事故经过 1986年4月26日,切尔诺贝利核电站的4号反应堆发生爆炸,死16.7万人,损失120亿美元,是世界上最严重的核电站事故。 切尔诺贝利核电站建于基辅市以北130千米,4台机组,总装机400万千瓦,是原苏联最大核电站。1970年切尔诺贝利开始修建第一座核反应堆,但总工程师只有建设火电站的经验,整个设计由乌拉尔电力公司设计院进行。后来由莫斯科Zukh水电设计院接手该项目的设计,该设计院主要是水电设计。因为物质缺乏,几乎不太可能找到设计人员设计的某些特殊部件,因此设计者真好将就使用他们自己制造的部件。 1977年第一座反应堆投入运行,与原定计划推迟了两年。管理人员和操作工并不知道1 975年在列宁格勒与此相同的反应堆发生了熔化事故。对有关规定也进行了修改,因为它们对实际情况不适合,特别是经常移出比规定多的控制棒。操作工还发现当输出功率很低时反应堆极不稳定。 20世纪80年代初,另外两个反应堆投入运行。1982年第三座核反应堆活性区发生爆炸并将放射性物质释放到核电站区域,因为对这次事故保密,其他反应堆的操作人员并不知道此次事故的发生。这期间在整个前苏联的ЯBMK型反应堆还发生了几起类似的事故。1980年在Kursk发生的事故引起了原子能委员会的注意:因为停电导致无动力驱动控制棒和水泵,40秒后才启动备用电源,在此次事故中因:为冷却水的自然循环量较大才避免了严重破坏。 1983年末,估计切尔诺贝利4号反应堆关闭后透平机还能为反应堆水泵提供一定时间的应急电源,曾建议对该系统进行测试,但因为装置到1983年底前未获授权,因此对该系统的测试延期进行。在负责ЯBMK型反应堆的部长处还有其他的事故记录——设计的控制棒因为有裂纹当插入反应堆时引起输出功率剧烈波动,但在操作工的操作记录上没有记录。1984年3月27日,4号反应堆正式投入商业运行。 1985年报纸上出现了对核电站的批评,能源部命令总工程师替换易燃的遮蔽材料和电缆。但是因为无不易燃的材料供应,这项计划被搁置。高层管理人员的注意力集中在应付商业压力,而让总工程师负责装置的操作。 1986年4月,4号反应堆停车检修,并且安排了一系列的测试计划,包括应急电源延迟测试。但仍然不知道当透平的动量下降后是否能产生足够的电能驱动水泵达40秒。测试由装置的制造者进行,他们的测试计划与3号和4号反应堆的总工程师讨论了15分钟后即获同意,并没有征求安全检查员的意见,负责反应堆的总工程师也没有到场,正式的批准文件也没有征求核专家的意见。 13时反应堆的输出功率减为一半,两台发电机一台停车。14时对另一台发电机的测试准备就绪。为了避免被联锁,紧急反应堆活性区冷却系统断开。开始准备测试时,Kiev的电力调度员请求供电到23时。23时重新开始根据拟定的计划对透平机的作用进行测试。控制棒的自动控制系统被断开,输出功率降低,下降到30MW。到这一步就没有按照测试的标准规程进行(按标准规程应该放弃试验>,工程师就下一步如何进行没有形成统一的意见。继续移出控制棒,4月26日1时输出功率稳定在200MW,但这仍然低于推荐的最小功率水平,但是被认为可以继续进行测试。 1时过后,另一台冷却泵很快加入该系统,这就需要移出更多的控制棒。大量的水进入反应堆引起蒸汽压力降低。为了避免因为蒸汽压力低导致反应堆关闭,操作人员切断了联锁信号。1时22分,实验刚刚开始,计算机打印结果表明反应性只有最小保留值的一半。1时23分透平发电机的紧急调节阀门关闭,透平机无蒸汽,计算机显示反应器功率急剧上升,

