百万千瓦级核电厂乏燃料水池PSA.ppt

百万千瓦级核电厂 乏燃料水池PSA,中国核电工程有限公司 2012.10.31,工作概述,乏燃料水池核电厂乏燃料的贮存设施，持续放出衰变热，在特定情况下可能重返临界； 目前国内外绝大多数核电厂一级PSA的放射性释放源都限定在反应堆堆芯； 福岛核电事故中，4号机组乏燃料水池水温异常，产生氢爆； 乏燃料水池的安全性引起了国内外核电业界的广泛关注，开展乏燃料水池的概率安全分析，从而更全面地评价核电厂的风险水平；,2,工作概述,增加应急补水管线,增加液位连续监测装置,改进项影响分析,3,SFP PSA建模-电厂运行状态划分,表2-1 百万千瓦级核电厂乏燃料水池PSA POS清单,ANS“Low-power And Shutdown PRA Methodology Standard”,核电厂的标准运行工况，如换料停堆、功率运行； 乏燃料水池的状态 贮存池内的余热水平影响事故发生后的可用缓解时间； 贮存池内的燃料元件数目是否将整个堆芯卸至乏燃料水池； 与其他腔室的连接状态水闸门是否就位，影响事故进程发展；,4,乏燃料水池正常贮存工况示意图,乏燃料水池换料操作示意图,SFP PSA建模-电厂运行状态划分,5,始发事件清单确定方法： 参考现有始发事件清单 失效模式与效应分析（FMEA） 主逻辑图演绎法补充 结合福建福清核电厂一期工程实际情况 始发事件频率以通用数据为主要来源，同时采用故障树分析方法并结合国内同类型核电厂的运行经验反馈。,6,SFP PSA建模-始发事件分析,SFP PSA建模-始发事件分析,7,SFP PSA建模-事件序列分析,非排水事故（丧失冷却能力）,燃料元件损坏（FD）,JPI或SED系统向乏池补水成功,成功,成功,失败,失败,OK，乏燃料水池沸腾,失败,燃料元件损坏（FD）,成功,8,9,SFP PSA建模-事件序列分析,排水事故,燃料元件损坏（FD）,JPI或SED系统向乏池补水成功,成功,成功,失败,失败,OK，乏燃料水池沸腾,失败,燃料元件损坏（FD）,成功,成功,失败,10,初步定量化结果,燃料元件(Fuel Damage ,FD)损坏状态：乏燃料水池的水装量由于蒸发或泄漏下降，且丧失所有补水/冷却手段，最终燃料元件裸露 8组始发事件； 17棵事件树； 99个导致燃料元件损坏的事件序列； 177个导致乏燃料水池发生沸腾的事件序列； （Fuel Damage Frequency, FDF）为2.17E-07/堆年，沸腾频率为7.20E-04/堆年；,11,初步定量化结果,改进项影响分析-应急补水管线,12,JPI或SED系统向乏池补水成功,成功,失败,OK，乏燃料水池沸腾,失败,燃料元件损坏（FD）,成功,操纵员启动可用补水手段向乏燃料水池补水,应急补水,OK，乏燃料水池沸腾,13,改进项影响分析-应急补水管线,14,改进项影响分析-应急补水管线,应急补水手段对始发事件组下FDF变化的影响,应急补水手段对POS下FDF变化的影响,15,改进项影响分析-液位连续监测,增设液位及温度连续测量装置,乏燃料水池液位监测：原有的设计为液位开关，进行低液位的报警。,在PSA模型液位低报警功能中，考虑液位开关与液位连续监测装置冗余。,16,改进项影响分析-液位连续监测,乏燃料水池原有设计中的液位开关为非安全级设备、无抗震要求； 增设的液位连续测量装置为抗震1类，发生地震等外部灾害后能够实时监测乏燃料水池液位；,17,总结,乏燃料水池全工况下一级内部事件PSA的燃料元件损坏频率约为堆芯损坏频率的1%左右，风险相较堆芯而言比较小。 原有设计中，主要的风险贡献始发事件：PTR系统大漏和丧失厂外电； 原有设计中，持续时间较长的POSN（正常运行工况）是主要的风险贡献工况，POSR（换料工况）单位时间内的风险水平远高于POSN；,18,总结,根据支配性事件序列和支配性最小割集的分析结果可以看出：人误是造成乏燃料水池燃料元件损坏风险的关键因素。 在增设应急补水管线及乏燃料水池状态连续监测设备后，能够实时监测乏燃料水池事故后的状态，有效避免燃料元件裸露，乏燃料水池燃料元件损坏风险明显降低；,19,参考资料,1 ANS，“Low-power And Shutdown PRA Methodology Standard”, Draft C6, June1, 2005. 2 NRC, Operating Experience Feedback Report-Assessment of Spent Fuel Cooling, NU