【正文】 性； （ 8）核實(shí)是否符合概率目標(biāo)（如果已有的話）。 2023/1/22 87 二 驗(yàn)收準(zhǔn)則 我國(guó)還沒有法規(guī)文件規(guī)定各類工況的驗(yàn)收準(zhǔn)則，事故分析現(xiàn)在采用的是美國(guó)與法國(guó)通常應(yīng)用的準(zhǔn)則。 1．對(duì)于工況 Ⅱ 事件 （ 1）燃料元件不燒毀，對(duì)于這一條易于執(zhí)行和稍嚴(yán)的準(zhǔn)則稱為不發(fā)生偏離泡核沸騰準(zhǔn)則（ DNB），或是最小偏離泡核沸騰比（DNBR）在雙 95%偏離泡核沸騰準(zhǔn)則規(guī)定的限值以上。 （ 2）一回路壓力小于 110%設(shè)計(jì)值。 （ 3）放射性后果按正常排放允許值控制。 2023/1/22 88 2．對(duì)于工況 Ⅲ 及工況 Ⅳ 事件 （ 1）燃料元件保持可冷卻狀態(tài)，通用的判斷標(biāo)準(zhǔn)為長(zhǎng)時(shí)間高溫（燃料包殼峰值溫度） PCT＜ 1204℃ （ 2200?F），短時(shí)間高溫 PCT＜1482℃ （ 2700?F）。 （ 2）一回路壓力小于 120%設(shè)計(jì)值。 （ 3）放射性后果以廠區(qū)邊界（ 2?h）及低人口區(qū)邊界（ 8?h）劑量計(jì)算。按美國(guó)標(biāo)準(zhǔn)，甲狀腺劑量 3000?mSv，全身劑量 250?mSv。并按事故預(yù)期的頻率大小取此標(biāo)準(zhǔn)的 100%、 25%及 10%。按法國(guó)標(biāo)準(zhǔn)，工況Ⅳ 事件，甲狀腺劑量 450?mSv，全身劑量 150?mSv；工況 Ⅲ 事件，甲狀腺劑量 15?mSv，全身劑量 5?mSv。應(yīng)該指出，放射性后果分析的不確定性很大，劑量標(biāo)準(zhǔn)應(yīng)與分析方法結(jié)合在一起考慮。 2023/1/22 89 四、事故分析的基本假設(shè) 1. 初始條件及各項(xiàng)參數(shù) 事故分析采用的初始條件及各項(xiàng)參數(shù)均取保守值，即取值對(duì)后果會(huì)產(chǎn)生不利的影響。但究竟取正不確定性還是取負(fù)不確定性，常常需要經(jīng)過仔細(xì)考慮，甚至必須經(jīng)過敏感性分析才能確定。為決定如何取保守值，有三個(gè)方面是必須慮及的： ①所分析的事故的過程特征； ②事故分析所針對(duì)哪一項(xiàng)驗(yàn)收準(zhǔn)則； ③在事故分析中，采用的是哪一種停堆信號(hào)。 2023/1/22 90 2. （ 1）假設(shè)失去廠外電源 規(guī)定必須考慮此項(xiàng)假設(shè)，應(yīng)選擇有、無或某一時(shí)刻失去廠外電源三種情況中產(chǎn)生最不利后果的那一種。此項(xiàng)假設(shè)適用于分析 Ⅱ 、 Ⅲ 、 Ⅳ 類工況。 （ 2）假設(shè)最大價(jià)值的一組控制棒卡在全抽出位置（卡棒假設(shè)） 規(guī)定必須考慮此項(xiàng)假設(shè)，適用于分析 Ⅱ 、 Ⅲ 、 Ⅳ 類工況。實(shí)際上，在 （ 3）僅考慮安全級(jí)設(shè)備的緩解事故的作用。對(duì)于非安全級(jí)設(shè)備僅考慮其對(duì)事故的不利的影響。 （ 4）需假設(shè)極限的單一故障。 2023/1/22 91 四、設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的分析 核電廠按確定的設(shè)計(jì)準(zhǔn)則在設(shè)計(jì)中采取了針對(duì)性措施的那些事故工況。