核工业基本知识复习题

核工业基本知识复习题 是非题 一、核能基础知识 1.核能是一种可持续发展的能源,通过几十年经验总结证明,核能是安全、 (+)经济、干净的能源。 2.核能是一种可持续发展的能源,其优越性是干净、经济、负荷因子高和功 (+)率调节能力强。 3.核电站具有安全、经济、负荷因子高和污染少等优点。(+ ) 4.我国目前投入商业运行的核电站都是轻水堆型。(-) 5.核能是原子核内部的化学反应释放出来的能量。(—) 6.核能是由质量转换出来的,符合爱因斯坦的著名公式E=mc2。(+) 7.核电是释放核子内部能量来发电的,目前释放核子能的方法是裂变。(+) 8.我国当前核电站的主要堆型是轻水压水堆。(+) 9.我国压水堆核电站中所使用的冷却剂和载热剂也是降低裂变的中子能量 (+)的慢化剂。 10.核电站的类型是由核反应堆堆型确定的,目前世界上的核电站堆型仅有轻 (—)水堆、重水堆。 11.核岛是发生核裂变并将核能变为热能的场所。(+) 12.核电站的常规岛就是常规的火电站。(—) 13.核电站主要由核岛、常规岛和辅助设施组成。(+) 14.核电站按冷却剂分类有水堆、气堆、液态金属堆和熔盐堆。(+) (+)15.核电安全的三道安全屏障指的是核燃料元件包壳、一回路压力边界和安全 壳。 16.秦山一期核电站反应堆是用轻水作为慢化剂和冷却剂的。(+) 17.铀-235链式裂变反应是核能发电的物理基础。(+) 18.秦山三期核电站反应堆是用重水作为慢化剂,轻水作为冷却剂的。(—) 19.全世界当前拥有的核电站数量已超过400座。(+) 20.当前核电站单机容量最大的核电站是重水堆核电站。(—) 21.目前大部分压水堆核电站的燃料棒包壳由锆合金管制成。(+) 22.压水堆核电站中的蒸汽发生器其主要作用是将一回路高温高压的水转变(+)

核电厂安全分析

Regulatory Document RD–310 Safety Analysis for Nuclear Power Plants February 2008

CNSC REGULATORY DOCUMENTS The Canadian Nuclear Safety Commission (CNSC) develops regulatory documents under the authority of paragraphs 9(b) and 21(1)(e) of the Nuclear Safety and Control Act (NSCA). Regulatory documents provide clarifications and additional details to the requirements set out in the NSCA and the regulations made under the NSCA, and are an integral part of the regulatory framework for nuclear activities in Canada. Each regulatory document aims at disseminating objective regulatory information to stakeholders, including licensees, applicants, public interest groups and the public on a particular topic to promote consistency in the interpretation and implementation of regulatory requirements. A CNSC regulatory document, or any part thereof, becomes a legal requirement when it is referenced in a licence or any other legally enforceable instrument.

