核反應(yīng)堆安全分析概念復(fù)習(xí)-資料下載頁
2025-06-10 01:02本頁面
【正文】 卻4個階段：1 環(huán)路自然循環(huán)維持階段2 環(huán)路水封存在階段3環(huán)路水封清除階段4長期堆芯冷卻結(jié)果：? 一回路失冷，可能使堆芯裸露，燃料損壞；? 若冷卻劑壓力下降不足以使蓄壓、低壓安注啟動，可能在高壓階段造成嚴(yán)重的燃料損壞；? 若冷卻劑泄漏進(jìn)入安全殼，將伴隨放射性物質(zhì)的釋放，以及安全殼升溫和超壓。SGTR事故和小破口失水事故的主要差別有哪些？1 從一回路裝量減少的立場來看，SGTR的嚴(yán)重性完全可以用SBLOCA來包絡(luò)。2從放射性釋放和操縱員干預(yù)的立場上來看，則SGTR與SBLOCA完全不同，主要表現(xiàn)在： SBLOCA僅失去一回路壓力邊界完整性，放射性釋放被包在安全殼內(nèi)；而SGTR意味著同時(shí)失去一回路壓力邊界的完整性和安全殼的完整性，放射性物質(zhì)旁通安全殼而直接釋放到環(huán)境，因而是一種放射性釋放較為嚴(yán)重的事故； SBLOCA在30min內(nèi)不要求操縱員干預(yù)，而SGTR事故則要求操縱員必須盡快干預(yù)。未緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)(ATWS): ，沒有緊急停堆或機(jī)組跳閘的預(yù)期瞬態(tài)。在這些瞬態(tài)中，雖然一回路或二回路參數(shù)超過了保護(hù)定值，但控制棒組件未插入堆芯。原因:1. 相關(guān)預(yù)期瞬態(tài)/II類工況隨機(jī)發(fā)生 2. 緊急停堆系統(tǒng)同時(shí)發(fā)生故障設(shè)施：輔助給水系統(tǒng)、穩(wěn)壓器卸壓閥、蒸發(fā)器安全閥 余熱排出系統(tǒng)、蒸汽旁路系統(tǒng)……后果：一回路失熱阱且緩解滯后，升溫、超壓……完全失去外電源設(shè)施：輔助給水系統(tǒng)、穩(wěn)壓器卸壓閥、蒸發(fā)器安全閥 余熱排出系統(tǒng)、蒸汽旁路系統(tǒng)……后果：一回路失熱阱且緩解滯后，升溫、超壓……（比完全失去正常給水更嚴(yán)重）穩(wěn)壓器卸壓閥意外打開設(shè)施：安注系統(tǒng) 安噴系統(tǒng)、輔助給水系統(tǒng)、余熱排出系統(tǒng)、蒸汽旁路系統(tǒng)……后果：一回路失冷卻劑且緩解滯后，DNB…第五章 核電廠嚴(yán)重事故核電廠嚴(yán)重事故是指核反應(yīng)堆堆芯大面積燃料包殼失效，威脅或破壞核電廠壓力容器或安全殼的完整性，并可能引發(fā)放射性物質(zhì)泄漏的一系列過程。嚴(yán)重事故可分為兩大類：堆芯熔化事故和堆芯解體事故。堆芯熔化事故是由于堆芯冷卻不充分，引起堆芯裸露、升溫、直至堆芯熔化的過程。其發(fā)展較為緩慢，時(shí)間尺度為小時(shí)量級；三哩島事故屬此類。堆芯解體事故是由于快速引入巨大的正反應(yīng)性，引起功率陡增和燃料碎裂的過程，其發(fā)展非常迅速，時(shí)間尺度為秒量級。切爾諾貝利事故屬此類。堆芯熔化可以分為高壓熔堆和低壓熔堆。低壓熔堆：以一回路冷卻劑喪失為特征，若應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)失效，由于冷卻劑不斷喪失，造成元件裸露升溫，鋯包殼與水蒸汽發(fā)生化學(xué)反應(yīng)放出熱量與氫氣堆芯水量進(jìn)一步減少后，堆芯開始自上而下地熔化，直至將壓力容器下封頭熔穿，熔融物隨后與安全殼底板混凝土相互作用，釋出COCO、H2 等不凝氣體，從而造成安全殼晚期超壓失效或底板熔穿與低壓熔堆過程相比，高壓熔堆過程有如下特點(diǎn)：1. 高壓堆芯熔化過程進(jìn)展相對較慢，約為小時(shí)兩級，因而有比較充裕的干預(yù)時(shí)間；2. 燃料損傷過程是隨堆芯水位緩慢下降而逐步發(fā)展的，對于裂變產(chǎn)物的釋放而言，高壓過程是“濕環(huán)境”，氣溶膠離開壓力容器前有比較明顯的水洗效果；3. 壓力容器下封頭失效時(shí)刻的壓力差，使高壓過程后堆芯熔融物的分布范圍比低壓過程的更大，并有可能造成安全殼內(nèi)大氣的直接加熱(DCH)。因而，高壓熔堆過程具有更大的潛在威脅。下封頭損壞模式：噴射沖擊，下封頭貫穿件阻塞和損壞，下封頭貫穿件的噴出物，蠕變斷裂導(dǎo)致安全殼早期失效的主要原因：安全殼大氣直接加熱(DCH)； 氫氣燃燒；蒸汽爆炸 ；安全殼隔離失安全殼晚期失效主要原因：晚期可燃?xì)怏w燃燒；安全殼緩慢超壓；地基熔穿(堆芯熔融物與混凝土作用)。第7章 概率安全評價(jià)法概率風(fēng)險(xiǎn)評價(jià)方法是一種以概率論為基礎(chǔ)的系統(tǒng)分析方法，是核電站兩種安全分析的方法之一。它善于分析各種因素之間的關(guān)聯(lián)和相互作用，可以定量評估核電站的安全性，找出核電站設(shè)計(jì)、建造和運(yùn)行中的薄弱環(huán)節(jié)，提出核電站安全運(yùn)行的改進(jìn)建議。兩種評價(jià)方法的比較確定論方法：核電站安全分析的傳統(tǒng)方法。以一假想的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故為基礎(chǔ)，將此事故看作最大可信的、最嚴(yán)重的事故。如所設(shè)置的安全設(shè)施在滿足單一故障準(zhǔn)則條件下能夠?qū)Ω洞耸鹿?，則必定能滿足其它事故的要求。概率風(fēng)險(xiǎn)分析方法：認(rèn)為一切事故均屬于隨機(jī)事件，不存在“可信”和“不可信”的截然界限，只有發(fā)生概率的大小之別?！帮L(fēng)險(xiǎn)：風(fēng)險(xiǎn)定義加入非線性：事件樹最上層按順序列出可能影響事故進(jìn)程的一系列事件，也稱為事件樹題頭故障樹是事件之間的一種邏輯關(guān)系圖。它表示部件、系統(tǒng)和人為失誤等事件引起不希望發(fā)生事件的邏輯關(guān)系。
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