這是一組有代表性的，能沖擊核電廠安全，并經(jīng)有關(guān)規(guī)章確定下來的事故的集合。按照這一組事故，對(duì)核電廠進(jìn)行分析計(jì)算，將結(jié)果與可接受限值相對(duì)比， 可以評(píng)價(jià)核電廠是否符合安全要求。 設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事件的選擇以工程判斷、設(shè)計(jì)經(jīng)驗(yàn)及運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)為基礎(chǔ)，經(jīng)不斷改進(jìn)而逐漸完善。目前應(yīng)用得比較普遍的是美國(guó)核管理委員會(huì)（NRC）頒布的安全導(dǎo)則 ，又經(jīng)標(biāo)準(zhǔn)審查大綱加以補(bǔ)充說明的一組要求考慮單一故障的事件。 其他國(guó)家確定的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故與之相比，有一些事故的增減，也有一些工況劃分上的不同，但相差不大。 在過去，特別是在三哩島核電廠事故之前，在事故分析上，幾乎把研究工作都集中到“大破口失水事故”上，把這一事故等同為設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故或最大可信事故，認(rèn)為這一事故代表了對(duì)核電廠最嚴(yán)重的考驗(yàn)，如能經(jīng)受這一事故，也就能經(jīng)受其他一切事故。這種做法是很片面的。 2023/1/22 92 表 15 設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故一覽表 事故歸類 事故 （ 1）由二回路系統(tǒng)引起的排熱增加 （ 2）由二回路引起的排熱減少 （ 沸水堆 ） （ 關(guān)閉 ） （ 壓水堆 ） （ 3）反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)流量減少 （ 4）反應(yīng)性和功率分布異常 （ 系統(tǒng)誤動(dòng)作或運(yùn)行人員差錯(cuò) ） （ 壓水堆 ） 引起反應(yīng)堆冷卻劑中硼濃度降低 （ 壓水堆 ） （ 壓水堆 ） （ 5）反應(yīng)堆冷卻劑裝量的增加 ?應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)意外運(yùn)行和化學(xué)容積控制系統(tǒng)的失靈引起反應(yīng)堆冷卻劑裝量增加 （ 6）反應(yīng)堆冷卻劑裝量減少 (注：請(qǐng)核實(shí)是否與堆型有關(guān) ?) （ 壓水堆 ） （ 沸水堆 ） （ 7）來自子系統(tǒng)或部件的放射性物質(zhì)釋放 （ 向大氣釋放 ） （ 8）未能緊急停堆的預(yù)計(jì)瞬態(tài)（ ATWS） （ a） 失去非應(yīng)急交流電源 ATWS （ b） 失去主給水 ATWS （ c） 失控提棒 ATWS 2023/1/22 93 設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的內(nèi)容還在繼續(xù)發(fā)展，概率安全分析方法的應(yīng)用，為設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的選擇與分類提供了科學(xué)的手段，嚴(yán)重事故研究指出了設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故作為評(píng)價(jià)標(biāo)準(zhǔn)的不足。