第三章 核电厂事故分析基本知识

第3章核电厂事故分析的基本知识 3.1 核电厂事故分析的作用 事故分析是研究核电厂可能发生事故的种类及发生频率,确定事故发生后系统的响应及预计事故的进程,评价各种安全设施及安全屏障的有效性,研究各项因素及操纵员干预对事故进程的影响,估计事故情况下核电厂的放射性释放量及计算工作人员与居民所受的辐射剂量。 在核电厂设计过程中,事故分析用于选取停堆保护信号,确定停堆参数整定值和停堆延迟时间,确定缓解事故的专设安全设施的参数。 对于设计基准事件的分析是核电厂安全分析报告中必要的一章。分析的目的在于表明该核电厂设计足以控制这些事件的后果,使工作人员、公众和环境不至于受到不适当的放射性风险。 通过严重事故分析,可以找到核电厂的薄弱环节,有助于提高核电厂的安全性。严重事故分析,还可作为制定应急计划的依据。 3.2核电厂事故分析的方法 事故分析采用确定论及概率论方法,这两种方法相辅相成。设计基准事件的分析,以确定论方法为主;严重事故的分析,两种方法并用,侧重于概率论方法。 3.2.1确定论安全分析 从系统及部件失效和损坏,或人员失误的角度,假定事故确定地发生,按照分析问题的要求,选用保守或现实模型以及一系列规则和假设,分析计算整个核电厂系统的响应,直至得到该事故的放射性后果。 保守模型 又称评价模型。在分析中采用的初始条件及各项参数,均须从不利方面加上不确定性。要选用保守的各种关系式及标准,此外还必须考虑四项基本假设。保守模型一般用于核电厂安全审批过程,在该模型中考虑了最不利的情况,得出的是事故后果的极限值,给核电厂留有相当大的安全裕度。其缺点是分析所得的事故过程,有时与真实情况相差较远,使工作人员不能了解过程的实际变化。 现实模型 又称最佳估算模型。在分析中采用核电厂的运行参数或参数的平均值,尽量选用接近真实情况的关系式及标准,不考虑不合实际的保守假设。因而所得结果能接近真实情况。现实模型经常用于核电厂操作规程的制定和严重事故分析。作为一种尝试,目前正在研究使用现实模型分析,在其结果上加上适当裕度,作为代替保守模型或平行于保守模型的一种方法。 在用确定论方法进行事故分析中,所涉及的事故分析程序大致可分成以下六种。 (1)系统分析程序 可以模拟核电厂的一、二回路系统以及稳压器、蒸汽发生器、泵、阀门、燃料元件等设备。具有能计及各种反应性反馈的点堆或一维中子动力学模型,一般在流体力学上是一维的,有些程序堆芯是三维的,程序的规模大,一般有数万至20余万行。总体上分析核电厂在失水事故及各种瞬变过程中系统的响应,是事故分析中最主要的程序,如RETRAN,RELAP5,TRAC等。 (2)堆芯分析程序 或可称之为子通道分析程序,它以系统程序计算的结果作为边界条件,考虑堆芯内各处

核电厂安全知识点参考文本

核电厂安全知识点参考文 本 In The Actual Work Production Management, In Order To Ensure The Smooth Progress Of The Process, And Consider The Relationship Between Each Link, The Specific Requirements Of Each Link To Achieve Risk Control And Planning 某某管理中心 XX年XX月

核电厂安全知识点参考文本 使用指引:此安全管理资料应用在实际工作生产管理中为了保障过程顺利推进,同时考虑各个环节之间的关系,每个环节实现的具体要求而进行的风险控制与规划,并将危害降低到最小,文档经过下载可进行自定义修改,请根据实际需求进行调整与使用。 核电厂潜在的危险性:1)核电厂存在大量的放射性物 质2 反应堆停闭后会长时间释放衰变热3)反应堆存在大量 的高温高压水4)反应堆功率可能迅速升高。 核安全文化的定义:安全文化是在于单位和个人中的 种种特性和态度的总和,他建立在一种超出一切之上的观 念,即核电厂的安全问题由于他的重要性得到应有的重 视。 特性:安全文化的有形导出、安全文化主动精神。 实质:在电厂内建立一整套科学严密的规章制度和组 织体系,在核电厂内营造人人自觉关注安全的氛围,通过 培训,提高员工的知识技能,培养员工尊章守纪的自觉性 和良好的工作习惯,从而提高人员绩效和核电厂的安全性

能。 人品特性:质疑的工作态度、严谨的工作方法、相互交流的工作习惯。 自我检查是一种极高人员绩效的工具,常用方 法:STAR”stop停止、think思考、act行动、review检查。 监护:指两名操作人员同时检查将要进行的操作的正确性。 安全文化评价的方法:人员访谈、行为观察、文件查阅。 我国核安全法规体系分为:国家法律、国务院行政法规、部门规章、指导性文件、参考性文件。 核电安全许可证:核电厂厂址安全审查安全批准书、核电厂建造许可证、核电厂首次装料批准书、核电厂运行许可证、核电厂退役批准书、操作员执照、高级操作员执

