第三章确定论安全设计与分析方法.ppt

本章概述 本章概述 本章概述 本章概述 思考题 1纵深防御的基本安全原则 2多道屏障与多级防御的含义 3单一故障及单一故障准则 4单一故障准则的4个原则 5设计基准事故的定义 6预防意外侵害的主要内容 7确定论评价方法及要素 8四类运行工况 9思考：确定论设计与评价 * 反应堆堆内热传输过程： 燃料元件径向导热——〉元件壁面与冷却剂间的对流放热——〉冷却剂将热量输送到堆外的输热 3.5 设计基准事故准则 3. 确定论评价方法基本思想 基本思想是根据反应堆纵深防御的原则，除了反应堆设计得尽可能安全可靠外，还设置了多重的专设安全设施，以便在一旦发生最大假想事故情况下，依靠安全设施，能将事故后果减至最轻程度。 对确定的一组设计基准事故，在选择的特定事故下假设可能引起最大不利后果的一安全系统单一故障；采用保守的分析模型和电厂参量，分析计算结果与法定验收准则对照，以确认安全系统设计的充分。 3.5 设计基准事故准则 确定论评价方法的假设不够准确与充分； 事故界限“分明”：人为地将事故划分为“可信”与“不可信”； 所考虑的事故工况或多或少有人为假设的因素，而没有考虑事故发生的概率有多大以及事故的叠加和人因的影响。 确定论评价方法的不足 数学物理模型+ 数值分析程序 3.6 确定论安全分析概述 运行瞬态+ 事故（设计基准事故） 评价模型(Evaluation model, EM)程序； 最佳估计(Best Evaluation, BE)程序。 3.7 确定论基本分析逻辑 确定论分析法——4个基本要素 确定一组设计基准事故； 选择特定事故下安全系统的最大不利后果的单一故障； 确认分析所用的模型和电厂参量都是保守的； 将最终结果与法定验收准则相对照，确认安全系统的设计是充分的。 事故包络，确保安全 确定论分析法——分析的基本假定 2条基本假定（法规规定采用保守假定） 被调用的安全系统失去部分设计能力（单一故障假设） 操纵员在事故后短期内不作任何干预 4个附加的补充保守假定 事故同时合并失去厂外电源 反应性价值最大的一组控制棒卡在全提棒位置不能下插 分析中只考虑安全相关设备，不计及非安全设备的环节功能 必要时考虑合并不利的外部条件 2+4假设 3.7 确定论基本分析逻辑 确定论分析法——电厂参量保守值 美国联邦法规10CFR50附录K中要求： 功率增加2%测量不确定度，102% 温度——增或减2.2℃ 主系统压力——增或减0.21MPa 保守的仪表与控制棒响应时间延迟 不取用第一个停堆信号 3.7 确定论基本分析逻辑 取对计算结果不利的保守值 定性热工设计准则 正常运行和运行瞬变工况下预计不发生燃料损伤； 事故后反应堆可以转入安全状态，只有一小部分燃料元件受损，事故中释放出的放射性应当对公众不构成威胁； 在最严重事故引起的瞬变之后，反应堆可以转入安全状态，且堆芯结构能维持次临界和可接受的冷却特性。 3.7 确定论基本分析逻辑 确定论分析法验收准则（Acceptance Criteria） 对于Ⅱ，Ⅲ工况 燃料芯块的最高温度不超过2260℃; 燃料线功率不超过590W/cm(堆芯热点因子不大于3.3)； DNBR（应用W-3公式），不得小于1.3； 燃料元件包壳外壁面温度不超过425℃； 3.7 确定论基本分析逻辑 运行工况准则 确定论分析法验收准则（Acceptance Criteria） 3.7 确定论基本分析逻辑 运行工况准则 确定论分析法验收准则（Acceptance Criteria） 第Ⅳ类工况是预计在寿期内不会发生的事故，称为极限事故。容许元件部分损坏。此类事故下不遵守DNBR准则。经过对燃料元件和包壳的仔细研究，提出更具体的验收准则，又叫做最终准则。 如：大破口的准则： 3.7 确定论基本分析逻辑 包壳温度不超过1204℃ ，设置此条意图是防止锆水反应激化，1200 ℃时，锆水反应能量与衰变功率相当； 包壳局部最大氧化量不超过反应前包壳总厚度的17％，以防止过量氧化的氢脆导致包壳机械强度不足而破裂； 包壳氧化产氢量小于所有锆与水反应产氢量的1%，以限制安全壳内产氢量的危险； 堆芯内保持可冷却的几何形状； 保持事故后排出衰变热的长期冷却能力。 THE END * * * * * * * * * 第三层次防御是基于以下考虑：虽然可能性很小，某些预计运行事件或始发事件的升级仍有可能未被前一层次防御所制止，可能发展为更严重的事件。这些可能性很小的事件是在核电厂设计基准中所预期的，因此必须利用固有安全特性、故障安全设计、附加的设备和规程来控制其后果，并在这些事件之后达到稳定的、可接受的状态； 这就要求设置的专设安全设施能够将核动力厂首先引导到可控制状态，然后引导到安全停堆状态，并且至少维持一道包容放射性物质的屏障。 * * * *