目前，有些國(guó)家已嘗試把一些發(fā)生概率較高的多重故障導(dǎo)致的事故也列入安全分析報(bào)告必須分析的事故清單之中。 設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故中，有一些極限事故，因其物理過程有特點(diǎn)，可作為核電廠事故的典型例子。這些事故是：主蒸汽管道破裂事故、主給水管道破裂事故、反應(yīng)堆冷卻劑泵泵軸卡死及泵軸斷裂、控制棒彈出事故、蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故、大破口失水事故、小破口失水事故、未能停堆的預(yù)期運(yùn)行瞬變。 2023/1/22 94 （ 1）主蒸汽管道破裂事故。主蒸汽管道發(fā)生破裂后，與破損管道相連接的蒸汽發(fā)生器內(nèi)的二次側(cè)水將汽化成蒸汽，從破口噴出，蒸汽流量開始很大，可達(dá)額定功率下蒸汽流量的好幾倍，以后隨著蒸汽發(fā)生器內(nèi)壓力的降低而逐漸減小。一回路向二回路導(dǎo)熱的增加，使一回路冷卻劑的壓力與溫度迅速降低。由于慢化劑具有負(fù)溫度反應(yīng)性系數(shù)的特性，溫度下降將對(duì)堆芯引入正反應(yīng)性。事故發(fā)生后，由于保護(hù)系統(tǒng)動(dòng)作，控制棒下插，使反應(yīng)堆具有一定的停堆深度。慢化劑溫度下降引入的正反應(yīng)性將使停堆深度變淺，甚至使反應(yīng)堆重返臨界，堆功率升高。 這種事故可能帶來三方面的危害： ①因局部熱負(fù)荷過大，損壞堆芯燃料元件，由于在控制棒下插狀態(tài)下，功率不均勻系數(shù)很大，增加了堆芯損壞的可能性； ②向環(huán)境釋放放射性物質(zhì)； ③大量的二回路冷卻劑帶著熱量進(jìn)入安全殼，使安全殼內(nèi)壓力升高，危及安全殼的完整性。 為抗御主蒸汽管道破裂事故，要求核電廠一回路有較大的熱容量；控制棒下插時(shí)要有較大的停堆深度；具有注入硼溶液的能力以引入負(fù)反應(yīng)性；在蒸汽發(fā)生器蒸汽管嘴處設(shè)置限流器，以減小管道破裂時(shí)的蒸汽流量。 2023/1/22 95 （ 2）主給水管道破裂事故。 蒸汽發(fā)生器與給水逆止閥之間管道出現(xiàn)破口，使主給水中斷，蒸汽發(fā)生器內(nèi)的二次側(cè)水通過破口不斷排出。事故初，因受損環(huán)路蒸汽發(fā)生器二次側(cè)溫度下降，造成一回路溫度與壓力下降。隨后，受損蒸汽發(fā)生器傳熱管裸露，一次側(cè)向二次側(cè)傳熱惡化，使反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)溫度和壓力迅速升高。為避免反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力邊界和反應(yīng)堆堆芯遭受破壞，并盡可能防止一回路容積沸騰，核電廠應(yīng)提供適當(dāng)?shù)耐６驯Ｗo(hù)，適時(shí)、足量的輔助給水，并有足夠設(shè)計(jì)容量的穩(wěn)壓器釋放閥及安全閥。 2023/1/22 96 （ 3）反應(yīng)堆冷卻劑泵泵軸卡死及泵軸斷裂。 一臺(tái)反應(yīng)堆冷卻劑泵的泵軸瞬時(shí)卡死或斷裂，將使堆芯冷卻劑流量迅速下降，系統(tǒng)升溫升壓。 為防止燃料元件因冷卻惡化而損壞，要求保護(hù)系統(tǒng)控制棒能迅速下插，降低堆功率及元件表面的熱負(fù)荷，使事故得到緩解。 這兩種事故是對(duì)核電廠控制棒動(dòng)作速度的最嚴(yán)格的考驗(yàn)。