知识表示及其在机械工程设计中的应用探讨

知识表示及其在机械工程设计中的应用探讨 摘要:经济全球化下的经济竞争是激烈的,要在激烈的竞争环境中继续生存和 发展,就必须找到经济发展的方向,机械工程设计中运用创新思维可以助推经济 发展。毋庸置疑,我国的机械工程设计在实践中取得了进步,但是在发展的过程 中还存在不少问题,所以,要对机械工程设计进行分析,找到促进机械工程设计 发展的方法,在机械工程设计中融入创新思维会使机械工程设计取得大的发展, 并为我国的经济发展提供新动能。鉴于此,本文对知识表示及其在机械工程设计 中的应用进行分析,以供参考。 关键词:机械工程;设计;应用 引言 机械和电子工程是我国和各行业发展的动力,现在,机械和电子工程的EDA 技术使机械和电子工程的设计更加方便和简单,而准自动化的特点使设计人员的 工作更加繁重,从而提高了设计效率。EDA技术主要在设计过程中发挥四大作用,不仅可以优化设计解决方案,还可以提高电子产品的质量和生产力,促进机械工 业的发展。 1机械工程及自动化的概念 机械工程的自动化从广义上讲提高了产品的质量和生产率,同时释放了大量 的劳动力,而机器则不是人工劳动。从狭义上讲,机械工程设计结合了生物化学、水电、计算机等先进科技,利用原装置或部分自然资源减少工作负荷,简化工艺,具有机电一体化、智能化、网络化、小型化等多种优点。 2机械工程设计及其自动化的特点 机械设计比传统机械设计更安全、更节能、更环保、更节能。传统上,机器 故障不仅会造成停机,而且会损失时间和资源,机器维修也会带来一定的安全风险,安全无法工作。机械工程设计产品能够更有效、更自动地分析和处理生产中 出现的问题,实现与智能应用程序的自主集成,同时采取有效的安全措施,有效 地降低安全事件发生的可能性,并提高故障分析的生产率。技术集成也是机械工 程设计的主要特点。它满足了所有行业的需要,并广泛应用于所有行业。 3电子工程设计过程中存在的问题 3.1对成果缺乏一定的保护 目前,机械电子技术产品市场上有许多不合格的伪造产品,原因一方面是我 国对知识产权和专利了解不够,尚未建立起法律制度,另一方面是机械电子技术 工程师不熟悉相关的法律知识,缺乏强烈的法律意识,即使面临专利被盗,也不 寻求法律补救办法,这严重损害了我国机械电子技术研究人员的利益,机械电子 技术创新产品的商业价值下降,最终导致整个行业的创新动力减弱,从而使该行 业永远无法发展。 3.2对发展缺乏系统的规划 首先,工程和电子专业很多,每个专业都有自己的体系和知识理论,因此, 每个专业都是孤立发展的,没有很大的联系,因此,工程发展没有总体计划,每 个专业都根据自己的情况发展,相关的数据信息不能有效地整合起来,这不利于 一个行业和领域的长期发展,而且过于分散和孤立的发展会导致各专业之间的联 系被疏远,也不能共同进步。 3.3设计人员缺乏理论知识 机械和电子工程设计是一个非常复杂的项目,需要考虑设计项目的实际特点

