核安全基础B-核动力装置.pptx

V2007.03.11船舶核动力装置船舶核动力装置1核动力装置总结核动力装置总结讲了什么讲了什么 学了什么学了什么 掌握什么掌握什么9.4 概率安全分析方法概率安全分析方法9.5 船舶核动力装置严重事故及其教训船舶核动力装置严重事故及其教训9.6 核电站严重事故实例核电站严重事故实例V2007.03.11船舶核动力装置船舶核动力装置29.1 核动力装置的安全特征及安全要求核动力装置的安全特征及安全要求l根据核电厂中主要系统和设备的工作特点，可以大致分为根据核电厂中主要系统和设备的工作特点，可以大致分为以下几大类：以下几大类：1.反应堆；反应堆；2.泵类（主泵、凝水泵、给水泵等）；泵类（主泵、凝水泵、给水泵等）；3.换热设备（蒸汽发生器、蒸汽再生器、给水加热器、凝汽换热设备（蒸汽发生器、蒸汽再生器、给水加热器、凝汽器等）；器等）；4.主汽轮发电机组；主汽轮发电机组；5.其它设备（汽水分离器、主蒸汽管道等）。其它设备（汽水分离器、主蒸汽管道等）。V2007.03.11船舶核动力装置船舶核动力装置31.反应堆内的反应堆内的 损失损失l反应堆在运行过程中，堆芯核燃料发生裂变反应，放出大反应堆在运行过程中，堆芯核燃料发生裂变反应，放出大量热能；同时，冷却剂流过堆芯，将堆芯释热带出堆外。量热能；同时，冷却剂流过堆芯，将堆芯释热带出堆外。l因此，反应堆内具有核裂变能转换为热能以及核燃料释热因此，反应堆内具有核裂变能转换为热能以及核燃料释热传递给冷却剂两个热力过程。传递给冷却剂两个热力过程。堆内核能转换为热能过程堆内核能转换为热能过程堆内核燃料释热传递给冷却剂过程堆内核燃料释热传递给冷却剂过程V2007.03.11船舶核动力装置船舶核动力装置4l从从热热力力学学的的观观点点来来看看，核核能能都都是是，如如果果忽忽略略核核裂裂变变过过程程中中的的能能量量损损失失，则则核核能能从从数数值值上上应应等等于于反反应应堆堆热热功功率率，即即l核核裂裂变变过过程程中中，堆堆芯芯核核燃燃料料释释热热所所具具有有的的取取决决于于释释热热时时的核燃料温度。即的核燃料温度。即l堆内核能转化为热能过程中，堆内核能转化为热能过程中，损失为损失为 堆内核能转换为热能过程的堆内核能转换为热能过程的 损失损失V2007.03.11船舶核动力装置船舶核动力装置5图图5-6-1 堆芯功率分布假设堆芯功率分布假设设设堆堆芯芯为为无无反反射射层层、均均匀匀装装载载的的圆圆柱柱体体，且且释释热热沿沿堆堆芯芯高高度的轴向分布遵循正弦规律度的轴向分布遵循正弦规律V2007.03.11船舶核动力装置船舶核动力装置6堆芯功率、温度分布规律堆芯功率、温度分布规律V2007.03.11船舶核动力装置船舶核动力装置7堆内核燃料释热传递给冷却剂过程的堆内核燃料释热传递给冷却剂过程的 损失损失l冷却剂流经堆芯吸收的热量所具有的冷却剂流经堆芯吸收的热量所具有的 为为l堆芯换热过程的堆芯换热过程的 损失为损失为V2007.03.11船舶核动力装置船舶核动力装置8反应堆内反应堆内 损失原因分析损失原因分析l堆内核能转换为热能过程堆内核能转换为热能过程 核能全部是核能全部是 ，热能只有部分，热能只有部分 ，从核能转换为热能，从核能转换为热能，能量形式变化，能质下降能量形式变化，能质下降l堆内核燃料释热传递给冷却剂过程堆内核燃料释热传递给冷却剂过程 堆芯核燃料释热温度远高于冷却剂吸热温度，即传热过程堆芯核燃料释热温度远高于冷却剂吸热温度，即传热过程存在较大的温差，从而造成了存在较大的温差，从而造成了 损失损失V2007.03.11船舶核动力装置船舶核动力装置92.