《核反应堆安全分析》ppt课件

《核反应堆安全分析》ppt课件

ID:40129117

大小:9.72 MB

页数:216页

时间:2019-07-22

《核反应堆安全分析》ppt课件_第1页
《核反应堆安全分析》ppt课件_第2页
《核反应堆安全分析》ppt课件_第3页
《核反应堆安全分析》ppt课件_第4页
《核反应堆安全分析》ppt课件_第5页
资源描述:

《《核反应堆安全分析》ppt课件》由会员上传分享,免费在线阅读,更多相关内容在教育资源-天天文库

1、第四章确定论安全分析事故分析方法确定论分析方法:考验电厂设计总体完整性的主要手段。概率论安全分析方法:一种系统的工程安全评价技术。设计基准事故(DBA)根据法规的要求,选用设计基准事故(DesignBasisAccident,DBA)是为了考验安全系统的设计裕度。设计基准事故的选择,主要依据工程判断、设计和运行经验。目前选用的DBA已经定型,这可以从标准审查大纲(StandardReviewPlan,SRP)或有关导则中找到。根据事故发生的频度和可能后果,DBA将电厂工况分为四类:正常运行、运行瞬变、稀有事件、极限事故。确定论事故分析的基本逻辑确定一组

2、设计基准事故;选择特定事故下安全系统最大不利后果的单一故障;确认分析所用的模型与电厂参量都是保守的(保守的分析方法);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。【或通过最佳估算(BE)并考虑不确定性(Uncertainty)的方法(BEPU方法,如“CSAU”方法“ASTRUM”方法等)】确定论事故分析的基本假定为确保分析结果的包络性,法规要求采用保守假定。两条“不言而喻”的基本假设: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。*但进一步研究表明:此两条假设是不充分的,有时是不保守的。Eg.某些系统在

3、某些事故下无故障比单一故障更不安全,而操纵员的干预有时会使机组状况急剧恶化。除最严重的单一故障以外,分析中还有其它4个附加的补充保守假设: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的为止不能下插;分析中只考虑安全相关设备,不计及非安全设备的缓解功能;必要时考虑合并不利的外部条件。根据美国联邦法规10CFR50附录K的要求,分析所用核电厂参量应取对结果不利的保守值,例如:功率:增加2%测量不确定性,即取102%额定功率;温度:根据事故性质,增或减2.2C;主系统压力:根据事故性质,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

4、个停堆信号。确定论事故分析的验收准则判定确定论分析结果是否符合安全法规要求,采用了一套定量的判据,这些判据称为验收准则(AcceptanceCriteria)。四类事故严重程度不同,验收准则也有所区别。发生频度越高的事件,验收准则越严格。核电厂安全问题归根结底是热量平衡问题。定性的反应堆热工设计准则是:正常运行与运行瞬变工况下,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,事故中释放出来的放射性应当对公众不构成威胁;在最严重的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。为保证燃料不发生烧毁或熔化

5、,对I、II类工况,有如下定量准则:燃料芯块的最高温度不超过2260C,这与燃耗末燃料芯块的熔化温度2590C相比,留有330C的裕量;燃料线功率密度不超过59.0kW/m,这一准则与前一条表述内容相同。考虑到压水堆平均线功率密度约为17.8kW/m,可以推知:堆芯热点因子FQ不得大于3.3(ie.59.0/17.8);最小DNBR在用W-3公式估算时,不得小于1.3,这可以保证在95%置信度下95%的燃料元件不发生烧毁(DNBR准则);燃料元件包壳外壁面温度不超过425C。第IV类工况是预计电厂寿期中不会出现的事故,事故后允许有部分燃料元件损坏,称为极限事故,

6、因而此类事故不遵守DNBR准则。经对燃料元件与包壳的仔细研究,提出了更为具体的验收准则,即最终验收准则。LBLOCA事故是最有挑战性的极限事故,其最终验收准则共五条:包壳最高温度不得超过1204C。该准则的设置意图是防止锆水反应的激化。当锆合金包壳达到850C时,锆水反应显著发生,其产生的热功率每50C左右上升1倍。1200C时,锆水反应热已与局部衰变热功率相当。超过1200C,锆水反应有自激励的可能,而导致整个包壳熔化、氧化或形成低共熔混合物;包壳的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;包壳氧化产氢量不得超过

7、假设所有锆合金均与水反应所产氢总量的1%,以限制安全壳内氢爆的危险;堆芯必须保持可冷却的几何形状;必须能保证事故后排出衰变热的长期冷却能力。确定论事故分析的程序系统DBA确定论分析以热工水力系统分析程序为主干,同时涉及子通道分析、燃料行为、安全壳相应、力学分析、堆芯行为分析、放射性后果评价等各个方面的分析程序系统。如:热工水力系统分析程序Relap、Trac、Cathare、Retran、TRACE等;子通道分析程序:Cobra、Flica、Vipre等;燃

当前文档最多预览五页,下载文档查看全文

此文档下载收益归作者所有

当前文档最多预览五页,下载文档查看全文
温馨提示:
1. 部分包含数学公式或PPT动画的文件,查看预览时可能会显示错乱或异常,文件下载后无此问题,请放心下载。
2. 本文档由用户上传,版权归属用户,天天文库负责整理代发布。如果您对本文档版权有争议请及时联系客服。
3. 下载前请仔细阅读文档内容,确认文档内容符合您的需求后进行下载,若出现内容与标题不符可向本站投诉处理。
4. 下载文档时可能由于网络波动等原因无法下载或下载错误,付费完成后未能成功下载的用户请联系客服处理。