核电厂安全知识点

核电厂潜在的危险性:1)核电厂存在大量的放射性物质2 反应堆停闭后会长时间释放衰变热3)反应堆存在大量的高温高压水4)反应堆功率可能迅速升高。 核安全文化的定义:安全文化是在于单位和个人中的种种特性和态度的总和,他建立在一种超出一切之上的观念,即核电厂的安全问题由于他的重要性得到应有的重视。 特性:安全文化的有形导出、安全文化主动精神。 实质:在电厂内建立一整套科学严密的规章制度和组织体系,在核电厂内营造人人自觉关注安全的氛围,通过培训,提高员工的知识技能,培养员工尊章守纪的自觉性和良好的工作习惯,从而提高人员绩效和核电厂的安全性能。 人品特性:质疑的工作态度、严谨的工作方法、相互交流的工作习惯。 自我检查是一种极高人员绩效的工具,常用方法:STAR”stop停止、think思考、act行动、review 检查。 监护:指两名操作人员同时检查将要进行的操作的正确性。 安全文化评价的方法:人员访谈、行为观察、文件查阅。 我国核安全法规体系分为:国家法律、国务院行政法规、部门规章、指导性文件、参考性文件。 核电安全许可证:核电厂厂址安全审查安全批准书、核电厂建造许可证、核电厂首次装料批准书、核电厂运行许可证、核电厂退役批准书、操作员执照、高级操作员执照。 核电厂环境影响报告书指许可证申请者向环境保护部提交的环境影响评价文件。 核安全报告分为定期报告、不定期报告、和事故报告。 核事故应急管理的方针:常备不懈、积极兼容、统一指挥、大力协同、保护公众保护环境。应急计划是针对应急响应行动制定的文件,是其他应急文件的基础。 应急计划区:为了在核事故发生时能够及时、有效的采取保护公众的防护行动,事先在核电厂周围划出制定应急计划并做好适当准备的区域。 应急状态分级:应急待命、厂房应急、厂区应急、场外应急。 通用应急水平即又防护行动客避免的剂量。。。。隐蔽10 撤离50 典防护100 临时性避迁(第一个月30 第二个月10)(mSv)永久性在居住寿期内1Sv 核电安全的总目标是建立在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御,以保护人民和环境免受危害。用防护目标、核电技术安全目标、核电安全目标的目标的数量指标做补充。核动力厂设计的纵深防御的五个层次:1)高质量的设计、施工及运行,使偏离正常运行状态的情况很少发生、2)设置停堆保护系统和相应的支持系统,防止运行中出现的偏差发展成为事故3)设置专设安全设施,限制设计基准设计的后果,防止发生堆芯融化的严重事故4)利用特殊设计设施,进行事故管理5)场外应急设施和措施。 轻水堆核电厂普遍采用的四道实体屏障:芯块、燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界和安全壳及安全壳系统 概率安全分析:把整个系统的失效概率通过结果的逻辑推理与他各个层次的子系统、部件及外界条件等的失效概率联系起来,从而找出各种事故发生的概率。 概率论的分析方法:1)事件树分析:建立事件树即进行功能模化,继始发事件后,把各项与安全相关的功能按失效与否逐级开展,就能得到一系列后果不同的事件序列。2)故障树分析:把系统的失效作为分析的目标,由此反推,寻找直接导致这一失效的全部因素。直至毋需再研究其发生的因素为止。 电厂的概率安全分析通常是在三个级别上进行的。一级概率安全分析确定可导致堆芯损坏的事件序列及这些序列的估算频率,可对上述弱点及防止堆芯损坏的的方法提供重要见解。二

从福岛核电站事故分析看安全文化

从福岛核电站事故分析看安全文化 日本正遭遇二战以来最大的灾难,这次地震由于其史无前例的强烈震级和同时伴随的强次生灾害揪住了全球民众的心。这其中,福岛第一核电站事故1、2、3、4号机组所发生的事故,由于其可能对周边产生的恶劣影响和对人心理产生的恐慌,引起了越来越强烈的关注。根据诸多业内人士对核电站事故以及事故应急处理的分析,我们看到:福岛第一核电站事故看起来是天灾(地震引发海啸造成装置失效),但其实也有许多人为因素,也就是说,还是有人做了不应该做的事情,有人没做应该做的事情。 下面我结合专业人士eagle506的技术分析谈一谈这其中的文化因素。 1、关于应急处置 2011年3月11日下午,地震发生,反应堆安全停堆,按理应该马上向堆芯补水,保证堆芯冷却防止超压,但地震摧毁了电网,厂外电源不可用,这时应该发动应急柴油机,但海啸来了,柴油机房被淹,不过核电厂还备有蓄电池,虽然容量较小,但是在事故后8小时内还是为压力容器的冷却做了一些贡献的。电池眼看就要耗尽,为了保住压力容器,必须要卸压,防止压力容器超压爆炸。而且操作员也确实是这样做的。 但是,12日早,日本首相菅直人要来视察。 如果卸压,环境中的放射性会升高,虽然菅直人是空中视察,但这对没有穿防护服的日本首相来说仍然不是什么好事,所以,根据日本某