如果反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)能有較大的慣性流量（主泵軸上裝有轉(zhuǎn)動(dòng)慣量較大的飛輪）或堆芯有較小的功率不均勻系數(shù)，也可使事故變得較為緩和。這一事故過程時(shí)間很短，一般在 5?s以內(nèi)即出現(xiàn)燃料包殼溫度的峰值。此外，核電廠系統(tǒng)還應(yīng)具有自然循環(huán)能力，使在事故后期能帶走衰變熱?？ㄝS事故中，冷卻劑管道內(nèi)形成很大的阻力，流量下降迅速；斷軸事故發(fā)生幾秒以后，受損環(huán)路內(nèi)形成較大的反向流量，從而減小堆芯流量。因而，一般來說，這兩種事故相比，卡軸事故較為嚴(yán)重，但在停堆較晚的情況下，斷軸事故也有可能會(huì)變得更嚴(yán)重。 2023/1/22 97 （ 4）控制棒彈出事故。 簡(jiǎn)稱彈棒事故?？刂瓢趄?qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)密封殼套發(fā)生破裂，反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)外巨大的壓差可把插入堆芯的控制棒迅速?gòu)棾觯焖俚貙?duì)堆芯引入正反應(yīng)性，使核功率激增，同時(shí)也形成堆芯功率很不均勻的分布，出現(xiàn)一個(gè)很高的局部功率峰。在事故開始的短時(shí)間內(nèi)，功率激增產(chǎn)生的大部分熱量?jī)?chǔ)存在二氧化鈾燃料芯塊內(nèi)部。燃料芯塊溫度升高而熔化，并釋放出氣體，在燃料棒內(nèi)部形成高壓，可能使燃料元件瞬時(shí)破裂。元件破裂后，燃料芯塊碎粒把熱量迅速傳輸給冷卻劑，使部分冷卻劑中能量積聚過量，于是熱能轉(zhuǎn)變?yōu)闄C(jī)械能，形成很強(qiáng)的沖擊波，可能損壞堆芯和一回路。熱量傳遞至元件包殼，可造成部分包殼表面發(fā)生偏離泡核沸騰，并繼而使包殼達(dá)到脆性溫度，影響堆芯的完整性。熱量傳送至冷卻劑，可使系統(tǒng)內(nèi)壓力和溫度上升，形成一回路的壓力高峰，沖擊壓力邊界的完整性。 為防止及緩和彈棒事故，應(yīng)保證控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)密封殼套設(shè)計(jì)及加工可靠。在核設(shè)計(jì)上，要求控制棒在堆內(nèi)合理布置，改善彈棒事故的堆芯功率分布。 2023/1/22 98 （ 5）蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故。 破口發(fā)生后，一次側(cè)冷卻劑通過破口進(jìn)入二次側(cè)，這是一種特殊的小破口反應(yīng)堆冷卻劑喪失事故。由于破口面積小，高壓安全注射可以彌補(bǔ)一回路的噴放流量，使堆芯不會(huì)裸露，保持得到冷卻的狀態(tài)。蒸汽發(fā)生器二次側(cè)壓力上升后，將從釋放閥及安全閥排出蒸汽和水，并伴隨著向環(huán)境排出放射性物質(zhì)。蒸汽發(fā)生器水位逐漸提高，最后會(huì)導(dǎo)致滿溢。滿溢后，液體水從釋放閥及安全閥流出。這樣，會(huì)損壞這些閥門，誘發(fā)閥門卡在開啟位置，液體水進(jìn)入蒸汽管道又可造成蒸汽管道受到過大的負(fù)荷而損壞或破裂，形成更嚴(yán)重的事故。為避免滿溢，操縱員必須及時(shí)地利用完好蒸汽發(fā)生器導(dǎo)出一回路熱量，啟動(dòng)穩(wěn)壓器噴淋系統(tǒng)及打開釋放閥使一回路減壓，并在適當(dāng)條件下關(guān)閉高壓安全注射及向破損蒸汽發(fā)生器的輔助給水，以中止破損蒸汽發(fā)生器中一次側(cè)向二次側(cè)排放及二次側(cè)向大氣排放。 蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故，在國(guó)際核電史上已發(fā)生多起，成為發(fā)生頻率最高的極限事故。各核電國(guó)家正在研究措施，降低它的發(fā)生頻率，并試行將此事故由極限事故（工況 Ⅳ ）改為稀有事故（工況 Ⅲ ），更嚴(yán)格地限制事故后的放射性物質(zhì)釋放。 2023/1/22 99 （ 6）大破口失水事故。此種事故以假想的冷管段雙端剪切斷裂為始發(fā)事件。過程可分為噴放、再灌水、再淹沒及長(zhǎng)期冷卻四個(gè)階段： ①噴放階段：最初為欠熱卸壓過程，破口處冷卻劑迅速排出，使系統(tǒng)壓力在幾十毫秒內(nèi)降到最高溫度流體對(duì)應(yīng)的飽和壓力。猛烈的壓力釋放，會(huì)形成卸壓波在壓力容器內(nèi)傳播，有可能使壓力容器內(nèi)的結(jié)構(gòu)變形。此后，系統(tǒng)進(jìn)入飽和卸壓，卸壓速率變緩，堆芯區(qū)域出現(xiàn)空泡，引入負(fù)反應(yīng)性，將中止裂變過程，使堆功率降至衰變功率水平。由于堆芯冷卻劑流量大大下降，停滯或倒流，元件表面將發(fā)生偏離泡核沸騰。傳熱惡化，引起燃料元件內(nèi)貯熱再分布，元件包殼溫度突然上升，形成事故過程中第一個(gè)峰值，在噴放階段，應(yīng)急堆芯注射的冷卻劑（主要由安全注射箱注入），因受下降段環(huán)形通道中汽和水的逆向流動(dòng)的影響，不能通過下降段達(dá)到下腔室，而被蒸汽流夾帶到破口流出，該現(xiàn)象稱之為“旁通”現(xiàn)象。噴放階段大致將持續(xù) 10—30s。 ②再灌水階段：當(dāng)一次冷卻劑系統(tǒng)與安全殼之間的壓力差減至很小時(shí)，破口流量減小，應(yīng)急堆芯冷卻劑克服上升蒸汽夾帶力而到達(dá)下腔室，使壓力容器水位開始上升，即開始了再灌水階段，此階段結(jié)束于水位到達(dá)堆芯底端之時(shí)。安全注射箱與低壓注射系統(tǒng)同時(shí)向壓力容器內(nèi)注水，安全注射箱排空后，低壓注射系統(tǒng)繼續(xù)工作。在此階段中，堆芯是完全裸露的，燃料棒除了靠熱輻射和不大的蒸汽自然對(duì)流外，沒有別的冷卻方式。高溫下元件包殼鋯合金同蒸汽的反應(yīng)又成為一個(gè)可觀的附加熱源，燃料元件的溫度很快上升。 2023/1/22 100 ③再淹沒階段：冷卻水進(jìn)入堆芯后，它就被加熱，開始沸騰。由強(qiáng)烈的沸騰產(chǎn)生的蒸汽，夾帶著相當(dāng)數(shù)量的水滴，向上通過堆芯，為堆芯高溫部分提供初始的冷卻，隨著水位上升，此冷卻效果越來越好，包殼溫度達(dá)到第二峰值后開始下降。當(dāng)包殼溫度下降到足夠低時(shí)，冷卻劑即可再濕潤(rùn)包殼表面，包殼溫度急劇下降（驟冷）。當(dāng)整個(gè)堆芯被驟冷，且水位最終升到堆芯頂端時(shí)，認(rèn)為再淹沒階段結(jié)束。這大約于破口發(fā)生后 1—2min完成。 ④長(zhǎng)期冷卻階段：再淹沒階段結(jié)束后，低壓注射系統(tǒng)繼續(xù)運(yùn)行，換料水箱接近排空時(shí)，低壓注射泵的進(jìn)口轉(zhuǎn)接到安全殼地坑，即轉(zhuǎn)入應(yīng)急堆芯冷卻的再循環(huán)階段。長(zhǎng)期冷卻應(yīng)維持很長(zhǎng)時(shí)間，對(duì)于大型壓水堆，在停堆一個(gè)月后，仍然還會(huì)有幾兆瓦的衰變熱功率。 熱管段大破口失水事故，由于在噴放階段堆芯流量沒有滯止而沒有應(yīng)急冷卻水的旁通現(xiàn)象，因而過程現(xiàn)象的嚴(yán)重性比冷管段破口輕得多。 2023/1/22 101 （ 7）小破口失水事故。也以冷管段破口較為嚴(yán)重，與大破口失