泵类的泵类的 损失损失V2007.03.11船舶核动力装置船舶核动力装置10三哩岛核电站三哩岛核电站V2007.03.11船舶核动力装置船舶核动力装置11切尔诺贝利核电站切尔诺贝利核电站V2007.03.11船舶核动力装置船舶核动力装置124.切尔诺贝利核事故的起因切尔诺贝利核事故的起因l1986年年4月月25日，日，4号反应堆预定关闭以作定期维修，同时安排测试反号反应堆预定关闭以作定期维修，同时安排测试反应堆的汽轮发电机在断电时为反应堆安全系统供电的能力；应堆的汽轮发电机在断电时为反应堆安全系统供电的能力；l核电站有两台应急柴油发电机，但并不能瞬间地起动；核电站有两台应急柴油发电机，但并不能瞬间地起动；l断电时反应堆停堆，汽轮发电机组依靠惯性继续发电，在柴油发电器断电时反应堆停堆，汽轮发电机组依靠惯性继续发电，在柴油发电器机启动时，汽轮发电机组能够充足地供给泵供电。机启动时，汽轮发电机组能够充足地供给泵供电。l测试早先在其它单位执行成功（所有安全供应起动）而结果是失败的测试早先在其它单位执行成功（所有安全供应起动）而结果是失败的（那是涡轮产生了不足的力量在减少阶段供给泵浦动力），但另外的（那是涡轮产生了不足的力量在减少阶段供给泵浦动力），但另外的改进提示了对其它测试的需要。改进提示了对其它测试的需要。V2007.03.11船舶核动力装置船舶核动力装置135.试验方案试验方案l为了在更安全、更低功率地进行测试，为了在更安全、更低功率地进行测试，4号反应堆输出功率从正常功号反应堆输出功率从正常功率的率的3200MW减少至减少至700MW。但是，由于实验开始的延迟时，操纵。但是，由于实验开始的延迟时，操纵员太快地减低能量水平，实际功率输出降到员太快地减低能量水平，实际功率输出降到30MW。结果，裂变产物。结果，裂变产物氙氙-135增加了。力量下落的标度虽是接近由安全章程允许的最大限制，增加了。力量下落的标度虽是接近由安全章程允许的最大限制，但员工组的管理者选择不关闭反应堆并继续实验。后来，实验决定但员工组的管理者选择不关闭反应堆并继续实验。后来，实验决定“抄捷径抄捷径”和只上升功率输出到和只上升功率输出到200 MW。为了补偿剩余氙。为了补偿剩余氙-135的中子的中子吸收，高于安全规定数量的控制棒由反应堆拔出。在吸收，高于安全规定数量的控制棒由反应堆拔出。在4月月26日上午日上午1点点05分，作为实验一部分，被涡轮发电机推动的水泵起动了；水的流量分，作为实验一部分，被涡轮发电机推动的水泵起动了；水的流量由于这行动而超出了安全章程的指定。水流量在上午由于这行动而超出了安全章程的指定。水流量在上午1点点19分增加了分增加了因为水也会吸收中子，在水流量的进一步增加需要手工撤除控制棒，因为水也会吸收中子，在水流量的进一步增加需要手工撤除控制棒，导致一个极不稳定和危险操作条件。导致一个极不稳定和危险操作条件。V2007.03.11船舶核动力装置船舶核动力装置145.其它设备的其它设备的 损失损失l上午1点23分04秒，实验开始了。反应堆的不稳定状态在控制板没有显示任何情况，并且看起来所有反应堆员工并未充分地意识到危险。水泵的电力关闭了，并且被涡轮发电机的惯性推动，水流的速度减低了。涡轮从反应堆分离，反应器核心的蒸汽水平增加。因为冷却剂被加热，个别的蒸汽在冷却剂管道形成。在切尔诺贝利的RBMK石墨缓和反应器的特殊设计有一个高正面空系数，意味著在没有水时的中子吸收的作用使反应堆的力量迅速地增加，并且在这种情况下，反应堆操作变得逐渐变得不稳定和更加危险。