些论坛的说法(没有得到官方证实),卸压的事由于此次视察暂时中断。但余热不等人,安全壳内温度压力仍在上升。 菅直人走后,操作员开始继续释放压力容器内部的压力。此时压力容器内的温度约为550 摄氏度,堆芯已经裸露并产生大量氢气。所以,含有氢气的蒸汽,通过卸压水箱简单的降温和过滤就被排放到厂房大气中。 下午三点左右,随着一声巨响,反应堆厂房顶盖被爆炸完全摧毁,只剩下钢结构。。。 这是很典型的一个例子。起初是低估了事故的后果,后来关键时刻,没有恪守安全第一的原则,由于首相的视察中断了正在进行的卸压操作,最终导致了反应堆厂房爆炸。如果时光可以倒流,我们知道,应该本着“以人为本,安全第一”的原则,作最坏的打算,做最周全的准备,而在应急处置的关键时刻,应该拒绝首相的视察,全力以赴投入到抢险工作中。但是很遗憾,时光不能重来。 2、关于采取何种措施的问题 在整个过程中,操作员一直在采取比较保守的冷却方式。虽然有机会,但是直到爆炸发生也没有向堆芯内注入硼水,而是用清水代替。一方面是不希望反应堆就此报废,一方面是对反应堆的承受能力抱有侥幸心理。客观的说,操作人员在最大限度的保护反应堆,但是没有在最大限度上保护公众的安全。 我们知道:安全文化最核心的理念就是“以人为本,安全第一”、“安全

核电厂安全知识点(通用版)

核电厂安全知识点(通用版) Safety management refers to ensuring the smooth and effective progress of social and economic activities and production on the premise of ensuring social and personal safety. ( 安全管理) 单位:_______________________ 部门:_______________________ 日期:_______________________ 本文档文字可以自由修改

核电厂安全知识点(通用版) 核电厂潜在的危险性:1)核电厂存在大量的放射性物质2反应堆停闭后会长时间释放衰变热3)反应堆存在大量的高温高压水4)反应堆功率可能迅速升高。 核安全文化的定义:安全文化是在于单位和个人中的种种特性和态度的总和,他建立在一种超出一切之上的观念,即核电厂的安全问题由于他的重要性得到应有的重视。 特性:安全文化的有形导出、安全文化主动精神。 实质:在电厂内建立一整套科学严密的规章制度和组织体系,在核电厂内营造人人自觉关注安全的氛围,通过培训,提高员工的知识技能,培养员工尊章守纪的自觉性和良好的工作习

惯,从而提高人员绩效和核电厂的安全性能。 人品特性:质疑的工作态度、严谨的工作方法、相互交流的工作习惯。 自我检查是一种极高人员绩效的工具,常用方法:STAR”stop停止、think思考、act行动、review检查。 监护:指两名操作人员同时检查将要进行的操作的正确性。 安全文化评价的方法:人员访谈、行为观察、文件查阅。 我国核安全法规体系分为:国家法律、国务院行政法规、部门规章、指导性文件、参考性文件。 核电安全许可证:核电厂厂址安全审查安全批准书、核电厂建造许可证、核电厂首次装料批准书、核电厂运行许可证、核电厂退役批准书、操作员执照、高级操作员执照。 核电厂环境影响报告书指许可证申请者向环境保护部提交的环境影响评价文件。 核安全报告分为定期报告、不定期报告、和事故报告。 核事故应急管理的方针:常备不懈、积极兼容、统一指挥、

