核电站设计基准事故和专设安全设施
竹天奇1 唐秋月2
【摘 要】【摘 要】本文论述了什么是核安全，设计基准事故的定义，发展历史及分类，还论述了专设安全设施的定义和设计准则。 【期刊名称】科技展望 【年(卷),期】2015(025)029 【总页数】1
【关键词】【关键词】设计基准事故 核安全 专设安全设施
1 概述
核安全是核电站的生命线。在核电站设计、制造、运行及停役期间，需要采取种种措施，如保障所有相关设备和设施处于正常运行或者安全停闭状态，减少因设施设备的故障引发核电站安全事故发生的可能性，或者在事故和故障发生时或发生后，限值事故和故障发展进程，缓解事故和故障的后果等，来保护核电厂工作人员、公众和环境免受可能的放射性和其他一系列危害。
2 设计基准事故和核电厂工况
设计基准事故指的是核电厂按照确定的设计准则，采取了针对性措施的那些事故工况。在核电厂的设计、运行及反应堆安全分析的发展过程中，随着人们对事故分析及安全研究逐步深入，逐渐确立了一系列的事故作为设计基准事故。设计基准事故是具有包络性质的事故。
参照美国核管会对核电厂事故工况分类法，根据预期事件发生频率，核电站工况可分为四类，这四类工况是：
第一类工况称为正常运行和运行瞬态。在核电厂的功率运行、换料、维修或操
作过程中经常或者定期发生的事件，都可归为第一类工况，发生概率大于1次/堆年。该类工况不会导致保护系统动作。
第二类工况称为中等频率事件，发生概率在10-2次/堆年到1次/堆年，此类工况最坏的情况可以使得反应堆停堆，但是事件处理完毕后能够恢复运行。该类工况下，保护系统应该使反应堆安全停闭，燃料包壳保持其完整性，系统压力不超过设计值。同时要求，一个单独的二类工况不应成为引起更严重工况的始发事件。
第三类工况称为稀有事故，在整个寿期内可能发生的事故，但是发生概率比较小，发生频率在10-4次/堆年到10-2次/堆年之间。该类工况下，燃料元件的破损率不能超过一定份额(1%)，堆芯几何形状不应受到影响，堆芯冷却应得到保证。同时，一个单独的三类工况不应成为四类工况的起始事件，或者导致反应堆主冷却剂系统或安全壳屏障功能丧失。
第四类工况称作极限事故，指的是那些发生概率相当小，预期不会发生，但后果可能比较严重，包括可能发生大量的放射性物质的释放等重大事故，发生频率在10-6次/堆年到10-4 次/堆年之间。
美国核管会（NRC）将下列事故定为PWR轻水堆安全分析报告的设计基准事故：
（1）失水事故（LOCA）；
（2）穿过安全壳一回路系统仪表管道断裂； （3）弹棒事故；
（4）安全壳外蒸汽管道破裂。
在三代核电机组的众多假想事故中，我们发现，带有放射性后果的事故主要有
以下几种：
（1）主蒸汽管道大破口； （2）主给水管断裂；
（3）反应堆冷却剂泵轴卡死（主泵卡转子）； （4）反应堆冷却剂泵轴断裂（主泵断轴）； （5）控制棒组件弹棒事故； （6）蒸汽发生器传热管破损；
（7）在反应堆冷却剂压力边界内由于不同尺寸假想管道破裂引起的失水事故（大破口失水事故）；
（8）设计基准的燃料装卸事故。
3 专设安全设施
专设安全设施是指这样一些系统，在事故发生之后，依靠其功能的发挥将事故后果减到最小。核电站必须满足下列总的安全要求：
（1）核电站能够提供必要措施，以减少可能的放射性物质释放，确保在运行工况期间和之后的任何放射释放，不超过设计安全限值；
（2）在所有运行工况下，提供手段以确保在事故工况期间以及在停堆之后，相关系统和设备能够从堆芯带走堆芯余热；
（3）在所有运行工况下，能够提供必要的手段，以确保在事故工况期间和之后，实现安全停堆并维持安全停堆状态。
根据这些安全要求，在设计中确定了一系列的安全功能，实现了这些安全功能就能满足上述安全要求。在核电厂的安全设施配置上，应用了纵深防御的概念（三道屏障），规定了安全限值。而每一个核电厂的安全设施可能是不同的。因
核电站设计基准事故和专设安全设施