上午1点23分40秒操作员按下了命令“紧急停堆”的AZ-5（“迅速紧急防御5”）按钮所有控制棒的充分的插入，包括之前不小心地拿走的控制棒。这是否作为紧急措施，或只是简单地在实验完成时作为关闭反应堆定期方法，并不清楚（反应堆预定被关闭作为定期维修）。这通常意味著紧急停堆的命令是因为意想不到的迅速力量增量的一个反应。另一方面，总工程师AnatolyDyatlov，在事故时身在切尔诺贝利核电站，他写在他的书上：“在1点23分40秒，集中化控制系统之前没有登记能辩解紧急停堆的任何参量变动。依照陈述委任会集和分析很多材料，在它的报告，没确定原因为什么命令了紧急停堆。并没有需要寻找原因。反应堆简单地在实验完成时被关闭。”V2007.03.11船舶核动力装置船舶核动力装置15换热过程的换热过程的 损失损失l由由于于控控制制棒棒插插入入机机制制（18至至20秒秒的的慢慢速速完完成成），棒棒的的空空心心部部份份和和冷冷却却剂剂的的临临时时移移位位，逃逃走走导导致致反反应应率率增增加加。增增加加的的能能量量产产品品导导致致了了控控制制棒棒管管道道的的变变形形。棒棒在在被被插插入入以以后后被被卡卡住住，只只能能进进入入管管道道的的三三分分之之一一，因因此此无无法法停停止止反反应应。在在1点点23分分47秒秒，反反应应堆堆产产量量急急升升至至大大约约30 千千兆兆瓦瓦特特，是是十十倍倍正正常常操操作作的的产产品品。燃燃料料棒棒开开始始熔熔化化而而蒸蒸汽汽压压力力迅迅速速地地增增加加，导导致致一一场场大大蒸蒸汽汽爆爆炸炸，使使反反应应器器顶顶部部移移位位和和受受破破坏坏，冷冷却却剂剂管管道道爆爆裂裂并并在在屋屋顶顶炸炸开开一一个个洞洞。为为了了减减少少费费用用，和和它它的的体体积积太太大大，反反应应堆堆以以单单一一保保护护层层方方式式兴兴建建。这这令令放放射射性性污污染染物物在在主主要要压压力力容容器器发发生生蒸蒸汽汽爆爆炸炸而而破破裂裂之之后后进进入入了了大大气气。在在一一部部分分的的屋屋顶顶炸炸毁毁了了之之后后，氧氧气气流流入入-与与极极端端高高温温的的反反应应堆堆燃燃料料和和石石墨墨慢慢化化剂剂被被结结合合引引起起了了石石墨墨火火。这这火火灾灾令令放放射射性性物物质质扩扩散散和和污污染染更更广广的的区区域域。由由于于目目击击者者的的报报告告和和站站内内纪纪录录不不一一致致，有有一一些些争争论论认认为为确确实实的的事事件件是是发发生生在在当当地地时时间间1点点22分分30。最最后后共共同同同同意意的的版版本本被被描描述述在在上上面面。根根据据这这种种理理论论，第第一一次次爆爆炸炸发发生生了了在在大大约约1点点23分分47秒秒，操操作作员员在在七七秒秒以以后后命命令令了了“紧紧急急停停堆堆”。事事故故共共造造成成31名名工工作作人人员员死死亡亡，数数千千人人受受到到强强核核辐辐射射，数数万万人人撤撤离离。对对环环境的破坏无法估量。境的破坏无法估量。V2007.03.11船舶核动力装置船舶核动力装置16核潜艇事故实例（核潜艇事故实例（1）l1961年年7月月4日日，原原苏苏联联H-1级级K-1 9号号核核潜潜艇艇反反应应堆堆冷冷却却剂剂系系统统某某管管道道破破损，发生了严重的一回路失水事故损，发生了严重的一回路失水事故 l为为防防止止堆堆芯芯失失水水熔熔化化，艇艇长长组组织织了了抢抢修修小小组组。