三代核电厂提升严重事故应对能力安全技术研发及应用-华南理工大学

附件4: 2018年度广东省科学技术奖公示表 项目名称三代核电厂提升严重事故应对能力安全技术研发及应用 主要完成单位中山大学 中广核研究院有限公司中广核工程有限公司华南理工大学 主要完成人(职称、完成单位、工作单位)1. 陈鹏(高级工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司) 2. 张小英(教授、中山大学、中山大学) 3. 展德奎(高级工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司) 4. 刘东杰(高级工程师、中广核工程有限公司、中广核工程有限公司) 5. 杨方青(工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司) 6. 张雷(工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司) 7. 梁峻铭(工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司) 8. 李华(实验师、华南理工大学、华南理工大学) 9. 王春发(工程师、中广核工程有限公司、中广核工程有限公司) 10. 王彪(教授、中山大学、中山大学) 11.林继铭(高级工程师,中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司) 12.张会勇(高级工程师,中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司) 13.冉小兵(研究员级高级工程师,中广核工程有限公司、中广核工程有限公司) 14.杨志飞(高级工程师,中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司)15.段承杰(高级工程师,中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司) 项目简介 项目面向自主三代核电厂严重事故应对能力安全技术提升,成功提出了一回路系统分析内耦合高精度和高稳定性的安全分析程序,三维堆芯熔化进程模拟程序;形成自主化的三代压水堆堆芯熔融物冷却滞留系统,形成完整的核电厂金属保温层工程设计、制造、施工工艺体系以及严重事故诊断响应支持系统,对于自主三代核电堆型“华龙一号”安全水平提升具有重大意义。主要技术创新包括: 1.提出了自主第三代大型压水堆堆芯与蒸汽发生器的直接耦合分析理论和高精度快速求解算法,实现全范围瞬态工况下反应堆一回路的热工水力分析。开发了三维堆芯熔化精细化模拟程序。 2.建设了三维IVR整体试验装置,攻克加热、密封等试验难题,获取国际首套1:5

日本福岛核泄漏事故经过以及对中国的影响

日本福岛核泄漏事故经过以及对中国的影响 2011年3月11日13时46分,日本近海发生9.0级地震,随之导致的海啸和核泄漏危机使这个国家陷入了前所未有的灾难之中。地震海啸纯属天灾无法避免,然而核泄漏危机却可以说是真正的人祸。 福岛第一核电站位于福岛工业区,同在该工业区内的有福岛第二核电站。两个核电站统称为福岛核电站。第一核电站共有6个反应堆,第二核电站拥有4个反应堆。经受地震及海啸袭击后,第一核电站6个反应堆均出现程度不等的异常情况。 核泄漏原因之一:技术缺陷、设备老化、选址不科学等因素是此次日本核泄漏事故不断发酵的原因。 福岛第一核电厂1号反应炉1971年开始运转,运行时间将近40年,严重老化。据悉,日本很多核电设备不少已是“超期服役”,使用寿命接近或超过25至30年的最长年限。据日本媒体报道,今年2月7日,东京电力公司完成了对于福岛第一核电站1号机组的分析报告,报告称机组已经服役40年,出现了一系列老化迹象,包括反应堆压力容器的中性子脆化、热交换区气体废弃物处理系统出现腐蚀等。抗震标准老化也为事故埋下了隐患。日本早期核电站设计抗震标准为里氏6.5级。2006年日本修改了核电站抗震标准,将这一标准提高到抗震能力最大为里氏7.0级。但目前日本国内55座核电站中,只有静冈县的滨冈核电站达到了最新抗震标准。据东京电力公司文件显示,对第一和第二核电站的地震测试假设,最高只有7.9级,换言之,该核电站的安全设计水平,远未达到抵御9级地震的标准。 11日下午,日本东北部海域发生9级强震,并引发强烈海啸,当天日本电力公司宣布,其在日本北部女川町工厂的三座核反应堆自动关闭。然而,几天后相继传来核电站爆炸和反应堆受损的消息。部分专家通过媒体上描绘的各个节点的场景为记者勾勒出福岛核电站核泄漏的大致过程: 由于核裂变的链式反应在地震之初就已自动停止,所以在核反应堆内的燃料棒不会发生像原子弹那样的核爆炸。所谓堆芯熔化,是指核反应堆温度上升过高,造成燃料棒熔化并发生破损事故。失去冷却水后,堆芯水位下降,燃料棒露出水面,燃料中的放射性物质产生的热量无法去除,随后温度持续上升会导致这种情况。 据日本媒体报道,操作人员尝试打开阀门,释放反应堆容器内的蒸气以让反应堆内的压力下降,爆炸声响起,厂房轰然倒塌。有专家分析,反应堆堆芯附近蒸汽外泄后产生的氢气和周围空气中的氧气发生反应引发爆炸,这场爆炸有可能导致护罩安全壳局部受损,从而导致铀燃料能够对外放射。无法有效对堆芯降温正是这次事故的关键所在。由于发电机在地震中遭到损毁,冷却水循

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