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核电厂概率安全分析中初事件的确定
动力机械工程系
一概述,\ ;.
、
初事件是事故序列的起始点。为防止遗漏重要事故序列,确保棱电厂概率安全分析的正
确性, 韧事件的确定应力求完善。
有两种确定初事件的方法。一种是工程评估。这是根据棱电厂的运行历史和设计数据,
并参照其它桉电厂概率安全分析的经验确定的。另一种是构造顶——嚆逻辑髑,逻辑图最低
一层事件就是核电厂的初事件。
二、初事件的确定
. 工疆弭苗
核电厂概率安全分析的焦点是研究损坏堆芯释放的放射性桉索。挪果燃料组件中产生孵
热量与被冷却剂带走的热量失去平衡,燃料发生过热,有可能发生堆熔化事件,进而导致
放射性桉素释放事故。引起燃料过热的主要因素有
发生冷却荆损失事故时,应急冷却系统故障, 中止向堆芯供水或供水不足
Ⅱ发生瞬态事件,使增加的堆功率超出了反应堆冷却系统所能带走热量的能
力, 导致燃料过热。
前者称冷却剂损失事故,后者称瞬态事故。在冷却剂损失事故中,反应堆冷
却剂系统破损,使堆芯失去正常的冷却。并将一圊路高温高压水卸进安全壳,使安全壳内压
力迅速升高。如果核电厂的专设安全设施不能及时投入, 这种事故将使堆蕊熔化,安全壳破
环, 有可能使大量放射性桉素向环境释放。
为了确定能导致堆芯失水的一切潜在的初事件, 应对反应堆冷却剂系统及其相连系统的
交界面进行认真检查。找出那些有可能导致冷却剂损失的破口。例如,冷却剂系统管道破
裂、压力壳破损和蒸汽发生器传热管破裂等事故都能导致冷却剂的损失。分析中尤其应注意
与一回路交界系统的可动部件。因为这些部件故障往往会导致冷却剂不可控地流失。例如低
压安注系统的止回阔故障,其发生频率约为.× 次/堆年, 参见一。又如
稳压器的卸压闷或安全释放闲开启后发生不回座的故障。桉电史上的三里岛事故,其原因之
一就是由安全释放周开启后不同座造成的。
瞬态事放可以由操作失误、设备误动作或故障起的。其中有些瞬变工况经反应堆控衬
系统调整,可以使其恢复正常。另一些瞬变工况超过控铜系统的调整能力,需要反应堆保护
系统动作,使堆停闭。但瞬变工况往往导致堆苍功率增加,冷却莉流量损失以瑟反应堆冷却
系统压力增加,其中任一因素都可导致堆芯或一回路承压边界的潜在破坏。例如,三里岛事
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故的初事件是瞬态事故, 由于一回路系统热量不能及时导出面使压力超过安全释放阎的动作
整定值,安全释放闲开启,当一回路系统压力恢复正常值后,安全释放闲发生不回座的故
障,导致一回路系统压力姐界破坏,使一回路系统冷却剂大量流失。
瞬态事件分析是比较复杂的, 也很难正确确定。确定初事件是个反复过程。首先应该分札
析影响核电厂正常运行的一切潜在事件, 从中找出所需分析的初事件。然后根据它们对电厂
的影响, 将潜在的初事件归类。礴保核电厂正常运行, 防止堆芯熔化和放射核素释放的主要
安全功能见表。
裹安全功能的用途
安全珈龃用造
反应性控翻停闭反应堆· 以藏步产生的热量
反应堆挣却鸯熏筑贮存量控酋使堆苍鹰最在椅却椭中
反应堆椅蓟幕裁压力控甘使冷却拱址于葺当的状鑫
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