每每个个小小组组轮轮流流进进入入反反应应堆堆舱舱焊焊接接临临时时安安全全注注水水管管线线，两两个个小小时时后后，将将饮饮用用淡淡水水注注入入堆堆芯芯，使使堆堆芯温度下降，挽救了反应堆和潜艇，也防止了放射性物质的大量扩散芯温度下降，挽救了反应堆和潜艇，也防止了放射性物质的大量扩散l抢抢修修过过程程中中，许许多多艇艇员员受受到到了了强强烈烈的的放放射射性性照照射射，十十几几天天内内有有8名名艇艇员员相相继继死死亡亡，后后来来的的两两年年中中又又有有十十几几人人死死于于放放射射病病。139名名官官兵兵中中有有22名名丧生，故该艇被称为丧生，故该艇被称为“广岛广岛”号号 l研研制制建建造造中中，为为了了赶赶工工期期和和限限于于当当时时的的技技术术水水平平，竟竟然然没没有有为为反反应应堆堆安安装装安安全全注注入入系系统统，另另外外管管道道焊焊接接质质量量差差，验验收收又又不不严严格格，埋埋下下了了事事故故隐隐患患V2007.03.11船舶核动力装置船舶核动力装置17核潜艇事故实例（核潜艇事故实例（2）l1978年年12月，原苏联月，原苏联D-1级级K-171号弹道导弹核潜艇在以水面状态返航途号弹道导弹核潜艇在以水面状态返航途中，操纵员误操，使处于停用状态的一座反应堆装置的补水柜超压，溢中，操纵员误操，使处于停用状态的一座反应堆装置的补水柜超压，溢流出的水流到了反应堆顶盖上流出的水流到了反应堆顶盖上 l值班军官未经请示，决定启动这座反应堆，以便将反应堆顶盖上的水迅值班军官未经请示，决定启动这座反应堆，以便将反应堆顶盖上的水迅速蒸发掉，同时对舱室进行通风速蒸发掉，同时对舱室进行通风l反应堆启动后，三名军官进入堆舱，以了解和评价事故的情况，但随手反应堆启动后，三名军官进入堆舱，以了解和评价事故的情况，但随手关闭了舱门关闭了舱门l舱室内的温度很快升高，水开始蒸发，堆舱中的压力也迅速升高，三名舱室内的温度很快升高，水开始蒸发，堆舱中的压力也迅速升高，三名军官在堆舱内检查完毕打算离开时，发现由于舱室压力过高已经，他们军官在堆舱内检查完毕打算离开时，发现由于舱室压力过高已经，他们已经无法依靠自己的力量将舱门打开。船员打开舱门后，已经无法依靠自己的力量将舱门打开。船员打开舱门后，3人已经丧生人已经丧生l误操、擅自采取处理措施，是造成事故的主要原因误操、擅自采取处理措施，是造成事故的主要原因V2007.03.11船舶核动力装置船舶核动力装置18核潜艇事故实例（核潜艇事故实例（3）l1986年年10月月3日，原苏联日，原苏联Y级级K-219号核潜艇在潜航时，与另一艘潜艇相号核潜艇在潜航时，与另一艘潜艇相撞造成导弹舱进水，高水压引起导弹推进剂容器破损，易燃物漏出并引撞造成导弹舱进水，高水压引起导弹推进剂容器破损，易燃物漏出并引起火灾和爆炸起火灾和爆炸l主电源和备用电源丧失，因失电使得反应堆补偿控制栅板不能插入堆芯，主电源和备用电源丧失，因失电使得反应堆补偿控制栅板不能插入堆芯，反应堆有超临界失控的危险。为了阻止这种能使裂变产物向外大量释放反应堆有超临界失控的危险。为了阻止这种能使裂变产物向外大量释放的放射性极限事故，艇员们被迫多次进入堆舱，在较长时间内用专用扳的放射性极限事故，艇员们被迫多次进入堆舱，在较长时间内用专用扳手将多组补偿控制栅板插入堆芯，确保反应堆深度停堆。由于堆舱内的手将多组补偿控制栅板插入堆芯，确保反应堆深度停堆。由于堆舱内的80高温及强放射性等恶劣环境，造成高温及强放射性等恶劣环境，造成4人死亡人死亡l此艇在被拉走的途中，此艇在被拉走的途中，由于艇内不断进水，于由于艇内不断进水，于10月月6日日6点点3分，在百慕分，在百慕大群岛东北约大群岛东北约1100km 处沉入处沉入5.5km的深海中的深海中